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 aktivitásterjedési folyamatokat számítógépes modellekkel elemezzük. Az elemzések segítségével készítjük az erőmű 2. szintű valószínűségi biztonsági elemzését. Az elemzések másik felhasználási területe a súlyos balesetkezelés, a balesetek következményeinek csökkentését szolgáló eszközök, útmutatók megalapozása, ellenőrzése. Az elemzések eredményeit felhasználják az atomerőmű személyzetének oktatására. A súlyosbaleset-elemzések fontos területe a konténmentbe jutó hidrogén eloszlásának és eltávolításának vizsgálata háromdimenziós számítógépes modellek segítségével. A számítógépes elemzéseket jelenleg is használjuk, többek között az erőmű súlyosbaleset-kezelési utasításrendszere kialakításának a támogatására. Hazai és nemzetközi programokban veszünk részt az elemzési modellek fejlesztése és kísérleti ellenőrzése céljából. A determinisztikus biztonsági elemzések tapasztalatai felhasználtuk és felhasználjuk a meglévő és tervezett atomerőművi blokkok biztonságának értékelésére, valamint a biztonság növelésére.

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 elemzések

A konténment termohidraulikai elemzésekhez többféle külföldi fejlesztésű számítógépes program, úgynevezett osztott paraméterű kódok (pl. CONTAIN, COCOSYS) és 3D program (GASFLOW) áll a divízió rendelkezésére. Ezen programok alkalmasak egymáshoz kapcsolódó térrészekben a különböző gázok (pl. H2, N2, O2, Ar, Xe, Kr, CO, CO2) vízgőz és víz hatására kialakuló nyomás, hőmérséklet, gázeloszlás számítására, a térrészek közötti átáramlások meghatározására.
A baleseti folyamatok során a konténmentbe jutó hasadási termékek (nemesgázok, gőzök, aeroszolok) konténmenten belüli viselkedésének számításához a termohidraulikai kódokhoz kapcsolt terjedést számító programok állnak rendelkezésünkre. Ezen programokkal kísérletek számítását és erőművi számításokat is végzünk.
A programok alkalmazásában nagy gyakorlattal rendelkező kollégáink a paksi VVER-440/213 erőmű üzembe helyezésétől kezdve végeznek elemzésekett az atomerőmű konténmentjére. Az elemzések során a tervezési üzemzavarok (DBA) hatásait és következményeit vizsgáljuk. Többek között a paksi atomerőmű Végleges Biztonsági Jelentéséhez (VBJ) készítettünk számításokat. Ehhez kapcsolódóan bizonytalansági számításokat végeztünk DBA folyamatok hatására a konténmentben kialakuló állapotok lehetséges határaira. A számításokhoz segéd programokat fejlesztettünk az eredmények feldolgozásához.

Súlyos baleseti folyamatok számítása

A divízión amerikai és európai fejlesztésű számítógépes kódok állnak rendelkezésre az összetett súlyos baleseti folyamatok elemzéséhez. Együttműködünk a kódok fejlesztőivel, nemzetközi programokban, a kódok tovább fejlesztésén.
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 és az EU különböző keretprogramjaihoz. 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 súlyosbaleset-kezelés hazai (CERES – reaktortartály külső hűtés) és nemzetközi kísérleteiben (pl. THAI - hidrogénrekombinátor) és más EU támogatott (pl. IVMR) programokban vettünk, veszünk részt számításokkal. Az elméleti és kísérleti munkákon kívül 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.
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. Az elkészített számítások alapját képezik a paksi atomerőmű súlyos baleseti szimulátorának.

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

Az aktív zóna, továbbá az erőműbeli üzemanyag-tárolók fűtőelemeinek sérüléséhez vezető baleseti folyamatokat ún. első szintű valószínűségi biztonsági elemzésekkel vizsgáljuk és értékeljük. A paksi atomerőmű négy blokkjára általunk végzett ilyen típusú elemzések a szóba jöhető kezdeti események és reaktor-üzemállapotok széles körére kiterjednek. Kezdeti események mint normál üzemmenetet zavaró hatások között belső, technológiai eredetű meghibásodásokat (pl. csővezetéktörések), belső veszélyeket (telephelyi tűz, telephelyi forrásból származó elárasztás) és külső hatásokat (pl. földrengés, szél, hó, zúzmara, dunai szennyezés) vettünk figyelembe. Üzemállapotok tekintetében a teljes teljesítményű üzem, a csökkentett teljesítményen üzemelő és a leállított reaktor üzemzavarai egyaránt részét képezik vizsgálatainknak. A reaktorcsarnokbeli pihentető medence fűtőelemeinek sérülési lehetőségeire hasonló terjedelmű valószínűségi biztonsági elemzést készítettünk, mint a reaktorra. Az elemzés részét képező modellépítést, adatfeltöltést és számszerű kiértékelést részben a nemzetközi gyakorlatban bevált, kereskedelmi forgalomban lévő, részben saját fejlesztésű számítógépi kódokkal hajtjuk végre.

