Osłabienie korozyjne pokrywy zbiornika reaktora w EJ Davis Besse

autor: prof. NCBJ dr inż. Andrzej Strupczewski

 

Elektrownia Jądrowa Davis Besse w stanie Ohio w USA, operator: firma FENOC - FirstEnergy Nuclear Operating Company (fot. US NRC)

Ogólny opis sytuacji w EJ Davis Besse

W połowie 2001 roku amerykańska Komisja Dozoru Jądrowego NRC wydała firmom prowadzącym eksploatację elektrowni jądrowych polecenie, aby dokonały inspekcji pokryw zbiorników reaktora dla wykrycia możliwych wżerów korozyjnych powodowanych przez przecieki chłodziwa, w którym było znaczące stężenie kwasu borowego. Źródłami przecieków mogą być nieszczelności w króćcach przymocowanych do górnej pokrywy zbiornika ciśnieniowego reaktora, przez które przechodzą napędy prętów regulacyjnych. Przy normalnych pracach konserwacyjnych i remontach pokrywa reaktora była trudno dostępna i ewentualnie istniejące wżery były niewidoczne. Sprawdzenie stanu pokryw wymagało więc specjalnego działania. Wg polecenia NRC, inspekcje w reaktorach potencjalnie bardziej narażonych na te przecieki miały być wykonane do końca grudnia 2001 roku.

Firma prowadząca eksploatację EJ Davis Besse (1 blok z reaktorem PWR, o mocy netto 873 MWe, w Oak Harbor, stan Ohio) wystąpiła z prośbą o zezwolenie na odłożenie inspekcji do chwili, gdy elektrownia zakończy kolejną roczną kampanię paliwową i zostanie odstawiona na przeładunek paliwa w kwietniu 2002 roku. Po dyskusjach i przeprowadzeniu analiz ryzyka, NRC ustaliła ostatecznie termin odstawienia elektrowni na 16 lutego 2002. Gdy inspekcję przeprowadzono, w dniu 5 marca 2002 roku w pokrywie zbiornika reaktora EJ Davis Besse znaleziono wżer korozyjny o powierzchni około 100 cm².² Wżer ten przechodził na wskroś przez warstwę stali węglowej o grubości 16,8 cm i sięgał wewnętrznej wykładziny ze stali kwasoodpornej. Wykładzina ta wytrzymała ciśnienie obiegu pierwotnego podczas eksploatacji elektrowni, ale nie była ona zaprojektowana do spełniania takiej roli. Gdyby uszkodzenia nie znaleziono podczas nakazanej przez NRC inspekcji, to dalsze eksploatacja reaktora mogła doprowadzić do rozerwania wykładziny i awarii prowadzącej do utraty chłodziwa w rdzeniu reaktora. Powstanie wżeru było wywołane pękaniem króćca, przez który przechodził drążek napędu prętów regulacyjnych, osadzonego w górnej pokrywie zbiornika reaktora. Przez pęknięcia wyciekało chłodziwo, zawierające kwas borowy o znacznym stężeniu. Działanie roztworu tego kwasu z zewnątrz na stal węglową w pokrywie zbiornika spowodowało korozję.

Ogólny widok pokrywy z napędami prętów regulacyjnych pokazany jest na Rys. 2.1, a położenie głębokiego wżeru w pokrywie oraz zdjęcie przedstawiające widok po usunięciu sąsiedniego króćca i mechanizmu napędu prętów regulacyjnych na Rys. 2.2.

Rys. 2.1. Rejon pokrywy zbiornika reaktora EJ Davis Besse, w którym wystąpiła korozja stali węglowej pod działaniem roztworu kwasu borowego.

Objaśnienie schematu:
Control Rod Drive Mechnism - mechanizm napędu prętów regulacyjnych,
Reactor Vessel Head (RVH) Carbon Steel Portion - część pokrywy zbiornika wykonana ze stali węglowej,
Area of Davis Besse RVH Degradation - obszar skorodowany,
RVH Insulation - izolacja cieplna pokrywy zbiornika, Reactor Vessel Head - pokrywa zbiornika reaktora.

Rys. 2.2. Położenie jamy wżerowej w pokrywie reaktora EJ Davis Besse i widok wżeru po usunięciu sąsiedniej dyszy i mechanizmu napędu prętów regulacyjnych.

 

Przebieg wydarzeń przed zatrzymaniem EJ Davis Besse

NRC już na początku lat 90-tych wydała polecenie, by organizacje eksploatujące elektrownie jądrowe sprawdziły, gdzie znajdują się ślady przecieków chłodziwa na pokrywę zbiornika reaktora i starannie usunęły nacieki kwasu borowego, by przygotować pokrywę zbiornika do inspekcji. Jednakże nie wszystkie elektrownie wykonały to polecenie. Między innymi nie wykonała go EJ Davis Besse.

