ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE
Transkript
ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE
ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE TEZE K DISERTAČNÍ PRÁCI České vysoké učení technické v Praze Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská Katedra jaderných reaktorů Ing. Radim Meca Pokročilá „Best Estimate“ metodika pro bezpečnostní analýzy a její aplikace na iniciační událost roztržení konce parního kolektoru PG na JE Temelín Doktorský studijní program: Aplikace přírodních věd Studijní obor: Jaderné inženýrství Teze disertace k získání akademického titulu "doktor", ve zkratce "Ph.D." Praha, prosinec 2013 2 Disertační práce byla vypracována v kombinované formě doktorského studia na katedře jaderných reaktorů Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze. Uchazeč: Ing. Radim Meca Oddělení Bezpečnostní analýzy ÚJV Řež, a. s. Školitel: Ing. Jiří Macek, CSc. Oddělení Bezpečnostní analýzy ÚJV Řež, a. s. Oponenti: Prof. Ing. Bedřich Heřmanský, CSc. Ing. Alexandr Miasnikov, CSc, Ing. Ivan Tinka, CSc. Teze byly rozeslány dne: ............................... Obhajoba disertace se koná dne 23.1.2014 v 9.00 hod. před komisí pro obhajobu disertační práce ve studijním oboru Jaderné inženýrství v zasedací místnosti č. L 144 Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze. S disertací je možno se seznámit na děkanátě Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze, na oddělení pro vědeckou a výzkumnou činnost, Břehová 7, Praha 1. Prof. Ing. Marcel Miglierini, Dr.Sc. předseda komise pro obhajobu disertační práce ve studijním oboru Jaderné inženýrství Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, Břehová 7, Praha 1 3 1. SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY................................................. 6 1.1 KONZERVATIVNÍ ANALÝZY ................................................................. 7 1.2 BEST ESTIMATE ANALÝZY ................................................................... 8 2. CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE................................................................ 10 3. METODY ZPRACOVÁNÍ .................................................................... 11 3.1 STATISTICKÉ VYHODNOCOVÁNÍ ....................................................... 11 3.2 METODICKÝ POSTUP ......................................................................... 14 3.3 VÝPOČETNÍ NÁSTROJE ...................................................................... 14 3.4 VALIDACE .......................................................................................... 16 3.5 PŘENOSITELNOST NEURČITOSTÍ ....................................................... 16 3.6 VYHODNOCOVÁNÍ.............................................................................. 16 4. VÝSLEDKY ............................................................................................ 17 4.1 METODICKÝ NÁVOD ÚPLNÉ BEST ESTIMATE METODY ..................... 17 4.2 APLIKACE POSTUPU NA KONKRÉTNÍ INICIAČNÍ UDÁLOST ............... 19 2.1.1 Výběr experimentálního zařízení a experimentu ........................ 19 2.1.2 Výpočet experimentu .................................................................. 21 4.1.1.1 Výpočetní model .............................................................................21 4.1.1.2 Referenční výpočet .........................................................................22 4.1.1.3 Statistická analýza...........................................................................26 2.1.3 Výpočet experimentu s modelem elektrárny ............................... 29 4.1.1.4 Referenční výpočet .........................................................................30 4.1.1.5 Statistická analýza...........................................................................31 2.1.4 Výpočet elektrárny...................................................................... 35 4.1.1.6 Výpočetní model .............................................................................35 4.1.1.7 Iniciační událost ..............................................................................36 4.1.1.8 Kritéria přijatelnosti ........................................................................37 4.1.1.9 Referenční výpočet .........................................................................37 4.1.1.10 Statistická analýza.........................................................................38 5. ZÁVĚR .................................................................................................... 44 Seznam v tezích použité literatury.……………………………………….... 47 Seznam prací disertanta vztahujících se k disertaci..………………………..48 Ohlasy / Bez ohlasů a recenzí.………………………………………………50 SUMMARY..………………………………………………………….….…50 RESUMÉ …………………………………………………………………...51 4 Seznam zkratek ANSI American National Standards Institute ATHLET Analysis of THermal-hydraulics of LEaks and Transient (systémový termohydraulický výpočetní program) a. z. aktivní zóna BE Best-Estimate (realistický) CFR Code of Federal Regulations DNBR Departure from nucleate bowling radio (rezerva do krize varu) GRS Gesellschaft für Anlangen - und Reaktorsicherheit mbH HP horký proutek HZP hot zero power (horký nevýkonový stav bloku) IAEA International Atomic Energy Agency I.O primární okruh II.O sekundární okruh IU iniciační událost JE jaderná elektrárna KP kritérium přijatelnosti PG parní generátor PSB-VVER experimentální zařízení v Elektrogorsku v Rusku PpBZ předprovozní bezpečnostní zpráva RČA rychločinná armatura RZV rychlozávěrný ventil SUSA Software for Uncertainty and Sensitivity Analyse (statistický výpočetní nástroj) TH termohydraulika, termohydraulický USNRC United States Nuclear Regulatory Commission VVER vodo-vodní energetický reaktor 5 1. SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY Prokazování dosažené úrovně bezpečnosti jaderných elektráren je pomocí bezpečnostních analýz postulovaných iniciačních událostí počítaných systémovými termohydraulickými a neutronově-fyzikálními programy. Bezpečnostní analýzy předpovídají průběh odezvy jaderné elektrárny na definované iniciační události. Oceňují riziko provozu jaderné elektrárny a ukazují, jak jsou splněny bezpečnostní požadavky proti úniku radioaktivních látek po iniciačních událostech, které nastávají nebo mohou nastat během celého rozsahu provozních podmínek. Cílem bezpečnostních analýz je prokázání splnění příslušných kritérií přijatelnosti daných iniciačních událostí. Podle atomového zákona [1] je bezpečnost českých jaderných elektráren zajištěna na základě Předběžné bezpečnostní zprávy (PpBZ). Splnění obecných kritérií přijatelnosti obsažených ve vyhlášce [2] je prokázováno bezpečnostními analýzami reprezentativních (bounding) iniciačních událostí prezentovanými v kap. 15 PpBZ „Havarijní analýzy“ [3]. Rozsah a formát havarijních analýz vychází z dokumentů SÚJB (Vyhláška 195/99), amerických dokumentů ANSI, CFR, USNRC a doporučení a návodů IAEA. Bezpečnostní zpráva vychází z osnovy definované v RG 1.70, Revision 3 [4], která je SÚJB akceptovaná. Bezpečnostní analýzy jsou hodnoceny v souladu s dokumentem NUREG 800 [5]. Na základě kombinace použitého výpočetního programu a uvažovaných předpokladů výpočtů je možné rozdělit přístup ke zpracování bezpečnostních analýz do několika skupin: provedení výpočtů konzervativními výpočetními programy s konzervativními podmínkami, provedení výpočtů best estimate výpočetními programy s konzervativními podmínkami, provedení výpočtů pomocí best estimate výpočetních programů s realistickými počátečními a okrajovými podmínkami a s využitím výsledků analýzy neurčitosti s ohledem na hodnocené kritérium přijatelnosti. Určení možných kombinací je na základě stanovení dvou důležitých kategorií informací, a to předpokladu o dostupnosti systémů elektrárny (normální provozní systémy, řídicí systémy, bezpečnostní systémy) a ostatní data jako např. počáteční a okrajové podmínky. Přehled možných kombinací použitých výpočetních programů a vstupních souborů pro bezpečnostní analýzy uvádí následující tabulka. 6 Tabulka 1:Souhrn přístupů k provádění bezpečnostních analýz Využitý výpočetní program Počáteční a okrajové podmínky Dosažitelnost systémů Přístup Konzervativní konzervativní konzervativní konzervativní předpoklady deterministický Kombinovaná best estimate konzervativní konzervativní předpoklady deterministický Best estimate s uvážením neurčitostí vstupních dat a modelů best estimate realistické + neurčitosti konzervativní předpoklady deterministický Pravděpodobnostní s uvážením neurčitostí vstupních dat a modelů best estimate realistické + neurčitosti na základě PSA pravděpodobnostní Metodika V současné době je u bezpečnostních analýz uplatňován tzv. „kombinovaný přístup“, tedy výpočet procesu počítaný programy nejlepšího odhadu (ATHLET, RELAP, DYN3D, COCOSYS) s uplatněním konzervativismu v počátečních a okrajových podmínkách a předpokladech dostupnosti a činnosti zařízení elektrárny. V poslední revizi bezpečnostní zprávy JE Temelín [3] jsou vybrané iniciační události variantně vyhodnoceny best estimate přístupem vyznačeným v tabulce barevně. 