Advanced Nuclear Power - AREVA

Feature
Innovative Lösung für kleinen
Reaktordruckbehälter-Deckel
Die meisten Reaktordruckbehälter-
Deckel in US-amerikanischen
Kernkraftwerken haben einen Durchmesser
zwischen 4 und 4,6 m. In den
beiden 2-Loop-Blöcken der Anlage
Point Beach des Betreibers Nuclear
Management Co. (NMC) messen die
Reaktordruckbehälter-Deckel jedoch
nur 3,3 m. Dieser Größenunterschied
und die kegelförmige Geometrie sorgen
bei der Inspektion für Probleme – vor
allem die peripheren Steuerstabantriebsstutzen
sind schwer zugänglich.
Im Herbst 2002 führte Framatome ANP
in Point Beach 1 Ultraschallprüfungen
an den Reaktordruckbehälter-Deckel-
Durchführungen durch. Dabei traten
bei den peripheren Stutzen aufgrund der
Enge des Spalts zwischen dem Wärmeschutzrohr
und dem Ende des Stutzens
Schwierigkeiten auf. Im Rahmen der
Vorbereitungen für die Inspektionen
in Point Beach 2 während der Revision
im Herbst 2003 versprach unser Team
dem Betreiber eine Prüfdichte von
100 Prozent für Block 2.
Lösung
Um das NMC gegebene Versprechen zu
halten, mussten zwei Herausforderungen
bewältigt werden. Erstens war eine Lösung
zu entwickeln, mit der die peripheren
Durchführungen zugänglich wären
(in Point Beach 2 gibt es acht periphere
Steuerstabantriebsstutzen mit einem Spalt
von nur 1,3 cm). Der Prüfkopf wurde
daher speziell an die Situation angepasst
und an der Inspektionseinrichtung sowie
am Sumo Rocky-Manipulator wurden
Verbesserungen vorgenommen.
Und, laut Brian Kemp, Senior Engineer
in Point Beach, „stand Framatome ANP
vor einer weiteren Herausforderung. Die
fünf mittleren Stutzen haben so genannte
Zentriervorsprünge, die in den zu prüfenden
Bereich hineinragen. Durch diese Zentrierungen
ist der Bereich oberhalb von
Der schmale Spalt bei den peripheren
Stutzen machte Änderungen
an unserem Manipulator
Sumo Rocky erforderlich.
5,8 cm über der Schweißnaht für die von
der Nuclear Regulatory Commission
(NRC) geforderte 360°-Prüfung nicht
zugänglich. Um dieses Hindernis zu umgehen,
nahmen die Prüfer noch eine weitere
Änderung vor. Sie konnten zwischen
den Zentriervorsprüngen prüfen und,
aufgrund der durchgeführten Modifikation,
die Prüfeinrichtung am Schutzrohr
befestigen und dieses mit der Einrichtung
drehen, so dass der Stutzen rundum geprüft
werden konnte.“
Nachdem alle Änderungen an Inspektionseinrichtung
und Prüfkopf abgeschlossen
waren, führten wir in unserem Technical
Center in Lynchburg, Virginia, an
Modellen, die der Konfiguration in Point
Beach entsprachen, umfangreiche Tests
durch. Man ging davon aus, mit den
vorgenommenen Verbesserungen die in
der NRC-Anweisung EA 03-009 geforderte
Prüfdichte realisieren zu können.
Alternativ dazu gab es die Möglichkeit,
die Trichter abzuschrägen, um Zugang
zu gewinnen, oder aber das Wärmeschutzrohr
zu entfernen. Beides hätte jedoch
einen großen zeitlichen und finanziellen
Aufwand sowie eine hohe Strahlenbelastung
bedeutet.
Um dennoch für alles gerüstet zu sein,
wurden auch für diese Fälle entsprechende
Gerätschaften hergestellt und deren
Eignung speziell für den Einsatz in Point
Beach demonstriert. Zum Abschrägen
wurde ein geeignetes Werkzeug entwickelt,
hergestellt und getestet, und
auch das Gerät für den Ausbau der Wärmeschutzrohre
wurde gründlich erprobt.
Ergebnis
Die Inspektion war ein voller Erfolg:
Wir erzielten eine Prüfdichte von
100 Prozent, die Prüfung verlief schneller
als geplant und die Dosisbelastung war
deutlich geringer als veranschlagt. Die für
den Bedarfsfall entwickelten Geräte wurden
nicht benötigt und es mussten keine
Wärmeschutzrohre ausgebaut werden. ■
US-Kernkraftwerk
Point Beach.
20 Advanced Nuclear Power Nr. 10 Mai 2004