Zborník príspevkov z konferencie MG SNUS 2014

Transkript

Zborník príspevkov
z konferencie
MG SNUS 2014
Častá-Papiernička
25.4.2014
Programový výbor konferencie:
Matej Zachar (DECOM, a.s.)
Jana Röschlová (MAAE)
Martin Závodský (VUJE , a.s.)
ISBN: 978-80-971498-2-6
Zoznam príspevkov z konferencie MG SNUS 2014
Roman Strážovec
Aktualizácia limít a podmienok pre prevádzku technológií JZ TSÚ RAO
Andrej Slimák
Hodnotenie vplyvu prevádzky zariadenia pre pretavovanie kontaminovaného kovového šrotu na
pracovníkov a životné prostredie
Martin Hornáček
Scenáre nakladania s veľkými komponentmi v rámci procesu vyraďovania jadrových elektrární z
prevádzky a možnosti ich realizácie v Slovenskej republike
Marek Mikloš
Hot cell facility in CVR
Martina Malá
Inspekce paliva v Čechách
Amine Bouhaddane
Výpočet indukovanej aktivity reaktora VVER-440/V-230
Andrea Horniaková
Posúdenie seizmickej odolnosti zariadení analytickou a výpočtovou metódou
Peter Heretík
Napäťové a skratové pomery vo vlastnej spotrebe jadrovej elektrárne pri rozbehu motorov
Petra Bublíková
Nová metodika přípravy 1 mm fólií pro TEM analýzu austenitických ocelí ozářených neutrony
Stanislav Pecko
Využitie iónovej implantácie pri výskume radiačného skrehnutia reaktorových ocelí
Marek Mikloš
Multi-purpose research facility: 60Co gamma irradiation unit at the research centre Řež
Marek Mikloš
Projekt SUSEN, udržitelná energetika
Odborná konferencia Mladej generácie Slovenskej nukleárnej spoločnosti
Častá-Papiernička, 25.apríl 2014
AKTUALIZÁCIA LIMÍT A PODMIENOK PRE PREVÁDZKU TECHNOLÓGIÍ
JZ TSÚ RAO
Roman Strážovec1,4, Martin Lištjak2, Tomáš Hrnčíř3, Teodor Zajíček1, Pavol Pajerský2,4
1
JAVYS, a.s., Tomášikova 22, 821 02 Bratislava
2
Vuje, a.s., Okružná 5 918 64 Trnava
3
Decom, a.s., Sibírkska 1, 917 01 Trnava
4
STU v Bratislave, Fakulta elektrotechniky a informatiky, Ilkovičova 3, 812 19 Bratislava
[email protected]
ABSTRAKT
Jadrové zariadenie Technológie spracovania a úpravy rádioaktívnych odpadov (TSÚ RAO)
slúži na spracovanie a úpravu rádioaktívnych odpadov (RAO) z vyraďovania jadrovej
elektrárne (JE) V-1, JE A-1 a z prevádzok JE V-2 a SE-EMO. Pod pojmom vyraďovanie
jadrových zariadení z prevádzky rozumieme súbor technických a administratívnych úkonov
zameraných na uvoľnenie jadrového zariadenia (JZ) alebo jeho časti spod kontroly dozorných
orgánov. Vlastné vyraďovanie JZ z prevádzky zahŕňa rozmanité technické činnosti, ako sú
dekontaminácia, demontáž technologických zariadení, demolácia stavebných objektov,
spracovanie a úprava rádioaktívnych materiálov do formy vhodnej pre ich finálne uloženie na
úložisku a obnovenie lokality a jej uvoľnenie pre iné použitie. Uvedené činnosti sú
vykonávané na základe požadovaných podrobných plánov, s ohľadom na radiačnú
bezpečnosť, princípy ALARA (As Low As Reasonably Achievable) a ochranu životného
prostredia (ŽP), za predpokladu dodržiavania limitov a podmienok (LaP) pre bezpečnú
prevádzku JZ TSÚ RAO.
V Jadrovej a vyraďovacej spoločnosti, a.s. (JAVYS, a.s.) do súboru JZ TSÚ RAO
neoddeliteľne patria technológie pre spracovanie a úpravu RAO, ktoré sú sústredené v
Bohunickom spracovateľskom centre (BSC RAO).
Znenie limitov a podmienok pre prevádzku zariadení BSC RAO boli vypracované na základe
bezpečnostných rozborov dodávateľa technologických zariadení spoločnosti NUKEM
Technologies, GmbH v roku 1992. Podkladom pre spracovanie týchto bezpečnostných analýz
bolo pôvodné zadanie, ktoré vzhľadom na vtedajšie znalosti o jednotlivých druhoch RAO
vychádzalo najmä z odborných odhadov a inventáru RAO skladovaného v lokalite Jaslovské
Bohunice.
V predkladanom článku je popísaný inovatívny prístup k stanoveniu LaP pre niektoré
technológie spolu s nadväznosťou na súčasne platnú legislatívu. Hlavnou obsahovou náplňou
príspevku je aktualizácia LaP pre technológiu vysokotlakého lisovania (VT), zmena LaP
procesne nadväzujúcich technológií a nová metodika rádiologických výpočtov.
Príspevok súčasne popisuje opodstatnenosť predkladanej zmeny a nové možnosti spracovania
RAO z činností zahrnutých do II. a III. etapy vyraďovania JE A1.
-1-
1 ÚVOD
Pri vyraďovaní jadrových zariadení, ale aj počas ich prevádzky, sú produkované
rádioaktívne odpady v rôznom množstve a s rôznou koncentráciou rádionuklidov
obsiahnutých v týchto materiáloch. Z hľadiska efektívneho využívania kontajnerov aj
úložného priestoru úložísk je vhodné materiály koncentrovať a znižovať ich objem. Jedným
zo spôsobov redukcie objemu pre špecifické typy rádioaktívnych materiálov je vysokotlaké
lisovanie.
Bohunické spracovateľské centrum pre rádioaktívne odpady disponuje zariadením na
vysokotlaké lisovanie. Zaužívaný technologický postup pri lisovaní pozostáva z niekoľkých
krokov v závislosti od producenta a charakteru odpadu. V prvom kroku je potrebné
lisovateľné RAO rozdeliť na:
• RAO určené na priame VT lisovanie
• RAO pochádzajúce z procesu triedenia
V prvom prípade je RAO prijaté v 200 l štandardizovaných MEVA sudoch do budovy
BSC RAO, kde je odpad priamo transportovaný do procesu merania a spracovania. V druhom
prípade je lisovateľný odpad transportovaný na triedenie v triediacom boxe. Po pretriedení
a separácii horúcich miest (miesta s výrazne väčšou koncentráciou rádionuklidov) je RAO
uskladnené v 200 l sudoch a následne je transportované do procesu merania a spracovania.
V oboch etapách je RAO pred VT lisovaním analyzované na jeho rádiologické parametre,
dávkový príkon a hmotnosť. Po premeraní sú sudy transportované do miestnosti
s vysokotlakovým lisom, kde prebieha samotné lisovanie pod tlakom 20 000 kN.
Vyprodukované výlisky sú v miestnosti určitú dobu skladované v preddefinovaných miestach
a následne sú vkladané do prázdnych vláknobetónových kontajnerov (VBK). Po naložení
VBK výliskami, je kontajner transportovaný na cementáciu, kde je pevné RAO stabilizované
a zafixované cementovou zálievkou.
Samotné VBK sú po dočasnom skladovaní a vyzretí transportované do Republikového
úložiska nízkoaktívnych odpadov v Mochovciach za účelom ich finálneho uloženia
v úložných boxoch úložiska.
2 PLATNÉ LIMITY A LIMITUJÚCE FAKTORY
Súčasný limit povoľujúci príjem sudu na vysokotlakové lisovanie je pre objemovú
aktivitu od zdrojov emitujúcich β a γ žiarenie na úrovni 1 GBq/m3, resp. limit po prepočítaní
zodpovedá celkovej aktivite 200 MBq na sud. Cieľom predkladanej správy je prehodnotiť
súčasne platný limit v závislosti od existujúcich obmedzení týkajúcich sa obdržanej
individuálnej efektívnej dávky a aktivitných limitov platných v JAVYS, a.s a určiť
maximálnu aktivitu suda s 13 fragmentmi puzdier dlhodobého skladu vyhovujúcu
spomínaným obmedzeniam.
Konkrétne sa jedná o nasledovné 4 obmedzenia:
1.
Dávkové obmedzenie na „R“ príkaz.
Obdržaná IED pre pracovníka vykonávajúce činnosti zahrnuté v „R“ príkaze nesmie
prekročiť hodnotu 1 mSv.
-2-
2.
Legislatívne stanovené obmedzenie dávkových príkonov pre transport rádioaktívnych
materiálov.
Dávkový príkon na ktoromkoľvek mieste povrchu dopravného prostriedku nesmie
presiahnuť hodnotu 2 mSv/h a vo vzdialenosti 2 m od povrchu dopravného
prostriedku hodnotu 0,1 mSv/h.
3.
Platný limit celkovej aktivity pre VBK pre uloženie na RÚ RAO.
Celková aktivita VBK nesmie prekročiť hodnotu 1.1013 Bq.
4.
Platný limit aktivity 137Cs vo VBK pre transport.
Celková aktivita transportovaného VBK nesmie prekročiť hodnotu 6.1011 Bq.
3 VYKONÁVANÉ ČINNOSTI SÚVISIACE S VT LISOVANÍM
Činnosti súvisiace s VT lisovaním možno rozdeliť do nasledovných 4 skupín:
1. Meranie sudov na gama a alfa skeneri
2. Vysokotlakové lisovanie
3. Uloženie výliskov do VBK
4. Fixácia a úprava výliskov vo VBK cementovou zálievkou a uzavretie VBK
Väčšina vykonávaných činností je realizovaná diaľkovými manipuláciami, čím je výrazne
znížené dávkové zaťaženie obslužného personálu. Zoznam činností, pri ktorých pracovník
dochádza do styku s RAO je popísaný v Tab. 3.1. a tieto činnosti je potrebné komplexne
zahrnúť do analýzy a metodiky rádiologických výpočtov.
Tab. 3.1 Zoznam činností pri spracovaní a úprave RAO
Sk. činností
Meranie
sudov
Lisovanie
Zalievanie
VBK
Transport
VBK
Názov činnosti
Typ zdroja
Vzdial. (m)
Transport sudu z m.č. 119 do m.č. 124
1 sud s PDS
1
Doba
činnosti
(min)
5
Preloženie sudu na stolec alfa skenera
1 sud s PDS
1
5
Transport späť do m.č. 119
1
5
1-3
5
Osadenie oceľového roštu
1 sud s PDS
1 sud s PDS v lise; 27
skladovaných výliskov
16 výliskov vo VBK
0,5 - 1
5
Lepenie veka na VBK
16 výliskov vo VBK
0,5 - 1
20
Zalepenie 2 zátok
16 výliskov v zaliatom
VBK, nezalepené zátky
0,5 - 1
20
Transport VBK – DP v legislatívne
stanovených bodoch
16 výliskov v zaliatom
VBK
0-2
-
Kontrola / nutná obhliadka
V nasledovných kapitolách je bližšie popísaný spôsob modelovania jednotlivých činností vo
výpočtovom prostriedku VISIPLAN 3D ALARA spolu s uvažovanými vstupnými
geometrickými a rádiologickými údajmi. Dominantným rádionuklidom obsiahnutom v PDS z
hľadiska externého ožiarenia je 137Cs.
-3-
4 OHODNOTENIE EXTERNÉHO OŽIARENIA VO VYBRANÝCH ČINNOSTIACH
4.1 Ohodnotenie externého ožiarenia vo vybraných činnostiach
V jednotlivých scenároch bolo uvažované s umiestnením 13 fragmentov PDS v 200 dm3 sude
Obr. 4.1. Nakoľko jednotlivé sudy budú lisované a výsledné rozloženie fragmentov vo
výlisku nebolo možné určiť, pristúpilo sa k porovnaniu výsledkov dosiahnutých v detailnom
modeli s výsledkami pre zjednodušený model. Detailný model uvažoval 13 zdrojov žiarenia
vo forme fragmentov PDS, zatiaľ čo zjednodušený model uvažoval s 1 homogénnym zdrojom
o veľkosti celého vnútorného objemu suda a efektívnou hustotou takéhoto homogénneho
suda.
Na základe dosiahnutých výsledkov pre referenčnú hodnotu aktivity 2 Bq na 1 PDS je možné
uvažovať v ďalších scenároch so zjednodušeným modelom sudu, nakoľko rozdielnosť
výsledkov je v akceptovateľnom intervale. Navyše model uvažujúci s homogénnym sudom
ako zdrojom žiarenia predstavuje konzervatívne riešenie (vypočítané DP budú vyššie)
z hľadiska modelovania rádiologických situácii.
Obr. 4.1 Rozloženie fragmentov PDS v sude
Tab. 4.1 Porovnanie detailného a zjednodušeného modelu suda
Popis scenára
(pre celkovú aktivitu
suda 26 Bq)
PD (mSv/h)
2 cm v strede
výšky suda
PD (mSv/h)
50 cm v strede
výšky suda
PD (mSv/h)
100 cm v strede
výšky suda
PD (mSv/h)
200 cm v strede
výšky suda
13 PDS v 200 l sude
9,70E-09
1,80E-09
6,80E-10
2,20E-10
1 homogénny sud
1,30E-08
2,20E-09
8,10E-10
2,60E-10
V ďalších modelových scenároch bolo uvažované už iba s homogénnym sudom ako zdrojom
žiarenia s referenčnou celkovou aktivitou 2,5.109 Bq.
4.2
Meranie sudov
Pre všetky činnosti vykonávané v rámci tejto skupiny činností bol vytvorený 1 rádiologický
model vzhľadom na výraznú podobnosť, priam totožnosť z geometrického, materiálového a
rádiologického hľadiska. Avšak uvažovalo sa s nasledovnými 2 variantmi realizácie
transportu sudov:
-4-
1) Transport netieneného sudu;
2) Transport tieneného sudu umiestneného v tieniacom kontajneri (7,5 cm oceľ).
Dosiahnuté výsledky pre jednotlivé varianty sa nachádzajú v nasledovných tabuľkách:
Tab. 4.2 Dosiahnuté výsledky pre 1 netienený sud
Doba
činnosti
(min)
PD
(mSv/hod)
Aktivita
suda (Bq)
Jednotkový PD
((mSv/hod)/Bq)
Jednotková IED
(mSv/Bq)
Premanipulovanie suda z
m.č. 101 do m.č. 119
10
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
3,33E-12
Premanipulovanie suda z
m.č. 119 do m.č. 109
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Preloženie suda z vozíka na
stolec alfa skenera
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Preloženie suda zo stolca
alfa skenera na vozík
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Premanipulovanie suda späť
z m.č. 109 do m.č. 119
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Názov činnosti
1,00E-11
Tab. 4.3 Dosiahnuté výsledky pre 1 tienený sud v tieniacom kontajneri
Doba
činnosti
(min)
PD
(mSv/hod)
Aktivita
suda (Bq)
Jednotkový PD
((mSv/hod)/Bq)
Jednotková IED
(mSv/Bq)
Premanipulovanie suda
z m.č. 101do m.č. 119
10
1,70E-02
2,50E+09
6,80E-12
1,13E-12
Premanipulovanie suda
z m.č. 119 do m.č. 109
5
1,70E-02
2,50E+09
6,80E-12
5,67E-13
Preloženie suda z vozíka na
stolec alfa skenera
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Preloženie suda zo stolca
alfa skenera na vozík
5
5,00E-02
2,50E+09
2,00E-11
1,67E-12
Premanipulovanie suda späť
z m.č.109 do m.č.119
5
1,70E-02
2,50E+09
6,80E-12
5,67E-13
Názov činnosti
5,60E-12
Pri variante s tieniacim kontajnerom je znížený DP iba pri transporte, nakoľko pri prekladaní
suda na stolec alfa skenera bude sud vybratý z tieniaceho kontajnera a pracovník bude priamo
vystavený jeho žiareniu.
Počas pracovnej zmeny sa uvažuje s transportom a odmeraním 16 ks sudov. Tento počet bol
zvolený na základe maximálneho množstva výliskov umiestniteľných do 1 VBK pri
uvažovaní ich výšky (tretinová výška suda).
-5-
Obr. 4.2 Modely pre transport suda s 13 fragmentmi PDS
4.3
Lisovanie
Pre lisovanie bol vytvorený 1 modelový scenár popisujúci nevyhnutný vstup pracovníka do
miestnosti s VT lisom, pričom bolo uvažované so skladovaním 27 výliskov (uvažuje sa
tretinová výška oproti sudu) na 9 preddefinovaných pozíciách v miestnosti a 1 sudom
umiestnenom za stenou VT lisu.
Tab. 4.4 Dosiahnuté výsledky pre lisovanie
Názov činnosti
Doba
činnosti
(min)
DP (mSv/hod)
Aktivita
sudu (Bq)
Jednotkový DP
((mSv/hod)/Bq)
Jednotková IED
(mSv/Bq)
Kontrola / nutná
obhliadka
5
1,37E-01
2,50E+09
5,47E-11
4,56E-12
4,56E-12
Počas pracovnej zmeny sa uvažuje s vykonaním 1 nutnej obhliadky.
Obr. 4.3 Model pre nutnú obhliadku počas lisovania
4.4
Zalievanie VBK
V tejto skupine činností boli vytvorené 2 rádiologické modely. Prvý pre umiestnenie roštu do
VBK a lepenie veka na VBK, a druhý pre lepenia zátok na veko VBK už zaplneného
cementovou zálievkou. Vstupné údaje týkajúce sa VBK sú uvedené v Tab. 4.5.
-6-
Tab. 4.5 Vstupné údaje pre VBK kontajner
Vstupné údaje VBK
Rozmer steny
Hrúbka bočnej steny
Hrúbka spodnej steny a veka
Priemer zátky
Hustota obalu VBK
Hustota cementovej zálievky
170 cm
10 cm
15 cm
30 cm
2,7 g/cm3
1,6 g/cm3
Dosiahnuté výsledky sa nachádzajú v nasledovnej tabuľke:
Tab. 4.6 Dosiahnuté výsledky pre zalievanie VBK
Osadenie oceľového roštu
Doba
činnosti
(min)
5
Priemerný
PD
(mSv/hod)
2,12E-01
Lepenie veka na VBK
20
Zalepenie 2 zátok
Aktivita
suda (Bq)a
Jednotkový PD
((mSv/hod)/Bq)
Jednotková
IED (mSv/Bq)
2,50E+09
8,48E-11
7,07E-12
2,12E-01
2,50E+09
8,48E-11
2,83E-11
20
8,30E-03
2,50E+09
3,32E-12
1,11E-12
Utesnenie zátok a veka
60
Preloženie VBK na
30
transportné vozidlo
10
a - celková aktivita VBK je 4.10 Bq
7,65E-03
2,50E+09
3,06E-12
3,06E-12
9,57E-03
2,50E+09
3,83E-12
1,91E-12
Názov činnosti
4,14E-11
Počas pracovnej smeny sa uvažuje so zaliatím 1 VBK a s činnosťami súvisiacimi s týmto
zaliatím.
Obr. 4.4 Model pre vkladanie roštu a lepenie veka
4.5
Obr. 4.5 Model pre lepenie zátok veka VBK
Transport VBK
Modelový scenár transportu VBK sa venoval výpočtu príkonov dávky na povrchu a vo
vzdialenosti 2 m od VBK. PD boli určené pre všetky bočné strany a vrchnú časť VBK.
-7-
Tab. 4.7 Vypočítane DP v rôznych referenčných bodoch
Bod
PD (mSv/hod)
Aktivita suda
(Bq)
Jednotkový PD
((mSv/hod)/Bq)
16 výliskov vo VBK
Bočná strana - dotyk
Bočný strana – 2m
Veko - dotyk
Veko– 2m
Bočná strana - dotyk
Bočný strana – 2m
Veko- dotyk
Veko– 2m
2,53E-02
2,50E+09
5,28E-03
2,50E+09
2,00E-03
2,50E+09
5,10E-04
2,50E+09
20 výliskov vo VBK
2,63E-02
2,50E+09
6,50E-03
2,50E+09
4,40E-02
2,50E+09
1,00E-02
2,50E+09
1,01E-11
2,11E-12
8,00E-13
2,04E-13
1,05E-11
2,60E-12
1,76E-11
4,00E-12
Obr. 4.6 Určenie DP v okolí VBK
5 URČENIE MAXIMÁLNEJ AKTIVITY SUDOV S PDS
V nasledovných podkapitolách bude určená maximálna aktivita 1 sudu s 13 fragmentmi
PDS v závislosti od jednotlivých uvažovaných obmedzení, pričom výsledky budú
zosumarizované vo výslednej Tab.5.2.
5.1
Dávkové obmedzenie na „R“ príkaz
Zhrnutie z analýzy externého ožiarenia pracovníkov vykonávajúcich zadané činnosti je
uvedené v Tab. 5.1 nižšie.
Tab. 5.1 Zhrnutie analýzy externého ožiarenia pracovníkov
Skupina činností
Celková expozičná
doba (min)
-8-
Priemerný jednotkový PD
((mSv/hod)/Bq)
Jednotková IED
(mSv/Bq)
Meranie sudov a manipulácie
s ním spojené
180
Lisovanie - obhliadka
5
Zalievanie VBK
a premanipulovanie na vozidlo
a
2,00E-11 b
6,00E-11 b
1,12E-11 c
3,36E-11 c
5,47E-11
4,56E-12
d
4,14E-11d
2,90E-11e
6,53E-11 e
1,84E-11
135
a - Meranie a premanipulovanie 6 sudov počas jednej pracovnej smeny (pracovník je pri každom
meraní a premanipulovávaní suda vystavený žiareniu po dobu 30 minút)
b - netienený sud
c - sud tienený tieniacou nádobou BU30001
d - VBK obsahujúci 16 výliskov
e - VBK obsahujúci 20 výliskov
Vychádzajúc z predpokladu, že každú skupinu činností vykonáva iný pracovník,
limitujúcim faktorom z hľadiska obdržanej IED je pracovník vykonávajúci činnosti súvisiace
so zalievaním VBK pre scenár VBK obsahujúceho 20 výliskov, resp. meranie suda
a manipulácie s ním spojené, za predpokladu premanipulovávania netieneného suda
a umiestnení 16 výliskov do VBK.
Maximálna celková aktivita suda je určená na základe daného dávkového obmedzenia na „R“
príkaz a vypočítanej jednotkovej IED obdržanej počas kritickej činnosti.
Nakoľko bolo vypracovaných viac variantov, kritickú skupinu činností predstavuje:
a) meranie sudov a manipulácie s ním spojené a
b) zalievanie VBK
V závislosti od predpokladov braných do úvahy v jednotlivých variantov (napr. prítomnosť
tieniacej nádoby, počet výliskov vo VBK). Z toho dôvodu sú v bezpečnostnej analýze
uvedené nasledovné maximálne hodnoty celkovej aktivity suda pre jednotlivé varianty:
1) 1,67.1010 Bq v prípade manipulácií netieneného suda a VBK obsahujúceho 16
výliskov;
2) 2,47.1010 Bq v prípade manipulácii tieneného suda a VBK obsahujúceho 16 výliskov;
3) 1,53.1010 Bq v prípade VBK obsahujúceho 20 výliskov.
5.1.1
Legislatívne stanovené obmedzenie príkonov dávky pre transport rádioaktívnych
materiálov
Na základe výsledkov uvedených v Tab.5.1 je možné určiť referenčný bod s vypočítaným PD,
na základe ktorého sa určí maximálna hodnota celkovej aktivity výlisku (resp. suda), pri
ktorej ešte bude splnený legislatívne stanovený limit PD vo vzdialenosti 2 m na úrovni
0,1 mSv/h.
Aj v tomto prípade sa uvažuje s 2 variantmi počtu výliskov, pre ktoré boli dosiahnuté
nasledovné výsledky:
1) 4,74.1010 Bq v prípade VBK obsahujúceho 16 výliskov (kritický bod je 2 m
vzdialenosť od bočnej steny);
-9-
2) 2,50.1010 Bq v prípade VBK obsahujúceho 20 výliskov (kritický bod je 2 m
vzdialenosť od veka).
5.1.2
Platný limit celkovej aktivity pre VBK
Ako je spomenuté v kapitole 5.1, súčasný platný limit pre celkovú aktivitu VBK je
rádovo 1.1013 Bq. Maximálna celková aktivita 1 výlisku (resp. suda) bola určená pre oba
uvažované scenáre a síce:
1) 6,25.1010 Bq v prípade VBK obsahujúceho 16 výliskov;
V jednotlivých prípadoch výsledné hodnoty predstavujú 1/16, resp. 1/20 limitu (pri uvážení
hodnoty limitu 1.1013 Bq pre celkovú aktivitu VBK. Bežná hodnota celkovej aktivity zálievky
nepresahuje 1.107 Bq, čiže túto hodnotu je možné zanedbať.
5.1.3
Platný limit celkovej aktivity VBK pre transport
Ako je tiež spomenuté v kapitole 5.1, súčasný platný limit pre aktivitu 137Cs vo VBK pre
transport je 6.1011 Bq. Maximálna celková aktivita 1 výlisku bola určená pre oba uvažované
scenáre a síce:
1) 3,75.1010 Bq v prípade VBK obsahujúceho 16 výliskov;
V jednotlivých prípadoch výsledné hodnoty predstavujú 1/16, resp. 1/20 daného limitu pre
aktivitu 137Cs vo VBK. Pri tejto hodnote celkovej aktivity výlisku je možné, podobne ako
v predchádzajúcom prípade, zanedbať celkovú aktivitu cementovej zálievky.
6 ZHODNOTENIE
Limitujúcim obmedzením z hľadiska možnosti zvyšovania aktivitných limitov pre
príjem a spracovanie sudov VT - lisovaním je medzná IED platná pre činnosti vykonávané na
„R“ príkaz. Avšak v prípade aplikácie optimalizačných opatrení počas kritickej vykonávanej
série činností na „R“ príkaz môžu byť hodnoty maximálnej celkovej aktivity suda ešte
navýšené.
