Стартовая >> Архив >> Генерация >> Атомные электрические станции и их оборудование

Активация и дезактивация - Атомные электрические станции и их оборудование

Оглавление
Атомные электрические станции и их оборудование
Выработка, распределение и потребление энергии
Типы АЭС и их технологическое оборудование
Тепловая и общая экономичность АЭС
Баланс теплоты и показатели экономичности АЭС
Регенеративный подогрев питательной воды
Конструкции регенеративных подогревателей
Деаэрационно-питательные установки
Питательные установки
Испарительные установки
Схемы включения испарителей в тепловую схему АЭС
Конденсационные установки
Теплотехнические схемы конденсаторов
Конструкция и выбор конденсаторов
Системы технического водоснабжения
Типы и принцип работы охладителей оборотных систем технического водоснабжения
Баланс теплоносителя и рабочего тела
Реакторные установки
Характеристика основного оборудования реакторных контуров
Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности
Системы аварийного охлаждения
Парогенераторные установки
Парогенераторы на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Турбинные установки
Теплофикационные установки
Активация и дезактивация
Вентиляционные установки
Технологический транспорт
Водно-химические режимы и физико-химические процессы
Генеральный план и компоновки
Компоновка главного корпуса АЭС
Трубопроводы
Редукционные установки, арматура трубопроводов
Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем
АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Режимы работы АЭС
Схемы регулирования мощности энергоблоков
Вопросы для самопроверки, список рекомендуемой литературы

Глава четырнадцатая
АКТИВАЦИЯ И ДЕЗАКТИВАЦИЯ НА АЭС

Причины радиоактивных загрязнений

Оборудование одноконтурных и первого контура двухконтурных АЭС работает в условиях наличия радиоактивности. Это приводит к радиоактивным загрязнениям как внутренних поверхностей оборудования, так и поверхности помещений, где оно расположено. Основным источником радиоактивного загрязнения являются продукты коррозии и эрозии, газы, дефекты в твэлах. Радиоактивные продукты коррозии появляются как за счет коррозии конструкционных и реакторных материалов, находящихся в активной зоне реактора, так и за счет продуктов коррозии контура циркуляции при выпадении их в теплоноситель и прохождении через активную зону. В гл. 17 приведены типы реакций, происходящих в активной зоне, реакции при прохождении продуктов коррозии через активную зону.
Продукты коррозии могут оседать на поверхностях контура циркуляции различными путями: механическое осаждение, сорбция, диффузия и химические взаимодействия.
Механические отложения образуются, как правило, в местах с вялой циркуляцией теплоносителя и застойных зонах. Механические отложения можно предотвратить путем конструирования контура циркуляции без застойных зон с применением скоростей теплоносителя, предотвращающих отложения, а также за счет правильной организации водно-химического режима, когда большая часть продуктов коррозии находится в растворенном состоянии, а не в виде шлама.
Наиболее трудно удаляемыми являются отложения, образующиеся в результате сорбционно-диффузионных процессов и химического взаимодействия. Радиоактивные нуклиды при этом внедрены в окисную пленку и удаление их с поверхности связано с удалением окисной пленки.
В процессе работы реактора радиоактивность теплоносителя определяется в основном газовой радиоактивностью азота-16, кислорода-19, азота-13 и других. Газовая радиоактивность является короткоживущей и после останова реактора быстро спадает и радиоактивность оборудования в основном определяется отложениями продуктов коррозии. Таким образом, в процессе работы АЭС  образуются твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы, требующие перед удалением их со станции дезактивации.
Под дезактивацией понимают удаление и обезвреживание радиоактивных отходов.
В качестве основной характеристики эффективности дезактивации принят коэффициент дезактивации
К =АИ/АК,      (14.1)
где Ае — начальная активность дезактивируемого объекта; Ак — конечная его активность.

