2012. november 6.

Szerző:
Medgyesy Ferenc

Javító intézkedések a Célzott Biztonsági Felülvizsgálat után

Tavaly március 11-én Japán keleti partjaitól úgy 130 kilométerre, az óceán alatt a világon eddig regisztrált földrengések közül a negyedik legnagyobb tört felszínre. Japán írott történelmében ilyen erősségű földrengésre még nem volt példa. A földmozgás rendkívüli méretű cunamit generált, és a két természeti csapás együttes hatásaként súlyos reaktorbaleset történt a Fukusima I. atomerőműben. Az atomerőművet üzemeltető európai országok gyorsan reagáltak a fukusimai balesetre, a nemzeti nukleáris hatóságok önként vállalták, hogy az általuk felügyelt atomerőműveket egységes felülvizsgálatnak vetik alá. Meg­egyezés született arról is, hogy a vizsgálatokról készült jelentéseket egységesen szervezett nemzetközi szakértői vizsgálat részeként fogják áttekinteni.


A bekövetkezett súlyos baleset rávilágított a fukusimai atomerőmű több gyengeségére is, ezekből kiindulva a nemzeti felülvizsgálatok alapvetően a következő kérdésekre keresték a választ:

  • A telephelyen lehetséges természeti eredetű külső hatásoknak megfelelően van-e megválasztva az adott erőmű tervezési alapja?
  • Hogyan viselné el az erőmű a tervezési alapot meghaladó külső természeti hatásokat?
  • Milyen módon következhet be tartósan az erőmű villamos betáplálásának teljes elvesztése, és mi lehet ennek a következménye?
  • Milyen módon következhet be tartósan az erőműben a szükséges fűtőelemhűtés tartós kimaradása, és mi lehet ennek a következménye?
  • Megfelelően felkészült-e az erőmű a reaktorok és a pi­hen­tető­medencék súlyos balesetének elkerülésére, az esetlegesen bekövetkező súlyos balesetek következményeinek csökkentésére?
  • Megfelelően felkészült-e az erőmű baleset-elhárítási szervezete a fenti események kezelésére, beleértve a fenti események kombinációit, továbbá a valamennyi blokk reaktorára és pi­hen­­te­tő­­medencéjére kiterjedő baleseti helyzeteket?

A fentiekben megfogalmazott kérdések alapján a Paksi Atomerőműben is lezajlott az ún. Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF). A vizsgálat megnyugtató képet adott a Paksi Atomerőmű biztonsági helyzetéről, igazolta, hogy a paksi blokkok teljesítik a tervezési alaphoz tartozó követelményeket, beleértve a belső és külső hatásokkal szembeni védettség kritériumait. A vizsgálatok alapján rögzíthető volt az is, hogy a fukusimai tapasztalatok feldolgozása és a Célzott Biztonsági Felülvizsgálat eredményei Pakson nem tesznek szükségessé azonnali beavatkozásokat.

A kondenzátor hűtővíz rendszer udvartéri csővezetékei

A felülvizsgálat ugyanakkor arra is rámutatott, hogy több lehetőség is kínálkozik a tartalékok növelésére a kis valószínűségű, a tervezési alapon túli terheléseket okozó hatásokkal vagy azok következményeivel szemben. Ennek alapján a jelentésben további javító intézkedéseket határoztak meg. Ezeket a megvalósíthatóság szempontjából két kategóriába sorolták, végrehajtásuk tervezett ütemezését 2012. június végén az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. benyújtotta az Országos Atomenergia Hivatalnak (OAH).
A javító intézkedések egy része a külső hatásokkal (jellemzően a földrengéssel) szembeni védettség további fokozására, más része alternatív villamos betáplálási, illetve hűtési lehetőségek feltárására, biztosítására irányult.

Külső hatásokkal szembeni védettség

A külső hatásokkal szembeni védettség fokozása céljából döntés született például a 400 kV és 120 kV-os alállomások és a szigetüzemre kapcsoló automatikák védettségének növeléséről.
Ebbe a kategóriába sorolható még a megfelelő védelem kialakítása a kondenzátor hűtővíz szivattyúk vonatkozásában, amikor a kondenzátor hűtővíz vezeték földrengés vagy egyéb okból megsérül.

Alternatív villamos betáplálás és hűtés

Az alternatív villamos betáplálási és hűtési lehetőségek biztosítása érdekében egy már korábban elhatározott intézkedés átdolgozására került sor. Jelenleg minden paksi blokk Y, X, W jelű biztonsági rendszeréhez kapcsolódik egy-egy telepített dízelgenerátor, amely az autonóm biztonsági energiaellátás biztonsági funkciót valósítja meg. Ezenfelül minden egyes blokknak van egy saját, ún. súlyosbaleseti mobil dízelgenerátora is.

