Atomerőmű, 2009 (32. évfolyam, 1-12. szám)
2009-06-01 / 6. szám
10 2009. június Új csúcskészüléket alkalmaz a Debreceni Egyetem az atomerőművi munkáihoz A Debreceni Egyetem Kísérleti Fizikai Tanszéke régi beszállítója a paksi atomerőműnek. Az itt végzett munkájuk (beszállítói minősítési területük megfogalmazása szerint): ABOS 3 biztonsági osztályba sorolt technológiai rendszerek és rendszerelemek üzemeltetésével összefüggően szakértői feladatok (mérési eljárások kidolgozása; speciális mérőrendszerek összeállítása; helyszíni mérési feladatok) végzése. A jövőben a tanszék munkáját egy újonnan - s a tanszék anyagi lehetőségeihez képest nem kis ráfordítás árán - beszerzett készülék segíti. A szóbanforgó készülék egy Inspector 2000 típusú, nagyteljesítményű, digitális jelfeldolgozási technikát (DSP = Digital Signal Processor) alkalmazó, hordozható, sokcsatornás spektroszkópiai munkaállomás. A készülék - műszaki leírása szerint - használható minden HPGe, Nal és Cd(Zn)Te detektorra épülő alkalmazáshoz a környezettudomány, nukleáris biztonságtechnika, atomerőmű-leszerelés, dekontaminálás és helyszíni ellenőrzések területén. Rendkívül gyors impulzusszámlálás, kitűnő feloldás és stabilitás jellemzi, mely korábban csak a csúcskategóriájú laborműszerekre volt jellemző. Kis mérete, hosszú akkumulátoros üzemideje mérföldkövet jelent a felhasználási kényelem és hordozhatóság terén. A szoftverkörnyezet maximális flexibilitást biztosít mindenhol. Az Inspector 2000 nagy teljesítményét a DSP technológia alkalmazása teszi lehetővé. Hasonló jellemzők korábban csak fixen telepített laboreszközöknél voltak elérhetők a nagy áramfogyasztású analóg elektronika alkalmazása miatt, mely ráadásul instabilitásával, gyakori utánállítási igényével csak kompromiszszumos eredményt adhatott. Az Inspector 2000-ben a digitális jelfeldolgozási technika alkalmazása révén ezek a problémák nagymértékben csökkentek, illetve megszűntek, így a készülék nagypontosságú mérések bármilyen terepen való elvégzéséhez lehetőséget biztosít. A készülék "lelke" a digitális jelfeldolgozó egység. A korábban használt rendszerek csak a feldolgozó lánc végén digitalizálták a jelet, míg az Inspector 2000 már a lánc legelején, az előerősítőnél digitalizálja a jelet. A rendszer így csak minimális mennyiségű analóg áramkört tartalmaz, ami növeli a stabilitást, pontosságot és a mérések reprodukálhatóságát. A jelfeldolgozó lánc fent részletezett fejlesztése számos előnyt biztosít terepen végzett spektroszkópiai méréseknél. A készülék fő jellemzői, amelyek az atomerőművi feladatokat is megkönnyítik, összefoglalóan a következők: • Nagyfokú hőmérsékleti stabilitás, amely a készülék használatát szélsőséges környezeti feltételek mellett is lehetővé teszi; • Széles impulzusszámlálási dinamikatartomány, minimális feloldási veszteség mellett; • Alacsony holtidő, amely a számlálást gyorsabbá, a mérést pontosabbá teszi; • Széles tartományban állítható jelfeldolgozási idő, ezáltal precíz beállíthatóság az alkalmazott detektortól és a mérési feladattól függően; • Ultrakönnyű, kisméretű készülék; • Üzemidő akkumulátorról: 10 óra HPGe detektorral, 12 óra Nal detektorral; • Gyors USB és optimalizált RS-232 interfész; • 16 ezer csatornás memória; • PHA (impulzusmagasság-analízis) és MCS (sokcsatornás szkéler) üzemmódban is használható; • Digitális oszcilloszkóp üzemmód a beállítás megkönnyítésére; • Bekapcsolási öndiagnosztika. A készülék részletes (angol nyelvű) műszaki leírása elérhető az alábbi linken: http:// www.canberra.com/ products/640.asp Prancz Zoltán <&>- ríiym paksi atomerőmű-Finn látogatók a vegyészeti főosztályon Statisztikai adatok szerint a világon üzemelő atomerőművek többségében a fűtőelemek nagyon jó minőségűek. Meghibásodások gyakorisága (fűtőelemrúdra vonatkoztatva) 0,001-0,01% között van, vagyis átlagosan minden 10 000-100 000 rúdra jut egy hibás elem. A paksi reaktorok fűtőelemeinek állapota ez idáig megfelelő volt, a meghibásodási gyakoriság megegyezett a WER-440 reaktorokra jellemző 0,007% értékkel. 