Дезактивация оборудования от твердых радиоактивных отложений

Дезактивация твердых радиоактивных отложений связана, в первую очередь, с удалением из контура отложений радиоактивных продуктов коррозии. Опыт эксплуатации АЭС показывает, что радиоактивные нуклиды продуктов коррозии, попадающие в теплоноситель, разносятся по контуру и 40—50% из них в результате сорбционно-диффузионных процессов внедряются в окисную пленку на поверхностях оборудования и трубопроводов, около 40 % их откладывается механически в местах с малыми скоростями теплоносителя и в застойных зонах (щелях, тупиковых участках и т. д.) и небольшая часть, 10—20 %, выносится из контура с продувочной водой и организованными и неорганизованными протечками.
Приходится дезактивировать также съемное оборудование перед ремонтом, инструменты, спецодежду. Периодической дезактивации подлежат также поверхности помещений, где располагается ремонтное оборудование, имеющие радиоактивность в результате попадания на них радиоактивной пыли или аэрозолей.
Дезактивация оборудования в сборе — это всегда процесс химической очистки оборудования с применением реагентов. Дезактивации может подвергаться как весь контур, так и отдельные его части. Циркуляция отмывочного раствора осуществляется специальными насосами.
Для дезактивации съемного оборудования (задвижки, насосы и др.), инструментов используются специальные ванны. Для удаления окисных пленок с дезактивируемого оборудования необходимо применять реагенты с реализацией окислительно-восстановительных реакций. Для этого поверхности попеременно обрабатываются щелочными и кислотными растворами с применением водных промывок после каждого этапа. Применяемые реагенты зависят от состава удаляемых отложений и конструкционного материала, на котором они отложились. Для дезактивации с использованием аустенитных нержавеющих сталей нельзя применять реагенты, содержащие хлориды, например, соляную кислоту. Хлор-ион вызывает коррозионное растрескивание аустенитных сталей. Дезактивация обычно проводится в несколько циклов. Наиболее распространенной является технология дезактивации с применением на первом этапе 2—4 % едкого кали (КОН) с 0,2— 0,4 % перманганата калия (KMnO4) и по 0,5—1 % щавелевой кислоты (Н2С2О4) с добавками лимонной кислоты на втором этапе. Время дезактивации—1—3 ч при температуре раствора 85— 100 °С. В последние годы для дезактивации широкое применение находят композиции с комплексонами, например, соли этилендиаминтетрауксусной кислоты и лимонная кислота. Для дезактивации больших поверхностей (баков, стен помещений и др.) применяют пароэмульсионный метод. В качестве дезактивирующего раствора используют щавелевую кислоту концентрацией 20 г/кг, поверхностно-активное вещество ОП-7 концентрацией 5 г/кг и гексафосфат натрия 5 г/кг. Раствор в виде паровой эмульсии наносится на стенки с помощью специальных пистолетов, к которым подводится пар с давлением 0,8—1,2 МПа.
Вышедшее из строя высокоактивное оборудование, инструмент и спецодежда, дезактивацию которой проводить нецелесообразно, обезвреживают путем захоронения. Перед захоронением необходимо максимально уменьшить их объем. Захоронение идет в специальных хранилищах.
Дезактивационные растворы после дезактивации являются жидкими радиоактивными отходами и, в свою очередь, требуют их дезактивации.

Дезактивация жидких радиоактивных отходов

Жидкими радиоактивными отходами на АЭС являются: продувочные воды реактора, организованные и неорганизованные протечки теплоносителя реакторного контура, вода бассейнов выдержки и перегрузки, дренажи, трапные и обмывочные воды, дезактивационные растворы, воды прачечных и душевых, продувочная вода парогенераторов. Жидкие радиоактивные отходы подразделяются на высокоактивные (с активностью выше 10~4 Ки/л) и слабоактивные (менее 10-4 Ки/л).
Схема дезактивации и хранения жидких радиоактивных отходов
Рис 14.1. Схема дезактивации и хранения жидких радиоактивных отходов:
1 — подвод воды к рабочей установке; 2 — подвод воды к резервной установке; 3 — выпарной аппарат, 4 — подогреватель, 5 — подвод сжатого воздуха; 6 — доупариватель, 7 —  сброс кубового остатка в ХЖО; 8 — дегазатор; 9 — насос; 10 — охладитель; 11 —  подвод воды для выгрузки фильтрующих материалов; 12, 13, 14 — механический, катнонитный и анионитный фильтры, 15 — контрольный бак, 16 — перекачивающий насос, 17  — линия от резервной установки, 18 — в бак чистого конденсата (БЧК); 19 — линия сброса сорбентов в ХЖО, 20 — бак хранения жидких отходов; 21 — резервный бак ХЖО; 22 — бак хранения фильтрующих материалов; 23 — вакуумная емкость; 24 — подвод к вакуумному насосу; 25 — трубопроводы подвода и отвода газа; 26 — линия к бакам трапных вод

