Komponenty metaliczne w energetyce jądrowej. Wymagania techniczne i jakościowe

Materiał sponsorowany

W związku z brakiem własnej technologii jądrowej, jak również działającej elektrowni jądrowej zbudowanej w oparciu o jakąkolwiek stosowaną na świecie komercyjną technologię jądrową, Polska na chwilę obecną nie posiada własnych przepisów dotyczących projektowania, wytwarzania i eksploatacji jądrowych urządzeń, komponentów i systemów. W kraju są jednak stosowane rozporządzenia, w tym rozporządzenie Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. w sprawie warunków technicznych dozoru technicznego dla urządzeń technicznych lub urządzeń podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej [1], w którym w § 4.1 wskazuje się, że „do urządzeń EJ należących do odpowiedniej klasy bezpieczeństwa stosuje się wymagania techniczne określone w dokumentach odniesienia mających zastosowanie do tych urządzeń, o ile przepisy rozporządzenia nie stanowią inaczej”. Z kolei wg § 4.2 „do urządzeń EJ, dla których nie określono klasy bezpieczeństwa, stosuje się wymagania zawarte w normach technicznych właściwych dla danych urządzeń oraz w innych specyfikacjach technicznych dotyczących wymagań projektowych, o ile przepisy niniejszego rozporządzenia nie stanowią inaczej”. Skutkuje to tym, że podczas budowy w Polsce pierwszej i kolejnych elektrowni jądrowych będą stosowane uznane techniczne przepisy „jądrowe”, które dostawca technologii stosował podczas procesu jej projektowania i licencjonowania, ale także przepisy i normy krajowe, unijne i międzynarodowe tam, gdzie przepisy „jądrowe” nie będą miały zastosowania.

Zwarzywszy na to, że na pomorzu rozpoczęto już przygotowania do budowy elektrowni jądrowej z reaktorem AP1000 amerykańskiej firmy Westinghouse, a potencjalnymi dostawcami kolejnych technologii jądrowych mogą być firmy z Korei Południowej, Japonii, Kanady i Francji, wymagania techniczne i jakościowe będą bazowały na przepisach „jądrowych” tych krajów. W USA, ale także w Korei Południowej, Japonii i Kanadzie podstawą do projektowania, wytwarzania i eksploatacji urządzeń ciśnieniowych i mechanicznych oraz konstrukcji stalowych instalacji jądrowych są odpowiednie sekcje i normy amerykańskich przepisów ASME American Society of Mechanical Engineers) wraz z normami z nimi związanymi, m.in. typu ASTM, AWS, ACI, ASNT. W przypadku technologii francuskiej natomiast tymi przepisami są odpowiednie sekcje przepisów AFCEN (Association Française pour les règles de Conception, de construction et de surveillance en exploitation des matériels des Chaudières Electro N*ucléaires, co tłumaczy się na język angielski jako: French Association for the rules governing the Design, Construction and Operating Supervision of the Equipment Items for Electro Nuclear Boilers*), które odwołują się głównie do norm europejskich typu EN oraz międzynarodowych typu EN ISO.

Zakres stosowania przepisów „jądrowych"

Poszczególne komponenty, urządzenia i systemy elektrowni jądrowej mają różne przeznaczenie, pracują w odmiennych warunkach środowiskowych i eksploatacyjnych oraz są w różnym stopniu odpowiedzialne za bezpieczeństwo jądrowe. Są zatem takie, które mają bezpośrednią styczność z źródłem promieniowania lub medium chłodzącym w obiegu reaktora (obiegu pierwotnym), ale jest także cały szereg komponentów i systemów, które nie mają wpływu na bezpieczeństwo jądrowe lub wpływ ten jest znikomy, np. wiele urządzeń ciśnieniowych i mechanicznych wyspy turbinowej (konwencjonalnej). W związku z powyższym w strukturze elektrowni jądrowej rozróżnia się dwie główne grupy konstrukcji, układów (systemów) i komponentów structures, systems and components (SSC):

• związane z bezpieczeństwem jądrowym safety-related),
• nie związane z tym bezpieczeństwem nonsafety-related)

lub

• istotne dla bezpieczeństwa jądrowego Important to Nuclear Safety - ITNS),
• nie istotne dla bezpieczeństwa jądrowego Non-*Important to Nuclear Safety – Non-ITNS*).

Powyższy podział komponentów i układów elektrowni jądrowej nasafety-related oraznon-safety-related jest stosowany głównie w przepisach, dokumentach i klasyfikacjach amerykańskich, w tym w przepisach USA NRC (Nuclear Regulatory Commission) [2]. Z kolei według zaleceń IAEA (International Atomic Energy Agency) [3] oraz w dokumentach międzynarodowych, europejskich (m.in. francuskich) i krajowych stosuje się podział komponentów i układów na ITNS i non-ITNS. W obydwu przypadkach chodzi o to samo: o określenie komponentów i układów elektrowni jądrowej, które mogą mieć wpływ na bezpieczeństwo jądrowe, jednak wyraz Important to Nuclear Safety” obejmuje nieco szerszą grupę komponentów i układów elektrowni jądrowej niż wyraz safety-related”.

