Elektrownia jądrowa Paks

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Skocz do: nawigacja, szukaj
Elektrownia jądrowa Paks
Paksi atomerőmű
Ilustracja
EJ Paks, rok 2010.
Położenie na mapie Węgier
Mapa lokalizacyjna Węgier
EJ Paks
EJ Paks
Ziemia46°34′21″N 18°51′15″E/46,572500 18,854167
Państwo  Węgry
Status Aktywna
Właściciel MVM
Operator MVM Paksi Atomerőmű Zrt.
Bloków energetycznych 4
Moce
Łączna moc:
- elektr. netto 1889[1] MW
- elektr. brutto 2000 MW
- moc termiczna 5940 MW
Roczna prod. elektr. 14,96[2][3][4][5][6] TWh
Łączna wygen. moc elektry. 406,4[2][3][4][5][6] TWh
Źródła energii
Źródła energii:
- główne tlenek uranu(IV) (5% wzbogacenia)
Kluczowe daty
Rozpoczęcie budowy 1 sierpnia 1974[3]
Włączenie do sieci 28 grudnia 1982[3]

Elektrownia jądrowa Paks (węg. Paksi atomerőmű) – czynna elektrownia jądrowa, jedyna na Węgrzech, położona koło 5 km od miasteczka Paks i 130 km na południe od Budapesztu[12]. Posiada 4 bloki z reaktorami VVER-440 typu WWER. Produkuje ponad 52% energii elektrycznej na Węgrzech[2][13].

Historia[edytuj]

Decyzja o budowie elektrowni jądrowej na Węgrzech została podjęta w 1966. Prace budowlane rozpoczęły się w 1968, ale w 1970 roku przerwano je, zarzucając projekt na korzyść elektrowni konwencjonalnych. Prace wznowiono w 1975, po kryzysie naftowym. Blok nr 1 był de facto trzecim węgierskim reaktorem jądrowym, uwzględniając reaktory badawcze BRR i NTR. Głównym wykonawcą projektu był radziecki Atomenergoeksport, a głównym architektem węgierski ERBE-EROTERV. Elementy bloków wykonano w państwach RWPG, głównie w ZSRR i Czechosłowacji[14].

Elektrownia pomyślnie przeszła europejską kampanię testów wytrzymałościowych (stress tests) zarządzonych przez Komisję Europejską po trzęsieniu ziemi i tsunami w Japonii w 2011 roku[13].

Wszystkie bloki posiadały pierwotnie licencję na 30 lat pracy. Operator starał się kolejno przedłużać licencję na pracę na kolejne 20 lat. W 2012 blok nr 1 uzyskał pozwolenie na pracę do 2032 roku[12]. Dwa lata później blok nr 2 otrzymał pozwolenie na pracę do 2034[12]. Licencję bloku nr 3 przedłużono w grudniu 2016 roku. Miesiąc wcześniej operator złożył wniosek o wydłużenie licencji bloku nr 4[15].

W grudniu 2015 węgierski urząd dozoru jądrowego zezwolił na rozpoczęcie eksploatacji nowych elementów paliwowych, z bardziej wzbogaconym paliwem (4,7% zamiast dotychczasowych 3,82%)[14][16], co pozwoli na wydłużenie cyklu pracy wszystkich bloków z 12 do 15 miesięcy (rozumianej jako częstość wymiany paliwa)[13].

Prace badawczo-rozwojowe[edytuj]

Niemal od razu po uruchomieniu elektrowni, w latach 80. XX wieku, Węgrzy uruchomili szereg programów badawczo-rozwojowych służących polepszeniu wydajności i bezpieczeństwa reaktorów. We współpracy z Nokią, Központi Fizikai Kutatóintézet (KFKI) i Számítástechnikai és Automatizálási Kutatóintézete (SZTAKI), obie przy Magyar Tudományos Akadémia, uruchomiono symulator treningowy. Stworzono system monitorowania parametrów rdzenia reaktora (VERONA) i zbiornika ciśnieniowego. Wprowadzono monitoring środowiska i przetestowano szczelność obudowy bezpieczeństwa[17].

