Nadzor staranja reaktorske posode NEK: Ključen tehnični in nadzorni vidik dolgoročnega obratovanja

Reaktorska posoda je ena najpomembnejših komponent v jedrski elektrarni in je kot taka predmet posebej strogih varnostnih zahtev in nadzora. Zaradi dolgotrajne izpostavljenosti temperaturam, tlaku in nevtronskemu sevanju, predstavlja nadzor staranja reaktorske posode enega ključnih elementov zagotavljanja dolgoročnega varnega obratovanja elektrarne.

Reaktorska posoda je debelostenska jeklena konstrukcija, v kateri je sredica, skozi katero se pretaka primarno hladilo. Medtem ko je druge komponente mogoče zamenjati, velja reaktorska posoda v praksi za nezamenljivo, zato njeno stanje ves čas natančno spremljamo in analiziramo.

Vzdrževanje varnosti skozi koncept dolgoročnega obratovanja (angleško "LongTerm Operation" - LTO)

NEK ima strategijo dolgoročnega obratovanja, kar pomeni, da so vpeljani celoviti programi obvladovanja staranja. Ti programi omogočajo, da NEK sistematično spremlja stanje opreme, prepoznava potrebo po izboljšavah in zamenjavah, s čimer zagotavlja tehnično zanesljivost ključnih sistemov in komponent.

Za posebej pomembne komponente, kot je tudi reaktorska posoda, NEK izvaja poglobljene analize, s katerimi preverja preostalo obratovalno dobo in določa potrebne ukrepe, ki so v obliki popravil, izboljšav ali zamenjav, s katerimi se pričakovana obratovalna doba posameznih komponent lahko podaljša. Poleg tega jih celovito nadzoruje z neporušnimi pregledi v rednih periodičnih intervalih po strogih nuklearnih industrijskih standardih. Prvi celoviti pregled reaktorske posode pa je bil izveden še pred obratovanjem.

Uprava za jedrsko varnost (URSJV) stalno nadzira izvajanje procesov – z rednimi inšpekcijami, strokovnimi pregledi analiz in z obravnavo projektnih sprememb. URSJV je že leta 2012 potrdila program nadzora staranja v NEK ter spremembe varnostnega poročila, ki omogoča obratovanje NEK do leta 2043 ob izpolnjevanju pogojev jedrske varnosti. Ključni mehanizem celovitega preverjanja jedrske varnosti objekta je občasni varnostni pregled (OVP), ki ga mora NEK izvesti vsakih deset let. NEK mora v okviru OVP celovito oceniti stanje jedrske in sevalne varnosti ter varovanja objekta na 18 ključnih področjih, ki so določena v skladu z mednarodnimi priporočili in slovensko zakonodajo.

Tretji OVP je bil zaključen decembra 2023. S tem je bil izpolnjen zadnji pogoj za podaljšanje dovoljenja za obratovanje do leta 2043 (pred tem je NEK pridobil tudi okoljevarstveno soglasje za podaljšanje obratovalne dobe do leta 2043). Ocenjeno je bilo, da strukture, sistemi in komponente elektrarne še naprej ustrezajo varnostnim zahtevam in omogočajo zanesljivo obratovanje tudi v podaljšanem obdobju.

Načrtovanje dolgoročnega obratovanja v NEK temelji na stalnem spremljanju stanja opreme, lastnih in tujih obratovalnih izkušenj in ob razvoju standardov, rezultatov raziskav ter razvoja na tem področju. Poleg rednega nadzora URSJV je področje predmet različnih neodvisnih mednarodnih pregledov, na primer tako imenovani tematski skupinski pregledi na ravni EU (Topical Peer Review) in misije Mednarodne agencije za atomsko energijo (na primer SALTO in OSART), ki neodvisno preverjajo učinkovitost pristopa k dolgoročnemu obratovanju.

Spremljanje žilavosti jekla reaktorske posode z nadzorovanimi vzorci in testi

Žilavost jekla reaktorske posode je eden najpomembnejših parametrov, ki vpliva na varnost v primeru obremenitev, kot so nenadni temperaturni šoki. Že pred zagonom NEK so bile vgrajene posebne nadzorne kapsule z vzorci materiala, enakimi tistemu, iz katerega je izdelana reaktorska posoda. Nadzorne kapsule se periodično izvlečejo in analizirajo s tako imenovanimi Charpy testi, s katerimi se določa sposobnost jekla, da absorbira udarno energijo brez loma. Ti testi so podlaga za spremljanje sprememb v lastnostih materiala in za analize, ki določajo, ali reaktorska posoda še vedno ustreza varnostnim zahtevam.

Uporabljeni so predpisi ameriške Zvezne komisije za jedrsko varnost (NRC), saj je bila NEK zaradi pomanjkanja domačih predpisov in standardov načrtovana in zgrajena po ameriških predpisih in standardih, ki so globalno priznani kot primer najboljše prakse. Na njihovi podlagi so bili zasnovani tudi mednarodni standardi Mednarodne agencije za atomsko energijo (angleško International Generic Aging Lessons Learned for Nuclear Power Plants). Kot referenčna zakonodaja se predpisi in smernice NRC pri nas uporabljajo še danes. Za obravnavano področje so pomembni zlasti 10 CFR 50 Appendix H in G ter ASTM E185-82.