W dokumencie IAEA TECDOC-1787 [4] stwierdza się, że mimo zaleceń i wskazówek IAEA, klasyfikacja bezpieczeństwa SSC jest ustanawiana przez organ regulacyjny poszczególnych krajów. W przypadku Polski takim organem jest Państwowa Agencja Atomistyki (PAA). Przyporządkowania poszczególnych układów, struktur i komponentów (SSC) do odpowiedniej klasy bezpieczeństwa jądrowego Safety Class) lub grupy jakościowej Quality Group) oraz wskazania klasy wykonania komponentów Code Class) wg ASME Section III [5] lub AFCEN RCC-M [6] dokonuje z kolei wyłącznie dostawca technologii jądrowej (wnioskodawca) na podstawie wskazówek regulatora krajowego, a następnie przedkłada dokument do zatwierdzenia podczas procesu licencyjnego. A zatem zarówno ww. przepisy ASME, jak i RCC-M ustalają tylko wymagania techniczne w zakresie projektowania, wykonania i kontroli urządzeń ciśnieniowych i systemów dla poszczególnych klas wykonania.

Poniżej przedstawiono przede wszystkim wymagania przepisów technicznych i jakościowych dotyczących urządzeń i systemów elektrowni jądrowych sklasyfikowanych jako istotne dla bezpieczeństwa jądrowego, gdyż w przypadku pozostałych urządzeń i systemów stosuje się przepisy i normy powszechnie znane i szeroko stosowane w wielu gałęziach przemysłu, w tym w branży budowy maszyn, przemyśle chemicznym, budownictwie i transporcie.

Rodzaj komponentów metalicznych oraz ich lokalizacja w elektrowni jądrowej

Każda elektrownia jądrowa, zarówno z reaktorem typu PWR Pressurized Water Reactor), jak i BWR Boiling Water Reactor), składa się z wyspy jądrowej i wyspy turbinowej (rys. 1 oraz 2). Wyspę jądrową tworzy budynek reaktora, wokół którego są rozmieszczone budynki pomocnicze. Podstawowych zadaniem budynku reaktora, nazywanym także obudowa bezpieczeństwa reaktora containment), jest ochrona personelu obsługującego i otoczenia przed promieniowaniem. Z kolei sam reaktor i inne ważne urządzenia ciśnieniowe (np. wytwornica pary, stabilizator ciśnienia, pompy, główne rurociągi, zbiorniki z wodą do chłodzenia itd.) muszą być chronione przed uszkodzeniem i przedostaniem się na zewnątrz substancji promieniotwórczych. Ww. wymagania powodują, że zarówno obudowa bezpieczeństwa, jak i inne istotne z punktu widzenia bezpieczeństwa budynki elektrowni jądrowej są projektowane i obliczane w taki sposób, aby mogły wytrzymać wstrząsy sejsmiczne, ataki terrorystyczne (np. upadek samolotu), uderzenia tsunami oraz oddziaływanie wielu innych czynników (np. tornado, huragan, śnieżyca itd.).

Poprawne zaprojektowanie i wykonanie urządzeń ciśnieniowych i układów, jak również stalowych lub kompozytowych budowlanych konstrukcji elektrowni jądrowych odbywa się w oparciu o wymagania odpowiednich przepisów i norm, gdyż wysoka jakość wykonania decyduje o bezpiecznej eksploatacji elektrowni jądrowej, która obecnie jest planowana na okres co najmniej 60 lat z możliwością przedłużenia nawet do 100 lat, co będzie oczywiście zależało od bieżącego stanu technicznego podstawowych komponentów i układów procesowych oraz elementów konstrukcyjnych elektrowni.

Do podstawowych komponentów ciśnieniowych i mechanicznych, oraz konstrukcji metalicznych elektrowni jądrowych można zaliczyć:

• komponenty obiegu pierwotnego: reaktor, wytwornice pary, stabilizator ciśnienia, główne pompy oraz główne rurociągi;
• komponenty obiegu wtórnego: turbina, skraplacze, wymienniki ciepła, pompy, zawory oraz rurociągi;
• stalowa lub stalowo-betonowa obudowa bezpieczeństwa budynku reaktora;
• stalowa konstrukcja budynku turbinowego;
• zbiorniki ciśnieniowe w różnego rodzaju układach procesowych lub pomocniczych w budynku reaktorowym i turbinowym;
• zewnętrzne i wewnętrzne zbiorniki magazynowe;
• stalowa obudowa wewnętrznych zbiorników wodnych oraz basenów przechowania wypalonego paliwa;
• rurociągi i wsporniki;
• zawory i pompy;
• komponenty i przewody HVAC;
• konstrukcyjne i wsporcze struktury stalowe, w tym wykonane z zastosowaniem prętów zbrojeniowych i kołków.

