Főoldal Keresés Letöltések

Működési terület

A NUBIKI tevékenysége az atomerőművek biztonságos működtetését támogatja. Az atomerőművek biztonságának értékelésére, az értékelés eredményei alapján szükségesnek ítélt biztonságnövelés megalapozására determinisztikus és valószínűségi elemzéseket végeznek a NUBIKI munkatársai.

Determinisztikus biztonsági elemzések keretében az atomerőmű különböző folyamatainak számítógépes szimulációjával foglalkozunk.
E tevékenységünk egyik eleme az atomerőművi védőépületben, a konténmentben tervezési üzemzavarok során lejátszódó folyamatok számítógépes elemzése. A számításokat kísérleti eredmények utánszámításával ellenőrizzük. A konténment szivárgásának vizsgálata a biztonságos üzemeltetés fontos feltétele. A paksi atomerőmű üzembe helyezése óta elvégzett számos szivárgásvizsgálat mérési eredményeinek feldolgozásával, az eredmények interpretálásával kapcsolatos tevékenység hagyományos tématerületünk.
A súlyos balesetekkel kapcsolatos termohidraulikai és aktivitás-terjedési folyamatokat számítógépes modellekkel elemezzük. Így elemzéseket végeztünk a paksi atomerőmű biztonságának elemzésével foglalkozó AGNES projektben, valamint az erőmű 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzésére indított projektben. A súlyosbaleset-elemzések fontos területe a konténmentbe jutó hidrogén eloszlásának és eltávolításának vizsgálata, amely háromdimenziós számítógépes modellekkel történik. A számítógépes elemzéseket jelenleg is használjuk, többek között az erőmű súlyosbaleset-kezelési utasításrendszere kialakításának a támogatására. Több nemzetközi kísérleti programban veszünk részt a kísérletek számítógépes utánszámításával, az elemzési modellek ellenőrzése és validálása céljából.

Valószínűségi biztonsági elemzésekkel a súlyos balesetek kialakulásához vezető eseménysorokat azonosítjuk, és meghatározzuk ezek bekövetkezésének esélyét. Részletes folyamatmodelleket készítünk a szóba jöhető üzemzavari helyzetek lehető legteljesebb körére kiterjedően. Az elemzés során az erőmű technológiai rendszereinek és rendszerelemeinek működését és a személyzet beavatkozásait egyaránt részletesen vizsgáljuk. A modellépítést és a számszerű kiértékelést korszerű elemzési módszerek, fejlett számítógépes kódok felhasználásával végezzük. A biztonság szintjének számszerű jellemzése mellett elemzési eredményeink a kockázatszempontú döntéshozatalban is hasznosulnak. E döntéshozatali folyamatnak az atomerőmű üzemeltetője és a nukleáris biztonsági hatóság is részese. A kockázatszempontú alkalmazások céljára jelentős módszer- és eszközfejlesztéseket végzünk.
A valószínűségi biztonsági elemzések több évtizedes tapasztalataira és know-how-jára alapozva tevékenységünk a  paksi atomerőmű blokkjainak üzemidő-hosszabítását, az atomerűművi átalakítások tervezését, a napi üzemviteli feladatok ellátását, valamint az új atomerőművi blokkok létesítésének előkészítését is támogatta, illetve támogatja.

A determinisztikus és valószínűségi elemzéseket általában egymást kiegészítve alkalmazzuk.

Determinisztikus biztonsági elemzések

Konténment tanulmányok

Az erőmű üzembe helyezésétől kezdve végeznek munkatársaink a VVER-440/213 típusú atomerőmű konténmentjére elemzéseket. Az elemzések során a tervezési üzemzavarok (DBA) hatásait és következményeit vizsgáljuk. Többek között a Paksi Atomerőmű Végleges Biztonsági Jelentéséhez (VBJ) készítettünk számításokat. Az utóbbi időben bizonytalansági számításokat végeztünk DBA folyamatok hatására a konténmentben kialakuló állapotok lehetséges határaira.

Súlyos baleseti folyamatok számítása

Számítógépes kódok segítségével elemezzük a VVER-440 atomerőmű viselkedését egy esetleges súlyos baleset feltételezett körülményei között. Az elemzések során a primer és a szekunder körben, valamint a konténmentben lejátszódó fizikai, kémiai folyamatokat vizsgáljuk.
Elemzéseket végeztünk az AGNES projekthez, majd több PHARE projekthez is. A Paksi Atomerőmű 2. szintű valószínűségi biztonsági analíziséhez (PSA 2) termohidraulikai és hasadványterméktranszport-számításokkal járultunk hozzá. A PSA 2 képezi az alapját a súlyosbaleset-kezelésnek.

Súlyosbaleset-kezelés

A Súlyos Baleset Kezelési Utasítás (SBKU) ellenőrzéséhez és a módosítások támogatásához is végeztünk elemzéseket. Az elemzések során többek között meghatároztuk a beavatkozásokhoz rendelkezésre álló időtartamokat.
A súlyosbaleset-kezeléshez szükséges erőművi módosításokat is számítógépes szimulációval támogatjuk. Ennek keretében 3D-s konténment elemzéseket végeztünk a hidrogéneloszlásra a konténmentben. A hidrogénégés következményeinek csökkentésére elhelyezendő passzív auto-katalitikus hidrogénrekombinátorok számának és helyének meghatározása is számításaink alapján történt, integrált súlyos baleseti kód és 3D konténment számítások segítségével.

Valószínűségi biztonsági elemzések

Valószínűségi biztonsági elemzések keretében számszerű kockázatértékeléssel és az elemzési eredményekből származtatható minőségi jellegű következtetések megfogalmazásával is foglalkozunk. Atomerőműbeli súlyos balesetek kialakulásának esélyét, a biztonságnövelés lehetőségeit általában számszerű értékeléssel jellemezzük. A fő kockázati összetevők szerepének minőségi vizsgálatával a biztonságot befolyásoló tényezők szerepébe nyerünk mélyebb betekintést. Tevékenységünk fontosabb elemeiről az alábbiak szerint adhatunk rövid összegzést.

Első szintű valószínűségi biztonsági elemzések

Második szintű valószínűségi biztonsági elemzések

Elemzések rendszeres frissítése

Módszerfejlesztések az elemzések készítésének támogatására

Eszközfejlesztések az elemzések készítésének támogatására

Kockázatszempontú döntéshozatal

Elemzési eredmények és tapasztalatok további felhasználásai

Hazai atomerőművi kapacitás bővítésének támogatása

Közreműködés protonterápiás berendezés kockázatelemzésében

A valószínűségi biztonsági elemzésekkel és alkalmazásukkal kapcsolatos kérdésekkel Siklóssy Tamás divízióvezetőhöz lehet fordulni elektronikus levélben vagy telefonon (+36 1 392 2222/2113).