A súlyosbaleseti dízelgenerátor

E léghűtéses, önálló segédüzemű dízelgenerátorok feladata a legszélsőségesebb körülmények közepette is a villamos betáplálás biztosítása a balesetkezeléshez kapcsolódó mérőrendszerhez és technológiához. Ez utóbbi közül a legfontosabb a primer köri nyomáscsökkentéshez szükséges térfogat-kompenzátor szelepek működtetése, továbbá a lokalizációs torony ürítőszelepeinek és a reaktortartály külső hűtését biztosító leeresztőszelepek működtetése. Már a fukusimai eseményeket megelőzően napirenden volt egy bármely blokkon alkalmazható tartalék dízelgenerátor létesítése. Tekintettel a CBF által meghatározott magasabb külső veszélyekkel szembeni követelményekre, ez a koncepció annyiban változott, hogy döntés született két baleseti és karbantartási állapotban egyaránt üzemeltethető dízelgenerátor létesítéséről. Ezek megvalósulása jelentősen növelheti majd az erőmű védettségét a villamos betáplálás elvesztésével szemben.

A CBF egyik kiemelt területe a pihentetőmedence külső vízutánpótlásának biztosítása volt. Ennek megfelelően a javító intézkedések keretében megfogalmazódott egy földrengésre, külső veszélyekre is biztonsággal méretezett, udvartéri flexibilis csatlakozású betápláló vezeték kiépítése. Ezen a vezetéken bórozott vízkészlet felhasználásával lehet majd a pihentetőmedence töltését elvégezni.

Súlyos balesetek következménycsökkentése

A baleseti folyamatok ismert módon, a VVER 440 reaktorokra jellemzően viszonylag hosszú idő alatt játszódnak le. A kockázat mértékét jelentősen csökkenti a 2011. december 31-ével bevezetett súlyos­baleset-kezelés, amely dedikált rendszerek – mint például a reaktortartály külső hűtés, nagy teljesítményű passzív autokatalitikus hidrogén rekombinátorok, baleseti mérőrendszer – beépítésével és megfelelő útmutatórendszerrel segíti a baleset következményeinek csökkentését.

Az elemzések alapján a súlyos baleset késői szakaszában ugyanakkor a reaktortartály külső hűtése során keletkező gőz hatására a hermetikus téren belüli nyomás növekedhet, hozzávetőleg nyolc nap alatt meghaladhatja a 3,35 bar értéket. Amennyiben addig nem történik valamilyen nyomáscsökkentés, a hermetikus tér megsérülhet. Habár ennek elkerülésére a vonatkozó eljárásrend tartalmaz útmutatást, a hermetikus téri túlnyomódás megelőzésére további javító intézkedést határoztak meg. Ezzel kapcsolatban két koncepciót vizsgálnak meg a szakemberek. Az egyik a szűrt leeresztés megvalósítása, amelynél a közeg egy megfelelő hatásfokú szűrőn keresztül jut a környezetbe. A másik koncepció a hermetikus tér hosszú távú hűtés megvalósítása, amely egyúttal kezeli a hermetikus tér túlnyomódását is, és szükségtelenné tenné a szűrt vagy szűretlen kibocsátást.

Baleset-elhárítási gyakorlat – munkában az irányító központ

Az atomerőművek engedélyezésének legfőbb műszaki hátterét a determinisztikus biztonsági elemzések alkotják. Ezek egyértelműen igazolják, hogy az erőmű biztonsága kielégíti az összes hatósági követelményt, előírást. A valószínűségi elemzések további fontos információval szolgálnak, amelyek jól használhatók a biztonság javítása érdekében. Ezek az elemzések számos biztonságnövelő intézkedésre vezettek az elmúlt évtizedekben, beleértve a balesetek megelőző és következménycsökkentő kezelését.

Az erőmű mai állapotában a valószínűségi elemzések kedvező képet mutatnak.
A Paksi Atomerőműben végrehajtott Célzott Biztonsági Felülvizsgálat megállapította, hogy a Fukusimában tapasztalt mértékű extrém környezeti hatások és az azt követő üzemzavari eseményláncok kialakulása valószínűtlen a paksi telephelyen. Ugyanakkor a vizsgálat további javítási lehetőségeket tárt fel a biztonsági tartalékok növelésére, ezek megvalósítása megkezdődött a Paksi Atomerőműben.•


 
Archívum
 2011  2012  2013  2014  2015  2016  2017  2018  2019  2020  2021  2022
Címkék

Innotéka