Paksi Atomerőmű IV. – Nagy műszaki projektek az erőműben
2013/5. lapszám | Dr. Czibolya László | 4119 |
Figylem! Ez a cikk 12 éve frissült utoljára. A benne szereplő információk mára aktualitásukat veszíthették, valamint a tartalom helyenként hiányos lehet (képek, táblázatok stb.).
Az atomerőmű biztonsága sok tényezőtől függ. Ezek között elsődleges a tervezési megoldások megalapozottsága, amelynek együtt kell járnia az üzemeltetőknek a fejlődésre, az átalakulásra és a változásra való képességével. A biztonság megtartása és növelése folyamatos erőfeszítést, innovációt és a tapasztalatok hasznosítását igényli.
Mind az atomerőművek üzemeltetőinek világszervezete (WANO), mind a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség működtet olyan nemzetközi adatbázisokat, amelyek segítséget nyújtanak, hogy az egyes atomerőművekben bekövetkezett meghibásodásokból a megfelelő tanulságokat le lehessen vonni. Ezenkívül, közkeletű nemzetközi gyakorlat szerint e két szervezet szakértői csoportokat állít össze, amelyek helyszíni ellenőrzések keretében alaposan átvizsgálják az atomerőmű működésének egyes területeit, összevetik a tapasztaltakat az élenjáró nemzetközi gyakorlattal, és ajánlásokat fogalmaznak meg. Ezt a gyakorlatot alkalmazta legutóbb az Európai Unió is a fukushimai baleset utáni célzott biztonsági felülvizsgálat (stresszteszt) elvégzésére is.
A folyamatosan gyarapodó tapasztalatok felhasználásával és a műszaki kutatás eredményeinek figyelembevételével az atomerőmű biztonságát tízévenként újraértékelik, és egy ún. időszakos biztonsági felülvizsgálat során meghatározzák azokat az intézkedéseket, átalakításokat és rendszer- felújításokat, amelyek a biztonság növeléséhez szükségesek. A biztonság növelése mellett a gazdaságosság is fontos szempont, s ezért a fejlesztések egy része a termelés hatékonyságának növelését célozza.
AGNES projekt és a földrengésbiztonsági program
Az 1990-évek elején felmerült az igény, hogy a biztonságot érintő szovjet tervezési megoldásokat nyugati szemléletre alapozva újraértékeljék. Ezt az értékelést nagy részben a KFKI Atomenergia Kutató Intézet, a Villamosenergia-ipari Kutató Intézet, az Erőterv, valamint a Paksi Atomerőmű kutatói és mérnökei végzeték el az AGNES (Advanced, General and New Evaluation of Safety) projekt keretében. A projekt 1994-ben egy biztonsági jelentés elkészítésével zárult, amelynek eredményeit és következtetéseit a nemzetközi nukleáris szakma teljes mértékben elfogadta. Ez komoly elismerést jelentett a magyar műszaki és tudományos élet számára.
A projekt keretében megvizsgáltak és elemeztek minden olyan üzemzavart és balesetet, amelynek bekövetkezését a tervezés során feltételezték. Az eredmények azt mutatták, hogy a feltételezett legsúlyosabb üzemzavarok esetén is a védelmi rendszerek megfelelően működnek, és a sugárzási következmények nem lépik túl az hatóságilag által meghatározott egészségügyi korlátokat. Érdemes kiemelni, hogy a reaktortartályt leginkább igénybevevő baleseti helyzet – hideg víznek a reaktorba jutása – külön alapos elemzés tárgya volt, és bebizonyosodott, hogy a VVER típusú reaktorok jól viselik az ebből adódó terheléseket.
Már az AGNES projekt keretében vizsgálták azokat a helyzetek is, amikor a biztonsági rendszerek működését vagy rendelkezésre állását külső vagy belső hatások (tűz, elárasztás, nagy energiájú vezetékek törése stb.) befolyásolják.
A nyugati típusú elemzések eredményei teljes mértékben igazolták, hogy a Paksi Atomerőmű biztonsága megfelelő, és az alkalmazott szovjet tervezési megoldásokban lévő tartalékok (a beépített sok vas és beton, valamint a nagymennyiségű víz) elegendő és a biztonságnak kedveznek.
Az AGNES projekt keretében elemzések készültek arra is, hogyan kezelhetők az olyan rendkívül kis valószínűséggel bekövetkező balesetek, amelyeket a tervezés során már nem vettek figyelembe. Ezeket az eseményeket nevezzük tervezésen túli eseményeknek, illetve súlyos baleseteknek. Kiderült, hogy ezek az események is káros környezeti hatások nélkül kezelhetők. Ehhez a projekt balesetkezelési eljárások bevezetését javasolta. A projekt egyik fontos eredménye az volt, hogy segítséget nyújtott a biztonságnövelő intézkedések fontossági sorrendjének megállapításához.
