Atomerőmű, 1993 (16. évfolyam, 1-12. szám)
1993-09-01 / 9. szám
4 ATOMERŐMŰ Jó étvágyat! Hm... „Bezzeg az anyám főztje jobb!” hangzik el gyakorta az erőmű éttermében, amikor a nagy nehezen kiválasztott étel ízét megérezzük. Mivel az anyukák még a legegyszerűbb ételeket is jobban főzik, mint a közétkeztető vállalatok, nyilvánvalóan nem lehet elvárni egyetlen ilyen cégtől sem, hogy mindenki szája íze szerint főzzön. Ettől azért még lehet a többség számára élvezhető, ízletes és elfogadható mennyiségű ételt megfizethető áron az asztalra tenni. A mi esetünkben - a nagyszámú reklamáció tanúsága szerint ez nem mindig Jött össze”. Ezért a részvénytársaság vezetése az év elején úgy döntött, hogy a konyha elkerülhetetlenné vált felújítását követően az étte-Pénztár lezárva, átalakítás miatt az ebédeltetés szünetel rém üzemeltetését új konstrukcióban valósítja meg. Jelenleg alig több, mint négyszázan étkeznek az étteremben. A munkavállalói létszámhoz viszonyítva ez a szám igen kicsi, de ennek nemcsak a már említett reklamációk az okai, hanem többek között az is, hogy az étterem „kerítésen kívül” van. Hogyan tovább? Kérdezik egyre többen. A konyha augusztus 31-én működött utoljára ajelenlegi rendszerben, majd megkezdődik a felújítás, amely várhatóan december végén fejeződik be. Ez idő alatt a Holdfény büféből elvihető meleg frissensültek, főtt virsli, hot dog, szendvicsek kaphatók. A felújítást követően úgy tervezzük, hogy visszatérünk az előfizetéses étkeztetésre, és - a jóhírű ESZI-konyhához hasonlóan - két különböző menüből lehet választani. Természetesen a konyha berendezése olyan lesz, hogy az igények esetén a választékot bővíthessék például csökkentett menüvel vagy reformételekkel. Reméljük az előfizetést egyre többen veszik majd igénybe. A konyha-étterem újbóli megnyitásának tervezett dátuma 1994. január eleje. Jó étvágyat kívánok az új konyha által főzött, remélhetőleg az anyuka foztjéhez is hasonlítható ételekhez. Benedeczky Ferenc Radioaktív hulladékos ügyeink Először 1992. szeptemberi számunkban számoltunk be arról, hogy mi történt a raidoaktív hulladékok kezelése, illetve elhelyezése ügyében azóta, hogy Csehák Judit akkori szociális és egészségügyi miniszter 1990. I. 18-án kelt levelében elutasította a PAV felülvizsgálati kérelmét. Naplónkban 1992. augusztusig jutottunk. Nos, most folytassuk innen. December: A PA Rt. megbízási szerződést kötött azokkal az önkormányzatokkal, akik a lakossági vélemények alapján hozzájárultak a majdani telephely-kutatási munkák elvégzéséhez. A szerződések értelmében az önkormányzatok vállalták, hogy tájékoztatják a környező településeket és saját lakosságukat a munkálatokról. 1993. Április 22.: Megtartotta első ülésétaTárcaközi Célprojekt Irányító Testület (CIT), melyen elfogadták a projektdokumentumot, az alapszabályt és a szakértők névsorát. Május: Az Ipari és Kereskedelmi Minisztérium helyettes államtitkárának kanadai látogatása során megegyeztek, hogy közös munkacsoportot hoznak létre, hogy az IKM teljes betekintést nyerjen a CANDU rendszerbe és a csatolt technológiákba. A közös érdeklődésre megjelölt területek között szerepeltek a hulladékkezelési technológiák is. A pécsi Janus Pannonius Tudományegyetem elkészítette összefoglaló tanulmányát