Tab. 6.1 Sumár maximálnych hodnôt celkovej aktivity v závislosti od jednotlivých uvažovaných obmedzení
Obmedzenie
Maximálna hodnota celkovej aktivity suda (Bq)
1,67.1010 Bq a, c
Dávkové obmedzenie na „R“ príkaz
10
2,41.10 Bq
Legislatívne stanovené obmedzenie príkonov dávky pre
a, d
4,74.1010 Bq a
transport rádioaktívnych materiálov
- 10 -
1,53.1010 Bq b
2,50.1011 Bq b
Obmedzenie
Maximálna hodnota celkovej aktivity suda (Bq)
Platný limit celkovej aktivity pre VBK
6,25.1011 Bq a
5,00.1010 Bq b
Platný limit aktivity 137Cs vo VBK pre transport
3,75.1010 Bq a
3,00.1010 Bq b
a - VBK obsahujúci 16 výliskov
b - VBK obsahujúci 20 výliskov
c - premanipulovanie netieneného suda
d - premanipulovanie suda tieneného tieniacou nádobou BU30001
Vychádzajúc z dosiahnutých výsledkov, limitujúcim obmedzením je maximálne
povolená IED obdržaná pracovníkom vykonávajúcim činnosti na „R“ príkaz. Konkrétne sa
jedná o pracovníka vykonávajúceho činnosti súvisiace so zalievaním VBK, resp. za
predpokladu premanipulovávania netieneného suda a umiestnenia 16 výliskov do VBK je to
pracovník vykonávajúci činnosti spojené s premanipulovaním suda na jeho meranie
a meraním suda na alfa skeneri.
Avšak aj napriek konzervatívnemu modelovaniu činností, výsledky z vykonaných
analýz naznačujú, že súčasne platné limity pre VT - lisovanie na úrovni 2.108 Bq na sud je
možné navýšiť približne o dva rády pri súčasnom dodržaní všetkých analyzovaných
obmedzení na hodnotu 2,41.1010 Bq v prípade manipulácií suda v tieniacej nádobe BU30001
a súčasnom predpoklade umiestnenia 16 výliskov do VBK, resp. na hodnotu 1,67.1010 Bq pre
prípad manipulácií netieneného suda a súčasnom predpoklade umiestnenia 16 výliskov do
VBK. Najnižšiu hodnotu 1,53.1010 Bq, na ktorú môže byť súčasný limit navýšený,
predstavuje scenár uvažujúci s umiestnením 20 výliskov do VBK.
Na základe týchto vypočítaných hodnôt maximálnej celkovej aktivity suda
s fragmentmi PDS boli určené aj kontaktné príkony dávky na povrchu suda a tieniacej nádoby
pre jednotlivé varianty (viď Tab. 6.1). Výsledky naznačujú, že využitím tieniacej nádoby pri
manipuláciach so sudom by bolo možné znížiť hodnoty PD na povrchu viac ako o polovicu.
V prípade odtienenia suda, pre ktorý bol rátaný variant „netieneného suda“, by na povrchu
tieniacej nádoby bol príkon dávky 2,5 mSv/h.
Pri transporte suda s RAO z obj. 30 do obj. 808 v kontajneri PKIII/SUDY, musia mať
sudy pri aktivite 137Cs, 2,41.1010 Bq minimálne hmotnosť s kovovým RAO 90 kg a pri
aktivitách 1,67.1010 Bq a 1,53.1010 Bq min. 60 kg, aby nebol prekročený limit hmotnostnej
aktivity povolený pre prepravu prepravným zariadením PKIII/SUDY, ktorý je pre
137
Cs 2,8.108 Bq/kg (pri nižších hmotnostiach ako sú uvedené by došlo k prekročeniu tohto
limitu).
Tab. 6.1 Príkony dávky na povrchu suda a tieniacej nádoby pre jednotlivé varianty
Variant
Meranie a manipulácie
netienených sudov; umiestnenie
Hodnota celkovej
aktivity (Bq/sud)
Kontaktný PD na
povrchu suda
(mSv/h)
Kontaktný PD na povrchu
tieniacej nádoby
(mSv/h)
1,67.1010
6,22
-
- 11 -
16 výliskov do VBK
Meranie a manipulácie tienených
sudov; umiestnenie 16 výliskov
do VBK
2,41.1010
9,01
3,62
Umiestnenie 20 výliskov do VBK
1,53.1010
5,71
2,30
7 ZÁVER
Záverom je možné konštatovať, že na základe vyššie uvedených výpočtov je možné
navrhnúť nové LaP pre Technológie spracovania a úpravy rádioaktívnych odpadov (TSÚ
RAO) takto:
7.1.1
LaP 2.6.1 z A-02/JZ JE A1 „Bezpečnostné limity pre manipulácie s RAO na PS PDS
a v DU“
Znenie LaP 2.6.1 A: Dávkový príkon na povrchu transportného kontajnera, resp.
manipulačného zvona, pri preprave fragmentov PDS nesmie prekročiť 2 mGy/hod.
Nové znenie LaP: Príkon dávky na povrchu kontajnera pri preprave fragmentov
PDS formou výlučnej prepravy nesmie prekročiť 10 mGy/h.
7.1.2
LaP 3.9.8 z A-02/JZ JE A1 „Dávkový príkon a aktivita fragmentov po
dekontamináciií“
Znenie LaP 3.9.8 A: Dávkový príkon na povrchu obalového súboru naplneného
fragmentmi po dekontaminácii nesmie prekročiť 2 mGy/hod.
Nové znenie LaP 3.9.8 A: Dávkový príkon na povrchu obalového súboru
naplneného fragmentmi po dekontaminácii nesmie prekročiť 10 mGy/hod.
Znenie LaP 3.9.8 B: Celková beta, gama aktivita fragmentov v obalovom súbore
nesmie prekročiť 200 MBq.
Nové znenie LaP 3.9.8 B: Celková beta, gama aktivita fragmentov v obalovom
súbore nesmie prekročiť 8,9 GBq.
7.1.3
LaP 3.2.4 z A-02/JZ TSÚ RAO „Lisovanie PRAO“
Znenie LaP 3.2.4.A: Objemová ∑ β,γ aktivita PRAO musí byť menšia ako 1 GBq/m3
Nové znenie LaP 3.2.4.A: Objemová ∑ β,γγ aktivita PRAO musí byť menšia ako
44,4 GBq/m3
Znenie LaP 3.2.4 C: nie je
Nové znenie LaP 3.2.4 C: Sumárna merná alfa aktivita v obalovom súbore nesmie
prekročiť 4000 Bq/g.
- 12 -
7.1.4
LaP 3.2.6 z A-02/JZ TSÚ RAO „Cementácia PRAO“
Znenie LaP 3.2.6 F: Pre príjem PRAO na cementáciu môže byť objemová aktivita β, γ
max. 20 GBq/m3
Nové znenie LaP 3.2.6 F: Pre príjem PRAO na cementáciu môže byť objemová
aktivita β, γ max. 133 GBq/m3
Znenie LaP 3.2.6 G: Pre príjem PRAO na cementáciu môže byť objemová aktivita α
max. 450 kBq/m3
Nové znenie LaP 3.2.6 G: Pre príjem PRAO na cementáciu nesmie hodnota
maximálnej hmotnostnej α aktivity prekročiť v obalovom súbore 4000 Bq/g.
POUŽITÁ LITERATÚRA
[1]
Bezpečnostná analýza pre zvýšenie limitov a podmienok pre príjem a spracovanie
kovového RAO v BSC; PVJEA-1_II/RAO/2.2.5.2/SPR/VUJE/12/00
- 13 -
HODNOTENIE VPLYVU PREVÁDZKY ZARIADENIA PRE PRETAVOVANIE
KONTAMINOVANÉHO KOVOVÉHO ŠROTU NA PRACOVNÍKOV A ŽIVOTNÉ
PROSTREDIE
Andrej Slimák, Vladimír Nečas
Slovenská technická univerzita v Bratislave, Fakulta elektrotechniky a informatiky,
Ústav jadrového a fyzikálneho inžinierstva,
Ilkovičova 3, 812 19 Bratislava
[email protected]
ABSTRAKT
Príspevok sa zaoberá pretavovaním kontaminovaného kovového šrotu ako perspektívnou
dekontaminačnou technológiou. Prvá časť príspevku sa zaoberá stručným popisom procesu
pretavovania rádioaktívnych kovov, za ktorou nasleduje časť o možnosti využitia tejto
technológie v Slovenskej republike. Hlavným cieľom práce je ohodnotenie vplyvov
prevádzky pretavovacieho zariadenia na pracovníkov a životné prostredie. Podľa
dosiahnutých výsledkov bude najkritickejším pracovníkom manipulátor s troskou, pričom
jeho obdržaná dávka neprekračuje legislatívne stanovené limity pre ožiarenie pracovníkov.
Najvýznamnejším kontaminantom z hľadiska vplyvu na životné prostredie bude 137Cs.
1 ÚVOD
Neoddeliteľnou súčasťou každého jadrového zariadenia je jeho vyraďovanie z prevádzky po
skončení jeho prevádzkovej životnosti. V súčasnosti je v procese vyraďovania veľké
množstvo jadrových zariadení, z ktorých sa predpokladá vznik významného množstva
kovových rádioaktívnych odpadov. Ide najmä o uhlíkovú oceľ, nehrdzavejúcu oceľ ako aj iné
farebné kovy ako napríklad meď, hliník, olovo, atď. Ukladanie takýchto odpadov ako
rádioaktívny odpad (RAO) by bolo veľmi neefektívne, pretože by sa veľmi rýchlo zaplnili
kapacity úložísk. Preto je veľmi dôležité zaradiť do manažmentu rádioaktívnych odpadov
vhodnú technológiu na dekontamináciu takých materiálov, respektíve vhodnú kombináciu
viacerých technológií. Všeobecne medzi najmodernejšie technológie znižovania množstva
kovových rádioaktívnych materiálov patri ich pretavenie.
2 POPIS PROCESU PRETAVOVANIA
Pretavovanie kovov predstavuje vysokoteplotný proces, počas ktorého je kovový komponent
zahriaty na jeho teplotu topenia. Počas tohto procesu sú jednotlivé prvky, ako aj ich
rádioaktívne izotopy prerozdelené medzi [1]:
• Ingot: Primárny produkt pretavovania. S ingotom je ďalej zaobchádzané podľa jeho
rádiologickej charakterizácie.
• Troska: Predstavuje sekundárny pevný RAO, ktorého hmotnosť predstavuje cca. 14% z pôvodnej hmotnosti šrotu. S troskou sa ďalej zaobchádza ako s RAO.
• Prach/pecné plyny: Sekundárny RAO, ktorý je zachytený na vzduchotechnických
filtroch.
-1-
Distribúcia rádionuklidov počas pretavovania predstavuje zložitý proces, ktorý závisí od
vlastností pretovavaného kovu a kontaminantov (chemické zloženie, rozpustnosť
kontaminantu v roztavenom kove, hustota oxidov, zloženie a zásaditosť troskotvorného
činidla) ako aj vlastností pece (teplota pretavovania, typ pece). Prchavé kontaminanty ako sú
napr. cézium, jód a trícium prechádzajú najmä do pecných plynov a sú zachytávané na
filtračnom systéme. Kontaminanty chemicky podobné železu ako kobalt, nikel, chróm, zinok
a mangán zostávajú v tavenine. Transurány a niektoré štiepne produkty prechádzajú do
trosky, ktorá je následné z povrchu taveniny odstránená.
Jednou z veľkých výhod pretavby rádioaktívneho kovového šrotu je, že vo výslednom ingote
sú inkorporované takmer iba prvky podobné železu, ktoré sú prevažne krátkožijúce.
Dominantným rádioizotopom (pre väčšinu šrotu pochádzajúceho z vyraďovania JZ
obsahujúcich jadrový reaktor) je 60Co, ktorý má dobu polpremeny 5,27 roka. Takmer všetky
ostatné rádionuklidy inkorporované v ingote majú kratšiu dobu polpremeny (55Fe – 2,73 roka,
54
Mn – 312 dní, 57Co – 272 dní) [2], výnimku tvoria iba rádioizotopy niklu 63Ni – 100 rokov
a 59Ni – 76 000 rokov.
3 VÝZNAM VYUŽITIA PRETAVOVANIA V PODMIENKÁCH SLOVENSKEJ
REPUBLIKY
V súčasnosti sú v procese vyraďovania v Slovenskej republike dve jadrové elektrárne (JE)
v areáli Jalsovské Bohunice. Prvou vyraďovanou je JE A1, ktorá bola odstavená v roku 1977
po nehode označenej stupňom 4 na medzinárodnej stupnici INES. Išlo o ťažkou vodou
moderovanú, plynom chladenú elektráreň, ktorá bola v prevádzke iba 5 rokov. Počas nehody
došlo k poškodeniu kanála reaktora a vniknutiu ťažkej vody do plynového chladiaceho
okruhu a následnému poškodeniu pokrytia všetkých palivových článkov nachádzajúcich sa
v aktívnej zóne reaktora. Porušenie pokrytia malo za následok kontamináciu celého
primárneho okruhu a následne prostredníctvom netesností parogenerátorov aj niektorých častí
sekundárneho okruhu. Vyraďovania JE A1 začalo v roku 1998 prvou etapou a podľa plánu by
mala byť elektráreň vyradená v roku 2033. Vzhľadom na charakter a úroveň kontaminácie je
jej vyraďovanie veľmi zložité. V poradí druhou elektrárňou v procese vyraďovania je JE V1.
Ide o dvojblok s reaktorom typu VVER-440. Elektráreň bola odstavená po 28 rokoch
štandardnej prevádzky. Jej vyraďovanie začalo v roku 2011 a elektráreň by mala byť
vyradená z prevádzky v roku 2025.
Obidve elektrárne predstavujú potenciálny zdroj kovových RAO s veľkým objemom
a relatívne nízkou aktivitou, ktoré budú vhodné na dekontamináciu a opätovné využitie. Ako
bolo spomenuté v predchádzajúcej kapitole vhodnou dekontaminačnou technológiou sa javí
pretavba. V súčasnosti však nie je v Slovenskej republike vybudované zariadenie na
pretavovanie kontaminovaného kovového RAO, avšak v blízkej budúcnosti sa plánuje
sprevádzkovanie takéhoto zariadenia. Zaradenie pretavby do manažmentu nakladania
s kovovými RAO predstavuje významne zníženie objemu materiálov, ktoré musia byť
uložené ako RAO, čo sa v konečnom dôsledku prejaví na znížení celkových nákladov na
nakladanie s RAO.
4 PREDPOKLADANÝ VPLYV PREVÁDZKY NA PRACOVNÍKOV
Pretavovanie kovov predstavuje komplexný proces, ktorý sa začína dovezením kovového
šrotu do pretavovacieho zariadenia, končiaci uvoľnením ingotov do životného prostredie pre
neobmedzené, resp. obmedzené využitie. Ako už bolo spomenuté, príspevok sa okrem iného
zaoberá aj vplyvom pretavovania na obslužný personál zariadenia. Konkrétne boli
-2-
ohodnotené iba činnosti súvisiace priamo s pretavovaním, teda samotné pretavovanie,
manipulácia s troskou, odlievanie ingotov a manipulácia s ingotmi.
4.1 Vstupné predpoklady výpočtu
Predpokladané vplyvy prevádzky pretavovacej pece boli analyzované pomocou výpočtového
prostriedku VISIPLAN 3D ALARA. Vytvorený model vychádza z nasledovných vstupných
predpokladoch:
• Pretavovacie zariadenie obsahuje pec s taviacou kapacitou 2 t kovového šrotu na jednu
zavážku.
• Pretavovacie zariadenie pretaví v priemere 2 zavážky kovového šrotu denne.
• Ročne sa uvažuje s 250 pracovnými dňami, teda ročná taviaca kapacita zariadenia je
cca 1000 ton.
• Maximálne vstupné limity prijatia kovového šrotu na pretavbu predstavujú 1000 Bq/g
pre beta a gama aktivitu, pričom sa konzervatívne uvažuje, že aktivita pretavovaného
kovového šrotu je celý rok práve maximálna vstupná aktivita.
• Uvažované rádionuklidy spolu aj s dobou polpremeny sú uvedené v Tab. 1, pričom
jednotlivé rádionuklidy tvoria dva nuklidové vektory zodpovedajúce rádiologickej
situácii a charakteru spracovávaných RAO z JE V1, respektíve JE A1. Zastúpenie
jednotlivých rádionuklidov v nuklidovom vektore je prepočítané na referenčný dátum
január 2018
• Distribúcia rádionuklidov počas pretavby medzi taveninu, trosku a pecné plyny je vo
výpočtoch braná do úvahy a je uvedená v Tab. 1. Koeficienty boli prevzaté
z prevádzkových skúseností zariadenia CARLA v Nemecku [3] a dokumentu
„NUREG-1640“ [4].
Tab. 1: Uvažované rádionuklidy spolu s distribučnými koeficientmi a dobou polpremeny
Distribúcia v %
Doba polpremeny
Rádionuklid
Tavenina /
Prach / pecné
[rok]
Troska
ingot
plyny
55
Fe
2,73
100
0
0
60
Co
5,27
88
11
1
59
Ni
76 000
90
10
0
63
Ni
100
90
10
0
90
Sr
28,70
1
97
2
93
Mo
3 500
98
0
2
94
Nb
20 300
81
17
2
125
Sb
2,76
95
4
1
137
Cs
30
1
60
39
151
Sm
90
0
93
7
152
Eu
13,50
4
95
1
239
Pu
24 110
1
97
2
241
Am
432
1
97
2
• Okrem distribúcie aktivity dochádza aj prerozdeleniu hmotnosti pôvodnej zavážky
medzi ingot, trosku a pecný plyn (98,35% pre taveninu/ingot, 1,64% pre trosku
a 0,01% pre prach/pecné plyny [5]).
-3-
4.2 Popis scenárov pre pracovníkov
Pre účely ohodnotenia predpokladaných vplyvov prevádzky pece bolo vytvorených niekoľko
scenárov pre pracovníkov, ktoré sú stručne popísané nižšie.
Scenár operátora pece modeluje potenciálnu dávku pre pracovníka, ktorý prevádzkuje pec
a riadi celý proces tavenia. Predpokladá sa, že operátor pece okrem iného ovláda aj zavážací
žeriav, teda scenár zahŕňa aj zavážanie pece kovovým šrotom.
Scenár odstraňovania trosky modeluje pracovníka, ktorý používa štandardné metódy
a nástroje pre odstránenie trosky, pričom sa konzervatívne uvažuje, že pracovník odstraňuje
trosku manuálne z povrchu taveniny. Trosku je možné odstrániť aj inými spôsobmi ako
napríklad priamo z pece pomocou špeciálne prispôsobeného manipulátora, ktorý ovláda
operátor pece z riadiacej miestnosti, je ju možné odliať spolu s kovom do kokíl a po stuhnutí
odstrániť alebo roztavený kov spolu s troskou preliať do liacej panvy, na ktorej dne je
umiestnený odlievací otvor s uzáverom, cez ktorý sa odleje kov a následne troska.
Scenár odlievania ingotov modeluje potenciálnu dávku pracovníkovi, ktorý obsluhuje liace
pole. Po odstránení trosky je roztavený kov prelievaný do železných kokíl. Výsledný ingot má
hmotnosť cca. 400 kg.
Scenár manipulácie s ingotmi predstavuje pracovníka, ktorý manipuluje s už vychladnutými
ingotmi. Po stuhnutí sú ingoty vyberané z kokíl a premiestňované do 200 l sudov. Ich
zvyšková aktivita je premeraná na gama scaneri s následným uvoľnením do životného
prostredia, respektíve umiestnením do skladu v prípade ak nespĺňajú limity pre uvoľnenie.
4.3 Popis výpočtového prostriedku VISIPLAN 3D ALARA
Na ocenenie dávkového zaťaženia bol vybraný výpočtový prostriedok VISIPLAN 3D
ALARA Planning Tool. Ide o výpočtový prostriedok vyvinutý belgickou spoločnosťou SCKCEN. Tento prostriedok predstavuje analytický nástroj pre výpočet dávky vonkajšieho
ožiarenia pracovníkov gama žiarením. Pomocou tohto výpočtového prostriedku môže byť
nasimulované nakladanie s rádioaktívnymi materiálmi a následne môžu byť vypočítané
výsledky použité v praxi. Dosiahnuté výsledky môžu byť prínosom pri optimalizácii
nakladania s danými rádioaktívnymi materiálmi.
Gama žiarenie môže mať bodový alebo objemový zdroj a je vyžarované radiálne do všetkých
smerov. Tok fotónov vo výpočtovom bode dávky závisí tiež aj od vzdialenosti od zdroja. Pre
objemový zdroj žiarenia platí rovnica:
φ=∫
V
Kde:
S .B.e −b
dV
4.π .r 2
(1)
S - zdroj gama žiarenia emitujúci fotóny za jednotku času [n.s-1],
r - polomer gule, do ktorej sa fotóny vyžarujú,
b - bezrozmerná veličina, ktorá popisuje účinnosť absorpcie častíc v tieniacom
materiáli
B – vzrastový faktor (Build-up factor)
Tok fotónov vo výpočtovom bode dávky nachádzajúcom sa pri objemovom zdroji môže byť
reprezentovaný príspevkami od viacerých bodových zdrojov rozmiestnených v danom
objeme. Výsledný vypočítaný dávkový príkon je potom superpozíciou čiastkových
dávkových príkonov od jednotlivých bodových zdrojov. Bodové zdroje sa nazývajú ,,kernely“
-4-
a proces integrácie, kde sa výsledná dávka kumuluje od príspevkov dávok jednotlivých
bodových zdrojov, sa nazýva metóda ,,point – kernel“ [6].
4.4 Dosiahnuté výsledky
V Tab. 2 sú uvedené obdržané ročné dávky pre uvažované nuklidové vektory vypočítané na
základne predpokladov stanovených v prechádzajúcich kapitolách. Ako je možné vidieť
z dosiahnutých výsledkov obdržaná dávka závisí od viacerých faktorov ako je kompozícia
nuklidového vektora a distribučné koeficienty aktivity počas pretavovania. Nezanedbateľným
faktorom je taktiež doba trvania jednotlivých činností.
Tab. 2: Dosiahnuté výsledky pretavovanie kovového šrotu
Obdržaná dávka [mSv/rok]
Nuklidový vektor A1
Nuklidový vektor V1
Operátor pece
1,28
1,38
Odstraňovanie trosky
2,25
8,53
Odlievanie ingotov
0,20
1,75
Manipulácia s ingotmi
0,09
0,73
Najvyššiu dávku obdrží pracovník počas odstraňovania trosky priamo z pece pri pretavbe
kovového šrotu kontaminovaného najmä štiepnymi produktmi a transuránmi. Ako bolo už
spomenuté tieto kontaminanty sú po pretavbe akumulované najmä v troske. Keďže
dekontaminačný faktor pre štiepne produkty je oveľa vyšší ako pre aktivačné produkty,
pracovník obsluhujúci liace pole a pracovník manipulujúci s ingotmi obdrží nižšiu dávku od
kovového šrotu kontaminovaného najmä štiepnymi produktmi (nuklidový vektor A1).
Do úvahy sa bralo ako vonkajšie, tak aj vnútorné ožiarenie pracovníkov, pričom vo
všeobecnosti možno povedať, že dávka obdržaná vonkajšou cestou je oveľa významnejšia ako
vnútornou.
Vzhľadom na skutočnosť, že troska a prach predstavujú sekundárne RAO, ktoré je potrebné
uložiť v Republikovom úložisku RAO v Mochovciach, je potrebné aby ich obsah
rádionuklidov neprekročil limity a podmienky pre ukladanie, respektíve aby odpad spĺňal
kritéria pre nízkoaktívne RAO. Podľa vyhlášky ÚJD SR č. 30/2012 Z.z. je nízkoaktívny RAO
definovaný ako odpad, v ktorom hmotnostná aktivita rádionuklidov s dlhou dobou
polpremeny, najmä rádionuklidov emitujúcich alfa žiarenie, je nižšia ako 400 Bq/g [7].
Z uvedeného teda vyplýva, že obsah alfarádionuklidov v šrote určenom na pretavbu je
limitujúcim faktorom. Na základe distribučných koeficientov rádionuklidov (Tab. 1) a
distribúcie hmotnosti (kapitola 4.1) bola stanovená maximálna hmotnostná aktivita
alfarádionuklidov na 6,76 Bq/g.
5 PREDPOKLADANÝ VPLYV PREVÁDZKY NA ŽIVOTNÉ PROSTREDIE
Pretavovacia pec predstavuje zdroj emisií tuhých znečisťujúcich látok a škodlivín z procesu
tavenia kovových RAO. Obslužný priestor pracoviska bude odsávaný autonómnym
filtračným zariadením. Takto prefiltrovaný vzduch bude privedený do centrálneho
odsávacieho systému s ďalšou samostatnou filtráciou s účinnosťou 99,95 %. Počas celého
procesu pretavovania nesmú výpuste do atmosféry prekročiť limitné hodnoty stanovené v [8]
(Tab. 3).
-5-
Tab. 3: Ročné limity pre výpuste do atmosféry [8]
Rádionuklid
54
57
60
65
94
110m
Mn, Co, Co, Zn, Nb,
Ag, 125Sb, 134Cs, 137Cs, 144Ce
90
Sr
238
Pu, 239-240Pu, 241Am
Výpusť [Bq]
6,58E+08
1,96E+07
6,16E+06
Pri výstavbe pretavovacieho zariadenia bude využívaná kombinovaná filtrácia (filtračné
zariadenie na pracovisku a centrálny odsávací systém). Predpokladá sa teda, že kombinovaná
filtrácia bude mať významne vyššiu účinnosť. Ako príklad môže byť uvedené zariadenie
CARLA v Nemecku, kde celková filtračná účinnosť dosahuje hodnoty 99,997 % [9].
Vypočítané hodnoty výpustí pre spomínanú hodnou sú uvedené v Tab. 4.
Tab. 4: Ročné predpokladané výpuste rádiokontaminantov do atmosféry pre filtračný systém
s celkovou filtračnou účinnosťou 99,997 %
Výpust do Atmosféry po
Čerpanie limitu
Rádionuklid
prečistení na filtroch [Bq/rok]
[%]
60
Co
3,0E+05
0,05
94
Nb
Sb
137
Cs
6,0E+05
3,0E+05
1,2E+07
0,09
0,05
1,82
Sr
6,0E+05
3,10
241
4,06E+03
0,07
125
90
239
Pu,
Am*
* Pre limitnú aktivitu 6,76 Bq/g
Z uvedených výpočtov ako aj z distribučných koeficientov a rádiologickej charakterizácie
kovových RAO vyplýva, že najvýznamnejším rádionuklidom vypúšťaným v aerosóloch do
ŽP bude 137Cs.
Hodnoty vypočítané v Tab. 4 neuvažujú so zastúpením jednotlivých nuklidov v nuklidových
vektorov, ale sú vypočítané pre jednotlivé nuklidy pre maximálné možné vstupne hmotnostné
aktivity kovového šrotu.