1.1 Konzervativní analýzy Konzervativní přístup k bezpečnostním analýzám zajišťuje, že výpočet iniciační události hodnocené podle daných kritérií přijatelnosti je ohraničen konzervativními „bouding“ hodnotami. Výběr jak počátečních a okrajových podmínek, charakteristik použitých materiálů a dalších podmínek výpočtů, tak předpoklady v nastavení a dostupnosti systémů a zařízení je proveden způsobem, který vede k pesimistickým (konzervativním) výsledkům vzhledem k hodnocenému kritériu přijatelnosti. Při výběru konzervativních předpokladů se vychází z doporučení výrobců a provozovatelů elektráren [4]. Je uplatněno kritérium jednoduché poruchy, která způsobí ztrátu očekávané bezpečnostní funkce. 7 Nevýhoda tohoto přístupu spočívá v tom, že neumožňuje definovat žádnou rezervu mezi odezvou skutečné elektrárny a odezvou konzervativně vypočítanou. Konzervativní přístup rovněž neposkytuje informaci o skutečném časovém rozvoji havarijního procesu a odezvách zařízení. Konzervativní přístup nelze použít pro vývoj a přípravu havarijních postupů (Emergency Operating Procedures) a řízení havárií (Accident Management) na jaderných elektrárnách, ale pouze k jejich kontrole. Konzervativní přístup představuje relativně rychlou metodu, ale pro potvrzení konzervativnosti (obálkovosti) tento přístup vyžaduje v některých případech provedení řady vyhledávacích (citlivostních) výpočtů. Výsledkem bezpečnostní analýzy je pouze konstatování, zda-li byla příslušná kritéria přijatelnosti splněna a s jakou rezervou. 1.2 Best estimate analýzy V posledních několika letech jsou k bezpečnostnímu hodnocení vybraných iniciačních událostí nově vyvíjeny moderní pokročilé best estimate metodiky s využitím neurčitostí tzv. BEPU ‚‚Best Estimate Plus Uncertainity‘‘. Doporučení k jejich použití pro bezpečnostní analýzy a popis je uveden v IAEA Safety Reports Series No. 52 [6]. Od roku 1996 CSNI (Commitee on the Safety of Nuclear Installations), která zajišťuje mezinárodní kooperaci v jaderné bezpečnosti mezi členskými státy OECD [7], zavádí využití metodiky nejlepšího odhadu (best estimate) v bezpečnostních analýzách jaderných elektráren. Tento přístup kombinuje výpočetní program nejlepšího odhadu, realistická data (parametry elektrárny, počáteční a okrajové podmínky) a realistický scénář nehody. Jelikož se jedná o bezpečnostní analýzy, uvažují se ve výpočtech konzervativní předpoklady pouze v dostupnosti a činnosti systémů. U bezpečnostních analýz zpracovaných best estimate přístupem jsou specifická kritéria přijatelnosti daných iniciačních událostí porovnávána s horním (tlak, teplota) nebo dolním (DNBR) tolerančním limitem hodnocené neurčité výstupní veličiny vhodnou statistickou neurčitostní analýzou. Míra citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí na výslednou hodnocenou neurčitou veličinu je stanovována pomocí Spearmanových korelačních koeficientů statistickou citlivostní analýzou. Hlavním požadavkem na best estimate výpočetní model je prokázání, že výpočet realisticky popisuje chování jaderné elektrárny během daného procesu (předpokládané havárie). Pro ocenění neurčitosti výsledků musí být provedeno porovnání výsledků výpočtů s naměřenými hodnotami 8 relevantního experimentu a musí být identifikovány a oceněny neurčitosti vstupního výpočetního modelu a použitého výpočetního programu. Best estimate přístup zajišťuje předpovězené chování jaderné elektrárny s danou neurčitostí, tedy že aktuální hodnota výstupní neurčité veličiny se nachází v neurčitostním pásmu např. mezi horním a dolním statistickým limitem v případě dvoustranného tolerančního limitu. Vypočítaná výsledná neurčitost výstupní veličiny představuje při použití best estimate přístupu míru skutečné rezervy elektrárny. Z tohoto důvodu je možné provést eliminaci zbytečného konzervativismu v bezpečnostních analýzách. Tento přístup umožňuje provozovateli využít nadbytečné rezervy do splnění příslušných kritérií přijatelnosti. Na následujícím obrázku je schematicky znázorněn rozdíl ve stanovení bezpečnostních rezerv konzervativním a best estimate přístupem. U konzervativního přístupu jsou výsledky vyjádřeny sadou konzervativních podmínek omezených akceptačními kritérii, zatímco u best estimate analýzy jsou výsledky vyjádřeny statistickým neurčitostním pásmem počítané neurčité výstupní veličiny. Obrázek 1: Ilustrace bezpečnostních rezerv 9 2. CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE Hlavním cílem předkládané disertační práce je návrh a popis celého metodického postupu pro efektivní provádění bezpečnostních analýz úplným best estimate přístupem a jeho konkrétní aplikace na nejvíce provozně omezující iniciační událost, kterou je roztržení konce parního kolektoru parního generátoru na jaderné elektrárně VVER-1000/320 Temelín. Stěžejní část práce je zaměřena na návrh způsobu prokazování přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí z výpočtu experimentů na výpočty vhodných událostí jaderné elektrárny a konkrétní aplikace na zvolené iniciační události. Účel práce spočívá zejména v následujících oblastech: - rozbor možných přístupů k bezpečnostnímu hodnocení událostí a zdůvodnění výhod a nevýhod jednotlivých metod, - popis a zdůvodnění moderního best estimate přístupu s využitím statistické analýzy k vyhodnocení bezpečnosti konkrétní iniciační události, - vytipování vhodného plnotlakého integrálního experimentálního zařízení, které modeluje jadernou elektrárnu s reaktorem typu VVER-1000, - výběr relevantního experimentu za účelem validace vstupního modelu elektrárny Temelín pro výpočty komplikované události velkého úniku chladiva ze sekundárního okruhu, která vede k asymetrickému vychlazování primárního okruhu a způsobuje významné změny prostorového generování výkonu v aktivní zóně, - validace výpočetního modelu experimentálního zařízení na základě zvoleného experimentu, - detailní rozbor přechodového procesu a identifikace všech potenciálně důležitých neurčitostí výpočetních modelů a parametrů zvoleného programu, jež mají potenciální vliv na posuzovanou neurčitou výstupní veličinu a statistické vyhodnocení neurčitosti a citlivostí, - validace výpočetního modelu jaderné elektrárny Temelín na základě výpočtu identického experimentu, - přenos vstupních neurčitostí z výpočtu experimentu s modelem zařízení na stejný výpočet s modelem elektrárny, 10 - statistické vyhodnocení neurčitosti a citlivosti stejné výstupní veličiny, - prokázání přenositelnosti identifikovaných neurčitostí na základě dosažené podobnosti statistických neurčitostních pásem obou výpočtů a shody parametrů s největší citlivostí na posuzovanou výstupní veličinu, - detailní rozbor a popis havarijního procesu vybrané iniciační události roztržení konce parního kolektoru PG na jaderné elektrárně Temelín, - identifikace tzv. vnějších neurčitostí (např. chyby měření, nastavení systémů, odezvy instrumentací apod.) elektrárny vzhledem k vyhodnocovanému kritériu přijatelnosti, - redukce velkého počtu vstupních neurčitostí na základě výsledku předběžné statistické citlivostní analýzy, - definování finálního seznamu vstupních neurčitostí s významným vlivem na hodnocenou neurčitou výstupní veličinu, provedení statistické neurčitostní a citlivostní analýzy, - bezpečnostní vyhodnocení iniciační události (stanovení neurčitosti výstupních veličin, určení rezervy do dosažení daných kritérií přijatelnosti a zvýšené rezervy vůči konzervativnímu výpočtu). Disertační práce představuje nejen explicitní vyjádření zvýšené bezpečnosti elektrárny u jedné z klíčových událostí, ale především ucelené provedení úplné bezpečnostní analýzy moderním přístupem nejlepšího odhadu. Výsledky disertační práce je možné zhodnotit jak z hlediska bezpečnosti jaderné elektrárny a jejího provozu, ekonomiky, legislativy, tak pro zpřesnění termohydraulických výpočtů a dalšího vývoje a zpracování bezpečnostních analýz best estimate přístupem. 