Атомные электрические станции и их оборудование - Водно-химические режимы и физико-химические процессы

Глава семнадцатая
ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЕ РЕЖИМЫ И ФИЗИКОХИМИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ В СИСТЕМАХ АЭС

Задачи водно-химического режима

Водно-химический режим — это наиболее целесообразный комплекс эксплуатационных и конструкторских мероприятий, обеспечивающих оптимальные физико-химические характеристики теплоносителя и рабочего тела с целью повышения надежности и безопасности работы энергетического оборудования.
Практически это сводится к определению допустимого содержания примесей и их качественного состава в воде, т. е выбору норм и разработке комплекса мероприятий, обеспечивающих поддержание принятых норм.
Основыми задачами водного режима являются:
предотвращение или снижение до допустимого уровня коррозии конструкционных и реакторных материалов;
предотвращение образования отложений на поверхностях оборудования;
обеспечение надежной и экономичной работы АЭС.
Вопросы водного режима должны рассматриваться уже на стадии проектирования АЭС.
Водно-химический режим тесным образом связан с теплотехнической схемой АЭС, конструкциями отдельных ее элементов, выбором конструкционных и реакторных материалов.
Использование ядерного топлива в качестве источника выработки электроэнергии накладывает свой отпечаток на водный режим (рис. 17.1). Это, в первую очередь, выражается в наличии радиоактивности. Чем меньше примесей в теплоносителе, тем ниже его радиоактивность. Газовая радиоактивность определяется радиоактивностью газообразных продуктов деления, продуктов радиолиза воды и газов, образующихся в теплоносителе в результате ядерных реакций. Выход в теплоноситель газообразных осколков деления определяется герметичностью твэлов. Радиоактивность теплоносителя 10-1 Ки/л означает разгерметизацию около 1 % твэлов. Снижение продуктов радиолиза воды в ВВЭР достигается путем подавления радиолиза воды за счет дозировки аммиака или водорода. В РБМК радиолиз воды протекает более интенсивно, так как продукты радиолиза постоянно удаляются вместе с паром и подавление радиолиза невозможно. Газовая радиоактивность является короткоживущей и после останова реактора быстро спадает. В остановленном реакторе радиоактивность определяется радиоактивными нуклидами продуктов коррозии.

Рис. 17.1. Связь водно-химического режима с теплотехнической схемой АЭС, конструкциями ее элементов, выбором конструкционных материалов

Уменьшение количества продуктов коррозии в теплоносителе достигается применением наиболее коррозионно-стойких материалов (аустенитная нержавеющая сталь), и правильной организацией водно-химического режима (нормирование хлоридов, кислорода, значения pH и др.). Для снижения примесей, поступающих с подпиточной водой первоначального заполнения, применяется двух- или трехступенчатое химическое обессоливание исходной воды.
Наряду с продуктами коррозии в теплоноситель могут поступать и продукты эрозии, возникающие в результате механического  разрушения металла под действием высоких скоростей воды. По этой причине скорости теплоносителя должны быть определенными, не вызывающими разрушение конструкционных материалов. На рис. 17.2 и в табл. 17.1 показаны применяемые в СССР и за рубежом скорости теплоносителя в ВВЭР.

Таблица 17.1. Скорости теплоносителя в реакторах типа ВВЭР, м/с

 Другой особенностью водно-химического режима реакторов является наличие высоких удельных тепловых потоков в активной зоне реактора. Они значительно выше, чем на обычных ТЭС  и могут достигать до 2,5-106 кДж/(м2-ч). Присутствие примесей в теплоносителе, особенно в шламовой форме, приводит к выпадению их в отложения. Особенно опасно появление отложений на твэлах.
При диаметре твэла 9,1 мм (ВВЭР) перепад температур между центром твэла и теплоносителем составляет 1500—1600 °С. Появление отложений на поверхности оболочки твэла приводит к разному увеличению термического сопротивления, температура оболочки возрастает и может превысить допустимые значения, что приведет к разрушению твэла.