W latach 90. XX wieku, z uwagi na rozwiązanie ZSRR i przemiany ustrojowe (utrudniony dostęp do instytucji i przedsiębiorstw z byłego ZSRR; krytykowanie przez Zachód radzieckich rozwiązań w elektrowniach jądrowych; dążenie do spełnienia norm bezpieczeństwa panujących w państwach Europy Zachodniej), skupiono się na aspektach bezpieczeństwa elektrowni. Uruchomiony w tym celu projekt Advanced General and New Evaluation of Safety (AGNES) miał wdrożyć w elektrowni międzynarodowo akceptowane standardy, metodologie i symulacyjne kody komputerowe. Założenia AGNES pokazały, że generalnie projekt elektrowni jest poprawny i przyjęte konserwatywne założenia i użyte nadmiarowości przeważają nad słabymi punktami. Wyniki badań zostały zaakceptowane przez MAEA i specjalistów z krajów rozwiniętych[17].

Wdrażanie planu poprawy bezpieczeństwa elektrowni trwało od 1996 do 2002. W tym czasie poprawiono niezawodność systemów bezpieczeństwa, zmniejszono obciążenie eksploatacyjne niektórych elementów, wdrożono efektywniejszy system szkoleń personelu i zarządzania incydentami i awariami[17].

Po 2002 roku skupiono się na poprawie bezpieczeństwa reaktorów na wypadek ciężkich awarii. Do 2014 roku wszystkie reaktory wyposażono w m.in. w system umożliwiający zalewanie komory zbiornika reaktora z zewnątrz; zainstalowano pasywne autokatalityczne rekombinatory wodoru; wzmocniono basen do przechowywania wypalonego paliwa[17].

W 2001 roku wykonano studium wykonalności wzrostu mocy reaktorów poprzez modyfikacje turbin, obiegu wtórnego i innych zmian konstrukcyjnych. W 2009 roku zakończono zwiększanie mocy i od tego czasu wszystkie 4 bloki mają moc elektryczną brutto wynoszącą 500 MW[17].

Podstawowe parametry[edytuj]

Elektrownia złożona jest z 4 bloków jądrowych. Każdy blok wykorzystuje jeden reaktor wodny wrzący tylko VVER-440 V-213, konstrukcji radzieckiej. Każdy reaktor dostarcza parę do 2 turbin parowych na parę nasyconą. Elektrownia zbudowana jest w układzie bliźniaczym: hala turbin jest wspólna dla wszystkich bloków a hale reaktorów są współdzielone przez 2 reaktory.[16]

Główne parametry reaktora VVER-440 V-213[16]

Cecha Opis
Moc termiczna 1485 MW
Moc elektryczna brutto 500 MW
Ilość pętli obiegu pierwotnego 6
Objętość obiegu pierwotnego 273 m³
Ciśnienie w obiegu pierwotnym 123 bary
Średnia temp. w obiegu pierwotnym 284±2°C
Wymiary zbiornika ciśnieniowego reaktora 11,8 m wys. × 4,27 m średnicy
Paliwo 44 tony uranu w 349 elementach paliwowych
Ciśnienie w przewodzie głównym obiegu wtórnego 43,15 bara

Rozbudowa[edytuj]

Na początku 2014 Węgry i Rosja podpisał porozumienie międzyrządowe dotyczące rozbudowy elektrowni (tzw. Paks 2 lub Paks II) o dwa kolejne bloki przez podmioty rosyjskie (główny wykonawca: Rosatom[18]). Bloki miałyby pracować na reaktorach VVER-1200. Projekt wyceniany na 10[19]-12,5[18] miliarda euro. Rosja miała sfinansować w 80% a budowa bloków miałaby się zacząć w 2018 roku i potrwać do lat 2025-2026[18].

Zamówienie na rozbudowę elektrowni było przedmiotem postępowania przed Komisją Europejską z uwagi na możliwość naruszenia przepisów o konkurencyjności. 17 listopada 2016 Komisja oddaliła zarzuty uznając, że istniały uzasadnione przesłanki do nieogłaszania zamówienia publicznego, gdyż prace mogłyby być wykonane tylko przez jedną firmę na rynku[18].