Существует много способов обезвреживания жидких радиоактивных отходов. Наибольшее распространение получили метод ионного обмена и термический метод (упаривание). Дезактивация жидких радиоактивных отходов опирается на два основных принципа: раздельная дезактивация вод, различающихся по радиоактивности и физико-химическим показателям, и возможно полный возврат очищенных вод в цикл АЭС. Очистка продувочных вод реакторов и парогенераторов осуществляется на ионно-обменных фильтрах с полным возвратом очищенной воды в цикл (см. гл. 17). Эти установки более компактны и проще в эксплуатации по сравнению с выпарными аппаратами. Выпарные аппараты дают наиболее высокий коэффициент очистки, но для их работы требуется постоянный расход пара из отборов турбины. Это является прямой энергетической потерей для цикла. Для уменьшения расхода пара на выпарные аппараты их выполняют многоступенчатыми, что значительно осложняет обстановку. По этой причине выпарные аппараты для очистки продувочных вод не применяются.
Жидкие радиоактивные отходы протечек, дренажей, трапных и обмывочных вод и другие собираются в баках «грязного» конденсата. Для их обработки используются одноступенчатые выпарные аппараты с дополнительной очисткой полученного конденсата на ионообменных фильтрах. На рис. 14.1 представлена схема дезактивации жидких радиоактивных отходов с применением выпарного аппарата и связь его с хранилищем жидких и твердых радиоактивных отходов («могильником»).
Вода из бака «грязного» конденсата 1 (на вторую параллельную установку по линии 2) подается в основной корпус выпарного аппарата 3. За счет подвода греющего пара в подогреватель 4 происходит парообразование. Пар направляется в конденсатор 8 и далее насосом 9 через доохладитель 10 подается на ионообменную установку для доочистки, состоящей из механического фильтра 12, катионита 13 и анионита 14. Очищенный конденсат собирается в мерном баке 15, откуда насосом 16 по линии 18 направляется в бак «чистого» конденсата. Несконденсировавшиеся радиоактивные газы из конденсатора направляются на спецгазоочистку (СГО). Часть воды из основного корпуса испарительной установки 3 направляется в доупариватель 6, где за счет работы подогревателя 4 происходит доупаривание воды с доведением содержания примесей в концентрате (так называемом кубовом остатке) до 500—600 г/кг. Таким образом на захоронение подается небольшой объем жидких радиоактивных отходов. Из доупаривателя 6 с помощью сжатого воздуха 5 кубовый остаток направляется по трубопроводу 7 в бак хранилища жидких радиоактивных отходов (ХЖО) 20. Баков устанавливается два: один основной 20 и второй — резервный 21. После заполнения основного бака подача кубового остатка переключается на резервный.
Конструкция баков ХЖО выполняется по принципу бак в баке. Если происходит нарушение плотности основного внутреннего бака, то радиоактивные протечки поступают во второй бак, а оттуда с помощью вакуумной емкости 23 по линии 26 направляются на дезактивацию. При необходимости перекачки воды из бака 20 или 21 вакуумная емкость 23 подключается к вакуумному насосу 24. За счет разрежения вода поступает в емкость 23, а оттуда сжатым воздухом 5 выдавливается по линии 26 на дезактивацию.
Исчерпавшие свою обменную емкость сорбенты из фильтров 12, 13, 14 гидротранспортом 11 (с помощью подачи воды) по линии 19 направляются в бак хранения сорбентов 22. Для отделения фильтрующих материалов от воды в нижней части бака 22 имеется фильтрующий слой из песка и гравия. Прошедшая через фильтрующий слой вода с помощью вакуумной емкости 23 откачивается на дезактивацию по линии 26.
В ХЖО и баке хранения радиоактивных сорбентов в результате вторичных распадов образуются радиоактивные газы. Для их удаления надводные пространства баков 20, 21 и 22 вентилируются с помощью газа (обычно азота или воздуха) по линиям 25.
Хранилища ХЖО рассчитаны на 5 лет работы АЭС. Емкость баков 20 и 21 составляет по 500 м3, бака 22— 150 м3.

