2020. január–február: jegyzet, űrtevékenység, közlekedés, portré, atomenergia, tudomány, anyagtudomány, automatizálás, agrárium, okostechnológia, robotika, genomika, hulladékgazdálkodás, zöldkörnyezet, környezetvédelem, mesterséges intelligencia, it, építés
2020. február 3.

Szerző:
Prof. Dr. habil. Trampus Péter

Hazai nukleáris anyagtudományi kutatás

Magyarország közel négy évtizede tartozik a világ országainak azon szűk, elit csoportjába, ahol atomerőműveket üzemeltetnek. Energiastratégiánk tartósan számol a nukleáris energiával, ezért az üzemelő blokkok végleges leállításával kieső kapacitás ismét nukleáris alapú lesz. A paksi „öreg” blokkok már több mint harminc éve üzemelnek, és a gépésztechnológiai berendezések szerkezeti anyagai öregszenek. A nukleáris iparban öregedésen a berendezések tulajdonságainak az üzemidő, illetve a használat okozta fokozatos változását értjük. A paksi „új” blokkok létesítése már elkezdődött; ezek berendezéseinek hatvan évig kell helytállniuk. A cikk szerzője az atomerőmű biztonságos és gazdaságos üzemeltetése tükrében vázolja a koordinált hazai anyagtudományi kutatás szükségességét.


Az atomenergia békés felhasználása területén eddig húszezer reaktorév tapasztalata gyűlt össze a világban. Nyilvánvaló érettsége ellenére a technológia alkalmazásának kilátásai a világ több részén kedvezőtlenek. A globális éghajlatváltozás korszakában va­gyunk, ezért elkerülhetetlen az üvegházhatású gázok kibocsátásának csökkentése. Az éghajlatváltozás és az energia szoros kapcsolatban áll, hiszen az erőművekből származik az üvegházhatású gázkibocsátás jelentős része. Tehát kulcsfontosságú az energiarendszerek karbonmentesítése, és ehhez az atomerőművek kiváló lehetőséget nyújtanak. A kedvezőtlen jövőkép egyik oka az új blokkok magas létesítési költsége, de nem hunyhatunk szemet a határidő és költségkeret túllépéséhez vezető projektvezetési hibák fölött sem. Mindezek eredményekép­pen felértékelődnek az üzemelő atomerőművek, és világszerte köz­ponti szerepet kap az élettartam-gazdálkodás, az üzemidő-hosszabbítás – újabb nevén a hosszú idejű üzemeltetés (1. ábra).

1. ábra. A világ atomerőműveinek koreloszlása (2017. december 31.)

A húszezer reaktorév tapasztalatainak birtokában akár ki is jelenthetnénk, hogy eleget tudunk a reaktorok szerkezeti anyagainak viselkedéséről üzemi és esetleges üzemzavari körülmények között. A kijelentés megkérdőjelezhető, mert az utóbbi évtizedben egyre több reaktorblokk kezdi meg az üzemelését az eredetileg engedélyezett üzemidőn túl. Ennek nyilvánvaló következménye, hogy a berendezéseket érő öregedési hatások növekednek, de nem zárhatjuk ki azt sem, hogy egyes öregedési folyamatok felgyorsulnak, sőt, eddig figyelembe nem vett anyagkárosodások is megjelenhetnek. Közel járunk az igazsághoz, ha kijelentjük, hogy csak azokban az országokban nincs napirenden a hosszú idejű üzemeltetés, ahol azt politikai szándék akadályozza. Az új blokkok építésével kapcsolatos helyzet legfőbb jellemzője, hogy egyre több új ország – köztük fejlődő országok is – tervezi, hogy belép az atomerőművet üzemeltetők sorába.

Az atomerőművek gépésztechnológiai berendezéseihez hagyományos szerkezeti anyagokat (acélok, nikkelalapú ötvözetek) alkalmaznak. Az anyagok fejlesztése általában evolúciós úton történik: üzemelési tulajdonságaikat a gyártástechnológia tö­kéletesítésével, valamint az üzemelési paraméterek célszerű módosításával vagy a karbantartás optimalizálásával javítják. Az anyagokkal szemben előreláthatólag a jövő atomerőművei (ún. negyedik generációs, maghasadáson alapuló) sem fognak a ma megszokottnál lényegesen szigorúbb követelményeket támasztani.

