CC BY
29Экология и системы жизнеобеспечения
УДК 621.039.5 ВАДоильницын1, К.В.Миронов2
МАЛООТХОДНАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ДЕЗАКТИВАЦИИ ПЕРВОГО КОНТУРА ЭНЕРГОБЛОКОВ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
В процессе эксплуатации АЭС с реакторами типа ВВЭР происходит образование радиоактивных отложений продуктов коррозии на внутриконтурных поверхностях. Удаление таких отложений достигается проведением жидкостной, растворной дезактивации всего контура или отдельных его частей, например, парогенератора или съемного контурного оборудования. Жидкостные методы дезактивации с использованием растворов химических реагентов имеют ряд недостатков, прежде всего - образование больших объемов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) сложного солевого состава и значительные временные затраты на проведение полного комплекса дезактивационных работ, включающего как саму дезактивационную промывку, так и последующие водные промывки и пассивирующую обработку внутрикон-турных поверхностей.
Цель данного исследования заключалась в разработке новой малоотходной безреагентной технологии дезактивации первого (реакторного) контура АЭС с реактором типа ВВЭР-440 и ее внедрения на Кольской АЭС, в составе которой имеется четыре энергоблока указанного типа.
На основе анализа многолетних эксплуатационных данных Кольской АЭС установлено, что содержание радионуклидов в теплоносителе первого контура энергоблоков в значительной степени зависит от режима работы энергоблока (таблица).
При останове реакторной установки (энергоблока) происходит массовый сброс продуктов коррозии (ПК) с внут-риконтурных поверхностей, свидетельством чего является рост удельной активности теплоносителя по такой составляющей, как активированные ПК, а также увеличение общего количества ПК в теплоносителе. Увеличение концентрации ПК в теплоносителе носит неравномерный характер. Обычно наблюдаются два последовательных во времени всплеска активности ПК: первый пик активности продуктов коррозии наблюдается при вводе в теплоноситель борной кислоты и соответствует моменту 1/3 общего времени водообмена в
Са нкт- П етербургский государственный технологический институт (технический университет), 190013, Санкт-Петербург, Московский пр., д. 26
Определена роль зарядовых характеристик продуктов коррозии в формировании коррозионных отложений и в их удалении с внутриконтурных поверхностей ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. На основе полученных данных разработаны принципы организации малоотходной дезактивации реакторных контуров. Рассмотрены и проанализированы результаты внедрения разработанной технологии на Кольской АЭС.
Ключевые слова: реакторный контур, радионуклиды, продукты коррозии, зарядовые характеристики продуктов коррозии, дезактивация, ионитные фильтры
контуре, при этом температура теплоносителя в контуре составляет 260-300°С. Второй пик наблюдается при расхолаживании реакторной установки и соответствует температуре теплоносителя в контуре 160±20°С (рисунок 1).
Таблица. Удельная активность теплоносителя по радионуклидам коррозионного происхождения (активированным продуктам коррозии) и по радионуклидам - продуктам деления при различных ___________________мощностныхрежимах эксплуатации энергоблоков
Радионуклиды: активированные продуктов коррозии (ПК), продукты деления (Пд ) Суммарная удельная активность теплоносителя, Ки/дм3
На мощности В период останова
1 очередь 2 очередь 1 очередь 2 очередь
блоки 1,2 (ВВЭР-440/В230) блоки 3,4 (ВВЭР-440/В213) блоки 1,2 (ВВЭР-440/В230) блоки 3,4 (ВВЭР-440/В213)
ПК Условно растворимые (0,5^5)е-7 1е-8*1е-7 (2*5)е-6 и1е-6
ПК Условно нерастворимые «1е-8 «1е-9 и5е-6 5е-7-ъ1е-6
ПД Условно растворимые «1е-5 И 5е-6 5е-5-ъ1е-4 и1е-5
ПД Условно нерастворимые < 1е-10 < 1е-10 < 1е-10 < 1е-10
А уд Ки/дчэ
Рисунок 1. Изменение удельной активности присутствующих в теплоносителе нерастворимых продуктов коррозии в процессе останова энергоблока 2-й очереди Кольской АЭС
1 Доильницын Валерий Афанасьевич, канд. хим. наук, доцент каф. инженерной радиоэкологии и радиохимической технологии СПбГТИ(ТУ), [email protected]
2 Миронов Константин Викторович, ведущий инженер отд. ядерной безопасности и надежности Кольской АЭС, 184230, Мурманская область, г. Полярные Зори, Кольская АЭС, [email protected]
Дата поступления - 26 октября 2012 года
Наблюдаемый эффект выхода продуктов коррозии, и связанное с ним интенсивное загрязнение теплоносителя другими, например, солевыми примесями, является следствием хайд-аут эффекта и обычно объясняется повышением растворимости продуктов коррозии в теплоносителе при снижении его температуры или изменением гидродинамического режима прокачки теплоносителя по контуру [1-4]. В то же время, приведенный на рисунке 1 первый пик выхода продуктов коррозии в теплоноситель наблюдается при практически неизменившейся высокой температуре и при стабильном гидродинамическом режиме в контуре. Объяснение этого эффекта может быть основано на ином механизме перехода ПК с поверхностей оборудования в теплоноситель. В основу этого механизма могут быть положены представления о формировании отложений мелкодисперсных продуктов коррозии на внутриконтурных поверхностях за счет взаимодействия заряда поверхности частиц ПК и заряда оксидированной внутриконтурной поверхности. Наиболее полно этот механизм был рассмотрен в работах В.П.Брусакова [5, 6]. В соответствии с представлениями В.П.Брусакова оксидные и гидроксидные малорастворимые в воде мелкодисперсные ПК различных металлов несут на своей поверхности заряд. Внутриконтурная поверхность также имеет заряд, обусловленный зарядом осевших на ней продуктов коррозии. При наличии теплового потока в примыкающем к металлу теплоносителе образуется электромагнитное поле, вызывающее электрофоретическое или электроми-грационное движение частиц - носителей заряда. При этом теплоотдающая поверхность заряжается отрицательно, а теплопринимающая поверхность - положительно. Отключение теплового потока (момент останова реактора) может привести к интенсивному переходу слабофиксированных положительно заряженных ПК с внут-риконтурной поверхности в теплоноситель.. Выход реактора на мощность приводит к обратному эффекту - быстрому выводу положительно заряженных ПК из теплоносителя и их закреплению на поверхности наиболее теплонапряженного участка активной зоны - на поверхности тепловыделяющих элементов. Указанный сценарий развития событий возможен только при наличии положительно заряженных форм ПК.