Рис 17 2 Распределение скоростей теплоносителя в ВВЭР

Появление отложений на других участках контура циркуляции (трубопроводах, арматуре и др.) приводит к протеканию местных видов коррозии под отложениями, что в значительной степени снижает надежность работы оборудования. Для уменьшения вероятности появления или полного исключения образования отложений необходимо поддерживать примеси в теплоносителе в растворенном состоянии и строго ниже нормируемого уровня. Контур циркуляции должен быть спроектирован таким образом, чтобы исключить тупиковые участки и места с вялой циркуляцией, являющиеся местами скопления отложений
Третьей особенностью водно-химического режима реакторов является наличие лишь конвективного теплообмена. Большое количество теплоты, отводимой теплоносителем из активной зоны реактора при конвективном теплообмене, вынуждает применять высокие скорости в реакторе и при передаче этой теплоты второму контуру — в трубках парогенераторов.
Последнее обстоятельство приводит к появлению в парогенераторах тесных, плотных трубных пучков труб. Наличие в воде шлама приводит к образованию отложений со стороны второго  контура.
Принятые величины расхода воды на очистку (продувка) парогенераторов 0,5 % Do не обеспечивают выводы примесей из контура, и для удаления образовавшихся отложений приходится проводить химические очистки поверхностей нагрева парогенераторов. Это увеличивает простой оборудования и недовыработку электроэнергии.

Водно-химический режим и физико-химические процессы в первом контуре ВВЭР

При облучении корпуса реактора в его металле могут образовываться нуклиды 58Со (71,3 сут), 60Со (5,25 лет). 5|Сг (27,8 сут), 54Мп (291 сут), 59Fe (45 сут) и др. В скобках указан период полураспада нуклидов. Аналогичные изотопы присутствуют в теплоносителе в результате коррозии уже облученных в реакторе материалов, а также за счет наведенной активности продуктов коррозии оборудования первого контура при прохождении вместе с теплоносителем через активную зону реактора.
По этой причине все оборудование первого контура и трубопроводы, контактирующие с теплоносителем, выполняются из коррозионно-стойких материалов: аустенитной нержавеющей стали, а оболочки твэлов и ТВС — из циркониевых сплавов.
Особенностью работы АЭС с ВВЭР является применение в первом контуре борного регулирования для подавления медленных эффектов реактивности, когда в теплоноситель вводится борная кислота, концентрация которой в процессе работы реактора изменяется. Введение борной кислоты приводит к снижению величины pH. Напомним, что величина pH является наиболее важной характеристикой водного режима реакторной установки. Значение pH = 7 отвечает нейтральной среде, рН<7 — кислой, pH >7 — щелочной среде. С увеличением значения pH воды коррозия большинства конструкционных материалов существенно снижается, а доля находящихся в растворенном состоянии продуктов коррозии возрастает, что способствует уменьшению отложения их на внутренних поверхностях оборудования первого контура.
Для повышения значения pH в первом контуре дозируют щелочь — КОН на отечественных и LiOH — на зарубежных АЭС. Дозирование NaOH должно быть исключено, так как натрий активируется и дает жесткое гамма-излучение.
При прохождении воды через активную зону реактора часть ее под действием излучения разлагается на водород, кислород и перекись водорода, т. е. происходит радиолиз воды:
(17.1)
Перекись водорода (Н2О2) является промежуточным элементом. Появление кислорода может привести к интенсификации коррозионных процессов в первом контуре. Кроме того, при обмене воды первого контура и в компенсаторе давления, в паровом объеме последнего может образовываться гремучая смесь (при определенной концентрации водорода и кислорода происходит взрыв). Из парового объема КД периодически происходит сбрасывание части парогазовой смеси в барботер (см. рис. 10.7), где радиоактивные газы над уровнем воды разбавляются азотом с последующей дезактивацией последнего. Контур циркуляции теплоносителя замкнут, происходит частичная реакция рекомбинации водорода и кислорода и скорость радиолиза снижается. Для ускорения этой реакции, т. е. для подавления радиолиза, в воду реактора дозируют водород (на зарубежных АЭС). На отечественных АЭС дозируют аммиак, который под действием излучения образует водород:
(17.2)
Водород вступает в реакцию с кислородом и уменьшает его содержание в воде реактора. Содержание кислорода в воде ВВЭР не превышает 0,01 мг/кг.
При дозировке аммиака следует следить за содержанием водорода в теплоносителе, его количество не должно превышать 60 мг/кг. Наводороживание циркониевых сплавов и сталей ведет к их охрупчиванию.
Присутствие в теплоносителе хлоридов может вызвать коррозионное растрескивание аустенитных нержавеющих сталей. Наличие кислорода усугубляет этот процесс. Поэтому содержание хлориона должно быть ограничено. Хлор-ион может поступать в контур теплоносителя с дозируемыми реагентами (борной кислотой, щелочью, аммиаком), а также с подпиточной водой. Поэтому на АЭС должны применяться реагенты высокой степени чистоты, т. е. ядерного класса.
В воде реактора при наличии всех видов излучения могут происходить и другие реакции. При взаимодействии кислорода-16 с нейтроном с последующим испусканием протона образуется азот-16 с периодом полураспада 7,35 с   ... По аналогии

