A gőzfejlesztő dekontaminálások nemzetközi tapasztalatai

Napjainkban több mint 50 orosz tervezésű, VVER-típusú atomreaktor üzemel világszerte. VVER-440 típusú reaktor blokkok épültek többek között Bulgáriában, Németországban, Magyarországon, Finnországban, Csehországban, Szlovákiában, a közelmúltban üzemeltek be VVER-típusú blokkokat Oroszországban, Ukrajnában, Kínában.

A fenti típusú blokkok tervezett élettartama általában 30 év, s mivel a blokkok többségét a 70-80-as években helyezték üzembe, legfontosabb teendőt a biztonságos üzemelés és a lehetséges teljesítménynövelés mellett az élettartam növelési projektek jelentik.

A primerköri berendezések, köztük a gőzfejlesztők korróziós állapota főleg a vízkémiai paraméterektől, valamint a dekontaminálástól függ. Az irodalomban nagyon csekély számú anyag foglakozik ezen blokkok átfogó korróziós felmérésével, a dekontamináció korróziós hatásaival. Az alábbiakban néhány VVER-440 típusú blokkokat üzemeltető erőműnél (Loviisa NPP, Finnország, Dukovany NPP, Csehország, Jaslovské Buhovice NPP, Szlovákia, valamint Novovoronyezs NPP, Kola NPP, Oroszországban,) tapasztalt, nyilvánosságra hozott hatásokat foglaltam össze [87].

Loviisa NPP

A Finnországban működő Loviisa NPP két nyomottvizes VVER-440 típusú blokkot foglal magába. Az első blokkot (Loviisa1) 1977-ben, míg a másodikat (Loviisa2) 1980-ban helyezték üzembe. A blokkoknál a tervezett élettartam 50 év.

Az 1-es blokknál 1980-ban két gőzfejlesztőben történt kémiai dekontaminálás, egy hegesztési varratokat vizsgáló átfogó program miatt, a kettes blokknál 1994-ben 6 gőzfejlesztőt dekontamináltak karbantartási munkák elvégzése előtt a megnövekedett dózisszint csökkentése végett.

Az első blokknál végrehajtott dekontaminálás többfázisú APOX módszerrel történt a lehető legmagasabb hőmérsékleten (95 °C). A feleslegben lévő oxálsav lebontására hidrogén-peroxidot és UV-fényt alkalmaztak. A dekontaminálás során közel 300-as DF értéket értek el, az összes eltávolított aktivitás a 30 órás időtartam alatt több mint 300 GBq volt. Az eltávolított fém mennyiségek a III.4. ábrán láthatók

A második blokknál 1994-ben teljes primerköri dekontaminálást hajtottak végre összesen 4 ciklusban, a német Siemens cég által kidolgozott CORD eljárással (III.5.

ábra). A gőzfejlesztők felülete az összes felület 89 %-át tette ki. A reaktor újraindítását követően jelentős hőmérsékletemelkedés volt tapasztalható, az eltömődött fűtőelem nyílások, valamit fűtőanyag szivárgás miatt a blokkot le is kellett állítani.

Általános megállapítás, hogy a dóziscsökkenés csak rövidtávú hatás volt, későbbiekben jelentős rekontamináció történt, továbbá fel kell készülni arra, hogy a dekontaminálásoknak milyen hosszútávú következményei lehetnek, célszerűbb végiggondolni, hogy a dekontaminálást milyen más megoldással lehet kiváltani [88].

Dukovany NPP

A cseh Dukovany NPP négy VVER-440-es blokkját 1985-87 között helyezték üzembe. A reaktorblokkokban összesen 34 alkalommal történt dekontaminálás AP-CITROX eljárással (III.3. táblázat).