В рамках настоящей работы с использованием экспериментальной трехкамерной проточной электрофоретической ячейки удалось определить зарядовые характеристики ПК, находящихся в теплоносителе первого (реакторного) контура четырех энергоблоков Кольской АЭС.
Анализ полученных экспериментальных данных позволяет сформулировать ряд промежуточных выводов:
1) частицы ПК, диспергированные в теплоносителе контура охлаждения активной зоны реактора, имеют поверхностный заряд. Во всех режимах работы энергоблоков (ЭБ) в теплоносителе одновременно присутствуют как положительно, так и отрицательно заряженные ПК. В стационарном мощностном режиме работы энергоблока количество положительно заряженных форм ПК превышает количество отрицательно заряженных форм;
2) снижение мощности реактора, а также его останов приводят к резкому увеличению количества заряженных форм ПК (в основном, положительно заряженных форм). При увеличении мощности реактора наблюдается быстрое снижение общего количества ПК и, в первую очередь, положительно заряженных ПК;
3) появляющиеся при останове энергоблока в больших количествах положительно и отрицательно заряженные ПК имеют очень высокую удельную активность, что свидетельствует о том, что значительная масса ПК находится в процессе работы энергоблока на поверхности тепловыделяющих элементов;
4) на зарядовые характеристики ПК большое влияние оказывает находящийся в теплоносителе борат-ион - с увеличением его концентрации в теплоносителе количество отрицательно заряженных форм ПК приближается к количеству положительно заряженных форм, а в некоторых случаях может количественно превосходить их;
5) оценка вклада электромиграционного механизма в общий процесс формирования отложений ПК на внутриконтурных поверхностях и снятия отложившихся ПК с внутриконтурных поверхностей указывает, что доля его участия в указанных процессах весьма значительна на всех этапах эксплуатации энергоблока.
Перешедшие в теплоноситель активированные ПК и связанные с ними радионуклиды - продукты деления ядерного топлива могут переноситься по контуру, осаждаться на удаленных от реактора внутриконтурных поверхностях и создавать поля интенсивного гамма-излучения, что резко ухудшает радиационную обстановку на энергоблоке.
Для предотвращения этого было предложено выводить указанные радионуклиды и ПК на штатных ионообменных системах очистки теплоносителя (на ионитных фильтрах спецводоочистки СВО-1). Дополнительно проведенные исследования позволили выявить оптимальный режим подготовки СВО-1 к работе в условиях проведения останова реактора с достижением максимальной эффективности удержания различных зарядных форм ПК ионит-ными фильтрами. Была показана необходимость обязательного включения анионитного фильтра в состав работающей СВО-1, что позволило эффективно удалять отрицательно заряженные продукты коррозии и предотвращать «залповый» сброс продуктов коррозии из катионит-ного фильтра в теплоноситель при проведении водообмена в контуре.
Выполненный комплекс исследований позволил обосновать возможность проведения безреагентной дезактивации, безреагентного вывода радионуклидов из реакторного контура в период планового останова энергоблока в рамках действующего технологического регламента эксплуатации энергоблока. Ключевыми моментами такой дезактивации являются:
- снижение темпов расхолаживания реактора с длительным удержанием температуры теплоносителя в интервале 140-180°С и выдержкой паузы при проведении водообмена в момент достижения максимальной концентрации продуктов коррозии в теплоносителе;
- максимально долгое включение штатной системы СВО-1 в полном составе в период останова энергоблока. После окончания расхолаживания реакторной установки в работе оставлены четыре из восьми главных циркуляционных насосов для обеспечения номинального расхода теплоносителя (не менее 20 т/ч) на установке СВО-1. Т.о. очистка теплоносителя продолжалась, когда ЭБ находился в проектном состоянии «холодный останов». После работы в таком режиме в течение суток установка СВО-1 отключалась для проведения регенерации фильтров и взрыхления, после чего была возвращена в работу без анионитного фильтра в целях исключения нарушения водно-химического режима по концентрации борной кислоты. Очистка теплоносителя продолжалась на протяжении последующих двух суток, при этом реакторная установка находилась в состоянии «холодный останов».