Stalowe konstrukcje budowlane

Rodzaj, wymiary oraz ilość stalowych komponentów, modułów i konstrukcji, jak również gatunki materiałów podstawowych do ich wytwarzania zależą od projektu i dostawcy technologii jądrowej, co wiąże się również z zastosowaniem różnych przepisów i norm do projektowania, wykonania i kontroli tych komponentów i konstrukcji w zależności od tego, czy należą one do grupy komponentów istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego lub nie.

Konstrukcje stalowe w części budowlanej elektrowni jądrowej nie są, jak to często bywa w konwencjonalnym budownictwie, tylko stalową lub żelbetową konstrukcją budowlaną obejmującą fundamenty, ściany, dach, podłogi, schody i innego rodzaju elementy. Jak już wspominano, budynek reaktora w chwili obecnej zawsze ma podwójna obudowę bezpieczeństwa. W zależności o projektu elektrowni jądrowej może to być konstrukcja stalowa + panelowa (blachy stalowe z warstwą wzmacniającą z betonu pomiędzy nimi) lub konstrukcja stalowo-żelbetowa + żelbetowa. Obudowa wewnętrzna jest bardzo duża (np. w przypadku reaktora AP1000 obudowa ta ma średnicę 39,6 m i wysokość 65,6 m, a grubość ścianki ze stali SA738 Grade B waha się w zakresie od ok. 41 mm do ok. 48 mm), więc z jednej stromy mogłoby się wydawać, że jest to konstrukcja budowlana, ale ze względu na istotność dla bezpieczeństwa jądrowego, przepisy wymagają, aby była szczelna, co kwalifikują ją do urządzeń ciśnieniowych. A zatem obudowa stalowa lub stalowo-żelbetowa są komponentami ciśnieniowymi wg przepisów „jądrowych”.

Specyfika stalowych konstrukcji budowlanych elektrowni jądrowych powoduje, że podczas ich wykonywania mają zastosowanie zarówno przepisy i normy budowlane, jak i przepisy dotyczące urządzeń i wyrobów ciśnieniowych. W Stanach Zjednoczonych są to zatem przepisy ASME B&PVC, Section III, Division 1 – Subsection NE 9 lub ASME B&PVC, Section III, Division 2 10, jak również normy American Concrete Institute ACI 349 [11] i American Institute of Steel Construction ANSI/AISC N690 [12]. W przypadku budowy elektrowni jądrowej według francuskiej technologii wszystkie wymagania dotyczące konstrukcji budowlanych opisano w przepisach AFCEN RCC-CW [13]. Należy ponadto nadmienić, że takie kraje jak Japonia [14], Korea Południowa [15] oraz Kanada [16] również posiadają własne przepisy dotyczące konstrukcji budowlanych obiektów jądrowych, które jednak są bardzo podobne lub w dużej mierze bazują na przepisach amerykańskich.

Wymagania przepisów AFCEN RCC-CW

Wymagania dotyczące projektowania i wykonania żelbetowych i stalowych konstrukcji budowlanych są opisane w przepisach AFCEN RCC-CW [13] które w marcu 2015 roku zastąpiły dotychczas stosowane przepisy AFCEN ETC-C. W przepisach RCC-CW są opisane wymagania w zakresie projektowania, wytwarzania i badania wszystkich elementów budowlanych reaktora. Struktura przepisów RCC-CW jest następująca:

• Part G General
• Part D Design
• Part C Construction
• Part M Maintenance and Monitoring

Wymagania dotyczące prac ziemnych, budowlanych oraz wytwarzania poszczególnych elementów betonowych, żelbetowych i metalowych budynku reaktora jądrowego są zawarte w odpowiednich rozdziałach Części C „Budowa” (Part C Construction):

• CGEOT Earthworks and Soil Treatment
• CCONC Concrete
• CFNSH Surface Finish and Formwork
• CREIN Reinforcement for Reinforced Concrete
• CPTSS Post Tensioning System
• CPREF Prefabricated Concrete Elements and Reinforcement Cages
• CCLIN Leaktight Metal Parts on Containments
• CPLIN Pools and Tanks
• CSTLW Structural Steelwork
• CANCH Metal Elements Embedded into the Concrete
• CBURP Reinforced Concrete Pipelines
• CJOIN Joint Sealing
• CTOLR Survey Networks, Tolerances and Monitoring Systems

Jak wynika z powyższego zestawienia, wymagania w zakresie projektowania opisano w części D, natomiast w części C przedstawiono wymagania dotyczące wytwarzania. W Part C Construction ujęto wymagania dotyczące następujących elementów stalowych:

• wyrobów do zbrojenia betonu (CREIN);
• systemu sprężania (CPTSS);
• prefabrykowania kratownic (CPREF);
• szczelnych części stalowych obudowy bezpieczeństwa (CCLIN);
• basenów i zbiorników (CPLIN);
• konstrukcji stalowych (CSTLW);
• elementów metalowych osadzanych w betonie (CANCH);
• rurociągów żelbetowych (CBURP).