2008-ban a 4. blokk indításakor a folyamatosan végzett radiokémiái ellenőrzések eredményei hibás fűtőelempálca jelenlétét mutatták ki. A fűtőelemek burkolata a gyártás során megsérülhet vagy üzemeltetés közbeni hőhatások és nyomásváltozások hatására sérülések keletkezhetnek rajtuk. Az ilyen kazettákat inhermetikus fűtőelemeknek nevezzük. A sérülés mértéke szerint mikrosérült és makrosérült fűtőelemeket különböztetünk meg. Az inhermetikus fűtőelemekből származó jódizotópok a forrásuk típusában különböznek egymástól, és a felezési idejüktől függően a kialakuló radioaktív koncentrációjuk aránya jelentősen eltér egymástól a primer köri hőhordozóban. Ezek a különbségek képezik az alapját azoknak a diagnosztikai paramétereknek, amelyek alapján becsülhető a zónában üzemelő kazetták állapota. A fűtőelemek inhermetikusságának mértékére jellemző üzemeltetési mutató a jódizotópok összegzett aktivitáskoncentrációja (??I), amely a 1311,1321,1331,1341 és 1351 mért aktivitásának matematikai összege. Tekintettel arra, hogy a kampány során a primer köri hőhordozóban mért hasadványtermékek aktivitáskoncentrációja csak megközelítette a korlátozó értékeket, azaz az üzemanyag szivárgása nem volt olyan nagymértékű, hogy a blokkot azonnal le kellett volna állítani, fel kellett készülni a sérült kazetta főjavítás alatti megkeresésére. 2007-ben az Országos Atomenergia-hivatal Nukleáris Biztonsági Igazgatósága részéről már elfogadásra került a "Elibás kazetták kezelésének stratégiája", amely szerint a PA Zrt. biztosítani fogja a kazetták inhermetikusság-ellenőrzésének lehetőségét. Megvalósításra a Höfer&Bechtel GmbH gyártmányú teleszkóp sipping berendezés lett kiválasztva, amely WER-440-es reaktorkörnyezetben és GANZ-EVIG típusú átrakógéppel összekötött alkalmazására már van referencia (Dukovany AE). A sipping-vizsgálatok lényege, hogy a vizsgálandó fűtőelemköteget (kötegcsoportot) a többitől részlegesen vagy teljes mértékben elkülönítve vizsgálják. A sipping-módszerrel általában egyszerű igen/nem válasz adható arra a kérdésre, hogy van-e hibás elem a köteghen. Az így elkülönített köteg a későbbiekben külön kezelhető, tárolható, esetleg újrahasználható. Műszaki megoldások alapján három nagy csoportba sorolhatók a módszerek: • speciális vizsgálótokban végzett vizsgálat (kgo - fix, telepített orosz); • reaktortartályban végzett vizsgálat (harangsipping, teleszkópsipping - mobil); • átrakóberendezésen vagy pihentető medencében végzett vizsgálat (teleszkópsipping - mobil). A mérések a nyomáskülönbség elvén alapulnak. A vizsgálat során a reaktorban vagy a pihentető medencében a kötegek fölé ún. sippingharangot illesztenek, amelybe behúzzák a kötegeket. A harangban légpárnát kialakítva a hűtőközeg áramlását akadályozzák. A nyomásváltozást részben a remanens hő miatti felmelegedés okozta nyomásváltozás, részben a hidrosztatikus nyomás csökkenése okozza. E kettős nyomásváltozás hatására a fűtőelem burkolatán lévő sérülésen keresztül, a sérülés mértékének függvényében a hűtőközegbe jutnak a különböző hasadványtermékek, illetve a nukleáris üzemanyag. Működési elv Az ellenőrző mérés elvégezhető a zónán kívül és leállított reaktor mellett a zónán belül is bármely köteggel, ha az a speciális, zárt vizsgálótokba kerül. A vizsgálótok közegét folyamatos