VUJE, a.s, v rámci ETSON predstavuje vytvorenie archívu vzoriek materiálov z prevádzky vyradeného bloku JE V1

Celý článok nájdete TU

VUJE ako súčasť konzorcia partnerov realizuje projekt „D4.2 Vyraďovanie veľkých komponentov chladiaceho systému reaktora“ – dôležitých častí Jadrovej elektrárne V1 (dvoch blokov s reaktormi VVER-440 v lokalite Jaslovské Bohunice na Slovensku). 

Dlhodobé prevádzkovanie blokov jadrových elektrární (JE) je podmienené dodržiavaním prísnych bezpečnostných štandardov. Za účelom zabezpečenia plynulej a bezpečnej prevádzky jadrových reaktorov na celom svete je nevyhnutné zamerať sa na konkrétne podmienky udeľovania povolenia pre dlhodobú prevádzku. Cieľom programu povoľovania dlhodobej prevádzky je preukázať funkčnosť konštrukcií, systémov a komponentov v súlade so všetkými bezpečnostnými požiadavkami počas celej doby prevádzky. 

Štúdium vplyvu dlhodobej prevádzky je spojené s určitými problémami. Pre analýzy aktuálneho stavu jednotlivých komponentov a vplyvu degradačných mechanizmov na ich materiálové vlastnosti je potrebné analyzovať materiál s reálnou prevádzkovou históriou, resp. materiál vystavený dlhodobému vplyvu priamo v prevádzke jadrovej elektrárne. Často sa síce využíva aj metodika zrýchleného starnutia, takéto vzorky však plne nekorešpondujú s reálnym stavom materiálov. Vyraďovanie dvoch  blokov JE V1 na Slovensku je veľkou príležitosťou na získanie materiálu z dôležitých, veľkých, často nevymeniteľných komponentov, ktoré boli desaťročia vystavené podmienkam reálnej prevádzky (28 alebo 29 kampaní).

VUJE v spolupráci so spoločnosťou JAVYS vytvára archív materiálu z hlavných komponentov  vyraďovaných blokov JE V1. Tieto jedinečné materiály môžu poslúžiť ako zdroj reálnych informácií o vplyve dlhodobej prevádzky, na testovanie základných a konštrukčných vlastností materiálov, pre analýzy mechanických vlastností materiálov, overenie výpočtových prístupov, hodnotenia životnosti, NDT metód a pod. Výsledky takýchto analýz  sú základným prvkom kvalifikácie skúšobných postupov v procese schvaľovania dlhodobej prevádzky blokov s technológiou vodno-vodných reaktorov (VVER), ako aj technológií ľahkovodných reaktorov (LWR) všeobecne. 

Materiálový archív obsahuje vzorky z rôznych konštrukčných častí parogenerátora (PG), kompenzátora objemu,  potrubí primárneho okruhu, tlakovej nádoby reaktora, nátrubkov, svorníkov, betónu a iných častí. 

Už počas procesu získavania vzoriek materiálov je problematika kritických vybratých miest konzultovaná so zástupcami prevádzkovateľov blokov nie len na Slovensku, ale aj v Čechách, Maďarsku, Fínsku atď. Na základe odborných diskusií sú už v súčasnosti realizované viaceré projekty hodnotenia dlhodobej prevádzky na konkrétnych vzorkách a súčasne sú pripravované viaceré projekty, ktoré budú tieto materiály využívať, napríklad na vyhodnotenie častí parogenerátora, potrubia, alebo vnútorných častí reaktora. 

Jana Petzová

Fragmenty hlavného cirkulačného potrubia (HCP), ktorých časť bude využitá v rámci schváleného európskeho projektu DELISA-LTO (EURATOM2027) 101061201. 

Časti „trojníka“ z HCP z 1.bloku JE V1 po dekontaminácii

Časť rúrkovnice so segmentami rúrok z horúceho kolektora parogenerátora PG13 z JE V1 získaná pre overovanie nových inovatívnych NDT prístupov