4.2 Wymagania przepisów ASME Section III

W przypadku projektów elektrowni jądrowych bazujących na przepisach amerykańskich, normy lub przepisy odniesienia zależą od rodzaju obudowy bezpieczeństwa. W przypadku, gdy wewnętrzna obudowa będzie zaprojektowano jako płaszcz stalowy (np. jak w przypadku AP1000 firmy Westinghouse) wymagania do jej projektowania wytwarzania, kontroli i odbiorów będą zawarte w przepisach ASME Section III, Division 1 – Subsection NE [9]. Z kolei panelowy zewnętrzny płaszcz bezpieczeństwa tego reaktora, konstrukcja wsporcza wewnętrznego płaszcza stalowego obudowy oraz stalowe moduły konstrukcyjne są wykonywane w oparciu o wymagania normy ANSI/AISC N690 [12], a konstrukcje żelbetowe wykonuje się w oparciu o wymagania amerykańskiej normy ACI 349 [11].

Jeśli obudowa bezpieczeństwa będzie konstrukcją żelbetową z szczelnym płaszczem stalowym (liner) o grubości ok. 6 mm, to wówczas wiodącym przepisem odniesienia będzie ASME Section III, Division 2 [10], ale także ASME Section III, Division 1 – Subsection NE [9] oraz norma ANSI/AISC N690 [12].

Urządzenia ciśnieniowe i rurociągi

Ogólna charakterystyka

Zbiorniki ciśnieniowe, zawory, pompy i rurociągi są nieodzownym elementem nie tylko elektrowni konwencjonalnych pracujących na paliwie stałym, ciekłym lub gazowym, lecz także wykorzystujących paliwo jądrowe. Niezależnie od rodzaju elektrowni, w każdej z nich określona grupa komponentów pełni podstawowe zadania technologiczne, ale jednocześnie praca elektrowni nie byłaby możliwa bez całego szeregu bardziej lub mniej istotnych komponentów, systemów i instalacji pomocniczych, których niezawodne działanie jest nie mniej ważne, niż komponentów podstawowych. Urządzenia ciśnieniowe w zależności od przeznaczenia pracują w różnych warunkach środowiskowych oraz są wypełnione różnymi substancjami roboczymi, jak również powinny spełniać różne wymagania, m.in. w zakresie temperatury pracy i ciśnienia (nadciśnienia lub podciśnienia (próżnia).

W zależności od dostawcy technologii jądrowej i mocy reaktora, ilość zbiorników ciśnieniowych, w tym wymienników ciepła, w jednym bloku jądrowym z reaktorem PWR może wahać się od ponad 100 do 260. Najważniejszymi z nich są: reaktor jądrowy reactor), wytwornica pary steam generator) i stabilizator ciśnienia pressurizer). Oprócz parametrów technicznych ww. urządzeń, różnica pomiędzy reaktorami od różnych dostawców technologii polega na różnej ilości wytwornic pary. W przypadku reaktorów AP1000 i APR-1400 tych wytwornic jest dwie, a reaktora EPR - cztery. Reaktor, wytwornica pary i stabilizator ciśnienia zaliczają się do urządzeń ciśnieniowych Class 1 niezależnie od rodzaju przepisów.

W przypadku rurociągów lub komponentów rurowych, są one wykonywane z różnych materiałów, np. stali niestopowych i nierdzewnych, jak również stopów niklu, tytanu lub cyrkonu, a ich średnica mieścić się w zakresie od kilku milimetrów do nawet 2,4 m. Równie szerokie jest także spektrum funkcji, które te rurociągi pełnią. Instalacje rurowe są nieodłączną częścią składową m.in. układów (systemów):

• chłodzenia reaktora;
• odprowadzania ciepła resztkowego;
• kontroli chemicznej i ilości wody;
• chłodzenia urządzeń wyspy jądrowej nie związanych z bezpieczeństwem;
• chłodzenia i oczyszczania wody basenu zużytego paliwa;
• wymiany ciepła w wytwornicach pary;
• zraszania wnętrza obudowy bezpieczeństwa;
• wody technicznej (lub morskiej);
• demineralizacji wody;
• pary świeżej;
• skraplacza i innych urządzeń wyspy turbinowej;
• powrotu schłodzonej wody;
• powietrza;
• zasilania azotem;
• olejowych turbiny;
• chłodzenia i zasilana w paliwo awaryjnych silników diesla;
• filtrowentylacyjnych;
• przeciwpożarowych
• oraz wielu, wielu innych.

