A paksi atomerőmű reaktorblokkjainak megnövelt teljesítményen történő üzemeltetése és az üzemidő hosszabbítás megköveteli, hogy a primerköri berendezések megfelelő műszaki állapotban legyenek. A reaktorblokkok biztonságos üzemeltetése szempontjából kiemelkedő jelentőségű a szerkezeti anyagok korróziós-eróziós folyamatainak, a kontamináció-dekontamináció és a dekontamináció-sugárvédelem kapcsolatrendszerének komplex ismerete. Nyomottvizes reaktorokban normál üzemmenet esetén is számolni kell a primerköri acélfelületek korróziójával és radioaktív kontaminációjával. Egy hatékony kémiai dekontaminációs technológia alkalmazásával a felületeken megkötődő radionuklidok jelentős része eltávolítható, ezáltal az üzemeltető és karbantartó személyzet effektív dózisterhelése is minimalizálható.
A paksi atomerőműben a primerköri főberendezések és azok kiszerelhető elemeinek vegyszeres dekontaminálására az AP-CITROX-eljárás különböző változatait rendszeresítették. A kiszerelhető elemek elsősorban a főkeringtető szivattyú (FKSZ) forgórészek dekontaminálására a mai napig rutinszerűen alkalmazzák az eljárást. A kiszakaszolható berendezések közül az 1-3. reaktorblokk gőzfejlesztőin (GF) az 1993-2001 közötti időszakban összesen 24 esetben alkalmazták az AP-CITROX-eljárást. Az üzemi adatok elemzése és a technológia korróziós hatásainak kritikai értékelése alapján egyértelmű megállapítást nyert, hogy a technológia alkalmazását követően a gőzfejlesztő hőátadó csövek belső felületén nem kívánt kémiai összetételű és struktúrájú, ugyanakkor mobilis oxidréteg képződött.
Ezen előzmények ismeretében 2000. évtől négy hazai intézet együttműködésével tematikus korróziós vizsgálatok kezdődtek a PA Zrt. 4 reaktorblokkjának különböző gőzfejlesztőjéből származó hőátadó acélcső mintákon. 2006-ban kutató-fejlesztő szakmérnök hallgatóként kapcsolódtam be a kutatási projektbe. 2008. évtől kezdődően PhD hallgatóként részt vettem – az elmúlt nyolc év kutatási eredményeinek összefoglalásaként – egy új felhasználóbarát adatbázis kialakításában. A munka keretében feladatom volt az erőmű által biztosított ausztenites acél hőátadó csövek általános korróziós állapotának és a felületi védő-oxidréteg fázisösszetételének tematikus vizsgálata, valamint a már meglévő eredmények ismeretében az üzemidő múlásával kimutatható korróziós-eróziós tendenciák feltárása és előrejelzése.
2005. évtől a PE RRI-ben intenzív kutató munka indult új kémiai dekontaminációs bázistechnológia fejlesztésére, amely – igény esetén – elsődlegesen alkalmazható a GF hőátadó acélcsövek belső felületét borító oxidrétegek kezelésére, a szennyezett felületek hatékony tisztítására. A bázistechnológiát továbbfejlesztettük más kiszakaszolt vagy kiszerelhető berendezések mentesítésére, valamint az erőmű jövőbeni leszerelését (dekomisszionálását) megelőző totál dekontaminálási feladatok ellátására.
A különböző primerköri berendezések kémiai mentesítésére kifejlesztett eljárások laboratóriumi hatásvizsgálatát az erőműben a korábbi években dekontaminált és nem dekontaminált gőzfejlesztőkből származó radioaktív ausztenites acél hőátadó csőmintákon végeztük el. A technológia fejlesztés során nagy hangsúlyt fektettünk arra, hogy az új kémiai dekontaminációs eljárás(ok) a mentesítendő felületeken korróziós károsodást ne okozzanak.
A kísérleti eredmények bemutatását megelőzően a disszertáció irodalmi részében ismertettem a paksi atomerőmű működési elvét, az atomerőművekben lejátszódó korróziós-kontaminációs folyamatokat. Áttekintettem a primerköri szerkezeti anyagok felületi és korróziós tulajdonságait, illetve a korróziótermék keletkezésének és transzportjának mechanizmusát. Ismertettem az atomerőművekben alkalmazott kémiai dekontaminációs eljárásokat, nagy hangsúlyt fektettem a paksi atomerőműben a gőzfejlesztők dekontaminálására használt az ún. AP-CITROX kémiai dekontaminációs technológia bemutatására. Összefoglaltam a fent említett eljárás gőzfejlesztőkre gyakorolt korróziós és felületkémiai hatásait, illetve elemeztem a paksi atomerőműben jelenleg is alkalmazott főkeringtető szivattyú dekontaminálások folyamatát és az eljárások hatékonyságát. Betekintést adtam a VVER-típusú reaktorokban alkalmazott gőzfejlesztő dekontaminálások nemzetközi tapasztalataiba. Az értekezés irodalmi részét a bázistechnológia fejlesztés folyamatának bemutatásával zártam.
