2003/11.

Tanulmányok

A REAKTORTARTÁLY SZERKEZETI INTEGRITÁSA

Trampus Péter

a műszaki tudomány kandidátusa
peter.trampus@jrc.nl

A Paksi Atomerőmű tervezett üzemidő-hosszabbításának műszaki-tudományos megalapozásához elengedhetetlen a reaktortartályok aktuális állapotának meghatározása és élettartamuk megbízható becslése, azaz a reaktortartályok szerkezeti integritásának bizonyítása. Jelen cikk a reaktortartály funkciójának és a szerkezeti anyagai élettartam-kimerüléséhez hozzájáruló tényezőknek figyelembe vételével elemzi a tartály szerkezeti integritását, és bemutat egy koncepciót - a virtuális mélységi védelem koncepcióját - a tartály biztonságának elemzésére. A koncepció elemeit a szerkezeti integritás területén folytatott kutatások eredményeinek gyakorlati alkalmazási példái illusztrálják.

1. Bevezetés

Az energia - ezen belül a villamos energia - az emberi élet minőségének egyik meghatározója. Napjainkban a világ lakosainak több mint egyharmada (több mint kétmilliárd ember) nem jut villamos energiához, és további mintegy kétmilliárd ember esetében az egy főre eső villamos teljesítmény nem éri el a 100 wattot. Atomerőművekben a huszadik század derekától állítanak elő villamos energiát polgári célokra. A villamos energia előállításának ez a technológiája - több mint tízezer reaktorév tapasztalatával - mára kipróbált technológiává érett. Az atomerőművek részesedése a világ villamosenergia-termeléséből 2002-ben megközelítőleg 16 % volt. Habár valószínűsíthető, hogy az atomerőművek a belátható jövőben is jelentős részt vállalnak a világ rohamosan növekvő villamosenergia-igényének kielégítéséből, a technológia jövőjének megítélése mégis ellentmondásos. Új megvilágításba helyezheti az atomerőművek megítélését a Föld felszínének az üvegházhatású gázok kibocsátása következtében megindult fokozatos felmelegedése, illetve a fosszilis energiahordozók elégetésének igen valószínű hozzájárulása ehhez a folyamathoz. 1

Egymásfél évtizede a villamosnergia-ipart érintő jelentős változások zajlanak a világ egyre több országában. A villamosenergia-piac liberalizálása, valamint az iparág privatizációja olyan környezetet hozott létre, ahol versenyhelyzet alakult ki az egyes erőművek illetve technológiák között. Ez a verseny komoly hatással van az atomenergetikára. A hangsúly az új atomerőművek építéséről átkerült a jelenleg üzemelő atomerőművek minél hatékonyabb kihasználására, ami elsősorban az üzemidő meghosszabbítását, de emellett a teljesítmény növelését is takarja. A mérnöki tevékenységnek önálló, interdiszciplináris területévé fejlődött az atomerőművek élettartam-gazdálkodása, az-az az üzemeltetés és karbantartás optimalizálása oly módon, hogy a jelenleg üzemelő atomerőművek mindaddig szolgálatban maradjanak, ameddig az általuk termelt villamos energiára igény van, és a biztonság megkövetelt szintje gazdaságosan elérhető (Trampus, 1996).

Magyarországon az atomerőműben termelt villamos energia hányada jelentős (2002-ben meghaladta a 36 %-ot) és a legolcsóbb. Az ország elemi érdeke tehát, hogy a még bizonyára jó ideig egyetlen atomerőművét hosszú távon, biztonságosan és megbízhatóan üzemeltesse. Az üzemidő meghosszabbításának megvalósíthatóságát elemző tanulmány bizonyítja a tervezési élettartamot húsz évvel meghaladó üzemeltetés műszaki megvalósíthatóságát és gazdasági előnyét (Katona et al., 2001), ezért az erőmű tulajdonosa és üzemeltetői célul tűzték ki a blokkok üzemidejének meghosszabbítását. Az üzemidő-hosszabbítás műszaki-tudományos megalapozásának alapfeltétele a reaktortartály aktuális állapotának ismerete, élettartamának megbízható becslése, továbbá az élettartam-kimerülés lassítása vagy elkerülése, technológiáinak kézbentartása. Jelen dolgozat e tevékenységhez kíván hozzájárulni azzal, hogy ismertet egy, a reaktortartályok biztonságának elemzésére alkalmazható koncepciót, majd a koncepció illusztrálásához áttekinti a Paksi Atomerőmű reaktortartályai szerkezeti integritásának hosszú távon történő biztosítása érdekében az anyagtudomány és technológia területén folytatott kutatások eredményeinek gyakorlatban történő alkalmazását.

2. A szerkezeti integritás helye a biztonság komplex rendszerében

Az ipari technológiák biztonságának kezelését, illetve ellenőrzését tekintve - általánosságban - három stratégiát különböztethetünk meg (Rasmussen, 1993).