A Paksi Atomerőmű eredeti terveiben nem voltak speciális követelmények a létesítmény földrengésállóságával kapcsolatban. Az előírások időközben változtak, szigorodtak, és szükségessé vált a telephely átfogó földrengés-veszélyeztetettségi felülvizsgálata, amely csaknem tíz éven keresztül folyt, és részt vett benne a hazai földtudomány szinte valamennyi számottevő képviselője. A szeizmicitás értékeléséhez nemzetközi segítséget is igénybe vettek. Ennek alapján meghatározták az erőmű földrengés-megerősítési programját. Ez három feladatot foglalt magába:
- a földrengésveszély elemzése 0,25 g maximális vízszintes gyorsulással jellemezhető 10-4/év valószínűséget meghaladó földrengésre,
- ennek alapján a megerősítések tervezése,
- a megerősítések kivitelezése és ezután az erőmű szeizmikus minősítésének elvégzése.
A kivitelezés két szakaszban valósult meg, és 2002-re fejeződött be. Ennek során több mint 2500 tonna acélszerkezetet építettek be. Erre mutat példát a mellékelt fotó, amelyen a lokalizációs tornyok között a reaktorcsarnok szerkezetének megerősítésére szolgáló hídszerkezet látható.
Biztonságnövelő program
A biztonság növelése különféle módosítások, átalakítások révén a saját vagy más atomerőművek tapasztalatai alapján szinte folyamatosan zajló tevékenység. Nagyobb léptékű biztonságnövelő program a Paksi Atomerőműben az AGNES program és a földrengéssel kapcsolatos elemzések eredményei alapján 1996 és 2002 között valósult meg. Ennek fő célja az volt, hogy a Paksi Atomerőmű elérje a hasonló korú nyugati atomerőművek biztonsági szintjét. Lényegében ez a program alapozta meg a későbbi teljesítménynövelést és üzemidő-hosszabbítást. A program széleskörű nemzetközi együttműködésben valósult meg, amelynek során a programot és annak végrehajtását több nemzetközi szakértő értékelte és segítette.
A biztonságnövelő intézkedések eredményességét nehezen lehet számszerű formában kifejezni. A szakemberek egy olyan mutatót használnak erre, amely a valószínűségi biztonsági elemzés alapján kapott zónasérülés valószínűségét mutatja meg. Ennek a mutatónak az értéke a felsorolt biztonságnövelő intézkedéseknek köszönhetően egy nagyságrenddel csökkent, és értéke megfelel a nemzetközi gyakorlatban elvárt színvonalnak.
A biztonságnövelő intézkedések nem fejeződtek be a 2002-ig tartó program lezárásával. Ezek közül érdemes kiemelni a primer körből a szekunder körbe irányuló esetleges tömörtelenségek kezelését (PRISE), amely 2011-ben zárult. 2002-től számos intézkedés történt a súlyos balesetek kezelését szolgáló intézkedések megvalósítására, amelyek között a legfontosabbak a hidrogén rekombinátorok telepítése a hermetikus térbe, a pihentető medence hűtőköri vezetékeinek megerősítése, a reaktorakna-elárasztás, a reaktor tartály hűtése, a térfogat- kiegyenlítő biztonsági szelep független villamos betáplálása és új baleseti műszerezés installálása.
A 2011-2012-ben elvégzett EU stressz teszt eredményei alapján a rendkívül kis valószínűségű, de esetleges jelentősebb terheléseket eredményező külső hatásokkal szemben további javító, biztonságfokozó intézkedések végrehajtására kerül sor az atomerőmű védettségének fokozására, a biztonsági tartalékok növelésére. Ezek öt kategóriába sorolhatók: külső hatásokkal szembeni védettség fokozása, kezelési utasítások módosítása, újak készítése, meglévő és alternatív villamosenergia- betáplálási lehetőségek biztosítása, meglévő és alternatív vészhűtési lehetőségek biztosítása, súlyos balesetek következményeinek csökkentése.