Összesítve az eljárások hatékonyságára jellemző átlagos DF értékek a gőzfejlesztők melegági és a hidegági kollektorainak környezetében rendre 4,3-nak és 8,7-nek adódtak. A dekontaminálások során problémát okozott a jelentős radioaktív hulladék. Legfontosabb megoldandó feladat az eljárás hatékonyságának növelése, valamint annak kiderítése, hogyan került nagy mennyiségű szerves szén a primerköri hűtőrendszerbe [89].

III.4. ábra: A Loviisa1. blokknál végrehajtott dekontaminálásnál a különböző technológiai lépésekben

eltávolított fém mennyiségek

III.5. ábra: A Loviisa2. blokknál 4 ciklusban végrehajtott

Blokk GF Dekontaminálások

Blokk GF Dekontaminálások

éve Blokk GF Dekontaminálások

III.3. táblázat: A Dukovany atomerőműben 1988-2005. időszakban végrehajtott gőzfejlesztő dekontaminálások

Jaslovské-Bohunice NPP

A Jaslovské Bohunice atomreaktor két üzemében összesen négy VVER-440 típusú nyomottvizes reaktorblokk működik. A blokkok az 1978-1985 időszakban lettek folyamatosan üzembe helyezve.

A reaktorblokkokban található gőzfejlesztők dekontaminálására az elterjedten alkalmazott AP-CITROX eljárás nem regeneratív változatát használták 90 °C hőmérsékleten. A dekontaminációs lépések időtartama minden esetben 4 óra volt. Az utolsó dekontaminálást 1985-ben hajtották végre, majd a kedvező sugárzási viszonyok miatt 2002-ig nem végeztek dekontaminálást a gőzfejlesztőkben, még a szükséges karbantartási munkák előtt sem. 2002-ben dukovany-i és paksi szakemberekkel történt konzultáció után a két gőzfejlesztőben esedékes tápvízelosztó cseréje előtt ismét dekontaminációs eljárásra került sor, ezek főbb tapasztalatai az alábbiakban foglalható össze.

A 16. számú gőzfejlesztőnél az átlagos dekontaminációs faktor a szekunder oldalon az első, illetve a második ciklus után rendre 1,7 valamint 4,3 volt. Az eredmények értékelése alapján elmondható, hogy a három órás kezelést követően az eltávolított anyagmennyiség, valamint az aktivitás értékek is csökkentek az AP oldatokban, ezért a 26. számú gőzfejlesztő dekontaminálásánál már a lúgos, illetve savas kezelés időtartamát egyaránt két órára csökkentették. Ennél a gőzfejlesztőnél a

dekontaminációs faktor meghatározása csak a második ciklus után történt meg, melynek értéke 5,6-nak adódott.

Általánosságban elmondható, hogy a jelenleg széleskörűen alkalmazott AP-CITROX technológia több hiányossággal bír, ki kell emelni ezek közül a kedvezőtlen térfogat/felület arányt, valamint a kis áramlási sebességet. A dekontamináció hatékonysága gőzfejlesztőként, sőt a gőzfejlesztők különböző részein jelentősen eltérhet, a belső felületeket borító oxidréteg vastagságától, összetételétől, szerkezetétől függően, bár az átlagos DF értékek a két gőzfejlesztő esetében jó egyezést mutatnak (4,3, illetve 5,6).

Valószínűleg az eljárás más paramétereit is optimalizálni kellene, figyelembe véve a más hasonló típusú blokkokban elvégzett dekontaminálások tapasztalatait is, vagy egy új eljárást kidolgozni. A feladat viszont nem egyszerű, mert hatékony dekontaminálás csak akkor valósítható meg, ha kellő ismeret áll a birtokunkban a kontaminált korróziós réteg fizikai és kémiai jellemzői vonatkozásában [90].