aktivitásméréssel figyelik, mintát véve belőle és további laboratóriumi izotóp-összetétel meghatározásával az esetleges meghibásodás kimutatható. Sippingszekrény 2009. május 4-7. között a Loviisai Atomerőműből és a Fortum cégtől érkezett hozzánk Jukka Sorjonen, a csoport vezetője (reaktormérnök), Heidi Lindroth (nukleárisfűtőanyag-tervező), Vilié Lestinen (átrakógép-átalakítási projektvezető), Laura Togneri (radiokémiái vezető) a 4. blokkon folyó sippingvizsgálatok megtekintésére és tapasztalatcserére a fűtőelemek állapotellenőrzésével kapcsolatos témákban. Programjuk közt szerepelt a paksi atomerőmű sippingvizsgálatainak helyszíni megtekintése és az ezzel kapcsolatos folyamatok, berendezések, előkészületek megismerése. A program egy általános bemutatkozással kezdődött a helyi Sipping-team bevonásával, aminek a tagjai: Buránszki István (mvigh), Burján Tibor (nufo nüo), Szabó János (mfo gmo), Pintér Tamás (vefo veo), Nényei Árpád (vefo rhko) és Elter Enikő (vefo), Varjúné Baracska Ilona (vefo veo) a főosztály részéről. A finn kollégák prezentáció formájában számoltak be a radiokémiái módszereikről, milyen előírásoknak, korlátoknak kell megfelelniük, milyen rendszereket milyen terjedelemben és gyakorisággal ellenőriznek. Beszámoltak blokkjaik üzemeltetési tapasztalatairól, az eddig detektált inhermetikus kazetták kezelésével, tárolásával kapcsolatos feladataikról és ellenőrzési metodikájukról. Jukka Sorjonen, a csoport vezetője beszélt a Loviisai AE-ben történő sippingvizsgálatról, a módszereikről, az eljárásról, majd az azt követő mérési eredmények feldolgozásáról. A továbbiakban az in-core sipping tapasztalatairól, számítási metodikájáról és ismertette a pihentető medencében alkalmazott sippingvizsgálóberendezést. Előadásában szerepelt a sérült üzemanyag-kazetták hosszú idejű tárolási stratégiája a finn erőműben és ezek ellenőrzési tapasztalatai, magában a zónában, illetve a pihentető medencében üzemelő sippingberendezések. A program további részében a vendégek megtekintették a radiokémiái, analitikai és expressz laboratóriumokat, a primer köri mintavételi rendszereket, a helyi vizsgálati előírásokról és módszerekről tájékozódtak. Másnap az üzemelő sippingberendezést tekintették meg a reaktorcsarnokban, konzultációt folytattak az ott dolgozó paksi és HB- (Höfel-Bechtel) szakemberekkel. A finn vendégek A program zárásaként a látottak megbeszélésére került sor, a finn és a paksi atomerőben használt HB-teleszkópsipping kiértékelési módszereiről. Megítélésük szerint a tapasztaltcsere nagyon hasznos volt és pozitív, kiemelték az erőmű berendezéseinek és műszerparkjának magas műszaki színvonalát. Mivel vendégeink még nem jártak Magyarországon, visszautazás előtt megtekintették Budapest főbb nevezetességeit. Vendégeink levélben köszönték meg a lehetőséget, és a további tapasztalatcsere későbbi folytatásaként meghívást kaptak a programban részt vevő paksi kollégák további hasonló témájú információcserére a Loviisai Atomerőműbe. Orbán Ottilia, vegyészeti főosztály Szippancs(!) A 250 éve született Kazinczy Ferenc talán még így hívta volna azt az újonnan alkalmazott tömörségvizsgáló berendezést, amellyel a 4. blokki üzemanyag-átrakáskor azonosítottunk egy szivárgó kazettát. Vagy nagyon jó minőségű üzemanyag-kazettákat gyártanak az oroszok, vagy kivételes szerencsénk volt, de tény, hogy 1992 óta nem észleltünk üzemeltetési gondot okozó fűtőelem-lyukadást. De a fák nem nőnek az égig! A 4. blokk 22. kampányának kezdetekor (tavaly júniusban) rendellenesen megemelkedett a primer köri víz jódizotóp-tartalma. A gyanú szerint a zónában lévő 349 üzemanyag-kazetta 349x126, azaz 43 974 db fűtőelempálcája közül