A dolgozat kísérleti részében ismertettem az alkalmazott vizsgálati módszereket és a kémiai dekontaminációs technológiák hatásvizsgálata során alkalmazott laboratóriumi modellrendszereket. A Kísérleti eredmények című fejezetben először a
„gőzfejlesztő korróziós térkép” adatbázis kiegészítése, pontosítása kapcsán mért eredményeket mutattam be, majd elemeztem az AP-CITROX eljárással dekontaminált gőzfejlesztőkben az üzemidő múlásával összefüggő korróziós és felületkémiai változásokat. Végezetül az intézetünkben kifejlesztett dekontaminációs technológia(ák)
laboratóriumi hatásvizsgálata során nyert – hatékonyságra jellemző – adatok figyelembevételével értékeltem a kezelt minták korróziós és felületkémiai jellemzőit.
A kísérleti eredmények alapján a következő megállapítások tehetők:
Kimutatható tendenciák a paksi atomerőmű gőzfejlesztőinek korróziós állapotáról A paksi atomerőmű gőzfejlesztőinek korróziós állapotfelmérése keretében a 2006-2008 időszakban összesen 13 db csőminta korróziós vizsgálatában vettem részt.
Elektrokémiai (voltammetria) és felületvizsgálati módszereket (SEM-EDX, CEMS) alkalmazva – a „gőzfejlesztő korróziós térkép” adatbázisban szereplő korábbi évek mérési eredményeinek ismeretében – elvégeztem a csőminták felületi tulajdonságainak (passzivitás, kémiai összetétel, struktúra, morfológia) összehasonlító elemzését.
A csőfelületek korróziós viselkedését 12 g⋅dm-3 koncentrációjú H3BO3-oldatban potenciosztatikus polarizációs módszerrel tanulmányoztam. A vizsgálati eredményeket összehasonlítva megállapítottam, hogy az üzemidő múlásával összefüggésben a gőzfejlesztő hőátadó csövek korróziós jellemzőiben kedvezőtlen tendencia nem fedezhető fel. A csőminta felületek passzív állapota szignifikánsan nem változott az üzemidő előrehaladtával.
A 2006-2008 időszakban elvégzett felületvizsgálati eredmények is igazolták, hogy AP-CITROX eljárással dekontaminált csőminták belső felületén kristályos és amorf fázisok közepesen vastag, illetve vastag (1-11 µm) ún. „hibrid” szerkezetű rétege alakult ki. A mérési adatok alátámasztják, hogy a több éve dekontaminált csővek felületközeli tartományában olyan krómban, nikkelben dús, inverz spinell-szerkezetű („magnetit”) található, amely megnöveli a korrózióálló acélfelületeket borító oxidréteg védőképességét.
A bórsavas felületkezelés hatásvizsgálata alapján megállapítottam, hogy dekontaminált hőátadó acélcsövek felületén kialakult oxidstruktúra stabilitása az üzemidő előrehaladtával jelentősen javult, s ma már az 1-4 reaktorblokk valamennyi gőzfejlesztője hasonlóan kedvező eróziós-korróziós sajátságokat mutat.
A kémiai dekontaminációs bázistechnológia továbbfejlesztett változatainak hatásvizsgálata
A PE RRI-ben kidolgozott kémiai dekontaminációs bázistechnológia továbbfejlesztésével nyert – a különböző primerköri berendezések dekontaminálására
alkalmazható – eljárásokat vizsgálva megállapítottam, hogy hatékonyságuk nagymértékben függ a felületi oxidréteg vastagságától, kémiai és fázis-összetételétől, morfológiájától (szemcseméret, fajlagos felület), valamint a kezelt acélcsövek dekontaminációs előéletétől. Mindezek alapján külön értékeltem a 4. blokki, és az 1-3 blokki gőzfejlesztő hőátadó csőmintákon végrehajtott kémiai dekontaminációs eljárásokat. Mindkét felülettípusra egyaránt jellemző, hogy a kémiai kezelések hatékonyságát elsősorban a 60Co radionuklid eltávolíthatósága szabja meg.
