Atomerőmű, 1991 (14. évfolyam, 1-12. szám)
1991-07-01 / 7. szám
1991. JULIUS XIV. ÉVFOLYAM 7. SZÁM A PAKSI ATOMERŐMŰ VÁLLALAT DOLGOZÓINAK LAPJA I. blokk második műszaki felülvizsgálata A blokkok főjavítási, átrakási ideje alatt rendre sorra veszik a berendezéseket és alkatrészeiket, kis-, közepes-és nagyjavításokat, méréseket, ellenőrzéseket végeznek el rajtuk. Az alábbi írás a reaktortartály vizsgálatának egy fázisáról szól. A Paksi Atomerőmű reaktortartályainak állapotmegítéléséhez feltétlen fel kell deríteni a szerkezetben lévő esetleges anyagfolytonossági hiányok helyét és méretét. Az anyag állapotát és az igénybevétel nagyságát ismerve, törésmechanikai számításokkal minősíteni lehet a tartály állapotát. A tartály anyagában lévő anyagfolytonossági hiányok helyét roncsolásmentes módszerekkel állapítjuk meg. Jelenleg a vizsgálatokat évente az USZK 213 tip. ultrahangos szovjet berendezéssel végezzük. Bár a gépkönyvben leírt előírások szerinti vizsgálatok elvégzésére alkalmas, nem képes pontos, reprodukálható, analizáló jellegű vizsgálati eredményeket szolgáltatni. Az USZK ultrahangos technológia teijedelmébe nem tartozik a legfontosabb terület, a plattírozás és az az alatti zóna ellenőrzése. Ezért 1987-ben, az első időszakos ellenőrzés alkalmával, a tartályt megvizsgáltattuk a gyártóművel (Skoda Energetikai Gépgyár), akik a vizsgálathoz a TRC-REAKTORTEST berendezést használták. Alapvető különbség a két vizsgálórendszer között, hogy a TRC a tartály belső, plattírozott felülete felől vizsgál, ebből következően -csak négyévente, a teljes kirakás ideje alatt lehet az ellenőrzést elvégezni. 1987-ben az első vizsgálat során regisztráltak több plattírozás alatti indikációt, továbbá a hegesztési varratokban is néhány salakzárványnak azonosítható reflexiót. A regisztrátumok megengedhetőségéről a Skoda főkonstruktőr képviselője, előzetes analízis alapján, nyilatkozatot tett. Ezen számítások nemcsak a nyomáspróba, hanem az üzemzavari tranziensek igénybevételét is figyelembe vették. Az analízis eredménye azt mutatta, hogy a tartály falában lévő anyagfolytonossági hiányok nem befolyásolják a reaktor üzemét. A vizsgálati eredmények és a nyilatkozatok alapján a Nukleáris Biztonságtechnikai Felügyelet engedélyezte a tartály további üzemelését. 1991-ben a második TRC-s vizsgálat során sikerült reprodukálni a korábbi reflexiókat. Méretük az elmúlt négy év alatt nem változott, tehát a tartály idén is megfelelt a további üzemeltetésre. TRC a nagy átrakás idejéből kb. kettő hetet vesz igénybe, és ez az időigény az átrakás ún. kritikus vonalán helyezkedik el. Amennyiben sikerülne egy korszerű, megbízható berendezéssel helyettesíteni a belső vizsgálatot, akkor az átrakás ideje ennyivel csökkenthető lenne. A PAV ezért indította el 1989-ben az USZK 213 korszerűsítését. A kitűzött cél az volt, hogy az USZK manipulátorát felhasználva, új ultrahangos és vezérlőegységeket alkalmazva, a tartály külső felületéről tudjuk elvégezni az ultrahangos vizsgálatot a nemzetközi gyakorlatban megszokott és elvárt színvonalon. Partnerekre találtunk külföldön és belföldön egyaránt. A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség és a TECNATOM spanyol cég, valamint a Bánki Donát Gépipari Műszaki Főiskola, az ÉVIG Mérnök-Vállalkozó Kft. és az ERŐKAR magyar vállalkozók segítségével az idén megkezdjük egy korszerű, külső ultrahangos vizsgálóberendezés üzembe helyezését. A