Łączna długość rurociągów może istotnie różnić się między sobą w zależności od typu reaktora, jego mocy oraz dostawcy technologii jądrowej. Z informacji prasowych oraz publikacji technicznych wynika, że w przypadku budowy jednego bloku łączna długość rurociągów wynosi od 70 km do 150 km.

Urządzeniem, w którym wykorzystuje się rurki, są ponadto wytwornice pary, w których w zależności od konstrukcji łączna ich długość wynosi od 75 do 220 km, a do produkcji stosuje się różne gatunki stopów niklu. W chwili obecnej powszechnie stosowanymi są rurki ze stopu Alloy 690 (UNS N06690). We wcześniejszym okresie w wytwornicach stosowano rurki z innych stopów niklu, ale wieloletnie doświadczenia praktyczne wykazały przewagę stopu Alloy 690 TT. Średnica używanych w wytwornicach rurek waha się w zakresie od 14 do 25 mm, a grubość ścianki od 0,5 mm do 1,3 mm. Rurki są również jednym z podstawowych elementów konstrukcyjnych wymienników ciepła. W urządzeniach tych rurki są wykonywane głównie ze stali nierdzewnych, ale w przypadku ciężkich warunków pracy, np. przy stosowaniu wody morskiej w skraplaczach wyspy turbinowej, stosuje się rurki ze stopów tytanu.

Przykładowo, wytwornica pary dostarczona z zakładu w Chalon (Francja) na elektrownie jądrową Olkiluoto 3 (Finlandia) zawiera 6 000 rurek o łącznej długości 140 km [17] Rurki te są wykonane ze stopy niklu Alloy 690 TT oraz cechują się średnicą 19,05 mm i grubością ścianki 1,09 mm.

Przepisy krajowe, ASME Section III i AFCEN RCC-M

Jak już wspominano na samym początku niniejszego artykułu, Polska nie posiada własnych przepisów dotyczących projektowania, wytwarzania i eksploatacji jądrowych urządzeń, komponentów i systemów, ale w Dzienniku Ustaw opublikowana dwa rozporządzenia dotyczące powyższych zagadnień. O rozporządzeniu Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. [1] już wspominano we wprowadzeniu, natomiast kolejnym jest rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 17 grudnia 2013 r. w sprawie rodzajów urządzeń technicznych podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej [18]. W rozporządzeniu tym wymieniono urządzenia i systemy, które zalicza się do ciśnieniowych i podlegających dozorowi technicznemu, ale nie wskazano przynależności do poszczególnych klas bezpieczeństwa. W przypadku urządzeń ciśnieniowych są to:

• urządzenia składające się na obieg chłodzenia reaktora oraz jego systemy pomocnicze:

o   zbiornik reaktora, kanały ciśnieniowe i inne elementy konstrukcji reaktora;

o   wytwornice pary wraz z systemami pomocniczymi;

o   wymienniki ciepła;

o   stabilizator ciśnienia wraz z jego systemami pomocniczymi;

• urządzenia ciśnieniowe składające się na systemy wody zasilającej;
• urządzenia techniczne lub urządzenia składające się na system sprężonego powietrza i innych gazów technicznych w pomocniczych systemach technologicznych;
• urządzenia ciśnieniowe składające się na systemy obiegu czynnika roboczego i turbozespołów;
• urządzenia składające się na systemy bezpieczeństwa czynne i bierne, oraz inne systemy mające istotne znaczenie dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, w szczególności system awaryjnego chłodzenia reaktora i systemy służące do odprowadzenia ciepła powyłączeniowego, w tym systemy pośredniego chłodzenia oraz agregaty prądotwórcze;
• urządzenia składające się na systemy chłodzenia, w tym system wody chłodzącej, w szczególności do chłodzenia obiegów istotnych dla zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej oraz płynów na potrzeby systemów technologicznych;
• urządzenia ciśnieniowe w systemach gaszenia pożarów;
• urządzenia do napełniania i opróżniania zbiorników;
• urządzenia ciśnieniowe składające się na inne niż wymieniono powyżej, w których znajdują się płyny pod nadciśnieniem, w szczególności:

o   zbiorniki stałe, dla których iloczyn nadciśnienia wyrażonego w barach i pojemności wyrażonej w dm³ jest większy niż 50, a nadciśnienie jest wyższe niż 0,5 bara, przeznaczone do magazynowania cieczy lub gazów albo prowadzenia w nich procesów technologicznych;

o   kotły cieczowe i parowe o pojemności powyżej 2 dm³, w których znajdują się płyny pod nadciśnieniem wyższym niż 0,5 bara;

o   zbiorniki przenośne stosowane w aparatach ochrony dróg oddechowych;

o   zbiorniki przenośne zmieniające miejsce między napełnieniem a opróżnieniem o pojemności większej niż 0,35 dm³ i nadciśnieniu wyższym niż 0,5 bara, przeznaczone do magazynowania lub transportu cieczy lub gazów;

• urządzenia składające się na systemy grzewcze, wentylacji i klimatyzacji.