a) 4. blokki minták hatáselemzése
A 4. blokki minták felületén jelenlévő kristályos oxidlerakódások által pontenciálisan hordozott radionuklidok relatív mennyiségének becslésére egy modellt dolgoztam ki. A modell szerint a kristályok króm tartalmának és méretének meghatározó szerepe van az általuk hordozott radioaktivitás tekintetében. Rámutattam, hogy valószínűleg a nagy krómtartalmú és nagyméretű kristályok több radionuklidot hordoznak, azonban ezen kristályok kémiai ellenállóképessége is nagyobb, így nehezebben távolíthatók el egy dekontaminációs kezelés során. Mindezek ismeretében értékeltem 4. blokki acélcső mintákon végrehajtott dekontaminációs eljárásokat.
A kísérleti eredmények igazolják, hogy a kis krómtartalmú kristályokkal borított felületek közül a kisméretű, nagy fajlagos felületű kristályos lerakódások távolíthatók el legkönnyebben és a kémiai kezelés során a 60Co eltávolíthatósága 99%-os hatékonysággal valósítható meg. A nagy krómtartalmú kristályos lerakódások közül a kisméretű, nagy fajlagos felületű kristályokkal borított felületeken végrehajtott dekontaminálás hatékonysága a 60Co eltávolíthatósága szempontjából 82%-os. A nagy krómtartalmú, nagyméretű kristályokkal borított mintafelületek dekontaminálhatók a legnehezebben. Itt a 60Co eltávolíthatósága szempontjából csak 60%-os hatékonyságot értünk el.
A kémiai eljárás alkalmazását követően négy esetben a felületeken jelenlévő kristályos oxidlerakódás teljes mennyisége eltávolításra került, két esetben a nagy krómtartalmú kristályokkal borított felületek kémiai oldása csak részlegesen valósult meg. Az ICP-OES eredmények alapján a technológia záró lépéseiben csekély mennyiségű oldott ötvöző komponens jut a dekontamináló oldatokba, így reálisan feltételezhető, hogy a kezelt felületen jelenlévő oxidmaradványok mobilitása csekély. A kémiai dekontaminációs kezelést követően vegyszer maradványok – mangán-dioxid és
szerves szén – nem mutatható ki számottevő mennyiségben a kezelt felületeken. A dekontaminációs kezeléssel összefüggésben a dekontaminált felületek passzív állapota nem romlott az eredeti felületekhez viszonyítva.
b) Az 1-3 reaktorblokkból származó minták hatáselemzése
Az 1-3 blokkból származó minták felületén a hibrid szerkezetű 4-11 µm vastagságú oxidrétegben 24-32%-os krómdúsulás figyelhető meg, amelyekben a radionuklidok eloszlása inhomogén. A korábbi években AP-CITROX eljárással dekontaminált mintafelületen a kémiai kezelés hatására a 60Co radionuklid eltávolíthatósága 99%-os hatékonysággal valósítható meg.
A dekontaminációs kezeléseket követően négy acélcső minta esetén a teljes oxidréteg eltávolításra került és a kezelt felületek kémiai összetétele megfelel a tömbi acélfázis összetételének. A kémiai kezelést követően két esetben nem sikerült a teljes oxidréteget eltávolítani, a felületeken visszamaradt oxidréteg maradvány króm és oxigén tartalma jelentős.
A dekontaminációs eljárásokat követően a minták felületén maradt oxidréteg maradványok kevésbé mobilisak. Ezt igazolja az a tény, hogy a kiszakaszolható berendezésekre kifejlesztett kémiai kezelések utolsó lépésében alkalmazott nagy sebességű bórsavas mosás hatására csekély mennyiségű oldott ötvöző komponens mutatható ki az oldatfázisokban. A kezelés hatására az acélcső minták felületén csekély mennyiségű felületi szennyező – mangán-dioxid és szerves szén – található.
Összehasonlítva az az AP-CITROX eljárás üzemi alkalmazását követően közvetlenül kivágott 3/4(1) GF minta hőátadó csőminta felületén azonosított mangán mennyiségével, a továbbfejleszett dekontaminációs technológiák alkalmazását követően egy nagyságrenddel kissebb mangán tartalom azonosítható a kezelt felületeken. Az elektrokémiai eredményeket elemezve megállapítható, hogy a kezelt felületek passzív állapota nem romlott, a mintafelületek korróziós jellemzőiben kedvezőtlen tendencia a – kémiai eljárással összefüggésben – nem mutatható ki.