3. METODY ZPRACOVÁNÍ 3.1 Statistické vyhodnocování Termohydraulické a neutronově-fyzikální modely výpočetních programů, se kterými se provádějí bezpečnostní analýzy, predikují fyzikální chování základních fyzikálních jevů, ke kterým dochází během havarijních procesů jaderné elektrárny. Výpočet každého termohydraulického procesu je 11 zatížen nějakou neurčitostí. Výsledná neurčitost zahrnuje dílčí neurčitosti jednotlivých procesů, neurčitosti programových modelů, neurčitosti výpočetních modelů elektrárny a vstupních parametrů (nodalizace, akceptance výchozího stavu, vyhodnocení a kvalita výsledků, efekt měřítka (geometrické rozdíly a neschopnost reprodukovat některé fyzikální jevy) a další neurčité vlivy. Tyto všechny neurčitosti mají svůj podíl jak na průběhu celého řešeného procesu tak na jeho hodnocení. Výpočty a výsledky výpočtů tedy nejsou absolutně přesné, ale neurčité. Zdroje neurčitostí výpočtů termohydraulickými výpočetními programy je možné rozdělit na tzv. vnitřní a vnějších neurčitosti. Vnitřní neurčitosti jsou dané aplikovatelností fyzikálně-matematických modelů naprogramovaných ve výpočetních programech nejlepšího odhadu (modely, korelace). Vnější neurčitosti představují neurčitosti elektrárny (vstupní parametry, chyby měření, nastavení systémů, odezvy instrumentace apod.). Statistické vyhodnocení těchto neurčitostí bylo provedeno subjektivní pravděpodobnostní metodou GRS [8] a [9] s využitím statistického softwarového nástroje SUSA. U GRS metody využívající neparametrickou statistickou analýzu založenou na Wilksově rovnici nezávisí počet opakovacích výpočtů na počtu vstupních neurčitostí, ale pouze na statistických limitech spolehlivosti. Detailní porovnání jednotlivých metod je provedeno v [10], [11] a [12]. Důvody výběru pravděpodobnostní GRS metody byly následující: - dostupnost metody i softwaru v ÚJV Řež, a.s., - metoda je poměrně hodně používaná, - dobrý popis a prezentace, - úzká dvoustranná spolupráce mezi ÚJV Řež, a.s. a GRS, - nezávislost na konkrétním výpočetním programu, - nejsou potřeba rozsáhlé databáze experimentálních dat, - počet časově náročných opakovacích výpočtů nezáleží na počtu neurčitých vstupních parametrů, ale na statistických limitech spolehlivosti (Wilksův vztah). Neparametrické metody jsou takové, které nepotřebují téměř žádné předpoklady o znalosti statistického rozdělení. Pokud informace existuje, lze ji zhodnotit. Obvykle stačí splnění jen velmi obecných podmínek, např. že distribuční funkce rozdělení základního souboru je spojitá. Neurčitost náhodných veličin je popsána rozdělením pravděpodobnosti a definována pomocí intervalů jejich možných hodnot a funkcí subjektivního rozdělení pravděpodobnosti v tomto intervalu. Tato funkce kvantitativně vyjadřuje stav znalostí o vstupních neurčitostech. Subjektivní rozdělení pravděpodobnosti kvantitativně popisuje stav znalosti vstupní neurčitosti 12 parametru a odvozuje se na základě experimentálních hodnot, úsudku expertů či pozorování, či na základě zkušeností z verifikace výpočetního programu. Základní rysy GRS metody jsou následující: - subjektivní rozdělení pravděpodobnosti neurčitostí, - není omezení počtu neurčitých parametrů, počet potřebných výpočtů se nezvýší, - počet opakovacích výpočtů závisí na dvou parametrech – na spolehlivosti a pravděpodobnosti , - ke stanovení minimálního počtu potřebných výpočtů pro dosažení požadované spolehlivosti využívá Wilksova vztahu, - statistická neurčitostní a citlivostní analýza výstupního parametru. Minimální počet požadovaných opakovacích výpočtů pro zajištění požadované pravděpodobnosti a spolehlivosti byl stanoven na základě Wilksovy formule. Aby se vypočítané hodnoty s 95% pravděpodobností ( = 0,95) nacházely mezi dvoustranným tolerančním limitem se spolehlivostí 95 % ( = 0,95), je minimální počet nutných opakovacích výpočtů n = 93. Minimální počet potřebných analýz pro dosažení vyžadované pravděpodobnosti a spolehlivosti je dán rovnicí, která má pro dvoustranný statistický toleranční limit tvar: 1 - αn – n (1 - α) α n-1 ≥ β, kde: n je minimální počet nutných výpočtů pro dosažení požadované spolehlivosti (při větším počtu výpočtů se dosahuje vyšší spolehlivost), (0 < <1) je požadovaný rozsah, interval, (0 < <1) je požadovaná jistota, spolehlivost. Vygenerování matice vektorů s neurčitými parametry byl proveden generátorem v programu SUSA. Následují tabulka uvádí minimální potřebný rozsah náhodných výběrů vektorů neurčitostí pro výpočty dvoustranných statistických tolerančních limitů. Tabulka 2 Minimální rozsah výpočtů pro dvoustranný toleranční limit 13 Pro odhad dvoustranných tolerančních mezí ( = = 0.95) je potřeba minimální rozsah 93 výpočtů, které zaručí, že s 95 % pravděpodobností se budou výsledky nacházet mezi dolním a horním tolerančním limitem se spolehlivostí 95 %. 3.2 Metodický postup Pro návrh moderního pokročilého provádění bezpečnostních analýz vybraných vhodných iniciačních událostí byl použit metodický postup založený na úplném best estimate přístupu (nejlepšího odhadu) s vyhodnocením neurčitostí. Tento přístup vychází ze čtyř základních oblastí: - referenční výpočet a neurčitostní statistická analýza experimentu s modelem experimentálního zařízení, - referenční výpočet a neurčitostní statistická analýza výpočtu experimentu s modelem elektrárny a identickými neurčitostmi, provedená za účelem prokázání přenositelnosti vybraných vstupních neurčitostí z modelu zařízení na model elektrárny, - předběžný neurčitostní a citlivostní výpočet iniciační události s modelem elektrárny pro redukci velkého počtu neurčitostí, - finální statistická neurčitostní a citlivostní analýza pro bezpečnostní vyhodnocení výstupních veličin a vyhodnocení míry citlivosti finálních vstupních neurčitostí na výsledné neurčité veličiny. 3.3 Výpočetní nástroje Vzhledem k tomu, že analyzovaná událost roztržení parního potrubí vede ke komplikovanému přechodovému procesu s asymetrickým vychlazováním primárního okruhu způsobujícím významnou prostorovou nerovnoměrnost v rozložení generovaného štěpného výkonu v aktivní zóně jaderného reaktoru, bylo pro bezpečnostní výpočty nezbytně nutné použít relevantní výpočetní prostředky [13]. Vhodným výpočetním prostředkem pro výpočet IU na elektrárně je programový komplex ATHLET/DYN3D. Jedná se o spojenou verzi pokročilého systémového best estimate termohydraulického výpočetního programu ATHLET Mod 2.1 Cycle A a třírozměrného neuronově-fyzikálního programu DYN3D. Stanovení časových průběhů DNBR bylo provedeno externím výpočtem pomocí programu COURSE na základě výsledků opakovacích výpočtů události roztržení hlavního parního potrubí komplexem ATHLET/DYN3D. 14 Statistické analýzy neurčitosti posuzovaných neurčitých výstupních veličin termohydraulických výpočtů pro vyhodnocení události vůči příslušným bezpečnostním kritériím byly prováděny pomocí programu SUSA. Jelikož experimentální zařízení PSB-VVER modeluje palivové proutky elektricky vyhřívanými články, byl pro výpočty experimentu s modely PSBVVER a VVER-1000 použit pouze jednorozměrný systémový termohydraulický program ATHLET Mod 2.1 Cycle A. Stručná charakteristika jednotlivých použitých programů je následující: ATHLET/DYN3D Jedná se o spojenou verzi ATHLET/DYN3D třírozměrného reaktorovědynamického programu DYN3D a systémového termohydraulického programu ATHLET vyvinutou a ověřenou rovněž v FZ Dresden-Rossendorf. Programový komplex používá k výpočtům tzv. externí spojení, kde je celý model aktivní zóny systémového kódu ATHLET nahrazen modelem programu DYN3D. Termohydraulika modelu je rozdělena do dvou částí: první popisuje termohydrauliku aktivní zóny a druhá termohydrauliku zbytku systému celé JE. Společná rozhraní mezi oběma systémy jsou umístěna na obou koncích modelu aktivní zóny reaktoru. Mezi těmito rozhraními dochází k výměně tlaků, hmotnostních průtokových rychlostí, enthalpií a koncentrací roztoku kyseliny borité v chladivu. Výměna těchto parametrů je uskutečňována systémovými prostředky GCSM (General Control Simulation Modul) kódu ATHLET. Podrobný popis programu je uveden v [14, 15]. COURSE PC program COURSE byl vyvinutý v ÚJV Řež, a.s. a je určen pro subkanálovou analýzu ke zjištění minimální hodnoty DNBR. Výpočet kritického tepelného poměru DNBR (zásoba do krize varu) je prováděn pro izolovaný horký subkanál, který je tvořen termohydraulickým kanálem s chladivem mezi třemi palivovými proutky. Na základě časových průběhů termohydraulických veličin (čas, tlak, průtok kazetou, vstupní suchost a teplota, teplota sytosti, teplo předané do chladiva z jednotlivých axiálních úseků palivového proutku a celkový výkon proutku) vypočítaných programem ATHLET napočítává program COURSE průběhy kritického tepelného poměru DNBR pomocí naprogramovaných korelací krize varu (CRT1 ruského palivo). Podrobný popis programu je uveden v [16]. SUSA 15 Program byl vyvinut německou společností Gschesellshaft für Anlagen - und Reaktorsicherheit (GRS) mbH. Výpočetní nástroj SUSA (Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses) je počítačový program pracující v Microsoft EXCEL a je určen pro statistické vyhodnocování neurčitostí výsledků termohydraulických a neutronově-fyzikálních výpočtů procesů zejména na jaderných elektrárnách. Podrobný popis programu je uveden v [17]. 