Pokrywa reaktora jest trudno dostępna, zazwyczaj w czasie prac remontowych jest ogrodzona by powstrzymać pracowników przed przypadkowym wchodzeniem na pokrywę, bo grozi to otrzymaniem pewnych, choć niewielkich dawek promieniowania. Praca przy usuwaniu nacieków kwasu borowego jest żmudna, a że jest wykonywana w warunkach ograniczonej dostępności, jest ona długotrwała i wiąże się ze znacznie większymi dawkami promieniowania niż przejściowe przebywanie na pokrywie. Wobec tego, że elektrownie jądrowe starają się wszelkimi metodami redukować napromieniowanie pracowników, zalecenia NRC wiążące się z dodatkowym napromieniowaniem personelu były niechętnie widziane. Oczywiście nikt w elektrowni nie spodziewał się, że sytuacja jest tak zła, jak okazało się po inspekcji. NRC zaś, po wydaniu zalecenia, nie podjęła akcji kontrolnych by sprawdzić, jak to polecenie jest wykonywane. Wobec tego, że organizacja eksploatująca EJ Davis Besse składała do NRC meldunki mówiące, że stan pokrywy jest normalny, NRC nie spodziewała się, że korozja może być daleko zaawansowana.

W lutym 2001r. NRC dowiedziała się z inspekcji w EJ Oconee o obwodowym pękaniu króćców, przez które przechodzą napędy prętów regulacyjnych i zareagowała prawidłowo, wydając ponownie polecenie wszystkim operatorom elektrowni jądrowych by sprawdzili, czy w ich reaktorach występują podobne problemy. NRC nie wymagała, by wszystkie elektrownie zostały natychmiast wyłączone. Z drugiej jednak strony, NRC nie pozwoliła odłożyć inspekcji do następnego planowego wyłączenia elektrowni, bo to oznaczałoby niedopuszczalny wzrost ryzyka ze strony tych reaktorów, które były najbardziej podatne na korozję. Dlatego NRC w biuletynie 2001-01 z sierpnia 2001r. zobowiązała operatorów elektrowni najbardziej narażonych na korozję do przeprowadzenia inspekcji w grudniu 2001 roku i pozostawiła innym czas do następnego planowanego wyłączenia reaktora.

Eksploatatorzy dwóch reaktorów o znanej, wysokiej podatności na korozję zastosowanych w nich materiałów w obiegu pierwotnym nie wykonali polecenia (Davis Besse i D.C. Cook–2). NRC zastosowała procedurę podejmowania decyzji w oparciu o ocenę ryzyka i zezwoliła elektrowni Cook na pracę do 18 stycznia 2002 roku. Firma First Energy eksploatująca EJ Davis Besse wystąpiła o zezwolenie na utrzymanie elektrowni w ruchu do końca marca 2002 roku, tak by mogła ona przepracować pełną kampanię paliwową. Jednakże w przypadku Davis Besse eksperci NRC uznali, że brak jest podstaw do zezwolenia na przedłużenie jej okresu pracy poza 31 grudnia i przedstawili komisarzom NRC propozycję polecenia odstawienia elektrowni (do czego NRC jest uprawniona).

Komisarze nie zdecydowali się na wydanie tego polecenia decydując, że można zezwolić na pracę do 16 lutego, jeśli First Energy przedstawi wystarczające, dodatkowe środki ostrożności, które umożliwią przedłużenie eksploatacji po dniu 31 grudnia. Firma First Energy zaproponowała takie środki, Komisarze uznali je za wystarczające i termin wyłączenia elektrowni ustalono na 16 lutego 2002.³

Należy dodać, że awaria z rozszczelnieniem pokrywy zbiornika, chociaż poważna, nie oznacza jeszcze uszkodzenia rdzenia. W raporcie bezpieczeństwa rozpatruje się nieco większą awarię, bo obejmującą rozerwanie pokrywy zbiornika z jednoczesnym wypływem wody i wyrzuceniem zestawu prętów regulacyjnych z rdzenia. Środki bezpieczeństwa w elektrowni jądrowej są tak dobierane, aby zapewnić bezpieczeństwo nawet w przypadku tak potencjalnie groźnej awarii. Elektrownia Davis Besse miała wymagane systemy bezpieczeństwa, a jej obudowa była obliczona na przypadek awarii ze stopieniem rdzenia.

