Miért? Üzemeljen addig amíg az utolsó kWh-t ki bírja tolni magából biztonságosan.
Addig üzemeltetnek minden reaktort. Alapvetően egy reaktor élettartama 3 dologtól függ:
- repedések a reaktortartályon. Ez főként a csonkoknál jön létre mind a nyomottvizes, mind a forralóvizes reaktorok szenvednek tőle. Amiatt következik be, mert a reaktorban 123bar nyomás van, és ez a feszültség-gyűjtő helyeken - tipikusan a behegesztett csőcsonkok a reaktorfedélben a bórsavas víz jelenlétében feszültségkorróziós repedésekhez vezet. A fő gond abból van, hogy a reaktor belseje rozsdamentes acéllal van bélelve/felhegesztve, de a reaktortest alacsonyan ötvözött melegszilárd acél, viszont a csatlakozó csőrendszer szintén rozsdamentes acél - egyrészt a korrózív hűtővíz, másrészt a hőmérséklet miatt. A moderátor rudak bevezetése szintén ilyen csonkokon keresztül történik. Ez a repedés megjelenhet a csőben, de leggyakrabban a hegesztések környékén jelentkezik. A hegesztés a rákfene, mert itt különböző anyagminőségeket kell összehegeszteni. A varrat mélysége általában a csőcsonk anyagvastagságának a duplája, viszont egy reaktorban sincs ilyen vastag belső bélés (plattírozás), ezért az ember kénytelen egy átmeneti megoldást keresni, így minden ilyen kötés nikkel-bázisú hegesztőanyaggal lesz hegesztve. Viszont ez a hegesztőanyag egy idő után hajlamos dúsulásokra a neutron-fluxus miatt, aminek a hatására az alapból feszültség-korrózióval szemben ellenálló hegesztőanyag hajlamossá válik.
Ha a hegesztett kötésben jelentkezik a repedés, akkor repedés gyorsan terjed a belső nyomás okozta mechanikai terhelés miatt és így a korrózív bórsavas víz érintkezésbe kerül a melegszilárd nyomástartó köpennyel, ami elég komoly pusztítást tud okozni a reaktortestben - vagy ha nem a reaktorban keletkezik, akkor a nagynyomású előmelegítőben/gőzfejlesztőben. Ez egy időzített bomba.
Ha tudod, akkor kicseréled az adott szakaszt, ha nem, akkor jön a térdre-imához helyzet. Ha kritikus és olyan csőcsonkról van szó, amit nem lehet kicserélni - pl. reaktortartályon lévő csonk, akkor ilyenkor a kérdéses hibás varrat körül külső megerősítést raksz fel. Ha hozzáférhető a hiba kétoldalról - pl. reaktorfedél leemelve, akkor ott megfelelő óvintézkedések mellett lehet javítóhegesztést eszközölni. Az igazi szívás akkor van, a ha reaktortartálynak a csőcsonkját nem lehet megerősíteni - mert mondjuk fel kellene valamit hegeszteni a reaktorttartályra- amit utána hőkezelni kellene, de ez fizikailag képtelenség. Ilyenkor a csonkokra törésmechanikailag kiszámolt szélességben elkezdenek rengeteg hegesztőanyagot felpakolni, de szó szerint rengeteget. A ráhegesztést az anyag zsugorodik, így a belső oldalon nyomófeszültség jön létre, ami a feszültség-korróziós hajlamot csökkenti, míg a ráhegesztés teljesen megváltoztatja a teherviselő keresztmetszetet és az erőfolyamot.
Érdekesség, hogy az orosz erőművekben ez a hiba sokkal kevesebbszer jelentkezik, mint a nyugati erőművekben. Az oka az, hogy az oroszok mindig is ódzkodtak a nikkel-ötvözetű hegesztőanyagoktól, így inkább egy varratban használtak 4 különböző hegesztőanyagot, így játszották össze a varratfém összetételét. Ennek volt egy olyan előnye, hogy egyszerűbb volt a nagyobb falvastagságokat vizsgálni ultrahanggal - nikkel-ötvözet esetében az akkori technikával ez képtelenség volt, így maradt a röntgen, csak ugye egy 350mm-es anyagba behegesztesz egy 12mm vastag csonkot, és a 350mm-es anyagot direktben kell átröntgenezni, sok sikert a hiba kiértékeléséhez...
