Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС). При химической дезактивации проводят двухванную окислительно-восстановительную обработку поверхностей оборудования водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданной температуре и времени. В первой ванне обработку поверхностей проводят водным раствором перманганата калия с уксусной и азотной кислотами. При этом начальная величина рН раствора от 1,0 до 2,5. Соотношение компонентов поддерживают в пределах от 1:9:1 до 1:1:9. После завершения окислительной обработки проводят разрушение избытка перманганата калия и осадков двуокиси марганца перекисью водорода. Во второй ванне обработку проводят водным раствором оксиэтилидендифосфоновой кислоты с гидразином. Соотношение компонентов составляет 1,0:0,25. При этом начальная величина рН раствора не менее 3,5. рН раствора корректируют аммиаком. Изобретение позволяет повысить эффективность дезактивации, снизить дозовые нагрузки на обслуживающий персонал АЭС, уменьшить количество образующихся жидких радиоактивных отходов. 2 з.п.ф-лы, 4 табл.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС).

При работе атомных электрических станций на внутренних поверхностях оборудования и трубопроводов первого контура реакторной установки (РУ) формируются пленки эксплуатационных радиоактивных отложений. Когда такие отложения образуются на поверхностях оборудования и трубопроводов, находящихся вне активной зоны реактора, они увеличивают дозовые нагрузки на обслуживающий персонал АЭС, выполняющий плановые профилактические и ремонтные работы. В связи с этим, в перечень мероприятий, направленных на соблюдение требований радиационной безопасности при эксплуатации АЭС, входит предварительная дезактивация оборудования, которая заключается в удалении радиоактивных отложений с его поверхностей.

Наиболее часто в отечественной и зарубежной практике дезактивации внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования РУ АЭС используются химические способы. Для растворения радиоактивных отложений разработаны многочисленные рецептуры растворов химических реагентов и технологии их применения [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.135, 183-186. 1982].

Известен способ снятия окалины с нержавеющей стали [United State Steel. Fabrication of USS stainless still. 2nd ed., p.83, 1956], который предусматривает кипячение деталей в растворе 20% едкого натра (NaOH) с 3% перманганата калия (KMnO4) и последующую обработку деталей в серной кислоте (H2SO4) или смеси плавиковой (HF) и азотной (HNO3) кислот при температуре 65°С. Для дезактивации реакторного оборудования в рассматриваемом способе минеральные кислоты были заменены на аммонийную соль лимонной кислоты. Этот способ, названный АРАС (щелочной перманганат с последующей обработкой цитратом аммония), и его различные модификации широко использовались в практике дезактивации оборудования АЭС [М.Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. №12, с.28, 1984].

Существенным недостатком этого способа является большое количество жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при промежуточных водных промывках дезактивируемого оборудования между щелочной и кислотной их обработкой и большие коррозионные потери металла оборудования.

Наиболее близким к заявляемому способу является двухванный способ химической дезактивации трубопроводов и оборудования РУ АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) [Ф.Я.Овчинникова. Нововоронежская АЭС. Справочно-информационные материалы. Воронеж. Центрально-черноземное книжное издательство, с.157, 1979], включающий:

- обработку внутренних поверхностей щелочным раствором перманганата калия, содержащим 30 г/кг КОН (NaOH) и от 2 до 5 г/кг KMnO4 (первая ванна);

- водную промывку;

- обработку внутренних поверхностей кислым раствором щавелевой кислоты (Н3С2O4) с азотной кислотой (HNO3), содержащим от 10 до 30 г/кг Н2С2O4 и 1 г/кг HNO3 или 10-30 г/кг Н2С2O4 и 1-3 г/кг Н2O2 (вторая ванна).

Дезактивация оборудования в каждой ванне проводится при температуре растворов 90-100°С в течение 1,5-2 часов при непрерывной циркуляции растворов. Чередование растворов (ванн) при дезактивации производится до получения удовлетворительных результатов.