Systemy bezpieczeństwa elektrowni mogą być w czasie pracy elektrowni poddawane przeglądom i zabiegom konserwacyjno-remontowym, co oznacza, że jeden z trzech równoległych podsystemów bezpieczeństwa może być na kilka godzin wyłączony z użytkowania. Oczywiście obniża to nieco bezpieczeństwo elektrowni. Jednym z zobowiązań, jakie podjęła EJ Davis Besse starając się o odroczenie terminu wyłączenia reaktora, było utrzymanie układu awaryjnego chłodzenia rdzenia w pełnej gotowości, bez wyłączenia żadnego z podsystemów dla celów remontowych, aż do chwili planowanego wyłączenia reaktora⁴. NRC uwzględniła to zobowiązanie podejmując decyzję o terminie wyłączenia elektrowni.

Twierdzenie, że rozerwanie pokrywy oznaczałoby katastrofę jądrową jest bezpodstawne. Jednakże dopuszczanie do sytuacji grożącej rozerwaniem pokrywy było błędem NRC.

Wyniki analizy wykonanej przez grupę roboczą NRC po wykryciu wżeru korozyjnego

Powołana do analizy korozji w pokrywie zbiornika EJ Davis Besse grupa robocza NRC zbadała sprawę i stwierdziła, że można było tej sytuacji uniknąć. Przeciek i uszkodzenie pokrywy zbiornika zdarzyły się, bo:

• Dozór jądrowy (NRC), właściciel elektrowni i przemysł jądrowy nie przeprowadzili wystarczająco dokładnie przeglądu i analizy istniejącego doświadczenia eksploatacyjnego i nie wyciągnęli zeń wniosków.
• Właściciel nie przykładał do spraw bezpieczeństwa takiej wagi, na jaką zasługiwały.
• NRC nie przeprowadziła integracji znanych informacji w celu dokonania oceny bezpieczeństwa reaktora w Davis Besse⁵.

Odkrycie korozji w pokrywie zbiornika reaktora w Davis Besse spowodowanej przez kwas borowy zaskoczyło i NRC i przemysł jądrowy. Poprzednio zdarzyły się tylko dwa przypadki tego typu, a żaden z nich nie dotyczył stopu Alloy 600 stosowanego w Davis Besse. Ale pękanie króćców, w których znajdowały się napędy prętów regulacyjnych, zdarzało się często i było dużo doświadczenia eksploatacyjnego dotyczącego korozji powodowanej przez kwas borowy w innych elementach. Grupa robocza stwierdziła, że już o 10 lat wcześniej wiadomo było, że istnieje potencjalna możliwość wypadków takich, jaki zaszedł w Davis Besse. Pomimo bogactwa informacji obejmujących eksploatację reaktorów w USA i w innych krajach, włączając także analizy i badania inżynieryjne, doszło jednak do osłabienia wytrzymałości zbiornika w Davis Besse.

Przypadki osłabienia elementów urządzeń jądrowych wskutek korozji wywołanej przeciekami z obiegu pierwotnego były znane od ponad 30 lat. Przez ponad 15 lat wiadomo było, że w króćcach ze stopu Alloy 600 występują pęknięcia i przecieki. W 1993 roku NRC i przemysł jądrowy rozpatrywały możliwości głębokiej korozji pokrywy zbiornika reaktora wywołanej nie wykrytym wyciekiem z dyszy zawierającej napędy prętów regulacyjnych. Przemysł doszedł wówczas do wniosku, że prawdopodobieństwo takiego zjawiska jest małe, ponieważ przeciek byłby wykryty zanim mogłaby nastąpić znacząca korozja pokrywy reaktora. NRC zaakceptowała ten wniosek.

Wobec tego, że zarówno przemysł jądrowy jak i NRC uznały, że pękanie króćców nie stanowi bezpośredniego zagrożenia, dalsze starania NRC o wyjaśnienie związanych z tym procesów przebiegały wolniej niż powinny. O ile przemysł podjął działania dla ulepszenia możliwości kontroli poza wizualnej, o tyle wymagania dozoru dotyczące inspekcji pozostały niezmienione.

Grupa robocza NRC sformułowała 51 zaleceń. Wiele z nich odnosi się do konkretnych problemów technicznych związanych z pękaniem i korozją elementów reaktorowych, ale są i takie, które dotyczą procesu rozwiązywania problemów bezpieczeństwa i wykorzystania doświadczenia przemysłu jądrowego. Grupa robocza stwierdziła, że NRC nie uwzględniła w swym programie badań sprawy pękania króćców, wycieku kwasu borowego i korozji stali węglowej.

