Monitoring systemów i urządzeń reaktora

6.2.1. Wskaźniki bezpieczeństwa wprowadzone przez Światowe

Stowarzyszenie Operatorów Jądrowych

W rdzeniu reaktora pracują tysiące elementów paliwowych, których koszulki winny chronić przed wydostawaniem się produktów rozszczepienia do chłodziwa reaktora. Ko-szulki te są wykonane ze stopów cyrkonu, a więc z materiału o wysokiej wytrzymałości i odporności na wysokie temperatury. Dzięki temu mogą one wytrzymywać ciśnienie

ga-129

6. Monitorowanie bezpieczeństwa jądrowego

zów rozszczepieniowych, zmiany temperatur, tarcie pastylek paliwowych i inne procesy powodujące duże naprężenia i odkształcenia koszulek. Ale wśród 40-50 tys. koszulek pa-liwowych w toku eksploatacji mogą w niektórych z nich powstać drobne mikropęknię-cia umożliwiające wycieki gazowych produktów rozszczepienia do chłodziwa. Dlatego Światowe Stowarzyszenie Operatorów Jądrowych WANO (World Association of Nuclear

Operators) wprowadziło zestaw wskaźników obrazujących parametry kluczowe dla

bez-pieczeństwa rdzenia i obiegu pierwotnego [1], a wśród nich:

– sprawność systemów bezpieczeństwa – wskaźnik monitorujący stan trzech ważnych dla bezpieczeństwa systemów awaryjnych w EJ,

– wskaźnik utrzymywania parametrów chemicznych w obiegu pierwotnym w zakre-sie zapewniającym opóźnienie starzenia kluczowych urządzeń obiegu pierwotnego, – wskaźnik niezawodności paliwa, monitorujący stan uszkodzeń koszulek paliwo-wych, niezbędnych dla powstrzymania uwolnień produktów rozszczepienia do obiegu pierwotnego,

– wskaźnik bezpieczeństwa przemysłowego (analogiczny do polskiego BHP), okre-ślający liczbę wypadków wśród zatrudnionych, które spowodowały straty czasu pra-cy, ograniczenie w wykonywanych czynnościach lub zgony na 200 000 godzin pracy (lub na 1 000 000 godzin pracy). Jak podaje statystyka WANO, liczba tych wypad-ków stale maleje i w 2015 r. wynosiła 0,61 na milion godzin pracy. Przemysł jądrowy jest rok po roku najbezpieczniejszym środowiskiem roboczym. W latach 2006-2015 ogólna liczba wypadków w energetyce jądrowej była 4,7 razy mniejsza niż w hy-droelektrowniach, 5 razy mniejsza niż w energetyce węglowej, 6,6 razy mniejsza niż w sieciach energetycznych i siedmiokrotnie mniejsza niż w energetyce gazowej. Liczba wypadków śmiertelnych na jednostkę energii jest w energetyce jądrowej 2,9 razy mniejsza niż w energetyce wodnej, 128 razy mniejsza niż w energetyce słonecz-nej i 131 razy mniejsza niż w energetyce węglowej.

6.2.2. Monitoring stanu rdzenia reaktora

Wymieniony powyżej wskaźnik niezawodności pracy paliwa jądrowego określa się po-przez pomiar aktywności produktów rozszczepienia obecnych w chłodziwie obiegu chłodzenia reaktora. W związku z różnicami w konstrukcji reaktorów jądrowych, wiel-kości tego wskaźnika oblicza się odrębnie dla każdego typu reaktora.

Uszkodzone paliwo to przełamanie drugiej bariery w systemie głębokiej obrony chroniącym przed wydzielaniem z EJ produktów rozszczepienia. Ma to ujemny wpływ na koszty eksploatacyjne i wyniki eksploatacyjne reaktora i zwiększa zagrożenie radia-cyjne personelu.

Koszulka paliwowa to druga bariera powstrzymująca rozprzestrzenianie produk-tów rozszczepienia. Pierwszą barierą jest sam materiał paliwowy. W przypadku

nie-130

szczelności koszulki izotopy jodu, będące produktem rozszczepienia, wydostają się z elementu paliwowego i przenikają do chłodziwa. Analiza składu izotopowego jodu daje informacje o rodzaju i liczbie rozszczelnień. Pozwala to na umiejscowienie i usu-nięcie wadliwego paliwa natychmiast po powstaniu przecieku. Gdy reaktor zostaje wyłączony, woda przenika do szczeliny między koszulką a pastylkami paliwowymi, a że jod przechodzi z pary do wody, następuje przyspieszone wydzielanie jodu, zwane szczytem jodowym.