11 marca 2014 do Komisji wpłynęła również skarga (symbol sprawy SA.38454) dotycząca finansowania projektu. 23 listopada 2015 Komisja zdecydowała o wszczęciu postępowania w tej sprawie[18][20]. Do marca 2017 Komisja Europejska nadal badała sprawę na zgodność z przepisami Wspólnotowymi o udzielaniu pomocy publicznej. 6 marca komisarz Margrethe Vestager ogłosiła, że Komisja Europejska zezwoliła na realizację przedsięwzięcia, gdyż projekt owszem korzysta z pomocy publicznej, ale zgodnie z zasadami unijnymi i będzie miał ograniczony wpływ na konkurencyjność. Aby uniknąć nadmiernej koncentracji, Paks II ma być funcjonalnie i prawnie oddzielona od operatora elektrowni Paks. Elektrownia Paks II będzie musiała sprzedawać co najmniej 30% generowanej energii poprzez otwartą giełdę energetyczną. Pozostała część energii ma być sprzedawana poprzez aukcje[21].

Decyzji o rozbudowie elektrowni towarzyszyły protesty niektórych organizacji, jak Greenpeace Hungary i EnergiaKlub[22], ale też rządu Austrii[23].

Budową Paks II zajmuje się oddzielna państwowa spółka MVM Paks II[24]. 30 marca 2017 węgierski urząd energii atomowej wydał licencję na budowę elektrowni Paks II (site license)[25].

Incydenty i awarie[edytuj]

Incydent z 10 kwietnia 2003[edytuj]

Najpoważniejszy incydent w elektrowni, sklasyfikowany jako 3 - poważny na skali INES (do czasu wizualnej oceny elementów paliwowych był oceniony na poziomie 2), miał miejsce 10 kwietnia 2003 roku w magazynie wypalonego paliwa bloku nr 2.

Tło[edytuj]

W latach 90. XX wieku generatory pary używane w elektrowni Paks borykały się powracającym problem korozji dystrybutora wody zasilającej - wykonane zostały ze stali węglowej[7]. Aby je wymienić, konieczna była praca ludzi po stronie wtórnej generatora. W celu ochrony radiologicznej pracowników stronę pierwotną generatora poddawano chemicznej dekontaminacji. Metodę tę zastosowano w blokach 1, 2 i 3, ale nie w bloku nr 4, gdzie zastosowano osłonę fizyczną przed promieniowaniem jonizującym[26].

Wielokrotne czyszczenie chemiczne spowodowało jednak niedopuszczalny efekt uboczny. Rozpuszczone produkty korozji po stronie pierwotnej spływały do rdzenia reaktora, powodując w końcu odłożenie się magnetytu na elementach paliwowych. Depozyt magnetytu miejscami był tak duży, że blokował przepływ chłodziwa[26].

Pierwsze znaczące objawy takiej sytuacji pojawiły się w bloku nr 2 w 1996 roku. W 1998 zdecydowano się na wymianę całego wkładu reaktora nr 2. W roku 2000 problem dotknął już wszystkie trzy bloki. W lutym 2003 zdecydowano się na zabieg całkowitej wymiany paliwa również w bloku nr 3. Po badaniach i symulacjach zmieniono parametry pracy reaktorów, aby spowolnić odkładanie się magnetytu[26].

Na przełomie lat 2000/2001 zdecydowano się na oczyszczenie elementów paliwowych z powstałych osadów. Firma Siemens KWU dostarczyła specjalne urządzenie, które mogło oczyszczać do 7 elementów paliwowych na raz[26].

W listopadzie 2002 operator zamówił u innego dostawcy, Framatome ANP[27], nowe urządzenie o większej wydajności - do 30 elementów paliwowych. Urządzenie dostarczono do elektrowni na początku 2003 roku i umieszczono je w basenie przeładowczym paliwa jądrowego bloku nr 2. Urządzenie uruchomiono 20 marca 2003. Do wystąpienia awarii oczyściło ono 5 partii elementów[26].

Incydent[edytuj]

29 marca 2003 na potrzeby przeładowania paliwa wyłączono reaktor nr 2. Stare elementy paliwowe zostały skierowane do oczyszczenia z osadów magnetytu[26].

10 kwietnia o 16:00 zakończono czyszczenie pakietu 30 elementów paliwowych z niedawno wyłączonego reaktora. Ich ciepło powyłączeniowe wynosiło 241 kW. W czasie normalnej pracy urządzenie przepuszczało przez elementy 200-250 ton roztworu czyszczącego na godzinę[27]. O 16:40 włączono pompę zbiornika w którym znajdowało się urządzenie do oczyszczania i elementy[26]. Jej wydajność wynosiła jedynie 20 t/h[27].