A biztonságelemzés stratégia foglalja magába azokat a technológiákat, amelyek esetében a társadalom által nem elfogadható balesetek igen kis valószínűséggel fordulhatnak elő. Ide soroljuk a nukleáris technológiát. A technológiai fejlődés felgyorsulása következtében - e stratégiát alkalmazva - már nincs lehetőség alacsony kockázatú rendszerek egyedi kifejlesztésére, hanem - például atomerőművek esetén - az erőmű kockázatát előre kell megbecsülni az alkalmazott folyamatok modellezése útján és a lehetséges veszélyforrások figyelembe vételével. Erre a célra szolgál a valószínűségi biztonságelemzés (Probabilistic Safety Assessment - PSA), ahol a rendszerek tervezésének alapja egy teljes léptékű baleset valószínűségének becslése, figyelembe véve a betervezett valamennyi védelem egyidejű megsérülésének lehetőségét.

1. ábra • Különböző biztonsági stratégiák

Az atomerőmű potenciális veszélyforrása a technológiából adódó - és az erőmű kezelőire, a lakosságra és a környezetre veszélyt jelentő - radioaktív sugárzás. Az előzőekben vázolt stratégiát szem előtt tartva dolgozták ki és alkalmazzák az atomerőművekre a "mélységben tagolt védelem" tervezési filozófiát, ami több egyidejű műszaki meghibásodás és emberi tévedés esetén is védelmet jelent a potenciális veszélyforrással szemben. Ez a stratégia egymásra épülő védelmi rétegek meglétén alapszik, úgymint:

• helyettesítő berendezések működésbe lépése egy adott berendezés meghibásodása esetén,

• automatikus védelmi rendszerek működésbe lépése az energia vagy tömegkoncentráció feletti ellenőrzés megszűnésekor,

• fizikai korlátok rendszerének kialakítása arra az esetre, amennyiben az előző védelmi rétegek nem működnének,

• szélsőséges és valószínűtlen meghibásodások illetve balesetek elemzése és az elhárításukhoz szükséges intézkedések előzetes meghatározása, valamint az ezekre való felkészülés.

Belátható, hogy csak a meghibásodásoknak és az emberi hibáknak valamennyi védelmi réteget érintő szélsőséges egybeesése válthat ki egy súlyos balesetet, tehát a veszély csökkentésének kézenfekvő módja az egyes védelmi rétegek integritásának biztosítása. Ezek közé tartozik a "fizikai korlátok" szerkezeti integritásának biztosítása. Egy atomerőműben a fizikai korlátok talán legfontosabb eleme a nyomástartó berendezések és csővezetékek rendszere, amelynek szerkezeti integritása szavatolja azt, hogy radioaktív közeg nem kerülhet ellenőrizetlenül a technológiai rendszeren kívül, ezért biztosítása elsődleges fontosságú az erőmű teljes üzemideje alatt.

2. ábra • A szerkezeti anyagok élettartam kimerülését befolyásoló tényezők

3. A reaktortartály szerkezeti integritásának fontossága

Az atomerőmű berendezései szerkezeti anyagainak élettartam-kimerülésében, valamint a berendezések esetleges tönkremenetelében különböző tényezők játszanak szerepet.

A szerkezeti anyagok anyagszerkezete által adott tényezők, amelyeket belső tényezőknek is nevezhetünk, határozzák meg a mechanikai tulajdonságokat (szilárdság, törési szívósság stb.). Az igénybevétel körülményeiből adódó külső tényezők vezetnek a kiinduló mechanikai tulajdonságok megváltozásához, azaz az anyagkárosodási folyamatokhoz, amelyek az élettartam kimerülését vonják maguk után. Az élettartam-kimerülés egy határállapot elérésekor a berendezés tönkremeneteléhez vezet, ami lehet törés, geometriai instabilitás vagy korrózió. A bemutatott folyamatok az atomerőmű egyes berendezései esetében eltérő mértékben játszanak szerepet, s általában egy adott károsodási folyamat vezet az élettartam kimerüléséhez. A bemutatott tényezők közül a reaktortartálynak az aktív zóna magasságában lévő tartományát érő neutronsugárzás jelenti a dolgozatban tárgyalt problémakör különlegességét. 2

Az üzemelő atomerőművek legelterjedtebb típusa a nyomottvizes atomerőmű, ezt a technológiát alkalmazzák az orosz tervezésű VVER atomerőművek is. Pakson négy VVER-440/V-213 típusú blokk üzemel. Nyomottvizes atomerőművekben a reaktortartály áll az első helyen, ha a szerkezeti integritás biztosítását vizsgáljuk. A reaktortartály foglalja magába az aktív zónát, és közös szerkezeti eleme a nukleáris gőzfejlesztő rendszer főkeringtető vezetékeinek és a zóna üzemzavari hűtőrendszerének, ezért egyértelműen biztonsági funkciót tölt be. Amennyiben a reaktortartály fala az aktív zóna magasságában vagy az alatt olyan mértékben megsérülne, hogy az a hűtőközeg elfolyásához vezetne és az üzemzavari hűtés az elfolyást nem tudná pótolni, akkor a reaktor hűtés nélkül maradna és túlhevülne. Ez súlyosan károsítaná az aktív zónát is, ami végül a következő fizikai korlát (a konténment) megsérüléséhez, és ennek következtében ellenőrizetlen mennyiségű radioaktív anyag kibocsátásához vezetne. Tehát az erőmű teljes üzemideje alatt biztosítani kell, hogy a reaktortartály előzőekben leírt sérülése bekövetkezésének igen kicsi legyen a valószínűsége.

