Komerční služby > Podpora SÚJB

Podpora SÚJB

Náplň sekce

Posláním Sekce Výzkumu bezpečnosti je mimo jiné podpora Státního úřadu pro jadernou bezpečnost (SÚJB) a poskytnout orgánům státní správy technickou a odbornou podporu nezávisle na zpracovatelích bezpečnostních zpráv jaderných elektráren (JE). Služby a vědeckovýzkumné práce jsou zaměřené k podpoře činnosti orgánů státní správy, zvláště SÚJB, v oblasti jaderné bezpečnosti a energetiky. Tato podpora se týká zejména expertního hodnocení Bezpečnostních rozborů předkládaných SÚJB provozovatelem JE Dukovany a JE Temelín v bezpečnostních zprávách. Odborná kompetence sekce zastřešuje problematiku termo-hydrauliky, neutroniky a fyziky jaderného paliva pro účely bezpečnostních analýz.

Nabízené služby

Expertní odborná podpora v procesu rozhodování a licencování jaderných elektráren, prováděném na podkladě bezpečnostní dokumentace předložené provozovatelem JE v odborných oblastech:

  • tepelně hydraulické charakteristiky,
  • bezpečnostní rozbory,
  • v navazujících částech dokumentace Limity a podmínky.

Provádíme též následující nezávislé bezpečnostní analýzy v souladu s doporučeními mezinárodní atomové agentury a s  nimi spojené vývojové činnosti:

  • vývoj kvalifikovaných tepelně hydraulických modelů bloku jaderných elektráren pro systémové výpočtové kódy a to na podkladě výsledků spouštění a experimentů,
  • vývoj a ověření metody nejlepšího odhadu s vyhodnocením neurčitostí pro deterministické provádění bezpečnostních analýz nehod jaderné elektrárny.

Realizované projekty a jejich popis

Národní projekty vědy a výzkumu:

2016 – 2015
Projekt MV ČR „Prevence, připravenost a zmírnění následků těžkých havárií českých jaderných elektráren v souvislosti s novými poznatky zátěžových testů po havárii ve Fukušimě“.

CVŘ bylo v období duben 2013 – prosinec 2015 součástí konsorcia řešitelů projektu MV ČR „Prevence, připravenost a zmírnění následků těžkých havárií českých jaderných elektráren v souvislosti s novými poznatky zátěžových testů po havárii ve Fukušimě“.

Těžiště prací CVŘ spočívalo ve vývoji software  pro analýzy těžkých havárií, jmenovitě  v  adaptaci výpočtové platformy MELCOR na reaktory VVER 1000.

MELCOR  je  výpočtový nástroj druhé generace pro analýzy těžkých havárií jaderných reaktorů, který nahradil původní kód STCP (Source Term Code Package) vyvíjený v USA od r.  roku 1982. Byl vyvinut v Sandia National Laboratory pro potřeby US NRC.

MELCOR je plně integrovaný, systémový výpočtový kód určený k modelování průběhu těžkých havárií jaderných elektráren s lehkovodními reaktory. MELCOR představuje obecnou platformu, která se musí adaptovat na konkrétní projekt jaderné elektrárny.

Vytvořená SW nadstavba pro VVER 1000 zahrnuje výpočtové simulace pro:

  • tepelně-hydraulickou odezvu chladicího systému reaktoru a kontejnmentu,

  • postupné přehřívání aktivní zóny a její degradace,

  • následné přemísťování taveniny paliva na dno tlakové nádoby,

  • uvolňování štěpných produktů a jejich šíření.

Licence k získání a využívání kódu lze získat bezplatně prostřednictvím SÚJB  a US NRC při splnění licenčních podmínek.

CVŘ a řešitelský tým je připraven poskytnou odbornou podporu při adaptaci platformy a využití modelu VVER v rámci svých nabízených služeb.

Licence k získání a využívání kódu lze získat bezplatně prostřednictvím SÚJB  a US NRC při splnění licenčních podmínek.

CVŘ a řešitelský tým je připraven poskytnou odbornou podporu při adaptaci platformy a využití modelu VVER v rámci svých nabízených služeb.

Interní idenfikace:          CVŘ-TSO-02/15

Kontaktní osoba:   Ing. Miroslav Hrehor  (+420 266 173 432)   Miroslav.Hrehor@cvrez.cz

 

Anotace:

Software je založen vývoji modelu jaderné elektrárny VVER 1000 v programové platformě MELCOR pro analýzy havárií s tavením aktivní zóny. Vývojové práce zahrnovaly vytvoření souboru vstupních dat z provozních a projektových charakteristik JE Temelín, stanovení počátečních inventářů aktivní zóny JE Temelín, její izotopické složení pro střední vyhoření paliva a zejména nodalizaci technologických systémů reaktoru a kontejnmentu. Výpočetní model umožňuje získat detailní informace o časovém průběhu vybraných havarijních scénářů. Výpočty pro scénáře, jejichž společným znakem byla dlouhodobá úplná ztráta napájení vlastní spotřeby elektrárny (station blackout), poskytly analýzu klíčových parametrů, jako jsou teploty a tlaky uvnitř tlakové nádoby rektoru a v kontejnmentu, časový vývoj plynů (vodíku) a zejména stanovení hmotnosti a dynamiky uvolňování štěpných produktů do kontejnmentu (tzv. zdrojové členy).

2009–2010
„Vývoj a validace tepelně-hydraulických modelů bloků JE s reaktorem typu VVER pro účely provádění nezávislých bezpečnostních analýz“.

2006–2008
„Vývoj a ověření metody nejlepšího odhadu a tepelně-hydraulického modelu bloku JE pro deterministické provádění bezpečnostních analýz“.

Mezinárodní projekt:

2003-2010
„Projekt BEMUSE Programme (BEMUSE: Best Estimate Methods, Uncertainty and Sensitivity Evaluation)“
Projekt řešený v rámci OECD NEA byl zaměřen na aplikaci metodik neurčitosti při výpočtovém řešení nehody ztráty chladiva v tlakovodním reaktoru. Jeho cílem bylo vyhodnotit použitelnost, kvalitu a spolehlivost metod nejlepšího odhadu, včetně neurčitostí a citlivosti vyhodnocení, v aplikacích řešících bezpečnost jaderných reaktorů a podpořit a napomoci aplikaci metodik neurčitosti v rámci licenčního procesu pro dozorné orgány a rovněž průmysl.