az együttműködni kész önkormányzatoknál végzett felmérésről. (2.) Május 11.: Megtartotta első ülését a Célprojekt Szakértői Bizottsága. Ä PA Rt. képviselői Bátaapátiban tájékoztatták az érintett községek polgármestereit a Célprojekt állásáról. Május 25.: AZ ERŐTERV elkészítette a hulladékkezelési komplex stratégia feladattervének első 10 kötetét. Június 9.: A PA Rt. megbízást adott az ERŐTERV részére a nagy aktivitású radioaktív hulladékok (HLW) elhelyezésére vonatkozó kritériumrendszer kidolgozásával kapcsolatos előkészítő munkák elvégzésére, illetve az ország egész területére kiterjedő szakirodalmi és feltáró munkákra, a HLW elhelyezésére szóba jöhető területek kijelölésére. Június 16.: A PA Rt. és a kanadai Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL) cég képviselői megbeszélést folytattak az AECL lehetséges részvételéről a nagy aktivitású radioaktív hulladékok esetleges magyarországi elhelyezéséhez kapcsolódó föld alatti kutatólaboratórium létesítéséről. Július 6.: A szakértői bizottság 3. ülésén szükségesnek tartotta a kis és közepes aktivitású radioaktív hulladékok elhelyezésével kapcsolatos országos szakirodalmi feltáró munka elvégzését (országos „szűrés” a vizsgálatra érdemes régiók meghatározására). Ugyanakkor úgy vélték, hogy ettől függetlenül megkezdődhetnek a lakossági befogadókészséget kutató területeken a kistérségi vizsgálatok. Július 14.: A PA Rt. és az AECL „Műszaki együttműködési megállapodás”-t írt alá a radioaktív hulladékkezelés területén történő kooperációra. Július 16.: A Mecseki Ércbányászati Vállalat kidolgozott egy „Alapkoncepció”-! a Bodai aleurolit-geológiai formációba telepítendő föld alatti kutatólaboratórium létesítéséről. Július 27-28.: Pakson a PA Rt., az ERŐTERV, illetve a kanadai AECL és Ontario Hydro cégek képviselőinek részvételével szemináriumot tartottak a radioaktív hulladékkezelés, a dekontaminálás és a leszerelés témakörében. Meghatározták az esetleges kanadai közreműködés témáit. Augusztus 3.: A szakértői bizottság elfogadta az 1993. évi „Célprojekt munkaterviét. Augusztus 16-19.: A NAÜ Pakson rendezte a RER/9/010 sz. alatt futó regionális projektjének szakértői ülését. A projekt keretében a WER típusú atomerőművek hulladékkezelési gyakorlatát tekintik át, és egy közös adatbázis létrehozását követően egy átfogó értékelést készítenek.- OPVarga Károly Az atomerőmüvek öregedéséről A fosszilis üzemanyagot tüzelő hagyományos erőműveknél tapasztaltak szerint az erőmű rendelkezésre állása az öregedés miatt tíz üzemév után csökken. Joggal feltételezhető, hogy hasonló a helyzet az atomerőműveknél is azzal a kiegészítéssel, hogy az atomerőművek esetében nemcsak a rendelkezésre állás, hanem az atomerőmű biztonsága is csökken (1 - Lásd: Irodalom). Az atomerőművek öregedésének tanulmányozása/megismerése tehát a reaktorbiztonság mindenkori felmérését is célozza. Az International Atomic Energy Agency (IAEA) 1990. november5-9. között tartott munkacsoportülésén a „Management of Safety Aspects of Nuclear Power Plant Ageing” címmel nemzetközi programot kezdeményezett, amelynek keretében tanulmányozzák/vizsgálják a reaktortartály ki- és beömlő csőcsonkjait, a motorhajtású zárószelepeket, a betonból készült containmentet és a vezérlési