A reaktortartály szerkezeti integritásának elemzése a tartályfal szilárdságának, illetve töréssel szembeni ellenállásának elemzését jelenti. A reaktortartályokat alapvetően úgy tervezik, gyártják és üzemeltetik, hogy üzemidejük alatt ne sérüljenek meg. Az üzemeltetés körülményeit úgy kell megválasztani, hogy a tartályfal szerkezeti anyaga ne kerüljön az eredetileg képlékeny (szívós) állapotból rideg állapotba. Így a tervezés és üzemeltetés során ki lehet aknázni a tartályfal anyagának azon tulajdonságát, miszerint egy szívós törés létrejöttének energiaszükséglete lényegesen nagyobb, mint amennyi energiát a tartályfal esetleges ridegtörése felemészt. A reaktor-tartály szerkezeti integritásának elemzése során tehát a tartály ridegtöréssel szembeni ellenállására kell koncentrálnunk.

A reaktortartály szerkezeti integritása az átmeneti üzemállapotokban, illetve a zóna üzemzavari hűtőrendszerének működése során van veszélyben. Ezen belül is a legkritikusabb állapotot az jelenti, amikor az üzemzavari hűtőközeg betáplálásával - azaz a tartályfal belső felületének gyors lehűtésével - egyidejűleg a tartály belső nyomása akár az üzemi nyomást meghaladó értékre növekszik. Ez a nyomás alatti hőütés (Pressurized Thermal Shock - PTS). A PTS-t kiválthatják primer oldali, valamint szekunder oldalról eredő események. A reaktortartály épségét - az előbbiek figyelembevételével - a következő tényezők megfelelő mértékű és egyidejű jelenléte veszélyeztetheti:

1. Alacsony hőmérséklet és ezzel egyidejűleg megnövekedett feszültség kialakulása a reaktortartály falában;

2. a reaktortartály szerkezeti anyagának neutronsugárzás következtében lecsökkent törési szívóssága;

3. megfelelő méretű, alakú és elhelyezkedésű repedés vagy repedésjellegű folytonossági hiány jelenléte a tartályfal azon tartományában, ahol az előzőekben leírt feltételek adottak.

A biztonsági szempontokon túlmenően a reaktortartályra azért is kell kiemelt figyelmet fordítani, mert gyakorlatilag nem cserélhető berendezésnek tekintik. Ez egyúttal azt is jelenti, hogy a reaktortartály az atomerőmű azon berendezése, amelyik az üzemidő kereteit kijelöli.

4. A virtuális mélységi védelem koncepció

Miután a reaktortartály esetében a szerkezeti integritás sérülése katasztrofális következményekkel járna, ami nem fogadható el, ezért meghibásodása bekövetkezésének valószínűsége csak rendkívül alacsony lehet. Általánosan elfogadott gyakorisági érték erre az esetre, ha a 10-7 /év (IAEA, 1992). Az említett gyakorisági érték létezése és elfogadottsága ellenére a reaktortartályok biztonságát általában determinisztikus módon elemzik. Az Egyesült Királyságban a 70-es években a biztonság alapkövetelményeként elfogadták, hogy egy megfelelően tervezett és gyártott reaktortartály igen kis valószínűséggel hibásodhat meg, továbbá az esetleges meghibásodások okait kiküszöbölő kiegészítő intézkedéseket is bevezettek, ami a 80-as években a "meghibásodás kizárása" (Incredibility of Failure - IoF) elv érvrendszerének megalkotásához vezetett (Geraghty, 1996). Németországban a Biztonsági Alapelvek (Basis Safety Concept - BSC) testesítik meg az előzőekben leírtakat (Kussmaul, 1984). A BSC valószínűségi módszerek alkalmazása nélkül igazolja a katasztrofális meghibásodás lehetőségének tökéletes kizárását a német tervezésű atomerőművek esetében. Az USA-ban a vonatkozó tervezési és ellenőrzési előírás (ASME, 1995a, b) nem foglakozik a katasztrofális törés kizárásának explicit bizonyításával, a berendezéseknek, illetve csővezetékeknek a tervezési előírásban található osztályba sorolása azonban lényegében ugyanezt az elvet hordozza magában.

A VVER-440 típusú reaktorokra nem ismeretes az előzőekkel összemérhető komplex előírásrendszer. A tervezés, gyártás, üzembe helyezés és üzemeltetés bizonyos szempontjait és tapasztalatait figyelembe véve azonban ki lehet dolgozni egy tudományos alapokon nyugvó műszaki érvrendszert, amely elegendő bizonyítékot szolgáltat arra nézve, hogy a reaktortartály elfogadhatatlan következményekkel járó tönkremenetele nem fog bekövetkezni az atomerőmű normál üzeme, normál üzemtől eltérő és üzemzavari körülményei között még a meghosszabbított üzemidő alatt sem. Ilyen rendszerhez jutunk, ha definiáljuk a szerkezeti integritás ún. alappilléreit és ezek összetevőit, azaz az alappillérek építőköveit. Ez az elemzési struktúra elég szemléletes ahhoz, hogy megjelenítésével is segíti az érvrendszer megértését, a nukleáris biztonság igazolásának ilyen formája elfogadott és javasolt (TAGSI, 1998).