Zarzuty przeciwników energetyki jądrowej

Przeciwnicy energetyki jądrowej zarzucili NRC, że ugięła się wobec sprzeciwów firmy First Energy prowadzącej eksploatację reaktora i zgodziła się na przesunięcie terminu inspekcji z pierwotnie proponowanej daty 31 grudnia 2001 do 16 lutego 2002 roku, a więc o półtora miesiąca⁶. NRC przyznaje, że była to błędna decyzja. Podjęto ją po długich rozważaniach i dyskusjach wewnątrz NRC, i to dopiero po otrzymaniu od właściciela elektrowni wykazu dodatkowych środków ostrożności, do których zobowiązał się 20 października 2001 roku dla skompensowania opóźnienia w inspekcji.

Prezes NRC zaprosił NIRS i UCS do współpracy⁷ przy rozwiązaniu problemów, które pozostały nierozwiązane w raporcie grupy specjalnej NRC. Z kolei NIRS zgodził się, że „personel NRC poprawnie zastosował metodę podejmowania decyzji w oparciu o kryterium zintegrowanego ryzyka”, i że metoda ta stanowi właściwe podejście do problemów bezpieczeństwa⁸. Po 14 miesiącach napraw firma First Energy otrzymała zezwolenie na dalszą eksploatację elektrowni EJ Davis Besse.

Ostatecznie kontrowersje zakończyły się w 2004 roku, gdy NRC opublikowała wyniki pełnych badań wszystkich aspektów korozji zaobserwowanej w EJ Davis Besse.

Stan bezpieczeństwa EJ Davis Besse w chwili jej wyłączenia w lutym 2002 roku

Dochodzenia po wykryciu wżeru korozyjnego przeprowadzone przez specjalny zespół ekspertów NRC wykazały, że już przed 2001 rokiem występowały w EJ Davis Bese objawy wskazujące na poważną korozję pokrywy zbiornika⁹. W listopadzie 1988 roku wystąpiło zatykanie filtrów gazów promieniotwórczych, a w marcu 1999 zatykanie chłodnicy powietrza w obudowie bezpieczeństwa. Analiza substancji powodujących zatykanie wykazała, że były to duże ilości kryształków kwasu borowego razem z czarnymi, brązowymi i czerwonymi tlenkami żelaza, stanowiącymi produkty korozji. Jednakże operator elektrowni uważał, że substancje te pochodzą z kołnierzy obsad napędów prętów regulacyjnych, których przecieki były znane, a nie z korozji samej pokrywy zbiornika¹⁰.

W tym okresie i wcześniej (1996-2002) operator nie mógł dokonać inspekcji wizualnej stanu pokrywy w pobliżu króćców napędów prętów regulacyjnych, ponieważ duże osady niezmywalnego kwasu borowego uniemożliwiały obserwację kamerami wideo stosowanymi w inspekcji tych obszarów¹¹.

Podobnie jak w przypadku zatykania filtrów, firma First Energy prowadząca eksploatację elektrowni uważała, że osady na pokrywie zbiornika pochodzą z kołnierzy króćców napędów prętów regulacyjnych, a nie z pęknięć w samych króćcach. Firma First Energy utrzymywała, że inspekcja wizualna środkowych króćców nie jest ważna, ponieważ króćce te charakteryzują się niższym poziomem naprężeń resztkowych i w związku z tym są one mniej podatne na pękanie powodowane przez korozję naprężeniową. Jednakże inspektorzy NRC w oparciu o analizy bezpieczeństwa zażądali, by EJ Davis Besse została odstawiona 16 lutego 2002r. w celu przeprowadzenia 100% inspekcji króćców.

W wyniku inspekcji znaleziono cztery pęknięcia osiowe w jednym z króćców, przy czym dwa z nich przechodziły na wylot. Jedno pęknięcie, o długości 2,8 cm, dochodziło do wżeru i było zapewne źródłem wypływu chłodziwa zawierającego kwas borowy. Drugie pęknięcie leżało po stronie przeciwnej i nie było wokoło niego żadnych śladów korozji¹².

Po przyjęciu szeregu założeń, które albo odpowiadały ściśle wartościom rzeczywistym, albo były dobrane pesymistycznie okazało się, że ciśnienie potrzebne do rozerwania wykładziny byłoby dużo większe niż ciśnienie eksploatacyjne. Na tej podstawie NRC określiła prawdopodobieństwo rozerwania pokrywy w tym stanie jako „skrajnie małe”¹³ Prezes NRC w kwietniu 2003 roku oświadczył, że „EJ Davis Besse nie była tak wielką groźbą dla społeczeństwa jak się teraz przedstawia”¹⁴.

W ocenie NRC ze stycznia 2003 roku zwrócono uwagę na drobne pęknięcia w wykładzinie stalowej, wpływające ujemnie na wytrzymałość tej wykładziny. Obejmowały one obszar o długości około 5 cm, przy czym najdłuższe z pęknięć miało długość 1,5 cm.