Orosz erőművek

Oroszország területén jelenleg Novovoronyezsben illetve Kolán találhatók VVER-440 típusú nyomottvizes reaktorblokkok. 1964-ben és 1969-ben Novovoronyezsben épült meg az első kettő ilyen típusú blokk azonban ezeket a blokkokat már üzemen kívül helyezték. A 3-as és 4-es blokkokat 1971-ben, illetve 1972-ben helyezték üzembe, és a sikeres élettartam növelő projekt következtében a mai napig üzemelnek. A Kola 1-2 VVER-440-es reaktorblokkjait 1973-74-ben indították. A blokkok szintén átestek egy sikeres élettartam nővelő projekten, melynek keretében főleg a primer kör vízkémiai paramétereit módosították. A fenti még működő négy blokk felszámolását 2016-2019-re tervezik. Kola területén működik továbbá a 3-4 blokk is, melyeket 1981-84-ben helyeztek üzembe.

A régebbi reaktorblokkok dekontaminálására a hagyományos AP-CITROX eljárást alkalmazták. A két – már leállított blokknál – megnövekedett reaktortartály nyomásesést tapasztaltak a teljes primerkör dekontaminálás, valamint a hagyományos gőzfejlesztő dekontaminálás után. A szétszerelés utáni vizsgálatok rámutattak, hogy jelentős korróziótermék (magnetit és szénben dúsult réteg) lerakódás volt a fűtőelem burkolatokon, főleg a rudak alsó részén. Rámutattak arra is, hogy összefüggés van a nyomásesésben bekövetkező változások, valamint a karbantartás során dekontaminált

gőzfejlesztők száma között, miszerint minél több gőzfejlesztőt dekontaminálnak egy leállás során, annál jelentősebb lett a nyomásesés a reaktortartályban [91].

Az újabb blokkoknál a VNIIAES és az EPICP szakemberei közös vizsgálatokat hajtottak végre a dekontamináció hatásainak felderítésére. A vizsgálatokhoz a működő blokkokból csőmintákat vágtak ki dekontamináció előtt és után is. A dekontaminálás két fázisban, lúgos kálium-permanganátos (AP), illetve oxálsavas (OX) kezelésből állt, két egymást követő ciklusban.

A vizsgált csőminták a gőzfejlesztők felső soraiból lettek kivágva, és a 30 éves működésük során eddig kb. 25 dekontaminációs cikluson estek át. A csőminták esetén tapasztalható legfontosabb eredmények az alábbiakban foglalhatók össze. A régebbi blokkokból vizsgált csőmintákon jelentősebb korróziós hibák nem találhatók, a korróziós kopás nem haladja meg az 5 µm-t a vizsgált mintákon, ami jelentősen a megengedett érték alatt van. A mért csővastagságok a dekontamináció előtt és után is az 1,33-1,44 mm tartományba estek.

A dekontaminációs eljárás előtt kivágott minták keresztmetszeti vizsgálata arról tanúskodik, hogy a hidegági kollektor közelében kb. 4 µm, a melegági kollektornál kb.

9 µm vastag oxid film található a mintákon. A különbség valószínűleg a működési hőmérsékletnek tudható be. A dekontaminációt követően az átlagos oxid rétegvastagság 1 µm körül van, a csövek belső felületén kialakult oxid film laza szerkezetű, deformáció hatására könnyen leválik a felületről.

A végrehajtott elemanalízis kimutatta, hogy a dekontaminációt követően a vizsgált csőmintákon nem volt jelentős védő-oxidréteg, viszont előfordultak a kristályközi korrózióra utaló jelek, valamint főleg a hidegági kollektor közeléből származó minták esetében széntartalmú (kb 10%) rétegre utaló sötét foltok. Néhány helyen elszórtan dekontaminációs termékeket (oxalátok, mangán-oxidok, stb.) azonosítottak a felületen. Röntgen fáziselemzés nem mutatott ki szignifikáns magnetit, vagy hematit tartalmat a hidegági kollektor közelében, ami szintén az oxidréteg hiányára utal. A melegági kollektor közeléből származó minták esetén viszont jelentős magnetit (Fe3O4) diffrakciós csúcsok voltak megfigyelhetők [92-93].