Az alappillérek, amelyek a szerkezeti integritás biztosításának szükséges, de egyenként nem elégséges feltételei, egymástól független információkon alapulnak, kiválasztásuk különböző elvek szerint lehetséges. A pilléreket alkotó összetevők a legfontosabb biztosítékok illetve érvek, és némelyikük elvileg megjelenhet több pillérben is. Miután a reaktortartály szerkezeti integritásának esetleges sérülése esetén nincs egy másik, vele egyenértékű (helyettesítő) fizikai korlát, ezért ezt a koncepciót a mélységben tagolt védelem alternatívájaként - és annak analógiájára - virtuális mélységi védelemnek nevezhetjük. A virtuális mélységi védelem a reaktortartály esetében a szerkezeti integritás többszörös biztosítéka oly módon, hogy az egyes alappillérei, amennyire lehetséges, függetlenek egymástól, és bármely pillér (érv) gyengeségeit kompenzálják a többi érv erősségei.

Négy, koncepcionálisan különböző feltétel együttest, azaz alappillért vezetünk be (3. ábra),

1.) Tapasztalatok felhasználása

A tapasztalatok felhasználása a "korábban már bevált" elv megvalósítását jelenti (megfelelő tervezés és gyártás, a szerelés és üzembe helyezés, továbbá az üzemeltetés tapasztalataiból fakadó megbízhatóság).

2.) Funkciópróba

A funkciópróba a funkcióképesség igazolása reprezentatív vizsgálattal, ami a paksi reaktortartályok esetében az akusztikus emissziós méréssel kiegészített hidraulikus nyomáspróba.

3. ábra • Virtuális mélységi védelem a Paksi Atomerőmű reaktortartályai esetében

3.) Élettartam-kimerülés elemzése

A szerkezeti integritást (azaz az élettartam kimerülését) a kor színvonalának megfelelő tudományos alapokon kell bizonyítani. Ide tartozik a reaktortartály töréssel szembeni biztonságának folyamatos felügyelete és az élettartam becslése, aminek az alapját a sugárkárosodás-ellenőrző próbatestek vizsgálatai, valamint az időszakos roncsolásmentes vizsgálatok eredményeinek komplex értékelése adja.

4.) Károsodás előrejelzése

Az előremutató információkhoz jutásnak a biztosítéka a károsodás előrejelzése. Erre szolgálnak a vizsgálatok, diagnosztikai mérések, vonatkozó események tapasztalatai, beleértve a nem várt eseményekre való reagálás képességét is.

Az egyes alappillérek viszonylagos fontossága, illetve hangsúlya az üzemeltetési idő előrehaladásával változik. Az élettartam-gazdálkodást tekintve nyilvánvaló a harmadik és negyedik pillér fokozatos előtérbe kerülése. A virtuális mélységi védelem érvrendszere be kell, hogy ágyazódjék az erőmű üzemeltetésének biztonsági kultúrájába, 3 és a kettő együttesen biztosítja a szerkezeti integritás műszaki megalapozottságát és biztosításának végrehajthatóságát.

5. A paksi reaktortartályok szerkezeti integritásának áttekintése

A következőkben vázlatosan áttekintjük a virtuális mélységi védelem elemeit, röviden bemutatva azokat a területeket, amelyeket a reaktortartályok ridegtöréssel szembeni biztonsága elemzésekor részletesen értékelni kell, illetve utalunk azokra az eredményekre, amelyeket a Paksi Atomerőmű ezen a téren elért. A dolgozat nem értékeli a reaktortartályok biztonságát.

5. 1. Tapasztalatok felhasználása

A Paksi Atomerőmű létesítése során ipari körökben jelentős igény fogalmazódott meg, hogy a hazai gyakorlatot igazítani kell a fejlett ipari országok nukleáris létesítményeinek megvalósítása során alkalmazott minőségbiztosítási előírások érdemi tartalmához, amelyek alapját a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség minőségbiztosítási útmutatói képezték (IAEA, 1978). A minőségbiztosítás égisze alatt került sor az atomerőműben egy speciális laboratórium kialakítására a reaktorból kivételre kerülő és a sugárkárosodás ellenőrzésére szolgáló anyagvizsgálati próbatestek vizsgálatához, ami lényegében megteremtette a saját lábon álló élettartamgazdálkodási programot. Ugyancsak ide sorolható, hogy a korabeli hazai kutatási háttér (VASKUT, KFKI, VEIKI, BME) az atomerőmű létesítésének idején jelentős mértékben hozzájárult a roncsolásos és roncsolásmentes vizsgálati illetve értékelési módszerek kidolgozásához, a termohidraulikai, törésmechanikai, neutron transzport és más kódok kifejlesztéséhez, valamint bizonyos eszközfejlesztésekhez.