Doświadczenie wykazuje, że liczba uszkodzonych prętów paliwowych jest bardzo mała. W reaktorach PWR z paliwem firmy Westinghouse 96% elektrowni pracuje bez żadnego przecieku w ciągu roku. W reaktorach WWER jedna rozszczelniona koszulka przypada na ponad 10 000 prętów paliwowych. Dzięki temu zagrożenie radiacyjne wo-koło obiegu pierwotnego jest bardzo małe.

6.2.3. Monitorowanie stanu zbiornika

Zbiornik ciśnieniowy reaktora wykonany jest ze stali stopowej o dużej wytrzymałości. Stal ta jednak pod wpływem neutronów prędkich zmienia swe własności, w szczegól-ności rośnie temperatura, przy której występuje próg kruchości stali. Stwarza to zagro-żenie, że przy nagłym ochłodzeniu zbiornika – np. gdy po awarii do zbiornika będzie wtryśnięta zimna woda z awaryjnego układu chłodzenia rdzenia – płaszcz zbiornika może pęknąć i to na dużej długości, co spowodowałoby nagłe i kompletne odsłonięcie rdzenia, przegrzanie i stopienie paliwa oraz uwolnienie zawartych w paliwie produktów rozszczepienia.

Aby do tego nie dopuścić, operator reaktora stale monitoruje stan kruchości zbior-nika przy pomocy próbek-świadków, wykonanych z tego samego materiału co zbiornik, umieszczonych na wewnętrznej powierzchni zbiornika i podlegających działaniu tego samego strumienia neutronów prędkich. Próbki te są okresowo wyjmowane z reaktora i badane wytrzymałościowo, a jeśli ich stan wykazuje, że materiał zbiornika może ulec kruchemu pękaniu, to eksploatację reaktora trzeba przerwać i dokonać działań zabezpie-czających, np. wyżarzenia zbiornika lub – gdy jest to niemożliwe – wymiany zbiornika na nowy.

W reaktorach II generacji zbiorniki były zaprojektowane na 30 lub 40 lat pracy. W rzeczywistości wytrzymują one więcej – np. w USA ponad 80 reakto-rów uzyskało już przedłużenie licencji na eksploatację przez 60 lat. Oznacza to, że monitoring próbek-świadków wykazał, że własności wytrzymałościowe zbior-ników nie pogorszyły się. Zbiorniki reaktorów III generacji są zaprojektowane na 60 lat eksploatacji z możliwością przedłużenia do 80 lat. Jak widać, przemysł reaktorowy opanował problem kruchości zbiorników, a monitorowanie ich stanu przebiega pomyślnie.

131

6. Monitorowanie bezpieczeństwa jądrowego

6.2.4. Monitorowanie stanu granic ciśnieniowych obiegu pierwotnego

Wobec tego, że najgroźniejszą awarią w reaktorach energetycznych jest nagłe rozerwanie obiegu pierwotnego i utrata wody z reaktora, w nowoczesnych reaktorach wprowadzono koncepcję „wykluczenia nagłego rozerwania” obiegu pierwotnego. Aby ją zrealizować, trzeba znać stan rurociągów i urządzeń w obiegu pierwotnym przed uruchomieniem reaktora, prowadzić okresowe sprawdzanie tego stanu np. metodami ultradźwiękowymi i porównywać aktualny stan obiegu ze stanem pierwotnym. Obliczenia wytrzymało-ściowe pozwalają stwierdzić, przy jakiej głębokości mikropęknięcia zachodzi niebezpie-czeństwo, że w razie wstrząsu sejsmicznego lub nagłych zmian temperatury pęknięcie to samoczynnie powiększy się i rurociąg pęknie na wskroś. Okresowe kontrole stanu rurociągu dostarczają informacje, pozwalające podjąć wyprzedzająco działania dla zapo-bieżenia takiej sytuacji.

Warunkiem wstępnym jest przeprowadzenie badań ultradźwiękowych wszystkich odcinków obiegu pierwotnego, zanim reaktor rozpocznie pracę, by mieć znajomość stanu pierwotnego, służącego jako punkt odniesienia dla późniejszych pomiarów [2]. W czasie budowy EJ Olkiluoto spowodowało to duże opóźnienie, bo rurociągi były dużych rozmiarów i w ich materiale występowały ziarna dużych rozmiarów. Metody badań ultradźwiękowych wprowadzone przez dozór jądrowych w Finlandii były bardzo czułe i zarejestrowały granice ziaren w stali jako początki pęknięć. Trzeba było gotowe już odcinki obiegu pierwotnego zdemontować i odesłać do ich producenta we Francji, by wykonał je ponownie przy pomocy udoskonalonej technologii zapewniającej drob-noziarnistość stali.

