2013. június: jegyzet, portré, tudomány, biotechnológia, mikroszkópia, innováció, egyetem, disszemináció, zöldkörnyezet, közlekedés, paragrafus, atomenergia, vízgazdálkodás, it
2013. június 4.

Szerző:
Trampus Péter

Trampus Mérnökiroda Kft. • trampusp@trampus.axelero.net

A paksi reaktortartályok állapota megfelel az előírásoknak

A belgiumi Doel Atomerőmű 3. blokkja reaktortartályán 2012-ben kiegészítő ultrahangos (UT) vizsgálatot végeztek a tervezett időszakos ellenőrzés során. A kiegészítő vizsgálat célja a reaktortartály belső felületén lévő, korrózióvédelmet biztosító plattírozás alatti folytonossági hiányok detektálása volt a tartály alapanyagának egy részében. A Trampus Mérnökiroda Kft.-t kérte fel a hatóság a vizsgálat váratlan eredménye és annak esetleges paksi kihatásának elemzésére.


A blokk 1982 óta üzemel, az üzemeltetés közbeni időszakos ellenőrzése az ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI szabvány alapján történik. Ez a szabvány nem írja elő az alapanyag vizsgálatát; az UT vizsgálatok a tartály hegesztett kötéseire és azok közvetlen környezetére terjednek ki. A reaktortartály hegesztett szerkezet (lásd az ábrát), amelyen a piros vonalak a kovácsolt gyűrűket egyesítő hegesztési varratokat jelölik. A méretek érzékeltetésére bemutatunk egy képet egy gyűrű gyártásához leöntött tuskóról, amelynek tömege ~190 tonna.

A kiegészítő vizsgálat során nem találtak plattírozás alatti hiányokat az alapanyagban, de detektáltak 158 „lamináris”, azaz a tartályfal felületével párhuzamos vagy közel párhuzamos folytonossági hiányt. A váratlan eredmény láttán megismételték a vizsgálatot a tartály alapanyagának 100 százalékán, aminek során több ezer indikációt észleltek; a folytonossági hiányok átlagos átmérője 10-14 milliméter volt. Néhány hónappal később a szintén belga Tihange 2 Atomerőmű reaktor­tartályának alapanyagában ugyan kisebb számban, de hasonló indiká­ciókat találtak (a két tartályt azonos technológiával, ugyanott gyártották). A blokkok újraindítását a belga hatóság nem engedélyezte. Az újraindítás enge­délyezése érdekében az üzemeltető Electrabel (GDF-SUEZ-csoport) elvégeztette az esetek részletes elemzését, majd a tartályok biztonságának igazolását elküldte a hatóságnak.

A belga és a felkért nemzetközi szakértők véleménye szerint a folytonossági hiányok gyártási eredetűek, és az acél túlságosan nagy hidrogéntartalmával függenek össze. A hidrogén az acél tulajdonságait kedvezőtlenül befolyásolja, kritikus mennyiségen túl ún. pelyhesedéshez, azaz a kristályhatároktól függetlenül haladó repedések keletkezéséhez vezet. A pelyhesedés függ az öntött tuskó makrodúsulási jellemzőitől (vegyi összetétel, dermedéskor kialakuló összetételi inhomogenitások és a gyártás során fellépő zavarok). Az is feltételezhető, hogy a pelyhesedést okozó hidrogén a reaktortartály gyártástechnológiájának későbbi lépéseiben (gyűrűk kovácsolása, hőkezelése) kerül az acél anyagába. A belga reaktortartályok falának anyagában kialakult pelyhek (azaz repedések) „lamináris” elhelyezkedéséből arra lehet következtetni, hogy a pelyhese­dés a gyártás második szakaszában, azaz a gyűrűk kovácsolása után, feltehetően a viszonylag nagy hőmérsékletű edzés utáni lehűlés közben, vagy e művelet után néhány órával következett be. A gyártóművi vizsgálatok dokumentumai nem igazolták a folytonossági hiányok gyártási eredetét. Ennek ellenére a hiányok eredetére a pelyhesedés a legvalószínűbb magyarázat.

