A vizsgáló rendszer teljesítőképességének igazolása

Az üzemeltetés kezdeti időszakában (1960-as évek) az atomerőművek tervezőinek az volt az elképzelésük, hogy a tervezés és gyártás során alkalmazott magasabb minőségi követelmények lehetővé teszik a passzív berendezések üzemeltetését a tervező által figyelembe vett élettartam végéig minden különösebb ellenőrzés nélkül (Hedden 2000). Az 1960-as évek második felében a US NRC – üzemelési tapasztalatokat figyelembe véve – mégis szükségét érezte egy időszakonként ismétlődő ellenőrzés bevezetésének. Ekkor született meg a világ szinte valamennyi időszakos ellenőrzésre vonatkozó előírásrendszerének alapját képező és széles körben elterjedt ASME kód tizenegyedik kötetének első változata. Ennek a korabeli alapfilozófiája az volt, hogy a berendezések legyártott állapotukban megfelelőek; a későbbi összehasonlíthatóság érdekében viszont megkövetelték az üzemeltetést megelőző állapot rögzítését. A kód alkalmazásának első éveiben, az üzemeltetés időszakában talált folytonossági hiányok elfogadhatóságának határértékei még megegyeztek a gyártásra vonatkozó határértékekkel. Ezeket csak az 1970-es évek derekán váltották ki az üzemelő atomerőművekre vonatkozó elfogadhatósági értékekkel.

18 A passzív berendezések biztonsági funkcióikat mozgó alkatrészek, illetve alakjuk vagy tulajdonságaik változtatása nélkül látják el (az aktív berendezések meghatározása ennek az ellentéte).

28. ábra. Az időszakos ellenőrzések hatékonyságának hagyományos és korszerű megközelítése

Innen kezdve a kódot a folyamatos javítgatás jellemezte. Igazodva a tervezési kód (ASME 1995a) anyagkifáradás központúságához, az ellenőrzési kód elsősorban az üzemeltetés hatására keletkezett fáradásos repedések detektálását célozta meg. Ez magyarázza az ultrahangvizsgálatnak, mint a repedés kimutatására legalkalmasabb roncsolásmentes vizsgálatnak az elsődlegességét, ami nem volt összhangban a tervezési kód radiográfiai vizsgálatközpontúságával. Az ultrahangvizsgálat mellett természetesen más előnyök is szóltak:

könnyebb volt alkalmazni az üzemelő atomerőművek sugárveszélyes környezetében és a vizsgálat elvégzése nem igényelt hozzáférést a berendezés mindkét felülete irányából. Ez végül elvezetett annak a felismeréséhez, hogy a tervezési kód ultrahang vizsgálati követelményei nem megfelelőek. A felvázolt fejlődési folyamat a világban alkalmazott egyéb, jelentős előírás rendszerek esetében hasonlóan ment végbe.

A felismert hiányosságok kiküszöbölésére egy nemzetközi kutatási programot hoztak létre az Európai Bizottság Egyesített Kutató Intézete és az OECD Nukleáris Energia Ügynöksége irányításával (Plate Inspection Steering Committee, később Programme for Inspection of Steel Components, PISC). A kutatási program első szakaszának (PISC-I) a célja az alkalmazott roncsolásmentes - elsősorban ultrahangos - vizsgálati módszerek érzékenységének és reprodukálhatóságának a vizsgálata volt (PISC 1992). A program az Amerikai Egyesült

Államokban gyártott, reaktortartály méreteket szimuláló, mesterséges hibákkal ellátott, acél próbatestek vizsgálatán alapult. Figyelembe véve a próbatestek eredendő hiányosságait (a mesterséges hibák készítése kezdetleges volt és sok hiba használhatatlannak bizonyult, a próbatestek nem voltak plattírozva), továbbá az atomerőművek biztonságára irányuló egyre növekvő figyelmet, a program szervezői elindították a kutatás második szakaszát (PISC-II).

Ennek a célja az volt, hogy értékelje a roncsolásmentes vizsgálatok hatékonyságát, különös tekintettel a folytonossági hiány paramétereire (geometria, elhelyezkedés), a vizsgáló berendezés beállítási értékeire, valamint a plattírozás hatására.

A PISC-II nevesítette a szerkezeti integritás szempontjából fontos hiba kategóriákat, valamint felhívta a figyelmet a vizsgálati technológiák további optimalizálásának szükségességére. Az is világossá vált, hogy mindezeken túl szükség van az eljárások teljesítőképességének igazolására a vizsgálati körülményeket valósághűen modellező környezetben. A kutatás harmadik szakasza (PISC-III) ezért azt a célt tűzte ki, hogy értékelje a roncsolásmentes eljárások hatékonyságát és megbízhatóságát valósághű hibákkal ellátott, teljes léptékű reaktortartályon és egyéb primerköri berendezéseken, beleértve matematikai modellek alkalmazását és az emberi tényező szerepét.

Ez lényegében válasz volt arra az igényre, hogy a vizsgálórendszer (vizsgálati eljárás, vizsgáló berendezés és személyzet) valamennyi kombinációját figyelembe véve bizonyított-e az, hogy a rendszer képes a feladatának ellátására. Kialakult a roncsolásmentes vizsgáló rendszerek minősítése (Inspection Qualification), aminek két, közel egy időben létrejött és sok hasonlóságot felmutató pólusa van: az amerikai (Becker 1997) és az európai (ENIQ 1997).

Elsősorban a PISC eredményeit használta fel az Európai Unió által finanszírozott SINTAP (Structural Integrity Assessment Procedure) projekt a roncsolásmentes vizsgálatok megbízhatóságának elemzéséhez. Az eredmények egy részét a 29. ábra foglalja össze (Webster and Bannister 2000). Az ábra a síkszerű folytonossági hiányok megtalálásának valószínűségét (FDP, Flaw Detection Probability) mutatja a hiánynak a próbatest falvastagságára normalizált mélysége függvényében (a próbatest reaktortartály anyagból készült). Az (a) jelű görbe mutatja a minősített ultrahangos vizsgáló rendszerrel kapott eredményeket. A vizsgálati technika ebben az esetben egyedi hibanagyság meghatározó technikákkal egészült ki, pl. futásidő-szóródásos módszer (Time-of-Flight-Diffraction, TOFD). A (b) és a (c) jelű görbe között az a különbség, hogy a (b) esetben a hibanagyság meghatározása a vonatkoztatási reflektor 20 %-át meghaladó visszhang-amplitúdó esetén történik, a (c) esetben pedig a vonatkoztatási reflektor 50 %-a felett.

A minősítés megjelenése és elterjedése az atomerőmű főberendezései vizsgálata területén hatással van a reaktortartály szerkezeti integritása elemzésének módjára is. A tervezési és ellenőrzési előírásoknak a 6.2. fejezetben ismertetett eljárásában általános volt egy viszonylag nagyméretű (a falvastagság egynegyedével egyenlő) repedés feltételezése. A minősítés elterjedése lehetővé tette a feltételezett repedés méretének csökkentését egészen a minősített ultrahangos vizsgálat igazolt teljesítőképességét jellemző repedés méretig. Ez a méret a VVER-440/V-213 típusú reaktortartályok esetében (figyelembe véve egy n_a =2 biztonsági tényezőt) megközelítőleg a falvastagság egytizede. Belátható, hogy a vizsgálatminősítés milyen komoly tartalékot tár fel az integritás elemzésében.

29. ábra. A vizsgálat megbízhatósága a minősítés ill. a vizsgálati technológia függvényében