Az első sikeres atomreaktor kísérletek óta eltelt hat évtizedben több száz atomerőművet építettek és üzemeltetnek szerte a világon. Egyrészt az egyre bővülő energiaszükséglet, másrészt a globális felmelegedés egyértelművé válása és annak a ténynek a tudatosítása, hogy az atomenergetika nem termel üvegházhatású gázokat, tovább erősíti a nukleáris energiatermelés pozícióit.A közelmúltban alapvető igényként fogalmazódott meg több jelentős nukleáris kapacitással rendelkező országban (pl. USA és Oroszország) az atomerőművek eredetileg tervezett 30 éves élettartamának meghosszabbítása további maximum 20 esztendővel.
A társadalom és az üzemeltetők közös érdeke, hogy az atomreaktorok a lehető leghosszabb ideig és a legnagyobb biztonsággal működjenek. A világon ma legelterjedtebbek a vízhűtésű reaktorok, ezen belül is az ún. nyomottvizes típusok, amelyekben a primerköri hőhordozó nagy nyomáson folyékony halmazállapotban tartott (nehéz- vagy könnyű-) vizes oldat. Jóllehet az atomreaktorok fő szerkezeti elemei korrózióálló acélból készülnek, a magas hőmérséklet és a nagy áramlási sebesség következtében számottevő korróziós-eróziós károsodásnak vannak kitéve. Nemcsak környezet- és munkavédelmi, hanem üzemviteli szempontból is kiemelkedő fontosságú a szerkezeti anyagok vizes közegben lejátszódó korróziós folyamatainak megismerése.
Fontos kérdés továbbá a – korrózióval szorosan összefüggő - primerköri radioaktív kontamináció (radioaktív szennyezés) forrásainak és kapcsolatrendszerének feltárása, valamint a dekontaminációs beavatkozások (szennyező radionuklidok eltávolítása) korróziós és felületkémiai hatásainak tanulmányozása. Radioaktív kontaminációval a nyomottvizes reaktorok normál üzemmenete esetén is számolni kell, a primerkörben megkötődő radionuklidok (pl. 58Co, 60Co, 110mAg) jelentős effektív dózisterhelést okozhatnak az üzemeltető, karbantartó személyzetnek. A vizsgálati technikák széles vertikuma áll ma már a kutatók rendelkezésére, amelyek segítségével a szorpciós folyamatok mellett a felület (illetve a határfelületi fázisok) állapota, összetétele és szerkezete is jellemezhető [1-2].
Középtávon a hazai kormányzati energiapolitikai tervek meghatározó eleme a Paksi Atomerőmű Rt. (PA Rt.) villamosenergia-termelése. Az erőmű élettartamát azoknak a berendezéseknek az élettartama határozza meg, amelyeknek fontos biztonsági vagy üzemeltetési funkciójuk van és nem cserélhetők, vagy olyan nagy költség árán, amely nem vállalható. Jóllehet a világon már számos gőzfejlesztőt kicseréltek, mégis valószínű, hogy a paksi VVER-440/213* reaktortípus beépítési sajátosságai miatt a gőzfejlesztők cseréje csak extrém nagy költségekkel valósítható meg. Így a gőzfejlesztők az üzemvitel, de még inkább a teljesítmény növelés és élettartam hosszabbítás szempontjából a paksi atomerőmű meghatározó és leginkább érzékeny berendezése. Triviális, de fontossága miatt mégis meg kell említeni, hogy az élettartam szempontjából a reaktortartály jelenti az abszolút korlátot. Az említett berendezésektől megfelelő öregedés-kezelés mellett elvárható, hogy az erőmű tervezett élettartamáig üzemeljenek. Előzetes hatáselemzések valószínűsítik továbbá, hogy az élettartam-hosszabbításnak megoldhatatlan, jelentős biztonsági kockázatot jelentő műszaki akadálya a kritikus berendezések vonatkozásában nincs. A többi berendezés, hűtőköralkotó elem megfelelő állapotát (karbantartással, felújításokkal, cserével) fenn kell tartani, hogy azok ne váljanak az erőmű működésének akadályává.
A paksi atomerőmű primer- és szekunderköri vízüzemét értékelve, illetve a kémiai dekontaminálások hatékonyságát és korróziós hatásait elemezve, már több éve megfogalmazódott egy olyan „korróziós-térkép” készítésének igénye, amely magában foglalja a gőzfejlesztők ausztenites acél hőátadó csöveinek korróziós állapotfelmérését.
Miután az állapotfelméréshez in-situ vizsgálati módszerek nem állnak rendelkezésre, mintavételen és a csőminta felületek ex-situ elemzésén alapuló kutatási projekt került kidolgozásra. A vizsgálatokhoz elektrokémiai (voltammetria) és felületvizsgálati (SEM-EDX, CEMS, XRD, XPS)* módszereket alkalmaztunk. Az előzetes korróziós vizsgálatok 2000. évben kezdődtek meg a PA Rt. által biztosított hőátadó ausztenites acélcső mintákon [3]. A kutatómunkába 2001-ben – a „Tervezési feladat” tantárgy keretében – környezetmérnök szakos hallgatóként kapcsolódtam be. A későbbiek folyamán TDK tevékenységet is folytattam a témakörben, valamint diplomamunkám témáját szintén e kutatási terület képezte.
* Lásd „Mozaikszavak és rövidítések” című 6. fejezet.
A problémakör tanulmányozásához kiemelt fontossággal járul hozzá a 2003.
