Biztonsági rendszereken végzett időszakos tesztek atomerőművek biztonságában játszott szerepének vizsgálata
Egy atomerőmű biztonsági rendszereinek elemein, berendezésein időszakosan elvégzett tesztek komoly hatással vannak a nukleáris kockázatra. E hatás a valószínűségi biztonsági elemzés (angolul Probabilistic Safety Asessment, röviden PSA) módszerével vizsgálható és értékelhető. Egy teszt elvégzése után a berendezés használhatatlansága lecsökken a tesztet megelőző időpillanathoz képest. Nem egyértelmű azonban, hogy a teszt elvégzése utáni használhatatlanság matematikai leírása milyen mértékig egyszerűsíthető. Kérdéses, hogy elfogadható megközelítés-e csak időfüggő tagokkal leírni a kockázatot, vagy elengedhetetlen időfüggetlen tagok alkalmazása is.
A munka első lépéseként áttekintettem, hogy a nemzetközi gyakorlatban hol és hogyan foglalkoznak a tesztek kockázatcsökkentő hatásával, milyen célokra és milyen módokon veszik azt figyelembe. Mindezek alapján a kutatásom céljaira összegeztem a tesztek hatásának figyelembevételére alkalmas összefüggéseket.
Jelen kutatás elsődleges célja a tesztek kockázati hatásának vizsgálatára kidolgozott eljárások bemutatása, illetve működőképességének igazolása volt. E célból egy saját készítésű, igen egyszerű eseménylogikai modell felhasználásával kezdtem meg a vizsgálatot. Ebben a modellben a számítások kézzel is könnyedén elvégezhetőek voltak, így a szoftveres eljárások ellenőrizhetővé váltak, továbbá kiválóan alkalmas tesztértékesség vizsgálatok szemléltetésére.
A meghatározott összefüggések felhasználásával módosítottam a tesztelt bázisesemények bemenő adatait, melyeket úgy adtam meg, hogy figyelembe vettem időfüggő, illetve időfüggetlen tagokra vonatkozó paramétereket is.
Érzékenységvizsgálatot végeztem a tesztek hibavalószínűség-csökkentő hatásának elemzésére. A kapott eredményeket kétféle módon értékeltem ki: egyrészt a kumulatív zónasérülési valószínűség alakulása, másrészt a tesztértékességek és az azok alapján kialakuló fontossági sorrend összevetése alapján.
A számításokat elvégeztem a saját egyszerű modellemmel, a Paksi Atomerőmű kockázatmonitor-modelljével és alap-PSA-modelljével is. Az eredmények azt mutatták, hogy míg egy kisebb méretű, mesterséges modellel meghatározott kockázatban jelentősek lehetnek a változások, addig a Paksi Atomerőmű tényleges kockázatmodelljei esetében az időfüggetlen tagok modellbe vétele nem okoz igazán nagy eltérést a kockázat számított értékében.
szerző
-
Fekete Dezső Domonkos
Fizika alapszak (BSc)
alapképzés (BA/BSc)
konzulensek
-
Boros Ildikó
mesteroktató, Nukleáris Technika Tanszék -
Karsa Zoltán
Tudományos főmunkatárs, NUBIKI Kft. (külső)