6 ZÁVER
Hlavným cieľom príspevku je oceniť predpokladaný vplyv prevádzky zariadenia na
pretavovanie kontaminovaného kovového RAO na pracovníkov a životné prostredie. Ako
vyplýva z predpokladaného vplyvu na pracovníkov maximálnu dávku obdrží pracovník pri
odstraňovaní trosky z pece, 8,53 mSv za jeden rok, čo je v rámci platných limitov
stanovených slovenskou legislatívou (20 mSv ročne) [10]. Dôležité je však spomenúť, že
trosku je možné odstrániť viacerými spôsobmi, pričom vo výpočtoch sa konzervatívne
uvažovalo s najhorším scenárom z radiačného hľadiska. Pri uvažovaní iného scenára
odstraňovania trosky (kapitola 4.2) by obdržaná dávka pre pracovníkov bola nižšia.
Z dosiahnutých výsledkov taktiež vyplýva, že zariadenie nebude mať významný vplyv na
životné prostredie, pretože vypočítané výpuste čerpajú z limitov iba zlomok za stanovených
podmienok.
-6-
POĎAKOVANIE
Tento projekt bol čiastočne podporený Vedeckou grantovou agentúrou MŠVVaŠ Slovenskej
republiky grantom VEGA 1/0796/13 a nariadením číslo CD-2009-36909/39460-1:11 v rámci
projektu CONRELMAT.
[1]
International Atomic Energy Agency. Application of Thermal Technologies for Processing of
Radioactive Waste, IAEA-TECDOC-1527, Vienna: IAEA, 2006. ISBN: 978-92-0-113806-7.
[2] Organisation for Economic Co-operation and Development – Nuclear Energy Agency.
Decontamination Techniques Used in Decommissioning Activities, OECD/NEA, 1999.
[3] QUADE, U., MULLER, W. Recycling of radioactively contaminated scrap from the nuclear
and spin-off for other application. Revista de metalurga, Madrid Vol. Extr., 2005, pp. 23-28.
[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Radiological Assessment for Clearance of Materials
from Nuclear Facilities. Main Report. NUREG-1640, Washington D.C., 2005.
[5] Swedish Radiation Protection Authority. Validation of Dose Calculation Programmes for
Recycling. SSI Report 2002:23. Stockholm: SSI, 2002.
[6] VERMEERSCH, F. VISIPLAN 3D ALARA Planning Tool. User´s manual. SCK-CEN, Mol,
Belgicko, 2005.
[7] Vyhláška Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky z 30. Januára 2012, ktorou sa
ustanovujú podrobnosti o požiadavkách pri nakladaní s jadrovými materiálmi, rádioaktívnymi
odpadmi a vyhoretým jadrovým palivom.
[8] Rozhodnutie Úradu verejného zdravotníctva z 21.10.2011 o vydaní povolenia na uvoľňovanie
rádioaktívnych látok do životného prostredie.
[9] QUADE, U., Kluth, T. Recycling by Melting, 20 Years Operation of the Melting Plant CARLA
by Siempelkamp Nukleartechnik GmbH. International Journal for Nuclear Power. Volume 54
(2009), No. 10 October.
[10] Nariadenie vlády SR z 10. mája 2006 o základných bezpečnostných požiadavkách na ochranu
zdravia pracovníkov a obyvateľov pred ionizujúcim žiarením. Zbierka zákonov č. 345/2006.
-7-
SCENÁRE NAKLADANIA S VEĽKÝMI KOMPONENTMI V RÁMCI PROCESU
VYRAĎOVANIA JADROVÝCH ELEKTRÁRNÍ Z PREVÁDZKY A MOŽNOSTI ICH
REALIZÁCIE V SLOVENSKEJ REPUBLIKE
Martin Hornáček, Vladimír Nečas
Slovenská technická univerzita v Bratislave, Fakulta elektrotechniky a informatiky,
Ústav jadrového a fyzikálneho inžinierstva,
[email protected]
ABSTRAKT
Proces vyraďovania jadrových elektrární z prevádzky je neoddeliteľnou súčasťou ich
životného cyklu. Táto problematika sa v súčasnosti stáva čoraz aktuálnejšou, a to jednak ako
dôsledok prijatých rozhodnutí o okamžitom resp. predčasnom ukončení prevádzky
existujúcich jadrových elektrární ako aj faktu, že mnohé zariadenia dosiahli alebo v dohľadnej
dobe dosiahnu svoju plánovanú životnosť.
Špecifickú skupinu zariadení predstavujú tzv. veľké komponenty, ktoré tvorili súčasť
primárneho okruhu jadrovej elektrárne a ako dôsledok neutrónovej aktivácie a kontaminácie
je úroveň ich aktivity zvýšená o niekoľko rádov (v porovnaní s aktivitou prírodného pozadia).
V prípade tlakovodných reaktorov sú tieto komponenty reprezentované tlakovou nádobou
reaktora, vnútroreaktorovými časťami (blok ochranných rúr, kôš aktívnej zóny, šachta
reaktora, dno šachty reaktora), kompenzátorom objemu a parogenerátormi. Je zrejmé, že v
prípade plánovania a samotnej realizácie činností spojených s ich demontážou je nutná
modifikácia resp. návrh nových postupov.
Predmetom príspevku je všeobecné zhodnotenie stratégií demontáže veľkých komponentov z
pohľadu skúseností získaných z realizovaných projektov ako aj identifikácia faktorov
determinujúcich voľbu príslušného demontážneho postupu. Príspevok sa ďalej zaoberá
možnosťami demontáže parogenerátora použitého v jadrovej elektrárni V1 v Jaslovských
Bohuniciach, ktorá je v súčasnosti v procese vyraďovania. Sú analyzované rôzne scenáre
demontáže, skladovania resp. ukladania do úložiska. Je skúmaný vplyv poklesu aktivity
prirodzenou rádioaktívnou premenou ako aj aplikácie dekontaminačných technológií (predresp. podemontážna dekontaminácia) na množstvá materiálov uvoľniteľných do životného
prostredia resp. uložiteľných v príslušnom úložnom systéme.
1 ÚVOD
Vyraďovanie jadrových elektrární (JE) z prevádzky predstavuje komplex činností, ktoré je
vzhľadom na ich rozsah a náročnosť nutné plánovať v dostatočnom časovom predstihu.
V rámci tohto procesu predstavuje jednu z najnáročnejších úloh demontáž tzv. veľkých
komponentov. Je zrejmé, že pri navrhovaní ako aj samotnej realizácii činností spojených
s demontážou uvedenej kategórie komponentov je nutné zohľadniť množstvo faktorov, ktoré
je možné rozdeliť do nasledujúcich skupín [1]:
• Problematika demontáže – prístupy k ukladaniu vznikajúcich primárnych a
sekundárnych odpadov, bezpečnostné hľadisko a princíp ALARA, dostupnosť
zaužívaných a overených technológií, dizajn JE, prítomnosť zdvíhacích a transportných
zariadení v objekte, fyzikálno-rádiologické pomery v JE pred začiatkom projektu
-1-
•
•
•
demontáže, finančné hľadisko, problematika splnenia požiadaviek príslušných dozorných
orgánov, verejná mienka.
Problematika transportu – splnenie príslušných predpisov, technické a prevádzkové
hľadisko, finančné hľadisko, verejná mienka. Je potrebné zdôrazniť, že transport veľkého
komponentu ako 1 kus je logisticky značne náročný vo viacerých ohľadoch (rozmery,
zaťaženie vozovky a pod.). Na druhej strane, dôsledkom fragmentácie veľkého
komponentu na menšie časti je väčší počet transportov.
Spracovanie, úprava a skladovanie odpadov – druh a spôsob aplikácie
dekontaminačnej technológie (predresp. podemontážna dekontaminácia), realizácia
príslušných postupov spracovania a úpravy rádioaktívnych odpadov (RAO), pričom je
potrebné zohľadniť ich dostupnosť a nároky na skladovacie kapacity.
Uloženie do úložiska – kľúčovým je splnenie tzv. kritérií prijateľnosti pre daný úložný
systém. V prípade uvažovaného použitia novej formy upraveného odpadu (napr. tlaková
nádoba reaktora vyplnená cementovou zmesou – JE Maine Yankee, USA [2]) je nutné
schválenie príslušnými dozornými orgánmi. Tento proces schvaľovania je však časovo
a mnohokrát aj ekonomicky náročný (často je nutné vykonať úpravy v rámci úložiska).
Z uvedeného je zrejmé, že existuje viacero stratégií demontáže veľkých komponentov,
ktorých realizácia je silne závislá od miestnych pomerov v lokalite. Základné možnosti
demontáže veľkých komponentov sú uvedené v nasledujúcej podkapitole.
1.1 Stratégie demontáže veľkých komponentov
Ako bolo uvedené v predchádzajúcej časti, dôsledkom komplexnosti problematiky demontáže
veľkých komponentov je viacero scenárov nakladania s veľkými komponentmi. Vo
všeobecnosti existujú 2 prístupy demontáže veľkých komponentov:
•
•
Demontáž ako 1 kus (angl. „one-piece removal“),
Fragmentácia na menšie časti.
Podrobnejšie možno spôsoby demontáže veľkých komponentov rozdeliť nasledovne [3]:
•
•
•
Fragmentácia na mieste, skladovanie a uloženie v úložisku (angl. „cut and dispose“),
ako príklad možno uviesť JE Stade v Nemecku (672 MW, prevádzka v rokoch
1972-2003), kde bola tlaková nádoba reaktora (TNR) fragmentovaná a jednotlivé časti
umiestnené do kontajnerov pre plánované úložisko Konrad [4].
Demontáž ako 1 kus a transport do spracovateľského centra (angl. „pack and go“),
ako príklad možno uviesť JE Stade v Nemecku, kde boli 4 PG demontované ako 1 kus a
transportované loďou do spracovateľského centra Studsvik vo Švédsku, kde boli
dekontaminované, fragmentované (pomocou technológií tepelného a mechanického
delenia) a pretavené [5].
Demontáž ako 1 kus a skladovanie (angl. „pack and wait“), ako príklad možno uviesť
JE Greifswald, kde boli niektoré z PG, všetky TNR (bloky 1 až 5) a niektoré z
vnútroreaktorových častí transportované ako 1 kus do dočasného skladu v lokalite
(Interim Storage North), kde sú skladované až do doby, pokiaľ ich aktivita nepoklesne na
úroveň umožňujúcu jednoduchšiu demontáž (z pohľadu radiačnej ochrany), resp.
uvoľnenie ich častí do životného prostredia (ŽP) [6].
-2-
•
Demontáž ako 1 kus a uloženie v úložisku (angl. „pack and dispose“), ako príklad
možno uviesť JE Maine Yankee, USA, kde bola TNR (spolu s vnútroreaktorovými
časťami) vyplnená betónom a transportovaná na úložisko v lokalite Barnwell [2].
2 SITUÁCIA V SLOVENSKEJ REPUBLIKE
V Slovenskej republike sú v súčasnosti v procese vyraďovania JE A1 a JE V1 v Jaslovských
Bohuniciach. Kým prevádzka JE A1 bola ukončená po nehode v roku 1977, ukončenie
prevádzky JE V1 (bez mimoriadnych udalostí) bolo dôsledkom prístupových rokovaní
Slovenskej republiky a Európskej únie. Jadrová elektráreň V1, ktorej PG je predmetom
príspevku, sa v súčasnosti nachádza v 1. etape vyraďovania. Začiatok 2. etapy, zahrňujúcej
demontáž aktivovaných a kontaminovaných komponentov je plánovaný na 1.1.2015
s predpokladaným ukončením v roku 2025 [7]. Uvedené komponenty budú podľa [8]
demontované na mieste a časti neuvoľniteľné do ŽP budú predmetom ďalšieho spracovania
a úpravy s následným uložením v Republikovom úložisku RAO (RÚ RAO) v Mochovciach.
V uvedenej lokalite je v súčasnosti v prevádzke povrchové úložisko (PÚ) a v roku 2016 je
plánované začatie stavby úložiska veľmi nízkoaktívnych RAO (VNAO) [7]. Rozdiel medzi
povrchovým úložiskom a úložiskom VNAO je absencii niektorých inžinierskych bariér ako aj
vo forme upraveného RAO. Zároveň sú náklady na ukladanie do úložiska VNAO približne
10-krát nižšie ako v prípade ukladania do povrchového úložiska [9].
Odlišný prístup bol aplikovaný v prípade JE Greifswald v Nemecku. Napriek skutočnosti, že
uvedená JE používala rovnaký typ reaktora ako v JE V1 (typ VVER-440/230) a počas
prevádzky sa nevyskytli mimoriadne udalosti, veľké komponenty (TNR, PG,
vnútroreaktorové časti) boli demontované ako 1 kus a sú skladované v dočasnom sklade
v lokalite (Interim Storage North). Rozdiel medzi uvedenými projektmi vyraďovania možno
vysvetliť aj faktom, že v Nemecku sú v prevádzke len podpovrchové úložiská [10], z čoho
vyplýva, že náklady na ukladanie sú značne vysoké. V Slovenskej republike, ako už bolo
spomenuté, je v prevádzke povrchové úložisko a výstavba úložiska veľmi nízkoaktívnych
RAO je plánovaná v dohľadnej budúcnosti.
2.1 Charakteristika parogenerátora pre JE s reaktorom typu VVER
Ako bolo uvedené v predchádzajúcich častiach, predmetom príspevku je parogenerátor, ktorý
bol súčasťou každej zo 6 slučiek primárneho okruhu JE V1. Jeho rez je znázornený na Obr.
1:
-3-
Obr. 1 Rez parogenerátorom pre JE s reaktormi typu VVER-440 [11]
Uvedený PG pozostáva z 3 hlavných častí:
•
•
•
Plášť parogenerátora – dĺžka približne 12,9 m, celková hmotnosť 113,4 t.
2 kolektory – výška 4,2 m, vonkajší polomer 48,5 cm, každý o hmotnosti 12,7 t,
Teplovýmenné rúrky – dĺžka približne 9,7 m, celková hmotnosť 34,7 t.
Celková hmotnosť parogenerátora je približne 173 t.
Z hľadiska materiálových vlastností je plášť PG z uhlíkovej ocele 22K; materiál kolektorov
a teplovýmenných rúrok je austenitická oceľ s 0,08% uhlíka, 18% chrómu, 10% niklu and
menej než 1% titánu [12].
Vzhľadom na fakt, že parogenerátor sa nachádza v relatívne veľkej vzdialenosti od aktívnej
zóny reaktora (a teda aj neutrónového toku), jediným zdrojom aktivity je kontaminácia
vnútorných povrchov kolektorov a teplovýmenných rúrok chladivom primárneho okruhu.
Podrobnejšie sa inventáru aktivity PG venuje kap. 3.2.
3 VSTUPNÉ PREDPOKLADY PRE HODNOTENIE SCENÁROV DEMONTÁŽE
PAROGENERÁTORA
V úvodnej časti príspevku bolo uvedené, že pri voľbe stratégie demontáže ako aj manažmentu
vznikajúcich materiálov je nutné zohľadniť množstvo faktorov. V rámci analyzovaných
scenárov boli uvažované 2 vybrané aspekty:
•
•
Pred- a podemontážna dekontaminácia.
Časový pokles aktivity.
V nasledujúcich častiach budú uvedené parametre bližšie charakterizované.
3.1 Aplikácia dekontaminačných technológií
Účelom dekontaminácie môže byť zníženie dávkového príkonu v okolí zariadenia,
minimalizácia rizika ďalšieho rozšírenia kontaminácie (napr. pri rozrezaní rúrok), zníženie
-4-
triedy RAO alebo uvoľnenie do ŽP. Účinnosť dekontaminácie možno kvantifikovať tzv.
dekontaminačným faktorom (DF), ktorý možno definovať aj ako pomer dávkového príkonu
pred a po dekontaminácii.
Je potrebné rozlišovať pred- a podemontážnu dekontamináciu.
Preddemontážna dekontaminácia má za cieľ zlepšenie radiačnej situácie v okolí zariadenia,
ktoré je predmetom ďalších činností (napr. demontáže). V súčasnosti bolo realizovaných
mnoho projektov dekontaminácie ako napr. celookruhová dekontaminácia nemeckej JE
Unterweser (1410 MW, prevádzka v rokoch 1978-2011), kde DF na teplovýmenných rúrkach
PG dosahoval hodnotu 147 [13].
Z tohto dôvodu sa v analýzach uvažuje s hodnotu DF = 100.
Podemontážna dekontaminácia smeruje k zlepšeniu a zefektívneniu nasledujúcich fáz
spracovania a úpravy RAO a v určitých prípadoch umožňuje zníženie triedy RAO či
uvoľnenie do ŽP. V prípade parogenerátora je podemontážna dekontaminácia
fragmentovaných teplovýmenných rúrok vzhľadom na ich rozmery (priemer 10 mm)
problematická (je nutné ich pozdĺžne rozrezanie). Z tohto dôvodu je pri podemontážnej
dekontaminácii uvažované s DF = 10.
3.2 Časový pokles aktivity
Rádioaktívny inventár PG je tvorený predovšetkým aktivačnými produktmi (55Fe, 60Co, 63Ni).
Prítomnosť štiepnych produktov (137Cs, 90Sr) je vzhľadom na prevádzku bez mimoriadnych
udalostí výrazne limitovaná.
Hodnoty aktivít jednotlivých častí predstavujú odhadované hodnoty pre výpočet parametrov
vyraďovania JE V1 a sú uvedené v Tab. 1:
Tab. 1 Aktivity jednotlivých častí PG a ich pokles v čase
Komponent
Teplovýmenné rúrky
1 kolektor
Plášť PG
Spolu
Aktivita [Bq]
2020
4,45E+11
4,33E+08
1,15E+05
4,45E+11
2015
7,40E+11
7,20E+08
1,92E+05
7,41E+11
2025
3,37E+11
3,27E+08
8,72E+04
3,37E+11
Z uvedených hodnôt a na základe limitov stanovených v príslušných predpisoch [14] možno
skonštatovať, že plášť PG možno z hľadiska radiačnej ochrany okamžite uvoľniť do ŽP.
Ostatné časti (teplovýmenné rúrky a kolektory) bude možné uložiť v príslušnom type
úložného systému (povrchové úložisko, úložisko VNAO), resp. uvoľniť do ŽP v závislosti na
časovom poklese aktivity a aplikácii dekontaminačných technológií. Kombináciou uvedených
parametrov možno vytvoriť rôzne scenáre, ktoré sú charakterizované v nasledujúcej kapitole.
4 UVAŽOVANÉ SCENÁRE NAKLADANIA S KOMPONENTMI
PAROGENERÁTORA JE V1
Celkovo boli vytvorené 4 scenáre, reflektujúce aplikáciu predresp. podemontážnej
dekontaminácie. Zároveň je v rámci každého scenára skúmaný pokles aktivity prirodzenou
rádioaktívnou premenou (roky 2015, 2020 a 2025 – Tab. 1).
V rámci každého scenára možno identifikovať nasledovné významné činnosti:
-5-
•
•
•
•
Demontáž predstavujúca fragmentáciu teplovýmenných rúrok a kolektorov na menšie,
transportovateľné časti, problematika bola z pohľadu dávkového zaťaženia pracovníkov
čiastočne analyzovaná v [15].
Spracovanie, úprava primárnych RAO – prípadné vysokotlakové lisovanie, manipulácia
s kontajnermi v rámci spracovateľského centra (Bohunické spracovateľské centrum RAO
v Jaslovských Bohuniciach – BSC RAO). Povaha týchto činností nepredpokladá vysoké
dávkové zaťaženie (v porovnaní s demontážou).
Transport fragmentovaných častí z BSC RAO do RÚ RAO v Mochovciach (vzdialenosť
97 km).
Ukladanie upravenej formy RAO – manipulácia s kontajnermi v rámci štruktúry
príslušného úložného systému.
Celkový prehľad uvažovaných scenárov je na Obr. 2:
Koncový stav
Scenár 0
bez preddemontážnej
dekontaminácie
demontáž
bez podemontážnej
dekontaminácie
spracovanie,
úprava
transport
PÚ, VNAO
demontáž
bez podemontážnej
dekontaminácie
spracovanie,
úprava
transport
PÚ, ŽP
demontáž
DF = 10
spracovanie,
úprava
transport
VNAO, ŽP
demontáž
DF =10
spracovanie,
skladovanie
transport
ŽP
Scenár 1
DF = 100
Scenár 2
DF = 100
Scenár 3
DF = 100
Obr. 2 Schéma uvažovaných scenárov nakladania s teplovýmennými rúrkami a kolektormi parogenerátora
Problematika vplyvu času na kategóriu vznikajúcich primárnych RAO bola sčasti
analyzovaná v [16].
Scenár 0 reprezentuje tzv. nulový variant bez uvažovania akejkoľvek dekontaminácie. Je
zrejmé, že uvedený prístup je v rozpore s princípom ALARA, t.j. minimalizácii rizika
a úrovne ožiarenia na personál. Z tohto dôvodu tento scenár slúži len ako referenčný.
V rámci scenáru 0 možno vznikajúce primárne odpady (teplovýmenné rúrky) považovať
v súlade s aktuálnou legislatívou [17] za nízkoaktívne RAO, t.j. uložiteľné v povrchovom
úložisku. Kolektory bude možné po 5 rokoch (t.j. v roku 2020) preklasifikovať na VNAO.
-6-
Scenár 1 umožňuje popri redukcii dávkového zaťaženia aj uvoľnenie kolektorov do ŽP (hneď
v roku 2015).
Scenár 2 umožňuje preklasifikovanie teplovýmenných rúrok na VNAO, a to hneď v roku
2015.
Scenár 3 koncepčne vychádza zo Scenára 2 avšak s tým rozdielom, že namiesto úpravy
teplovýmenných rúrok je uvažované ich skladovanie, a to do doby, kým ich aktivita
nepoklesne na úroveň umožňujúcu ich uvoľnenie do ŽP. To je možné dosiahnuť v roku 2039,
t.j. po 24-, 19-, resp. 14-ročnom skladovaní (v závislosti na dobe začiatku demontážnych
činností). V porovnaní so Scenárom 0 tak dochádza k úspore približne 60 t ocele (pre 1 PG).
5 ZÁVER
Cieľom príspevku bolo poskytnutie základného prehľadu problematiky demontáže veľkých
komponentov uvedením stratégií demontáže ako aj faktorov ovplyvňujúcich ich voľbu.
Ťažiskom je problematika vyraďovania JE v SR, ktorá je demonštrovaná na príklade
parogenerátora JE V1. Vzhľadom na schválenú stratégiu a možnosti ukladania RAO boli
vytvorené 4 scenáre, pričom bol analyzovaný vplyv času a aplikácie dekontaminačných
technológií na možné koncové stavy primárnych RAO.
Výraznú redukciu dávkového zaťaženia (počas demontáže) predstavuje preddemontážna
dekontaminácia. Realizácia podemontážnej dekontaminácie má za cieľ predovšetkým
zníženie kategórie RAO, resp. umožnenie uvoľniť materiály do ŽP. Z prezentovaných
výsledkov je zrejmé, že kolektory je možné okamžite uvoľniť do ŽP v prípade súčasnej
aplikácie pred- a podemontážnej dekontaminácie. V prípade zamýšľaného uvoľnenia
teplovýmenných rúrok do ŽP je nutné ich ďalšie skladovanie, čo na jednej strane predstavuje
značnú úsporu materiálov i priestorov úložiska. Na druhej strane je však v takomto prípade
nutné vybudovať vhodné skladovacie priestory s inštitucionálnou kontrolou po dobu
minimálne 14 rokov, čo si vyžaduje dodatočné náklady. Taktiež je nevyhnutné zrealizovať
spracovanie, úpravu a uloženie vznikajúcich sekundárnych RAO (použité dekontaminačné
roztoky), čo môže predstavovať nezanedbateľný príspevok k celkovej kolektívnej efektívnej
dávke. Uvedené skutočnosti budú preto predmetom ďalších analýz.
Vo všeobecnosti však možno skonštatovať, že v prípade parogenerátorov JE V1 možno
optimalizovať nároky na úložné kapacity, resp. umožniť uvoľnenie ich častí do ŽP.
POĎAKOVANIE
Tento projekt bol čiastočne podporený Vedeckou grantovou agentúrou MŠVVaŠ Slovenskej
republiky grantom VEGA 1/0796/13 a nariadením číslo CD-2009-36909/39460-1:11 v rámci
projektu CONRELMAT.
[1]
[2]
Organisation for Economic Co-operation and Development – Nuclear Energy Agency.
Radioactive Waste Management Committee. The Management of Large Components from
Decommissioning to Storage and Disposal: A report of the Task Group on Large Components
of the NEA Working Party on Decommissioning and Dismantling (WPDD).
NEA/RWM/R(2012)8. Paris: OECD/NEA, 2012.
WHEELER, D., M.: Large Component Removal/Disposal. In. WM’02 Conference, February
24-28, 2002, Tucson, AZ. [online]. [cit. 10. apríl 2014]. Dostupné na internete:
<http://www.wmsym.org/archives/2002/Proceedings/44/573.pdf>.
-7-
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
[10]
[11]
[12]
[13]
[14]
[15]
[16]
KNAACK, M.: Dismantling of Large Components. [online]. [cit. 9. apríl 2014]. Dostupné na
internete:
<http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/WTSNetworks/IDN/idnfiles/WkpPlanLicencingDecomProjetc_Germany2012/WkpPlanLicencingDe
comProjetc_Germany2012-Dismantling_Large_Components-Knaack.pdf>.
LOEB, A.: RDB Rückbau im Kernkraftwerk Stade: Innovative Umsetzung. In International
Journal for Nuclear Power, ISSN 1431-5254, 2011, vol. 56, no. 3, pp. 171-175.
GEIGER, H., SCHYMKE, K.: Weltweite Logistik im gesamten Nuklear-Kreislauf: Nuclear
Cargo + Service GmbH. In International Journal for Nuclear Power, ISSN 1431-5254, 2011,
vol. 56, no. 3, pp. 169-170.
PHILIPP, M.: Die Energiewerke Nord GmbH – Der Weg vom Betreiber eines stillgelegten
russischen Kernkraftwerkes zu einem führenden Stilllegungsunternehmen in Europa. In
International Journal for Nuclear Power, ISSN 1431-5254, 2011, vol. 56, no. 3, pp. 160-164.
Národný jadrový fond na vyraďovanie jadrových zariadení a na nakladanie s vyhoretým
jadrovým palivom a rádioaktívnymi odpadmi: Stratégia záverečnej časti mierového využívania
jadrovej energie v SR. Schválená PV MH SR, 25.10.2012. [online]. [cit. 10. apríl 2014].
