Nr 3/2001

More documents

Recommendations

Info

måttet 1,5 mm. Minskningen kan leda till att gapet slutligen sluts. Accelererad sprickbildning Konsekvenserna av att gapets sluts är direkt relaterat till reaktorsäkerheten främst av följande två skäl: accelererad sprickbildning i grafi tblocken samt icke kontrollerbara laster på bränslekanalerna som kan påverka deras integritet. Om ett brott på ett tryckrör skulle uppstå är en efterföljande deformation av grafi tblock ett möjligt scenario, dvs. fl era brott på tryckrör kan inträffa samtidigt. Tryckrörens brott kan leda till kraftig höjning av trycket i reaktorkaviteten. För att undvika reaktorhärdens och rektorkavitetens destruktion har reaktorn inbyggd tryckavlastning. Denna säkerhetsfunktion garanterar avblåsning av övertryck genom en kondensationsbassäng som är en del av den partiella reaktorinneslutningen. På så sätt förhindrar man möjligt radioaktivt utsläpp. Efter uppbyggnad av Ignalinas tryckavlastingsfunktion 1996, klarar den ett samtidigt brott på nio tryckrör. Det skall jämföras med två enligt den ursprungliga konstruktionen. Men för att den första och viktigaste barriären (intakta tryckrör) i en reaktor av Tjernobyltyp skall fungera krävs att man i förebyggande syfte kontrollerar den strukturella integriteten av tryckrören. 8 Det är mot den bakgrunden man skall se undersökningarna som gjorts och görs i Studsviks anläggning. Oförstörande provning Den aktuella statusen på tryckrörens materialegenskaper är avgörande när det gäller eventuell initiering och utveckling av en defekt. Tryckrörens integritet inspekteras med teknik för oförstörande provning: ultraljud, virvelströmteknik och visuell teknik. Mätningar ger information om tryckrörens diameter, väggtjocklek och gap till grafi ten. Sådan utrustning och sådana provningsprocedurer har tagits fram och utvecklats inom ett separat SIPprojekt. Materialegenskaperna är även en viktig parameter i bedömning av tryckrörens status med hänsyn till så kallat ”läckage före brott”, en princip som appliceras på dessa komponenter. Utveckling av metoden I förberedelsefasen utförde Studsvik ett utvecklingsarbete för att kontrollera, jämföra och utveckla metoder för materialundersökning av bestrålat material från Ignalinaverket. Materialundersökningen består av att utföra visuell inspektion, mikrostrukturundersökning, väteanalys och mekanisk provning (enaxligt dragprov, slagprov och brottseghet). Utvecklingsarbetet resulterade bland annat i beslut att enaxlig drag- provning och brottseghetsprovning skulle utföras enligt den kanadensiska standarden och sedan jämföras med tillgängliga kanadensiska testresultat från CANDU-reaktorerna. Den första materialundersökningen som Studsvik utförde omfattade fyra delar från ett tryckrör som hade bestrålats under ca 15 år. Utkapningen av de fyra delarna utfördes på Ignalinaverket av deras egen personal. Delarna hade en längd på ca 400 mm. Ignalinaverket och Studsvik genomförde transporten av dessa delar gemensamt. En visuell inspektion samt kapning av rörbitar genomfördes i ett av Studsviks två Hot Cell-laboratorier. Visuell inspektion Efter visuell inspektion av de fyra trycktuberna fortsatte materialundersökningen på två av de fyra delarna. De som valdes ut innehöll ”high fl uency zone” och ”lower transition joint”. ”High fl uency zone” syftar på det område på tryckröret som utsätts för det högsta neutronflödet i reaktorn. ”Lower transition joint” som på svenska betyder att den nedre övergångsfogen innehåller olika typer av svetsar: argonsvets, elektronstrålesvets och diffusionssvets. Diffusionssvetsen är en svets mellan stål och zirkonium som är en känd rysk teknik. För att öppna de två trycktuberna lades två longitudinella kapsnitt på vardera Den vänstra bilden visar samtliga fyra delar av tryckröret utplacerade i Hot Cell-laboratoriet. Från vänster PT1W = nedre övergångsfogen, PT2= del direkt in till nedre övergångsfogen, PT3= del från maximalt neutronflöde enligt axiell effektfördelning, PT4= övre övergångsfogen. Bilden till höger föreställer nedre övergångfogen (de två halvdelarna t.v.) och delen med maximalt neutronflöde (PT3) efter kapning, förberedda för visuell inspektion. Tryckrörets mekaniska påverkan från bränslespridare kan ses i övre halvan av PT3. Nucleus 3/2001