O 19:20 odnotowano wzrost o kilka centymetrów poziomu wody w zbiorniku wypalonego paliwa połączonego ze zbiornikiem w którym oczyszczano elementy. Z uwagi na wielkość głównego zbiornika oznaczało to jednak przyrost o ok. 4 m³ wody (zbiornik do oczyszczania miał objętość 6 m³)[26].

O 21:50 detektory odnotowały chwilowe wystąpienie radioaktywnego kryptonu-85 w zbiorniku urządzenia czyszczącego. Gdy po zaniku alarm pojawił się ponownie ponownie, o 23:30 zapobiegawczo ewakuowano budynek reaktora. O 23:45 ruszyła wentylacja pomieszczenia[26].

O 02:15 operatory zdecydowali i otworzeniu pokrywy zbiornika, aby poznać przyczynę wzrostu radioaktywności. Otworzono hydrauliczny zamek i uchylono klapę zbiornika, co spowodowało wydostanie się ze zbiornika dużego pęcherza gazu i detekcję radioaktywnych gazów szlachetnych o chwilowej aktywności 40 MBq, szybko usuniętej przez system wentylacji[26].

O 4:20 chciano podnieść klapę zbiornika, aby całkowicie do otworzyć, ale lina dźwigu zerwała się. Zbiornik został w całości odkryty dopiero 16 kwietnia[26].

Inspekcja wizualna wskazała, że elementy zostały uszkodzone z powodu niewystarczającego chłodzenia zbiornika. Po zakończeniu czyszczenia elementy nie zostały wybrane zbiornika od razu, gdyż potrzebna do tego suwnica była zajęta innymi zadaniami. W tym czasie zbiornik nie był chłodzony przepływem wody wymuszonym przez pompę o wysokiej wydajności a jedynie mniej wydajną pompą zanurzeniową[26].

Późniejsze badania wykazały, że uszkodzenie elementów zostało spowodowane przez kombinację cech konstrukcyjnych urządzenia do oczyszczania i małej wydajności pompy zanurzeniowej. Niewystarczający odbiór ciepła z elementów, w połączeniu z ich budową i ułożeniem w zbiorniku, spowodowały powstanie specyficznych przepływów konwekcyjnych i stratyfikację temperaturową wody[26]. Oprócz tego wskazano ponad 50 innych pomniejszych przyczyn i niedociągnięć w zakresie projektu, działania, zarządzania i kultury bezpieczeństwa[27].

Urządzenie posiadało wlot i wylot na spodzie, co umożliwiało powstanie bezpośredniego przepływu miedzy nimi, z pominięciem pozostałej objętości zbiornika. W czasie incydentu przepływało tą drogą 75-90% wody[27]. Pierwsze urządzenie, o mniejszej wydajności, nie miało tej wady konstrukcyjnej[26]. Efekt bocznikowania powiększyło złe osadzenie elementów paliwowych w płycie dolnej zbiornika[7].

Temperatura w górnej części zbiornika sięgnęła temperatury nasycenia i zaczęła powstawać para wodna. Para zaczęła w końcu wypychać wodę chłodzącą ze zbiornika, odsłaniając elementy paliwowe, które w ciągu kilku godzin osiągnęły temperaturę do 1400°C. To spowodowało wytrącenie się radioaktywnych gazów szlachetnych wykrytych przez detektory w hali[26].

Uszkodzenia elementów paliwowych nastąpiły w momencie powtórnego zalewania zbiornika wodą. Otworzenie jego pokrywy spowodowało uwolnienie sprężonej pary wodnej, która wcześniej wypchnęła wodę ze zbiornika. Po tym mogła ona napływać z powrotem. Dodatkowo zbiornik zaczęto wypełniać wodą od góry. Powstałe wcześniej i teraz naprężenia termiczne i mechaniczne spowodowały fragmentację, dezintegrację lub zniekształcenie elementów paliwowych[26].

W procesie wyjaśniania zdarzenia ustalono, że elementy paliwowe były w głębokim stanie podkrytycznym (współczynnik powielania neutronów k=0,595) i nawet przy najbardziej sprzyjającym układzie nie mogła tam zajść niekontrolowana reakcja łańcuchowa (k=0,66, przy założeniu mniejszej koncentracji kwasu borowego - 16 g/kg, zamiast użytych 20 g/kg)[26].