Azzal, hogy kiemelt figyelmet szentelnek az üzemelő atomerőművek minél jobb kihasználására (értsd: teljesítménynövelés) és minél hosszabb üzemeltetésére, a reaktor szerkezeti anyagaival szemben támasztott igények is e szempontok körül sűrűsödnek. Az egyik legfontosabb feladat a berendezések aktuális állapotának, majd ennek ismeretében a műszakilag elérhető üzemidejük meghatározása. Mindezekhez a károsodási mechanizmusok mélyebb ismerete, a fizikai alapokon nyugvó károsodási modellek kidolgozása, az alkalmazott extrapolációs módszerek tökéletesítése, az aktuális anyagállapot roncsolásos és ron­cso­lásmentes vizsgálati módszerekkel történő meghatározásának tökéletesítése, továbbá új karbantartási és javítási tech­noló­giák kidolgozása szükséges.

A reaktorok szerkezeti anyagainak élettartam-kimerülésében több tényezőnek van szerepe. Az anyagok összetétele és szerkezete határozza meg a kiinduló mechanikai tulajdonságokat (szilárdság, törési szívósság stb.). Az igénybevétel mértéke (pl. feszültség, ciklusszám) és módja (pl. statikus, dinamikus, ismétlődő), továbbá a környezeti hatások (pl. hőmérséklet, radioaktív sugárzás, korrozív közeg) vezetnek a károsodási folyamatokhoz, azaz a kiinduló tulajdonságok fokozatos romlásához. Az élettartam-kimerülés egy határállapot elérésekor a berendezés tönkremeneteléhez vezet. Nem elhanyagolható mértékben járulnak hozzá a folyamathoz az anyagban található repedések vagy más, repedésjellegű folytonossági hiányok. Az említett tényezők hatása az atomerőmű berendezései esetében eltérő mértékű, és többnyire egy adott károsodási folyamat vezet az élettartam kimerüléséhez. Némely esetben előfordul, hogy egyidejűleg több károsodási folyamat is „aktív”; ilyenkor a szinergia hatása érvényesül (pl. környezeti hatás által támogatott fáradás, sugárzás által támogatott korrózió).

A berendezések szerkezeti integri­tá­sá­nak, egyszóval azok biztonságának az elemzéséhez elengedhetetlenek az anyag­tudományi ismeretek. E tudomány intel­lek­tuális egysé­get képező alkotóelemei a következők: 1. anyag­összetétel és anyagszerkezet; 2. gyártástech­nológia; 3. mechanikai, hőfizikai, elektro­kémiai tulajdonságok és 4. az üzemi kö­rülmények közötti viselkedés. Az egyes alkotóelemeket és azok koheren­ciá­ját ter­mészet­törvények irányítják. Mind az új atomerő­mű­vek léte­sí­tése, mind a hosszú idejű üze­mel­tetés ese­tén az anyagtudomány vala­mennyi ele­mé­nek egységes alkalmazása biztosítéka a biztonságos üzemeltetésnek (2. ábra).

2. ábra. Az anyagtudomány alkotóelemei

Egy reaktorblokk üzemeltetését a múlt század hetvenes éveitől meghatározott idő­tartamra engedélyezték a hatóságok. Ez az időtartam jellemzően negyven, a volt Szovjetunióban tervezett erőműveknél harminc év volt. Az engedélyezett üzemidőt tervezői megfontolások, az amerikai blokkok esetében versenyjogi szabályok jelölték ki. Az, hogy egy atomerőművet az eredetileg engedélyezett üzemidőn túl, akár az eredeti üzemidő kétszeres hosszáig üzemeltetnek, megfelelő műszaki megalapozást követően elfogadható. A nukleáris ipar kidolgozta és eredményesen alkalmazza az üzemidő-­hosszabbítás módszertanát (1. kép).

1. kép. Turkey Point, a világ első olyan atomerőműve, amely üzemeltetési engedélyt kapott 80 éves üzemre (USA, 2019. december 6.)

Magától értetődő azonban, hogy megjelennek a szerkezeti anyagok élettartam-kimerülésével kapcsolatban olyan kérdések, amelyek szorosan összefüggenek a hosszú idejű üzemeltetéssel. Atomerőművek sorra érik el az üzemidő azon szakaszát, amely szakaszban eddig még nem üzemelt atomerőmű. Nem véletlen, hogy a világban továbbra is szisztematikus kutatómunka folyik a reaktorok szerkezeti anyagai tulajdonságainak az üzemi terhelés és a környezeti hatások eredményeként bekövetkező károsodása mé­lyebb megértése, valamint a hatás monitorozása és prognosztizálása céljából.