legalább egy (de nem több mint tíz) valamilyen mértékben "kinyílt", azaz inhermetikussá vált. A hozzáértők (az üzemanyagok "lelki világát" kitartóan kutató AEKI-szakértők) a primer köri víz izotópösszetételéből és az izotópkoncentrációk arányaiból azt is megjósolták, hogy a tömörtelen kazetta valószínűleg egy újonnan a zónába került szahályozókazetta lehet. Az üzemeltető feladata ilyenkor az, hogy a soron következő főjavításkor azonosítsa a nem kívánatos izotópszivárgást okozó üzemanyag-kazettát és távolítsa el a zónából. Ez a feladat nem mindennapi jellegű, a PA Zrt. több szervezetének rugalmas együttműködését feltételezi. Az eredményesség érdekében a cégvezetés az érintett szakterületek képviselőiből egy külön csoportot hozott létre, ez lett a Sipping-team. Az üzemanyag-kazetták tömörség-ellenőrzését (amire a szakirodalomban az angol "sipping" megnevezés honosodott meg és vált általánossá) sipping (szippancs) berendezésekkel végzik. Ezek működési elve a következő: válasszuk ki és különítsük el a környezetétől a vizsgálandó kazettát vagy kazettacsoportot, hozzunk létre olyan nyomáskülönbséget a fűtőelempálcák belső és külső tere között, aminek hatására megindul az anyagkiáramlás a lyukas pálca belső teréből, a kiáramló közeget elemezzük annak kiderítése érdekében, hogy milyen mértékben tartalmaz a kazetta belsejére jellemző nemesgázizotópokat. A sippingberendezések közti különbség az elv gyakorlati megvalósításából adódik. A paksi atomerőműben a sippingeléshez eredetileg az ún. KGO (kontrol germetyícsnosztyi obolócski) berendezés szolgált, aminek az alkalmazásáról cégünk időközben, biztonsági megfontolásokból elállt. A kilencvenes évek elején észlelt üzemanyagszivárgások detektálásához társaságunk a Siemens-tői vásárolt harang-sippingberendezést rendszeresítette. Mivel ez a rendszer "csak" a reaktorzónában lévő üzemanyag-kazetták vizsgálatához használható, hatósági ösztönzésre az elmúlt években cégünk egy olyan tömörségvizsgáló eszköz alkalmazhatóságát is fontolóra vette, amellyel gyanú esetén a pihentető medencékben lévő kazetták tömörségét is ellenőrizni lehet. Olyan berendezést kerestünk a piacon, amelynek használhatóságáról van WER-es referencia, alkalmazása a legkevésbé teszi szükségessé a meglévő üzemi rendszerek (itt elsősorban az átrakógépre kell gondolni) módosítását és mindemellett olcsó. E feltételeket szem előtt tartva a német Höfer&Bechtel GmbH által kifejlesztett teleszkóp-sippingberendezést választottuk, amit 2008 novemberében "élesben" is kipróbáltunk a 2. blokk pihentető medencéjében. A próba tapasztalatai olyannyira biztatóak voltak, hogy a Sipping-team úgy döntött: ezzel az eszközzel kell azonosítani a 4. blokki szivárgó kazettát. A működtetés szempontjából egyszerűbbnek, az eredményességet tekintve érzékenyebbnek ígérkezett, mint az évek óta nem használt harang-sippingberendezés. A Sipping-team irányításával az átrakógép átalakításaiban illetékes GANZ-EVIG páros és a sippingberendezés szállítója a 4. blokk ez évi főjavításáig alkalmassá tették a rendszert arra, hogy a tömörségvizsgálatok az üzemanyag-átrakási műveletekkel egy időben elvégezhetők legyenek. A 2009. május 1-12. között lezajlott vizsgálatok igazolták a kezdeti feltételezéseket. Május 9-én éjszaka, a 70 873. számú szabályozókazetta felemelését követően a berendezés gázdetektora igen erős indikációt mutatott: megtaláltuk az egyetlen szivárgó kazettát! Ezt az üzemanyagköteget a pihentető medencében elkülönítve tároljuk és a továbbiakban különleges bánásmódban részesül. BT. A reaktorzónából kiemelt, a Cserenkov-sugárzástól delejes fényű kazetta víz alatti tömörségvizsgálat közben (Szabó János felvétele)