és ellenőrző műszerrendszerek kábeleit abból a szempontból, hogy ezeknek az öregedése hogyan befolyásolja az atomreaktorok biztonságát. Úgy gondolom, a Paksi Atomerőmű Rt. munkatársai előtt is célszerű ismertetni, hogyan folyik nemzetközi szinten az atomreaktorok öregedésének tanulmányozása, az adatok gyűjtése és értékelése, továbbá a kapcsolódó vizsgálatok hogyan szolgálhatják az öregedési folyamatok lassítását/mérséklését, vagyis az atomreaktorok élettartamának meghosszabbítását. A probléma világméretű, mert ma 56 országban 325 kutatóreaktor, 26 országban pedig 345 villamosenergia-termelő atomreaktor üzemel (2,3). Az 1. számú ábrán a kutatóreaktor kor szerinti elosztását mutatjuk be az üzemidő függvényében (4). A következő években mind több villamosenergia-termelő atomreaktor kora haladja meg a 30 évet 1990. és 2000. között. Ezt a 2. számú ábrán mutatjuk be (5). E cikk szerzőjének körülbelül 59 atomreaktort volt alkalma megismernie, és döntően az International Atomic Energy Agency megbízásai alapján ez ideig tíz országban mintegy 25 alkalommal vezette az atomreaktor vizuálus visgálatát és felülvizsgálatát a reaktorok „öregedése” tárgykörében. A szerző 1990 óta vesz részt az IAEA azon műszaki bizottságának munkájában, amelyet az atomreaktorok öregedésének tanulmányozására hoztak létre. Az IAEA fentebb említett műszaki bizottságához 1990-ben a következő országok szakértői nyújtották be az atomtreaktorok öregedése kérdéseivel kapcsolatos tanulmányaikat (6). Ennek alapján kezdtük el a nemzetközi kiértékelő munkát (lásd táblázat). 1. Franciaország 8; 2. USA 4; 3. Oroszország 4; 4. Csehszlovákia 3; 5. Nagy-Britannia 3; 6. Németország 2; 7. Finnország 2; 8. Magyarország 1; 9. Olaszország 1; 10. Kanada 1; 11. India 1; 12. Svájc 1; 13. OECD 1. Az IAEA műszaki bizottsága - a benyújtott tanulmányok alapján - az öregedési folyamatok időbeni lefolyásának elemzésével, az öregedés ütemének csökkentési lehetőségeivel és az atomreaktorok élettartamának meghosszabbítási lehetőségeivel foglalkozik. Az IÁEA „öregedési” vizsgálataira támaszkodva ma még nem tudjuk, hogy a WER-440 típusú atomreaktor élettartama mennyire hosszabbítható meg, de a szerző utal arra is, hogyan értendő az „öregség-élettartam”. Az alábbiakban néhány olyan mérlegelési módot, illetve eljárást kívánunk bemutatni, amelyeket az atomerőművek élettartamának megállapításánál használnak. Az építményekre és egyéb műszaki berendezésekre vonatkozó vagyonnyilvántartás - bizonyára gyakorlati tapasztalatok alapján - elfogadott egy leírási hányadot, amelyben az értékcsökkenés mértékét kívánta kifejezni. Ezzel elérkeztünk a teljes leírás fogalmához/élettartamához. A hazai vagyonnyilvántartási gyakorlatban az alábbi százalékos leírási értékeket követjük, illetve ezekből az alábbi élettartamokat vezethetjük le. Megnevezés Leírás (°/o/év) Feltételezhető élettartam (év) Épület-építmény 3-3,5 33,33-28,57 Gép 12 8,33 Jármű 20 5,00 Számítástechnikai 33 3,03 berendezések A táblázatban feltüntetett összehasonlító számadatok alapján - bizonyos üzemidő elteltével - a berendezéseket még csak javítani sem érdemes, mert az igényelt javítási ráfordítások mellett a berendezések üzemeltetése egyáltalán nem gazdaságos. A tervezőmérnök már a műszaki