можно записать реакции:. ,
1и ряд других.
В теплоносителе могут присутствовать и газовые продукты деления, поступающие в контур в результате диффузии и неплотности оболочки тепловыделяющих элементов: 133Хе, 1311, ^Кг и другие.
При работе реакторной установки радиоактивность контура определяется, в основном, газовой радиоактивностью. При остановленном реакторе газовая радиоактивность быстро спадает и определяющей становится радиоактивность продуктов коррозии, отлагающихся на поверхностях оборудования.
Таблица 17.2. Показатели смешанного калий-аммиачного режима при борном регулировании для ВВЭР

Отложения продуктов коррозии вызывают негативные последствия: под отложениями происходит концентрирование коррозионно-агрессивных примесей, что интенсифицирует местные виды коррозии.
Отложения на движущихся частях лопастей и арматуры могут вызвать их заедание и несрабатывание. Появление их на теплопередающих поверхностях ухудшает теплообмен, что особенно опасно для теплонапряженных поверхностей теплообмена. Температура ядерного топлива в центре твэла достигает 2000°С, средняя температура теплоносителя 300—310 °С. При этом на радиусе твэла 4,6 мм (диаметр твэла 9,1 мм) имеется большой перепад температур. При появлении отложений за счет ухудшения теплоотвода температура циркониевой оболочки увеличится, может превысить предельно допустимое значение и в этом случае произойдет нарушение плотности твэла
Для поддержания количества продуктов коррозии на необходимом уровне, определяемом нормами на качество воды, часть воды (продувка) контура циркуляции отбирается на очистку с возвратом очищенной воды в контур. Часть воды для очистки ее от продуктов коррозии очищается на  механических фильтрах, установленных на байпасной линии ГЦН. Нормы качества реакторной воды первого контура ВВЭР приведены в табл. 17.2.
Как видно из таблицы, в ВВЭР применяют коррекционный калий-аммиачный режим при борном регулировании.