Aby zrealizować koncepcję wykluczenia nagłego rozerwania rurociągu, trzeba za-pewnić wysoką jakość konstrukcji, zgodnie z wymaganiami przepisów, wynikami analiz zachowania materiałów i odpowiednim ich doborem. W szczególności trzeba uwzględ-nić procesy powodujące uszkodzenie rurociągów i udowoduwzględ-nić, że kinetyka rozwoju uszkodzeń jest powolna, a możliwy rozwój uszkodzeń następuje w czasie znacznie dłuż-szym od odstępów czasu, w których zachodzi kontrola stanu rurociągu. Jako minimum sprawdza się procesy zmęczeniowe, ryzyko kruchego pęknięcia z uwzględnieniem efek-tów starzenia materiału, procesy erozji i korozji (głównie dla rurociągów ze stali węglo-wej zawierających wodę) i naprężeniową korozję międzyziarnistą.

Analiza obejmuje propagację defektów powodowaną przez procesy zmęczeniowe, gdy uszkodzenie znajduje się w punkcie, gdzie występują największe naprężenia. Trzeba udowodnić, że przy końcu zaprojektowanego okresu pracy zapas wytrzymałości materia-łu jest jeszcze dostateczny, by zapewnić, że uszkodzenie pozostanie stabilne, nawet przy działaniu najgorszej możliwej kombinacji naprężeń i temperatur.

Monitoring w czasie eksploatacji EJ prowadzi się, aby potwierdzić prawidłowość założeń przyjętych na etapie projektowania, szczególnie odnośnie:

132

– uszkodzeń zmęczeniowych – przez rejestrację procesów przejściowych w obiegu chłodzenia reaktora i monitorowanie obiegu wtórnego w rejonach poddawanych dużym naprężeniom cyklicznym,

– procesów korozyjnych – poprzez ścisłą rejestrację składu chemicznego cieczy cyr-kulujących w odpowiednich obiegach.

Monitoring obejmuje kontrolę w okresie użytkowania. Trzeba udowodnić, że prze-widywania ryzyka rozerwania rurociągu podczas pracy są potwierdzane przez obserwa-cje z elektrowni. Trzeba też wykazać, że nie ma propagacji uszkodzeń, której nie przewi-dziano we wcześniejszych analizach. Wiąże się to z koniecznością zapewnienia dostępu do każdego punktu odpowiedniego rurociągu. W szczególności trzeba zapewnić dostęp-ność dla inspekcji wszystkich spawów wokoło dysz, gdzie występuje zwiększone praw-dopodobieństwo pojawienia się procesów degradacji materiału.

Celem analizy jest potwierdzenie, że rurociąg jest odporny na możliwą propagację uszkodzeń. Dla rurociągów znajdujących się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa analizę wykonuje się, porównując defekt krytyczny z uszkodzeniem, które powoduje w normal-nych warunkach eksploatacyjnormal-nych wykrywalny przeciek. Defekt krytyczny powinien być dużo większy od takiego uszkodzenia. Dla rurociągów poza obudową bezpieczeństwa do analizy przyjmuje się jako założenie istnienie dużego uszkodzenia o wielkości narzu-conej arbitralnie. Przy przewidywanych obciążeniach szybkość wzrostu uszkodzeń musi być bardzo mała i pomijalna w stosunku do długości okresów czasu pomiędzy kolejnymi weryfikacjami stanu monitorowanego rurociągu.

6.2.5. Monitorowanie parametrów bezpieczeństwa EJ

Po awarii EJ w Three Mile Island w 1979 r.1 wprowadzono szereg ulepszeń w pracu-jących EJ. Jednym z nich było obowiązkowe zainstalowanie w sterowni reaktora system monitoringu pokazującego graficznie zasadnicze parametry ważne dla bezpieczeństwa, jak: temperatura, ciśnienie, poziom wody, położenia zaworów, poziom promieniowania i natężenie przepływu chłodziwa.

System ten nosi nazwę monitora parametrów bezpieczeństwa (Safety Parameter

Di-splay System – SPDS) Kolorowe wykresy przedstawiane na ekranie monitora pokazują

w skrócie sytuację w EJ operatorowi w sterowni i personelowi wsparcia w Centrum Wsparcia Technicznego2. Zasadniczą funkcją monitora SPDS jest pomoc operatorowi we wczesnym wykryciu i identyfikacji odchyleń od normalnych warunków eksploatacyj-nych. W czasie działań awaryjnych monitoring SPDS pokazuje stan kluczowych

para-1 Jedyna awaria w reaktorze PWR, w której został stopiony rdzeń reaktora. Nie spowodowała ona jednak żadnych szkód zdrowotnych w EJ ani w otoczeniu EJ.