Teljesítménynövelés
A Paksi Atomerőmű blokkjait eredetileg egyenként 440 MW teljesítményre tervezték. Már a beruházás idején felmerült a teljesítmény kismértékű növelésének a lehetősége. Először a reaktor hőteljesítményének változatlanul hagyása mellett pontosabb mérések alkalmazásával és a meglévő tartalékok kihasználásával lehetett valamelyest növelni a teljesítményt, majd a kilencvenes években végrehajtott szekunder köri rekonstrukció és turbinaátalakítás eredményeként a blokkok teljesítménye fokozatosan 470 MW-ra emelkedett. Ez több mint 4%-os növekedést jelentett, ami azzal is járt, hogy a reaktorok változatlan hőteljesítménye mellett csökkent a környezetét érő hőterhelés. Az erőmű üzembe helyezése óta a műszaki ismeretek terén bővültek a szakemberek ismeretei a szerkezeti anyagok viselkedéséről, a berendezéseket érő igénybevételekről, az üzemanyag viselkedéséről, a reaktor termohidraulikájáról, csökkent a számítások bizonytalansága, és javult az ellenőrzési, illetve vizsgálati módszerek megbízhatósága.
Egyre több országban hajtottak végre sikeres teljesítménynövelési programokat. Az Egyesült Államokban például 146 blokkon hajtottak végre teljesítménynövelést, amelynek eredményként az amerikai atomerőművek villamos teljesítménye 6800 MW-tal emelkedett. A paksihoz hasonló VVER-440 blokkokat tartalmazó finn Loviisa atomerőműben a névleges villamos teljesítményt blokkonként 510 MW-ra növelték.
A teljesítménynövelést megalapozó vizsgálatok azt mutatták, hogy a biztonsági korlátok megtartása mellett a reaktor hőteljesítményét 8%-kal lehet növelni, viszont ehhez új, korszerűsített üzemanyagot kell használni. Tisztázódott az is, hogy a szekunder köri rendszerek képesek a nagyobb forgalmak kezelésére megfelelő turbinaátalakítás után. Alapvető követelmény volt, hogy a teljesítmény növelése következtében nem változhatnak a biztonsági kritériumok, a nagyobb teljesítmény nem rövidítheti le a berendezések élettartamát, nem növelheti a meghibásodások számát, és nem járhat megnövekedett karbantartási igényekkel. Fontos cél volt az is, hogy a szükséges beruházásoknak az eredetileg tervezett élettartam alatt meg kell térülni.
A teljesítmény növelésének biztonságra történő hatását számításokkal és elemzésekkel kellett igazolni. Gyakorlatilag a végleges biztonsági jelentésben szereplő valamennyi elemzést újból el kellett végezni a megnövelt teljesítményen. Az elemzések igazolták, hogy sem a biztonsági korlátok átlépése, sem a rendelkezésre álló tartalékok jelentős csökkenése nem várható, így a teljesítmény növelésének biztonsági akadálya nem volt. Ezt a determinisztikus számításokon túl a valószínűségi elemzések is igazolták. A teljesítmény növelésének hatósági engedélyeztetése összetett folyamat volt, és több lépcsőben valósult meg. Az Országos Atomenergia Hivatal mellett az eljárásban szakhatóságként részt vett ÁNTSZ Országos Tisztiorvosi Hivatala és az Alsó-Duna-völgyi Környezetvédelmi, Természetvédelmi és Vízügyi Felügyelőség is.
A szükséges műszaki változtatások és átalakítások sok területet érintettek. Az egyik legfontosabb változás az új üzemanyag bevezetése volt, amely két szakaszban valósult meg. Elsőször a 3,82% dúsítású kazetta rácsosztása lett megnövelve, majd fokozatosan nagyobb dúsítású (4,2%) és gadolíniumot tartalmazó kazetták alkalmazására került sor.
Ezen túlmenően át kellett alakítani a primer köri nyomás szabályozását, el kellett végezni a zónaellenőrző rendszer rekonstrukcióját, át kellett alakítani a reaktorvédelmi rendszert, megváltoztak az üzemzavari hűtést biztosító hidroakkumulátorok paraméterei, meg kellett növelni a turbina áteresztő képességét, és át kellett alakítani a turbinaszabályozást, valamint meg kellett növelni az üzemzavari rendszerekben a bórsav koncentrációját.
A teljesítménynövelési program megvalósítása 4. blokkon kezdődött, majd ezt követte az 1., 2. és 3. blokk (1. táblázat). Az átalakításokat az esedékes főjavítások idején végezték el, a felterhelések pedig fokozatosan, három lépcsőben (100%, 104% és 108%) történtek. Minden teljesítményszinten teljes körű ellenőrzéseket végeztek.