Az eddigi kutatások eredményeinek és a bőséges üzemelési tapasztalatok birtokában az anyagtudomány művelői egyetértenek abban, hogy a jelenleg üzemelő, és az épülő reaktorok szerkezeti anya­gai hosszú távon két jelentős öregedési ki­hívással néznek szembe. Ezek a következők:

  • Gyorsneutron-sugárzás okozta el­ri­de­­ge­dés és ezzel egyidejűleg bekövetkező szívósság­vesztés.
  • Korrózió, annak is elsősorban helyi meg­jelenési formái, mint például a feszültség­kor­rózió, illetve ennek speciális esete, a sugár­zás által támogatott feszültségkor­rózió.

Az elridegedés/szívósságvesztés a reaktortartály nyomástartó anyagának jellemző károsodása (2. kép). Az ezzel kapcsolatos kérdések alapja természetesen az üzemidő meghosszab­bo­dásából adódó, megnövekedett gyorsneutron-terhelés hatása az öregedési folyamatra. Továbbra is vizsgálni kell a tartályok gyártásához alkalmazott acélötvözetek szennyezőinek a hatását a szövetszerkezetben bekövetkező változásokra (pl. a foszfor szemcsehatár menti szegregációja), vagy a nikkeltartalom hatását a nikkelben gazdag, ún. későn érő (late blooming) fázisok képződésére és e fázisok hatását az elridegedés folyamatára. A reaktortartály biztonságának kérdéséhez tartozik, és további kutatást igényel a törési szívósság közvetlen mérését megvalósító ún. mester­görbe-koncepció kvantitatív igazolása. Szintén a hosszú idejű üzemeltetés igényli a termikus öregedés hatásvizsgálatának napi­renden tartását. Figyelmet és kutatást igé­nyel a hegesztési varratok, különösen az eltérő kémiai összetételű, szerkezetű és hő­fizikai tulajdonságú ötvözeteket egyesítő, ún. átmeneti hegesztési varratok viselkedése. Ez utóbbiak esetében fontos szerepe lehet a korróziós hatásnak is.

2. kép. Elridegedett reaktortartály-acél jellemző, hasadásos töretfelülete

A korrózió a korrózióálló anyagból készült berendezéseket és csővezetékeket, a reaktortartály és más berendezések korrózióvédő plattírozását és a reaktortartályban elhelyezett, elsősorban a fűtőelemeket tartó szerkezeti elemeket károsítja. Feszültségkorróziós repedések keletkezése leginkább a gőzfejlesztők nikkelbázisú ötvözetből készült részeinek a károsodását okozzák. Megjelennek a feszültségkorrózió okozta repedések a korrózióálló acélból készült szerkezeti elemeknél is (pl. a gőzfejlesztő hőátadó csöveknél). Előfordul ez a károsodás a reaktor belső szerkezeti elemeinél: a reaktor kosár övlemezt rögzítő csavarok esetében a rendkívül összetett ká­rosodási hatások végeredményeként a su­gárzással segített feszültségkorrózió – szél­sőséges esetben – a csavarfejek letörését is okozhatja (3. ábra, 3. kép).

3. ábra. Övlemezrögzítő csavarok károsodási folyamata
3. kép. Repedt övlemezrögzítő csavar

A reaktor hűtőrendszerének korrózióálló acél csővezetékei a megnövekedett üzemidő alatt a tervező által korábban figyelembe vett időtartamnál hosszabb ideig vannak az üzemi hőmérsékleten. Ez aktiválja, illetve felgyorsítja a termikus öregedés folyamatát, aminek következtében a szemcsehatárokon megjelenő kiválások fokozzák a szemcsehatárok környezetének korróziós érzékenységét (4. kép).