Rys. 2.3. Drobne pęknięcia w wykładzinie ze stali nierdzewnej (kliknij by powiększyć zdjęcie)

Badania laboratoryjne wykazały, że przy ciśnieniu eksploatacyjnym 14,6 MPa pęknięcia te nie miały tendencji do powiększania się. Po przeprowadzeniu obszernych prac doświadczalnych i analitycznych, w których przyjmowano założenia pesymizujące, oraz po uzyskaniu opinii niezależnych ekspertów, NRC stwierdziła, że dla pęknięć o długości 5 cm ciśnienie powodujące rozerwanie wykładziny wynosiłoby od 18,2 MPa do 22,3 MPa, ze średnią wartością równą 20,3 MPa. Dla pęknięć krótszych o długości 1,5 cm średnia wartość ciśnienia powodującego rozerwanie wynosi 35,5 MPa.

Są to wartości większe od ciśnienia eksploatacyjnego wynoszącego 14,6 MPa. Przy najbardziej pesymistycznym modelu, w którym założono, że równoważna długość pęknięć wynosi 5 cm, zapas bezpieczeństwa wyniósł od 1,2 do 1,5, z wartością średnią równą 1,4¹⁵.

Do awarii nie doszło i wydarzenie to nie spowodowało żadnych skutków radiacyjnych, a według analiz przeprowadzonych przez NRC, zapas bezpieczeństwa był jeszcze ciągle duży mimo powstania wżeru korozyjnego. Ciśnienie, przy którym mogłoby nastąpić rozerwanie wykładziny ze stali nierdzewnej, było większe od ciśnienia eksploatacyjnego przynajmniej o 25%. Według oceny ekspertów, elektrownia mogła pracować bezpiecznie przez szereg miesięcy, a w każdym razie do końca planowanego pierwotnie cyklu paliwowego. NRC oświadczyła, że zagrożenie było znikomo małe. Jednakże sytuacja, w której elektrownia pracowała ze znacznie osłabionym zbiornikiem była oczywistym naruszeniem zasad bezpiecznej pracy obiektu jądrowego. Firma eksploatująca elektrownię zlekceważyła potencjalne zagrożenie, które - z uwagi na niekontrolowany przez tę firmę proces korozji chemicznej - mogło doprowadzić do poważnej awarii.

Ocena decyzji NRC

Organizacje antynuklearne w USA krytykowały ostro nie tylko firmę, ale i NRC, zarzucając Komisji, że wyraziła zgodę na odłożenie inspekcji o 6 tygodni później niż NRC zaleciła pierwotnie. W ramach Ustawy o wolności informacji organizacja NIRS otrzymała od NRC wszystkie materiały dotyczące sprawy EJ Davis Besse, łącznie z dosłownymi zapisami na taśmach wszystkich wywiadów przeprowadzonych z dziesiątkami pracowników NRC na temat procesu kształtowania stanowiska o potrzebie inspekcji w EJ Davis Bessse i okoliczności, w jakich doszło do ustalenia ostatecznego terminu. Okazało się, że w samej NRC zdania były podzielone. Ostatecznie uznano wtedy, że środki dodatkowe mające podnieść gotowość elektrowni do opanowania ewentualnej awarii są wystarczające, by ustalić kompromisowy termin zakończenie pracy elektrowni (późniejszy niż pierwotnie proponowany przez NRC, a wcześniejszy niż normalny termin zatrzymania bloku na przeładunek paliwa i remont). Kontrola wewnętrzna i organizacje antynuklearne nie wykryły żadnych śladów interwencji z zewnątrz oraz prób wpływania na pracowników NRC przez firmę energetyczną lub inne osoby z zewnątrz.

NRC przyznała, że w tej sprawie popełniono błędy, wynikające ze zbyt małej znajomości procesów korozyjnych w materiałach stosowanych w EJ Davis Besse. Ślady produktów korozji, które zauważano w filtrach powietrza w obudowie bezpieczeństwa interpretowano mylnie jako oznaki korozji kołnierzy, a nie samego materiału pokrywy reaktora. Wobec trudności technicznych w dostępie do pokrywy, rzeczywistego jej stanu nie sprawdzano przez 8 lat. To zaniedbanie spowodowało wysokie straty finansowe, jak zwykle dzieje się, gdy eksploatator elektrowni jądrowej nie zwraca dostatecznej uwagi na utrzymanie wysokiego poziomu bezpieczeństwa. Firma prowadząca eksploatację elektrowni została ukarana wysoką grzywną, a prace naprawcze trwały 14 miesięcy. Koszty zakupu energii dla pokrycia zapotrzebowania, którego nie mogła zaspokoić w tym czasie EJ Davis Besse, wraz z kosztami napraw wyniosły 400 mln USD.