berendezések tervezésekor gondol arra, hogy az idő folyamán az igénybevétel az anyag kifáradásával jár, így a berendezések csak véges időtartamra tervezhetők. (Különösen, ha a működési és biztonsági követelményekben nem lehetünk megalkuvók!) Nyilvánvaló, hogy műszaki megfontolásokból is következik egy berendezésre jellemző élettartam. Minden tervezőmérnök és üzemeltető előtt ismeretes a berendezések meghibásodását időben bemutató, úgynevezett „kád”-görbe. (Lásd a 3. számú ábrát.) (7). Az atomerőművek élettartamát a szállítási szerződések többsége 40 évben jelölte meg. Ezt az élettartamértéket először az Atomic Energy Act-ban találjuk, amelyet az USA-ban 1954-ben tettek közzé (8). Egy reaktorblokk élettartamát a Paksi Atomerőmű Rt. műszaki igazgatóságának reaktortechnikai főosztálya 30 üzemévben határozta meg. Ehhez igen közeljár a vállalat műszerezési és irányítástechnikai szakágazatának véleményels (9), amely szerint a reaktorok élettartama 25-33 évre tehető és körülbelül 15 évente kell kicserélni a beépített műszer- és irányítástechnikai egységeket. A nagy létesítmények létrehozásához jelentős tőkebefektetés szükséges. A tőkebefektetők nyilvánvalóan szeretnék látni, hogy a tőkebefektetés révén létrehozott épületek és berendezések élettartama mennyi időre szól, hogyan biztosítható a kamatok és a tőke megtérülése, ezért a pénzügyi szakemberek is megállapítanak egy élettartamot, amelyből kiindulva határozzák meg a tőke utáni járadék visszafizetését is. A paksi atomerőmű felépítésére (10) a magyar állam 19951 MHUFtőkejuttatást biztosított. Ezen tőke után 1986-tól 15 éven keresztül fixjáradék megfizetését kérik. Tehát ebben a vonatkozásban 15 év üzemidőt fogadtak el, bár tudjuk, hogy ez nem élettartam, de mégiscsak egy irányszám. A Paksi Atomerőmű Rt. egy munkacsoportja dr. Trampus Péter vezetésével 1992 óta vesz részt az IAEA azon technikai munkacsoportjának munkájában, amely a WER-440 típusú atomreaktorok ki- és beömlőnyílásainak öregedési problémáival - nemzetközi koordinált kutatási program keretében foglalkozik. A szerző célja a paksi szakemberek tájékoztatása, hogy az IAEA keretében milyen nemzetközi feldolgozómunka folyik a reaktorok öregedési vizsgálata területén és milyen meggondolások alapján határozható meg egy atomreaktor élettartama. Egyszer arról is szólnunk kell, hogy mit tehetünk a paksi atomreaktorok élettartamának meghosszabbítása érdekében. Irodalom 1. Safety aspects of nuclear power plant ageing. IAEA-TECDOC-540, IAEA, Vienna, 1990. p. 9. 2. Nuclear research reactors in the world, IAEA, Vienna, 1992. 3. Nuclear power reactors in the world. IAEA, Vienna, 1992. 4. Nuclear research reactors in the world. IAEA, Vienna, 1992. p. 120-121. 5. Safety aspects of nuclear power plant ageing. IAEA-TECDOC-540, IAEA, Vienna, 1990. p. 9. 6. Pilot studies on the management of ageing of nuclear power plant components. Working Material, IAEA, Vienna, 1992. 901. p, 7. Safety aspects of nuclear power plant ageing. IAEA-TECDOC-540, IAEA, Vienna, 1990. p. 49. 8. Wie alt werden Kernkraftwerke? - Neue Zürcher Zeitung, 1985.227. sz. okt. 2. p. 38-39. 9.10 éves a paksi atomerőmű. 1992. p. 64. 10.10 éves a paksi atomerőmű. 1992. p. 96. A meghibásodások számának alakulása az időben