3.4 Validace Jestliže se bezpečnost elektrárny prokazuje bezpečnostními analýzami reprezentativních iniciačních událostí, je nezbytným předpokladem validace použitého programu ATHLET a vstupního výpočetního modelu jaderné elektrárny. Jako vhodné experimentální zařízení bylo pro validaci zvoleno plnotlaké integrální testovací zařízení PSB-VVER [18, 19], které obsahuje všechny hlavní komponenty jaderné elektrárny a modeluje jadernou elektrárnu s reaktorem VVER-1000 v měřítku 1:300 patřící do kategorie “vysoké a štíhlé“ zařízení, jehož charakteristickými znaky jsou dodržení axiálních rozměrů a velmi malé průtočné průřezy. Pro všechny definované termohydraulické jevy, ke kterým dochází během události roztržení parního potrubí PG, byl jako relevantní zvolen test s označením SL-26-03 uskutečněný na experimentálním zařízení PSBVVER. Test představuje 26% roztržení parního potrubí mezi parním generátorem a rychločinnou uzavírací armaturou. 3.5 Přenositelnost neurčitostí Pro prokázání přenositelnosti neurčitostí byly výchozí podmínky referenčního výpočtu experimentu s modelem elektrárny naladěny na výchozí hodnoty experimentu. Z důvodu měřítkového efektu byly pro naladění odpovídajícího výchozího stavu experimentu následující parametry 300x zvětšeny: - počáteční výkon aktivní zóny, - hmotnostní průtok reaktorem, - hmotnostní průtok napájecí vody. 3.6 Vyhodnocování Identifikace vstupních neurčitostí pro provedení opakovacích výpočtů a následné statistické vyhodnocení byly jak u výpočtu experimentu, tak 16 iniciační události elektrárny provedeny na základě rozboru celého scénáře a znalosti jednotlivých fyzikálních jevů a událostí, ke kterým dochází během celého přechodového procesu. U bezpečnostního výpočtu elektrárny byla definovaná sada neurčitých vnitřních parametrů experimentu ještě rozšířena o tzv. vnější neurčitosti např. nepřesností měření, neurčitosti nastavení systémů, odezvy instrumentací apod., jejichž výběr byl proveden vzhledem k neurčitým hodnoceným výstupním veličinám. Na základě opakovacích výpočtů byly provedeny statistické neurčitostní a citlivostní analýzy. Výsledkem statistických neurčitostních a citlivostních analýz opakovacích výpočtů s definovanými vstupními neurčitostmi byly dvoustranné toleranční meze (toleranční pásma) posuzovaných neurčitých výstupních veličin a pomocí Spearmanových korelačních koeficientů zjištění míry citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí na posuzované neurčité výstupní veličině. Bezpečnostní hodnocení události roztržení konce parního kolektoru PG na jaderné elektrárně Temelín best estimate přístupem bylo provedeno na základě porovnání specifických kritérií přijatelnosti s limitními hodnotami hodnocených neurčitých výstupních veličin DNBR a maximální teploty paliva nejzatíženějšího palivového proutku stanovených statistickou neurčitostní analýzou. 4. VÝSLEDKY Výsledky disertační práce spočívají především ve dvou základních oblastech: - návrhu komplexního metodického návodu na úplné provedení bezpečnostních analýz přístupem nejlepšího odhadu, - aplikaci navrženého postupu na iniciační událost roztržení parního kolektoru PG na jaderné elektrárně VVER-1000/320 Temelín. 4.1 Metodický návod úplné best estimate metody V disertační práci byl pomocí vývojového diagramu proveden komplexní návrh postupu na provedení bezpečnostní analýzy úplným best estimate přístupem. Ve formě tabulky byly detailně popsány jednotlivé kroky. Páteří metodiky je celkem 74 základních kroků, které definují hlavní činnosti procesu tvorby bezpečnostní analýzy. Celý proces je rozdělen do čtyř hlavních oblastí: 17 - výběr vhodného experimentálního zařízení a relevantního experimentu, - výpočet experimentu na experimentálním zařízení, - výpočet experimentu s modelem elektrárny, - bezpečnostní výpočet konkrétní iniciační události s modelem elektrárny. Následující schéma metodického postupu. zobrazuje prvních 34 kroků navrženého Obrázek 2: Vývojový diagram 18 4.2 Aplikace postupu na konkrétní iniciační událost Pro konkrétní aplikaci navržené metodiky procesu provedení bezpečnostního hodnocení úplným best estimate přístupem jsem vybral iniciační událost úplného roztržení konce parního kolektoru PG, která představuje jednu z nejvíce provozně omezujících událostí. Toto provozní omezení vychází ze skutečnosti, že pokud dojde k úplnému roztržení hlavního parního potrubí během odstavení reaktoru s nejúčinnějším regulačním souborem zaseknutým v horní koncové pozici, nastává v důsledku intenzivního úniku páry a energie z poškozeného neizolovatelného parního generátoru, následného asymetrického vychlazování I.O a nerovnoměrného prostorového generování výkonu v aktivní zóně reálné nebezpečí lokálního porušení nejzatíženějšího palivového článku. Reaktor je odstavený a ukončení výkonové exkurse je možné jen zápornými zpětnými vazbami reaktivit a vstřikem vysokoborovaného havarijního chladiva. 2.1.1 Výběr experimentálního zařízení a experimentu Vhodným experimentálním zařízením pro validaci výpočetního modelu jaderné elektrárny Temelín je plnotlaké integrální testovací zařízení PSBVVER [18, 19], které obsahuje všechny hlavní komponenty jaderné elektrárny a modeluje jadernou elektrárnu s reaktorem VVER-1000 v měřítku 1:300. Obrázek 3: Experimentální zařízení PSB-VVER 19 Výběr relevantního experimentu (testu) pro řešenou iniciační událost byl proveden na základě znalosti přechodového procesu a výskytu dominantních fyzikálních jevů, ke kterým dochází během celého řešeného procesu. V následující tabulce je pro událost roztržení hlavního parního potrubí uvedeno celkem devět charakteristických fyzikálních jevů. Tabulka 3: Tabulka charakteristických jevů 20 Pro všechny definované termohydraulické jevy, ke kterým dochází po události roztržení parního potrubí PG, byl k dispozici test s označením SL26-03 uskutečněný na experimentálním zařízení PSB-VVER. Test představuje 26% roztržení parního potrubí mezi parním generátorem a rychločinnou uzavírací armaturou a byl proveden za účelem zajištění experimentálních dat pro validaci termohydraulických výpočetních programů a jako podpora pro hodnocení bezpečnosti jaderných reaktorů VVER-1000. Popis provedeného experimentu je uveden ve zprávě [20]. 2.1.2 Výpočet experimentu 4.1.1.1 Výpočetní model Výpočet experimentu byl proveden jednorozměrným systémovým termohydraulickým programem ATHLET Mod 2.1 Cycle A. Výpočetní model experimentálního zařízení PSB-VVER představuje síť termohydraulických objektů, která se skládá z celkem 191 objektů typu „branch“, 353 objektů typu „pipe“ a 312 objektů tepelných struktur. Model celého experimentálního zařízení představuje celkem 1325 kontrolních objemů se 1448 spojeními. Počet proměnných počítaných v jednotlivých objemech (teplota, tlak, průtok, entalpie, podíl páry, hladina, výkon, tepelný tok, …) včetně logických signálů dosahuje 73 982. Následující obrázky zobrazují nodalizační schémata výpočetního modelu experimentálního zařízení pro program ATHLET, která byla vytvořena pomocí aplikace Input Graphic [21]. Obrázek 4: Nodalizace reaktoru 21 Obrázek 5: Nodalizace smyčky I.O 4.1.1.2 Referenční výpočet Výchozí podmínky referenčního výpočtu byly naladěny na základě naměřených experimentálních dat uvedených v [20]. Vyhodnocení přesnosti naladěného výchozího stavu bylo provedeno pomocí odchylek, jejichž akceptační hodnoty jsou uvedeny v dokumentu [22]. Iniciační událost byla modelována skokovým (0,01 s) otevřením ventilu RA12S01 na únikové trase připojené k hlavnímu parnímu potrubí v neoddělitelné části mezi parním generátorem YB03B01 a rychločinnou armaturou RA09S01. Velikost únikového otvoru odpovídá 26 % průřezu hlavního parního potrubí. Úniková trasa experimentu je schematicky zobrazena na následujícím obrázku. Obrázek 6: Schéma systému porušení parního potrubí 22 Na základě průběhů vybraných nejdůležitějších parametrů zobrazených na následujících obrázcích je možné uvést, že jak počáteční hodnoty, tak časové průběhy hlavních parametrů výpočtu a testu jsou téměř shodné. Charakteristické termohydraulické jevy (únik energie ze II.O, asymetrické vychlazování I.O, pokles hladiny vody v KO, pokles tlaku) jsou téměř shodné. Obrázek 7: Průběh tlaku v primárním okruhu Obrázek 8: Průběh teplot na vstupu do reaktoru 23 Obrázek 9: Průběh teplot na výstupu z reaktoru Obrázek 10: Průběh tlaku v parních generátorech 24 Obrázek 11: Průběh průtoku páry z parních generátorů Obrázek 12: Průběh hladin vody v parních generátorech Z výsledků vyplývá, ža výpočetní model experimentálního zařízení PSB-VVER a použitý výpočetní program ATHLET Mod 2.1 Cycle A správně predikuje všechny fyzikální jevy vyskytující se během celého scénáře a pro účely výpočtu události „Roztržení konce parního kolektoru PG“ na reálné elektrárně best estimate přístupem je vhodný. 