Схема битумирования кубового остатка
Рис. 14.2. Схема битумирования кубового остатка:
1 — подача кубового остатка; 2 — расходный бак кубового остатка; 3 — насосы подачи кубового остатка; 4 — электронагреватель; 5 — насос подачи смеси битума и кубового остатка; 6 — мешалка; 7 — насосы подачи расплавленного битума; 8 — плавитель битума; 9 — греющий пар

Рис. 14.3. Схема газгольдерной установки для выдержки газов:
I — из надводного пространства баков «грязного» конденсата; II — конденсат на дезактивацию; III — в систему непрерывной очистки; IV — в вентиляционную трубу; 1 — охладители; 2 — аэрозольные фильтры, 3 — компрессоры; 4 — газгольдеры

Захоронение жидких радиоактивных отходов представляет трудную проблему, при этом должно быть полностью исключено распространение радиоактивности в окружающую среду. Для упрощения хранения жидких радиоактивных отходов производят их отверждение. Для отверждения используют методы битумирования, цементирования,стеклования.
На рис. 14.2 представлена схема битумирования концентрированных жидких радиоактивных отходов. Концентрированный раствор кубового остатка (рис. 14.1) по линии 1 направляется в расходный бак 2, затем насосами 3 подается в битуматор. С помощью электронагревателей 4 поддерживается необходимая температура в битуматоре. В плавителе битума подогрев его производится за счет отборного пара 9. Смесь битума и кубового остатка насосами 5 подается в отвердитель, затем в виде блоков отправляется на длительное хранение.

Дезактивация газообразных радиоактивных отходов

Газообразные радиоактивные отходы появляются в результате работы систем вентиляции, особенно в период перегрузки реактора. Кроме того, на АЭС существует множество технологических сдувок из надводных пространств баков «грязного» конденсата, баков-барботеров, баков ХЖО и др. для удаления выделившихся из воды радиоактивных газов. Выбрасывать в атмосферу воздух, содержащий радиоактивные газы, в основном инертные газы и йод, запрещено, необходима их предварительная дезактивация. При выдержке радиоактивных газов в результате вторичных распадов образуются новые стабильные или нестабильные нуклиды, часто в виде аэрозолей.
Поэтому установки для дезактивации в своем составе должны содержать аэрозольные фильтры.
Применяют два способа дезактивации газов: выдержку их в емкостях — газгольдерах и очистку в адсорбционных установках. Для станций большой мощности применяют оба способа.
На рис. 14.3 приведена схема выдержки радиоактивных газов в газгольдерах. Радиоактивные газы по линии / поступают вначале в охладители 1 для конденсации паров, содержащихся в газовой среде. Конденсат этих паров по линии // направляется на дезактивацию, а газы проходят через аэрозольные фильтры 2 и далее компрессорами 3 направляются в газгольдеры 4 на выдержку. Давление в газгольдерах 0,8—1,0 МПа. Время выдержки газов в газгольдерах определяется временем распада 133Хе. После выдержки газы через аэрозольные фильтры 2 выбрасываются в вентиляционную трубу. Газгольдеры устанавливают с резервом (обычно два рабочих и два резервных).
Радиоактивные газы можно дезактивировать путем адсорбции их на твердых материалах. Для этого газы предварительно осушают, затем охлаждают до температуры 10—15°С и направляют в адсорбер. Адсорбер заполняется активированным углем СКТ в зернах. Чем ниже температура очищаемого газа, тем выше коэффициент очистки. Некоторые схемы очистки газов в адсорберах снабжаются холодильными машинами для более глубокого охлаждения газа (до —70 °С). Коэффициент очистки при этом возрастает в десятки раз.



 
« АСУ ТП энергоблока 500 МВт Рефтинской ГРЭС   АЭС с ВВЭР »
электрические сети