Данные составы растворов, последовательность и параметры их применения рекомендованы для дезактивации оборудования АЭС «Правилами технологического проектирования атомных станций (с реакторами ВВЭР)» РД 210.006-90.

Этот способ принят нами в качестве прототипа. Недостатком способа-прототипа является низкая эффективность очистки трубопроводов и оборудования от эксплуатационных отложений, средний коэффициент дезактивации (Кд) за 1 цикл, включающий две ванны, составляет не более 9, [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.186. 1982], образование больших объемов ЖРО из-за необходимости проведения промежуточных водных промывок между щелочной и кислотной обработкой и вероятность образования и осаждения на поверхностях дезактивируемого оборудования вторичных труднорастворимых отложений оксалатов Fe2+.

Задачей настоящего изобретения является повышение эффективности двухванной дезактивации (коэффициента дезактивации - Кд) и, как следствие, снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал АЭС, уменьшение объемов образующихся ЖРО, исключение вероятности осаждения на поверхностях вторичных труднорастворимых оксалатов Fe2+.

Для достижения этого технического результата в способе, включающем двухванную окислительно-восстановительную обработку внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования РУ водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданной температуре и времени в начале окислительным раствором перманганата калия (первая ванна), а затем кислым раствором комплексона (вторая ванна) предлагается применять в первой ванне раствор перманганата калия с уксусной и азотной кислотами при весовом соотношении компонентов в растворе от 1:9:1 до 1:1:9, соответственно, и начальной величиной рН раствора в диапазоне от 1 до 2,5; во второй ванне предлагается использовать раствор оксиэтилидендифосфоновой (ОЭДФК) кислоты с гидразином при весовом соотношении компонентов 1:0,25, соответственно, и начальной величиной рН раствора не менее 3,5, корректируемой аммиаком.

Дополнительно предлагается на завершающей стадии обработки оборудования раствором первой ванны порционно вводить в раствор концентрированную перекись водорода до стабилизации в растворе концентрации марганца.

Предлагается также после слива из ванны отработанного кислого раствора пермангана калия не проводить промежуточную водную промывку.

Процесс дезактивации оборудования в растворе второй ванны предлагается заканчивать при стабилизации концентрации Fe, Cr и Ni в растворе при наличии в нем свободной оксиэтилидендифосфоновой кислоты.

Исходную концентрацию оксиэтилидендифосфоновой кислоты в растворе второй ванны предлагается определять на основании теоретической металлоемкости ОЭДФК, с учетом химического и количественного состава отложений.

Сущность заявляемого способа заключается в том, что в качестве окислительного раствора в первой ванне предлагается использовать уксусно-кислый раствор KMnO4 с добавкой HNO3, обработку оборудования раствором первой ванны завершать стадией осветления раствора перекисью водорода, а во второй ванне использовать раствор на основе ОЭДФК с гидразином (N2H4).

Выбор использования на первой стадии кислотного окислительного раствора перманганата калия основывается на литературных данных, согласно которым «кислые окислительные растворы могут оказаться более эффективными для дезактивации нержавеющей стали и сплавов титана» по сравнению с щелочными окислительными растворами. Одновременно с окислением в радиоактивных отложениях хрома трехвалентного до хрома шестивалентного, что является основной сутью окислительных обработок, происходит растворение части окислов железа [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике, М.: Энергоатомиздат, с.134. 1982].

В качестве кислотного окислительного раствора в практике дезактивации предложен азотно-кислый раствор перманганата калия. Оптимальная величина рН данных растворов для окисления Cr3+ в Cr6+ обоснована разными авторами: [Е.В.Захарова, В.И.Казарин, Г.И.Мешкова. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС. Атомная энергия, т.79, вып.1, с.71-74, 1995] - величиной 1,0; [М Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. №12, с.28] - величиной 2,5.