25 4.1.1.3 Statistická analýza Pro best estimate bezpečnostní hodnocení události úniku páry ze sekundárního okruhu s následnou exkurzí tepelného výkonu reálné jaderné elektrárny jsou hlavními ověřovanými neurčitými parametry DNBR a maximální teplota paliva. Jelikož u experimentu nelze ani jeden parametr vyhodnocovat, byl pro účely prokázání shody průběhu identické události spočítané na experimentálním zařízení a elektrárně a pro prokázání přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí mezi experimentem a elektrárnou vybrán jako hlavní ověřovaný neurčitý výstupní parametr maximální teplota povrchu elektricky vyhřívaného článku aktivní zóny. Identifikace vstupních neurčitostí pro statistické vyhodnocení byla provedena formou tabulek na základě rozboru celého scénáře a znalosti jednotlivých fyzikálních jevů a událostí, ke kterým dochází během celého přechodového procesu. Celkem bylo identifikováno 77 potenciálně důležitých neurčitých termohydraulických modelů a parametrů používaných ve výpočetním programu ATHLET a neurčitostí nacházejících se ve vstupním datovém souboru. Vybrané neurčitosti mají největší vliv na sledovanou výstupní veličinu - maximální teplotu povrchu elektricky vytápěných článků aktivní zóny. Neurčitostní analýza S definovanými 77 vstupními neurčitostmi bylo provedeno celkem 100 opakovacích výpočtů. Následující obrázek zobrazuje typický svazek maximální teploty povrchu elektricky vytápěných článků aktivní zóny s vyznačeným průběhem referenčního výpočtu. 26 Obrázek 13: Svazek průběhu maximálních teplot povrchu článků a.z. Výsledkem analýzy neurčitosti výpočtu maximální teploty povrchu vyhřívaného proutku aktivní zóny je dvoustranná statistická toleranční mez. Z průběhu horního a dolního statistického limitu vyplývá, že interval neurčité maximální teploty se pohybuje v rozmezí teplot od 309,2 °C do 333,9 °C. U referenčního výpočtu dosáhla maximální teplota 320,2 °C a u experimentu 321 °C. Rozdíl maximálních dosažených teplot mezi výpočtem a experimentem činí pouze 0,8 °C. Přesnost výpočtu maximální teploty povrchu vytápěného proutku aktivní zóny best estimate přístupem je 320,2 13,7 11 C Následující obrázek ukazuje vypočítané statistické toleranční pásmo maximální teploty povrchu s časovým průběhem referenčního výpočtu a naměřených hodnot. Průběh referenčního výpočtu se nachází přibližně ve středu, což ukazuje na správnou volbu vstupních neurčitostí, rozsahu a statistického rozdělení jejich pásem. Obrázek 14: Průběh horního a dolního limitu maximální teploty povrchu Citlivostní analýza 27 Výsledkem citlivostní analýzy je zjištění míry vlivu nejcitlivějších vstupních modelů a parametrů na sledovaný neurčitý výstupní parametr pomocí Spearmanových korelačních koeficientů, a to jak časově, tak lokálně v okamžiku dosažení maximální teploty povrchu. Na následujícím obrázku jsou zobrazeny časové průběhy prvních 10 Spearmanových korelačních koeficientů. Z průběhů je patrné, že během celého procesu mají na maximální teplotu povrchu největší vliv parametry: č. 7 - počáteční hladina vody v parních generátorech a č. 6 počáteční tlak v PG. 0.3 Par. 1 Par. 2 Par. 3 0.25 Par. 4 Par. 5 0.2 Par. 6 Spearmanovy korelační koeficienty (-) Par. 7 Par. 8 0.15 Par. 9 Par. 10 0.1 0.05 0 -0.05 -0.1 -0.15 -0.2 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 Čas (s) Obrázek 15: Spearmanovy korelační koeficienty pro teplotu povrchu V okamžiku dosažení maximální teploty povrchu článku (55. s) byla za účelem zjištění přesné míry vlivu citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí na maximální teplotu povrchu proutku provedena lokální citlivostní analýza. Následující obrázek zobrazuje absolutní hodnoty Spearmanových korelačních koeficientů seřazené podle svého vlivu na maximální teplotu povrchu topných článků. 28 Počáteční hladina vody v parních generátorech Počáteční tlak v parních generátorech Korekční faktor počátečního výkonu reaktoru Korekční faktor místních ztrát únikové trasy z parovodu PG‐3 7 6 31 74 10 24 46 37 3 33 57 8 70 45 11 20 4 71 5 56 27 77 9 30 49 32 73 23 14 21 42 50 35 22 28 19 18 67 26 66 12 13 36 44 68 72 1 64 69 76 61 53 15 75 60 2 63 16 17 25 47 65 59 48 54 58 38 39 40 43 29 62 55 34 52 51 41 Spearmanovy korelační koeficienty [‐] 0.29 0.28 0.27 0.26 0.25 0.24 0.23 0.22 0.21 0.2 0.19 0.18 0.17 0.16 0.15 0.14 0.13 0.12 0.11 0.1 0.09 0.08 0.07 0.06 0.05 0.04 0.03 0.02 0.01 0 Parametr Obrázek 16: Seřazené Spearmanovy korelační koeficienty (t = 55 s) V tabulce jsou uvedeny první čtyři neurčité parametry, které mají největší vliv na dosažení maximální teploty povrchu článku aktivní zóny. Tabulka 4: Seznam nejvýznamnějších vstupních neurčitostí 2.1.3 Výpočet experimentu s modelem elektrárny Výpočet experimentu na elektrárně je stejně jako v případě experimentu proveden jednorozměrným systémovým termohydraulickým programem ATHLET Mod 2.1 Cycle A. Identifikované vstupní neurčitosti a výsledky neurčitostní a citlivostní analýzy výpočtu vybraného vhodného testu SL-26-03 lze přenést na výpočet události porušení hlavního parního potrubí reálné jaderné elektrárny VVER1000/320 Temelín. Prokázání přenositelnosti vstupních neurčitostí z modelu experimentu na model výpočtu dané události na skutečné jaderné elektrárně bylo provedeno na základě podobnosti jak obou referenčních výpočtů identické události, tak výsledků statistických neurčitostních a citlivostních analýz. 29 4.1.1.4 Referenční výpočet Výchozí podmínky referenčního výpočtu experimentu s modelem elektrárny byly naladěny na počáteční hodnoty experimentu. Iniciační událost byla modelována skokovým (0,01 s) otevřením ventilu únikového potrubí připojeného k hlavnímu parnímu potrubí mezi parním generátorem PG-3 a rychločinnou armaturou. Bylo dosaženo identického scénáře jako v případě referenčního výpočtu experimentu. Následující tabulka porovnává časování hlavních událostí výpočtů experimentu na PSB-VVER a elektrárně. Vyhodnocení přesnosti naladěného výchozího stavu bylo provedeno rovněž pomocí akceptačních odchylek [22]. Tabulka 5: Vyhodnocení počátečních stavů 30 4.1.1.5 Statistická analýza Přenositelnost vstupních neurčitostí z výpočetního modelu experimentálního zařízení na model jaderné elektrárny byla prokázána porovnáním výsledků statistické neurčitostní a citlivostní analýzy obou výpočtů. Statistická neurčitostní a citlivostní analýza výpočtu experimentu s modelem jaderné elektrárny VVER-1000 Temelín byla provedena stejně jako v případě výpočtu experimentu na PSB-VVER pro maximální teplotu pokrytí vytápěných palivových proutků aktivní zóny. Opakovací výpočty byly provedeny se stejnými 77 vstupními parametry, jako byly použity v případě neurčitostních výpočtů experimentu PSB-VVER. Neurčitostní analýza Následující obrázek zobrazuje časové průběhy statistických tolerančních pásem maximálních teplot povrchu topných článků aktivní zóny výpočtů PSB-VVER a elektrárny a referenčního časového průběhu teplot a porovnává pásma teplotních limitů s experimentálním průběhem. Statistické toleranční pásmo výpočtu elektrárny vykazuje o pár stupňů nižší průběh. Vzhledem k rozdílnosti obou zařízení se však dá konstatovat velmi dobrá podobnost. Na prokázání přenositelnosti vstupních neurčitostí je však nejpodstatnější průběh teploty experimentu, který prochází přibližně středem obou neurčitostních pásem, což dokazuje, že vstupní neurčité parametry byly správně zvoleny a výpočetní model elektrárny identicky počítá všechny fyzikální procesy jako při výpočtu PSB-VVER. 31 Obrázek 17: Průběh horního a dolního limitu maximální teploty povrchu Následující tabulka porovnává maximální dosažené teploty povrchu článků aktivní zóny výpočtů PSB-VVER a elektrárny s podmínkami experimentu. Maximální teploty obou referenčních výpočtů se téměř shodují s experimentální hodnotou. Rozdíl horních statistických limitů maximální teploty obou výpočtů činí 6,1 °C a minim pouze 2 °C. Časový okamžik dosažení limitních teplot mezi oběma výpočty je 5 sekund (55. s ve výpočtu PSB-VVER, 50. s ve výpočtu elektrárny). Tabulka 6: Srovnání maximálních teplot výpočtů a experimentu 32 Citlivostní analýza Následující obrázek ukazuje velikost Spearmanových korelačních koeficientů získaných lokální citlivostní analýzou provedenou stejně jako v případě výpočtu PSB-VVER v okamžiku dosažení maximální teploty pokrytí paliva v 50. sekundě. Z velikostí Spearmanových koeficientů vyplývá, že na maximální teplotu povrchu mají největší vliv parametry č. 63 - korekční faktor velikosti zbytkového tepla, č. 6 - počáteční tlak v PG, č. 7 - počáteční hladina vody v parních generátorech, č. 31 - korekční faktor počátečního výkonu reaktoru a parametr 74 korekční faktor místních ztrát únikové trasy z parovodu PG-3. Další obrázek zobrazuje pomocí absolutních hodnot Spearmanových korelačních koeficientů seřazené podle svého vlivu na maximální teplotu povlaku palivových článků aktivní zóny. Obrázek 18: Seřazené Spearmanovy korelační koeficienty (t = 50 s) Následující tabulka porovnává pořadí neurčitých vstupních parametrů s největším vlivem na dosažení maximální teploty povrchu článků obou výpočtů. 