2 W osobnym budynku poza EJ, zabezpieczonym przed wszelkimi zagrożeniami zewnętrznymi i mającym stałą niezawodną łączność ze służbą awaryjną w ośrodku wsparcia krajowego.

133

6. Monitorowanie bezpieczeństwa jądrowego

metrów zmieniających się wskutek działań operatora. SPDS pełni tylko funkcje monito-ra – nie można poprzez SPDS sterować elektrownią.

6.2.6. Monitorowanie narażenia radiacyjnego personelu EJ

W elektrowniach jądrowych stosuje się zasadę, by dawki promieniowania otrzymywane przez personel były tak małe, jak jest to rozsądnie osiągalne (ALARA – As low as

reaso-nably achievable). Wszyscy pracownicy wchodzący w rejony o podwyższonym

promie-niowaniu są objęci kontrolą dozymetryczną, ich dawki są monitorowane i dla każdego pracownika prowadzi się rejestr i bilans jego napromieniowania. Suma dawek otrzyma-nych przez pracowników każdej elektrowni, czyli tzw. dawka zbiorowa, jest wskaźnikiem skuteczności ochrony pracowników przed promieniowaniem w skali całej elektrowni i dla wszystkich czynności, nie tylko rutynowych, lecz także dorywczych, wykonywanych przez pracowników zatrudnianych dla konkretnego zadania. Dawki otrzymywane przez pra-cowników (stałych i zatrudnianych okresowo) stale maleją. W reaktorach PWR w 1999 r. średnia dawka zbiorowa wynosiła 1 osobo-Sv/rok, w 2016 r. przemysł reaktorowy posta-wił jako cel dawkę zbiorową 0,7 osobo-Sv/ rok, a w reaktorze III generacji EPR zmaleje ona do 0,5 osobo-Sv/rok [3]. W innych typach reaktorów dawki są wyższe, np. dla reak-torów wodnych wrzących BWR dawka zbiorowa nie powinna przekraczać 1,25 osobo--Sv/rok. Dawki indywidualne w reaktorach PWR i innych są mniejsze niż 20 miliSv/rok.

6.2.7. Monitoring drgań

Nowoczesne metody konserwacji i napraw oparte są na ocenie stanu urządzenia, gdy ono jeszcze pracuje. Wykorzystuje się przy tym fakt, że większość elementów urządzeń wykazuje symptomy przed uszkodzeniem. Jednym z tych symptomów są zwiększone drgania, typowe szczególnie dla maszyn wirujących.

Pomiary drgań stanowią zasadniczy element prac rozruchowych EJ. Akcelerometry zainstalowane na różnych elementach EJ zwykle pozostają czynne również po zakończe-niu rozruchu, co umożliwia eksploatatorowi ciągłe monitorowanie stanu urządzeń. Stały postęp technologiczny sprawia, że okresowe zbieranie danych zastępuje się zbieraniem danych w sposób ciągły. Monitoring, dzięki utrzymywaniu bazy danych, pozwala wykryć nietypowe wartości lub widma drgań i podjąć wyprzedzające akcje zaradcze.

6.2.8. Monitoring akustyczny

Pojęcie monitoringu akustycznego w instalacjach jądrowych obejmuje zbiór metod mierzących emisje akustyczne i ich refleksje w różnych elementach EJ [4]. Monitoring

134

przecieków należy także do monitoringu akustycznego, ponieważ większość systemów wykrywających przecieki bazuje na czujkach rejestrujących hałasy słyszalne lub ultra-dźwiękowe przy wypływie cieczy z rurociągu. Równolegle do wykrywania przecieków stosuje się też pomiar wzrostu wilgotności powodowany wyciekiem cieczy.

Monitoring akustyczny elementów EJ

Widmo akustyczne otrzymane w toku monitorowania elementów reaktora moż-na wykorzystać bezpośrednio, bez obróbki sygmoż-nału. Zmiany obserwowane w spektrum dźwiękowym wskazują na istnienie potencjalnych problemów w monitorowanym syste-mie. Przykładem może być monitorowanie zaworów z napędem elektrycznym, dla któ-rych trzeba wykrywać sytuacje, gdy zawór jest prawie, ale nie całkowicie zamknięty (lub otwarty). Jeśli zawór jest całkowicie zamknięty lub otwarty albo otwarty do połowy, sy-gnał akustyczny pozostaje na poziomie tła. W przypadku zaworu nie w pełni otwartego lub zamkniętego, zasuwa drga i drgania te przenoszą się na korpus zaworu. Powoduje to powstanie sygnału akustycznego, który można łatwo zauważyć ponad poziomem tła. Drgania zasuwy powodują degradację materiału i przyspieszone starzenie zaworu.