delen. Sedan utfördes med hjälp av periskop en visuell inspektion av in- och utsida. Baserat på den visuella inspektionen valdes områdena ut där undersökning av mikrostrukturen skulle utföras. För den mekaniska provningen valdes ett område i ”high fl uency zone” mellan två spridarpositioner. I ett ljusoptiskt mikroskop undersöktes mikrostrukturen för att klarlägga hur oxidtjockleken samt hydridernas längd och orientering var beskaffade. Baserat på den undersökningen valde man vilka delar som skulle kapas av för vidare undersökningar med väteanalys. Proverna togs från områden där synliga hydrider syntes vid mikrostrukturundersökningen. Material från elektronstrålesvetsen och från ”high fl uency zone” genomgick därefter väteanalys i ett standardinstrument, ELTRA OH-900. Med hänsyn till driftlängden var vätehalterna relativt låga i jämförelse med liknande trycktuber av annat fabrikat. Utveckling av standard Brottsegheten testades genom att mäta spricktillväxtmotståndet. Spricktillväxtmotståndet för bestrålat Zr-2,5 %Nb tryckrörsmaterial bedömdes med hjälp av en kanadensisk standard utvecklad för CANDU reaktormaterial. Appliceringen av standarden på de rysktillverkade tryckrören med annan diameter och väggtjocklek var en av de viktigaste uppgifterna i Studsviks utvecklingsprogram. De 17 mm breda proverna (CT-prover) togs från ”high fl uency zone” området. Proverna testades vid rumstemperatur eller med en temperatur på 300°C. De framtagna resultaten stämmer överens med tidigare genomförda CANDU-undersökningar. Provbitar för dragprov är ”gnistade” från ett liknande område som för brottseghetsproverna. Proverna är orienterade för att testas i tryckrörets axiella riktning. Testerna utfördes i rumstemperatur och vid 300°C. Huvudsyftet med dragprovningen var att bedöma vanliga mekaniska egenskaper. Utvecklingsprogrammet samt materialundersökningen genomfördes i nära samarbete med Ignalinas specialister som har lång erfarenhet från reaktordrift samt bedömning av tryckrörens egenskaper. Även urval av provområden genomfördes i samråd med Ignalinaverket. Fortsatta undersökningar Studsvik har i dagarna slutrapporterat en andra undersökning på delarna av trycktuber från reaktor 2. Dessa har identisk Arrangemang av grafi t och tryckrör Figuren ovan visar placeringen av tryckröret i ett grafi tblock. Tryckröret (den röda linjen) utrustas med grafi tringar av två olika diametrar (mörkgrå). Ringarna med mindre diameter ligger dikt an mot tryckröret medan de större ringarna pressar mot grafi tblocket (ljusgrå). På så sätt bildas ett gap på 1,5 mm som garanterar en fl exibilitet i konstruktionen vilken är nödvändig för att klara av grafi tens och trycktubens dimensionsändringar under drift. Mellanrummet är fyllt av en blandning av helium-kvävgas som förbättrar ledningsförmågan för värmeövergång från grafi ten till trycktuberna och vidare till kylmedlet som i detta fall är vanligt vatten. materialsammansättning men en annan termisk bearbetning i jämförelse med Ignalinaverkets reaktor 1. Under våren 2001 har även detta arbete granskats av samma internationella expertgrupp som också granskade en ny pågående undersökning på trycktubsdelar från reaktor 1. Vidare befi nner sig Studsvik mitt i en undersökning av två trycktubsdelar från denna reaktor och arbetet planeras att avslutas under detta år. Ramavtalet omfattar en ytterligare undersökning av tubdelar från reaktor 2. Denna undersökning skall genomföras under år 2002. Krav för fortsatt drift Enligt beslut av den litauiska regeringen kommer Ignalinas block 1 att avvecklas före år 2005. Reaktor 2 vid Ignalinaverket skall fortsätta sin drift tills viktiga politiska beslut och lösningar av Litauens energiförsörjning har genomförts. Det är därför den litauiska tillsynsmyndigheten planerar att genomföra licensiering av reaktor 2 som ett formellt krav för fortsatt drift. Resultaten från materialundersökningarna vid Studsvik kommer därför att vara en viktig aspekt för fortsatt drift av reaktor 2. Stort intresse från Ryssland Ryska deltagare i det internationella granskningsteamet har visat ett stort intresse för fortsatt samarbete i liknande framtida projekt. De har funnit att svensk tillämpning av den kanadensiska standarden gav lovande resultat och visade på andra möjliga vägar att bedöma statusen för RBMK-reaktorernas zirkoniumtryckrör, efter bestrålning. På så sätt har projektet nått inte bara de tekniska målen, utan förhoppningsvis också bidragit till att knyta kontakter mellan specialister från Sverige, Litauen och Ryssland och deras framtida samarbete. Ervin Liszka & Ulrika Leray Referenser : [1] V. Grigoriev, C. Hansson, U. Leray, V. Kiseliov, E. Liszka – Evaluation of an Irradiated Zr-2,5 Nb Pressure Tube removed from the Ignalina RBMK Reactor, SMiRT-16, Washington DC, August 2001. [2] K. Almenas, A. Kaliatka, E. Uspuras – IG- NALINA RBMK-1500 – A Source Book, LEI 1998. [3] Ignalina Safety Analysis Report – Final Edition, December 12, 1996. [4] Review of the Ignalina Nuclear Power Plant Safety Analysis Report, RISKAUDIT, Report No 55, January 1997. Nucleus 3/2001 9
Page 1 and 2: Nr 3/2001 NUCLEUS
Page 3 and 4: Irak avslöjades i början av 90-ta
Page 5 and 6: Nucleus 3/2001 Inledare 2 Kampen mo
Page 7: ktig barriär i Östreaktor gusti 2
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

Nr 3/2001

Create successful ePaper yourself

Delete template?

Save as template?