Powyższe urządzenia podlegają dozorowi technicznemu wraz z elementami mocującymi i konstrukcjami wsporczymi, osprzętem ciśnieniowym i zabezpieczającym, układami zabezpieczającymi, aparaturą kontrolno-pomiarową oraz układami sterowania.

Z zapisów powyższych rozporządzeń wynika, że w przypadku urządzeń ciśnieniowych, komponentów i systemów sklasyfikowanych jako istotne dla bezpieczeństwa jądrowego (ITNS) będzie miało miejsce stosowania wymagań przepisów ASME B&PVC Section III [5] lub AFCEN RCC-M [6] dotyczących wykonywania komponentów ciśnieniowych, rurociągów, zaworów i pomp zaliczanych do Class 1, 2, 3. Należy także nadmienić, że przepisy ASME B&PVC Section III [5] odwołują się do sekcji materiałowej ASME B&PVC Section II [19], badań nieniszczących ASME B&PVC Section V [20] oraz kwalifikowania technologii spawalniczych ASME B&PVC Section IX [21], jak również do wielu norm amerykańskich typu ASME, ASTM, ASNT i AWS. Z kolei przepisy AFCEN RCC-M [6] posiadają już w swojej strukturze sekcje materiałową (Section 2), metod badawczych (Section 3), spawalniczą (Section 4) i dotyczącą wytwarzania (Section 5), które odwołują się w większości przypadków do dobrze znanych polskiemu przemysłu norm europejskich EN lub międzynarodowych typu EN ISO.

Wymagania w zakresie zapewnienia jakości w przemyśle jądrowym

Podstawowe zalecenia w zakresie wymagań dotyczących systemu zapewnienia jakości w energetyce jądrowej opracowane zostały przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej (IAEA – International Atomic Energy Agency). Jest to dokument No. GSR Part 2 [22]. W oparciu o ww. wytyczne IAEA, w krajach będących potentatami w zakresie wytwarzania, stosowania i dostarczania technologii jądrowych tj.: USA, Francja, Rosja, Korea Południowa, Chiny i Japonia, opracowano własne przepisy i normy, które są stosowane przy budowie i eksploatacji instalacji jądrowych. Normy te są również stosowane w krajach, do których dostarczana jest technologia jądrowa. Spośród ww. krajów najczęściej stosowane są przepisy francuskie i amerykańskie.  

We Francji jednostką odpowiedzialną za opracowywanie przepisów dotyczących projektowania, budowy (wytwarzania), eksploatacji i badań podzespołów stosowanych w elektrowniach jądrowych jest ww. stowarzyszenie AFCEN. Przepisy AFCEN RCC-M i RCC-CW obejmują więc wymagania związane z projektowaniem, wytwarzaniem, nadzorem i badaniami, ale także wskazano w nich wymagania związane z systemem zapewnienia jakości. Wymagania te jeszcze do niedawna bazowały na zaleceniach IAEA No. GSR Part 2 [22] oraz normie ISO 9001 [23], ale od 2018 roku w co raz większym stopniu polegają na nowej normie ISO 19443 [24]. Norma ISO 19443 bazuje na wymaganiach dobrze znanej normy ISO 9001:2015 [23], które uzupełniono o wymagania związane z kulturą bezpieczeństwa jądrowego, oceną ryzyka, podejściem stopniowym oraz odpowiedzialnością najwyższego kierownictwa. 

