You also want an ePaper? Increase the reach of your titles
YUMPU automatically turns print PDFs into web optimized ePapers that Google loves.
delen. Sedan utfördes med hjälp av periskop<br />
en visuell inspektion av in- och utsida.<br />
Baserat på den visuella inspektionen<br />
valdes områdena ut där undersökning<br />
av mikrostrukturen skulle utföras. För den<br />
mekaniska provningen valdes ett område i<br />
”high fl uency zone” mellan två spridarpositioner.<br />
I ett ljusoptiskt mikroskop undersöktes<br />
mikrostrukturen för att klarlägga hur oxidtjockleken<br />
samt hydridernas längd och<br />
orientering var beskaffade. Baserat på den<br />
undersökningen valde man vilka delar<br />
som skulle kapas av för vidare undersökningar<br />
med väteanalys.<br />
Proverna togs från områden där synliga<br />
hydrider syntes vid mikrostrukturundersökningen.<br />
Material från elektronstrålesvetsen<br />
och från ”high fl uency zone”<br />
genomgick därefter väteanalys i ett standardinstrument,<br />
ELTRA OH-900. Med<br />
hänsyn till driftlängden var vätehalterna<br />
relativt låga i jämförelse med liknande<br />
trycktuber av annat fabrikat.<br />
Utveckling av standard<br />
Brottsegheten testades genom att mäta<br />
spricktillväxtmotståndet. Spricktillväxtmotståndet<br />
för bestrålat Zr-2,5 %Nb tryckrörsmaterial<br />
bedömdes med hjälp av en kanadensisk<br />
standard utvecklad för CANDU<br />
reaktormaterial.<br />
Appliceringen av standarden på de<br />
rysktillverkade tryckrören med annan diameter<br />
och väggtjocklek var en av de viktigaste<br />
uppgifterna i Studsviks utvecklingsprogram.<br />
De 17 mm breda proverna<br />
(CT-prover) togs från ”high fl uency zone”<br />
området. Proverna testades vid rumstemperatur<br />
eller med en temperatur på 300°C.<br />
De framtagna resultaten stämmer överens<br />
med tidigare genomförda CANDU-undersökningar.<br />
Provbitar för dragprov är ”gnistade”<br />
från ett liknande område som för brottseghetsproverna.<br />
Proverna är orienterade<br />
för att testas i tryckrörets axiella riktning.<br />
Testerna utfördes i rumstemperatur och<br />
vid 300°C. Huvudsyftet med dragprovningen<br />
var att bedöma vanliga mekaniska<br />
egenskaper.<br />
Utvecklingsprogrammet samt materialundersökningen<br />
genomfördes i nära samarbete<br />
med Ignalinas specialister som har<br />
lång erfarenhet från reaktordrift samt bedömning<br />
av tryckrörens egenskaper. Även<br />
urval av provområden genomfördes i samråd<br />
med Ignalinaverket.<br />
Fortsatta undersökningar<br />
Studsvik har i dagarna slutrapporterat en<br />
andra undersökning på delarna av trycktuber<br />
från reaktor 2. Dessa har identisk<br />
Arrangemang av grafi t och tryckrör<br />
Figuren ovan visar placeringen av tryckröret i ett grafi tblock. Tryckröret (den röda linjen) utrustas<br />
med grafi tringar av två olika diametrar (mörkgrå). Ringarna med mindre diameter ligger<br />
dikt an mot tryckröret medan de större ringarna pressar mot grafi tblocket (ljusgrå). På så sätt<br />
bildas ett gap på 1,5 mm som garanterar en fl exibilitet i konstruktionen vilken är nödvändig för<br />
att klara av grafi tens och trycktubens dimensionsändringar under drift. Mellanrummet är fyllt<br />
av en blandning av helium-kvävgas som förbättrar ledningsförmågan för värmeövergång från<br />
grafi ten till trycktuberna och vidare till kylmedlet som i detta fall är vanligt vatten.<br />
materialsammansättning men en annan<br />
termisk bearbetning i jämförelse med Ignalinaverkets<br />
reaktor 1.<br />
Under våren <strong>2001</strong> har även detta arbete<br />
granskats av samma internationella<br />
expertgrupp som också granskade en ny<br />
pågående undersökning på trycktubsdelar<br />
från reaktor 1. Vidare befi nner sig Studsvik<br />
mitt i en undersökning av två trycktubsdelar<br />
från denna reaktor och arbetet planeras<br />
att avslutas under detta år.<br />
Ramavtalet omfattar en ytterligare undersökning<br />
av tubdelar från reaktor 2.<br />
Denna undersökning skall genomföras under<br />
år 2002.<br />
Krav för fortsatt drift<br />
Enligt beslut av den litauiska regeringen<br />
kommer Ignalinas block 1 att avvecklas<br />
före år 2005. Reaktor 2 vid Ignalinaverket<br />
skall fortsätta sin drift tills viktiga politiska<br />
beslut och lösningar av Litauens energiförsörjning<br />
har genomförts.<br />
Det är därför den litauiska tillsynsmyndigheten<br />
planerar att genomföra licensiering<br />
av reaktor 2 som ett formellt krav för<br />
fortsatt drift. Resultaten från materialundersökningarna<br />
vid Studsvik kommer därför<br />
att vara en viktig aspekt för fortsatt<br />
drift av reaktor 2.<br />
Stort intresse från Ryssland<br />
Ryska deltagare i det internationella<br />
granskningsteamet har visat ett stort intresse<br />
för fortsatt samarbete i liknande<br />
framtida projekt. De har funnit att svensk<br />
tillämpning av den kanadensiska standarden<br />
gav lovande resultat och visade på<br />
andra möjliga vägar att bedöma statusen<br />
för RBMK-reaktorernas zirkoniumtryckrör,<br />
efter bestrålning.<br />
På så sätt har projektet nått inte bara<br />
de tekniska målen, utan förhoppningsvis<br />
också bidragit till att knyta kontakter mellan<br />
specialister från Sverige, Litauen och<br />
Ryssland och deras framtida samarbete.<br />
Ervin Liszka & Ulrika Leray<br />
Referenser :<br />
[1] V. Grigoriev, C. Hansson, U. Leray, V. Kiseliov,<br />
E. Liszka – Evaluation of an Irradiated<br />
Zr-2,5 Nb Pressure Tube removed from the Ignalina<br />
RBMK Reactor, SMiRT-16, Washington<br />
DC, August <strong>2001</strong>.<br />
[2] K. Almenas, A. Kaliatka, E. Uspuras – IG-<br />
NALINA RBMK-1500 – A Source Book, LEI<br />
1998.<br />
[3] Ignalina Safety Analysis Report – Final<br />
Edition, December 12, 1996.<br />
[4] Review of the Ignalina Nuclear Power<br />
Plant Safety Analysis Report, RISKAUDIT, Report<br />
No 55, January 1997.<br />
Nucleus 3/<strong>2001</strong> 9
Change language