В заявляемом способе предлагается использовать уксусно-кислый раствор перманганата калия с добавкой HNO3. Положительным моментом использования уксусно-кислого раствора KMnO4 является то, что предлагаемая рецептура универсальна и позволяет за счет применения в рецептуре СН3СООН регулировать величину рН растворов в оптимальном диапазоне 1,0-2,5, что невозможно в случае использования окислительных растворов KMnO4 с азотной кислотой. Растворы KMnO4 с концентрацией HNO3 более 10 г/кг имеют рН менее 1,0, а при рН 2,5 содержание HNO3 в растворе не превышает 0,5 г/кг. Кроме того, экспериментально установлено (см. таблицу 1), что в растворах предлагаемого состава KMnO4 менее подвержен термокаталитическому разложению, что дает возможность увеличить время («время жизни» KMnO4 в растворе) окислительной обработки и за счет этого повысить эффективность извлечения хрома из отложений. Преимуществом является и то, что применение в рецептуре в качестве основного компонента СН3СООН, обладающей комплексообразующими свойствами [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.126. 1982], позволяет повысить эффективность извлечения из отложений и перевода в раствор не только хрома, но и других металлов (Fe, Ni, Co), входящих в состав отложений, а использование в рецептуре раствора в качестве добавки HNO3 дает возможность не только провести необходимую корректировку рН уксусно-кислого раствора, но и предотвратить вероятность образования и осаждения на поверхностях очищаемого оборудования вторичных отложений ацетатов металлов. Рекомендуемый диапазон рН раствора обосновывается тем, что в кислых растворах KMnO4 аустенитная сталь обладает высокой коррозионной стойкостью и не ограничивает время окислительной стадии обработки [Е.В.Захарова, В.И.Казарин, Г.Н.Мешкова. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС. Атомная энергия, т.79, вып.1, с.71-74, 1995], [М. Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. №12, с.28, 1984].

Предлагаемая для разрушения избытка КМпО4 и растворения вторичных отложений MnO2 дополнительная стадия осветления раствора в первой ванне перекисью водорода обосновывается тем, что Н2O2 является бессолевой добавкой с величиной рН раствора, близкой к нейтральной, что позволяет без существенного увеличения объема раствора в первой ванне снизить общее солесодержание отработанных растворов (ЖРО), образующихся в цикле дезактивации. Положительным моментом является также то, что при применении Н2O2 на стадии окислительной обработки поверхностей повышаются не только кинетические характеристики процесса разрушения избытка KMnO4 и растворения вторичных отложений двуокиси марганца (MnO2), но и эффективность окисления в отложениях Cr3+ до Cr6+ активным молекулярным и атомарным кислородом, образующимся в растворе в результате химических реакций взаимодействия Н2O2 с перманганатом калия и двуокисью марганца [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, том 2. Мир. Москва, 1971, с.430] и частичного каталитического распада самой перекиси водорода до атомарного кислорода [Б.В.Некрасов. Основы общей химии. T.1, Химия, Москва, с.150, 1965]. Кроме того, в результате химико-каталитического разрушения Н2O2 с образованием газообразного кислорода в очищаемой системе: раствор - пленки эксплуатационных отложений - поверхность металла - реализуется режим интенсивного пристеночного перемешивания («кипения») раствора, что активизирует процесс захвата раствором продуктов коррозии, в том числе Со58, с поверхностей очищаемого оборудования [Патент. Япония. №62-22119, публикация от 15.05.87 №6-553 в журнале «Изобретения стран мира»] и повышает эффективность дезактивации.

Экспериментально установлено, что применение перекиси водорода после обработки поверхностей оборудования растворами первой ванны позволяет полностью разрушить избыток KMnO4 в растворе и осадки образовавшегося MnO2. Реакция Н2O2 с KMnO4 и MnO2 происходит быстро с образованием кислорода как в объеме раствора, так и на поверхностях. Необходимое количество перекиси водорода при проведении осветляющей стадии в первой ванне определяется по стабилизации концентрации марганца в растворе, причем его количество в растворе должно соответствовать количеству марганца, введенного в раствор в составе KMnO4.

