Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем. В способе дезактивации проводят обработку внутренних поверхностей оборудования первого контура ядерного реактора химическими реагентами, измеряют удельную активность реперных радионуклидов (РН) в трех последовательно отобранных пробах дезактивирующего раствора (ДР) и по формуле вычисляют величину k, зависящую от значений трех последовательно выполненных измерений удельной активности РН и числа рН. Проводят сравнение величины k с α, которую для трех последовательных измерений рассчитывают по формуле, учитывающей относительную погрешность измерения удельной активности РН в ДР (в относительных единицах). При достижении условия k≤α дальнейшую циркуляцию ДР и определение величины k прекращают и начинают вытеснение ДР из контура. Изобретение направлено на сокращение времени процесса дезактивации, максимальное удаление «рыхлых» коррозионных отложений, обеспечение минимального растворения «плотной» защитной оксидной пленки и конструкционных материалов. 3 табл.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем.

Известны способы дезактивации, в которых процесс удаления «рыхлых» коррозионных отложений, содержащих основное количество радиоактивных нуклидов, с внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора сводится к их растворению составами на основе органических и минеральных кислот [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Под ред. В.М.Седова. - М., Энергоиздат, 1982., с.119-136, 158-163; В.М.Седов и др. Дезактивация АЭС. - Атомная энергия, 1988, т.65, вып.6, с.399; патент RU №2126182, Бюл. №4, 1999]. В процессе дезактивации при растворении и удалении отложений с поверхностей происходит увеличение активности радионуклидов в дезактивирующем растворе до максимальных значений.

Недостатком известных способов [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Под ред. В.М.Седова. - М., Энергоиздат, 1982., с.119-136, 158-163; В.М.Седов и др. Дезактивация АЭС. - Атомная энергия, 1988, т.65, вып.6, с.399; патент RU №2126182, Бюл. №4, 1999] является отсутствие объективного критерия, по которому можно судить о том, что процесс растворения «рыхлых» коррозионных отложений на поверхностях оборудования завершен. Поэтому циркуляция химических реагентов по контуру продолжается, как правило, 5-7 суток, что типично для способа наиболее близкого к заявленному и являющемуся прототипом [В.М.Симановский и др. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при их выводе из эксплуатации. - Теплоэнергетика, 1999, №10, с.53]. Негативными последствиями такого ведения процесса при практической реализации, например, на энергоблоках с реактором РБМК-1000 являются:

- образование малорастворимых соединений, в первую очередь, оксалатов двухвалентного железа, выпадающих в осадок;

- растворение плотной защитной оксидной пленки;

- коррозия и растворение сталей, в первую очередь, перлитного класса;

- существенное увеличение времени проведения дезактивации.

Задача изобретения заключается в создании способа дезактивации, позволяющего максимально удалить «рыхлые» коррозионные отложения, обеспечить минимальное растворение плотной защитной оксидной пленки и конструкционных материалов и сократить время процесса дезактивации.

Для достижения этого результата в предложенном способе дезактивации внутренних поверхностей оборудования первого контура ядерного реактора, включающем обработку их химическими реагентами и измерение удельной активности определенных (реперных) радионуклидов в дезактивирующем растворе, согласно изобретению в процессе дезактивации по результатам трех последовательных измерений определяют величину k, равную:

,

где хi, xi+1, хi+2 - значения трех последовательно выполненных измерений удельной активности реперного нуклида;

j=1, ..., n; n - число реперных нуклидов.

Проводят сравнение величины k с α, которая для трех последовательных измерений равна:

,

где δ - относительная погрешность измерения удельной активности реперного нуклида в дезактивирующем растворе (в относительных единицах).

При достижении условия k≤α дальнейшую циркуляцию дезактивирующего раствора и определение величины k прекращают и начинают вытеснение дезактивирующего раствора из контура.

Данные признаки являются следствиями общих физико-химических закономерностей протекания внутриконтурных процессов при дезактивации оборудования [В.М.Красноперов, И.С.Орленков, Б.А.Гусев, A.M.Алешин. Оптимизация процессов дезактивации и промывок оборудования ядерных энергетических установок. Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок (выпуск 4), Материалы III Научно-технического совещания «Атомэнергоаналитика-2005» / Сб. научных трудов - СПб.: Менделеев, 2006, с.170-176]. Анализ экспериментальных данных показывает, что на кривой, отражающей изменение удельных активностей радионуклидов в дезактивирующем растворе при проведении дезактивации, можно выделить три участка: рост удельных активностей, сохранение их значений в пределах погрешностей измерений в течение некоторого времени, после чего наблюдается уменьшение удельных активностей. Такой характер изменения удельных активностей радионуклидов связан с тем, что после ввода в теплоноситель первого контура дезактивирующих растворов происходит два взаимопротивоположных процесса (как для любой обратимой химической реакции): растворение отложений с их переходом в раствор и осаждение продуктов коррозии из раствора на поверхностях контура. Когда скорость растворения превалирует над скоростью осаждения наблюдается рост значений удельных активностей. При равенстве указанных скоростей значения удельных активностей сохраняются неизменными - стационарное состояние или завершение дезактивации. Если скорость осаждения выше, чем скорость растворения, то значения удельных активностей уменьшаются. Из вышесказанного следует, что, во-первых, продолжать циркуляцию дезактивирующего раствора после выхода значений удельных активностей на стационарный уровень не имеет смысла; во-вторых, физически процесс завершения дезактивации естественно не зависит от того, с какой погрешностью будут измеряться значения удельных активностей реперных нуклидов.