4. kép. Szemcsehatár menti kiválások (pásztázó elektronmikroszkópos kép)

Az új blokkok anyagtudományi vonatkozású kérdéseinek áttekintése előtt nézzük meg, hogy mi történt ebben a vonatkozásban az „öreg” blokkok létesítésekor. A Magyar Tudományos Akadémia (MTA) létrehozta „Az atomerőművek biztonságos üzemeltetését szolgáló kutatás-fejlesztési feladatok” programot a Központi Fizikai Kutatóintézet (KFKI) vezetésével. Ennek egyik alprogramja volt a „Szilárdsági ellenőrzések és ismétlődő vizsgálatok a berendezések állapotának és becsült élettartamának meghatározásához”, amelynek rendszerintézménye a Vasipari Kutató Intézet (VASKUT), a részt vevő intézményei a KFKI, a VASKUT, valamint a VEIKI voltak. Az alprogram keretében a következő területeken folyt kutatómunka 1981 és 1985 között:

  1. Primer köri nyomástartó rendszer szer­­kezeti anyagaiban bekövetkező termikus öregedés és kisciklusú fáradás modellezett vizsgálata, valamint a repedések keletkezési helyének meghatározása.
  2. A reaktortartály anyagában neutronsugárzás hatására végbemenő elridegedés mértékének meghatározása, illetve módszer kidolgozása a neutronsugárzás hatásának vizsgálatához.
  3. Repedések stabilitásának vizsgálata a primer köri nyomástartó rendszerek anya­gaiban. Adatbank létrehozása a rendszer megbízhatóságának (a törési valószínűségek) becslése érdekében.
  4. Akusztikus emissziós vizsgálatok nyomástartó szerkezetekben lévő hibák azonosítására, a primer köri nyomástartó rendszerek vizsgálatának megbízható értékelése céljából.
  5. Primer köri nyomástartó rendszerek ultrahangos vizsgálatához szükséges tudományos bázis megteremtése.
  6. Számítási és kísérleti módszer kiválasztása a primer köri nyomástartó szerke­zetek feszültség- és alakváltozás-viszonyainak meghatározására, figyelembe véve az üzemeltetésből és véletlen eseményekből származó igénybevételeket, valamint a különböző alakú és méretű hibákat.
  7. Korróziós károsodások, feszültségkorróziós és korróziós kifáradásból eredő repedések formáinak tanulmányozása, terjedési tulajdonságainak feltárása a reaktortartály 15H2MFA acéljára és plattírozott rétegére, csonkjaira, hegesztőanyagaira és hegesztett kötéseire.
  8. A feszültségkorróziós és korróziós kifáradási repedések keletkezési és terjedési feltételeinek törésmechanikai vizsgálatokkal és számítási modellekkel történő összehasonlítása.

Az alprogram költségkerete kb. 5 milliárd forint volt (mai értékre átszámítva). Nincs információnk arról, hogy jelenleg hasonló koordinált kutatási program lenne vagy formálódna. Azért megfontolandó a létrehozása, mert az új paksi blokkok konstrukciója néhány – nem jelentéktelen és nem kellő mélységben vizsgált – megoldásban eltér az üzemelőkétől. Az egyik eltérés, hogy a reaktortartály szerkezeti anyaga nem egyezik meg az üzemelő blokkok reaktortartályainak anyagával; a lényeges különbség a nikkellel történő ötvö­zés. Szakirodalomból ismerjük ezt az acélt, de sem hosszú idejű üzemeltetési adatok nem állnak még rendelkezésre róla a világban, sem hazai gyakorlati és vizsgálati tapasztalat nincs vele. Az acél kedvezőtlen tulajdonságai között meg kell említeni, hogy a nikkelötvözés – bizonyos feltételek megléte mellett – gyengíti az acél sugár­károsodással szembeni ellenállását.

Egy másik jelentős eltérés a korábbiakhoz képest részben a szerkezeti anyag választásával függ össze, részben konstrukciós természetű. Az új reaktorok hűtőköre – eltérően az üzemelő blokkokétól – nem korrózióálló acélból készül, hanem alacsonyan ötvözött acélból, aminek a belső felületét hegesztéssel felvitt korrózióvédő plattírozással látják el. Ez a megoldás mind a korrózióval szembeni viselkedést illetően, mind az esetleges károsodás monitorozá­sát, azaz a csővezeték periodikus roncso­lás­mentes vizsgálatát illetően új helyzetet teremt. Utaltunk rá, hogy az átmeneti hegesztési varratok korróziós érzékenysége nagy; igényes feladat a varratok elkészítése, valamint az így készült hegesztett kötés roncsolásmentes vizsgálata (4. ábra).