Uwolnione produkty reakcji rozszczepienia[edytuj]

Z uwagi na to, że uszkodzeniu uległy elementy paliwowe z reaktora wyłączonego 2 tygodnie wcześniej, to nie zawierały już one większości krótkożyjących izotopów. W największym stopniu uwolniony został ksenon-133 i jod-131. Uwolnione produkty rozpadu zostały zatrzymane przez wodę. Do powietrza przedostały się jedynie izotopy pod postacią gazów szlachetnych, z definicji o niemal zerowym znaczeniu biologicznym[26].

Uwolnione pierwiastki radioaktywne[26]

Izotop Uwolniona aktywność
(GBq)
Uwolniona aktywność
względem całk. aktyw.
izotopu [%]
Xe-133 600 1,19
J-131 590 1,41
Ru-106 8,7 0,03
Cs-134 42 0,74
Cs-137 38 0,53
Bar-140 180 0,16
Ce-144 72 0,06
Łącznie 1 530,7 -

Dawka dodatkowa na jaką mogła zostać narażona ludność znajdująca się w najbliższym sąsiedztwie elektrowni została określona na 0,13 μSv, co jest równoważne dawce otrzymywanej przez człowieka z naturalnego promieniowania tła przez 1,5 godziny, czyli jako zaniedbywalnie mała[26].

Incydent spowodował narażenie jednego pracownika na skażenie radioaktywne. Otrzymał od dawkę zewnętrzną na twarz o wartości 0,059 mSv (0,55 mSv dawki wewnętrznej)[26].

Działania po incydencie[edytuj]

W czerwcu 2003 roku badaniem incydentu zajęła się MAEA. W 2004 powstał międzynarodowy projekt zbadania incydentu, OECD–IAEA Paks Fuel Project, pod egidą MAEA i OECD, z udziałem 58 ekspertów z 34 organizacji z 16 krajów. Raport końcowy został opublikowany w maju 2010[26].

W dniach 16-26 czerwca 2003 roku inspekcji elektrowni dokonali eksperci MAEA, którzy wydali szereg rekomendacji mających zapobiec lub usprawnić wykrywanie takich zdarzeń. W lutym 2005 kolejna grupa ekspertów oceniła, że ponad 70% zaleceń zostało wdrożonych a pozostałe są w trakcie wdrażania[26].

Jeszcze latem tego samego roku do usunięcia skutków zdarzenia została wybrana rosyjska firma TVEL. W 2006 uszkodzone elementy paliwowe zostały przeniesione do specjalnych kanistrów do basenu z wypalonym paliwem[26]. W 2014 zostały zwrócone do Rosji w celu przerobu[7].

Odporność na trzęsienia ziemi[edytuj]

Elektrownia nie była projektowana i kwalifikowana pod względem odporności na trzęsienia ziemi. Sejsmiczność miejsca była niedoszacowana a w projekcie założono intensywność trzęsienia na 5 w skali MSK-64[28].

Niedoszacowania dostrzeżono w połowie lat 80. XX wieku i rozpoczęto program określenia zagrożenia sejsmicznego dla elektrowni. Probabilistyczna ocena zagrożenia została zakończona w 1995. Węgierski urząd dozoru jądrowego zatwierdził nowo określone założenia projektowe i zarządził wdrożenie programu przystosowania elektrowni do niego. Jedną z głównych zmian dla bezpieczeństwa elektrowni była np. konieczność zapewnienia procesu usuwania ciepła powyłączeniowego przez czas nieokreślony (wcześniej, jedynie przez 3 doby). Program wdrażania rozłożony był na lata 1995-2003, przy czym faza wdrożenia obejmowała lata 1999-2003. Pod względem konstrukcyjnym obejmował on instalację ponad 5500 elementów mechanicznych (w tym ponad 1800 ton elementów stalowych), elektrycznych, i innych[28].