5. 2. Funkciópróba

A reaktortartály szerkezeti integritását figyelembe véve az üzemi nyomásnál magasabb értéken végrehajtott hidraulikus nyomáspróba számít funkciópróbának. A reaktortartályra a tervező által előírt próbanyomás értéke a reaktor üzemi nyomásának 1,56-szorosa, ami lényegesen meghaladja a más előírásrendszerekben előforduló értékeket, és a nyomáspróbát - a hatósági szabályozás értelmében - az üzemeltetés időszakában négyévenként meg kell ismételni. Az időszakos szilárdsági nyomáspróba ilyen extrém magas próbanyomáson történő végrehajtása nem egyértelműen járul hozzá a reaktor biztonságához (Marshall, 1982). Ezért, továbbá figyelembe véve, hogy a gyártás és az üzembe helyezés időszakában minden reaktortartályon három sikeres nyomáspróbát hajtottak végre, az erőmű kezdeményezte, a hatóság pedig engedélyezte a próbanyomás értékének csökkentését az üzemi nyomás 1,35-szörös értékéig.

Az erőműnek a próbanyomásérték csökkentését alátámasztó műszaki elemzésében jelentős szerepet kaptak azok a kiegészítő vizsgálatok, amelyeket azért javasoltak bevezetni, hogy a reaktortartályok állapotáról a nyomáspróba alatt megfelelő információ álljon rendelkezésre. Ezek közül a legfontosabb a tárolt energiából irreverzibilis folyamatok lejátszódása által kiváltott akusztikus emisszió vizsgálata volt. Az akusztikus emisszió fő forrásai a szerkezeti anyag inhomogenitásai (mikrorepedések, hegesztési kötéshibák, nemfémes zárványok), amelyek a terhelés hatására növekedésnek indulhatnak, és növekedésük akusztikus impulzusok kibocsátásával jár együtt. Az alkalmazott rendszer alkalmas a nyomáspróba alatt jelentkező akusztikus események lokalizálásra is (Trampus, 1991).

5. 3. Élettartam-kimerülés elemzése

A neutronsugárzás hatására megváltozott mikroszerkezet jelentős változásokat idéz elő a reaktortartályfal szerkezeti anyagainak mechanikai tulajdonságaiban. Ezen változások közül a legalapvetőbb a folyáshatár (és vele együtt a szakítószilárdság) növekedése és a szívósság csökkenése. Mind a négy paksi reaktortartályba a sugárkárosodás ellenőrzése céljából hat próbatest-készletet helyeztek el, amelyek kivételének ütemezését és sorrendjét az 1. táblázat mutatja.

1. táblázat • A próbatest-készletek kivételi sorrendje (Reaktoronként egy - termikus öregedés-ellenőrző próbatesteket is tartalmazó - készletet további döntésig a reaktorban hagytunk.)

4. ábra • Átmeneti hőmérséklet-görbék (1. blokk, varratfém)

A törésmechanikai elemzés hipotézise - összhangban a nemzetközileg elfogadott módszerrel - az volt, hogy a törési szívósság neutron sugárzás okozta változása jó egyezést mutat a Charpy-féle ütvehajlító vizsgálattal meghatározott képlékenyrideg átmeneti hőmérséklet eltolódásával. A 4. Ábra példaként az 1. blokk reaktortartály-varratfém átmeneti hőmérsékletgörbéit mutatja be (Trampus, 1990).

Az alkalmazott törésmechanikai hipotézis alapvetően azért terjedt el a világban, mert a szükséges méretű törésmechanikai próbatestek besugárzása akadályokba ütközik. A módszernek az elvi problémája az, hogy a sugárkárosodás ellenőrzéséhez használatos referenciagörbék nem "valódi" törési szívósságot fejeznek ki, hanem csak a törési szívósság változásával összefüggésbe hozható értékeket. Ennek az a gyakorlati következménye, hogy nagy az eredmények szórása a képlékenyrideg átmeneti tartományban. Az utóbbi évtizedben számos, a ridegtörés statisztikus természetét figyelembe vevő (ún. lokális megközelítési) modellt dolgoztak ki, amelyek közül a legelterjedtebb a mestergörbe módszer (Wallin, 1999). Ennek lényege az, hogy a törési szívósságértékeket közvetlenül a kisméretű próbatesteken mérik a rugalmas-képlékeny törésmechanikai anyagjellemzők felhasználásával. A korai paksi törésmechanikai vizsgálatok eredményei felhasználhatók a mestergörbe módszer szerinti újraértékelésre (Oszvald - Gillemot, 2001).