Dostupné na internete: <http://www.economy.gov.sk/posudzovanie-vplyvov-na-zp---strategiazaverecnej-casti-mieroveho-vyuzivania-jadrovej-energie-v-slovenskej-republike/127873s>
Jadrová a vyraďovacia spoločnosť: Zámer podľa zákona č. 24/2006 Z. z. o posudzovaní
vplyvov na životné prostredie v znení neskorších predpisov – 2. ETAPA VYRAĎOVANIA
JADROVEJ ELEKTRÁRNE V1 JASLOVSKÉ BOHUNICE, Jún 2013. [online]. [cit. 10. apríl
2014]. Dostupné na internete: <http://www.javys.sk/sk/o-spolocnosti/projekty/posudenievplyvu-2-etapy-vyradovania-je-v1-na-zp/dokumenty>.
DUTZER, M. et al. Disposal of very low level waste and safety assessment. In: Proceedings of
an International Symposium on Disposal of Low Activity Radioactive Waste, Cordoba, Spain,
13-17 December 2004. Vienna: IAEA, 2005. ISBN 92-0-102905-5, s.153-163.
Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety. Joint
Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste
Management: Report of the Federal Republic of Germany for the fourth Review Meeting in
May 2012, August 2011. [online]. [cit. 3. Jún 2013]. Dostupné na internete:
<http://www.bmu.de/fileadmin/bmuimport/files/english/pdf/application/pdf/jc_4_bericht_deutschland_en.pdf>
BARABÁŠ, K.: Jaderné elektrárny. Elektrotechnická fakulta, České vysoké učení technické v
Praze, 1985. s. 48.
International Atomic Energy Agency: Assessment and management of ageing of major nuclear
power plant components important to safety: Steam generators, IAEA-TECDOC-981. Vienna:
IAEA, 1997.
TOPF, CH. et al.: Full System Decontamination at German Nuclear Power Plant Unterweser.
In: International Journal for Nuclear Power, ISSN 1431-5254, 2013, vol. 58, no. 4, s. 216-220.
Nariadenie vlády Slovenskej republiky z 10. mája 2006 o základných bezpečnostných
požiadavkách na ochranu zdravia pracovníkov a obyvateľov pred ionizujúcim žiarením. Zbierka
zákonov č. 345/2006.
HORNÁČEK, M., NEČAS, V., BEZÁK, P.: Calculation of the dose load during dismantling of
large components in the process of decommissioning of nuclear installations. In: Proceedings of
the 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste
Management ICEM2013, September 8-12, 2013, Brussels, Belgium.
HORNÁČEK, M., NEČAS, V.: The Analysis of the Process of Dismantling of Large
Components used in Nuclear Power Plants from the Perspective of Radioactive Waste Disposal.
In: Regional Seminar on Radioactive Waste Disposal, September 8-9, 2013, Senec, Slovak
Republic. ISBN 978-80-971498-0-2.
-8-
[17] Vyhláška Úradu jadrového dozoru Slovenskej republiky z 30. januára 2012, ktorou sa
ustanovujú podrobnosti o požiadavkách pri nakladaní s jadrovými materiálmi, rádioaktívnymi
odpadmi a vyhoretým jadrovým palivom. Zbierka zákonov č. 30/2012.
-9-
HOT CELL FACILITY IN CVR
M. Miklos, O. Srba
Structural and System Diagnostics Department, Centrum Výzkumu Řež s.r.o, Řež, Czech
Republic
Tel: +420 266 14 2 323; [email protected]
ABSTRACT
Paper presents the construction of hot cell facility within the project SUSEN (Sustainable
Energy) at CVR (Research centre Rez). Design and construction as well as the instrumental
and experimental part are carried out by our company, namely the Design department and
Structural and System Diagnostics department.
The cells will be used for preparation and testing of irradiated structural materials (eight
gamma cells) and experiments with flame fluorination of pulverized fuel (two alpha cells).
Paper summarizes new approach of layout of the cells, benefits and difficulties that come out
from the layout. The project uses existing building converted for the purpose of placement of
new hot cells. Area of the existing building is one of the restricting conditions for the hot cells
construction.
The project SUSEN is fully funded by the European Union. Most components must be
purchased on the basis of competitive tendering or competitive dialogue.
1 INTRODUCTION
The Sustainable Energy Project (SUStainable ENergy, SUSEN) [2] is implemented as a
regional R&D centre in Priority Axis 2 and its objective is to act as a relevant research partner
for cooperation within the sphere of application including the establishment of partnerships
and cooperation with important European research centers.
Within this project a new complex of 10 hot cells will be build. They are divided to 8 gamma
hot cells and 2 alpha hot cells, also 1 semi-hot cell will be constructed as well. The cells will
be equipped with experimental devices for diagnostics and testing for admittance of
radioactive samples entering the hot cells, technologies for a complex samples processing
(cutting, welding machining) and set of equipment for carrying out mechanical tests (sample
preparation area, stress testing machine, impact tester, etc.) as well as to study material
microstructure (optical microscope, SEM).
The hot cells are currently under construction and must be finished and operational till the end
of 2015.
2 CONSTRUCTION PART
Design of the hot cells as well as overseeing of the construction part is being done by our
Design department. The main limitation for the design of the hot cells is the building by itself.
Limited space inside the building gives no other alternative than to build the hot cells in two
lines with their back together (fig.1). As the shielding material a stainless steel was chosen. It
has been decided to make the outer wall shielding thickness 500mm, internal wall between
hot cells 300mm with the possibility to make it wider up to 500mm. The ceiling shielding was
designed in the thickness of 400mm and the floor shielding of hot cells is 300mm. The final
design of the shielding will be decided by the supplier of the shielding in order to make the
-1-
production easier for him. Our conditions are to prevent the gamma ray shots through the
shielding, it must stand itself and cannot collapse and it must prove the shielding properties.
For the supplier we have prepared in 3D software three variants but it is upon him what layout
he will use.
Fig. 1 Design of the hot cells
In each hot cell will be a hermetic, removable box from stainless steel (fig 2), different type of
devices will be installed inside these boxes. This approach to the hermetic properties of the
hot cells allowed us maintain the condition inside very easily and if we have a reason to
change the instrumentation inside the box, we simply pull out the box and put new inside with
the new instrumentation without delay.
Fig. 2 Hermetic steel Box with holes for window, entrance for the workers and specimens
With removable boxes inside hot cells we need every connection to the instrumentation
device inside to be disconnectedly. This is very difficult task. All connections (wires, pipes,
-2-
etc.) will be managed through the bottom of the box (fig 3). Before pulling of the box out of
the hot cell all connection must be disconnected.
The hermetic box is a first barrier of the containment and it will be built from stainless steel
plates. Outer construction will be same for all other boxes. Actually we have 6 types of boxes
including the semi hot chamber. The box itself has active ventilation with filters, active waste
piping and LED light system for illumination of the work space. Inside the box will be
numerous sensors (temperature, pressure, radiation level, etc.) and cameras for better control
of the device inside. The entry for workers to the box is from top of the box. The box has also
openings in floor for the Glands where the low voltage, high voltage and piping will be
placed. Under these openings there is a shielded plate with the same thickness as the floor
shielding of the hot cells.
Fig 3 Box inside the hot cell (left) and Box with connection to the support technologies (right)
Limited space in the building did not allow to create a pre-chambers, therefore was a mobile
pre-chamber developed. It is used for entry to a hot cell for workers. The pre-chamber has its
own electrical circuit, ventilation, connector for the fresh air (for the protective suits) and
entrance doors. Door in the floor is for access to a hot cell. Pre-chamber will be equipped with
shelves for tools, overhead crane and protective suits. It will be moved via the indoor crane
and it has its swap space on the ceiling of operator halls.
Fig. 4 Mobile pre-chamber
-3-
Currently a draft of a transportation device for the specimens is known. The idea is to use a
container or cask with internal shell or another container which will be lowered through the
openings in shielding and box into the cell. It opens itself and the operator with use of
manipulators will remove the irradiated sample. The container closes itself and is pulled back
into the transportation cask.
The main operation and the problems with transport could be summarized:
Known operation:
1. Opening of shielding part of hot cell
2. Airtight connection to box
3. Opening of transportation device and box
4. Delivering of irradiated sample to box
5. Closing of transportation device and box
6. Disconnection of transportation device
7. Closing of shielding part of hot cell
Difficulties:
Access from above
Airtight connection
Heavy shielding
Precise position of device
Time-consuming
To complex for one device
Whole areas of building were the hot cells are could be divided to six parts (fig. 5):
• Box/hot cell, where the test and preparation of radioactive material will be carried out
• Operation hall, where the worker will monitor and control everything inside the cell
• Hall above the cells, where the workers will enter the hot cell, sample will be
transport and box will be change
• Operator hall ceiling, where the clean decontamination of the box will occur and new
experiment will be prepare
• Operator hall basement, where the support technologies for the devices inside the
box will be
• Cell basement, where the radioactive waste and input of media for hot cell will be.
Fig. 5 Crosscut of the hot cell building
-4-
At the operator hall ceiling, there will be space for docking station of hermetic box. At the
docking station there will be operations such as light decontamination of the box, service and
maintenance works on machinery equipment, space for mobile pre-chamber, space for other
support materials and the mobile clean air compressor.
3 INSTRUMENTATION PART
The hot cells will be equipped for manufacturing of the specimens (cutting, welding, drilling,
machining) with:
• Electrical discharge machine (EDM)
• CNC machining centre
• Electron beam welding machine (EBW)
The hot cells will be equipped for mechanical testing with:
• Universal test machine for combined axial-torsional loading up to 250kN
• High frequency resonance pulsator up to 50kN
• Electromechanical creep machine up to 50kN
• Fatigue machine
• Autoclave with water loop
The microscopes (SEM, nanointender) will be placed in the semi-hot cell. All the
technological and experimental devices will be purchase by public tender.
Fig. 6 Instrumentation devices inside hot cells
-5-
4. CONCLUSIONS
New hot cells complex will be ready and operational in 2016. The whole system will cover all
process: receiving of the material, samples preparing, mechanical testing and microstructure
observation. Due to high shielding we will be prepare for material from decommission NPP.
Our hot cells are close to research nuclear reactor LVR-15 and new irradiation facility which
will be built in project SUSEN. This allowed us to cover even the irradiation part and we will
have everything for R&D of new materials for future NPP Gen IV.
ACKNOWLEDGEMENTS: The presented work was financially supported by the SUSEN
Project CZ.1.05/2.1.00/03.0108 realized in the framework of the European Regional
Development Fund (ERDF).
REFERENCES
[1]
[2]
http://cvrez.cz
http://susen2020.cz
-6-
INSPEKCE PALIVA V ČECHÁCH
Martina Malá
Centrum výzkumu Řež s.r.o.
[email protected]
ABSTRAKT
Ačkoliv je poškozování paliva tlakovodních reaktorů běžným jevem, snahou je těmto
poškozením zabránit či je alespoň minimalizovat, prodloužit tak životnost paliva a zamezit
šíření štěpných produktů do chladiva a dále do životního prostředí. Vhodnými metodami
sledování paliva během jeho provozu se pak předchází rozvoji jeho nekontrolovatelného
chování, jež by mohlo mít závažné důsledky pro provoz elektrárny. K těmto metodám patří
poradiační monitorování, neboli inspekce paliva, pomocí vybraných technik, např. vizuální
kontrola, ultrazvuková zkouška, sipping test ad.
Inspekce paliva byly doménou zejména na západních blocích LWR, ale se současnými
narůstajícími požadavky na palivo, např. vyšší vyhoření, prodlužování palivových kampaní,
se inspekce dostávají také na východní typy paliva. V České republice se inspekce ozářeného
paliva vykonávají na JE Temelín již od roku 2003, zprvu z důvodu použití východní koncepce
reaktoru se západním typem paliva, později pak pro potvrzení nového paliva od jiného
výrobce. Od roku 2008 pak na inspekcích spolupracuje Centrum výzkumu Řež s.r.o., jehož
tým od roku 2011 působí jako nezávislá kontrola dodavatele paliva.
V rámci poradiačního programu jsou vždy během odstávky na daném bloku prováděny
kontroly stavu vybraných palivových souborů, tj. probíhá vizuální kontrola a měření zkrutu,
průhybu a délky palivového souboru.
1 ÚVOD
Pod inspekcemi paliva si lze představit např. inspekce výroby paliva ve výrobním
závodě, inspekce čerstvého paliva na elektrárně při přejímce od dodavatele, kontroly zavezení
kontejnerů na použité palivo, kontroly správnosti zavezení aktivní zóny a další. Mnohými
kontrolami prochází palivo nejen energetických reaktorů, ale také reaktorů výzkumných, kdy
inspektoři státních dozorných orgánů či IAEA kontrolují evidenci jaderných materiálů.
Problematické je zejména měření a zkoumání stavu jaderného paliva energetických
reaktorů po ozáření, během tzv. „pool-side“ inspekcí. Vysoce aktivní jaderné palivo má
vysoký zbytkový tepelný výkon a emituje γ-záření a neutrony, proto jeho inspekce musí
probíhat pod vodou v bazénech paliva. V současnosti jsou ve světě pro inspekce používány
zejména vizuální metody hodnocení, ale postupně jsou stále více používány i jiné moderní
metody měření a zkoumání (např. laser, viz [1], ultrazvuk).
Pool-side inspekce byly zavedeny v 70. letech s narůstajícími se poškozeními paliva
během provozu a byly doménou zejména západních bloků (PWR, BWR). Avšak se stále
vyššími nároky na provoz paliva v aktivní zóně (např. vyšší vyhoření, delší cykly) se inspekce
dostávají i do jiných oblastí světa (např. bloky VVER). Inspekce jsou zpětnou vazbou nejen
pro výrobce paliva, ale také pro provozovatele jaderné elektrárny. S poškozením paliva úzce
souvisí jeho výrobní proces (výrobní vady vedoucí k netěsnostem), manipulace s palivem
(poničení konstrukce paliva) a provozní parametry aktivní zóny (chemický režim, teplota,
výkon paliva a průtok chladiva aktivní zónou vedoucí např. ke korozi pokrytí, vibracím paliva
způsobující otěr pokrytí o distanční mřížky či cizí předměty, hydridaci pokrytí či interakci
-1-
palivo-pokrytí). Nejčastějšími příčinami poškození paliva PWR/VVER je koroze a otěr,
neboli fretting (grid-to-rod, otěr pokrytí paliva o distanční mřížku, a debris, otěr cizího
předmětu o pokrytí paliva) [2]. Přínosy pravidelného sledování stavu paliva spočívají
v pravidelném ověřování bezpečnostní rezervy paliva během provozu z hlediska jeho
deformací a ke včasnému podchycení nebezpečných trendů v chování paliva. Dalším
přínosem je ekonomika palivového cyklu, neboť je možné kvantifikovat projektové rezervy
paliva a podložit tak např. navýšení výkonu či vyhoření paliva.
K metodám inspekcí ozářeného paliva typu „pool-side“, tedy přímo na jaderné
elektrárně, v bazénu paliva, patří např. vizuální kontrola, ultrazvuková zkouška, měření
geometrie palivového souboru, měření oxidických vrstev vířivými proudy, sipping test.
Sipping test (více zde [3]) se od ostatních metod odlišuje tím, že se provádí ve většině případů
během vyvážení paliva z aktivní zóny, přímo na zavážecím stroji. již během provozu z měření
aktivit chladiva lze posoudit, zda je palivo těsné či nikoliv. První informace o stavu
(o těsnosti) konkrétního palivového souboru však plyne až z vyvážení zóny (ze sipping testu).
Zbylé metody jsou pak aplikovány v bazénu paliva. Součástí vybavení bloků PWR je tzv.
„fuel building“, který umožňuje vykonávat veškeré kontroly i manipulace (např. zavezení
kontejnerů použitým palivem) prakticky bez omezení. Naproti tomu inspekce na blocích
VVER jsou omezeny pouze na odstávku bloku, kdy jsou bazény paliva přístupné. Pro tyto
účely byly vyvinuty různé konstrukce, tzv. stendy; jedním z nich je právě Mobilní stend
inspekcí a oprav na JE Temelín.
2 INSPEKCE PALIVA NA JE TEMELÍN
Poradiační monitorování paliva na JE Temelín bylo zavedeno na americkém palivu
VVantage-6 (Westinghouse) z důvodu potvrzení kompatibility západního typu paliva
s východní koncepcí reaktoru. První kontroly proběhly zhruba před deseti lety na prvním
bloku. Během provozu soubory vykazovaly značné průhyby, a proto byl původní typ souboru
postupně modifikován. Konstrukce souboru byla postupně zpevňována. Pokrytí paliva, vodicí
trubky a vnitrní mřížky byly vyrobeny ze slitiny Improved Zircaloy-4. Tento design ovšem
vykazoval větší růst a prohýbání proutků a následně způsoboval nedosedání regulačních
klastrů. Soubory také vykazovaly náchylnost k opotřebení pokrytí v místech styku proutků
s distanční mřížkou (již zmiňovaný grid-to-rod fretting). K poškození pokrytí došlo již
v průběhu první kampaně na prvním bloku. Typ VVantage-6 prošel řadou konstrukčních změn
do podoby, která umožnila omezení průhybu proutků. Od roku 2007 byl do reaktoru zavážen
typ obsahující slitinu ZIRLOTM, jež umožnil omezit opotřebení vlivem grid-to-rod fretting. [2]
Od roku 2011 inspekce pokračují na palivu od ruského dodavatele TVEL (typ TVSA-T,
tzv. Alternative Fuel Assembly for Temelín NPP). Tento typ paliva je pevnější a odolnější
díky skeletu s úhelníky ze Zr slitiny. Soubory typu TVSA jsou dnes používány na blocích
VVER-1000 v Rusku, Bulharsku a na Ukrajině. Na JE Kalinin se od roku 1998 testují soubory
TVSA, typ TVSA-T byl zavezen k testování v roce 2003. Odzkoušeno bylo 108 souborů,
vizuální inspekce nepotvrdila žádné poškození. Zkušební provoz prokázal dobrou provozní
schopnost, pevnost skeletu a geometrickou stabilitu během zavážení i během provozu. [2]
Totožné výsledky prokázaly kontroly paliva na JE Temelín. Poradiační monitorování paliva
provádí primárně dodavatel paliva, TVEL, nezávislým hodnocením stavu paliva jsou pověřeni
pracovníci Centra výzkumu Řež s.r.o. Vše probíhá ve spolupráci se zaměstnanci JE Temelín,
kteří se věnují provozu a manipulacím s palivem. Během tří let prošlo kontrolou na obou
blocích v součtu přes 50 souborů. Výsledky z inspekcí potvrzují dobrý korozní i mechanický
stav paliva. [5] V roce 2014 k padesáti změřeným souborům přibude dalších zhruba 20.
Kontrolou tak projdou jednoleté, dvouleté, tříleté, ale také již čtyřleté soubory.
-2-
Inspekce paliva na JE Temelín v současnosti sestávají z vizuální inspekce celého
palivového souboru pomocí černobílé radiačně odolné podvodní kamery umístěné
na Mobilním stendu inspekcí a oprav a z měření geometrie palivového souboru (zkrut, průhyb
a délka). Při vizuální kontrole se v záběru ocitají periferní palivové proutky, úhelníky,
distanční mřížky a hlavice a patice. Kamery se používá také pro měření geometrie souboru.
3 ULTRAZVUK PRO MĚŘENÍ GEOMETRIE PALIVA
Důvodem inspekcí paliva je pravidelné ověřování bezpečnostní rezervy paliva během
provozu z hlediska jeho deformací a včasné podchycení nebezpečných trendů v chování
paliva. Proto se pracovníci CVŘ zabývají možnostmi inspekcí paliva na jaderných
elektrárnách typu VVER. Jednou takovou metodou je právě ultrazvuk, který umožňuje
s velkou přesností a rychlostí stanovit deformaci palivového souboru. V současnosti se
ultrazvuku v oblasti paliva používá zejména k identifikaci netěsných palivových proutků.
V případě aplikace této metody na měření geometrie souboru by došlo ke zkrácení doby
měření i vyhodnocování dat oproti stávající vizuální metodě, ale zároveň tato metoda nabízí
možnost navýšit počet měřených souborů při zachování současné doby inspekcí paliva během
odstávky. Nejedná se sice o novinku na trhu, avšak nabízená zařízení jsou k dispozici
většinou jen pro čtvercové soubory (např. Areva, Westinghouse). [6]
V loňském roce bylo v laboratoři CVŘ vybudováno experimentální zařízení pro měření
pozice distanční mřížky šestihranného palivového souboru. Cílem tohoto zařízení je ověřit
vhodnost použití ultrazvuku pro měření deformace (zkrutu a průhybu) ozářeného palivového
souboru typu VVER. Ultrazvukové zařízení bylo navrženo tak, aby co nejvěrněji simulovalo
podmínky při měření deformace palivového souboru v bazénu paliva. Pro realizovatelnost
však bylo nutné přijmout některá zjednodušující opatření, např. neaktivní zkoušky (tzn. bez
radiace), soubor je reprezentován pouze jednou distanční mřížkou (zatím nebyly použity
makety palivových proutků), na začátek měření nebylo uvažováno s použitím kyseliny borité
(která je součástí chladiva bazénů paliva), hydraulický tlak neodpovídá tlaku na dně bazénu
paliva, výška hladiny chladiva je dána pouze nutností ponoření ultrazvukových sond. [6]
Experimentální zařízení bylo navrženo jako skleněná nádrž s vyhříváním, vychylovacím
systémem pro šestihrannou distanční mřížku a rámem pro pohyblivé umístění ultrazvukových
sond. Vychylovací systém pro mřížku umožňuje simulovat všechny pohyby, které
charakterizují změnu její polohy při deformaci palivového souboru: posun k sondám a
od sond (projevuje se při průhybu podél strany souboru), posun zleva doprava (projevuje se
při průhybu podél jedné strany souboru) a pootočení mřížky (projevuje se při zkrutu souboru).
Jelikož je teplota v blízkém okolí palivového souboru výrazně ovlivněna konvektivním
přenosem tepla z pokrytí, je teplotní pole kolem souboru proměnné. Ultrazvukové sondy bez
teplotní kompenzace umístěné v různých výškách by tedy udávaly při stejných měřených
vzdálenostech různé hodnoty. Řešení této situace jsou dvě: buď použít sondy s teplotní
kompenzací, nebo provést kalibraci vzdálenosti se změnou teploty. Jednodušším řešením se
jeví varianta se sondami s teplotní kompenzací. Pro určení teplotní závislosti během měření je
tedy ultrazvukové zařízení možné vyhřívat. [6]
V první sadě měření byl stanovován posun mřížky v rovině simulující zkrut a průhyb
palivového souboru, zatím beze změny teploty. Z prvních výsledků měření pozic distanční
mřížky plynou následující závěry: většina hodnot rozdílu mezi nastavenou a změřenou pozicí
v případě měření průhybu souboru se pohybuje pod 0,5 mm (maximum je 0,6 mm). Rozdíly
v nastavených a detekovaných pozicích lze vysvětlit několika důvody, a to nízkou tuhostí
měřicího zařízení (zařízení se pod působením síly při nastavování mírně ohýbá), volností
zavěšení distanční mřížky, vlivem lidského faktoru při nastavování pozice a odečítání hodnot
-3-
a součtem chyb měření v různých směrech. Hodnoty rozdílu mezi nastavenou a změřenou
pozicí jsou vyšší než předpokládané, avšak pro měření deformace palivového souboru
v bazénu skladování vyhořelého paliva nejsou překážkou. V tomto případě jsou totiž
z principu eliminovány první nejzávažnější důvody, tedy vliv konstrukce experimentálního
zařízení; v případě použití automatizovaného sběru dat je vyloučen i vliv lidského faktoru
na měření. V případě simulace měření zkrutu souboru jsou rozdíly mezi nastavenou a
změřenou pozici velké. Vysvětlením může být samotná konstrukce experimentálního zařízení,
vliv lidského faktoru při nastavování a odečítání hodnot, metoda výpočtu, či nedokonalá
rovina bočního plechu distanční mřížky. Největší vliv na rozdíl v nastavených a měřených
pozicích je vlivem nedokonalé roviny bočního plechu distanční mřížky. Pro měření pootočení
distančních mřížek a zkrutu palivového souboru v bazénu skladování vyhořelého paliva se
neuplatní první dva důvody, v případě automatizovaného sběru dat je vyloučen i vliv lidského
faktoru. [6]
Další sady měření obsahující vliv různé teploty vody, příměsi kyseliny borité a radiace
na měření pokračují v roce 2014, čímž se ověří vhodnost použití metody na celý ozářený
palivový soubor.
4 ZÁVĚR
Inspekce ozářeného paliva na jaderných elektrárnách jsou důležitou součástí provozu,
neboť v sobě zahrnují zpětnou vazbu o stavu a chování paliva během provozu a umožňují
pravidelně ověřovat bezpečnostní rezervy paliva během provozu z hlediska jeho deformací a
zavčasu podchytit nebezpečné trendy v chování paliva. Dalším přínosem je ekonomika
palivového cyklu, neboť je možné kvantifikovat projektové rezervy paliva a podložit tak např.
navýšení výkonu či vyhoření paliva. Inspekce ozářeného paliva v Čechách probíhají na JE
Temelín již přes 10 let a vystřídaly západní design paliva společnosti Westinghouse
(VVantage-6) i východní design společnosti TVEL (TVSA-T). V roce 2014 to bude kolem
70 souborů typu TVSA-T, které prošly kontrolami a měřením geometrie. Inspekce ozářeného
paliva provádí primárně dodavatel paliva, pracovníci Centra výzkumu Řež zde provádí
nezávislé hodnocení stavu paliva po jednotlivých kampaních.
V rámci inspekcí paliva se pracovníci CVŘ zabývají také dalšími možnostmi, jak
inspekce zefektivnit. Jednou z možností je použití ultrazvuku pro měření geometrie souboru.
Tato možnost přináší urychlení měření i vyhodnocování dat. Pro tyto účely bylo v CVŘ
vybudováno experimentální ultrazvukové zařízení. Palivový soubor je zde simulován jednou
šestihrannou mřížkou. Na této mřížce se stanovuje odezva ultrazvukových sond na posuv
v různých směrech. Cílem zařízení je ověřit vhodnost navržené metody pro měření celého
ozářeného palivového souboru.
PODĚKOVÁNÍ
Tato činnost byla podpořena z projektu "Efektivní infrastruktura pro komercializaci
VaV, financovaného z Operačního programu Výzkum a vývoj pro inovace".
POUŽITÁ LITERATURA
[1]
Američané vyvíjejí novou metodu laserové spektroskopie pro sledování povrchu palivových
článků, web AtomInfo, http://atominfo.cz/2012/09/americane-vyvijeji-novou-metodu-laserovespektroskopie-pro-sledovani-povrchu-palivovych-clanku/
-4-
[2]
[3]
[4]
[5]
[6]
International Atomic Energy Agency. “Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors”.
