Új tevékenységek a meghosszabbított üzemidő alatt

A Paksi Atomerőmű egyes blokk üzemidejének hosszabbítását kérő engedélykérelem be­adásával a Paksi Atomerőmű Zrt. egyebek mellett azt fejezte ki, hogy a meghosszabbított üzemidőben szisztematikus tevékenységet végez annak érdekében, hogy a kérelemben bemutatott és igazolt módon folytatja az erőmű hosszú távú biztonságos üzemeltetését.


Az engedély­kérelem beadásával ugyan lezárult egy korszak az erőmű életében, ám egyúttal kezdetét vette egy másik, amelyben az erőmű üzemeltetőire úgy mennyiségileg, mint minőségileg új feladatok várnak. Ebből a sokrétű tevékenységből a technológiai rendszerek úgynevezett passzív berendezései (nyomástartó berendezések, azaz tartályok, hőcserélők, csővezetékek, valamint szivattyúk és szerelvények nyomástartó részei) vonatkozásában kettőt emelek ki.

Az öregedéskezelési program keretében a gőzfejlesztő kollektor
egy nehezen vizsgálható hegesztési varratának ultrahangvizsgálata

Az egyik a lényegében korábban is működő, üzemeltetés közbeni időszakos ellenőrzési programokat szisztematikus egységbe integráló, úgynevezett öregedéskezelési program megvalósítása. Ennek lényege, hogy az időszakos vizsgálatok rendszere az üzemidő-hosz­szabbítás előkészítése kapcsán kiegészült azokkal az elemekkel, amelyek biztosítják az adott berendezésen, adott üzemi terhek és környezeti hatások mellett potenciálisan előforduló károsodási folyamatok (pl. anyagtulajdonság-változások, falvastagság-csökkenés, repedés keletkezése és terjedése) nagy biztonsággal történő detektálását még abban a fázisban, amikor a szükséges megelőző, illetve mérséklő intézkedések megtehetők. Az öregedéskezelés végrehajtását a közelmúltban elkészült – és az üzemidő-hosszabbítás engedélykérelmét megalapozó dokumentációban bemutatott – kulcsfontosságú dokumentumok támogatják. Ezek egyike a berendezésspecifikus öregedéskezelési programok sorozata, amelyekben berendezésenként (a reaktor hűtőkörének berendezései esetében) és berendezéscsoportonként kidolgozták a műszaki intézkedéseket, de megtalálható bennük az adott berendezés vagy berendezéscsoport üzemeléstörténete is.

A másik dokumentumegyüttes a káro­so­dás­specifikus öregedéskezelési programokat tartalmazza. Ezekben az atomerőműben előforduló anyagszerkezeti károsodások (pl. fáradás, különböző korróziós folyamatok, sugárkárosodás) bemutatása és kezelési módja található. A két programsorozat egyedi dokumentumainak legfontosabb elemei beépültek az időszakos ellenőrzési programok végrehajtási technológiáiba. Az így átdolgozott és kibővített időszakos ellenőrzési programok abban is különböznek a korábban alkalmazottaktól, hogy a világ atomerőműveinek csaknem felében alkalmazott időszakos ellenőrzési szabvány (ASME Boiler and Pressure Vessel Code) követelményeit adaptálják a Paksi Atomerőmű körülményeire.

A reaktortartály legkritikusabb igénybevételének további vizsgálatához besugárzott próbatestek
vizsgálatára is sor kerül, amit az erőmű speciális laboratóriumában végeznek el (Fotók: Paksi Atomerőmű Zrt.)

A másik említendő tevékenység a biztonsági elemzésekkel kapcsolatos. Az üzemidő-hosszabbítás engedélykérelmet megalapozó dokumentáció egyik leghangsúlyosabb – és talán az engedélykérelem elbírálásnak is egyik legkritikusabb – része a korlátozott időtartamra érvényes biztonsági elemzések eredményeinek bemutatása, illetve azok értékelése. Ezeket az elemzéseket akkor kell elvégezni, amikor egy technológiai rendszert (vagy annak egy berendezését) a normál üzemi és a normál üzemtől eltérő események során érő, valamint a tervező által számításba vett üzemzavarok során fellépő igénybevételek figyelembevételével a biztonsági követelmények teljesülése csak egy időtartam (vagy igénybevételi ciklusszám) feltételezésével bizonyítható. A korlátozott időtartamra érvényes elemzések többsége a passzív főberendezéseket (reaktortartály, gőzfejlesztő, primerköri csővezetékek stb.) érinti.

A reaktortartály és az üzemzavari hűtés esetén be­következő hősokk

Az erőmű az engedélykérelmet megala­pozó dokumentációban részletesen bemutatta ezeknek az elemzéseknek az eredményeit, és ezzel igazolta a biztonságos üzemeltetés feltételeit a meghosszabbított üzem alatt. A biztonságra leginkább ható esetekben azonban további intézkedéseket vállalt és tervez végrehajtani. Így például a reaktortartály szerkezeti integritásának biztosítása érdekében elvégeztet majd olyan kiegészítő méréseket és elemzéseket, amelyek az eddigiekhez képest más módszerekkel iga­zolják a korábbi mérések és számítások helyességét, és ezzel a tartály biztonságát a legszélsőségesebb üzemzavari terhelésekre is. Például olyan helyen is mérni fogják a reaktortartály falát érő neutrontér jellemzőit, továbbá olyan, a valóságot jobban közelítő anyagmodell és számítási apparátus alkalmazásával is elvégeztetik a tartály integritásának elemzését, amiket a hatósági követelmények nem tartalmaznak. A hatósági követelményeknek való megfelelést az engedélykérelmet megalapozó dokumentumban ugyanis igazolta az erőmű.

A fenti ábra a reaktortartály legkritikusabb igénybevételét (Pressurized Thermal Shock, PTS) mutatja, amelynek elemzése természetesen a korlátozott időtartamra érvényes biztonsági elemzések része volt.

A két bemutatott témakörrel szorosan összefügg az is, hogy az erőmű – annak érdekében, hogy a meghosszabbított üzemidő alatt nem várt károsodási mechanizmusok megjelenését vagy ismert károsodási mechanizmusoknak a vártnál intenzívebbé válását is megfelelő módon kezelni tudja – a nyomástartó berendezések és egyéb szerkezetek biztonságával (funkcionális és szerkezeti integritásuk biztosításával) kapcsolatos kérdésekben jártas szakértőkből álló tudományos tanácsadó testületet hoz létre.•


 
Archívum
 2011  2012  2013  2014  2015  2016  2017  2018  2019  2020  2021  2022  2023  2024
Címkék

Innotéka