A vizsgálatok és értékelésük a sugárkárosodás-ellenőrző program több gyenge pontjára világítottak rá, amelyek a reaktortartály élettartama meghatározásának bizonytalanságát növelik. Ezek kiküszöbölésére, továbbá kihasználva a VVER-440 reaktorok azon adottságát, hogy a kivett próbatest-készletek helyére újak helyezhetők, az erőmű egy kiegészítő ellenőrző programot terveztetett (Gillemot et al., 1993). Ennek az "új hazai" sugárkárosodás-ellenőrző programnak a célja négyéves időszakonként végzett vizsgálatokkal annak ellenőrzése, hogy a tartályfal sugárkárosodásának kinetikája azonos-e az első négy üzemév után elvégzett vizsgálat eredményével vagy eltér-e attól. A próbatest-készletek összeállítása során arra is törekedtünk, hogy az előzőekben említett bizonytalanságok forrásait lehetőség szerint megszüntessük. Az eddig elvégzett vizsgálatok eredményei megerősítik a korábbi élettartambecslés helyességét (Oszvald et al., 1995).

Az időszakos roncsolásmentes vizsgálatok szolgáltatják a szerkezeti integritás elemzéséhez az információt a reaktortartályban található folytonossági hiányok jelenlétéről, helyzetéről, méretéről és egyéb jellegzetességeiről. A nyugati típusú nyomottvizes atomerőművek reaktortartályainak időszakos roncsolásmentes vizsgálatát hagyományosan a tartály belső felülete felől végzik. Ezzel szemben a VVER-440/V-213 típusú atomerőművekben, így a Paksi Atomerőmű valamennyi blokkján is, telepítésre került a reaktortartály kívülről történő gépesített ultrahangos vizsgálatára alkalmas berendezés. A berendezés nem kielégítő érzékenysége, a korszerű adatfeldolgozás hiánya, üzembiztonsági problémák és bizonyos hegesztési varratoknak a geometriai viszonyokból adódó korlátozott terjedelmű vizsgálhatósága igen hamar más megoldás keresésére indítottak bennünket. Egyrészt végrehajtottuk a vizsgáló berendezés műszaki rekonstrukcióját, másrészt pedig bevezettük a reaktortartályok belső felület felőli ultrahangos vizsgálatát a négyévenkénti - teljes zónakirakással járó - főjavítások időszakában. E kétirányú tevékenységhez az a gondolkodás vezetett, hogy a külső és a belső vizsgálat előnyei kiegészíthetik egymást, és a kettő együttesen biztosíthatja a reaktortartály optimális ellenőrzését. A koncepció helyességét az idő igazolta: a VVER-440 atomerőművek többsége, valamint VVER-1000 erőművek is követték a Paksi Atomerőmű által elsőként végrehajtott vizsgálatkorszerűsítést (Trampus, 2002).

A vizsgálat teljesítőképességének igazolására a hatósági szabályozásban világszerte a roncsolásmentes vizsgálórendszerek formális minősítését vezetik be, és a minősítés mindinkább az üzemeltetés mindennapi gyakorlatának részévé válik (Trampus, 1999). A minősítés szemléletváltást jelent az időszakos ellenőrzés előírásrendszerében. Ellentétben a korábbi gyakorlattal, nem a vizsgálati kódokban lefektetett általános elfogadási határértékek és vizsgálati eljárások az irányadóak, hanem azt kell bizonyítani, hogy a vizsgálórendszer képes-e a reaktortartályra meghatározott vizsgálati cél elérésére (adott méretű, elhelyezkedésű folytonossági hiány meghatározott valószínűséggel történő megtalálására, és méretének, illetve helyzetének adott pontossággal történő megmérésére) valós vizsgálati körülmények között. A roncsolásmentes vizsgálatok minősítésének bevezetése megkezdődött a Paksi Atomerőműben.

A törésmechanikai elemzések során a feszültségintenzitási tényező és az aktuális törési szívósság értékének egymáshoz való viszonyát kell vizsgálni a feltételezett üzemzavari tranziens lefolyása alatt. A paksi reaktortartályok övzónája töréssel szembeni biztonságának megítéléséhez az első próbatest-készlet 1984-ben történt kivételével, vizsgálatával és értékelésével kezdődően végeztünk törésmechanikai ellenőrzést. A törésmechanikai ellenőrzést eleinte analitikus és végeselemes módszerek kombinációjával végeztük, hazai fejlesztésű végeselemes programok felhasználásával (Szabolcs, 1991). A 90-es évek első felében, az atomerőmű biztonságának korszerű módszerekkel történő újraértékelése során (Advanced and Generally New Evaluation of Safety - AGNES Projekt) nemzetközileg verifikált kódokkal ismételtünk meg (AGNES, 1994), és az esetleges operátori beavatkozás következményeit is figyelembe vettük. Jelenleg a PTS elemzés módszertani továbbfejlesztése folyik, figyelembe véve a nemzetközi fejlesztési irányokat és az érvényben lévő kódok hiányosságait (Fekete, 2001).