Таким образом, при измерениях удельных активностей реперных нуклидов в дезактивирующем растворе, в общем случае, по каждому из радионуклидов формируется массив данных, отражающий эти процессы. Теоретически нетрудно показать, что для достоверной регистрации того или иного процесса достаточно выбрать любые три последовательные измерения и, используя известный из теории надежности принцип «два из трех», рассчитать величину k по приведенной формуле. Предположим для простоты, что величина δ≡0. Тогда, для одного реперного нуклида (n=1) получаем: k>2 - для участка возрастания активности; k=2 - критерий стационарности процесса; k<2 - уменьшение активности реперного нуклида в дезактивирующем растворе. Поскольку на практике δ≠0, для трех измерений, имеющих одинаковую погрешность, в качестве критерия стационарности процесса необходимо использовать велчину α, рассчитываемую по предлагаемой формуле. Очевидно, что в этом случае: на первом участке k>α, на втором - k=α, на третьем - k<α. Следовательно, выполнение условия k≤α свидетельствует, что процесс дезактивации завершен и для избежания негативных последствий, изложенных в заявке, а также с целью максимально возможного вывода радионуклидов из первого контура требуется прекратить циркуляцию дезактивирующего раствора и начать его вытеснение из первого контура.

Практическая реализация данного способа не вызывает затруднений, так как способ осуществляется на промышленном оборудовании АЭС.

В качестве примера реализации способа рассмотрим его использование на АЭС с РБМК-1000. Процесс кислотной дезактивации контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) заключается в циркуляции по контуру нагретого до ˜90°С раствора щавелевой кислоты и азотнокислого калия для удаления с поверхностей «рыхлых» отложений и удержания их в растворе [В.М.Симановский и др. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при их выводе из эксплуатации. Теплоэнергетика, 1999, №10, с.53]. При этом, с одной стороны, время кислотной дезактивации должно быть достаточно большим, чтобы растворить максимальное количество «рыхлых» отложений, а с другой стороны, как можно меньшим, чтобы исключить растворение конструкционных материалов. Кроме того, длительная циркуляция дезактивирующего раствора приводит к повторному осаждению радионуклидов на поверхностях конструкционных материалов и снижению эффективности процесса. Отсутствие объективного критерия завершения процесса приводит к неоправданному затягиванию кислотной дезактивации (так, например, кислотная дезактивация КМПЦ блока №3 по известному способу продолжалась ˜150 часов [В.М.Симановский и др. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при их выводе из эксплуатации. - Теплоэнергетика, 1999, №10, с.53]).

Экспериментальная проверка работоспособности предлагаемого способа дезактивации была осуществлена в процессе проведения химической дезактивации контура многократной принудительной циркуляции 3-го энергоблока Ленинградской АЭС.

В таблице 1 приведены значения удельных активностей реперных радионуклидов, измеренных в отобранных пробах дезактивирующего раствора, начиная от момента ввода в контур (τ=0) химических реагентов (растворов азотнокислого калия и щавелевой кислоты).

В таблице 2 - изменение во времени значений параметра k, рассчитанных на основании результатов измерений удельных активностей реперных нуклидов в пробах дезактивирующего раствора. Учитывая, что относительная погрешность γ-спектрометрических измерений для указанных радионуклидов в полученной области изменения их удельных активностей составляла 0.15, находим величину критерия α=2.35. Как показывает сопоставление значений k из таблицы 2 с величиной α, уже через 9-10 часов после начала кислотной дезактивации процесс растворения «рыхлых» поверхностных отложений можно считать завершенным.

В таблице 3 представлены сравнительные результаты дезактиваций КМПЦ 3-го энергоблока Ленинградской АЭС, выполненные по известному и предлагаемому способам.

Использование критерия позволило сократить время дезактивации с 120-170 ч до 10-12 ч, вывести из контура в 2,2 раза больше радионуклидов при почти в 3 раза меньшем количестве выведенного железа и сохранении величины усредненного коэффициента дезактивации оборудования.