- általános öregedés: ez egy jóindulatú dolog. A nukleáris folyamat során keletkező neutronok ütköznek a reaktor falával, benne rácshibákat okoznak. A hőmérséklet és a belső hatására minden rácshiba képes mozogni, egymással találkozni, másrészt a melegszilárd acélban mindig jelenlévő szennyeződések (C, N, O, S, P, As és társai) szintén tudnak dúsulni. Ezek együttesen az anyagot elridegítik. Ez azt jelenti, hogy a ridegtörési valószínűség a kezdeti -60 fokos hőmérsékletről felmegy akár plusz 10 vagy 20 fokos hőmérsékletre is. Ez azért veszélyes, mert a nyomáspróbázás hőmérséklete ezen a hőmérsékleten van, és a nyomáspróba esetén az üzemi nyomás dupláját kell elviselni a szerkezetnek. Ha az annyira elridegedett, akkor a nyomáspróba hőmérsékletén már tudja a megnövelt terhelésből származó alakváltozást elviselni - ilyenkor normál helyzetben a feszültség-csúcsok leépülnek, az anyag lokálisan megfolyik, így a szerkezet biztonsága számottevően növekedett - és repedés, törés következik be, ami a szerkezet végét is jelenti. Ez azért jóindulatú, mert már elég sok mestergörbe áll rendelkezésre, másrészt minden reaktorban vannak az első üzemóra óta próbatestek, amelyek a reaktortartály anyagából készültek, így meghatározott időnként kivesznek próbatesteket, kiértékelik, megállapítják hol tart az elridegedés és ez alapján döntenek.
- fáradás: A tervezési élettartam során figyelembe veszik a tervezett leállásokat - üzemanyagcsere, időszakos felülvizsgálatok, nyomáspróbák, esetleg pár üzemen kívüli leállás. Ekkor az majd 340 fokon üzemelő reaktort le kell hűteni 20 fokra. Ekkor ez egy termikus fárasztási ciklus. Különböző anyagminőségek eltérő hőtágulási együtthatóval rendelkeznek, így eltérő hőfeszültség keletkezik bennük mind a felfűtés, mind a lehűlés során. Ezek a feszültséggyűjtő pontok környéken extra nagy feszültségeket hoznak létre, az anyag itt szintén megfolyik. Ez nem is lenne baj, csak ugye itt van egyszer neutronfluxus - ami az általános öregedésben leírtak alapján dolgozik, így egy idő után az évek során összegyűjtött fárasztási ciklusok valahol tuti, hogy repedést okoznak. Ha javítható helyen van, akkor javítják, ha nem, akkor jön megint a törésmechanika és növelt ellenőrzési gyakoriság - de persze ez megint annak a függvénye, hogy mi és hol reped és a repedésterjedés sebessége milyen nagy.
A mai reaktorokat már ezekkel a tapasztalatokkal felvértezve tervezik. Manapság már alig van hegesztés a reaktortartályon, ha van is, az is körvarrat - minden igyekeznek kovácsolni. A körvarratban ébredő feszültség a hosszvarratban ébredő feszültség fele, így az elridegedés a körvarratban nem okoz akkora problémát, mint egy hosszvarratban
az oroszok elég komolyat gurítottak az elmúlt évtizedben a kovácsolásban.
Mit jelent az EU szabvány reaktoroknál?
Alapvetően ma már az EN 13445-ös szabvány, plusz a helyi nukleáris előírások. A gond az, hogy az ASME más anyagokat használ és más a tervezési filozófia, a GOSZT megint különbözik az anyagokban és a tervezési előírásokban. Mások a megengedett feszültségek, máshogy számolják az időtartam-szilárdságot. Mások a földrengési előírások, így más a szerkezeti kivitelezés, stb...
A szabvány amúgy a megrendelő döntése, a németek pl. a nemzeti előírásokat vitték tovább kb. 2000-ig, a KTA-Regelwerke alapján terveztek tovább, ami meg a német nyomástartó (AD-2000) szabványon alapult. Mára ez az előírás-sorozat is haldoklik.