A Paksi Atomerőmű névleges villamos teljesítménye 2010 elejétől 2000 MW, ami azt jelenti, hogy 134 MW új, szén-dioxid-kibocsátástól mentes atomerőmű kapacitás létesült, alacsony fajlagos beruházási költséggel. A projekthez kapcsolódó beruházások értéke 4,2 milliárd forintot tett ki, így a fajlagos beruházási költség 31,3 M Ft/MW lett. Ez lényegesen alacsonyabb, mintha ugyanez a kapacitás lignit-, földgáz-, szél- vagy biomassza-erőműben létesült volna. A 2006-2009 közötti időszakban a megnövelt teljesítménynek köszönhető árbevételnövekmény csaknem 14 milliárd forint volt. 2010-től pedig évente mintegy 12 milliárd forint éves bevételtöbblet jelentkezik. A beruházás tehát már a megvalósítás első két évében megtérült.
A teljesítménynövelési projekt 2009-ben megkapta a Magyar Innovációs Nagydíjat.
15 hónapos üzemanyagciklus
A nukleáris fűtőanyag felhasználását az atomerőmű eddigi működése során a folytonos megújulás jellemezte. A friss fűtőanyag dúsítása többször is változott, megvalósult a kis kiszökésű zóna, és hatékonyabbá vált a felhasználás. Az eredeti állapothoz képest jelentős a javulás. Jelenleg az egységnyi termelt energiára vonatkoztatva az üzemanyagköltség 15%-kal alacsonyabb, és a felhasznált üzemanyag-kazetták száma mintegy harmadával kisebb, mint ha az eredeti elrendezést használnák.
Az általános gyakorlat szerint a paksihoz hasonló VVER típusú blokkokon az éves karbantartásra történő leálláskor végeznek üzemanyag- cserét. Pakson a csere során 84 darab, átlagosan 4,2% dúsítású friss üzemanyagkazettát helyeznek a reaktorba. A kazetták nagy része négy évig van a reaktorban, kisebb részük pedig 5 éves alkalmazásra lett tervezve.
Számos gazdasági érv szól az átrakási ciklus meghosszabbítása mellett. A folyamatos működés (kampány) meghosszabbítása a jelenlegi 325 napról 415-420 napra jelentős villamosenergia-termelés többletet eredményezne, csökkenne a karbantartásra fordított költség, és hatékonyabbá válna az üzemanyag-felhasználás. A világ számos nyomottvizes reaktorral működő atomerőművében a 15 hónapos üzemanyagciklus már általánossá vált. Az átrakások közötti időszak meghosszabbításához az üzemanyaggyártásban is jelentős fejlesztéseket kellett végrehajtani. Mára ezek már befejeződtek, és az orosz szállító képes olyan üzemanyag- kazettákat gyártani, amelyek új anyagok és hegesztési technológiák bevezetésének eredményként megfelelnek a nagyobb igénybevételnek.
Megújultak az üzemanyagtöltet tervezési és in-core ellenőrzési rendszerek is, amelyekre támaszkodva a hazai szakemberek a 15 hónapos ciklus zónafizikai számításait is magas színvonalon el tudják végezni. A reaktorok valójában 4x15=60 hónapos ciklusban működnek, 5 év alatt négy leállással. Így négy blokkra vonatkoztatva, egy évben a jelenlegi négy blokkleállás helyett csak háromra lesz szükség.
Jelenleg a 15 hónapos ciklusra történő átállás előkészítése folyik, amelynek keretében a megvalósításhoz és az engedélyezéshez szükséges elemzéseken dolgoznak, elkészítik a karbantartási és felülvizsgálati programok átszervezésére vonatkozó terveket. Az átmenet fokozatosan valósul meg, és a tervek szerint 2016 lehet az első olyan év, amikor négy helyett már csak három blokk áll le karbantartásra és üzemanyag-átrakásra.
Biztonságnövelő program
A 60 milliárd forintos program az alábbi legfontosabb területeket érintette:
- földrengésállóság javítása,
- a hermetikus tér felülvizsgálata,
- tűzbiztonság javítása,
- üzemeltetők hatékonyabb oktatása,
- üzemzavari szituációk kezelésének javítása,
- berendezések igénybevételének csökkentése,
- biztonsági rendszerek megbízhatóságának növelése.
A biztonság növelése mellett a gazdaságosság is fontos szempont, ezért a fejlesztések egy része a termelés hatékonyságának növelését célozza.