fejlesztő munkánk végeredményeként azt várjuk, hogy a tartályok vizsgálatát évente tudjuk elvégezni, és a mérési ered-' ményeink pontosak, reprodukálhatóak lesznek. Végül, de nem utolsósorban az átrakások ideje is csökkenthető lenne. PALÁSTI JÓZSEF AGVO Mi közérthetően tájékoztatunk (Balról jobbra) Rósa Géza, Lenkei István, Balogi Jenő és dr. Virágh Elemér a sajtótájékoztatón Korábban hírt adtunk arról, hogy a Nemzetközi Nukleáris Esemény Skála (INES) használatát június 1-től az atomerőműnek alkalmaznia kell oly módon, hogy az ezután bekövetkezett üzemzavarokat és baleseteket, közös néven eseményeket be kell sorolni a ’ skálalépcső valamelyikébe és azt a 0 szintű esemény-kivételével, 1-7-ig - rövid indokolással a nagyközönséggel ismertetni kell. Június 27-én a vállalat szakemberei sajtótájékoztatón ismertették a skála alkalmazá-A Petőfi Népe tudósítója sát, valamint szóltak az eddig megtörtént események, utólagos besorolásáról. A sajtótájékoztatón részt vevő újságírók kérdéseiből is nyilvánvalóvá vált, hogy ezután még jobban és még többen fogják kritizálni munkánkat. Hiszen amit eddig csak pár ember tudott, az most már széles körben ismertté válik. A tájékoztatón megtudhattuk, hogy az atomerőmű 25 reaktoréve alatt 380 esemény történt, ezt utólag folyamatosan besorolják. A legmagasabb fokozatot, 3-ast 2 db, 2-est 9 db kapott. Sok volt az 1-es, de legtöbb 0 szintű minősítés. Lesz-e háborús emlékmű Pakson? Beszélgetés Bor Imrével, Paks város polgármesterével a 3. oldalon. Nem elég a hit és a remény 5. oldal. r Erdemes-e ma Pakson vállalkozásba kezdeni? 5. oldal. Az első hét az F2-nél 2. oldal. A kanadai atomfűtőműről Tóth János kolléga lapunk idei januári számában részletes tájékoztatást adott á Geyser-rendszerű atomfűtőműről, amelyet a Svájci Nemzeti Kutató Intézet és az amerikai Generál Atomic fejlesztett ki. Június elején Szekszárdon és nálunk a kanadaiak jártak, azt vizsgálták, hogy a részükről kifejlesztett atomfűtőművet milyen feltételekkel lehetne Szekszárdon telepíteni. Az említett cikk folytatásaként a javasolt atomfűtőművet röviden ismertetjük. A 10 MW hőteljesítményű atomfűtőművet a Kanadai Atomenergia Rt. (AECL) fejlesztette ki. Eddig csak egy 2 MW hőteljesítményű bemutató reaktort építettek meg, amely - kísérleti céllal, laboratóriumi körülmények között - 1987. 7. 15-től üzemel. Az atomfűtőmű vázlata az ábrán látható. Az atomfűtőmű medence típusú, légköri nyomáson üzemelő rendszer, a medence vize moderátorként és hőszállító közegként egyaránt szolgál. A medencében természetes cirkuláció van, az aktív zónában felmelegedett víz a csatornában felfelé áramlik és csővezetékeken a medencében elhelyezett primer fűtési hőcserélőkbe jut. Az itt felmelegedett víz a reaktoron kívül elhelyezett szekunder fűtési hőcserélőben hűl le. A kanadai vendégek szerint az atomfűtőművet alapterhelésen üzemeltetnék, s a 10 MW teljesítményt 30 MW csúcshőigényű hőszolgáltató rendszerbe célszerű beépíteni. Az atomfűtőműben minden lényeges folyamatot automatizáltak, lehetővé téve, hogy a rendszer hosszabb időn át kezelőszemélyzet nélkül üzemeltethető legyen. A vendégek vállalatunkhoz egyrészt azért jöttek, hogy az atomfötőműröl tájékoztassanak, másrészt véleményt cseréljünk az atomfitőmü társadalmi elfogadtatásáról, megvalósítása esetén a személyzet kiképzéséről, karbantartásokról és a keletkezett nukleáris hulla-. dékok tárolásáról. - G -SLOWPOKE atomfütőmű