NRC podjęła energiczne działania dla wykluczenia podobnych sytuacji w przyszłości i na jej zlecenie przeprowadzono szereg prac studialnych w laboratoriach USA.

Wnioski z wydarzenia w Davis Besse

Warto zauważyć, że mimo trudności w prowadzeniu inspekcji, wykryto jednak głęboką korozję pokrywy reaktora przed grożącą elektrowni awarią. Obecnie wiemy o mechanizmach korozji w pokrywach zbiorników reaktorów znacznie więcej, a system inspekcji jest ulepszony, Dla nowych reaktorów, a takie będą instalowane w Polsce, wymagamy 100% inspekcji i pełnego dostępu do wszystkich elementów obiegu pierwotnego według zaplanowanego w projekcie elektrowni harmonogramu. W reaktorze EPR możliwość przeprowadzania inspekcji i skutecznego wykrywania wszelkich osłabień materiałów jest jednym z zasadniczych wymagań bezpieczeństwa. Gdy w toku produkcji rur obiegu pierwotnego dla EJ Olkiluoto 3 okazało się, że ziarnistość stali w rurociągach jest zbyt duża i może powodować trudności w interpretacji pomiarów ultradźwiękowych, rurociągi odrzucono jako niezdatne do pracy w EJ. Trzeba było wykonywać je po raz drugi. Prowadząca budowę firma AREVA i dozór fiński udowodniły w praktyce, że lekcje z Davis Besse nie poszły na marne i zapewnienie dobrej informacji o stanie obiegu pierwotnego przez cały czas pracy EJ jest ważniejsze niż dodatkowe koszty i opóźnienia podczas budowy.

Poza tym – zgodnie ze stale aktualizowanymi zasadami i filozofią bezpieczeństwa dla obiektów jądrowych zakłada się obecnie, że rzeczywiście mogą wystąpić nowe zjawiska związane z zagrożeniami, których nie znaliśmy wcześniej. Obecnie definicja awarii projektowej (design basis accident - DBA) to uszkodzenie jednego elementu z nieznanego powodu i do tego dodatkowo uszkodzenie jednego układu bezpieczeństwa, też z nieznanego powodu. W Davis Besse takie nieoczekiwane uszkodzenie wystąpiło w postaci korozji stali węglowej pokrywy zbiornika reaktora. Jednakże system obrony „w głąb” zdał egzamin - do utraty chłodziwa z obiegu pierwotnego nie doszło, paliwo nie było zagrożone. Co więcej, w analizach bezpieczeństwa reaktora PWR przewidziano przypadek rozerwania w pokrywie reaktora, połączonego dodatkowo z wyrzuceniem pręta regulacyjnego z rdzenia, a więc przypadek groźniejszy od możliwej utraty wody przez otwór w pokrywie w Davis Besse. Układy bezpieczeństwa reaktora PWR są wystarczające by opanować taką awarię. A dla reaktorów III generacji, chociaż są one wyposażone we wszystkie systemy potrzebne do opanowania awarii i zapewniają możliwość łatwej inspekcji, w analizach zakładamy, że nastąpiła ciężka awaria ze stopieniem rdzenia. I po takiej ciężkiej awarii, chociaż reaktor ulegnie rozległemu uszkodzeniu, ludność pozostaje bezpieczna.

W EJ Davis Besse zlekceważono zasady bezpieczeństwa eksploatacyjnego, co mogło doprowadzić – lecz nie doprowadziło – do awarii w zbiorniku reaktora. Firma eksploatująca elektrownię została ukarana przez NRC, a dodatkowo poniosła duże straty z powodu konieczności długotrwałego wyłączenia elektrowni i kosztów napraw. Działania podjęte po awarii przez NRC zapewniły zdecydowane zwiększenie naszej wiedzy o procesach korozyjnych w układach jądrowych elektrowni a także pozwoliły zaostrzyć wymagania dotyczące inspekcji, której jest poddawany każdy obiekt jądrowy. Koszty zaniedbań poniesione przez właściciela elektrowni były wysokie, ale jak stwierdził prezes NRC Nils Diaz, sytuacja w elektrowni Davis Besse stanowiła dużo mniejsze zagrożenie niż twierdzą organizacje antynuklearne. Do awarii w EJ Davis Besse nie doszło, a gdyby taka awaria nastąpiła, produkty rozszczepienia pozostałyby zlokalizowane wewnątrz obudowy bezpieczeństwa.