Vienna: IAEA, 2010. IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-2.1.
Andrlík M., Pávková Z., Martykán M. - Hodnocení těsnosti pokrytí paliva na jaderné elektrárně
Temelín, http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/42/039/42039992.pdf
Malá M. – Inspekce a opravy paliva na JE Temelín. Jaderná energetika, transmutační a
vodíkové technologie v pracích mladé generace. Mikulášské setkání mladé generace ČNS.
Brno. 2010. Sborník ze setkání. ISBN 978-80-02-02288-6.
Malá M. - Post-irradiation inspections on TVSA-T fuel assemblies at Temelín NPP, konference
VVER 2013, Praha. 2013.
Nerud P., Malá M. - Aplikace UT pro měření deformace ozářeného PS, interní dokument CVŘ
-5-
VÝPOČET INDUKOVANEJ AKTIVITY REAKTORA VVER-440/V-230
Amine Bouhaddane, Gabriel Farkas, Vladimír Slugeň
Ústav jadrového a fyzikálneho inžinierstva FEI STU v Bratislave
[email protected]
ABSTRAKT
Pokrok v oblasti výpočtových technológií umožňuje uskutočňovať doteraz ťažko
realizovateľné simulácie a zvyšovať presnosť doterajších výpočtov. Z tohto progresu ťažia aj
kódy založené na metóde Monte Carlo. Modelovanie transportu častíc má svoje
nezastupiteľné miesto v jadrovej energetike. Príspevok sa zaoberá výpočtami transportu
neutrónov v aktívnej zóne a jej okolí, ktoré slúžia ako zdrojový člen pre výpočty aktivácie
v rámci rádiologickej charakterizácie reaktora. V tomto príspevku je využitý kód MCNPX
umožňujúci nielen výpočet hustoty toku neutrónov a reakčnej rýchlosti, ale aj samotnej
indukovanej aktivity a to v prípade výpočtu „kcode“ (výpočtu kritickosti). Výpočet je
realizovaný pre prípad reaktora VVER-440/V-230 aký sa nachádza v odstavenej jadrovej
elektrárni V-1 v Jaslovských Bohuniciach. Výsledky sú porovnané so simuláciami
uskutočnenými vo svete pre reaktory VVER-440.
1 ÚVOD
Reaktory VVER-440, prevádzkované v Slovenskej republike, patria do druhej
generácie jadrových reaktorov. Ich plánovaná doba životnosti je 30 rokov, pričom sa počíta
s jej predĺžením aspoň o desať rokov. Vzhľadom na tieto skutočnosti a dobu ich uvedenia do
prevádzky sa zvyšuje dopyt po tvorbe plánov vyraďovania a likvidácie rádioaktívneho odpadu
(RAO). Jednou z úloh, ktorá predchádza spracovaniu RAO je stanovenie inventáru
rádionuklidov. Určovanie inventáru rádionuklidov priamym meraním je finančne
i technologicky náročné, preto je výhodné mať k dispozícii validované počítačové simulácie.
Stanovenie inventáru rádionuklidov je špecifickou činnosťou, ktorá si vyžaduje znalosti
z oblasti dizajnu reaktora, jeho prevádzky, z dozimetrie a z vyraďovania jadrových zariadení.
Správny odhad inventáru rádionuklidov vedie k zníženiu nákladov ako aj k zvýšeniu radiačnej
bezpečnosti v procese vyraďovania. V tejto práci boli uskutočnené výpočty pre reaktor typu
VVER-440/V-230.
2 STANOVENIE INVENTÁRU RÁDIONUKLIDOV
Najvyššiu rádioaktivitu v jadrovom reaktore má ožiarené jadrové palivo. Po jeho
vyňatí z reaktora pozostáva inventár rádionuklidov z indukovanej aktivity a produktov
kontaminácie. V prípade, že sa počas prevádzky reaktora nevyskytla žiadna nehoda, tvoria
aktivačné produkty až 99% aktivity [1]. Preto sa bude nasledujúci text venovať už len
indukovanej aktivite. Indukovanú aktivitu tvoria aktivačné produkty viazané v konštrukčných
materiáloch reaktora. Väčšinou teda ide o konštrukčné časti vo vnútri tlakovej nádoby
reaktora, ale patrí sem aj tepelné a biologické tienenie pozostávajúce z betónu ako aj oblasti
-1-
bazéna skladovania vyhoreného jadrového paliva (VJP) pri reaktore a skladovacie koše VJP
v medzisklade VJP.
Precízna znalosť inventáru rádionuklidov umožňuje stanoviť radiačné podmienky
v priebehu vyraďovania, čo má vplyv na: proces výberu scenára vyraďovania, nasadenie
rôznych druhov techník demontáže, posúdenie potreby a spôsobu dekontaminácie, výber
metódy spracovania RAO a v neposlednom rade na zníženie dávkového zaťaženia
pracovníkov. Preto je cieľom charakterizačného programu získať reprezentatívne výpočty, in
situ merania a analýzy vzoriek, ktoré poskytujú lepšie porozumenie radiačnej situácii, ktorá
nastane počas samotného vyraďovania.
2.1 Výpočet inventáru rádionuklidov
V ideálnom prípade sú k dispozícii vzorky ožiarených materiálov vhodné pre
uskutočnenie laboratórnych analýz na určenie aktivít a koncentrácií jednotlivých
rádionuklidov. Avšak získať takéto vzorky môže byť do značnej miery finančne
a technologicky náročné, pretože dávkový príkon v blízkosti aktivovaných komponentov sa
pohybuje v rádoch Gy/h [1]. Z týchto dôvodov narastá potreba validovaných počítačových
kódov a metodiky pre výpočet indukovanej aktivity v reaktore a v jeho bezprostrednom okolí.
Základným predpokladom pre výpočet indukovanej aktivity je znalosť priestorového
a energetického rozdelenia hustoty toku neutrónov v systéme. Hustota toku neutrónov je
následne použitá pre stanovenie výťažkov reakcií jednotlivých rodičovských nuklidov,
ktorých dcérske rádionuklidy produkujú ionizujúce žiarenie. Tieto výťažky reakcií sú na
základe definovaných parametrov (doba ožarovania, doba po ožiarení) prevedené na
špecifickú (hmotnostnú) aktivitu konkrétnych rádionuklidov. Na záver nasleduje výpočet
celkovej aktivity komponentu na základe „známej“ koncentrácie rodičovských nuklidov
v materiály, z ktorého je komponent vyrobený a na základe celkovej hmotnosti komponentu.
Pod „známou“ koncentráciou sa rozumie priemerná hodnota zobratá z vzorkovacieho
programu alebo predpokladaná na základe iného relevantného zdroja (napr. informácie od
konštruktérov) [1].
Prvé komplexné výpočty inventáru rádionuklidov pre reaktory VVER-440 boli
uskutočnené v druhej polovici 90-tych rokov vo Fínsku (VTT Energy) pre jadrovú elektráreň
(JE) Loviisa [2], [3], [4], [5]. Ďalšie výpočty pre reaktory tohto typu boli vykonané pre JE
Kola v Rusku [6], pre JE Dukovany v Českej republike [7], pre JE V-1 Jaslovské Bohunice na
Slovensku [8] a pre Arménsku JE a JE Paks v Maďarsku [9]. Podobné výpočty pre iné typy
jadrových reaktorov možno nájsť o. i. v publikáciách [1], [10], [11], [12]. Výpočty sa líšia
v použití výpočtových kódov. Niektoré z nich už dnes nie sú používané, ďalšie sa v súčasnosti
naďalej vyvýjajú. V nasledujúcom výpočte by som chcel poukázať na možnosť výpočtu
inventáru rádionuklidov za použitia kódu MCNPX.
2.2 Výpočet kódom MCNPX
Vo výpočtoch bol použitý kód MCNPX (Monte Carlo N-Particle eXtended), verzia
2.7.0. MCNPX je všeobecný Monte Carlo transportný kód pre modelovanie interakcie
žiarenia s látkou. Jeho najväčšou výhodou je možnosť trojrozmerného modelovania reaktora
a jeho komponentov. Takisto používa pre výpočet transportu neutrónov spojité energetické
spektrum neutrónov [13]. Toto je zabezpečené použitím spojitých účinno-prierezných knižníc
(napríklad validované ENDF/B-VII.0). Výpočet v tejto práci bol uskutočnený v móde
kritickosti („kcode“) využívajúc schopnosť kódu MCNPX (zabudovaný modul CINDER‘90)
počítať vyhorievanie/aktiváciu prostredníctvom vstupu „BURN“.
-2-
Na základe technickej dokumentácie pre reaktor typu VVER-440/V-230 bolo možné
zostrojiť zjednodušený model tohto reaktora, ktorý môže byť ďalej upravený alebo
prispôsobený pre ďalšie výpočty. Model pozostáva z aktívnej zóny (palivové kazety bez
profilácie obohatenia, automatické regulačné kazety (ARK) a tieniace kazety), vnútorných
konštrukčných častí reaktora (kôš aktívnej zóny, šachta reaktora) a je ohraničený tlakovou
nádobou reaktora, takže hlavné konštrukčné časti boli zachované. Ide o šestinový model
využívajúci symetrickú geometriu tohto typu reaktora (pozri Obr. 1).
Materiálové údaje boli stanovené pre strednú teplotu chladiva 280°C. Chemické
zloženie paliva bolo určené podľa dostupných údajov napočítaných pre palivo s obohatením
3,82% o 235U. Stredná pozícia 6-tej skupiny ARK bola na základe technickej dokumentácie
stanovená vo výške 175 cm. Poslednou časťou prípravy vstupného súboru bolo určenie
kritickej koncentrácie kyseliny boritej. Táto úloha bola riešená iteračným výpočtom v kóde
MCNP5.
Obr. 1 Horizontálny rez šestinovým modelom aktívnej zóny reaktora VVER-440/V230 v programe
MCNPX. 1 – tlaková nádoba reaktora (TNR), 2 – austenitický a silový návar výstelky TNR, 3 –
chladivo, 4 – šachta reaktora, 5 – kôš aktívnej zóny, 6 – tieniaca kazeta (TK), 7 – palivová kazeta, 8 –
kazeta automatickej ochrany, regulovania a kompenzácii, 9 – ARK 6. skupiny.
3 VÝPOČET A VÝSLEDKY
Výpočet bol uskutočnený pre tieniace kazety, pretože ide o komponent v tesnej
blízkosti aktívnej zóny, čo znižuje výpočtový čas a neistotu. Druh potenciálne sa
vyskytujúcich rádionuklidov vychádza z chemického zloženia konštrukčného materiálu.
Niektoré z nich môžu byť zanedbané kvôli ich neutrónovo-fyzikálnym vlastnostiam ako sú
napr. nízka miera aktivácie alebo krátka doba polpremeny. Tieniace kazety boli vyrobené z
austenitickej ocele 08Ch18N10T (rovnako ako kôš aktívnej zóny alebo šachta reaktora).
Zadané chemické zloženie je uvedené v Tab. 1 (v prípade intervalovo určeného obsahu prvku
bola použitá stredná hodnota).
Tab. 1: Chemické zloženie ocele 08Ch18N10T [14]
C
N
Si
P
S
Ti V Cr Mn
Fe
Co Ni Mo W
Prvok
Zastúpenie
0,08 0,05 0,8 0,035 0,02 0,5 0,2 18 1,5 68,065 0,05 10 0,5 0,2
[hm. %]
-3-
Výpočty boli uskutočnené pre prvých 15 kampaní po inštalácií tieniacich kaziet do
reaktora. Stredná hodnota vyhorenia na jednu kampaň bola stanovená na 16 MWd/kgU.
Veľká väčšina aktivity bola tvorená aktivitou rádionuklidov s krátkou dobou polpremeny,
ktoré sa rozpadnú v prvých mesiacoch po odstavení reaktora. Preto bola v rámci celkovej
aktivity uvažovaná len aktivita rádionuklidov s dobou polpremeny na úrovni približne
jedného roka a viac. Neistota MCNPX výpočtov je odhadovaná do 5%. Výsledky sú
napočítané pre dobu odstavenia jadrového reaktora.
Tab. 2 Celková aktivita vybraných rádionuklidov po 15 kampaniach pre jednu TK
Rádionuklid
T1/2
Druh žiarenia
Ai [Bq]
55
Fe
2,73 r
EC (X)
4,69E+15
60
Co
5,2714 r
β- (γ)
8,41E+14
54
Mn
312,3 d
EC (γ)
3,57E+14
63
Ni
100,1 r
β1,95E+14
57
Co
271,79 d
EC
3,92E+12
59
Ni
7,6E04 r
EC (X)
1,18E+12
93
Mo
4,0E03 r
EC (X)
2,54E+10
94
Nb
2,03E04 r
β- (γ)
6,15E+06
Celková aktivita vybraných rádionuklidov:
6,09E+15
*EC – elektrónový záchyt, X – emisia röntgenovského žiarenia
Obr. 2 znázorňuje priebeh celkovej aktivity vybraných rádionuklidov (pozri Tab. 2) vo
všetkých 36 tieniacich kazetách po inštalácii do aktívnej zóny reaktora prvého bloku JE V-1
pred začiatkom trinástej kampane. Vypočítané hodnoty v grafe potvrdzujú exponenciálny (1e-λτ) priebeh aktivačného procesu. Odchýlky od exponenciálneho trendu sú spôsobené
rozličnými dobami trvania kampaní a jednotlivých odstávok medzi nimi, počas ktorých
dochádza k premene rádionuklidov.
Výsledky pre tieniace kazety boli porovnané (pozri Tab. 3) s údajmi publikovanými v
[15] pre fínske [4] a ruské [6] výpočty. Konkrétne išlo o porovnanie hodnôt špecifickej
aktivity, pri ktorých je obzvlášť nutné vziať do úvahy podmienky výpočtu. Výpočty pre JE
Loviisa boli uskutočnené 1-D transportným kódom ANISN a pre odhad inventáru
rádionuklidov bol použitý kód ORIGEN-S. Výsledky sa k sebe približujú, keď uvážime rôznu
dĺžku doby ožarovania.
Tab. 3 Celková špecifická aktivita tieniacich kaziet reaktora VVER-440 v rôznych JE
JE Jaslovské Bohunice (1)
JE Loviisa (2)
JE Kola (3)
Lokalita
Aktivita TK [GBq/t]
7,7E+07
1,6E+06
2,3E+07
(1) priemerná aktivita vybraných rádionuklidov (Tab. 2) po 15 rokoch prevádzky, (2)
maximálna povrchová aktivita po 30 rokoch prevádzky, (3) údaje k roku 2010, bez
doplňujúcich informácií.
-4-
Obr. 2 Priebeh celkovej aktivity vybraných rádionuklidov (Tab. 2 +58Co a 59Fe) vo všetkých tieniacich
kazetách 1. Bloku JE V-1 v priebehu 15 kampaní po inštalácii do reaktora
V priebehu prvých rokov po odstavení reaktora prudko klesá aktivita krátkožijúcich
rádionuklidov (napr. 58Co T1/2=70,86 dní , 59Fe T1/2=44.503 dní, Obr. 3) a hlavnú úlohu
v celkovej aktivite preberajú dlhšie žijúce rádionuklidy (Obr. 3). Výsledky ukazujú, že 55Fe
(doba polpremeny 2,73 rokov) je najdôležitejším aktivačným produktom v prvej dekáde po
ukončení prevádzky reaktora. V ďalších rokoch budú mať najväčší podiel na celkovej aktivite
tieniacich kaziet rádionuklidy 60Co (doba polpremeny 5,2714 rokov) a následne 63Ni (doba
polpremeny 100,1 rokov).
Obr. 3 Priebeh celkovej aktivity vybraných rádionuklidov počas prvých 50 rokov po odstavení
reaktora (v logaritmickej mierke).
-5-
4 ZÁVER
Možnosť výpočtového stanovenia inventáru rádionuklidov pomocou kódu MCNPX
bola prezentovaná na príklade výpočtu pre tieniace kazety reaktora typu VVER-440/V230
aký bol použitý v JE V-1 v Jaslovských Bohuniciach. Výsledky výpočtov boli porovnané
s hodnotami výpočtov uskutočnených pre reaktory VVER-440 v rôznych lokalitách (Kola,
Loviisa). Údaje vychádzajú z prevádzkovej histórie reaktora počas 15 kampaní po inštalácii
tieniacich kaziet. Výsledky potvrdzujú, že najvýznamnejšími rádionuklidmi z hľadiska
rádioaktivity v priebehu likvidácie jednotlivých komponentov sú 55Fe (prvých 10 rokov), 60Co
(10 - 50 rokov) a 63Ni (počas celého vyraďovania). V ďalších výpočtoch by bolo vhodné
uvážiť rôznu mieru aktivácie komponentov v radiálnom ako aj axiálnom smere a takisto vplyv
prevádzkových parametrov na mieru aktivácie. Kód MCNPX môže byť vhodným nástrojom
pre výpočet inventáru rádionuklidov v komponentoch reaktora.
POĎAKOVANIE
Autori ďakujú podpore projektom VEGA 1/0366/12 a VEGA 1/0204/13 ako aj APVV
DO7RP-005-12.
[1]
International Atomic Energy Agency. Radiological Characterization of Shut Down Nuclear
Reactors for Decommissioning Purposes. Vienna : IAEA, 1998. ISBN 92–0–103198–X.
[2]
NYKYRI, M., ANTILLA, M., „The Activated Metal Waste at Olkiluoto Power Plant - The
Arisings, Activity and Packaging for Disposal. Report YJT-85-31,“ Nuclear Waste Commission
of Finnish Power Companies, October 1985.
[3]
F. WASASTJERNA, „Flux Calculations for Determination of the Activity Inventory in the
Loviisa-1 and 2 Nuclear Power Stations.Technical report, FVO/VLJ Repository 89-3,“ Imatran
Voima Power Company, 1989.
[4]
ANTILLA, M. et al. Activity Inventory of the Activated Decommissioning Waste of the Loviisa
Nuclear Power Plant, Rep. YJT-89-02. s.l. : Nuclear Waste Commission of Finnish Power
Companies, 1989.
[5]
P. SALONEN, „Analysis of the Concretes of the Biological Shields of the Loviisa and
Olkiluoto Nuclear Power Plants. Technical Report TVO/VLJ Repository 89-03,“ Teollisuuden
Voima Oy, February 1989.
[6]
ENGELMANN, H.J., MELNIKOV, N.N. Decommissioning Plans of Nuclear Facilities in the
Regions of Murmansk and Archangelsk in Northwest Russia. s.l. : Kontec Gesellschaft für
Technische Kommunikation mbH, 1997.
SMUTNÝ, V., HEP, J., NOVOSAD, P., „The Change of Austenitic Stainless Stell Elements
Content in the Inner Parts of VVER-440 Reactor During Operation,“ rev. 13th International
Symposium. Reactor Dosimetry State of the Art 2008: pp. 220-227., Akersloot, The
Netherlands, 2009.
[7]
[8]
KRIŠTOFOVÁ, K., RAPANT, T., SVITEK, J., „Radiological Characterization of V1 NPP
Technological systems & Buildings - Activation,“ rev. Workshop on Radiological
Characterisation for Decommissioning, Studsvik, Sweden, April 2012.
[9]
SZABOLCS, C., FEHÉR, S., „Conclusions of Activation Analyses of Two Different VVER440 NPPs,“ rev. AER Working Group C and G meeting, Paks, 23 May 2013.
-6-
[10] EZURE H. Survey of estimation methods for radioactive inventory in nuclear reactors to be
decommissioned. Journal of Nuclear Science and Technology, 1998, vol.35, no.5, pp. 379-391.
[11] K. KRIŠTOFOVÁ, "Výpočtové stanovenie indukovanej aktivity reaktora KS-150 pre účely
vyraďovania". Dissertation work., Bratislava: FEI STU, 2005.
[12] HEP, J., KONEČNÁ, A., VALENTA, V., „Výpočty pro likvidaci JE A1 Jaslovské Bohunice.
Ae10043/Dok Rev.1, 30 s,“ Škoda JS a.s., Plzeň, 2000.
-7-
POSÚDENIE SEIZMICKEJ ODOLNOSTI ZARIADENÍ ANLYTICKOU A
EXPERIMENTÁLNOU METÓDOU
Andrea Horniaková
Divízia prípravy prevádzky JE, VUJE, a.s., Okružná 5, 918 64 Trnava, Slovenská republika
[email protected]
ABSTRAKT
Príspevok sa zoberá posúdením seizmickej odolnosti zariadení analytickou a experimentálnou
metódou. Jednoduché vysvetlenie seizmickej udalosti a jej delenie. Z hľadiska seizmickej
odolnosti je dôležité poznať konštrukcie zariadení/komponentov a systémov vyskytujúcich sa
v jadrových elektrárňach – ukážka niektorých modelov. Popis jednotlivých metód analýz.
Experimentálna metóda – priebeh experimentálnej analýzy:
- predpríprava merania
- meranie dát
- analýza a vyhodnotenie dát
Analytická – výpočtová metóda MKP
- príprava výpočtového modelu
- výpočtový model a možnosti výpočtov
- analýza a vyhodnotenie dát získaných výpočtom
1 ÚVOD
Článok sa zaoberá hodnotením seizmickej udalosti zariadení inštalovaných v jadrových
elektrárňach analytickou a experimentálnou metódou. Popisuje základné informácie
seizmickej udalosti a základné delenie konštrukcie zariadení/komponentov vyskytujúcich sa
v jadrových elektrárňach. Na Obr. 1., 2., 3., 4., 5., 6., sú znázornené výpočtové modely
zariadení, ktoré sú reálne inštalované v JE. V projekte bol použitý SW ANSYS –
modelovanie 3D modelu DesignModeler, simulácia a výpočet Workbench 14.5 (metódou
konečných prvkov). Softvér:VibrationVIEW 10, LabVIEW 2010, Total Comander slúžia na
vyhodnocovanie nameraných dát z experimentu.
Projekt - hodnotenie seizmickej udalosti analytickou a experimentálnou metódou sa
uskutočnil na skúšobnej vzorke Obr. 7.
2 SEIZMICKÁ UDALOSŤ – ZEMETRASENIE
Zemetrasenie je činnosť (chvenie, vibrácie) za určité obdobie, spôsobené prírodnými
javmi alebo ľudskou činnosťou a činnosťou zariadení s vplyvom na danú lokalitu a jej okolie.
Rozlišujem dva druhy seizmickej udalosti:
Prírodná
sú zemetrasenia, dej ktorý má krátku dobu trvania a dosah
v kilometroch a frekvencie 0,5 – 33 Hz. Najčastejšie to býva
pohyb tektonických dosiek, vulkanická činnosť.
-1-
Indukovaná
je spojená s ľudskou činnosťou ako napríklad: explózie, ťažba
nerastných surovín, doprava, činnosti strojov a podobne. Môže
mať ustálený charakter, dosah v metroch a frekvencia 2-100 Hz.
3 KONŠTRUKCIE ZARIADENÍ/KOMPONENTOV A SYSTÉMOV VYSKYTUJÚCE
SA V JE
V JE sa vyskytuje veľké množstvo zariadení. Konštrukcie komponentov a systémov
vyskytujúce sa v JE majú takéto špecifikácie:
tuhé
poddajné
nádoby (prázdne, naplnené kvapalinou)
Obr. 1.: Model čerpadla s elektrickým pohonom
Obr. 2.: Prvý vlastný tvar kmitania,
frekvencia – 317,6 Hz
Obr. 2.: z modálnej analýzy vyplýva že zariadenie má charakter tuhej konštrukcie, prvý
vlastný tvar kmitania je až pri frekvencii – 317,6 Hz.
Obr. 3.: Model oceľovej konštrukcie vrátane zariadení
frekvencia – 5,4Hz
Obr. 4.: z modálnej analýzy vyplýva že zariadenie má charakter pružnej konštrukcie, prvý
vlastný tvar kmitania je pri frekvencii – 5,4 Hz.
-2-
Obr. 5.: Model konštrukcie zásobnej nádrže
frekvencia – 8,6Hz
Obr. 6.: z modálnej analýzy vyplýva že zariadenie má charakter pružnej konštrukcie avšak
nádoby sú zaujímavé z hľadiska, že môžu byť naplnené do rôznej úrovne, prvý vlastný tvar
kmitania je pri frekvencii – 8,6 Hz.
4 METÓDY ANALÝZ
Posudzovanie seizmickej a vibračnej odolnosti je možné vykonať rôznymi metódami.
4.1 Experimentálna metóda
Experimentálna metóda sa používa najčastejšie. Slúži hlavne na overenie funkčnosti
zariadení. Často býva požadovaná z hľadiska verifikácie analytickej metódy, alebo keď
analytická metóda nedáva požadované výsledky. Skúšobná vzorka reprezentuje typovú radu.
Skúšobná vzorka aby mohla byť testovaná sa musí vždy čo najviac priblížiť reálnym,
prevádzkovým podmienkam.
Obr. 7.: Skúšobná vzorka na seizmickej stolici
-3-
Priebeh experimentálnej analýzy
Predpríprava merania:
vytvorenie siete meracích bodov,
určenie budiaceho/meracieho bodu,
uloženie meranej štruktúry,
výber spôsobu budenia,
výber snímačov sily a zrýchlenia,
kalibrácia snímačov,
nastavenie analyzátora.
Meranie dát:
uchytenie snímačov,
vybudenie štruktúry zvoleným budičom,
záznam jednotlivých frekvenčných prenosových funkcií (FRF) v jednotlivých
meracích/budiacich bodoch.
Analýza a vyhodnotenie nameraných dát.
pri vyhovujúcich výsledkoch – záverečný protokol + technická správa,
pri nevyhovujúcich výsledkoch navrhnúť požadované opatrenia napr.
zodolnenie.
4.1.1 Meranie zrýchlení na skúšobnom stande
Snímač 1 – umiestnený v hornej časti
konštrukcie merajúci zrýchlenie v
smere budenia hydraulickým valcom
konštrukcie merajúci zrýchlenie v smere
priečnom voči budeniu hydraulickým
valcom
Obr. 8.: Konštrukcia schematicky
Snímač 4 – umiestnený v spodnej časti
-4-
Legenda:
Snímač 1
Snímač 2
Snímač 3
Snímač 4
Obr. 9.: Frekvenčné spektrum
Obr. 9. Znázorňuje namerané frekvenčné spektrá v danom snímači.
Legenda:
Snímač 1
Snímač 2
Snímač 3
Snímač 4
Obr. 10.: Seizmická skúška
Obr. 10. znázorňuje namerané zrýchlenia a výchylky v danom snímači.