Przepisy związane z zapewnieniem jakości podczas budowy i użytkowania elektrowni jądrowej, a także przy wytwarzaniu energii jądrowej w USA znajdują się przede wszystkim w amerykańskim Kodeksie Przepisów Federalnych (CFR), w 10 księdze tych przepisów zatytułowanej „Energy”, a szczególnie w załączniku B do części nr 50 tej księgi pt.: „Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants” [25]. Przepisy te zostały opracowane przez Nuclear Regulatory Commission (NRC – Komisja Regulacji Nuklearnej), a zatem mają zastosowanie tylko na terenie USA. Kryteria, które wyszczególnione zostały w załączniku B to: organizacja, program zapewnienia jakości, nadzór nad projektowaniem, nadzór nad dokumentacją związaną z zakupami, instrukcje, procedury i rysunki, nadzór nad dokumentami, kontrola zakupionych materiałów, urządzeń i usług, identyfikacja i kontrola materiałów, części i podzespołów, nadzór nad procesami specjalnymi, inspekcje, badania kontrolne, nadzorowanie wyposażenia do badań i pomiarów, postępowanie, przechowywanie i wysyłka wyrobów, status inspekcji i badań, postępowanie z wyrobem niezgodnym, działania korygujące, zapisy jakości i audyty. Na podstawie powyższych kryteriów z 10 CRF Appendix B to Part 50 stowarzyszenie ASME opracowało normę ASME NQA-1 pt.: „Requirements for quality assurance programs for nuclear facilities” [26], która ma zastosowanie również poza terenem USA i ustala wymagania związane bezpośrednio z opracowaniem i realizacją programu zapewnienia jakości, stosowanego podczas wyboru lokalizacji, projektowania, budowy, użytkowania i zamykania elektrowni jądrowej. Wymagania te muszą być bezwzględnie spełnione, gdyż dotyczą przede wszystkim wszelkich działań, mających wpływ na jakość i bezpieczeństwo funkcjonowania wszystkich podzespołów i urządzeń w elektrowni jądrowej.

Stowarzyszenie ASME w latach 70-tych XX wieku opracowało dokument oznaczony ASME Section III, Division 1 and 2, General Requirements NCA-3700, który w późniejszym czasie przyjął oznaczenie NCA-3800. Ta część wymagań ASME Section III [5] jest zatytułowana Metallic Material Organization’s Quality System Program (co można przetłumaczyć jako: Program Systemu Jakości w Organizacji Materiałów Metalicznych). W NCA-3800 zdefiniowano m.in. takie pojęcia jak: materiał metaliczny, materiał źródłowy (z ang. source material), Organizacja Materiałów Metalicznych (z ang. Metallic Material Organization). W dokumencie określono wymagania dotyczące odpowiedzialności oraz systemu zapewnienia jakości, jakie muszą zostać spełnione przez organizację, która zajmuje się wytwarzaniem, przetwarzaniem i sprzedażą materiałów metalicznych na potrzeby szeroko rozumianej energetyki jądrowej. Program zapewnienia jakości wg NCA-3800 powinien obejmować takie obszary działalności organizacji jak: personel, dokumentację, nadzór nad zakupami, nadzór nad metodami i procedurami identyfikacji i oznaczania materiałów, kontrolę procesów specjalnych (spawanie, gięcie itp.) stosowanych w trakcie przetwarzania materiałów, nadzór nad wyposażeniem pomiarowym oraz wymagania dotyczące certyfikatów materiałowych. ASME obecnie prowadzi certyfikację Organizacji Materiałowych i wydaje Certyfikaty Systemu Jakości (Quality Systems Certificate), które potwierdzają, że procesy i usługi w Organizacji Materiałowej związane z wytwarzaniem, przetwarzaniem i sprzedażą materiałów metalicznych są zgodne z wymaganiami ASME B&PVC Section III, NCA-3800.

Niezależnie od stosowanej normy kluczowym zagadnieniem zarówno w NQA-1, jak i ISO 19443 jest zagwarantowanie na każdym etapie najwyższego stopnia niezawodności i bezpieczeństwa. Warunkiem wdrożenia systemu zapewnienia jakości zgodnego z NQA-1 lub ISO 19443 jest wcześniejsze wdrożenie systemu zarządzania jakością wg ISO 9001 lub podobnego. Posiadanie doświadczenia w zakresie funkcjonowania sytemu zwiększa świadomość faktu, że system zapewnienia jakości w energetyce jądrowej kładzie nacisk na ciągłe dążenie do poprawy procedur i przepisów, poprzez wyciąganie wniosków z przeprowadzanych regularnie analiz i audytów (doskonalenie systemu). Proces ten musi wspierać pojedynczego pracownika i całe zespoły tak, aby mogły wykonywać swoje zadania skutecznie. System powinien kłaść szczególny nacisk na zdobywanie doświadczenia oraz pogłębianie wiedzy, a także ciągły rozwój i usprawnianie kultury bezpieczeństwa jądrowego.

Przedstawione w niniejszej publikacji informacje dotyczące wymagań technicznych i jakościowych podczas projektowania, wytwarzania oraz kontroli jakości w dziedzinie energetyki jądrowej wykazują, że brak przepisów krajowych w tym zakresie powoduje konieczność stosowania uznanych przepisów światowych do urządzeń, komponentów i systemów istotnych z punktu widzenia bezpieczeństwa jądrowego (ITNS). Ze względu na zaawansowane w chwili obecnej prace przygotowawcze, pierwsza elektrownia jądrowa w Polsce zostanie wybudowana na pomorzu przez konsorcjum firm amerykańskich Welstinghouse/Bechtel, co warunkuje, że przepisami odniesienia dla komponentów ITNS będą przepisy amerykańskie, a przede wszystkim przepisy techniczne ASME Section III oraz norma NQA-1 dotycząca systemu zapewnienia jakości. Podobne wymagania będą miały zastosowanie również wtedy, gdy kolejne bloki dużych lub małych modułowych (SMR) elektrowni jądrowych będą budowane w Polsce przez firmy z Korei, Kanady lub Japonii.