33 Tabulka 7: Srovnání pořadí nejvýznamnějších vstupních neurčitostí U citlivostní analýzy byla i přes měřítkový efekt experimentálního zařízení PSB-VVER dosažena shoda ve výběru nejcitlivějších parametrů na stejný posuzovaný výstupní parametr. Výpočty stejné události úniku ze sekundárního okruhu na experimentálním zařízení a elektrárně vykazují v časování nejdůležitějších okamžiků a průběhu nejvýznamnějších parametrů významnou podobnost. Statistická toleranční pásma neurčitého výstupního parametru maximální teploty povrchu palivových článků jsou velmi podobná a průběh experimentální teploty leží v celém časovém průběhu téměř uprostřed. Z tabulky porovnání pořadí nejvýznamnějších parametrů vyplývá, že k nejvýznamnějším parametrům patří č. 4 - společné a to č. 6 - počáteční tlak v parních generátorech, č. 7 - počáteční hladina vody v parních generátorech, č. 31 - korekční faktor počátečního výkonu reaktoru a č. 74 - korekční faktor místních ztrát únikové trasy z parovodu PG-3. U elektrárny má na rozdíl od malého měřítkového modelu PSB-VVER největší vliv na maximální teplotu povrchu průběh zbytkového tepla. U modelu PSB-VVER vykazuje největší vliv počáteční hladina vody v parních generátorech. Počáteční teplo dané výchozím množstvím vody je u zmenšeného modelu nejvýznamnější. Na základě uvedených výsledků lze konstatovat, že velkou podobností a v některých případech i téměř shodou mezi výpočtem stejné iniciační události na PSB-VVER a jaderné elektrárně VVER-1000 Temelín byla prokázána přenositelnost identifikovaných vstupních neurčitostí z výpočtu experimentu na model jaderné elektrárny Temelín pro výpočet iniciační události roztržení parního kolektoru PG. 34 2.1.4 Výpočet elektrárny Bezpečnostní hodnocení výpočtu vybrané iniciační události best estimate přístupem bylo provedeno porovnáním statistických tolerančních mezí hodnocených neurčitých výstupních veličin s příslušnými kritérii přijatelnosti pro danou událost a vyčíslení rezerv do akceptačního kritéria. Výsledkem je rovněž stanovení míry citlivosti jednotlivých neurčitých vstupních parametrů na hodnocené neurčité výstupní parametry jak během celého řešeného procesu, tak v klíčovém okamžiku dosažení limitních hodnot. 4.1.1.6 Výpočetní model Vzhledem k tomu, že roztržení hlavního parního potrubí vede ke komplikovanému přechodovému procesu s asymetrickým vychlazováním primárního okruhu způsobujícím významnou prostorovou nerovnoměrnost v rozložení generovaného štěpného výkonuv aktivní zóně jaderného reaktoru, byla pro bezpečnostní výpočet použita spojená verze ATHLET/DYN3D. Výpočetní síť sestává z celkem 104 objektů typu „branch“, 259 objektů typu „pipe“ a 565 objektů tepelných struktur. Model celého experimentálního zařízení představuje celkem 645 kontrolních objemů se 785 spojeními. Počet proměnných počítaných v jednotlivých objemech (teplota, tlak, průtok, entalpie, podíl páry, hladina, výkon, tepelný tok, …) včetně logických signálů je 20143. Obrázek 19: Nodalizace reaktoru 35 Obrázek 20: Nodalizace smyčky primárního okruhu 4.1.1.7 Iniciační událost Z celého spektra možností porušení parovodů bylo jako limitující případ analyzováno okamžité úplné příčné (gilotinové) roztržení konce parního kolektoru PG. Konec kolektoru předpokládá minimální tlakové ztráty a tedy maximální únik páry z PG. V místě porušení se nachází svar. Předpokládané místo představuje neizolovatelný úsek hlavního parního potrubí mezi PG a rychločinnou armaturou, který vede k nekontrolovatelnému úniku chladiva z parního generátoru a jeho úplnému vysušení a odtlakování. Následující obrázek zobrazuje hlavní cirkulační smyčku č. 3 připojenou k reaktoru, parní generátor YB30W01, parní potrubí a potrubí napájecí vody. Na obrázku je vyznačené místo předpokládaného roztržení konce parního kolektoru PG-3. Obrázek 21: Znázornění předpokládaného místa porušení 3. smyčky 36 4.1.1.8 Kritéria přijatelnosti Jelikož je analyzovaná událost charakterizována snížením primárního a sekundárního tlaku, není z hlediska tlaku limitující. Základní ověřovaná kritéria jsou podle kategorie II „Abnormální provoz“ následující. KP2: U událostí Kategorie II se nepřipouští vznik krizových podmínek přestupu tepla v aktivní zóně (na maximálně zatíženém palivovém proutku) s 95 %-ní pravděpodobností na 95 %-ní hladině spolehlivosti. Toto kritérium přijatelnosti je splněno, jestliže minimum DNBR > DNBRlim. Použitá korelace pro výpočet DNBR: CRT1 s korelačním limitem 1,348. KP3: Teplota paliva musí být nižší než jeho teplota tavení: Ttav (Bu) = Ttav,0 (– 655,3 y + 336,4 y2 – 99,9 y3) – 0,56 Bu, kde Ttav je teplota tavení [K], y je molární zastoupení PuO2, Bu je vyhoření tabletky, [MWd/kgU], Ttav,0 = 2840 °C pro UO2, = 2405 °C pro UO2 + 5,00 % Gd2O3. Doporučená limitní hodnota pro současné analýzy: Pro palivové vsázky s maximálním zastoupením 5 % Gd2O3 odpovídají minimální hodnoty teploty tavení paliva v proutcích tvel a tveg 2790 °C a 2360 °C při maximálních hodnotách vyhoření paliva v tabletce tvel a tveg s uvážením koeficientů rezervy: 85,45 MWd/kgU v proutcích tvel (bez Gd2O3), 77,65 MWd/kgU v proutcích tveg (s Gd2O3). 4.1.1.9 Referenční výpočet Výchozí podmínky a uvažované předpoklady jsou nastaveny tak, aby bylo na základě best estimate přístupu dosaženo minimální hodnoty DNBR, tedy maximálního zvýšení štěpného výkonu, maximálního nárůstu teploty v aktivní zóně a maximálního poklesu tlaku v I.O. K největšímu vychlazení I.O a k největší exkurzi štěpného výkonu dochází, jestliže se reaktor nachází v horkém nevýkonovém stavu při dvousmyčkovém provozu. Výchozí podmínky referenčního výpočtu byly naladěny podle [23]. Vyhodnocení přesnosti naladěného výchozího stavu bylo provedeno pomocí odchylek, jejichž akceptační hodnoty jsou uvedeny v dokumentu [22]. 37 4.1.1.10 Statistická analýza Hlavními neurčitými výstupními veličinami, se kterými bylo provedeno bezpečnostní hodnocení události roztržení konce parního kolektoru PG best estimate přístupem, byly DNBR a maximální teplota paliva. Pro statistické vyhodnocení událostí bylo uvažováno 77 identických neurčitosti jako v případě výpočtu experimentu. Na základě rozboru procesu bylo dále definovány dalších 8 tzv. vnějších neurčitostí elektrárny (např. chyby měření, nastavení systémů, odezvy instrumentací apod.). Statistické hodnocení neurčitosti DNBR a maximální teploty paliva bylo pro dvoustranný toleranční interval provedeno na základě 100 opakovacích výpočtů. Velký počet vstupních neurčitostí byl redukován o parametry s nízkou významností - malým příspěvkem na neurčité výstupní parametry. Technicky akceptovatelné pásmo bylo zvoleno do 10 % z maximálního rozsahu Spearmanových koeficientů. V případě DNBR činil maximální rozsah do 0,6. Pásmo předpokládané malé citlivosti byl tedy ± 6 %. Pro maximální teplotu paliva byl maximální rozsah do 0,5. V následující tabulce je uvedeno šest parametrů s nízkou citlivostí vstupních parametrů na DNBR do 10 %, které byly z finální analýzy eliminovány. Výsledný počet neurčitých vstupních parametrů byl zredukován na celkem 79. Tabulka 8: Parametry s citlivostí na DNBR do 10 % Další tabulka uvádí sedm parametrů s citlivostí do 10 %, které byly z finální analýzy orientované na maximální teplotu paliva eliminovány. Výsledný počet neurčitých vstupních parametrů činil 78. 38 Tabulka 9: Parametry s citlivostí na maximální teplotu paliva do 10 % Neurčitostní analýza V následujících obrázcích jsou zobrazeny průběhy hlavních hodnocených parametrů z opakovacích neurčitostních výpočtů, neurčitostní statistická pásma (dvoustranné limity) a porovnání průběhů statistických limit s konzervativním případem. Obrázek 22: Svazek průběhu výpočtů DNBR 39 Obrázek 23: Průběh statistických limit DNBR Obrázek 24: Průběh DNBR konzervativním a BE přístupem 40 Obrázek 25: Svazek průběhu výpočtů maximální teploty paliva Obrázek 26: Průběh statistických limit maximálních teplot paliva 41 Obrázek 27: Průběh maximálních teplot paliva konzervativním a BE přístupem V následující tabulce jsou uvedeny limitní hodnoty hlavních posuzovaných kritérií přijatelnosti, mezní hodnoty dané statistickými neurčitostními analýzami a vyčísleny dosažené rezervy mezi výsledky spočítanými konzervativním a best estimate přístupem. Tabulka 10: Vyhodnocení hlavních výsledků Citlivostní analýza V okamžiku dosažení limitní hodnoty parametru (minimum DNBR a maximum teploty paliva) byly provedeny lokální statistické citlivostní analýzy. Absolutní hodnoty Spearmanových korelačních koeficientů seřazené 42 podle svého vlivu na posuzované veličiny ukazují na míru své citlivosti na DNBR resp. maximální teploty paliva. Obrázek 28: Seřazené citlivosti absolutních hodnot Spearmanových koeficientů v okamžiku minima DNBR (t = 74,3 s) Ze statistické citlivostní analýzy vyplývá, že na DNBR má dominantní vliv par. č. 68 - korekční faktor koeficientu reaktivity od hustoty moderátoru. Obrázek 29: Seřazené citlivosti absolutních hodnot Spearmanových koeficientů v okamžiku maximální teploty paliva (t = 77,3 s) 43 Na dosažení maximální teploty paliva parametr č. 62 má dominantní vliv šířka mezery palivo-pokrytí. 