Az atomerőmű metszeti képe
- turbinacsarnok
- reaktorépület
- lokalizációs torony
- turbina
- gáztalanítós tápvíztartály
- légcsapda
A folyamatosan gyarapodó tapasztalatok felhasználásával és a műszaki kutatás eredményeinek figyelembevételével az atomerőmű biztonságát tízévenként újraértékelik, és egy ún. időszakos biztonsági felülvizsgálat során meghatározzák azokat az intézkedéseket, átalakításokat és rendszer-felújításokat, amelyek a biztonság növeléséhez szükségesek.
Üzemidő-hosszabbítás
A paksi atomerőmű blokkjainak üzemidejét eredetileg 30 évre tervezték. Ennél hosszabb ideig az atomerőmű csak akkor működhet tovább, ha biztonsága továbbra is fenntartható, és a berendezések állapota megfelelő. Nemzetközi példák alapján 2000-ben megvalósíthatósági tanulmány készült annak vizsgálatára, hogy meghosszabbítható-e a Paksi Atomerőmű blokkjainak üzemideje. A tanulmány megállapította, hogy az erőmű állapota lehetővé teszi az üzemidő 20 évvel történő meghosszabbítását. Ez három tényezőnek köszönhető: a szerkezetekben lévő elegendő tervezési tartaléknak, a működés során elvégzett számos felújításnak és biztonságnövelő intézkedésnek, valamint a megfelelő üzemeltetési és karbantartási gyakorlatnak.
Az időközben megvalósított teljesítménynövelés javította az atomerőmű versenyképességét, és újabb érvvel támasztotta alá az üzemidő-hosszabbítás gazdasági ésszerűségét. Az üzemeltetés folyatatásához a jogszabályok szerint környezetvédelmi és nukleáris biztonsági hatósági engedélyekre van szükség. Az engedélyek megszerzéséhez komplex felkészülési programot kellett végrehajtani, amely támaszkodott a felhalmozott üzemeltetési tapasztalatokra, a korszerű műszaki-tudományos ismeretekre, az élenjáró nemzetközi gyakorlatra és a nemzetközi szakmai szervezetek ajánlásaira.
A felkészülési program végrehajtásának eredményként elkészült az üzemidő 20 évvel történő meghosszabbításának környezeti hatástanulmánya, amelynek alapján az illetékes környezetvédelmi hatóság 2006-ban megadta a környezetvédelmi engedélyt. A nukleáris biztonsági engedélykérelem másfélezer oldalas műszaki dokumentációt foglalt magában, amelyben az atomerőmű bemutatta a berendezések műszaki állapotát, a jó műszaki állapot fenn-tartását szolgáló programokat és a meghosszabbított üzemidőre vonatkozó biztonsági elemzések eredményeit. Az engedélykérelem elbírálása egy évet vett igénybe, és pozitív eredménnyel zárult. 2012 decemberében az 1. blokk további 20 évre megkapta az üzemeltetési engedélyt az Országos Atomenergia Hivataltól.
Az atomerőmű szakemberei mind a környezetvédelmi, mind a nukleáris biztonsági engedély kiadását megelőzően lakossági közmeghallgatásokon válaszoltak az érintett lakosság kérdéseire, amelyek főleg a biztonságot, a kibocsátásokat, a gazdaságosságot, az országhatárokon átnyúló hatásokat és a radioaktív hulladékok kezelését érintették.
Az üzemidő meghosszabbításának műszaki előkészítése során négy fontos feladatot kellett megoldani. Átfogó öregedéskezelési programot kellett létrehozni a berendezések élettartamának fenntartására és funkcióképességének megőrzésére a teljes üzemidő alatt. Pótolni kellett számos villamos és irányítástechnikai rendszerelem környezetállósági minősítését, amely igazolja, hogy egy rendszerelem meghatározott körülmények között (hőmérséklet, páratartalom stb.) megadott ideig működőképes marad. Be kellett vezetni a karbantartás hatékonyságát ellenőrző rendszert, amellyel meghatározható és nyomon követhető a berendezések karbantartásának hatékonysága a biztonsági funkciók teljesítése szempontjából. Rekonstruálni kellett az atomerőmű tervezési alapját, ami azt jelentette, hogy az eredeti tervdokumentációt a korszerű biztonsági követelményeknek és az elvégzett biztonságnövelő intézkedéseknek megfelelően ki kellett egészíteni és egységes formába foglalni.
Összességében az üzemidő-hosszabbítás racionális döntésként értékelhető, hiszen költséghatékony módon sikerült olyan szén-dioxid-kibocsátásmentes és emiatt környezetkímélő vil-lamos energiatermelő kapacitást megőrizni, amelynek más forrással történő kiváltása az együttes gazdasági és klímavédelmi szempontok érvényesülése mellett nem lett volna lehetséges.