-5-
4.2 Analytická – výpočtová metóda MKP
Analytická metóda sa využíva v prípade nadrozmerných zariadeniach, alebo keď
zariadenie/konštrukcia majú jednoduchý mechanický systém. Často sa výpočtová metóda
požíva aj pri návrhoch prototypov.
Často používaný softvér pre výpočet seizmickej odolnosti metódou konečných prvkov
je ANSYS, je verifikovaný a validovaný v súlade s príslušným systémom zabezpečenia
kvality ISO 9001, ANSI / ASME NQA-1.
ANSYS môže pracovať v dvoch platformách:
APDL – staršia platforma, ktorá sa už ďalej nevyvíja
ANSYS Workbench – platforma, ktorá sa stále vyvíja a je v popredí
Základné kroky výpočtového modelu – MKP
Príprava výpočtového modelu:
vytvorenie 3D modelu (CAD systém, alebo priamo v SW ANSYS – APDL ,
Workbench - DesignModeler),
zadanie materiálových vlastností napr.: medza klzu (σKt), Youngov modul pružnosti,
hustota, poissonova konštanta,
model MKP konštrukcie – sieťovanie v SW ANSYS.
Obr. 11.: Výpočtový model
Výpočtový model a možnosti výpočtov:
zadanie počiatočných podmienok a zaťaženia,
statická analýza, analýza priebehov napätí v konštrukcii od gravitácie,
modálna analýza, určenie vlastných frekvencií, vlastných tvarov kmitania, ktoré je
potrebné uvažovať v spektrálnej analýze. Modálna analýza súvisí s voľným kmitaním
sústav. Toto voľné kmitanie sústav je popísané maticou pohybovou rovnicou v tvare:
kde M je symetrická matica hmotnosti sústavy, K symetrická matica tuhosti sústavy a
B je tlmenie sústavy
Obr. 12.: Výpočtový model – statická analýza
-6-
Obr. 13.: Výpočtový model – modálna analýza (prvé tri vlastné tvary)
dynamická analýza, priebehy napätí od výsledného (statického + seizmického)
namáhania a hodnoty síl v kotvení konštrukcie,
dynamická analýza, priebehy napätí od výsledného (statického + technologického)
namáhania a hodnoty síl v kotvení konštrukcie.
Analýza a vyhodnotenie dát získaných výpočtom.
pri vyhovujúcich výsledkoch – technická správa,
pri nevyhovujúcich výsledkoch navrhnúť požadované opatrenia napr. zodolnenie.
Obr. 14.: Výpočtový model - budiace spektrum a seizmická analýza
5 ZÁVER
Príspevok sa zaoberal základným vysvetlením seizmickej udalosti a základným delením
konštrukcií zariadení inštalovaných v jadrových elektrárňach. Následne boli v článku
popísané základné postupy experimentálnej a analytickej metódy overenia seizmickej udalosti
zariadení a ich využitie v praxi.
-7-
[1]
[2]
[3]
[4]
ŽIARAN, S., Technická diagnostika. – 1. - Bratislava: STU 332p. ISBN 978-80-227-4051-7.
https://ksm.fsv.cvut.cz/homeworks/student/DYN1/DYN1_07.pdf
http://www.sjf.tuke.sk/transferinovacii/pages/archiv/transfer/19- 2011/pdf/178-184.pdf
Brüel & Kjaer: Zkoušení konstrukcí; Část II: Analýza vidů kmitání a modelování. 70 p.,
Firemní brožura
-8-
NAPÄŤOVÉ A SKRATOVÉ POMERY VO VLASTNEJ SPOTREBE JADROVEJ
ELEKTRÁRNE PRI ROZBEHU MOTOROV
Peter Heretik
Ústav elektroenergetiky a aplikovanej elektrotechniky FEI STU, Slovenská Technická
Univerzita, Ilkovičova 3, 812 19 Bratislava, Slovenská republika
[email protected]
ABSTRAKT
Hlavným cieľom tohto príspevku je predstaviť dizajn elektrických zariadení v JE. Dizajn by
mal zobrať do úvahy prevádzkové podmienky, medzi ktoré patrí pokles napätia na
prípojniciach elektrických zariadení a skratové pomery na prípojniciach.
Daný článok je zameraný na podmienky úbytkov napätí a skratových výpočtov pre model
vlastnej spotreby. Pre simuláciu prevádzky vlastnej spotreby jadrovej elektrárni bol vytvorený
model, ktorý pozostával z hlavnej siete, generátora, transformátorov a motorov. Pre výpočet
boli použité katalógové údaje komponentov priamo od výrobcov. Napäťové pomery boli
vypočítané v programoch ETAP a MATLAB a porovnané s teoretickými výpočtami. Pre
výpočet skratových pomerov boli takisto použité uvedené programy.
1 ÚVOD
Cieľom článku je simulácia dynamických vlastností asynchrónnych motorov
zapojených do vlastnej spotreby jadrovej elektrárne. Daný článok je zameraný na rozbeh
skupiny motorov, dynamické vlastnosti pri rozbehu a pri skrate. V projekte boli použité
programy ETAP a MATLAB/Simulink. Vstupné parametre boli poskytnuté výrobcom.
Posudzované parametre dynamických vlastností motorov budú napäťové pomery
asynchrónnych motorov spúšťaných či už skupinovo alebo samostatne a skratové pomery.
Napájanie vlastnej spotreby je v tomto projekte riešené cez dvojvinuťový transformátor
1 ktorý je pripojený na tvrdú sieť. Boli použité 3 asynchrónne motory, ktoré boli zapojené
paralelne. Na Obr. 1 a Obr. 2 sú zobrazené použité schémy v tomto projekte. Napäťové
pomery v oboch prípadoch, či už s generátorom alebo bez, sú riešené teoretickým výpočtom a
následne porovnané so simuláciami programov ETAP a MATLAB/Simulink.
2 POPIS SCHÉM A PARAMETRE JEDNOTLIVÝCH PRVKOV
Na nasledujúcich obrázkoch Obr. 1 a Obr. 2 sú znázornené principiálne schémy modelu
rozdelené do blokov. Jednotlivé schémy sa skladajú z:
• Bloku napájania
• Bloku transformácie a spínania
• Bloku motorov
Vstupné parametre jednotlivých prvkov použitých v schémach, ktoré boli následne
použité pre výpočty a simulácie, sú zobrané v nasledujúcich tabuľkách. Blok transformácie a
spínania pozostáva z dvoch dvojvinuťových transformátorov trojfázových výkonových
vypínačov.
-1-
Obr. 2: Principiálna schéma 2
Obr. 1: Principiálna schéma 1
3 KONTROLA NAPÄŤOVÝCH POMEROV
Bol namodelovaný prípad, kde najväčší motor M2 je spúšťaný súčasne s motorom M1.
Počas tohto kroku klesne napätie na motorovej prípojnici Bus 2 na Obr. 1 a Obr. 2. Po
ustálení tohto napätia, teda v čase, keď motory M1 a M2 dosiahnu ustálené otáčky, pripojí sa
ešte motor M3, čo ma za následok ďalší skokový pokles napätia a nakoniec ustálenie na
určitej napäťovej hladine. Táto situácia je rovnaká pre obe schémy zapojenia.
3.1 Napäťové pomery pri zapojení schémy 1
3.1.1 Teoretický výpočet
Pri teoretickom výpočte sa uvažuje úbytok napätia vytvorený súčtom prúdov motorov
na transformátore. Impedancia transformátora sa mení v závislostí od pretekaných prúdov
transformátorom. Pri prúdoch vyšších ako nominálnych je magnetický obvod transformátora
nasýtený a preto sa ďalej vo výpočtoch uvažuje s jeho nominálnou impedanciou Ztn. Prúdy
motorov boli použíté zo simulácii v programe ETAP, nakoľko záťaž nebola nominálna ale
mala určitý priebeh, ktorý bol v tomto programe namodelovaný pomocou mocninovej
funkcie. Impedancia siete sa pre jej malú hodnotu pri ďalších výpočtoch zanedbáva.
Nábeh motorov M1 a M2
Prúd cez transformátor je súčet záberových prúdov motorov odčítaných zo simulácie v
programe ETAP. Prúd M1 bol 920A a prúd M2 2808 A , čo dokopy dáva 3728 A. Keďže
nominálny prúd transformátora na sekundárnej strane je 2598 A, impedancia transformátora
bude Zt1n.
(1)
(2)
Ustálenie motorov M1 a M2
Prúd cez transformátor je súčet ustálených prúdov motorov M1 a M2, teda 147 A + 750
A = 897 A. Tento prúd je menší než nominálny prúd transformátora na sekundárnej strane,
preto bude vzťah pre impedanciu transformátora nasledovný:
(3)
(4)
-2-
Nábeh motora M3
Motor M3 nabieha po ustálení motorov M1 a M2. Preto sa sčítavajú ustálené prúdy
motorov M1 a M2 (897 A) s nábehovým prúdom M3 (761,5 A). Výsledná hodnota 1658,5 A
je nižšia ako nominálna. Bude preto potrebné vyrátať Zt.
(5)
(6)
Ustálenie motorov M1, M2, M3
Prúd transformátora sa vypočíta ako súčet ustálených prúdov motorov M1, M2 a M3
odčítaných zo simulácie v programe ETAP.
(7)
(8)
Pre tento prípad nebude zanedbaná impedancia siete, z dôvodu porovnania tejto
hodnoty v ďalšej sekcii s vplyvom generátora.
(10)
3.1.2 Simulácia v programe MATLAB/Simulink
Na základe Obr. 1 bola namodelovaná celá sústava v programe MATLAB/Simulink,
ktorá je zobrazená na nasledujúcom obrázku Obr. 3.
Obr. 3: Model podľa schémy 1 v programe
MATLAB/Simulink
Obr. 4: Model podľa schémy 2 v programe
MATLAB/Simulink
Z dôvodu zjednodušenia výsledkov a rýchlejšej simulácie bola v bloku powergui
zvolená fázorová metóda výpočtu, kde ako vzťažná frekvencia bola zadaná frekvencia
sústavy, t.j. 50 Hz.
Trojfázová rezistancia zapojená paralelne ku každému motoru bola zvolená z dôvodu,
že program MATLAB/Simulink nedovolí zapojenie transformátora a motora do série. Každá
z rezistancií má 100 MΩ, aby prúd tečúci cez tieto rezistancie bol minimálny a neovplyvňoval
výsledky simulácie.
Postup spúšťania jednotlivých motorov je nasledovný:
1. Motor 1 (2650kW) + Motor 2 (11650 kW) sa spustia súčasne v čase 0 sekúnd
2. Po ustálení motorov sa spustí Motor 3 (1880 kW)
-3-
Celková simulácia je rozdelená na dve simulácie, kde prvá časť simuluje rozbeh prvých
dvoch motorov a ich ustálenú hodnotu. Ustálené hodnoty sklzu a prúdu po rozbehu týchto
motorov sú nasledovne použité ako počiatočné podmienky motorov pre ďalšiu simuláciu,
ktorá simuluje napäťovú hladinu počas rozbehu tretieho motora.
Na Obr. 5 je znázornený výsledok simulácie, napätie na prípojnici Bus 2 počas
spúšťania motorov 1 a 2. Prvotný pokles napätia je na hodnotu 82,5% z menovitej hodnoty
napätia. Ustálený stav napätia, v čase keď oba motory dosiahnu konštantné otáčky, je 98,48%
menovitej hodnoty Un.
Obr. 6 znázorňuje napätie na tej istej prípojnici počas rozbehu tretieho motora. Napätie
spočiatku poklesne na hodnotu približne 85% menovitého napätia. Táto hodnota sa nedá
presne odčítať zo simulácie, nakoľko napätie na prípojnici osciluje.
Obr. 5: Napätie na prípojnici Bus 2 počas
spúštania M1 a M2
rozbehu M3 (M1 a M2 rozbehnuté)
3.1.3 Simulácia v programe ETAP
Na Obr. 7 vidieť pokles napätia na prípojnici motorov po zapojení motora 1 a 2 v čase
t=2s na 82,67 % z nominálnej hodnoty. Napätie sa po rozbehnutí motorov ustálilo na hodnote
97,92 % Un a vtedy (čas t = 6s) bol pripojený aj tretí motor M3. Ustálená hodnota napätia
všetkých troch motorov s nominálnymi otáčkami je 97,64 % z nominálnej hodnoty prípojnice.
Obr. 7: Grafické znázornenie danej simulácie v programe ETAP (Transient Stability Analysis)
-4-
3.1.4 Porovnanie výsledkov
Tab. 1: Porovnanie výsledkov výpočtov a simulácií pri modelovaní schémy 1
Teor.
výpočet
MATLAB
ETAP
Nábeh M1 a
M2
M1 a M2 v prevádzke
82.86
82.50
82.67
98.58
98.48
97.92
Nábeh M3 M1-3 v prevádzke
95.16
95.00
94.00
98.15
98.10
97.64
3.2 Napäťové pomery pri zapojení schémy 2
3.2.1 Teoretický výpočet
Teoretický výpočet bol urobený rovnakým princípom ako v kapitole 3.1.1. Počítalo sa
ešte s generátorom a transformátorom 2.
3.2.2 Simulácia v programe MATLAB/Simulink
Na základe Obr. 2 sme namodelovali celú sústavu v programe MATLAB/Simulink,
ktorá je zobrazená na nasledujúcom obrázku.
Postup simulacie je rovnaký ako v kapitole 3.1.2, s rozdielom, že je pripojený generátor.
Na nasledujúcom Obr. 8 je znázornený výsledok simulácie s použitím generátora pre
rozbeh motorov M1 a M2. Napätie na prípojnici Bus 2 na začiatku spúšťania pokleslo na
hodnotu 82,7% z menovitej hodnoty napätia. Po rozbehnutí motorov sa hodnota ustálila na
98,51% z menovitého UN.
Na Obr. 9 je zobrazené napätie na prípojnici Bus 2 počas rozbiehania tretieho motora.
Napätie spočiatku pokleslo na hodnotu pribliţne 95,2% z nominálnej hodnoty napätia a
po rozbehu motora sa ustálilo na hodnote 98,14% z UN.
Z výsledkov simulácií je zrejmé, že zapojenie generátora do siete má pozitívny, aj keď
nepatrný vplyv na napäťové pomery pri spúšťaní asynchrónnych motorov.
spúštania M1 a M2 s pripojeným generátorom
rozbehu M3 (M1 a M2 rozbehnuté)
3.2.3 Porovnanie výsledkov
Na Obr. 14 je porovnanie rozbehu tretieho motora s použitím generátora a bez použitia
v programe MATLAB / Simulink.
-5-
Obr. 10: Porovnanie napäťovej hladiny počas rozbehu M3 s použitím generátora a bez použitia
V programe ETAP bol nasimulovaný rozbeh všetkých troch motorov naraz a cieľom
simulácie bola ustálená hodnota napätia na prípojnici motorov. Prvá simulácia na Obr. 11 je
bez zapojenia generátora, druhá na Obr. 12 s pripojenou vetvou generátora. Pripojenie
generátora malo nepatrný vplyv na zvýšenie ustálenej hodnoty ustáleného napätia všetkých
troch motorov, 97,53 %Un, oproti pôvodnej hodnote bez generátora 97,48 %Un.
Obr. 12: Pokles napätia s uvažovaním
vplyvu generátora
Obr. 11: Pokles napätia bez uvažovania
vplyvu generátora
4 KONTROLA SKRATOVÝCH POMEROV
Elektrické zariadenia musia byť navrhnuté tak, aby pri pôsobení skratových prúdov,
ktoré sa môžu v danom mieste vyskytnúť, nevzniklo na nich poškodenie alebo deformácia
elektrického, mechanického alebo tepelného charakteru. Je preto nutné, vzhľadom k
nebezpečným účinkom skratových prúdov na elektrické zariadenia, poznať skratové pomery v
-6-
celej sieti. V našom prípade sme robili výpočty pre trojfázový zemný skrat na 10kV prípojnici
(Bus2).
4.1 Simulácia v programe ETAP
V programe ETAP je možnosť priamo simulovať trojfázový zemný skrat na prípojnici,
po zvolení skratového miesta. Po simulácii program zobrazí príspevky skratových prúdov od
jednotlivých vetiev na danú prípojnicu, ako aj celkovú hodnotu skratového prúdu na
prípojnici. Pre simuláciu skratu na prípojnici Bus 2 na Obr. 3 program ETAP vypočítal
hodnotu 27,8 kA. Výsledok simulácie je zobrazený na Obr. 13.
Obr. 13: Výpočet skratov v programe ETAP
Simulácia skratu bola namodelovaná na prípojnici Bus 2 v čase, keď všetky motory boli
rozbehnuté. V čase 0,7s bol namodelovaný trojfázový skrat prípojnice Bus 2 so zemou.
Hodnota prúdu v čase nastania skratu je 29,08 kA.
4.2 Simulácia v programe MATLAB/Simulink
Obr. 14: Priebeh skratového prúdu na prípojnici Bus 2
5 ZÁVER
V projekte sme sa zaoberali porovnávaním simulácií v simulačných programoch ETAP
a MATLAB/Simulink a teoretickými výpočtami napäťových pomerov a skratových pomerov
-7-
pri spúšťaní a za ustáleného stavu asynchrónnych motorov v modeli vlastnej spotreby
jadrovej elektrárne. V kapitole porovnania výsledkov je vidieť, že odchýlky výsledkov
jednotlivých simulačných programov a teoretických výpočtov sú relatívne malé. Napäťové
pomery počas spúšťania motorov vyhoveli podmienkam medzinárodnej normy IEEE Std 3991997, ktorá je popísaná v Tab. 2.
Tab. 2: Prehľad kritických napätí pri spúšťaní elektrických motorov
Minimálne dovolené napätie
(% menovité)
Úbytok napätia
Na prípojniciach štartujúcich motorov
80%a
Prípojnice ďalších motorov, ktoré musia byť opätovne
71%a
spustené
Pzn. – Viac podrobnejších informácii je poskytnutých in Table 51 of IEEE Std 242-1986.
Vzhľadom na bezpečnosť pri spúšťaní asynchrónnych motorov, je potrebné poznať
skratové pomery sústavy. V tomto projekte boli vypočítané skratové pomery počas zemného
skratu na motorovej prípojnici v čase, keď všetky motory boli rozbehnuté a v ustálenom
stave. Vzhľadom na skratové pomery je potrebné nastaviť príslušné ochrany týchto motorov v
danej sústave.
[1]
[2]
[3]
[4]
[5]
ETAP User Guide, version 1110. Germany
HRUSKOVIČ, L. Electrical Machines [in Slovak] Bratislava: Vydavatelstvo STU, 1999, 497p.
ISBN 80-227-1249-3.
HÜTTNER, Ľ., KĽUG, Ľ.: Electrical Machines [in Slovak], STU Bratislava 2005.
KOLCUN, M., et al. Power Plants Machines [in Slovak] Kosice: Vydavatelstvo Kosice, 2006,
453p. ISBN 80-8073-704-5.
ETAP for Electrical Power Systems, ONLINE HELP, http://etap.com/index.htm, 11.01.2014
-8-
NOVÁ METODIKA PŘÍPRAVY 1 MM FÓLIÍ PRO TEM ANALÝZU
AUSTENITICKÝCH OCELÍ OZÁŘENÝCH NEUTRONY
Petra Bublíková1, Vít Rosnecký1, Jan Michalička1, Eliška Keilová2, Jan Kočík2,
Miroslava Ernestová2
1
Centrum výzkumu Řež, 250 68 Husinec-Řež, Česká republika
2
ÚJV Řež, 250 68 Husinec-Řež, Česká republika
[email protected]
ABSTRAKT
Stanovení životnosti jaderných elektráren podmíněné provozuschopností jednotlivých částí
jaderných reaktorů je důvodem množství mechanických zkoušek a s nimi spojených
mikrostrukturních analýz prováděných na ozářených vzorcích v rámci svědečných programů
jaderných elektráren či odborných projektů se zapojením výzkumných reaktorů.
Austenitické oceli jsou běžně používanými konstrukčními materiály tlakovodních jaderných
reaktorů (PWR). Během provozu jaderného reaktoru, který může trvat déle než 60 let, dochází
v mikrostruktuře materiálu vlivem neutronového záření ke změnám, které výrazně ovlivňují
fyzikální a tím i mechanické vlastnosti závislé na vzniku tzv. radiačně-indukovaných defektů
(např. Frankových dislokačních smyček, kavit, precipitátů, segregátů po hranicích zrn, apod.).
Defekty o minimální velikosti řádově v nanometrech snižují odolnost materiálu proti
křehkému porušení, u austenitických ocelí odolných proti korozi dochází po ozáření materiálu
nad prahovou dávku (cca 1–3 dpa neutronů) k radiačně-indukovanému koroznímu praskání
pod napětím (IASCC). Výzkum neutrony ozářených austenitických ocelí se proto zaměřuje na
studium degradačních mechanismů a jejich vlivu na mechanické vlastnosti s využitím
transmisní elektronové mikroskopie (TEM).
Pro TEM analýzu kovových materiálů se běžně využívá metoda elektrolytického leštění fólií
o průměru 3 mm. V Centru výzkumu Řež byla vytvořena nová metodika přípravy fólií
o průměru 1 mm pro studium mikrostruktury tahových vzorků z austenitické oceli CW 316
o průměru dříku cca 2 mm (po tahové zkoušce v blízkosti místa přetržení o průměru menším
než 2 mm). Metodika je určena pro vyhodnocení velmi malých vzorků, mimoto napomáhá ke
snížení aktivity vzorků, příp. jejich magnetismu, který výrazně ovlivňuje svazek elektronů
dopadající na povrch vzorku při TEM analýze.
Metodika popisuje celý proces výroby 1 mm fólií od způsobu manipulace s tahovými vzorky,
řezání vzorků po zkoušce tahem ve zúžené oblasti krčku pomocí manipulátorů v odstíněném
prostředí polohorké komory, broušení aktivních vzorků v rukavicových boxech, vystřižení
fólií o průměru 1 mm speciálním razníkem a finální elektrolytické leštění 1 mm fólií pro TEM
analýzu radiačních defektů v transparentní oblasti fólie.
1 ÚVOD
Hlavním účelem TEM analýzy austenitické oceli CW 316 bylo prokázání přítomnosti
radiačních defektů ve struktuře a jejich kvantitativní vyhodnocení. Ze vzorků bylo nutné
vyrobit fólie s množstvím transparentních oblastí dostatečných pro vyhodnocení defektů
v oblasti uvnitř i na hranicích zrn. U fólií o průměru 1 mm je obtížnější dosáhnout
rovnoměrného odleštění materiálu při elektrolytickém leštění a souvislých transparentních
oblastí ve srovnání s fóliemi o průměru 3 mm. U transparentních oblastí pro TEM analýzu
-1-
(nutná tloušťka řádově ve stovkách nanometrů, závislá na urychlovacím napětí TEM) je nutné
docílit lesklého povrchu fólie bez přítomnosti oxidů pro vyhodnocení zmíněných radiačněindukovaných defektů struktury.
2 METODIKA PŘÍPRAVY 1 MM FÓLIÍ
Příprava 1 mm fólií byla přizpůsobena pro práci s aktivním materiálem. Veškeré práce
probíhaly v polohorkých komorách s manipulátory, v rukavicových boxech či s dodatečným
stíněním v prostorech TEM laboratoří, přičemž všechny procesy byly monitorovány. Před
přípravou aktivních 1 mm fólií bylo navrženo několik nových přípravků či byly provedeny
úpravy stávajících pro zajištění větší přesnosti jednotlivých kroků přípravy (výroba nového
držáku pro tahové vzorky, úprava držáku na 1 mm vzorky pro elektrolytické leštění, úprava
razníku pro vyražení 1 mm fólií, apod.). Úkony a parametry jednotlivých procesů byly
optimalizovány při přípravě řádově desítek neaktivních fólií ze zkušebních tahových zkoušek
austenitických ocelí, které prošly všemi kroky metodiky přípravy pro aktivní fólie. Po získání
reprodukovatelnosti výsledků byla metodika aplikována na aktivní vzorky. Tenké plátky pro
výrobu 1 mm fólií pak byly odříznuty z oblasti co nejblíže lomu (ve zúžené oblasti krčku po
zkoušce tahem) pro vyhodnocení deformované struktury a radiačně-indukovaných defektů
(Obr. 1).
Vzorky pro přípravu fólií
vzorek č. 2
vzorek č. 1
Obr. 1 Analyzovaná oblast vzorku po zkoušce tahem
-2-
prořez pily
2.1 Řezání tahových vzorků v polohorké komoře
Řezání tahových vzorků probíhalo v polohorké komoře určené pro práci s aktivními
materiály. Manuální obsluha kotoučové pily Struers Minitom for Hot Cell s diamantovým
kotoučem ø150 x 0.3 a manipulace se vzorky probíhala pomocí manipulátorů ovládaných vně
komory, řídící jednotka pily byla umístěna rovněž v operátorovně polohorké komory. Práce s
manipulátory zahrnovala veškerou manipulaci s tahovými vzorky, upnutí vzorků do držáku
(Obr. 2) a do kleštiny pily, nastavení vhodné polohy řezného kotouče tečně vzhledem ke
vzorku (Obr. 4), čehož bylo docíleno pomocí digitální kamery a zrcadla umístěných uvnitř
polohorké komory. Pomocí systému kamery a zrcadla bylo možné zobrazit také horní pohled
pro nastavení tloušťky řezu mikrometrickým měřidlem (Obr. 5). Z každé poloviny tahové
zkoušky byly kotoučovou pilou odříznuty 3 vzorky maximální rychlostí 150 otáček/min, které
byly pomocí manipulátoru a pinzety vloženy do označené přepravní ampule pro transport do
místnosti s rukavicovými boxy pro následné broušení. Vzorky měly výchozí tloušťku cca 300
– 450 µm. Celková doba odříznutí 3 vzorků z tahové zkoušky trvala cca 50 min.
Obr. 2 Upínání vzorku do držáku manipulátory
Obr. 4 Čelní pohled polohy vzorku a řezného
kotouče
Obr. 3 Obsluha pily pomocí manipulátorů
Obr. 5 Horní pohled polohy vzorku a řezného
kotouče pro nastavení tloušťky řezu
-3-
2.2 Broušení vzorků v rukavicových boxech
Broušení vzorků z výchozí tloušťky 300 – 450 µm na finální tloušťku cca 60 µm probíhalo
v rukavicových boxech. Vzorky byly broušeny ve dvou krocích, nejprve na tloušťku cca 200
µm, v druhém kroku na finální tloušťku 60 µm. Z připravené fólie o průměru cca 2 mm a
tloušťky 60 µm byly vyraženy dvě 1 mm fólie speciálním razníkem (Obr. 6), fólie pak byly
vloženy do držáku pro 1 mm vzorky a elektrolyticky leštěny.