5. ZÁVĚR Disertační práce je zaměřena na jednu z velmi významných oblastí prokazování bezpečnosti jaderných elektráren a to pomocí bezpečnostních analýz založených na moderním úplném best estimate přístupu. Na rozdíl od výsledků konzervativních analýz, které nic neříkají o skutečné odezvě jaderné elektrárny na účinky iniciačních událostí, podává best estimate přístup realistický průběh procesu, snižuje zbytečný konservativismus výsledků, zvyšuje rezervu do splnění příslušných kritérií přijatelnosti a oceňuje neurčitosti vstupních modelů, parametrů a korelací podílejících se na predikci termohydralických procesů. Široká aplikace úplného best estimate přístupu je vzhledem k velkým časovým a výpočetním nárokům a nedostupností některých relevantních experimentů omezená. Uplatnění navrženého přístupu je vhodné pouze u iniciačních událostí, jejichž následky vedou k malým rezervám do splnění příslušných kritérií přijatelnosti. V disertační práci byl proveden rozbor možných přístupů k provedení bezpečnostních analýz reprezentativních iniciačních událostí a zhodnocení výhod a nevýhod jednotlivých přístupů. Součástí práce je rovněž popis best estimate přístupu s vyhodnocením neurčitostí a výčet nejpoužívanějších vyvinutých pravděpodobnostních metod analýz neurčitostí. Pozornost byla zaměřena na subjektivní pravděpodobnostní metodu GRS a důvody pro její využití k bezpečnostním analýzám v České republice. Hlavní přínos disertační práce je zejména ve dvou oblastech, a to v návrhu komplexního metodického návodu na úplné provedení bezpečnostních analýz přístupem nejlepšího odhadu a aplikaci navrženého postupu na iniciační událost roztržení parního kolektoru PG na jaderné elektrárně VVER-1000/320 Temelín. Metodický postup na zpracování bezpečnostní analýzy byl navržen ve formě vývojového diagramu o 74 krocích definujících hlavní stádia procesu. Potřebné činnosti v jednotlivých krocích byly tabulkovou formou detailně popsány. Ve vývojovém diagramu jsou vyznačeny tři základní oblasti představující úplný best estimate proces: výpočty experimentu s modelem testovacího zařízení, výpočty experimentu s modelem elektrárny a výpočty konkrétní události s modelem elektrárny. Metodický postup zohledňuje základní pravidla zajištění systému jakosti, ke kterým patří 44 nezávislá kontrola, zpětná vazba, archivace výstupních dokumentů a zejména zálohování veškerých dat. Pro aplikaci úplného best estimate přístupu byla zvolena jedna z nejvíce provozně omezujících událostí – roztržení konce parního kolektoru PG, které vede k asymetrickému vychlazování I.O a nerovnoměrnému prostorovému generování výkonu v aktivní zóně. Za předpokladu odstaveného reaktoru a zaseknutého nejúčinnějšího regulačního souboru v horní koncové pozici, dochází ke zvýšené neurčitosti v lokální výkonové nerovnoměrnosti horkého palivového proutku a nastává reálné nebezpečí jeho porušení. Ukončení výkonové exkurse je možné jen zápornými zpětnými vazbami reaktivit a vstřikem vysokoborovaného chladiva do primárního okruhu. Výpočty tohoto složitého procesu byly provedeny spojenou verzí ATHLET/DYN3D, která umožňuje termohydraulický i třírozměrný neutronově-fyzikální výpočet. Aplikace úplného best estimate přístupu s vyhodnocením neurčitostí pro bezpečnostní hodnocení události vyžaduje ocenění neurčitostí termohydraulických modelů použitého programu ATHLET predikujících vyskytující se fyzikální děje. Jako vhodné experimentální zařízení bylo zvoleno testovací zařízení PSB-VVER, které je přímo určené ke studiu jevů a procesů specifických pro jaderné reaktory typu VVER. Validace výpočetního modelu a ocenění neurčitostí byla provedena na základě relevantního experimentu SL-26-03 představujícího 26% roztržení parního potrubí mezi parním generátorem a rychločinnou uzavírací armaturou. Statistické hodnocení vlivu jednotlivých vstupních neurčitostí bylo ve výpočtu experimentu provedeno na neurčitý výstupní parametr maximální teplotu povrchu elektricky vyhřívaného článku aktivní zóny. Na základě rozboru přechodového procesu bylo definováno celkem 77 potenciálně důležitých neurčitostí. Vyhodnocení míry citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí bylo provedeno pomocí Spearmanových korelačních koeficientů. Stěžejní část disertační práce spočívala v prokázání přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí z modelu experimentu na výpočetní model jaderné elektrárny VVER-1000 Temelín pro případ výpočtu iniciační události roztržení konce parního kolektoru PG. Přenositelnost identifikovaných vstupních neurčitostí byla prokázána na základě poměrně dobré shody statistických tolerančních pásem maximální teploty povrchu článků obou výpočtů (experimentu na PSB-VVER a 45 elektrárně VVER-1000). Maximální teploty referenčních výpočtů se téměř shodovaly s experimentální hodnotou. Potvrzení přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí z experimentu na jadernou elektrárnu Temelín byla provedeno rovněž na základě výsledků statistických citlivostních analýz obou výpočtů, a to shodou neurčitých vstupních parametrů vykazujících největší citlivost na posuzovanou maximální teplotu povrchu. Poslední část disertační práce zahrnuje bezpečnostní analýzu iniciační události roztržení konce parního kolektoru PG zpracovanou metodou nejlepšího odhadu s vyhodnocením neurčitostí podle navrženého metodického postupu. V úvodu této aplikační části je proveden podrobný rozbor příčin možného porušení systému ostré páry, popis události a projektové odezvy bloku. Podrobně byly popsány výpočetní modely spojené programové verze ATHLET/DYN3D. Na základě rozboru události byly identifikovány tzv. vnější neurčitosti elektrárny týkající se např. nepřesností měření, neurčitosti nastavení systémů, odezvy instrumentací apod., jejichž výběr byl proveden vzhledem k neurčitým hodnoceným veličinám. Definovaná sada neurčitých vnitřních parametrů byla rozšířena o vnější neurčitosti. Z výsledků analýzy předběžných neurčitostních výpočtů byl na základě technicky akceptovatelného pásma nízké citlivosti (s malým příspěvkem na neurčité výstupní parametry - DNBR a max. teplotu paliva) do 10 % z maximálního rozsahu Spearmanových koeficientů zredukován velký počet vstupních neurčitostí. Následně byla provedena finální statistická neurčitostní a citlivostní analýza hlavních posuzovaných veličin DNBR a maximální teploty paliva. Bezpečnostní hodnocení výpočtu bylo provedeno na základě porovnání limitních hodnot stanovených statistických tolerančních mezí obou hodnocených neurčitých veličin s příslušnými kritérii přijatelnosti a vyčíslení rezerv do splnění akceptačních kritérií. Na základě dosažených výsledků lze konstatovat, že všechna kontrolovaná kritéria přijatelnosti byla splněna a chladitelnost aktivní zóny zajištěna. Na závěr lze konstatovat, že stanovené cíle disertační práce byly splněny. 46 Seznam v tezích použité literatury [1] [2] [3] [4] [5] [6] [7] [8] [9] [10] [11] [12] [13] Zákon č. 18/1997 Sb. o mírovém využití jaderné energie a ionizujícího záření atomový zákon) a o změně a doplnění některých zákonů ve znění pozdějších předpisů. Vyhláška č. 195/1999 Sb. o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a havarijní připravenosti. PpBZ1,2 revize 2, Díl 15 – Bezpečnostní rozbory – implementace VPR ETE. Leden 2012. "Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plant," U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.70. US NRC Standard Review Plan, NUREG – 0800, (rev.2, July 2007]. Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants. Uncertainty Evaluation. IAEA Safety Reports Series No. 52, Vienna 2008. CSNI Status Summary on Utilization of Best-Estimate metodology in Safety Analysis and Licensing. Rep. NEA/CSNI/R. 1996, OECD Nuclear Energy Agency, Paris 1996. GRS Analyses for CSNI Uncertainty Methods Study. Glaser, E. Hofer, M. Kloos, T. Skorek, GRS Garching, Report on the uncertainty methods study, OECD Nuclear Anergy Agency, June 1998. Wickett T. et al: Report of the Uncertainty Methods Study for Advanced Best Estimate Thermal Hydraulic Code Applications. Volume 1. June 1997. Report on the Uncertainty methods study, NEA/CSNI/R(97)35, OECD, June 1998. S. Langenbuch: Status report on Uncertainty an Sensitivity Methods, 5th EURATOM Framework Programme 1998-2002, Validation of Coupled Neutronics/Thermal Hydraulic Codes for VVER Reactors – VALCO, October 2002. J. Macek, R. Meca, J. Hádek (40%): ICONE19-43570. Proceedings of ICONE19. 19th International Conference on Nuclear Engineering. May 2011, Japan. 