A belga Doel 3 és Tihange 2 (D3/T2) reaktortartályok acéljának kémiai összetétele eltér a paksi tartályok kémiai összetételétől, de a tartályok gyártástechnológiájának fő vonásai megegyeznek. Ezért joggal vetődött fel a kérdés, hogy előfordulhatnak-e hasonló folytonossági hiányok a paksi reaktortartályokban, és ha igen, detektálhatók-e ezek a Paksi Atomerőműben alkalmazott vizsgálati módszerekkel.

Ami a folytonossági hiányok keletkezését illeti, a paksi reaktortartályok alapanyagának gyártástechnológiája (az acélfürdő átöblítése argonnal és a sugárvákuumozással kombinált öntés) biztosította azt, hogy a megszilárdult acéltuskóban ne alakuljon ki a pehelyképződéshez szükséges hidrogéntartalom. A kovácsolás és a hőkezelés során végrehajtott nagy hőmérsékletre hevítések, majd a lehűtések technológiájának ismeretében ezek a lépések is kizárhatók voltak a túlzott mértékű hidrogénképződés szempontjából. Ez utóbbit a gyártási dokumentáció igazolta.

A paksi reaktortartályok üzemeltetés közbeni időszakos UT vizsgálatának alapvető sajátossága, hogy az erőmű szállítási terjedelmébe tartozó külső felület felőli vizsgálóberendezés alkalmazása mellett az üzemeltető szervezet – biztonság iránti elkötelezettségét igazolandó – 1987 óta vizsgáltatja a tartályokat a belső felület felől is. A paksi reaktortartály-vizsgálatok másik, és a D3/T2 események tükrében döntő jelentőségű sajátossága, hogy a vizsgálat terjedelmébe tartozik a zónaöv alapanyagának a vizsgálata. Ez az üzembe helyezés idején hatályos szabályozásból, illetve az annak alapját képező (volt szovjet) normatív műszaki dokumentumból következik.

A paksi reaktortartályok alapanyagát 100 százalékos terjedelemben háromszor kézi UT vizsgálatoknak vetették alá a gyártóműben, ezután elvégezték egy reprezentatív minta vizsgálatát a beérkező áru ellenőrzésekor. Ezt követően az üzembe helyezés szakaszában kétszer 100 százalékos terjedelemben gépi UT vizsgálatot végeztek minden tartályon, majd legalább hatszor 50 százalékos terjedelemben a tartályok külső és ugyanennyi alkalommal a tartályok belső felülete irányából az üzemel­tetés idősza­kában. Következésképpen va­lamennyi tartály alapanyagát legalább nyolc alkalommal teljes terjedelemben megvizsgálták. Az alapanyag vizsgálata során minden esetben alkalmaztak olyan műszaki paraméterekkel rendelkező (merőleges) UT érzékelőket, amelyek al­kalmasak a lamináris folytonossági hiányok detektálására.

A Pakson alkalmazott vizsgálati technika (berendezés és technológia) folyamatos fejlődésen ment keresztül az elmúlt 30 évben, és minden esetben megfelelt az adott kor műszaki színvonalának; a vizsgáló személyek pedig rendelkeztek a szükséges tanúsítványokkal. Az elmúlt nyolc évben elvégzett roncsolásmentes vizsgálatok (úgy a tartály külső, mint a belső felülete felől végzett UT vizsgálatok) minősítettek voltak az Európában elterjedt módszer szerint, ami igazolja a vizsgálatok teljesítőképességét valós vizsgálati körülmények között.

Elemzésünk eredményeként arra a kö­vet­keztetésre jutottunk, hogy a Paksi Atomerőmű reaktortartályai falában a D3/T2 tí­pusú folytonossági hiányok (pelyhek) kialakulásának az esélye nagy valószínűséggel kizárható. Az alkalmazott UT vizsgálatok alkalmasak a lamináris folytonossági hiányok detektálására. Valamennyi ellenőrzésnek része volt az alapanyag UT vizsgálata. Az eddig végrehajtott vizsgálatok nem mutattak a D3/T2 reaktortartályok falában detektált folytonossági hiányokhoz hasonlót Pakson, ezért nem tartottuk szükségesnek, hogy külön intézkedések meghozatalát javasoljuk a hatóságnak.•

 
Innotéka