Během optimalizace finální tloušťky fólií byl studován vliv deformace materiálu po vyražení
na analyzovanou oblast transmisním elektronovým mikroskopem, přičemž byla zvolena
optimální tloušťka 60 µm s minimálním otřepem po vyražení fólie. Tloušťka byla také
vhodná pro získání transparentních oblastí po elektrolytickém leštění.
2.3 Elektrolytické leštění 1 mm fólií
Aktivní fólie umístěny v držáku pro 1 mm vzorky (Obr. 8) byly elektrolyticky leštěny v 5%
roztoku kyseliny chloristé za optimalizovaných podmínek: teploty -25°C a proudu v rozmezí
10-20 mA. Fólie byly po elektrolytickém leštění neustále udržovány ve styku
s methylalkoholem pro zamezení oxidace povrchu fólie a po dokonalém vysušení byly
vloženy do měděné síťky o průměru 3 mm pro umístění do držáku TEM (Obr. 10). Některé
fólie byly v druhém kroku doleštěny pro nedostatek transparentních míst. Doba
elektrolytického leštění byla ve srovnání s přípravnými neaktivními materiály delší vzhledem
k radiačnímu zpevnění vzorků, řádově v minutách.
Obr. 6 Razník pro 1 mm fólie
Obr. 7 Elektrolytická leštička
Obr. 8 Držák pro 1 mm fólie s detailem místa pro vložení fólie
-4-
Obr. 9 Vzhled fólie o průměru 1 mm po
elektrolytickém leštění - model
Obr. 10 Aktivní fólie o průměru 1 mm umístěná
v měděné síťce pro TEM analýzu
3 TEM ANALÝZA 1 MM FÓLIÍ
Z každé poloviny vzorku po zkoušce tahem byly analyzovány 2-3 fólie s množstvím
dostatečně tenkých míst pro statistické vyhodnocení radiačně-indukovaných defektů
v deformované struktuře pomocí analýzy TEM JEOL 2010LaB6. Struktura byla vyhodnocena
ve světlém a tmavém poli za použití selekční clony SAED (Selected Area Electron
Diffraction) pro zobrazení a vyhodnocení charakteristických radiačně-indukovaných defektů
ve struktuře difrakční analýzou.
Mikrostruktura deformované austenitické oceli CW 316 obsahovala deformační dvojčata
s množstvím radiačně indukovaných precipitátů viditelných v tmavém poli, které byly
identifikovány a vyhodnoceny kvantitativně (Obr. 11, 12, 13). Materiál vystavený radiaci
obsahoval typickou dislokační mikrostrukturu (Obr. 14) s Frankovými dislokačními
smyčkami, které byly opět identifikovány SAED (Obr. 15). Ve struktuře byly v objemu zrn i
na jejich hranicích rozeznány kavity (Obr. 16), které zejména po hranicích zrn mohou
dopomáhat k radiačně-indukovanému koroznímu praskání pod napětím (IASCC). Přítomnost
a hustotu kavit ve struktuře lze obtížně vyhodnotit na fóliích s přítomností oxidů. Po
optimalizaci přípravy 1 mm fólií bylo docíleno lesklého nezoxidovaného povrchu pro
identifikaci kavit uvnitř zrn i po hranicích zrn a jejich kvantitativní analýzu.
-5-
Obr. 11 Dvojčatová struktura deformované oceli
CW 316
Obr. 12 Radiačně-indukované precipitáty
zobrazené v tmavém poli
Obr. 13 Difraktogram radiačně-indukovaných
precipitátů (ppt)
Obr. 14 Dislokační mikrostruktura oceli
CW 316
Obr. 15 Frankovy dislokační smyčky
Obr. 16 Kavity ve struktuře uvnitř zrn i po
hranicích zrn
-6-
ZÁVĚR
Nová metodika přípravy fólií o průměru 1 mm byla aplikována na aktivní vzorky po zkoušce
tahem z austenitické oceli CW 316. Jednotlivé kroky metodiky byly nejprve postupně
optimalizovány na neaktivních tahových vzorcích z austenitické oceli. Při přípravě aktivních
fólií bylo po elektrolytickém leštění dosaženo množství transparentních oblastí s lesklým
nezoxidovaným povrchem vhodným pro analýzu radiačně-indukovaných defektů
v deformované struktuře. Metodika byla vytvořena pro přípravu fólií z velmi malých vzorků,
ze kterých nelze připravit fólie o průměru 3 mm pro TEM analýzu, zároveň je vhodná pro
snížení aktivity a magnetismu vzorků. TEM analýza radiačně-indukovaných defektů přispívá
ke komplexnímu vyhodnocení vlivu neutronového záření na mechanické vlastnosti částí
jaderných reaktorů a stanovení jejich životnosti.
PODĚKOVÁNÍ
Tato práce vznikla za finanční podpory projektu SUSEN CZ.1.05/2.1.00/03.0108, který je
realizován v rámci Evropského fondu regionálního rozvoje (ERDF).
[1]
Zinkle, S. J., Matzke, H., Skuratov, V. A.: In Microstructural Processes During Irradiation;
Zinkle, S. J., Lucas, G. E., Ewing, R. C., Williams, J. S., Eds. Materials Research. Society:
Warrendale, PA, 1999; Vol. 540, 299–304.
[2]
Mansur, L. K., Lee, E. H. J.: Nucl. Mater. 1991, 179–181, 105–110.
[3]
Lee, E. H.; Byun, T. S., Hunn, J. D., Farell, K., Mansur, L. K.: Origin of hardening and
deformation mechanisms in irradiated 316 LN austenitic steel. Journal of Nuclear Materials
296, 2001, 183 – 191.
[4]
M.L. Jenkins, M.A. Kirk: Characterization of Radiation Damage by Transmission Electron
Microscopy, 133, IoP Publishing Ltd 2001.
[5]
G.S. WAS, Fundamentals of Radiation Materials Science. New York, USA: Springer- Verlag
Berlin Heidelberg, 2007. 827 p. ISBN 978-3-540-49471-3.
-7-
VYUŽITIE IÓNOVEJ IMPLANTÁCIE PRI VÝSKUME RADIAČNÉHO
SKREHNUTIA REAKTOROVÝCH OCELÍ
Stanislav Pecko, Stanislav Sojak, Vladimír Slugeň
Ústav jadrového a fyzikálneho inžinierstva, Fakulta elektrotechniky a informatiky, Slovenská
technická univerzita v Bratislave, Ilkovičova 3, 81219 Bratislava
[email protected]
ABSTRAKT
Nemecká reaktorová oceľ P370WM z programu CARISMA bola skúmaná pomocou
pozitrónovej anihilačnej spektroskopie. Vybraná vzorka bola ožiarená v nemeckom
experimentálnom reaktore VAK (Versuchsatomkraftwerk Kahl) v 80-tych rokoch. Tento
materiál v základnom stave bol taktiež podrobený vodíkovej iónovej implantácii na lineárnom
elektrostatickom urýchľovači na Ústave jadrového a fyzikálneho inžinierstva v Bratislave.
Energia implantovaných jadier vodíka bola stanovená na 100 keV s dôrazom na ideálnu hĺbku
a poškodenie vplyvom implantovania vodíka. Ožarovanie iónmi vodíka sa uskutočnilo v 3
postupných dávkach, kde posledná sa rovnala dávke dosiahnutej neutrónovým poškodením.
Veľkosť defektov sa v neožiarenej vzorke pohybovala na úrovni 1-2 vakancií. Vplyvom
radiačného poškodenia neutrónmi narástla veľkosť defektov na úroveň 2-3 vakancií. Taktiež
vplyvom implantácie, veľkosť defektov postupne narastala zväčšujúcou sa dosiahnutou
dávkou. V tretej úrovni implantácie sme dosiahli veľkosť defektov na úrovni 2-3 vakancií, čo
odpovedalo aj neutrónovému poškodeniu. Intenzita defektov, poukazujúca na hustotu
distribúcie defektov v materiáli, v oboch prípadoch mierne poklesla z dôvodu efektu
zhlukovania defektov do väčších celkov.
Tieto výsledky poukazujú na možnosť využitia iónovej implantácie vodíkom na simuláciu
radiačného poškodenia a radiačného skrehnutia v reaktore za určitých, vopred definovaných
podmienok.
1. ÚVOD
Poškodenie neutrónmi má na radiačné skrehnutie tlakových nádob jadrových reaktorov
(TNR) zásadný vplyv. Preto je nutné poznať presné správanie ocelí TNR vplyvom
neutrónového žiarenia, ako je zmena kryštalickej mriežky, veľkosť a hustota defektov
v materiáli a ďalšie fyzikálno-mechanické parametre. Experimentálne ožarovanie neutrónmi
ocelí v komerčných alebo experimentálnych reaktoroch je drahé, dlhotrvajúce a prináša
značné problémy s vyhodnocovaním a manipulovaním so vzorkami vplyvom aktivácie
materiálu. Jedna z najlepších experimentálnych možností, ako sa vyhnúť týmto problémom, je
využitie iónovej implantácie. Takto ožiarené vzorky nie sú rádioaktívne a ožarovanie
nezaberie veľa času.
2. POPIS MERANÝCH VZORIEK
Skúmané vzorky typu P370 WM (zvarový materiál) boli dodané z firmy AREVA NP GmbH
Erlangen a pochádzajú z nemeckého programu CARISMA [1], ktorý slúžil na vytvorenie
databázy reaktorových ocelí tlakovodných reaktorov (PWR) používaných v Nemecku.
-1-
Vzorky v základnom stave o veľkosti 10x10x0,2 mm boli vyleštené 1 µm diamantovou
pastou. Neutrónmi poškodené vzorky boli ožiarené v experimentálnom reaktore VAK
(Versuschsatomkraftwerk Kahl), ktorý bol zvolený z dôvodu veľmi podobného spektra
neutrónov ako v komerčných nemeckých tlakovodných reaktoroch. Teplota ožarovania bola
v rozmedzí 280-290 °C. Ožiarené vzorky o veľkosti 10x10x1 mm boli taktiež upravené
čistením v ultrazvukovom kúpeli. Chemické zloženie skúmaných ocelí je uvedené v Tab. 1.
Tab. 1 – Chemické zloženie vzoriek
Vzorka
C
[%]
Si
[%]
Mn
[%]
P
[%]
S
[%]
Cr
[%]
Mo
[%]
Ni
[%]
Cu
[%]
P370 WM
0.08
0.15
1.14
0.015
0.013
0.74
0.60
1.11
0.22
Vzorka P370 WM bola k dispozícii v dvoch rôznych odrezkoch z toho istého materiálu
s odlišnou ožarovacou fluenciou. V Tab. 2 môžeme vidieť neutrónovú fluenciu a aktivitu
meraných vzoriek. P370 WM patrí medzi prvú generáciu nemeckých reaktorových ocelí a je
špecifická z hľadiska vysokého podielu medi v materiáli.
Tab. 2 – Neutrónová fluencia a aktivita k 24.01.2013
Vzorka
-2
Fluencia [cm ]
Aktivita [kBq]
P370WM-D77
2,21x1019
12,85
P370WM-D161
2,3x1019
97,1
3. POZITRÓNOVÁ ANIHILAČNÁ SPEKTROSKOPIA
Pozitrónová anihilačná spektroskopia je osvedčená spektroskopická metóda a jej základom je
elektromagnetická interakcia medzi elektrónom a jeho antičasticou – pozitrónom, pri ktorej
dochádza k ich vzájomnej anihilácii. Pri tejto anihilácii sa vyžiaria dva anihilačné fotóny pod
vzájomným uhlom 180° a so známou energiou 511 keV (E0=m0c2). Pozitrón má v materiáli
výbornú pohyblivosť, kde najskôr termalizuje (~1 ps) a potom difunfuje (~100 nm) do oblastí
so zníženou hustotou častíc látky, ktorá značí defekt materiálu (Obr. 1).
Obr. 1 Schéma pozitrónovej anihilácie
-2-
Pri PAS využívame meranie doby života pozitrónov, teda čas od jeho vzniku po jeho
anihiláciu s elektrónom. Podľa doby života častice je možné určiť veľkosť defektov a ich
koncentráciu. Dlhšia doba života častice značí anihiláciu do miesta so zníženou hustotou
elektrónov (teda aj atómov) látky v meranom materiáli, čo znamená prítomnosť defektu
vakančného typu [2]. Rozlišovacia schopnosť je relatívne vysoká, dokáže rozoznať 1 defekt
na 107 atómov [3].
4. VODÍKOVÁ IMPLANTÁCIA
Na poznanie degradácie materiálu vplyvom radiačného poškodenia a ostatných nepriaznivých
vplyvov počas prevádzky jadrového zariadenia existuje viacero možnosti simulovať
poškodenie TNR. Najlepšia možnosť stanoviť degradáciu ocelí je ožarovanie pomocou
neutrónov priamo v experimentálnom alebo komerčnom reaktore, ako je napríklad program
svedočných vzoriek. Avšak ožarovanie pomocou neutrónov prináša niekoľko negatívnych
aspektov, ako je najmä aktivácia materiálu, z ktorej vyplýva sťažená manipulácia a
modifikácia meracej aparatúry (koincidenčné 3-detektorové zapojenie). Preto možnosť
simulovať radiačné poškodenie pomocou iónovej implantácie prináša značné výhody, ako je
hlavne napríklad: ožiarené vzorky nie sú rádioaktívne a neexistujú problémy s manipuláciou,
meraním, upravovaním alebo skladovaním. Taktiež neexistuje možnosť kontaminácie
okolitého prostredia alebo zariadení. Čas ožarovania iónmi je relatívne krátky a ide
o efektívnu metódu pre štúdium základných efektov ožiarenia materiálu, ako je nárast
objemu, tečenie a segregácia chemických prvkom v materiáli [4].
V našom experimente sme si zvolili na simuláciu poškodenia reaktorových ocelí
implantovanie jadrami vodíka, čo sú vlastne len samotné protóny. Voľba sa javí ako ideálna
z dôvodu takmer rovnakej hmotnosti protónu a neutrónu. Jediným rozdielom je, že protón je
častica s kladným nábojom a preto interaguje s atómami v kryštalickej mriežke trocha odlišne,
ako neutrálne nabitý neutrón. Na kladný protón vplývajú odpudivé sily kladne nabitých
atómov (Coulombovské odpudzovanie). Avšak pri vyšších energiách a rýchlostí urýchlených
iónov existuje predpoklad, že v povrchových vrstvách (niekoľko nm) nevzniká
Coulombovské odpudzovanie, ktoré by výrazne spomaľovalo jadrá a znížilo schopnosť iónov
vyrážať atómy. Výhodou implantácie H (aj He) je aj akumulovanie týchto prvkov v materiáli,
ktoré simuluje jadrové reakcie (n,p) a (n,α) [4] a istým spôsobom nahradzujú aj proces
transmutácie [5]. Ďalšou odlišnosťou v procese poškodenia je charakter kaskády vyrazených
atómov a rýchlosť hromadenia poškodenia (intenzita vyrážania atómov je väčšia rádovo 102
až 103) [5]. Pri ožarovaní iónmi chýba v zásade efekt transmutácie a tak nevznikajú
nestabilne jadrá a parazitné prvky v materiáli. V ideálnom prípade by bolo na simuláciu
poškodenia neutrónmi pomocou iónov vhodné, použiť rovnaké energetické spektrum ako
majú neutróny, čo je v našom urýchľovači nedosiahnuteľné (energia urýchlených častíc max 1
MeV) a preto sme implantovali len s jednou energiou iónov.
Energia implantácie bola stanovená na 100 keV a experiment bol uskutočnený na lineárnom
urýchľovači Ústavu jadrového a fyzikálneho inžinierstva v Bratislave. Na Obr. 2 môžeme
vidieť výstup zo simulácie v programe SRIM pre vodíkovú implantáciu pre náš materiál, kde
maximálna hĺbka poškodenia bola v 0,64 nm a maximálne poškodenie v približne 0,44 nm pri
tvorbe 16,8 vakancie na ión.
-3-
Obr. 2 – Grafický výstup z programu SRIM
Implantácia sa uskutočnila v troch rôznych úrovniach ožarovania (implantovaná dávka) do
materiálu, kde sa tretia úroveň z hľadiska počtu častíc rovnala neutrónovej fluencii (Tab. 3).
Je dôležité poznamenať, že vypočítaná dávka v našom experimente je lokálna hodnota dávky
v úzkej implantovanej vrstve. Najväčší rozdiel medzi implantáciou iónmi a ožarovaním
neutrónmi je, že poškodenie je pri iónoch len v povrchovej vrstve, kde pri ožarovaní
neutrónmi je v celom objeme vzorky.
Tab. 3 – Prehľad plošného náboja, počtu iónov a dávky implantovaných vzoriek
Vodíková
implantácia
1. úroveň
2. úroveň
3. úroveň
Implantovaná dávka
[C/cm2]
0,10
0,82
3,20
Dávka prepočítaná na
počet iónov [cm-2]
6,24x1017
5,12x1018
2,00x1019
Dávka v implantovanej
vrstve [dpa]
1,980
16,235
63,354
5. EXPERIMENTÁLNE VÝSLEDKY
Vyhodnotením spektra PAS dostaneme tri doby života pozitrónov a ich intenzity. Prvý
komponent τ1 charakterizuje anihiláciu v základnom, nepoškodenom materiáli, druhý
komponent τ2 poukazuje na anihiláciu v dislokáciách a defektoch vakančného typu. Tretí
komponent udáva anihiláciu mimo vzorky, vo vzduchu.
Doba života pozitrónov v defektoch, charakterizovaná parametrami τ2 a I2 je vykreslená
v grafoch (Obr. 3 a Obr. 4). Vzorka v základnom stave má dobu života v defektoch na úrovni
187 ps čo značí väčšinovú prítomnosť defektov o veľkosti 1-2 vakancií. V prípade vzoriek
ožiarených neutrónmi vzrástla doba života v defektoch na úroveň 203 a 213 ps, čo už
naznačuje prevládajúci výskyt 2-3 vakancií [6-8].
V prípade implantovaných vzoriek, doba života pozitrónov v defektoch τ2 očakávane vzrástla
vplyvom poškodenia iónmi vodíka (Obr. 3). Pri prvej úrovni implantácie vzrástla τ2 z 187 na
209 ps. V ďalšom kroku bol nárast τ2 na úroveň 214 ps. Z pohľadu teoretických vypočítaných
hodnôt [9] tieto doby života poukazujú na prevládajúci výskyt defektov o veľkosti 2-3
-4-
vakancií v kryštalickej mriežke. V tretej, poslednej úrovni implantácie nastal zreteľný nárast
doby života pozitrónov v defektoch na 239 ps, čo už hovorí o prevládajúcom výskyte väčších
vakančných klastrov o veľkosti 3-vakancií.
Priemerná doba života pozitrónov (Average positron lifetime - τavg) je vypočítaná hodnota
z nameraných údajov a pozostáva len z anihilácie v materiáli, komponentov τ1 a τ2. Vieme, že
vplyvom radiačného poškodenia vzrástla veľkosť defektov v skúmaných vzorkách. V prípade
nášho materiálu P370 WM vzrástol parameter τavg zo 142 ps na 147 ps, respektíve na 157 ps
(Obr. 3). V prípade implantácie vodíka, nárast je zreteľný s každou vyššou dávkou.
Z pôvodných 142 ps vzrástol τavg na 146 ps pri prvej úrovni, pri druhej na 147 ps a nakoniec
na 151 ps pri dávke rovnajúcej sa aj neutrónovej fluencii.
Pri porovnaní priemernej doby života pozitrónov τavg v implantovanej a neutrónmi ožiarenej
vzorke, v oboch prípadoch došlo len k jej miernemu nárastu. Tento fakt môžeme interpretovať
ako dôkaz, že poškodenie, ku ktorému došlo vplyvom implantácie a ožiarenia nespôsobilo
zreteľný nárast v dobe života pozitrónov v defektoch a merateľne sa nezmenili fyzikálne
a mechanické vlastnosti materiálu.
Doba života pozitrónov [ps]
250
Positron lifetime
τ
Positron lifetime in defects τ2
Average positron lifetime τa
230
210
190
170
150
130
110
90
Obr. 3 – Doby života pozitrónov všetkých meraných vzoriek P370 WM
Analýzou založenou na veľkosti intenzít anihilácií pozitrónov v materiáli (Obr. 4) môžeme
vidieť pokles intenzity anihilácií v defektoch I2 viac ako o 10%. S predchádzajúcimi
výsledkami o zmene veľkosti defektov vplyvom implantácie môžeme usúdiť, že defekty
vakančného typu sa začali zhlukovať do väčších celkov, čo vidíme ako pokles intenzity
anihilácií v defektoch I2 so súčasným nárastom veľkostí týchto defektov τ2 a nárastom
intenzity v nepoškodenom materiáli I1. Tento efekt sa uplatnil v implantovaných rovnako ako
v ožiarených vzorkách.
-5-
IIntetzita [%]
100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
Intensity I1
Intensity in defects I2
Obr. 4 – Intenzity dôb života pozitrónov všetkých meraných vzoriek P370 WM
6. ZÁVER
Vo vzorke P370 WM sme sa pokúsili simulovať radiačné poškodenie pomocou implantácie
jadier vodíka. Využitím pozitrónovej anihilačnej spektroskopie sme zistili veľkosť
a zastúpenie defektov v materiáli. Z nameraných údajov sme zistili, že veľkosť defektov pri
implantácií vodíka dosiahla podobnú úroveň ako pri vzorkách ožiarených neutrónmi s dobou
života pozitrónov v defektoch 210-230 ps, čo značí prevládajúci výskyt 2-3 vakancií.
Intenzita defektov poklesla rovnako pri oboch prípadoch radiačného poškodenia. Pri tretej
úrovni implantácie sme dosiahli približne rovnakú fluenciu vztiahnutú na počet dopadnutých
častíc ako u neutrónmi poškodených vzorkách (~2.0x1019 cm-2 ). Priemerná doba života
pozitrónov bola v prípade tretej úrovne implantácie mierne vyššia ako v prípade vzoriek
ožiarených neutrónmi, čo môže poukazovať na fakt, že implantovanie vodíka spôsobuje
mierne vyššie poškodenie. Tento fakt treba zohľadniť pri ďalších experimentoch pri iónovej
implantácii vodíkom. Proces zoskupovania defektov do väčších celkov a pokles ich intenzít
ukazuje, že pomocou vodíkovej implantácie je možné za určitých okolností a so zohľadnením
zistených faktov efektívne simulovať neutrónové poškodenie.
7. POĎAKOVANIE
Autori ďakujú podpore projektom VEGA 1/0366/12 a VEGA 1/0204/13 ako aj APVV
DO7RP-005-12.
8. LITERATÚRA
[1]
[2]
[3]
H. Hein, E. Keim, H. Schnabel. T. Seibert, A. Gundermann, J. ASTM Int. 6 (2009)
Paper ID JAI101962.
Grafutin, V. I., Prokopev, E. P., Positron annihilation spectroscopy in materials
structure studies, Physics - Uspekhi 45 (1) 59 - 74 (2002).
Slugeň, V., Safety of VVER-440 Reactors – Barriers Against Fission Products
Release, Springer, 2011, ISBN 978-1-84996-419-7
-6-
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
Veterníková, J., Vysokoteplotné reaktory a ich využitie pri výrobe vodíka, diploma
thesis, ÚJFI STU, 2008/2009
Mota, F., Ortiz, C. J., Vila, R., Primary displacement damage calculation induced by
neutron and ion using binary collision approximation techniques, Laboratorio
Nacional de Fusión – CIEMAT, Madrid, First Technical Meeting on Primary
Radiation Damage, IAEA Vienna, October 1-4 2012
P. Hautojärvi, L. Pöllönen, A. Vehanen, J. Yli-Kauppila, J. Nucl. Mater.114 (1983)
250.
A. Vehanen, P. Hautojärvi, J. Johansson, J. Yli-Kauppila, P. Moser, Phys. Rev. B25
(1982) 762.
G. Brauer, M. Sob, J. Kocik, Report ZfK-647 (1990).
Slugeň V., What kind of information we can obtain from Positron Annihilation
Spectroscopy, DG JRC Institute for Energy, 2006.
-7-
MUTLI-PURPOSE RESEARCH FACILITY: 60CO GAMMA IRRADIATION UNIT
AT CENTRUM VÝZKUMU ŘEŽ
M. Miklos, H. K. Namburi
Structural and System Diagnostics Department, Centrum Výzkumu Řež s.r.o, Řež, Czech
Republic
[email protected].
ABSTRACT
It is well know from 1950’s till date, that the users, demand and network of gamma irradiation
facility centers are growing rapidly to support industries as well as research due to its
versatility. At present, its applications are in the fields of biological, chemical, solid state
physics, medical, food & sterilization etc. The Gamma Irradiation Facility of the CVREZ is a
dry-storage irradiator, which reached source end of life. The facility is now under
refurbishment as a multi-purpose research center, fulfilling the requirements of international
standards to support primarily the research sector and industries.
Apart from the classical usage of gamma irradiation facility there is great scientific interest to
use them to characterize the materials that are used in Nuclear Power Plants (NPP’s).
Electrical system unit in a nuclear power plants consists of several components. For instance
some of them are light emitting diodes, pin-type photo-detectors and optical fibers, rubber
seals, electrical insulation, thermal insulation, polymeric composites and metallic components
etc. Under normal environmental conditions these materials possess good mechanical
properties/chemical stability. The qualification of these materials for usage in NPPs under
radiation environments and at high temperatures are desired for their better performance.
Another feasibility of using gamma irradiation facility in the contest of NPP’s is radiation
hardening of robots that are used time-to-time in inspection of NPP’s.
Overal objective of our project is to support research activities aiming to understand the
materials modification due to ionizing radiation. Upgraded facility will provide high-fidelity
simulation of nuclear radiation environments for materials and component testing.
We present our work by providing the information on (i) our objectives in utilizing the
gamma facility, (ii) specific experimental test set-up under development to perform tests at
elevated/cryogenic temperature’s in ionizing environment (iii) summarize modern material
characterization tools available at CVREZ.
1 INTRODUCTION
The commercial usage of Gamma irradiation facilities started in early 1950’s. Till date,
the users, demand and network of gamma irradiation facility centers are growing rapidly to
support not only primarily research activities but also industries. The exponential trend in
growth of usage and fields of application of these facilities can be found in [1]. The
exponential trend in the statistics of cobalt source usage until 2003 is depicted graphically in
Figure 1. The specific reason for its growth is that the ionizing radiation can amend the
physical, chemical and biological properties of the materials that are irradiated. Irradiation of
materials by gamma source is a simplified technology and the depth of penetration is deeper.