Második szintű valószínűségi biztonsági elemzések

Az első szintű valószínűségi elemzések kiterjesztéseként ún. második szintű elemzéseket készítettünk, ill. készítünk. Ezen elemzésekben a súlyos baleseti folyamatok konténmentbeli alakulásának modellezésével meghatározzuk az erőműből lehetséges súlyos baleseti nagy radioaktivitás-kibocsátásokat és azok valószínűségét. A paksi atomerőmű második szintű valószínűségi biztonsági elemzése – az első szintű elemzésekhez hasonlóan – a szóba jöhető üzemzavarok igen széles körét magában foglalja. A második szintű elemzéseket az intézet Kockázatelemzési és Biztonságelemzési Divíziójának igen szoros együttműködésében végezzük.

Elemzések rendszeres frissítése

A paksi reaktorblokkok valószínűségi biztonsági elemzését, azon belül az ún. eseménylogikai modelleket, e modellek bemenő megbízhatósági adatbázisát, az elemzések eredményeit és dokumentációját rendszeresen frissítjük. Általában minden naptári évben végzünk frissítést annak érdekében, hogy az erőmű biztonsági színvonaláról a lehető leghűbb képet adjuk. A frissítésekkor figyelembe vesszük és értékeljük a biztonságot érintő erőműbeli átalakítások, az üzemviteli és karbantartási tapasztalatok, az elemzési terjedelem bővítésének, valamint az elemzési módszerek és ismeretek fejlődésének hatását.

Módszerfejlesztések az elemzések készítésének támogatására

A módszerfejlesztéseken belül különösen nagy hangsúlyt helyezünk az erőművi személyzet tevékenységének valószínűségi alapú leírását lehetővé tevő modellek és eljárások kidolgozására. Számos kísérletet, megfigyelést végeztünk a paksi atomerőmű teljes léptékű szimulátorán. E megfigyelésekben a vezénylőtermi személyzetek üzemzavari tevékenységét jellemző adatokat gyűjtöttünk, mely adatok elemzésének eredményeit a megfigyelési tapasztalatokat és a szubjektív elemzői megítélést ötvöző eljárások kifejlesztésére használtuk. Ezen eljárásokat a valószínűségi biztonsági elemzések részeként elvégzett emberi megbízhatósági elemzésekben alkalmazzuk.
Mindemellett a külső veszélyekből adódó kockázat számszerűsítéséhez is több esetben saját fejlesztésű módszert dolgoztunk ki és alkalmaztunk. Kiemelendő ezek közül az épületek és szabadtéri berendezések hó- és szélteherre, valamint tornádóra vonatkozó sérülékenységi jellemzők meghatározása, melyet statikus szakértők bevonásával, a szerkezeti megbízhatósági analízis alapelveit figyelembe véve végeztünk. Továbbá módszert dolgoztunk ki a dunai szennyezés miatti vízkivétel ellehetetlenülése gyakoriságának meghatározására is.

Eszközfejlesztések az elemzések készítésének támogatására

Eszközfejlesztéseink közül kiemelhető a tűz és belső elárasztás kockázatának vizsgálatára létrehozott, ADRIA nevű számítógépi adatbázis, elemző- és tervezőeszköz. Az ADRIA az erőművi rendszerelemek és különösen a kábelek, kábelnyomvonalak részletes nyilvántartásán, valamint a kockázatelemzések speciális igényeinek kiszolgálásán felül fontos eszköze kábelnyomvonalak tervezésének, kábelezéssel kapcsolatos napi üzemviteli feladatok támogatásának. A paksi blokkok üzemidejének tervezett meghosszabbítása érdekében az ADRIA felhasználásra kerül a kábelek öregedéskezelési programjában. Adatbázisként a leszerelési munkák megalapozásában is alkalmazható a blokkok üzemidejének végén.

Kockázatszempontú döntéshozatal

Elemzési eredmények és tapasztalatok további felhasználásai

Hazai atomerőművi kapacitás bővítésének támogatása

A valószínűségi elemzésekben szerzett jártasságunkat és ismereteinket felhasználva bekapcsolódtunk a paksi atomerőmű blokkjainak bővítésére irányuló műszaki-tudományos megalapozó tevékenységbe. Erről további részleteket a Referenciák menüpont tartalmaz honlapunkon.

Közreműködés protonterápiás berendezés kockázatelemzésében

Elemzéseinkben, az azokat támogató módszerfejlesztésekben és az elemzési eredmények alkalmazásában jelentős szerepe van a nemzetközi együttműködésnek. Ennek példájaként említhető a svájci Paul Scherrer Intézetben lévő protonterápiás daganatkezelő berendezésre vonatkozó kockázatelemzés, melynek elvégzéséhez a villamos és irányítástechnikai alrendszerek hibafáinak kidolgozásával járultunk hozzá.

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