A reaktortartály töréssel szembeni biztonságával kapcsolatos vizsgálati és értékelési tevékenység több tudományterület széleskörű ismeretét és eredményeinek integrálását igényli. Ezen területek közül a legfontosabbak a következők: anyagtudomány és technológia, szilárdságtan, törésmechanika, termohidraulika, neutronfizika és valószínűségi kockázatelemzés. Ebből következően az integritás elemzése interdiszciplináris ismereteket és megközelítésmódot követelt meg. A VVER-440 típusú reaktorra vonatkozó vizsgálati és értékelési módszerek, illetve az elfogadás kritériumai nem egyenértékűek a nyugati reaktorok esetében alkalmazott módszerekkel, illetve követelményekkel, és intenzív kutatások tárgyát képezik mind a mai napig. Kielégítő elemzés illetve értékelés elvégzése némely esetben a szükséges adatok hiánya vagy elégtelensége miatt nehezen végrehajtható.

Az említett nehézségek ellensúlyozására a Paksi Atomerőmű - az első ellenőrző próbatestkészlet kivételét megelőzően - létrehozott egy független szakértő testületet, amely hazai intézetek vezető kutatóiból és tudósaiból áll. Ennek a testületnek az a feladata, hogy tudományos felügyeletet gyakoroljon a paksi reaktortartályok szerkezeti integritásával kapcsolatos valamennyi vizsgálati és értékelési tevékenység fölött, konzulensi szerepet töltsön be a nukleáris biztonságtechnikai hatósággal, valamint a reaktor főkonstruktőrével és szállítójával folytatott szakmai vitákban, és segítsen kijelölni a reaktorbiztonság területén a vonatkozó hazai kutatási irányokat.

5. 4. Károsodás előrejelzése

A roncsolásmentes vizsgálatok, sugárkárosodás-ellenőrzés területek egyszer már megjelentek mint az Élettartam-kimerülés ellenőrzése alappillér elemei, de ahogyan utaltunk rá a virtuális mélységi védelem koncepció bevezetésekor, ez nem mond ellent a koncepciónak. Ebben az alappillérben e vizsgálati területek tágabban értelmezendőek, és több - az előző pontban ismertetett és elsősorban a szabályzatokban előírt vizsgálatokon túlmutató - kiegészítő vizsgálatot is magukba foglalhatnak. E kiegészítő vizsgálatok célja lehet információk megszerzése és kiértékelése a reaktortartály élettartam-kimerülési folyamatának az elfogadási határértékeket jóval megelőző időszakából, a folyamat esetleges anomáliáiról, illetve olyan kérdésekről, amelyek jobb megértése növelheti az élettartambecslés megbízhatóságát.

Az üzemi események monitorozása kapcsán elsősorban azoknak az eseményeknek a monitorozására kell figyelmet fordítani, amelyek valamilyen kapcsolatban lehetnek a reaktortartály szerkezeti integritásával. A reaktortartály övzóna utáni második kiemelt fontosságú tartománya - a csonkzóna - élettartam-kimerüléséhez a különböző terhelési (nyomás, hőmérséklet) ciklusok előidézte anyagkifáradás vezethet.

Nem szükséges külön magyarázat ahhoz, hogy bizonyos esetekben milyen értékes lehet más erőművek vonatkozó tapasztalatainak ismerete és az azokból levonható következtetések felhasználása.

A bevezetőben a mai kor atomerőművi technológiáját úgy jellemeztük, mint érett technológiát, elvben mégis felmerülhet a kérdés, hogy a reaktortartály szerkezeti integritásának elemzése során, itt is elsősorban a károsodási mechanizmusokat illetően, elegendő mélységűek-e az ismereteink. Valóban arra koncentrálunk-e, ami ténylegesen az élettartam-kimerülés folyamatát meghatározza, és nem ér-e bennünket váratlan meglepetés (meghibásodás) korábban kevésbé figyelembe vett vagy figyelmen kívül hagyott károsodási mechanizmus eredményeként? Esetünkben a hazai kutatási apparátus folyamatos foglalkoztatása és a nemzetközi kutatási programokban történő részvétel segíthet a kérdés megnyugtató megválaszolásában.

6. Zárszó

Jelen dolgozatban áttekintettük a reaktortartály szerkezeti integritása elemzésének legfontosabb tényezőit, bevezettük a virtuális mélységi védelem koncepciót mint a tartály szerkezeti integritása bizonyításának egy lehetséges érvrendszerét, és azt a Paksi Atomerőmű reaktortartályaival kapcsolatos tevékenység példáival illusztráltuk. A kérdéskör időszerűségét aláhúzza a Paksi Atomerőmű tulajdonosának és üzemeltetőjének a blokkok üzemidő-hosszabbításával kapcsolatos elhatározása. Az üzemidő meghosszabbításáról hozott döntés minden esetben egy tudatos élettartam-gazdálkodás eredménye lehet, és az élettartam-gazdálkodás alapvető hajtóereje a gazdasági haszon. Napjainkban azonban egyre bővül és általánosodik az élettartam-gazdálkodás jelentése, és kimondhatjuk, hogy az élettartam-gazdálkodás általános célkitűzése az erőmű rendelkezésre állásának és biztonságának a növelése. Alapvető ezért az üzemeltetés folyamán az erőmű magas rendelkezésre állása és természetesen a folyamatosan jó biztonsági mutatók. Az első tényező az alacsony üzemelési és karbantartási költségek révén jelent előnyt, míg a biztonság hatása abban nyilvánul meg, hogy a nem tervezett leállások a termeléskiesésen túl a hatóság magatartását és a közvélemény kockázattűrő képességét is megváltoztathatják.