Raven obsevanja s hitrimi nevtroni, ki ga prejme kapsula z vzorci materiala, je sorazmerna obsevanju, ki ga prejme reaktorska posoda, pri čemer je potrebno upoštevati, da ima vsaka kapsula vnaprej določen faktor preobsevanosti. Zadnje izvlečene kapsule so tako prejele obsevanje, ki je v pričakovanih mejah in v skladu s testnimi standardi. Rezultati testov služijo za določitev zgornjega nivoja porušne energije materiala reaktorske posode pri Charpy testu kot merila žilavosti materiala, ki se primerja s kriterijem sprejemljivosti iz 10 CFR 50, Appendix G. Prav tako se na podlagi testiranja materiala iz kapsul določijo tlačno-temperaturne krivulje ohlajanja in segrevanja v normalnem obratovanju, ki določajo dovoljen režim obratovanja reaktorja, da ne bi prišlo do krhkega loma reaktorske posode. Nadalje se na podlagi testiranja kapsul določi referenčna temperatura krhkega loma materiala reaktorske posode ob koncu obratovalne dobe, ki se jo primerja s kriterijem sprejemljivosti iz 10 CFR 50.61, s čimer se zagotovi zadostna žilavost materiala pri tlačno-temperaturnem šoku. Vsi ti parametri so za NEK določeni za 60 let obratovanja.

Do sedaj je bilo v NEK izvlečenih 5 testnih kapsul. Nazadnje je bila kapsula izvlečena in testirana leta 2012 ob koncu 25. gorivnega cikla. Istočasno je bila izvlečena še ena kapsula, ki je shranjena v bazenu za izrabljeno gorivo. Izvlek zadnje preostale kapsule ni predviden in še vedno ostaja v reaktorski posodi kot rezerva za morebitno obratovanje nad 60 let. Na osnovi meritev prvih štirih kapsul so bile določene obratovalne omejitve reaktorske posode vse do konca podaljšane življenjske dobe reaktorja, to je za 60 let obratovanja oz. do konca 2043.

Upoštevanje dejanskega nevtronskega toka in vpliva na materiale

Ključen dejavnik, ki vpliva na staranje reaktorske posode, je nevtronska fluenca hitrih nevtronov z energijo E > 1 MeV, ki se akumulira v materialu reaktorske posode čez čas. Pri dolgotrajnem obratovanju je razumevanje in nadzor nad tem parametrom bistveno za zagotavljanje mehanske žilavosti in s tem strukturne integritete jekla, iz katerega je izdelana posoda.

Vpliv nevtronskega obsevanja oziroma fluence na lastnosti materiala reaktorske posode postane občutneje zaznan šele po določenih vrednostih obsevanja. V relevantnih referencah in mednarodni, javno dostopni strokovni literaturi s tega področja je navedeno, da tak vpliv ni več zanemarljiv oziroma ga je potrebno spremljati pri vrednostih nevtronske fluence, ki so večje od 1^.10¹⁷ n/cm² (US NRC 10 CFR 50, Appendix H, Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements) oziroma večje od 1^.10¹⁸ n/cm² (IAEA TECDOC 1556, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: PWR Pressure Vessels, 2007 Update). Te vrednosti predstavljajo spodnjo mejo obsevanosti, pri kateri je že potrebno izvajati podrobnejši nadzor in vrednotenje vplivov nevtronske fluence, vendar pa same po sebi še ne pomenijo konca življenjske dobe reaktorske posode. Tako je npr. za reaktorske posode, primerljive po tipu reaktorja in njegovi moči z reaktorsko posodo v NEK, po 40 letih obratovanja pričakovana nevtronska obsevanost v območju velikostnega reda 10¹⁹ n/cm² (Tricot, N., & Jendrich, U. (2002). Neutron fluence at the reactor pressure vessel wall. A comparison of French and German procedures and strategies in PWRs. Eurosafe, Berlin, 4–5 November 2002. IRSN-DES/546), pri čemer zgornja absolutna dovoljena meja nevtronske obsevanosti za takšne reaktorske posode z argumentiranim fizikalnim ozadjem ni podana.

Za 60-letno obdobje obratovanja NEK je bilo z ustreznimi časovno omejenimi analizami že sedaj pokazano, da bo predvidena nevtronska fluenca v osnovnem materialu reaktorske posode po tem obdobju manjša od vrednosti pri primerljivih francoskih elektrarnah po le 40 letih obratovanja, kot je navedeno v relevantni literaturi (glej zgornjo referenco avtorjev Tricot, N., & Jendrich, U.). Absolutna vrednost nevtronske fluence je le en izmed kriterijev za oceno degradacije, saj na realno degradacijo vpliva celoten spekter dejavnikov, kot so porazdelitev fluksa, razporeditev goriva v sredici, geometrija posode, temperatura obratovanja, mehanske obremenitve in drugi pogoji. Ta vidik je pojasnjen tudi v omenjenem referenčnem poročilu francoskega inštituta IRSN (glej zgornjo referenco avtorjev Tricot, N., & Jendrich, U.).