Процедура снятия активированных ПК и других радионуклидных загрязнителей с внутриконтурных поверхностей в период останова реактора и максимально полный вывод их системами очистки может рассматриваться как технология безреагентной дезактивации реакторного контура. При проведении останова энергоблока
по штатной, общепринятой схеме, радиоактивное загрязнение внутриконтурных поверхностей устанавливается на значительно более высоком уровне.
Разработанная технология впервые была реализована на Кольской АЭС в 2003 г. при останове энергоблока №2 перед проведением планово-
предупредительного ремонта (ППР-2003).
Эффективность проведения дезактивации оценивалась по мощности эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения в 18 контрольных точках реакторного контура, расположение которых показано на рисунке 2.
излучения от главного циркуляционного контура в периоды проведения ППР на энергоблоке № 2 Кольской АЭС
Рисунок 3. Радиационная обстановка в главном циркуляционном контуре (петля 2) энергоблока №2 Кольской АЭС при проведении ППР-2002 и ППР-2003.
На рисунке 3 приведена типичная картина распределения значений МЭД гамма- излучения для ряда контрольных точек в период планово-предупредительных ремонтов энергоблока №2 Кольской АЭС в 2002 году (ППР-2002) и в 2003 году (ППР-2003). Останов энергоблока перед выполнением ППР-2002 осуществлялся по «штатной» технологии без проведения безреагентной дезактивации.
Сравнение значений МЭД, полученных для всех указанных выше контрольных точек, показывает, что при проведении безреагентной дезактивации достигаются уровни загрязнения внутриконтурных поверхностей от 1,8 до 20 раз ниже по сравнению с уровнями, устанавливающимися при штатном останове энергоблока. В последнем случае снижение загрязненности до полученных при без-реагентной дезактивации уровней может быть достигнуто только путем проведения растворной дезактивации контура или его частей на остановленном блоке.
Разработанная технология безреагентной дезактивации реакторного контура широко применяется при эксплуатации Кольской АЭС. Накопленный опыт может быть использован на других АЭС с однотипными ядерными реакторами.
Выводы
1. На основе результатов исследования зарядовых характеристик ПК, взаимодействия заряженных ПК с внутриконтурными поверхностями и фильтрационными загрузками штатных ионитных фильтров, разработана технология безреагентной дезактивации первого контура энергоблоков с реакторами типа ВВЭР.
2. Разработанная безреагентная дезактивация первого контура энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, осуществляемая при выводе энергоблоков на плановый ремонт, реализована на Кольской АЭС. Опыт проведения дезактивации показал следующее:
- количество удаляемых из контура радионуклидов сопоставимо с количеством радионуклидов, выводимых из контура или из отдельных его частей в процессе проведения типовой химической дезактивации;
- количество образующихся жидких радиоактивных отходов сокращается по сравнению с химической дезактивацией в десятки раз. Новая технология не предусматривает использования каких-либо химических реагентов для проведения дезактивации, что значительно сокращает расходы, связанные с переработкой образующихся ЖРО;
- применение разработанной технологии существенно уменьшает продолжительность выхода энергоблока на мощность в связи с более быстрым достижением нормируемых показателей качества теплоносителя при пуске энергоблока.
Литература
1. Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и воднохимического режима АЭС. СПб.: СИНТО, 1996. 264 с.
2. Ларин Б.М, Гостьков В.В.. Щебнев В.С., [и др.] Повышение эксплуатационной надежности и радиационной безопасности АЭС средствами ВХР. Иваново: ИГЭУ, 2005. 192 с.
3. Мамет В.А., Мартынова О.И. Процессы «хайд-аут» (местного концентрирования) примесей котловой воды парогенераторов АЭС и их влияние на надежность работы оборудования // Теплоэнергетика. 1993. № 7. С. 2-7.
4. Юрманов В.А., Амосов М. М., Мамет В.А. Воднохимический режим реакторов ВВЭР в периоды остановов энергоблоков // Теплоэнергетика. 1996. № 8. С. 7-16.
5. Брусаков В.П. Закономерности выделения веществ на телопередающих поверхностях под действием термоэлектрических эффектов // Атом. Энергия. 1971. Т. 30. Вып.1. С. 10-14.
6. Брусаков В.П, Седов В.М, Рыбальченко И.Л. [и др.] Закономерности поведения продуктов коррозии в контурах АЭС: межвуз. сб. науч. тр. Исследования по химии, технологии и применению радиоактивных веществ / ЛТИ им. Ленсовета. Л.: Изд-во ЛТИ им. Ленсовета, 1979. С. 32-42.