Przypisy

  1. Projektowo: 1648 MW.
  2. a b c W roku 2015.
  3. a b c d e f g h i j k l m n o p World Nuclear Association – Paks 1 (ang.). World Nuclear Association. [dostęp 2017-02-11].
  4. a b c d e f g h i j k l m World Nuclear Association – Paks 2 (ang.). World Nuclear Association. [dostęp 2017-02-11].
  5. a b c d e f g h i j k l m World Nuclear Association – Paks 3 (ang.). World Nuclear Association. [dostęp 2017-02-11].
  6. a b c d e f g h i j k l m World Nuclear Association – Paks 4 (ang.). World Nuclear Association. [dostęp 2017-02-11].
  7. a b c d e f g Maciej Kulig. Incydent radiologiczny w EJ Pakš w kwietniu 2003 roku – analiza przyczyn. „Bezpieczeństwo Jądrowe i Ochrona Radiologiczna”. 103 (1/2016). Państwowa Agencja Atomistyki. ISSN 2353-9062 (pol.). 
  8. Projektowo: 408 MW.
  9. a b c d Średni w okresie raportowanym.
  10. a b c d Współczynnik gotowości do generowania elektryczności (EAF).
  11. a b c Projektowo: 410 MW.
  12. a b c Brent Barker: Building a Research Bridge to Hungary (ang.). EPRI, 2016-12-20. [dostęp 2017-02-15].
  13. a b c Country profile: Hungary (ang.). Nuclear Energy Agency (OECD), 2016-12-21. [dostęp 2017-02-15].
  14. a b Country Nuclear Power Profiles: Hungary (ang.). IAEA. [dostęp 2017-02-15].
  15. Operating Life of Hungarian Paks Nuclear Plant Block 3 Extended (ang.). Hungary Today, 2016-12-27. [dostęp 2017-02-15].
  16. a b c Gyula Fichtinger. 7th National Report - Hungary. , 2016. Hungarian Atomic Energy Authority. Hungarian Atomic Energy Authority (ang.). 
  17. a b c d e András Cserháti: Past, present and future of the Paks NPP in Hungary. Praga: MVM Paks NPP, 2013-11-11, seria: VVER 2013 International Conference.
  18. a b c d e Philip Blenkinsop, Robert-Jan Bartunek: EU drops part of reservation to Hungary's Paks nuclear project (ang.). Reuters, 2016-11-18. [dostęp 2017-02-13].
  19. World Nuclear News: IAEA encourages further improvement at Paks plant (ang.). World Nuclear News, 2016-10-21. [dostęp 2017-02-13].
  20. Pomoc państwa – Węgry – SA.38454 (2015/C) (ex 2015/N) – Domniemana pomoc dla elektrowni jądrowej w Paks – Zaproszenie do zgłaszania uwag zgodnie z art. 108 ust. 2 Traktatu o funkcjonowaniu Unii Europejskiej (pol.). EUR-Lex, 2016-01-12. [dostęp 2017-02-13].
  21. World Nuclear News: Hungary gets state aid clearance for Paks II project (ang.). World Nuclear News, 2017-03-06. [dostęp 2017-03-07].
  22. Greenpeace, Energiaklub to appeal Paks environmental protection permit (ang.). Budapest[inc], 2016-10-04. [dostęp 2017-02-15].
  23. Hungary seeks talks with Austria on Paks upgrade (ang.). Budapest[inc], 2016-11-28. [dostęp 2017-02-15].
  24. Hungary: Paks 3 operating licence extended to 2036 (ang.). ESIA-SEE, 2017-12-01. [dostęp 2017-02-15].
  25. World Nuclear News: Hungary gets site licence for Paks II project (ang.). World Nuclear News, 2017-03-31. [dostęp 2017-04-02].
  26. a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x IAEA, OECD: OECD–IAEA Paks Fuel Project - Final Report. Wiedeń: Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej, 2009, s. 1-18.
  27. a b c d e Ivan Vince. Severe incident at nuclear power plant caused by design flaw in maintenance equipment. „Loss Prevention Bulletin”, s. 27-28, 2013-04. Institution of Chemical Engineers. ISSN 0260-9576/13 (ang.). 
  28. a b Tamás János Katona: 4. Seismic Safety Analysis and Upgrading of Operating Nuclear Power Plants. W: Wael Ahmed: Nuclear Power- Practical Aspects. InTech, 2012-10-12. DOI: 10.5772/51368. ISBN 978-953-51-0778-1. [dostęp 2016-02-13].