47 [14] Grundmann, U., D. Lucas, U. Rohde: Coupling of the Thermohydraulic Code Athlet with the Neutron Kinetic Core Model DYN3D, In: Proceedings of the International Conference on Mathematics and Computations, Physics and Environmental Analysis, Portland, Oregon, USA, May 1995, Vol. 1, pp. 179-191. [15] U. Grundmann: Description of the Internal and Parallel Coupling Between the Three-Dimensional Core Model DYN3D and the System Code ATHLET, Forschungszentrum Rossendorf, August 2003. [16] J. Sommer: Program pro výpočty průběhu DNBR na základě výsledků programu RELAP5, ÚJV Z 690 T, srpen 2001. [17] M. Kloos, E. Hofer: SUSA. The PC version of the Software Systém for Uncertainty and Sensitivity Analysis of Results from Comuter Models. User's Guide and Tutorial, GRS, February 2002. [18] Melikhov O.I. a kol.: Report about PSB-VVER Description (Including Measurement System), EREC, March 2003. [19] Melikhov O.I. a kol.: PSB-VVER tests priority for the OECD PSBVVER Project, EREC, April 2003. [20] O.I. Melikhov, I.V. Elkin, V.I. Melikhov: Report. Analysis of MSLB thermalhydraulics of VVER 1000, Moscow, 2008. [21] GRS-P-1/ Vol.1, Rev. 4: ATHLET Mod 2.1 Cycle A, User’s manual, July 2009. [22] CRISSUE-S-WP2, Neutronic/Thermal-hydraulics Coupling in LWR Technology: State-of-rhe-art Report (REAC-SOAR), OECD 2004 NEA No. 5436. [23] Vstupní data pro bezpečnostní analýzy ETE. 2011 (01.04.04 Aktualizace dokumentu vstupních dat pro BA se zahrnutím VPR ETE, ÚJV Řež, divize Energoprojekt, arch. číslo: EGP 5010-F-120010. Prosinec 2011. Seznam prací disertanta vztahujících se k disertaci [1] [2] J. Macek, R. Meca (50%): Neurčitostní analýzy úniku primár-sekundár pro JE s VVER 1000/320. ÚJV Z 1807 T, Řež, listopad 2006. J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události snížení průtoku chladiva primárním okruhem pro JE VVER-1000/320 Temelín. ÚJV Z 1808 T, Řež, listopad 2006. 48 [3] [4] [5] [6] [7] [8] [9] [10] [11] [12] [13] J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní událostí vedoucích ke zvýšení odvodu tepla sekundárním okruhem JE VVER1000/320 Temelín. ÚJV Z 1796 T. Říjen 2007. J. Macek, R. Meca (75%): Ověření termohydraulického výpočetního modelu JE VVER-1000/320 Temelín pro výpočty spojenými programy ATHLET/DYN3D, Zkouška PSA, ujvz1941t, Řež, říjen 2007. J. Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Metodika pro provádění BestEstimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události vícenásobného porušení hlavního parního potrubí pro JE VVER-1000/320 Temelín. ÚJV Z 1460 T. Říjen 2007. J. Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Metodika pro provádění BestEstimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události porušení hlavního parního potrubí pro JE VVER-1000/320 Temelín. ÚJV Z2840T, Listopad 2010. Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Best-Estimate analýza události porušení hlavního parního potrubí pro JE VVER-1000/320 Temelín, palivo TVSA - T ÚJV Z 2841 T. Listopad 2011. J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní událostí vedoucích ke zvýšení odvodu tepla sekundárním okruhem JE VVER1000/320 Temelín. ÚJV Z 3277 T. Listopad 2011. J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události LBLOCA pro JE Temelín. ÚJV Z 2841 T. Listopad 2011. R. Meca: Předběžný výpočet experimentu na zařízení PSB-VVER výpočetním programem ATHLET. Roztržení parního potrubí. ÚJVZ3428T, prosinec 2011. J. Macek, R. Meca (50%): Výpočty experimentů systémovými TH programy používanými v ÚJV Řež, a.s. pro bezpečnostní výpočty reaktorů typu VVER-1000. ÚJV Z 3512 T. Listopad 2012. J. Hádek, F. Lahovský, R. Meca (40%): NRI Rež solution of Exercise 3 of VVER-1000 Coolant Transient Benchmark with coupled codes DYN3/ATHLET, Phase 1, Příspěvek do časopisu Nuclear Energy. Jan Hádek, Radim Meca (40%): 8th AER Symposium on VVER Reactor Physics and Reactor Safety. Results of the 5th ThreeDimensional Dynamic AER Benchmark Problem calculations. 49 [14] J. Macek, R. Meca (50%): Výpočetní programy používané v ÚJV Řež, a.s. pro bezpečnostní výpočty reaktorů typu VVER. ÚJV Z 3536 T. Listopad 2012. Bez ohlasů a recenzí SUMMARY Thermo hydraulic models of computing programs predict physical behaviour of phenomena which occur during transients and assumed accident processes of nuclear power plants. Calculation of each process is burdened with a number of uncertainties which affect the process and calculation results. The means for demonstrating of achieved safety level of nuclear power plant are safety analyses of postulated initial events calculated by system thermal hydraulic programs. The safety analyses predict the course of nuclear power plant response to an initial event. The aim of the safety analyses is to demonstrate meeting of relevant criteria of acceptability for given initial events. The modern advanced best estimate methodology assumes realistic initial and boundary conditions and conservative assumptions are assumed only in the case of availability of systems of nuclear power plant. The best estimate safety assessment of initial events is demonstrated by comparison of specific criteria of acceptability with limit values of evaluated resulting uncertain quantities determined by statistical uncertainty analysis. This PhD thesis analyses possible approaches to safety assessment of initial events, defines the best estimate approach for evaluation of inlet uncertain models and parameters and proposes and describes a flowchart of the complete methodical procedure for safety analyses performed by the best estimate approach. The main part of the PhD thesis is focused on application of proposed complete methodical best estimate procedure for the safety assessment of the steam generator steam collector rupture on WWER-1000/320 Temelín NPP which is the event most limiting the operation. The procedure covers validation calculation of the experiment with 26 % rupture of a steam pipe on the PSB-WWER test facility, identification of input uncertainties and their statistical evaluation on the uncertain maximal fuel surface temperature, uncertainty calculations of the identical experiment calculated with the WWER-1000 Temelín NPP model, comparison of statistical uncertainty and 50 sensitivity results of both calculations and proving of transportability of uncertainties from the experiment to a model of real NPP. Then, calculation of the steam generator steam collector rupture with identified uncertainties is performed. The statistical evaluations of uncertainties are provided by the probabilistic GRS method with use of statistical software tool named SUSA. The limit values of uncertain statistical ranges are compared with criteria of acceptability and the increased reserve against results of conservative calculations are expressed. RESUMÉ Termohydraulické modely výpočetních programů predikují fyzikální chování jevů, ke kterým dochází během přechodových a předpokládaných havarijních procesů na jaderné elektrárně. Výpočet každého procesu je zatížen řadou neurčitostí, které ovlivňují průběh procesu a výsledky výpočtu. Prostředkem k prokázání dosažené úrovně bezpečnosti jaderné elektrárny jsou bezpečnostní analýzy postulovaných iniciačních událostí spočítané systémovými termohydraulickými programy. Bezpečnostní analýzy předpovídají průběh odezvy jaderné elektrárny na iniciační události. Cílem bezpečnostních analýz je prokázat splnění příslušných kritérií přijatelnosti daných iniciačních událostí. Moderní pokročilé metodiky nejlepšího odhadu předpokládají ve výpočtu realistické počáteční a okrajové podmínky a konzervativní předpoklady týkající se dosažitelnosti systémů jaderné elektrárny. Bezpečnostní hodnocení iniciačních událostí best estimate přístupem se prokazuje porovnáním specifických kritérií přijatelnosti s limitními hodnotami hodnocených neurčitých výstupních veličin stanovených statistickou neurčitostní analýzou. V disertační práci je proveden rozbor možností přístupu k bezpečnostnímu hodnocení iniciačních událostí, definován přístup nejlepšího odhadu k vyhodnocení neurčitostí vstupních modelů a parametrů a formou vývojového diagramu je navržen a popsán úplný metodický postup provedení bezpečnostní analýzy přístupem nejlepšího odhadu. Hlavní část disertační práce je věnována aplikaci navrženého úplného metodického postupu nejlepšího odhadu na bezpečnostní hodnocení nejvíce provozně omezující události roztržení parního kolektoru PG na JE VVER1000/320 Temelín. Postup zahrnuje validační výpočet experimentu s 26 % roztržením parního potrubí na testovacím zařízení PSB-VVER, identifikaci vstupních neurčitostí, jejich statistické vyhodnocení na neurčité maximální 51 teplotě povrchu proutku, neurčitostní výpočty identického experimentu vypočítané modelem elektrárny VVER-1000 Temelín, porovnání statistických neurčitostních a citlivostních výsledků obou výpočtů a prokázání přenositelnosti neurčitostí z modelu experimentu na model elektrárny. S identifikovanými neurčitostmi je finálně proveden výpočet iniciační události roztržení konce parního kolektoru PG JE Temelín. Statistická vyhodnocení neurčitostí jsou provedena pravděpodobnostní GRS metodou s využitím statistického softwarového nástroje SUSA. Limitní hodnoty neučitých statistických mezí jsou porovnány s kritérii přijatelnosti a explicitně je vyjádřena zvýšená rezerva oproti výsledkům konzervativních výpočtů. 52