At present, its beneficial applications are in the fields of biological, chemical, solid state
physics, medical, food sterilization and materials modification (polymerization, crosslinking)
etc. [2-8]. With its increasing demand in usage and gained technological experiences,
-1-
versatile applications are being developed and there is tremendous variation in design of each
irradiation facilities that are being built now-a-days.
2 GAMMA IRRADIATION FACILITY AT CENTRUM VÝZKUMU ŘEŽ
Cobalt -60 irradiation facility at Research Center Rez in Czech Republic was installed
in the year 1960’s by joint collaboration of Nuclear Research Institute (NRI) and Institute for
Research, Production and Usage of Radioisotopes (ÚVVVR in Czech). Until the year 2002,
this facility was dedicated to perform the research activities related to physics, electronics and
chemical analysis. After almost usage of 50 years, currently the source has nearly reached its
end of life and at present the facility is under up-gradation. Considering the latest trends in
advancements in the terms of usage and application of gamma irradiation facilities, at CVREZ
it is planned to develop a multi-purpose irradiation unit. Upgraded unit should serve as a
unique facility to perform numerous experiments related materials research, life science and
commercial purpose. The process of up-gradation involves on one hand installation of new
Cobalt-Co60 source and on the other hand development of new experimental device that
operates in semi-automated mode. The experimental device could be used to test materials
under various experimental conditions in the gamma radiation environment. Apart from the
Gamma irradiation facility and experimental set-up, at CVREZ the research laboratories are
also being upgraded to state-of-the-art of materials characterization tools. This includes
Focused Ion Beam facility integrated with Scanning Electron Microscope, High resolution
Transmission Electron Microscope, Scanning Electron Microscope equipped with EDX,
WDX and EBSD detectors, Mechanical testing equipment’s etc. In future, at CVREZ it makes
possible to perform pre and post-irradiation examinations of the materials to study their
response to gamma irradiation and to identify the key alterations/developments.
Figure1: Graphical representation of cumulative cobalt [1].
3 INVESTIGATING FOR SUSTAINABLE MATERIALS OF NPP‘S
The refurbishment of the current multi-purpose type gamma irradiation facility has the
following prominent objectives. Firstly it is the reliable approach to qualify and quantify
lifespan of materials that are subjected to ionizing radiation used in Nuclear Power Plants
(NNP’s). For instance, rubber composite seals are used in the electrical equipment’s of NPP’s,
-2-
where they may be exposed to high-energy radiation and heat. Under the above mentioned
conditions, depending on their level, can lead to the degradation of the seals and therefore
shorten their lifespan [9] [10]. Secondly, there is great research interest to study the radiation
effects in metallic materials susceptible to ionization damage. For example, there is a renewed
research interest to understand its impact on radiation-induced embrittlement of ferritic steels
used as structural material in NNP’s because gamma rays can induce atomic displacements in
metals [11]. Furthermore the facility also provides feasibility to perform hardness testing of
electronic-component, materials properties testing, examinations of various physical and
chemical processes, to simulate electron-rich environments for space environments, to study
gamma irradiation effects on solar technology components, etc. Above illustrated scientific
research topics brings our attention to simulate parameters of interest that could help to
understand the degradation effects and damage mechanisms in materials. This supports the
research community to examine the current materials and could lead to develop the future
materials.
4 DESCRIPTION OF THE INSTRUMENTATION
4.1 A brief description of the Gamma Irradiation Facility at CVREZ
Irradiation facility at CVREZ is a self-contained compact dry type irradiator with
Cobalt–60 as source. It was designed and constructed for the purpose of the execute carrying
out research activities. It can also be used for the applications that involve small doses and
relatively small throughputs. The irradiator’s schematic design is shown in Figure 2, with the
following characteristics listed in Table 1.
Foremost advantage of the self-contained compact type irradiator is due to its simple
design, ease in installation and operation. The irradiation facility has chamber as shown in
Figure 3 built with concrete, with a wall thickness of app. 1.45 m. Chamber is divided into
two parts bottom part (shielded storage room) and the upper part (irradiation room). Bottom
part is to place the source in dry conditions. Source can be moved from the loading position
(bottom part) to the irradiation position (irradiation room) with the help of Rack and Pinion
source hoist mechanism that is operated manually from outside the chamber. From Figure 3
of the irradiation chamber, one could see the provision for the maintenance purpose or for
source replacement that is sealed with several lead blocks of required thickness (as per
calculations). Chamber has tunnel to feed the test samples and lead shielding block inside to
cover the inner surface of tunnel, when the source is in the irradiation room. Chamber tunnel
and pulleys of the source hoist drive mechanism are depicted in Figure 3. The uniqueness of
the design remains on rotating the source hoist mechanism that is assembled with the lead
shielding block to close the tunnel. When the source is in the bottom part of chamber i.e.
shielded storage room, the tunnel shielding lead block is away from its closing position and
makes provision to feed samples into the irradiation room. On the other hand when the source
is moved to the upper part i.e. into the irradiation room with the help of hoist mechanism, the
tunnel shielding lead block completely shields the tunnel. The outer surface of tunnel is
closed by a manually operated rectangular lead block as shown in Figure 4. This attenuates
the radiation originating from the source and maintains radiation level at the location of work
to natural background. Prominent work at present in CVREZ involves replacement of Cobalt60 source with activity of 200 TBq and upgrade some of the technical features but still
keeping the originality of the facility.
-3-
1.
2.
3.
4.
5.
Cobalt-60 capacity
Source geometry type
Shield walls material
Shield doors material
Source hoist mechanism
operation type
200 TBq
Cylindrical Capsule
Concrete
Lead
Manual, Rack and Pinion
type
Table 1: Characteristics of CVREZ gamma irradiation facility
4.2 Objective and Description of experimental Apparatus for Gamma Irradiation Facility
Objective: We present here, 3 most important topics out of our research interests that
drawn our attention to design and develop new experimental apparatus for the gamma
irradiation facility to characterize materials. They include:
1. Electrical system unit in a nuclear power plants consists of several components. For
instance some of them are light emitting diodes, pin-type photo-detectors and
optical fibers, Ethylene propylene rubber seals, metal-polymeric composites and
metallic components etc. Under normal environmental conditions these materials
possess good mechanical properties/chemical stability. The qualification of these
materials for usage in the NPPs under radiation environments and at high (elevated)
temperatures are desired for their better performance.
2. Space research occupies a vital role in the current developments. Solar cells are
being extensively used in satellites as auxiliary power sources. Also they comprise
of many electronic components like HCMOS devices, transistors- SiGe HBTs, SiJFETs, rad-hard MOSFETs, and GaAs MESFETs etc. requiring operation at
cryogenic temperatures. These components are particularly sensitive to
electromagnetic radiation such as x-rays and gamma-rays (γ-rays).
3. Polymers and Polymer composites are significantly used now-a-days in almost all
applications. For example, polymer-carbon fiber composite has tremendous usage.
Ionizing radiation at different temperatures have been found as an effective
approach to enhance the structure as well as properties of polymers and their
composites.
Description of the Experimental apparatus: The specific design of the experimental
apparatus depends on the type of irradiation facility. In this current situation, the simplicity of
CVREZ gamma irradiation facility with feeding tunnel, shown in Figures 2-4 makes feasible
to develop experimental apparatus. In Figure 5, the preliminary design of experimental
apparatus has been illustrated. It consist of basically 2 parts i.e. Part A: Test chamber and Part
B: Head. The other parts of the experimental apparatus consists of programmable temperature
controller unit for heating elements, cryogenic tank for liquid helium/nitrogen, low/high
vacuum pumps, solenoid valve to control cryogenic liquid flow into test chamber and
telescopic dosimeter.
The head part of the experimental apparatus has a provision for mounting the test
specimen. It has also vacuum hosing, heating elements, cryogenic liquid hosing, pressure
sensor and thermocouples. The cryogenic tank and the vacuum pumps will be connected to
the respective hosing and are present out-side of gamma irradiation facility. Only the
experimental apparatus will be passed into the tunnel of gamma facility, as shown in Figure 6.
By passing the head into the test chamber and locking them by clamps one could create the
vacuum inside the test chamber i.e. Part A to the desired level. It is also possible to allow the
inert gas into test chamber and pump-out to create a clean atmosphere in the test chamber.
-4-
Instead of inert gas, it is also possible to direct the cryogenic liquid into the test chamber
instead of inert gas. This set-up will help to perform experiments at cryogenic temperature
under gamma radiation. On the other hand, after the vacuum creation step, avoiding the
cryogenic liquid flow step, the specimen temperature could be raised to desired level (200C 4000C) by heating elements.
Figure 2: 3D schematic design of the compact
type Irradiation Facility at CVREZ
Figure 3: Chamber tunnel for feeding
experimental set-up
Figure 4: Pulleys for rotating source hoist mechanism and external lead block to close outer side
of tunnel
-5-
Figure 5: Preliminary 3D model of experimental apparatus designed to execute experiments in
Irradiation Facility
Figure 6: (a) Outlook of Cobalt source, (b) Section of Gamma Irradiation Facility chamber with
tunnel, (c) arrangement of experimental apparatus in tunnel
In the heating experiments mode, since the heating elements will be coupled with the
programmable temperature controller unit, test temperature could be maintained stable
through-out the test period. In cryogenic mode experiments, solenoid valve will control flow
of the liquid helium/nitrogen into test chamber. Solenoid valve is connected to the
programmable temperature controller unit. When the temperature in the test chamber drops
down, it detected by thermocouples and information is sent to programmable control unit that
lets the solenoid valve to open allowing flow of liquid helium/nitrogen and vice-versa.
Detailed arrangement of experimental apparatus with different units is shown
schematically in the Figure 7.
-6-
Figure 7: Schematic representation of experimental apparatus with detailed arrangement of
cryogenic and vacuum systems
5. CONCLUSIONS
Preliminary design of the experimental apparatus of gamma irradiation facility has
been described. There is further scope to enhance some of the technical aspects and optimize
the design. The experimental apparatus that will be developed in-house should provide
flexibility to execute the intended pilot scale studies. At CVREZ, it is planned to have the
gamma facility with new source and experimental apparatus in full working conditions by
2015.
ACKNOWLEDGEMENTS
The presented work was financially supported by the SUSEN Project
CZ.1.05/2.1.00/03.0108 realized in the framework of the European Regional Development
Fund (ERDF).
REFERENCES
[1]
[2]
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, "Gamma Irradiators for radiation processing,"
IAEA Publication, Vienna, Austria, 2006.
A. CHMIELEWSKI, "Radiation technologies: past, present and future," Radiation Physics 71, pp. 17-21,
2004.
J. DROBNY, "Radiation technology for polymers," CRC Press, New York, 2003.
B. FAIRAND, "Radiation sterilization for health care products – X ray, gamma and electron beam," CRC
Press, New York, 2002.
G. FÖLDIÁC, "Industrial application of radioisotopes," Akademiai Kiado, Budapest, Hungary, 1986.
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, "Emerging applications of radiation processing,"
IAEA-TECDOC-1386, Vienna, Austria, 2004.
J. MASEFIELD, "Reflections on the evolution and current status of the radiation industry," Radiat.
Phys.Chem. 71, p. 8–15, 2004.
R. MOLINS, "Food irradiation: Principles and applications," John Wiley & Sons, New York, 2001.
R. L. P. CLAVREUL, "Lifespan prediction of EPR seals under gamma radiation," Polymer Testing 20, p.
769–770, 2001.
[10] SHINICHI ITOH et al., "Irradiation properties of T0 chopper components," Nuclear Instruments and
Methods in Physics Research A654, pp. 527-531, 2011.
-7-
[11] D. E. ALEXANDER, "Defect production considerations for gamma ray irradiation of reactor pressure
vessel," Journal of Nuclear Materials 240, p. 196–204, 1997.
-8-
PROJEKT SUSEN, UDRŽITELNÁ ENERGETIKA
Marek Mikloš
Centrum výzkumu Řež, s.r.o., Hlavní 130, 250 68 Řež
[email protected]
ABSTRAKT
Centrum výzkumu Řež, s.r.o., dceřiná společnost ÚJV Řež, a.s., společně se Západočeskou
univerzitou zahájila koncem roku 2011 projekt Udržitelná energetika (SUSEN – Sustainable
Energy). Hlavním cílem projektu je vybudování významného dvou-regionálního centra
výzkumu a vývoje v oblasti dlouhodobě udržitelné energetiky s úzkou vazbou na evropský
výzkumný prostor. Prostřednictvím rozšíření a modernizace výzkumné infrastruktury bude
vytvořeno špičkové pracoviště zaměřené především na klíčové segmenty jaderné energetiky.
Z hlediska časového rámce lze rozlišit dva základní strategické cíle projektu:
• Přispět výzkumnými a vývojovými aktivitami k zajištění bezpečného, spolehlivého a
dlouhodobě udržitelného provozu stávajících energetických zařízení, tj. zejména
jaderných elektráren typu GII a GIII, a to prostřednictvím prodloužení jejich životnosti
o 20 – 40 let. Cílem projektu je rovněž výzkum a vývoj nových technologií s vysokou
účinností v oblasti klasické energetiky. Konkrétní aplikace budou realizovány
bezprostředně po dokončení instalace potřebných technologií.
• Prostřednictvím generovaných výsledků výzkumu a vývoje přispět k plynulému
přechodu na jaderné reaktory nových generací, tzn. GIII+ a GIV. S nasazením těchto
tzv. pokročilých jaderných reaktorů v rámci ostrého provozu se počítá po roce 2030. V
rámci dlouhodobého horizontu je předmětem projektu také výzkum a vývoj
špičkových technologií a materiálů v oblasti termojaderné fúze.
Článek podává základní informace o cílech a výstupech projektu, jeho organizací, věcném a
časovém plánu, ale zejména současnému stavu prací na projektu.
1. ÚVOD
Česká republika se vstupem do EU zařadila mezi členské státy, které využívají cílené podpory
v rámci evropské regionální politiky. Pro období 2007–2013 jsou všechny regiony ČR (s
výjimkou hlavního města Prahy) zařazeny pod cíl Konvergence. V souladu s cíli evropské
regionální politiky je jednou z priorit ČR posílení konkurenceschopnosti státu a orientace na
znalostní ekonomiku.
Operační program Výzkum a vývoj pro inovace (dále jen „OP VaVpI“) je jedním z
významných operačních programů, které přispívají k naplnění uvedených cílů. Globálním
cílem OP VaVpI je posilování výzkumného, vývojového a inovačního potenciálu ČR, který
přispěje k růstu konkurenceschopnosti a k vytváření vysoce kvalifikovaných pracovních míst
tak, aby se regiony ČR staly významnými místy koncentrace těchto aktivit v Evropě.
Projekt Udržitelná energetika (SUStainable ENergy, SUSEN) je realizován jako regionální
centrum VaV v Prioritní ose 2 a jeho cílem je plnit funkci relevantního výzkumného partnera
pro spolupráci s aplikační sférou včetně navazování partnerství a spolupráce s významnými
-1-
výzkumnými evropskými centry. Jedná se o tzv. velký projekt (nad 50 mil. Euro), jehož
schválení náleží Evropské komisi.
Projektem SUSEN získala Česká republika, její výzkumná komunita a v neposlední řadě
Centrum výzkumu Řež s.r.o. a jeho partner, Západočeská univerzita v Plzni, možnost rozšířit
významné materiální a lidské kapacity pro energetický výzkum a vývoj.
2. CÍLE PROJEKTU
Cílem projektu SUSEN je přispět výzkumnými a vývojovými aktivitami k zajištění
bezpečného, spolehlivého a dlouhodobě udržitelného provozu stávajících energetických
zařízení, tj. zejména jaderných elektráren typu GII a GIII, a to prostřednictvím prodloužení
jejich životnosti o 20–40 let. Cílem projektu je rovněž výzkum a vývoj nových technologií s
vysokou účinností v oblasti klasické energetiky. Konkrétní aplikace budou realizovány
bezprostředně po dokončení instalace potřebných technologií.
Prostřednictvím generovaných výsledků výzkumu a vývoje přispěje projekt SUSEN k
plynulému přechodu na jaderné reaktory nových generací, tzn. GIII+ a GIV. S nasazením
těchto tzv. pokročilých jaderných reaktorů v rámci ostrého provozu se počítá po roce 2030. V
rámci dlouhodobého horizontu je předmětem projektu také výzkum a vývoj špičkových
technologií a materiálů v oblasti termojaderné fúze.
Projekt SUSEN zahrnuje také výstavbu výzkumné infrastruktury, která dlouhodobě zvýší
vědecký, výzkumný a vývojový potenciál České republiky v oblasti aplikovaného výzkumu v
energetice, převážně (ale neexkluzivně) jaderné. Prostřednictvím příjemce podpory,
společnosti Centrum výzkumu Řež s.r.o., člena skupiny ÚJV, nabídne řešení významných
úloh spojených s rozvojem udržitelné jaderné energetiky a poskytne pro společnosti
podnikající v oblasti aplikovaného výzkumu v energetice robustní a moderní výzkumnou
infrastrukturu.
Projekt bude řízen s důsledným respektováním pěti zásad:
1. Prostředky poskytnuté Evropskou unií představují unikátní a neopakovatelnou
příležitost k rozvoji výzkumné infrastruktury energetického výzkumu ČR. Musí být
investovány účelně, budovaná pracoviště musí odpovídat dnešnímu poznání stavu
technologií a strategických směrů jejich vývoje a být účelně využitelná i v
budoucnosti.
2. Jakákoli nakupovaná nebo vyvíjená technologie musí mít konkurenční výhodu ve své
technologické vyspělosti nejméně do roku 2016, u technologií s dlouhým životním
cyklem musí mít konkurenční výhodu špičkové technologie nejméně do roku 2020.
Provozovatel umožní infrastrukturu pronajímat jiným organizacím podle principů
Open Access (http://www.cvrez.cz/web/open-access).
3. Projekt bude úzkostlivě dbát na dodržení všech podmínek pro poskytnutí dotace,
zejména na dodržení zásad transparentnosti, rovného zacházení a zákazu diskriminace
v zadávacích řízeních veřejných zakázek pro projekt.
4. Projekt bude zaměřen k doplnění a rozšíření možností stávajících infrastruktur v ČR a
nebude cíleně rozšiřovat technologické prostředky v oblastech, které jsou efektivně
pokryty jinými infrastrukturami ČR.
5. Projekt bude cíleně vytvářet příležitosti pro uplatnění mladých specialistů a podmínky
pro jejich profesní rozvoj.
-2-
Cíle jsou směrovány zejména na:
a. Integraci českých VaV institucí do aplikovaného výzkumu v energetice
b. Dosahování aplikovatelných výsledků VaV v oblasti GIV a fúze
c. Podporu bezpečného provozu a prodlužování životnosti pro technologie GII & GIII
3. STRUKTURA A OBSAH PROJEKTU
Projekt je postaven na čtyřech základních pilířích, které představují následující výzkumné
programy členěné dále na výzkumné aktivity:
1. Technologické experimentální okruhy (TEO)
2. Strukturální a systémová diagnostika (SSD)
3. Jaderný palivový cyklus (JPC)
4. Materiálový výzkum (MAT)
Projekt je navržen komplexně, tj. od výzkumu vstupních nosičů energií (paliva), výzkumu
materiálů a komponent včetně diagnostiky při výrobě a výstavbě, diagnostiky provozu
energetických zařízení (predikce spolehlivého provozu a prodlužování životnosti) až po
likvidaci a bezpečné uložení nosičů energií.
3.1 Program č. 1: Technologické experimentální okruhy
Cílem tohoto výzkumného programu je vybudovat velká experimentální zařízení umožňující
výzkum a vývoj v oblasti IV. generace jaderných reaktorů a fúzního reaktoru. Experimetální
data získaná na těchto zařízeních rozšíří stávající znalosti o vlastnostech materiálů a jejich
chování ve specifi ckých podmínkách a budou využita při vývoji daného typu reaktoru. V
těchto reaktorech je přenos tepla zprostředkován médii, o jejichž chování neexistuje dostatek
informací, a to především v oblasti jejich působení na konstrukční materiály,
termodynamických a termohydraulických vlastností, nejsou známy výrobní technologie,
neexistují potřebné komponenty atd.
Experimentální data získaná v těchto zařízeních rozšiřují stávající znalosti o chování
materiálů a komponent při parametrech prostředí. Budou využita pro zdokonalení
výpočetních kódů, databází vlastností látek apod. a jsou potřebná pro vývoj daného reaktoru.
V rámci tohoto programu budou studována tato média:
• superkritická voda; médium pro primární okruh superkritického lehkovodního reaktoru
(SCWR);
• helium; médium primárního okruhu (velmi) vysokoteplotního reaktoru (V/HTR);
• helium; médium pro chlazení první stěny fúzního reaktoru;
• superkritický oxid uhličitý – potenciální médium sekundárního okruhu pro přenos tepla
z primárního okruhu reaktoru GIV;
• eutektická slitina olovo-lithium (Pb-Li) – médium pro kontinuální tvorbu fúzního paliva
– tritia 3H.
3.2 Program č.2: Strukturální a systémová diagnostika
Výzkumný program je tematicky zaměřen na podporu prodlužování životnosti jaderných
elektráren současné generace (generace II. a III.), podporu výstavby a budoucího provozu
reaktorů nastávajících generací (generace IV. a fúze) a s tím související materiálové studie
vysoce ozářených vzorků.
-3-
Hlavní cíle
• Získání komplexního popisu degradace vlastností a životnosti konstrukčních materiálů
jaderných reaktorů po dlouhodobé provozní expozici.
• Návrh, optimalizace a osvojení výroby zkušebních těles pro výzkum vlastností materiálu.
• Vývoj nových postupů nedestruktivního zkoušení (NDE) feritických, austenitických a
heterogenních svarových spojů a komponent komplexní konfigurace a jejich certifikace
(NDE kvalifikace) s využitím zkušebních těles s umělými necelistvostmi a realistickými
simulacemi provozních trhlin a matematického modelování procesu měření a odezvy
indikací necelistvostí.
• Vývoj nového univerzálního hardware a software systému řízení manipulátorů pro
zkoušení svarů kritických uzlů primárního a sekundárního okruhu JE.
• Vývoj nových postupů ověření tepelné a radiační odolnosti a chování strukturních
materiálů a systémů v extrémních podmínkách těžkých havárií.
3.3 Program č.3: Jaderný palivový cyklus
Výzkumný program JPC je zaměřen na výzkum a vývoj (VaV) v oblasti tzv. zadního konce
jaderného palivového cyklu, do kterého patří především nakládání s radioaktivními odpady
(RAO) a použitým jaderným palivem. Ve svém poli působnosti pokrývá program JPC
všechny důležité oblasti od vývoje technologií pro nakládání s problematickými
radioaktivními odpady a technologií pro výraznou redukci objemu radioaktivních odpadů,
přes VaV v oboru geologického ukládání vysoceaktivních odpadů a použitého jaderného
paliva, až k vývoji vysokoteplotních separačních technologií transuranů a štěpných produktů.
V rámci výzkumného programu JPC bude vybudována unikátní laboratoř pro experimentální
studium chování materiálu, tzv. Coria, vznikajícího při roztavení aktivní zóny jaderného
reaktoru a laboratoř SIMS pro studium vlivu zadního konce jaderně-palivového cyklu na
životní prostředí a účely záruk v jaderných materiálech.
Hlavní cíle
• Výzkum a vývoj nových materiálů a principů pro efektivnější a bezpečnější ukládání
RAO
• Vývoj pokročilých technologií a technologických postupů pro zneškodňování RAO a
minimalizaci jejich objemu
• Vývoj nových technologií palivového cyklu jaderných reaktorů nových generací
založených na fluoridových technologiích
• Vytvoření vědecko-technické základny pro podporu výstavby hlubinného úložiště v ČR
• Vývoj nových metod detekce velmi nízkých aktivit dlouhodobých radionuklidů ve velmi
malých objemech vzorků
• Získání souboru poznatků o chování Coria pro účely zvýšení bezpečnosti jaderných
reaktorů v posthavarijních stavech
3.4 Program č.4: Materiálový výzkum
Materiálový výzkum je jedním ze čtyř výzkumných programů, které tvoří obsahovou náplň
projektu SUSEN – Udržitelná energetika. Je primárně zaměřen na výzkum materiálů pro
jadernou energetiku, ale předpokládá se zapojení i v oblastech klasické energetiky a nových
nekonvenčních postupů získávání energie. Program je zacílen na studium mezních stavů
nových progresivních materiálů, resp. dílů a uzlů z nich vyrobených. Činnost pracoviště bude
-4-
probíhat v oblasti základního výzkumu vlastností konstrukčních materiálů, výsledky budou
přímo aplikovatelné v energetickém průmyslu.
Ve spolupráci se ZČU v Plzni bude nové pracoviště hrát významnou roli při výchově nových
materiálových odborníků. Fakulta strojní – Katedra materiálu a strojírenské metalurgie – bude
v programu participovat v oblasti svařování. Při řešení konkrétních úkolů bude využívána
spolupráce v rámci diplomových a doktorských prací. Pozornost bude cíleně zaměřena na
práci zahraničních doktorandů s tím, že na jejich stáže budou získávány prostředky z
programů ES.
Hlavní cíle
• podpora vývoje feritických a martenzitických ocelí s potenciálem aplikace do 650 °C pro
neaktivní okruhy jaderných reaktorů GIV a komponenty parních turbín se
superkritickými parametry páry
• podpora vývoje materiálů na bázi austenitických ocelí a vysoce legovaných niklových
slitin, odolných v agresivních prostředích za vysokých teplot a tlaků, pro výrobu
komponent jaderných a klasických elektráren s ultra superkritickými bloky.
• dokumentace vlivu degradačních mechanismů na vlastnosti konstrukčních materiálů pro
komponenty vyšších generací jaderných reaktorů (GIII+,GIV) v neaktivních okruzích.
• vývoj nových technologií tavného svařování pro jadernou i klasickou energetikou (ve
spolupráci s partnerem – katedrou materiálu ZČU)
PODĚKOVÁNÍ
Tato práce vznikla za finanční podpory projektu SUSEN CZ.1.05/2.1.00/03.0108, který je
realizován v rámci Evropského fondu regionálního rozvoje (ERDF).
[1]
[2]
http://cvrez.cz
http://susen2020.cz
-5-

Zborník príspevkov z konferencie MG SNUS 2014

Transkript

Podobné dokumenty

Jaderná energetika, transmutační a vodíkové technologie v pracích

Jaderná energetika v pracích mladé generace

Inteligentné siete - vipies

zde

zde

Cestovní mapa České republiky velkých infrastruktur pro výzkum

plotových systémů