Выбор использования на второй кислотной стадии обработки в качестве комплексона оксиэтилидендифосфоновой кислоты (ОЭДФК) обосновывается значительными преимуществами ее применения при химических промывках от окислов железа и дезактивации, отмеченными в литературе [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.134. 1982], [Н.М.Дятлова, В.Я.Темкина, К.И.Попов. Комплексоны и комплексонаты металлов. М.: Химия, с.204-212]. ОЭДФК образует более устойчивые комплексные соединения практически со всеми элементами, входящими в состав эксплуатационных радиоактивных отложений ВВЭР по сравнению со щавелевой кислотой, Отмеченным недостатком ОЭДФК при растворении железооксидных отложений является возможность образования и выпадения на поверхностях вторичных трудно растворимых осадков ОЭДФ-катов Fe3+ при достижении в растворах предельной, близкой к теоретической, концентрации железа в растворе [Аналитический обзор. Применение комплексонов в энергетике для отмывки оборудования. Москва, с.83, 1990., Н.И.Шадрин и др. Применение фосфорорганических комплексонов для отмывки теплоэнергетического оборудования. Второе всесоюзное совещание по химии и применению комплексонов и комплексонатов металлов. Тезисы докладов. Москва, с.137, 1983].

В заявляемом способе в растворы ОЭДФК дополнительно вводится гидразин при соотношении 1:0,25 и величине рН, регулируемой аммиаком, не менее 3,5, что позволяет полностью исключить возможность образования осадков в растворах и на поверхностях оборудования и, в конечном итоге, повысить эффективность процесса химической очистки и дезактивации. Результаты экспериментов по определению железоемкости и кинетики растворения природного магнетита в растворах Н2С2О4 с HNO3 (прототип) и ОЭДФК с N2H4 (предлагаемый способ), которые приведены в таблице 2, полностью подтвердили указанные известные недостатки применения растворов на основе Н3С2O4 и ОЭДФК при проведении химических промывок и дезактивации теплоэнергетического оборудования АЭС и преимущества использования растворов ОЭДФК с гидразином.

Кроме того, нами установлено, что скорость растворения магнетита в сопоставимых условиях эксперимента в растворах предлагаемого состава выше, чем в растворах Н2С2O4 с H2O2 и ОЭДФК без гидразина (смотри таблицу 2).

Предлагаемый способ дезактивации оборудования может быть реализован на АЭС с ВВЭР без изменения схемных решений, заложенных в рабочие программы и методики дезактивации с учетом предлагаемого изменения составов растворов и режимов их применения.

Пример осуществления заявляемого способа.

Проводили химическую дезактивацию образцов-свидетелей теплообменных труб (ТОТ), вырезанных из парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС в статических условиях при периодическом взбалтывании растворов в стеклянных колбах, снабженных обратными холодильниками. Химический состав отложений на образцах ТОТ со стороны первого контура приведен в таблице 3. Обработку образцов в первой ванне, предназначенной для окисления Cr3+ в Cr6+, проводили в течение 2,5 часов при температуре 95±1°C окислительными растворами состава:

заявляемый способспособ-прототип
KMnO4 5 г/кгKMnO4 5 г/кг
СН3СООН 30 г/кгNaOH 30 г/кг
HNO3 10 г/кгрН 12,1
рН 1,2

После завершения окислительной стадии обработки образца-свидетеля ТОТ в растворе первой ванны (способ-прототип) и слива отработанного раствора из колбы образец в колбе дважды промывали дистиллятом, измеряли его радиоактивность и определяли Кд.

