Nr 3/2001
Nr 3/2001 Nr 3/2001
Trycktuber från Ignalina undersökta i Studsvik Strukturell integritet – vi 6 Av Ervin Liszka Artikelförfattaren är verksam inom SKI:s biståndsverksamhet, Swedish International Project, SIP, där han är projektledare med speciell inriktning på strukturell integritet och oförstörande provning Av Ulrika Leray Artikelförfattaren är verksam inom Studsvik Nuclear AB där hon är projektledare för material- och bränsleundersökningar Högaktiva reaktorkomponenter från Ignalinaverket har för första gången undersökts utanför Ryssland. Resultaten från korrosionsoch hållfasthetstesterna som skedde på Studsviks anläggning utanför Nyköping redovisades nyligen på en internationell konferens i Washington. En övergripande slutsats var att de undersökta delarna klart låg inom toleranserna trots att de utsatts för hög neutronstrålning i 15 år. Redan 1999 transporterades delar av ett bestrålat tryckrör från Ignalinas reaktor 1 till Studsvik Nuclear. Det var första gången en materialundersökning av en liknande högaktiv komponent från en sov jet konstruerad RBMK-reaktor genomfördes utanför Rysslands gränser. Fram till 1998 skickades provbitar på Ignalinaverkets tryckrör till ryska forskningsinstitut som utförde samtliga materialundersökningar. Den litauiska tillsynsmyndighetens krav, som byggts upp utifrån krav som grundlades under Sovjettiden, är att regelbundna materialundersökningar av trycktubernas status skall göras. I början genomfördes de vart 3–4 år men nu när den planerade livslängden på 15–20 år börjar närma sig är kravet att trycktuberna skall undersökas vartannat år. Detta har också skett med hjälp av förstörande provning i högaktiv cell på bitar av tryckrör utdragna från reaktorn. Urvalet av rör grundar sig på resultat av oförstörande provning samt trycktubernas driftshistoria, dvs. producerad energi i den aktuella bränslekanalen. Internationell granskning Baserat på resultat från den internationella fördjupade säkerhetsgranskningen av Ignalina block 1 (SAR/RSR) [3],[4], inleddes år 1998 diskussioner om möjligheten att undersöka provbitar utanför Ryssland. På så sätt fi ck både den litauiska tillsynsmyndigheten och Ignalinaverket en ”se- cond opinion” som kunde jämföras med de ryska undersökningarna. Efter diskussioner med Studsvik Nuclear AB erbjöd sig SIP att bistå Ignalina med svenska resurser för denna typ av materialundersökningar. Svensk kompetens Sedan början av 1960-talet har Studsvik Nuclear utfört tester och analyser av kärnbränsle, kapslingsmaterial och andra aktiva komponenter från kärnkraftverk i reaktorerna R2 och R2-0 samt i Hot Cell Laboratorierna. Dessa anläggningar och den svenska kompetensen har utnyttjats av kärnkraftsindustrin runt om i världen. Ett ramavtal gällande Ignalina träffades 1999 med överenskommelsen att genomföra en serie undersökningar av tryckrör inom perioden juli 1999 till december 2002. En grund för avtalet var att fi nansieringen skulle delas mellan SIP och Ignalinaverket. Avtalet omfattar vidare frågor som transport av provbitar till och från Sverige, en grundlig tidsplanering etc. Oberoende granskning Efter den första materialundersökningen på delar av ett tryckrör från reaktor 1 kom dock en förfrågan från den litauiska sidan om en granskning av Studsviks arbete innan de fortsatta planerade undersökningarna startade. En oberoende internationell grupp tillsattes våren 2000 med experter från IAEA, Kanada, Storbritannien och Ryssland för att granska Studsviks materialundersökning med avseende på använda metoder och resultat. Den internationella expertgruppen kom fram till att Studsviksarbetet uppfyllde kraven på genomförande av undersökning av liknande högaktiva reaktorkomponenter. Samtidigt konstaterades att tryckröret från reaktor 1 vid Ignalinaverket befi nner sig i gott skick efter 15 års drift. Det var förhållandevis låg korrosionshastighet och acceptabla ändringar i mekaniska värden som ledde till det positiva resultatet, dvs. trycktuberna fyllde kraven för fortsatt drift. Vid den stora internationella SMiRT- 16-konferensen i Washington under au- Nucleus 3/2001