 

Tekst pochodzi z referatu prof. dr. inż. Andrzeja Strupczewskiego (IEA POLATOM), zaprezentowanego podczas III Szkoły Energetyki Jądrowej

 

Komentarz do artykułu:

autorzy: mgr Łukasz Kuźniarski (IEA POLATOM), prof. dr inż. Andrzej Strupczewski (IEA POLATOM)

Do problemu, jaki wystąpił w EJ Davis Besse, znacznie przyczynił się jeden z pracowników operatora (firma FENOC - FirstEnergy Nuclear Operating Company). Pracownik ten był inżynierem, którego obowiązkiem było regularne i wnikliwe sprawdzanie stanu pokrywy zbiornika ciśnieniowego reaktora. Przez kilka lat nie dokonywał przeglądów pokrywy zbiornika reaktora i fałszował dokumentację techniczną, wpisując że przeglądy wykonał i nie znalazł niczego niepokojącego. Działo się to zarówno przed otrzymaniem przez FENOC pisma z NRC ostrzegającego przed możliwymi pęknięciami króćców jak i po otrzymaniu pisma. Ponadto, po wykryciu uszkodzeń przez inspekcję NRC, pracownik składał fałszywe zeznania, próbując zrzucić z siebie winę. Ostatecznie został w 2008 r. postawiony przed sądem.

Pracownik wprowadził w błąd również swojego pracodawcę, który na podstawie jego sfałszowanej dokumentacji zwrócił się do NRC z prośbą o przesunięcie terminu odstawienia bloku i dokonania inspekcji górnej pokrywy zbiornika reaktora, uzasadniając to niestwierdzeniem występowania wżerów korozyjnych w pokrywie.

Firma FENOC została przez NRC ukarana grzywną w wysokości 5,45 mln $ (była to najwyższa kara nałożona na tą firmę kiedykolwiek przez dozór jądrowy).¹ Ponadto firma musiała ponieść koszty zakupu energii elektrycznej u innych producentów (aby dotrzymać swoich kontraktów na dostawę energii odbiorcom) oraz koszty napraw – łącznie 400 mln $ (o czym mowa w artykule).

Po wykryciu wżerów korozyjnych operator zdecydował się szybko wymienić pokrywę zbiornika reaktora. Jeszcze w 2002 r. kupiono i zamontowano „nową” pokrywę z nieukończonej elektrowni w stanie Michigan (budowa została zatrzymana w latach 80-tych a urządzenia właściciel wstawił do magazynu). Jednak w marcu 2010 r. podczas rutynowej kontroli stanu wymienionej pokrywy w czasie odstawienia bloku i wymiany paliwa okazało się, że pokrywa wyprodukowana w latach 80-tych była niewiele lepszej jakości niż ta, w której znaleziono wżery korozyjne w 2002 r., i tu również znaleziono pęknięcia króćców. Operator natychmiast powiadomił NRC.

Kontrole wewnętrzne operatora tym razem nie zawiodły i zlokalizowano pęknięcia na bardzo wczesnym etapie ich tworzenia się – było to efektem poprzednich przykrych doświadczeń firmy, która od tamtej pory przywiązuje szczególną wagę do kontroli stanu bezpieczeństwa elektrowni (sprawa była na tyle poważna, że odpowiednie procedury kontroli wprowadzono we wszystkich elektrowniach w USA a także w innych krajach).

NRC wysłała swoich specjalistów do zbadania pęknięć w EJ Davis Besse. Znaleziono niewielkie wżery korozyjne o łącznej objętości równej filiżance herbaty.² Ostatecznie stwierdzono pęknięcia 24 spośród 69 króćców.

 

NRC zabroniła operatorowi ponownego uruchamiania reaktora dopóki nie udowodni on dozorowi, że wykonane naprawy gwarantują bezpieczną eksploatację. FENOC zlecił wykonanie napraw firmie AREVA. Naprawy ukończono w lipcu 2010 r. a NRC wydała pozwolenie na dalszą eksploatację, pod warunkiem częstszego kontrolowania stanu pokrywy.

Operator podjął decyzję o ponownej wymianie pokrywy zbiornika reaktora, ale tym razem na fabrycznie nową i wyprodukowaną na specjalne zamówienie, według najnowszych standardów. Zlecenie wykonała firma AREVA. Pokrywę dostarczono na jesieni 2010 r. do elektrowni, obecnie czeka ona na zamontowanie, które operator początkowo planował na 2014 rok ale ze względów ekonomicznych i organizacyjnych (eksploatacja EJ z osłabioną pokrywą zbiornika reaktora byłaby możliwa tylko przy krótszych kampaniach paliwowych, niższej temperaturze rdzenia i bardzo częstych kontrolach NRC) zdecydował się ostatecznie na dokonanie wymiany na jesieni 2011 r.³

O tym jak bardzo, pomimo dotychczasowych doświadczeń, EJ Davis Besse jest bezpieczna a jej eksploatacja opłacalna dla właściciela świadczyć może fakt, że FENOC złożył do NRC wniosek o zezwolenie na wydłużenie okresu eksploatacji EJ o dodatkowe 20 lat powyżej projektowego okresu eksploatacyjnego – oczywiście po wymianie pokrywy zbiornika reaktora. Jeśli NRC wyda zezwolenie, elektrownia będzie pracowała do 2037 r.⁴ Obecna moc zainstalowana netto bloku wynosi 908 MWe.