április 10-én bekövetkezett, 3. fokozatba sorolt súlyos üzemzavar. Az erőmű 1-3 blokkjában az elmúlt években a fűtőelem-kazetták felületén tapasztalt korróziótermék-lerakódások okainak (forrásainak) pontosabb ismerete, valamint – a korábbi dekontaminációs beavatkozásokkal összefüggésben – a hőátadó csövek belső felületein kialakult oxidrétegek vastagságában, kémiai és fázisösszetételében az üzemidő előrehaladtával tapasztalható változások elemzése, s ennek révén a hőhordozóba potenciálisan bekerülő korróziótermékek mennyiségének előrejelzése különös aktualitást ad a kutatómunkának.
A kutatómunka alapvető feladatait az alábbiakban foglalhatjuk össze:
1) Elektrokémiai és felületvizsgálati módszerek alkalmazása és komplex elemzése révén a Paksi Atomerőmű Rt. által biztosított 32 db, 08X18H10T (GOSZT 5632-61) típusú ausztenites szerkezetű hőátadó acélcsövek korróziós és felületkémiai állapotának felmérése, elemzése, valamint az ún. gőzfejlesztő
„korróziós-térkép” elkészítése. A munka magába foglalja a következő részfeladatokat:
– A hőátadó acélcsövek átlagos korróziósebességének meghatározása bórsavas modelloldatban. Felhasznált vizsgálati módszer: Voltammetria (PE Radiokémia Tanszék).
– Az acélcső minták belső felületét borító védő-oxidréteg kémiai és fázisösszetételének meghatározása, valamint a paramágneses ausztenitfázis (γ-fázis) ferromágneses ferritté vagy martenzitté (α-fázis) alakulásának vizsgálata. Felhasznált vizsgálati módszerek: SEM-EDX és XRD (PE Szilikát- és Anyagmérnöki Tanszék), CEMS (ELTE TTK Magkémia Tanszék), XPS (MTA Atommagkutató Intézet Elektronspektroszkópiai Osztály).
– A hőátadó csőminták belső felületét borító oxidrétegek morfológiájának és rétegstruktúrájának elemzése a keresztmetszeti metallográfiai csiszolatok SEM-felvételeinek számítógépes képelemzése alapján (SZIE Fizika és Folyamatirányítási Tanszék).
2) A kémiai dekontaminációs beavatkozások (AP-CITROX technológia) gőzfejlesztő hőátadó csövek korróziós állapotára gyakorolt hatáselemzése. E munka részfeladatai a következők:
– A prompt metallográfiai és korróziós hatások együttes értelmezése.
– A dekontaminált hőátadó csövek belső felületein kialakult oxidrétegek vastagságában, kémiai és fázisösszetételében az üzemidő előrehaladtával tapasztalható változások elemzése.
3) A hőátadó csőminták belső felületét borító oxidrétegek mobilitásának vizsgálata – a reaktor újraindítását modellező körülmények között (30 óra alatt) – bórsavas oldatban a PE Radiokémia Tanszékén kidolgozott szakaszos félüzemi dekontaminációs cirkulációs rendszerben. A bórsavas hőhordozóba bejutó korróziótermékek kémiai mennyiségének, valamint a bórsavas kezelés felületi hatásainak (passzív állapot, morfológia, kémiai összetétel és radioaktivitás) meghatározása. Felhasznált vizsgálati módszerek: Voltammetria, Gravimetria, γ-spektrometria (PE Radiokémia Tanszék), ICP-OES (PE Analitikai Kémia Tanszék), SEM-EDX (PE Szilikát- és Anyagmérnöki Tanszék).
4) A 2000-20005. időszakban vizsgált 32 db hőátadó csőminta valamennyi módszerrel mért eredményének áttekinthetőségét biztosító elektronikus adatbázis készítése.
Az ex-situ vizsgálati technikák széles vertikumát tekintve látható, hogy PhD disszertációmban kollektív kutatómunka eredményeit foglaltam össze. Konkrét laboratóriumi feladataim közé tartozott a mintaelőkészítés, a voltammetriás és SEM-EDX mérések elvégzése és kiértékelése, a bórsavas felületkezelésekben történő részvétel, valamint az XRD vizsgálatok lebonyolítása. Munkám meghatározó részét képezte továbbá a különböző vizsgálati módszerekkel nyert adatok összehasonlító értékelése és elemzése, valamint az elektronikus adatbázis készítése.
A kutatómunka fent vázolt feladataihoz kapcsolódó kísérleti eredmények bemutatását megelőzően a disszertációm irodalmi részében ismertetem a paksi atomerőmű főbb technológiai egységeit, az erőmű primer és szekunder körére vonatkozó fontosabb jellemzőket. Áttekintést adok továbbá a nyomottvizes atomerőművekben a primerköri radioaktív kontamináció-dekontamináció és
korrózió-korrózióvédelem összetett kapcsolatrendszeréről, nagy hangsúlyt fektetve az ausztenites szerkezetű acélcsövek felületi és korróziós tulajdonságaira, valamint az atomerőművekben alkalmazott dekontaminációs eljárások közül – a paksi atomerőműben a gőzfejlesztők dekontaminálására használt – az ún. AP-CITROX kémiai technológia bemutatására. Az irodalmi rész zárásaként összefoglalom az atomerőművi gőzfejlesztők korróziójára vonatkozó fontosabb ismereteket és megállapításokat, megkülönböztetett figyelmet fordítva a paksi atomerőmű gőzfejlesztőinek korróziós kockázati tényezőire.
A dolgozat kísérleti részében bemutatom az alkalmazott vizsgálati módszereket, valamint tematikusan ismertetem és értékelem – a fent vázolt témakörökben – a rám feladatokként mért kutatási eredményeket. A vizsgálati eredmények hatékonyan segítik a gőzfejlesztők biztonságos üzemvitelének tervezését és megvalósítását, s hozzájárulnak a reaktorblokkok élettartam-növelése lehetőségeinek és korlátainak teljesebb megismeréséhez.