Kulcsszavak: Biztonság, mélységben tagolt védelem, élettartam-gazdálkodás, reaktortartály, szerkezeti integritás, élettartam-kimerülés, sugárkárosodás, ridegtörés, roncsolásmentes vizsgálat

1 Érdemes megemlékezni róla, hogy csaknem fél évszázaddal ezelőtt Neumann János (Neumann, John von 1955) elsők között jelezte előre ennek a folyamatnak a lehetőségét és várható következményeit.

2 Több mint fél évszázaddal ezelőtt Wigner (1946) hívta fel először a figyelmet a neutronok azon tulajdonságára, hogy szerkezeti anyagokkal kölcsönhatásba lépve megváltoztatják azok tulajdonságait, megalapozva ezzel a sugárkárosodás fogalmát.

3 Jelen dolgozat nem foglalkozik a biztonsági kultúrával kapcsolatos megfontolásokkal.

HIVATKOZÁSOK

AGNES Project, Final Report (1994): Safety Reassessment of the Paks Nuclear Power Plant. Budapest

ASME (1995a): Boiler and Pressure Vessel Code, Section III: Nuclear Power Plant Components. New York

ASME (1995b): Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI: Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components. New York

Fekete Tamás (2001): Extension of ACIB-RPV for Risk Informed Evaluation. in Proc. IAEA Techn. Meeting Risk Informed Aspects of NPP Life Management - Emphasis on Integrity of Primary Circuit Components. Budapest, 84-95

Gillemot Ferenc et al. (1993): Surveillance Extension Experience at WWER-440 Type Reactors. Presented: Joint IAEA/NEA Spec. Meeting Irradiation Embrittlement and Optimisation of Annealing. Paris

Geragthy, J. E. (1996): Structural Integrity of Sizewell B - The Way Forward. Nuclear Energy. 2, 97-103

IAEA (1978): Safety Series No. 50-C-QA. Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants - A Code of Practice. Vienna

IAEA (1992): Safety Series No. 75-INSAG-6. Probabilistic Safety Assessment. Vienna

Katona Tamás et al. (2001): A Paksi Atomerőmű jövője, élettartam-gazdálkodás, élettartam-növelés. Magyar Tudomány. 11, 1355-1363

Kussmaul, Karl (1984): German Basis Safety Concept Rules Out Possibility of Catastrophic Failure. Nuclear Engineering International. 12, 41-46

Marshall, Walter (1982): An Assessment of the Integrity of PWR Pressure Vessels. Second Report of a Study Group, UKAEA. Harwell, Oxfordshire, UK

Neumann, John von (1955): Can We Survive Technology? Fortune. 6, 106-152

Oszvald Ferenc - Gillemot Ferenc - Tóth László (1995): Preliminary Results of the Surveillance Extension Program of NPP Paks. in Proceedings of the IAEA Specialists' Meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. Espoo, Finland

Oszvald Ferenc - Gillemot Ferenc (2001): Application of Master Curve Concept on Irradiated Samples at Paks NPP. in Proc. IAEA Techn. Meeting Master Curve Testing and Results Applications. Prague, 264-272

Rasmussen, Jens (1993): Market Economy, Management Culture and Accident Causation: New Research Issues? in Proc. 2nd World Congress Safety Science. Budapest, 191-208

Szabolcs Gábor (1991): Törésmechanikai ellenőrző számítások. in Gillemot Ferenc et al. (eds): A Paksi Atomerőmű reaktortartályainak megbízhatósága. kézirat. Budapest-Paks

TAGSI (1998): TAGSI Response to NII Questions on Incredibility of Failure Safety Cases. TAGSI/P 97, 140, Rev 6, AEA Technology, Risley

Trampus Péter (1990): Paks surveillance Shows Reactor Vessels Safe from Embrittlement. Nuclear Engineering International. 7, 38-40

Trampus Péter (1991): A Paksi Atomerőmű reaktortartályainak első időszakos műszaki biztonságtechnikai felülvizsgálata. Energia és Atomtechnika. 3, 97-101

Trampus Péter (1996): Az atomerőművek élettartam gazdálkodása. Magyar Energetika. 1, 15-20

Trampus Péter (1999): Elvárások és gyakorlat az atomerőművi roncsolásmentes anyagvizsgáló rendszerek minősítése terén. Anyagvizsgálók Lapja. 2, 48-50

Trampus Péter (2002): Technical Cooperation with Central and Eastern European Countries with Special Focus on Engineering Aspects of Lifetime Optimisation. in Proc. Int. Symposium NPP Life Management. Budapest

Wallin, Kim (1999): The Master Curve Method: A New Concept for Brittle Fracture. International Journal of Materials and Product Technology. 2/3/4, 342-354

Wigner, Eugene Paul (1946): Theoretical Physics in the Metallurgical Laboratory of Chicago. Journal of Applied Physics. 11, 857-863


<-- Vissza az 2003/11. szám tartalomjegyzékére