В отработанный окислительный раствор первой ванны с образцом-свидетелем ТОТ (заявляемый способ) в колбу каплями вводили концентрированную перекись водорода до полного осветления раствора и растворения MnO2 (суммарно было введено около 0,15 мл Н2О2), после чего раствор из колбы сливали и измеряли радиоактивность образца и определяли Кд.

Последующую обработку образцов-свидетелей (вторая ванна) проводили в течение 6 часов при температуре 95±1°С с периодическим измерением радиоактивности образцов и определением Кд восстановительными растворами состава:

заявляемый способ:способ-прототип:
ОЭДФК 20 г/кгН2С2O4 20 г/кг
N2H4 5 г/кгHNO3 10 г/кг
рН 3,7рН 2,1

Результаты сравнительных экспериментов по дезактивации образцов - свидетелей ТОТ парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС, приведенные в таблице 4, свидетельствуют, что предлагаемый способ дезактивации оборудования РУ АЭС в сравнении с прототипом обладает существенными преимуществами: повышает эффективность дезактивации (повышает Кд), что снижает дозовые нагрузки на обслуживающий персонал АЭС и, как минимум, в два раза уменьшает количество образующихся за один цикл дезактивации ЖРО.

1. Способ химической дезактивации оборудования и трубопроводов атомных электрических станций, включающий двухванную окислительно-восстановительную обработку поверхностей оборудования водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданных температуре и времени в первой ванне - окислительным раствором перманганата калия, а затем во второй ванне - кислым раствором комплексона, отличающийся тем, что в первой ванне обработку поверхностей проводят водным раствором перманганата калия с уксусной и азотной кислотами при весовом соотношении компонентов от 1:9:1 до 1:1:9 соответственно и начальной величине рН раствора от 1,0 до 2,5; после завершения обработки поверхностей оборудования в первой ванне в раствор ванны вводят порциями концентрированную перекись водорода до стабилизации в растворе концентрации марганца; во второй ванне обработку проводят водным раствором оксиэтилидендифосфоновой кислоты с гидразином при весовом соотношении компонентов 1,0:0,25 соответственно и начальной величине рН раствора не менее 3,5, которую корректируют аммиаком.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что обработку поверхностей оборудования раствором второй ванны заканчивают при стабилизации концентраций Fe, Cr и Ni в растворе при наличии в нем свободной оксиэтилидендифосфоновой кислоты.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что исходную концентрацию оксиэтилидендифосфоновой кислоты в растворе второй ванны определяют на основании теоретической металлоемкости комплексона с учетом химического состава и количества отложений на поверхностях оборудования.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области дезактивации. .

Изобретение относится к области переработки отходов атомной промышленности, преимущественно твердых металлических и горючих. .
Изобретение относится к способу дезактивации твердых йодных фильтров, используемых в атомной промышленности. .

Изобретение относится к области охраны окружающей среды. .

Изобретение относится к области атомной техники. .
Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами. .

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области переработки биологически опасных отходов. .
Изобретение относится к переработке выработавшего ресурс радиоактивно загрязненного оборудования с использованием продуктов переработки в народном хозяйстве. .

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. .
Изобретение относится к полимерной композиции для фиксации радионуклидов, в том числе 133Ва, 134Eu и 36Cl, которая может быть использована в ядерной технике с целью недопущения их выхода в окружающую среду с последующим ее заражением.

Изобретение относится к области металлургии, в частности гидрометаллургическим способам переработки и дезактивации радиоактивных отходов редкометального производства.

Изобретение относится к композиции, позволяющей получение гелеобразной водной пены, способной деконтаминировать, очищать и обезжиривать радиоактивную поверхность.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к дезактивации грунтов, почв и техногенных объектов, и предназначено для очистки грунтов от радионуклидов цезия, стронция, кобальта.

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.

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 способам переработки материалов, содержащих диоксид урана, и может быть использовано для извлечения урана из отработанного ядерного топлива, а также отходов металлургических и механических операций производства изделий из диоксида урана
Наверх