Podsumowując należy stwierdzić, że w energetyce jądrowej panuje pełna przejrzystość – przemysł jądrowy nie ukrywa swoich błędów, nie potrzeba interwencji międzynarodowych by stwierdzić, co było przyczyną zagrożenia. W tej najgroźniejszej od czasu Czarnobyla sytuacji wciąż był duży zapas bezpieczeństwa - kilka miesięcy - a dyskusje między NRC a elektrownią (na temat odłożenia inspekcji pokrywy) dotyczyły kilku tygodni. Gdyby nawet doszło do rozerwania pokrywy, to jest to sytuacja przeanalizowana w raporcie bezpieczeństwa każdego reaktora, i to w bardziej niebezpiecznej wersji, bo w połączeniu z wystrzeleniem pręta regulacyjnego i gwałtownym miejscowym wzrostem mocy. Nawet w takiej sytuacji wewnętrzne sprzężenia zwrotne powodują wyłączenie reaktora (bez interwencji człowieka) a układ awaryjnego chłodzenia rdzenia wystarcza, by utrzymać dobre chłodzenia paliwa.

 

 

Przypisy do tekstu głównego artykułu:

1. Strupczewski A., Awarie reaktorowe a bezpieczeństwo energetyki jądrowej, WNT, Warszawa, 1988.
2. Davis-Besse Reactor Vessel Head Degradation Lessons-Learned Task Force Report, September 20, 2002
3. Nuclear Regulatory Commission, Preliminary Notification of Event of Unusual Occurrence, PNO-III-02-006, "Significant Metal Loss Observed in Reactor Vessel Head," March 8, 2002
4. Nuclear Regulatory Commission Inspector General Interviews re: Davis-Besse http://www.ucsusa.org/clean_energy/nuclear_safety/nrcs-inspector-general-documents-on-davisbesse.html
5. Davis-Besse Reactor Vessel Head Degradation Lessons-Learned Task Force Report, September 20, 2002
6. http://www.ucsusa.org/clean_energy/nuclear_safety/davisbesse-retrospective.html Davis-Besse Retrospective
7. Letter from Commission Chair Nils J. Diaz, USNRC, to Paul Gunter, NIRS, June 09, 2003, ADAMS Accession # ML030730221
8. Nuclear Information and Resource Service, letter to Commissioner Nils Diaz, Chairman, United States Nuclear Regulatory Commission, Regarding Commission Response of June 09, 2003 Acknowledging the Appropriate Use of Regulatory Guide 1.174 in Risk-Informing the Decision to Allow Davis-Besse to Operate Beyond the Reporting Deadline of December 31, 2001 per Bulletin 2001-01 June 20, 2003
9. Cullen W.C. NRC Response To The Davis-Besse Head Degradation Event, US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, Ten adres pocztowy jest chroniony przed spamowaniem. Aby go zobaczyć, konieczne jest włączenie obsługi JavaScript.
10. Davis Besse Nuclear Power Station NRC Augmented Inspection Team - Degradation of the Reactor Pressure Vessel Head - Report No. 50-346/02-03, available from the NRC Website: www.nrc.gov
11. Cullen W.C. NRC Response To The Davis-Besse Head Degradation Event, US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, Ten adres pocztowy jest chroniony przed spamowaniem. Aby go zobaczyć, konieczne jest włączenie obsługi JavaScript.
12. Root Cause Analysis Report – Significant Degradation of the Reactor Pressure Vessel Head, CR 2002-0891
13. Cullen W.C. NRC Response To The Davis-Besse Head Degradation Event, US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, Ten adres pocztowy jest chroniony przed spamowaniem. Aby go zobaczyć, konieczne jest włączenie obsługi JavaScript.
14. Mangels J. Funk J. Ohio’s nuclear near miss September 21, 2004 http://www.cleve land.com/powerplants/plaindealer/index.ssf?/powerplants/more/1095759100318143.html
15. U.S. Nuclear Regulatory Commission: NRC Issues Information On Studies Related To The Davis-Besse Reactor Head, No. 04-053 May 4, 2004

 

Przypisy do komentarza:

1. http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=21030
2. http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=27374
3. http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=27925
4. http://www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx?id=28314