По сравнению с известным предлагаемый способ позволяет оптимизировать время проведения процесса химической дезактивации оборудования контуров, максимально удалить «рыхлые» коррозионные отложения, минимизировать растворение оксидной пленки и, в конечном итоге, снизить затраты на осуществление процесса дезактивации и увеличить ресурс работы оборудования.

Таблица 1.
Результаты γ-спектрометрических измерений проб дезактивирующего раствора
τ, ч№ пробыА, Ku/кг
51Cr54Mn59Fe58Co60Co95Nb
014.2-71.2-72.8-78.4-89.4-89.8-8
0.3525.2-69.0-71.2-65.1-75.3-76.0-7
1.2537.7-63.2-62.1-61.5-62.6-6-
3.1043.3-59.7-61.3-59.0-61.3-51.8-5
5.5554.7-43.0-44.8-41.9-42.5-46.9-5
7.1066.5-46.7-45.7-42.8-43.3-48.0-5
8.2575.9-43.3-45.1-42.7-43.4-48.2-5
9.1585.9-43.2-44.6-42.7-43.2-47.7-5
10.0596.8-43.6-45.3-43.1-43.7-49.9-5
Таблица 2.
Изменение во времени значений k для реперных радионуклидов, полученных в процессе химической дезактивации
τ, ч№ пробыk, ед.
51Cr54Mn59Fe58Co60Co95Nb
12345678
01------
0.352------
1.25344.36.67.98.99.9-
3.10457.134.043.127.124.2-
5.55515.633.238.122.620.65.0
7.1062.32.72.12.52.32.2
8.2571.91.51.82.02.02.0
9.1582.22.12.22.12.12.2

Таблица 3.
Сравнительные результаты дезактиваций КМПЦ 3-го энергоблока Ленинградской АЭС, выполненные по известному и предлагаемому способам.
Способ дезактивацииВремя обработки, часКоличество выведенных радионуклидов, КиУсредненный коэффициент дезактивации оборудованияВыведено железа из контура в пересчете на гематит, Fe2O3, кг
Прототип150-17014302.8÷3.0900
Предлагаемый10-1232002.9÷3.2290

Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора, включающий их обработку растворами химических реагентов и измерение удельной активности реперных нуклидов в дезактивирующем растворе в процессе дезактивации, отличающийся тем, что по значениям трех последовательных измерений удельных активностей реперных нуклидов определяют величину k, равную

где xi, xi+1, xi+2 - значения трех последовательно выполненных измерений удельных активностей реперного нуклида;

j=1, 2, ..., n - число реперных нуклидов, проводят ее сравнение с величиной α, расчитываемой по формуле

где δ - относительная погрешность измерения в дезактивирующем растворе удельной активности реперного нуклида (в относительных единицах),

и при достижении условия k≤α циркуляцию дезактивирующего раствора и определение величины k прекращают и начинают вытеснение дезактивирующего раствора из контура.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к обработке материалов с радиоактивным заражением, а именно к способам удаления твердых радиоактивных отложений с металлических нерадиоактивных поверхностей, например нержавеющих сталей.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обработке твердых радиоактивных отходов, и может быть использовано в радиохимической технологии для переработки облученного ядерного топлива.
Изобретение относится к области экстракционного выделения металлов и может быть использовано при дезактивации и переработке радиоактивных отходов методом экстракции в сверхкритических или сжиженных газах.

Изобретение относится к атомной энергетике и радиохимической промышленности, в частности к способу локализации поверхностных радиоактивных загрязнений при проведении работ по ремонту и демонтажу оборудования, выводу из эксплуатации ядерных объектов.

Изобретение относится к области утилизации радиоактивных объектов и может быть использовано для временного хранения и транспортировки твердых радиоактивных отходов (ТРО).

Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным загрязнением, в частности с помощью лазера, и может быть использовано при дезактивации оборудования, поверхности которого загрязнены радионуклидами.

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой. .

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой. .
Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов из водных сред и может быть использовано для очистки сбросных растворов радиохимических производств, природных водных растворов от опасных радиоактивных загрязнителей путем их извлечения в сорбент.
Изобретение относится к способам очистки сточных вод атомных электростанций и может быть использовано для очистки сточных вод от радиоактивных примесей, например оксалатов и трилонатов железа и других металлов.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.
Изобретение относится к области переработки растворов (в том числе радиоактивных растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива), содержащих соли аммония, и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к способу обработки беспламенным горением радиоактивных углеродсодержащих отходов, например аварийного облученного реакторного графита, загрязненного просыпями облученного ядерного топлива, а также других углеродсодержащих радиоактивных отходов АЭС.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области подземного захоронения биологически опасных сточных вод (промстоков) различных предприятий, очистка и переработка которых затруднена, а сброс в открытые водоемы невозможен.

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к химической технологии неорганических веществ, и может быть использовано для обезвреживания, переработки отходов, образующихся при хлорировании лопаритовых концентратов - отработанного расплава солевого оросительного фильтра

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем

Наверх