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.
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.
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.) 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. 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