Monitoring akustyczny pozwala też wykryć kawitację w rurociągu. Typowo wy-stępuje ona na wlocie do pomp, ale może też zdarzyć się w długich odcinkach rur przy dużych prędkościach przepływu. Obserwacja sygnału akustycznego pozwala wykryć ka-witację i zapobiec ewentualnemu pęknięciu rur powodowanemu przez naprężenia zmę-czeniowe.

Większość elementów EJ podlegających procesom dynamicznym (ruch, drga-nia itp.) emituje dźwięki stanowiące jednoznaczną charakterystykę akustyczną dane-go urządzenia i jedane-go środowiska. Dotyczy to szczególnie urządzeń wirujących. Zasada diagnostyki akustycznej polega na ustaleniu podstawowej charakterystyki akustycznej urządzenia w warunkach normalnych oraz charakterystyk akustycznych dla każdego z możliwych odchyleń od warunków normalnych. Te charakterystyki zbierane w postaci biblioteki danych są wykorzystywane do klasyfikacji późniejszych pomiarów jako nor-malnych lub wskazujących na anomalie.

Monitoring emisji akustycznej

Tradycyjnie termin ten opisywał proces emisji dźwięków w wyniku zmian ciśnienia lub naprężeń działających na elementy metalowe. Wskutek zmian naprężeń powstają przejściowo fale sprężyste wykrywane przez detektory naddźwiękowe przymocowane do materiału. Typowymi przykładami wydarzeń powodujących emisje akustyczne są: roz-wój mikropęknięć, uszkodzenia wiązań i rozdzielenie warstw w materiale narażonym na naprężenia.

Częstotliwość emisji akustycznej przebiega zwykle w zakresie od 50 do 300 Hz, znacznie powyżej częstotliwości dźwięków słyszalnych, tak że hałasy otoczenia są sku-tecznie filtrowane.

135

6. Monitorowanie bezpieczeństwa jądrowego

Monitoring emisji akustycznej stosuje się w EJ dla nadzoru zbiornika ciśnieniowe-go reaktora, rurociągów obiegu pierwotneciśnieniowe-go i obudów prętów sterujących reaktora.

Monitoring akustyczny wycieków

Przy wypływie gazu lub cieczy pod wysokim ciśnieniem z pęknięć lub nieszczelno-ści w połączeniach elementów EJ powstaje bardzo silny hałas ultradźwiękowy, a w pew-nych przypadkach nawet hałas słyszalny. Taki hałas można rejestrować przy użyciu ta-nich przyrządów przenośnych. Stosuje się je szczególnie do obiegu wtórnego EJ, gdzie można łatwiej wykryć i umiejscowić wycieki.

Czujniki emisji akustycznej wykorzystują częstotliwości rezonansowe w akcelero-metrach, dzięki czemu słaby sygnał powodowany przez wyciek jest wzmacniany w czuj-niku. Pozwala to na obserwowanie wzmocnionego sygnału ponad tłem akustycznym (wystarczający stosunek sygnału do tła), w całym zakresie częstotliwości dźwięków w EJ, z dominującym efektem w zakresie niskich częstotliwości.

6.2.9. Monitorowanie luźnych przedmiotów

Luźne przedmioty to pojęcie stosowane dla przedmiotów, które dryfują, głównie w pę-tlach obiegu pierwotnego reaktora. Wskutek wysokich prędkości przepływu chłodziwa, luźne przedmioty mogą być unoszone z prądem i uderzać w ściany obiegu pierwotne-go, a także w elementy rdzenia, np. zestawy paliwowe, koszulki prętów paliwowych itp. Mogą one powodować uszkodzenia materiałów i wadliwe działanie elementów ważnych dla bezpieczeństwa lub powodować wycieki. Jeśli luźny element utknie w obiegu lub rozpadnie się, to określamy go jako „rozbrojony”. Rozbrojone elementy nie powodują już bezpośredniego zagrożenia wskutek uderzeń, ale mogą dawać nadal efekty wtórne.

Celem monitoringu luźnych przedmiotów jest ich detekcja i zlokalizowanie, okre-ślenie ich wielkości i potencjalnego zagrożenia.