ktig barriär i Östreaktor gusti 2001 [1] presenterades också resultaten för en större publik. Specialinriktat bistånd Efter Tjernobylolyckan och speciellt under de senaste tio åren har många initiativ tagits beträffande kärnsäkerhetsfrågor i Central- och Östeuropa. Dessa aktiviteter i form av olika biståndsprogram är kopplade till säkerhetsfrågor för VVERreaktorer och än mer för RBMK-reaktorer, kanalreaktorer av Tjernobyltyp. År 1992 tilldelades SKI speciella medel av den svenska regeringen för samarbete och stöd inom området reaktorsäkerhet i Östeuropa. För att skilja SKI:s reguljära tillsynsaktiviteter i Sverige från bistånd utomlands organiserade SKI ett särskilt projekt: Swedish International Project Nuclear Safety (SIP). SIP har upprättat speciella relationer med Litauen som driver Ignalinaverket med de två största RBMK reaktorerna i världen. Reaktorerna som är i drift sedan 1984 respektive 1987 är av en senare generation än de i Tjernobyl. Enligt beslut av den litauiska regeringen kommer den första reaktorn att av- vecklas före år 2005. Beslut om den andra reaktorn planeras under 2004. Korroderande tryckrör RBMK-reaktorns härd består av grafi tblock med vertikala tryckrör i borrhål för kärnbränslepatroner, för styrstavar samt för andra komponenter. Hela konstruktionen är placerad i en så kallad reaktorkavitet i en gasblandning av helium och kvävgas. Ignalinaverkets reaktorhärd är 7 m hög och 11,8 m i diameter och innehåller 1 661 bränslekanaler, 235 kanaler för styrstavar och säkerhetsutrustning samt 156 kanaler för kylning av härdens periferi (refl ektor) [2]. För samtliga RBMK-reaktorer gäller att tryckrören i reaktorhärden kan vara i drift upp till 15–20 år innan de åldrats för mycket till följd av neutronbestrålning. Tryckrören korroderar och en oxidbeläggning bildas på den inre ytan. En liten mängd av vätet frigörs som resultat av korrosionsprocessen. En del (~1,5 %) av vätet absorberas i tryckrörens grundmaterial och bildar hy- drider. Genom vätgasbildningen kommer på så sätt grundmaterialen att försprödas. Korrosionen bidrar samtidigt till att tryckrörens väggtjocklek minskar. Oxidtjockleken kan uppgå till 0,5 mm. Det betyder att korrosionsprocessen tillsammans med ändringar av mekaniska egenskaper begränsar tryckrörens livslängd. En direkt konsekvens av det är att när gränsvärdena passerats måste tryckrören bytas ut innan reaktorn får köras vidare. Samtidigt måste grafi tblocken undergå ett omfattande underhåll. Tryckrören är tillverkade av en zirkoniumlegrering med tillsats av 2,5 % niob (Zr + 2,5 % Nb). Bestrålning med snabba neutroner kan leda till dimensionsförändringar av olika material. För RBMK-reaktorer orsakar de snabba neutronerna långsam svällning av grafi tblocken och på så sätt minskar diametern i de borrhål där tryckrör är placerade. För tryckrören är det den sammantagna verkan av temperatur, bestrålning samt inre tryck som gör att diametern ökar. Som resultat minskar gradvis gapet mellan tryckrören och grafi ten från det ursprungliga Bilden visar hur personal vid Hot- Cell-labora toriet manipulerar med en av de högaktiva tryckrörsdelar na från Ignalinaverk et innan den utplaceras för en första visuella undersökning av rörets yttre yta. All manövrering sker i strålningsfri miljö bakom ett skyddandeblyglasfönster. Foto: © Sören Fröberg Nucleus 3/2001 7
- Page 1 and 2: Nr 3/2001 NUCLEUS
- Page 3 and 4: Irak avslöjades i början av 90-ta
- Page 5: Nucleus 3/2001 Inledare 2 Kampen mo
- Page 9 and 10: delen. Sedan utfördes med hjälp a
- Page 11 and 12: Nucleus 3/2001 II Reportaget Använ
- Page 13 and 14: av mellanlagret klar till årsskift
- Page 15 and 16: skulle tas om hand på ett tillfred
- Page 17 and 18: upptäckts på den befi ntliga anl
- Page 19 and 20: omedelbart och hålen tätades omg
- Page 21 and 22: oberoende plan tas fram Forskningen
- Page 23 and 24: monstrera detta efter val av lämpl