4. ábra. Átmeneti hegesztési varrat ultrahangos vizsgálatának szimulációja

A plattírozásnak és különösen a plattí­rozás alatti rétegnek repedések kialakulására való érzékenységével és az üzemeltetés közbeni vizsgálatának nehézségeivel kapcsolatosan a Paksi Atomerőmű üzemelő reaktortartályain az üzemeltető szerzett már némi tapasztalatot. Ha a primer kör csővezetékei (kivéve a reaktor hűtőkörét) jellemzően az üzemelő blokkokban alkalmazott korrózióálló acélból készülnek, akkor célszerű azokat a tapasztalatokat figyelembe venni, illetve a jelenséget mélyebben megismerni, amelyekkel az üzemeltető az üzemelés harmadik évtizedében talál­ko­zott. A tapasztalatok azt mutatják, hogy speciális korróziófajtákról nincsenek elegendően mély ismereteink. Ezek közé tartozik például a mikrobiológiai hatással támogatott lyukkorrózió.

Az új blokkok anyagtudományi vonatkozású kérdéseinek kezelésére való felkészülés érdekében megfontolandó az arra alkalmas hazai intézmények bázisán egy államilag finanszírozott, ideálisan ötéves, koordinált kutatási program létrehozása. A kutatási program célkitűzései – minimálisan – a következők lehetnének:

  • Tudásbázis létrehozása: Meg kell ismerni az új blokkok szerkezeti anyagainak tulajdonságait, és meg kell érteni a tulajdonságok biztosításának fizikai alapját.
  • Öregedéskezelési program megala­po­zása: Ma az atomerőművek biztonságos és megbízható üzemeltetésének egyik, ha nem a legfontosabb feltétele egy szisztematikus és átfogó öregedéskezelési program működtetése. A szerkezeti anyagok alapvető tulajdonságainak megismerésén kívül azonosítani kell a későbbi üzemelés során az élettartam-kimerülés szempontjából meghatározó öregedési fo­lyamatokat, és meg kell érteni azokat a berendezések öregedéskezelési programjának megalapozásához.
  • A hazai intézményhálózat felkészítése: A jelenlegi paksi blokkok létesítése időszakában és az üzemeltetés első évtizedében jogszabály írta elő vezető anyagtudományi intézet kijelölését. Az anyagmegválasztással, anyaghelyettesítéssel, anyagtechnológiával, anyagvizsgálattal, a meghibásodások okainak a kiderítésével és hasonló kérdésekkel a kijelölt intézetet kellett az építtetőnek, majd az üzemeltetőnek megkeresnie, és a nukleáris hatóság az intézet szakvéleményét tekintette mértékadónak döntései meghozatalakor. Ez a mechanizmus az orosz normatív műszaki dokumentumokban továbbra is jelen van, ám a hazai jogszabály már nem teszi kötelezővé. A feladat azonban – a maga bonyolultságával és sokszínűségével – folyamatosan jelentkezni fog.
  • Hozzájárulás a hosszú távú, biztonsá­gos és gazdaságos üzemeltetés megalapo­zá­­sához: Az anyagtudományi vo­natkozású kér­dések kivétel nélkül az atomerőmű gé­­pésztechnológiai be­ren­­dezései szerke­zeti integritásának a biztosításához és fenn­tar­tásá­hoz já­rulnak hozzá. A szerkezeti in­teg­ritás hosszú távú biztosítása az üzemeltetés biztonságának és gazdaságosságának egyik fontos feltétele, mint a „mélységben tagolt véde­lem” tervezési koncepció egyik alap­pillére.

Összegezve a leírtakat: mind a jelen­legi blokkok hosszú idejű üzemeltetése, mind az új blokkok létesítése során számos, az anyagtudomány területét érintő kérdést kell megoldania a hazai szakmának az elkövetkező évtizedekben. Ennek az elegendően komplex és nagylélegzetű feladatnak az elvégzésére indokolt létrehozni koordinált kutatási programot. A kutatási program kidolgozását és koordinálását célszerű az MTA Anyagtudományi és Technológiai Tudományos Bizottság kezébe adni. Jelenleg hazánk egyetlen intézményében sem kon­centrálódik olyan tudásbázis, amely egymagában képes lenne lefedni a cikkben bemutatott témaköröket. Az MTA viszont össze tudja fogni azokat a szak­embereket, akik képesek nemzetközi szintű eredményeket létrehozni a külön­böző intézményekben meglevő tudományos háttér bázisán – megfelelő gazdasági támogatással.•

 
Archívum
 2011  2012  2013  2014  2015  2016  2017  2018  2019  2020

Innotéka