Водно-химический режим и физико-химические процессы в РБМК

В КМПЦ реактора РБМК происходит парообразование теплоносителя, весовое содержание пара в пароводяной смеси на выходе из технологических каналов реактора составляет около 15%. Таким образом, кратность циркуляции теплоносителя Gn,JDn=kn будет равна 6,5. кц показывает, сколько раз нужно прокачать воду по КМПЦ, чтобы превратить ее в пар. Здесь G4.B — количество циркулирующей по КМПЦ воды, т/ч; Da — доля воды, переходящей в пар, т/ч.
В барабане-сепараторе КМПЦ происходит разделение пара и воды, пар подается на турбину. Продукты радиолиза, определяемые реакцией (17.1), уходят с паром. Таким образом, радиолиз воды в кипящих реакторах протекает более интенсивно. В зависимости от типа кипящего реактора содержание радиолитического кислорода в паре составляет 8—40 мг/кг, а в воде — 0,05—0,1 мг/кг. Меньшая цифра относится к канальным кипящим реакторам, в которых часть излучаемой энергии поглощается в графитовом замедлителе. В кипящих реакторах корпусного типа вода выполняет роль теплоносителя и замедлителя, поэтому поглощение излучаемой энергии увеличивается, увеличивается скорость радиолиза, и, соответственно, растет содержание радиолитического кислорода в паре. Подавление радиолиза в кипящих реакторах также затруднительно, так как дозируемые для этих целей водород или аммиак также уходят с паром.
В кипящих реакторах не применяется борное регулирование и дозирование щелочи в связи с трудностью поддержания их постоянных концентраций из-за парообразования в технологических каналах реактора. Кроме того, борная кислота хорошо растворяется в паре и уносится из КМПЦ. По этим причинам водно-химический режим кипящих реакторов является бескоррекционным.
В воду кипящих реакторов, наряду с продуктами коррозии материалов КМПЦ, поступают также примеси с питательной водой. Поэтому расход воды на очистку (продувка) больше, чем у ВВЭР. Если для ВВЭР продувка составляет до 0,1 т/(МВт-ч)
Таблица 17.3. Нормы водного режима реакторов РБМК одноконтурных АЭС

(для реактора ВВЭР-440 от 20 до 40 т/ч), то для РБМК — 0,2— 0,5 т/(МВт-ч).
Нормирование воды реакторов одноконтурной АЭС характеризуется показателями, представленными в табл. 17.3.

Физико-химические процессы и водно-химический режим вторых контуров АЭС с ВВЭР

Второй контур является не радиоактивным, однако при нарушении плотности парогенератора радиоактивный теплоноситель первого контура поступает во второй. Это определяет повышенные требования к надежности работы парогенераторов. В воде парогенератора в результате парообразования количество примесей возрастает. Унос примесей с паром для параметров пара парогенераторов не велик.

Коэффициент распределения примесей kv между паром и водой определяется соотношением
(17.3)
где Sn— концентрация примеси в паре, мг/кг; 511Г—концентрация примеси в воде парогенератора, мг/кг.
Часть примесей уносится с капельками влаги, т. е. с влажностью пара. Суммарный коэффициент выноса примеси
где со — влажность пара, %.
Коэффициент распределения примесей зависит от вида примеси, физико-химических характеристик воды, параметров пара. На рис. 17.3 представлена зависимость коэффициента распределения различных примесей от давления (или отношения плотностей воды и пара р'о/р").

Для параметров, характерных для парогенераторов АЭС с ВВЭР и кипящих реакторов (4—6,5 МПа) наибольший коэффициент распределения имеют кремнекислота и окислы железа (магнетит Рез04).

Рис. 17.3. Зависимость коэффициента распределения различных примесей от давления (или отношения платностей воды и пара)
Таблица 17.4. Нормы водного режима вторых контуров АЭС с ВВЭР в стационарной эксплуатации при наличии конденсатоочистки

Основная часть примесей остается в воде. Стремление создать более компактные парогенераторы приводит к большому затеснению объема их корпусов теплообменной поверхностью, затрудняющему вывод шлама с продувочной водой. Это способствует образованию отложений на змеевиках парогенераторов. Отложения снижают коэффициент теплопередачи, а следовательно, и паропроизводительность. Кроме того, под отложениями идет концентрирование коррозионно-агрессивных примесей — хлоридов, щелочи, что приводит к интенсификации местных видов коррозии— коррозионному и щелочному растрескиванию аустенитной нержавеющей стали (1Х18Н10Т), из которой выполняются змеевики парогенератора. Для трубок зарубежных парогенераторе используют сплавы типа инконель (более 40% никеля).
В последние годы разработаны и внедрены методы удаления образовавшихся отложений «на ходу» без останова парогенератора с применением для этих целей реагентов-комплексонов. При дозировке комплексонов в питательную воду парогенераторов можно также в значительной степени предотвратить образование отложений на поверхностях теплообмена. Комплексоны переводят большую часть примесей в растворенное состояние и выпад их в отложения исключается.
В таблице 17.4 представлены нормы водно-химического режима второго контура АЭС с ВВЭР.