- Page 25 and 26: Ja tack, jag vill gärna ha ett ege
ktig barriär i Östreaktor<br />
gusti <strong>2001</strong> [1] presenterades också resultaten<br />
för en större publik.<br />
Specialinriktat bistånd<br />
Efter Tjernobylolyckan och speciellt under<br />
de senaste tio åren har många initiativ<br />
tagits beträffande kärnsäkerhetsfrågor<br />
i Central- och Östeuropa. Dessa aktiviteter<br />
i form av olika biståndsprogram är<br />
kopplade till säkerhetsfrågor för VVERreaktorer<br />
och än mer för RBMK-reaktorer,<br />
kanalreaktorer av Tjernobyltyp.<br />
År 1992 tilldelades SKI speciella medel<br />
av den svenska regeringen för samarbete<br />
och stöd inom området reaktorsäkerhet i<br />
Östeuropa. För att skilja SKI:s reguljära<br />
tillsynsaktiviteter i Sverige från bistånd<br />
utomlands organiserade SKI ett särskilt<br />
projekt: Swedish International Project Nuclear<br />
Safety (SIP). SIP har upprättat speciella<br />
relationer med Litauen som driver<br />
Ignalinaverket med de två största RBMK<br />
reaktorerna i världen. Reaktorerna som är<br />
i drift sedan 1984 respektive 1987 är av<br />
en senare generation än de i Tjernobyl.<br />
Enligt beslut av den litauiska regeringen<br />
kommer den första reaktorn att av-<br />
vecklas före år 2005. Beslut om den andra<br />
reaktorn planeras under 2004.<br />
Korroderande tryckrör<br />
RBMK-reaktorns härd består av grafi tblock<br />
med vertikala tryckrör i borrhål för<br />
kärnbränslepatroner, för styrstavar samt<br />
för andra komponenter. Hela konstruktionen<br />
är placerad i en så kallad reaktorkavitet<br />
i en gasblandning av helium och kvävgas.<br />
Ignalinaverkets reaktorhärd är 7 m hög<br />
och 11,8 m i diameter och innehåller 1 661<br />
bränslekanaler, 235 kanaler för styrstavar<br />
och säkerhetsutrustning samt 156 kanaler<br />
för kylning av härdens periferi (refl ektor)<br />
[2].<br />
För samtliga RBMK-reaktorer gäller<br />
att tryckrören i reaktorhärden kan vara i<br />
drift upp till 15–20 år innan de åldrats<br />
för mycket till följd av neutronbestrålning.<br />
Tryckrören korroderar och en oxidbeläggning<br />
bildas på den inre ytan. En liten<br />
mängd av vätet frigörs som resultat av<br />
korrosionsprocessen.<br />
En del (~1,5 %) av vätet absorberas i<br />
tryckrörens grundmaterial och bildar hy-<br />
drider. Genom vätgasbildningen kommer<br />
på så sätt grundmaterialen att försprödas.<br />
Korrosionen bidrar samtidigt till att tryckrörens<br />
väggtjocklek minskar. Oxidtjockleken<br />
kan uppgå till 0,5 mm. Det betyder<br />
att korrosionsprocessen tillsammans med<br />
ändringar av mekaniska egenskaper begränsar<br />
tryckrörens livslängd.<br />
En direkt konsekvens av det är att när<br />
gränsvärdena passerats måste tryckrören<br />
bytas ut innan reaktorn får köras vidare.<br />
Samtidigt måste grafi tblocken undergå ett<br />
omfattande underhåll.<br />
Tryckrören är tillverkade av en zirkoniumlegrering<br />
med tillsats av 2,5 % niob<br />
(Zr + 2,5 % Nb). Bestrålning med snabba<br />
neutroner kan leda till dimensionsförändringar<br />
av olika material.<br />
För RBMK-reaktorer orsakar de snabba<br />
neutronerna långsam svällning av grafi tblocken<br />
och på så sätt minskar diametern<br />
i de borrhål där tryckrör är placerade. För<br />
tryckrören är det den sammantagna verkan<br />
av temperatur, bestrålning samt inre<br />
tryck som gör att diametern ökar. Som resultat<br />
minskar gradvis gapet mellan tryckrören<br />
och grafi ten från det ursprungliga<br />
Bilden visar hur<br />
personal vid Hot-<br />
Cell-labora toriet<br />
manipulerar med<br />
en av de högaktiva<br />
tryckrörsdelar na<br />
från Ignalinaverk<br />
et innan den<br />
utplaceras för en<br />
första visuella undersökning<br />
av rörets<br />
yttre yta. All<br />
manövrering sker i<br />
strålningsfri miljö<br />
bakom ett skyddandeblyglasfönster.<br />
Foto: ©<br />
Sören Fröberg<br />
Nucleus 3/<strong>2001</strong> 7
Change language