Z kolei, gdyby kolejną elektrownie jądrową budowałaby w Polsce firma z Francji, do wytwarzania metalicznych komponentów ITNS będą stosowane m.in. przepisy techniczne AFCEN RCC-M oraz AFCEN RCC-CW, a w zakresie systemu zarządzania jakością – norma EN ISO 19443.

Dr inż. Jerzy Niagaj – Lider Obszaru, Energetyka Jądrowa Sieć Badawcza Łukasiewicz – Górnośląski Instytut Technologiczny, Centrum Spawalnictwa, Grupa Badawcza Technologie Spawalnicze

*Artykuł powstał i został opublikowany na zlecenie Ministerstwa Przemysłu w ramach realizacji przez Izbę Gospodarczą Energetyki i Ochrony Środowiska szkolenia dla polskiego przemysłu pod kątem wykonywania prac dla energetyki jądrowe.*

Literatura

1. Rozporządzenie Ministra Rozwoju z dnia 20 maja 2016 r. w sprawie warunków technicznych dozoru technicznego dla urządzeń technicznych lub urządzeń podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej. Dz. U. z dnia 24 czerwca 2016 r., poz. 909.
2. NRC use of the terms, „Important to Safety” and „Safety Related” (Generic Letter No. 84-01), January 5, 1984.
3. Safety classification of structures, systems and components in nuclear power plants. IAEA Safety Standards Series No. SSG-30, IAEA, Vienna, 2014.
4. Application of the Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-1787, IAEA, Vienna, 2016.
5. ASME B&PV, Section III „Rules for construction of nuclear facility components”. American Society of Mechanical Engineers, New York.
6. AFCEN RCC-M „Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands”.
7. Moucquot-Laiho V. AREVA: Sub-contractor opportunities in the nuclear energy sector. Vaasa, Finland, 20.03.2013.
8. http://www.tepco.co.jp/en/challenge/energy/nuclear/p-struc-e.html. [06.11.2024]
9. ASME B&PVC, Section III, Division 1 – Subsection NE „Class MC Components”.
10. ASME B&PVC, Section III, Division 2 „Code for Concrete Containments”.
11. ACI 349 Code Requirements for Nuclear Safety-Related Concrete Structures and Commentary.
12. ANSI/AISC N690 „Specification for Safety-Related Steel Structures for Nuclear Facilities”.
13. AFCEN RCC-CW „Rules for Design and Construction of PWR Nuclear Civil Works”.
14. The Japan Society of Mechanical Engineers (JSME), Codes for Nuclear Power Generation Facilities - Rules on Concrete Containment Vessels for Nuclear Power Plants, JSME S NE1-2011, in Japanese.
15. Korea Electric Power Industry Code (KEPIC), Area – SN (Nuclear Structures), Category SNB – Concrete Containment, Category SNC – Concrete Structures.
16. 16CSA N287.1 to N287.7, Requirements for Concrete Containment Structures for Nuclear Power Plants.
17. Finland: Olkiluoto 3 Gradually Taking Shape. Nuclear News Letter, AREVA NP Customer Information, November 2007.
18. Rozporządzenie Rady Ministrów z dnia 17 grudnia 2013 r. w sprawie rodzajów urządzeń technicznych podlegających dozorowi technicznemu w elektrowni jądrowej. Dz. U. z dnia 22 stycznia 2014 r., poz. 111.
19. ASME B&PVC, Section II „Materials”.
20. ASME B&PVC, Section V „Nondestructive Examination”.
21. ASME B&PVC, Section IX „Qualification Standard for Welding, Brazing, and Fusing Procedures; Welders; Brazers; and Welding, Brazing, and Fusing Operators”.
22. Leadership and Management for Safety. IAEA Safety Standards. General Safety Requirements No. GSR Part 2. IAEA, Vienna, 2016.
23. PN-EN ISO 9001:2015-10 Systemy zarządzania jakością – Wymagania.
24. PN-EN ISO 19443:2018 „Quality management systems – Specific requirements for the application of ISO 9001:2015 by organizations in the supply chain of the nuclear energy sector supplying products and services important to nuclear safety (ITNS)”.
25. 10 CFR Appendix B to Part 50 – Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants.
26. NQA-1 „Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications”.