V NEK se upoštevajo lokalni pogoji delovanja in se zato uporablja celovit pristop, ki vključuje:

• realne meritve nevtronske fluence (E > 1 MeV),
• analitično modeliranje in validacijo rezultatov in
• preskuse vzorcev materiala iz nadzornih kapsul ter oceno mehanske žilavosti materiala glede na kumulativne obremenitve.

Takšen pristop omogoča pravočasno zaznavanje degradacijskih pojavov in sprejemanje potrebnih ukrepov v skladu z dejanskim stanjem, ne pa zgolj na osnovi vnaprej določenih številčnih pragov. Ključno je, da se vpliv sevanja ocenjuje v kontekstu dejanskih sprememb lastnosti materiala, kar se v NEK tudi dosledno izvaja in preverja. Varnostna utemeljenost dolgoročnega obratovanja je tako potrjena z metodološko ustreznim in transparentnim nadzorom.

Podpora analitičnega modela in dejanske meritve

Program staranja NEK vključuje tudi spremljanje nevtronske fluence v okviru sistema zunanje nevtronske dozimetrije (EVND – Ex Vessel Neutron Dosimetry), s čimer se skupaj z meritvami nevtronske obsevanosti znotraj reaktorske posode zagotavlja visoka stopnja zanesljivosti analiz in rezultatov.

Takšen kombinirani pristop – računski model, meritve in validacija – omogoča zanesljivo sledenje spremembam v materialu in pravočasno izvedbo vseh potrebnih ukrepov.

Časovno omejene analize staranja (TLAA) in potrjen program do 60 let obratovanja

Poleg programa nadzora staranja je za zagotavljanje varnosti obratovanja do leta 2043 NEK izdelala časovno omejene analize staranja (TLAA), ki jih je URSJV pregledala in odobrila. Te analize vključujejo vse ključne parametre – od mehanskih lastnosti jekla do temperaturno-tlačnih (P–T) krivulj ter utrujenosti materialov – in dokazujejo, da je mogoče varno obratovati v celotnem 60-letnem obdobju.

Analize so pomemben del programa nadzora staranja in so bile osnova za pozitivno oceno dolgoročnega obratovanja NEK s strani URSJV.

Mednarodni pregled programa dolgoročnega obratovanja

V maju 2025 je NEK gostila misijo SALTO (angleško Safety Aspects of Long Term Operation) Mednarodne agencije za atomsko energijo (IAEA), katere cilj je bil neodvisna mednarodna ocena pristopa k dolgoročnemu obratovanju.

IAEA je ocenila, da so programi staranja v NEK skladni z mednarodnimi standardi, da so tehnično utemeljeni in dobro vodeni. Kot enega od primerov dobre prakse, ki lahko služijo kot zgled drugim jedrskim elektrarnam v mednarodni skupnosti pri načrtovanju in izvajanju ukrepov za dolgoročno obratovanje, je misija izpostavila prav program nadzora staranja reaktorske posode.

Sklepna ugotovitev

Staranje reaktorske posode NEK je kompleksno tehnično vprašanje, ki ga slovenski upravni organ in operater jedrske elektrarne obravnavata z vso resnostjo in strokovnostjo. Na voljo so meritve, analize, mednarodne primerjave in postopki, ki omogočajo pravočasno odkrivanje in obvladovanje morebitnih degradacijskih pojavov.

URSJV področju dolgoročnega varnega obratovanja ter nadzoru staranja posveča posebno pozornost tudi v okviru raziskav na področju jedrske varnosti. Tako bo v letošnjem letu predvidoma pričela z novim ciljnim raziskovalnim projektom na temo metod določanja in analiz nevtronskih poškodb reaktorske posode. Raziskave bodo usmerjene predvsem v uporabo naprednih determinističnih in Monte Carlo metod za modeliranje in simulacijo transporta nevtronov. Te metode omogočajo podrobno simulacijo nevtronskega fluksa in spektra v reaktorski posodi, kar je ključno za oceno stopnje poškodb. Verifikacija in validacija teh metod se izvaja s primerjavo rezultatov z eksperimentalnimi in referenčnimi podatki, kar zagotavlja njihovo zanesljivost in točnost.

Podaljšanje obratovanja NEK do 60 let je utemeljeno in potrjeno z obsežnim naborom tehničnih, varnostnih in nadzornih ukrepov. Vse nadaljnje odločitve o morebitni prihodnji rabi objekta bodo temeljile na enako strogi strokovni presoji, na podlagi preverjenih podatkov, analiz in postopkov, ki jih nadzira URSJV.