Турбины для атомных электростанций - Радиоактивность при эксплуатации турбин

7-3. РАДИОАКТИВНОСТЬ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТУРБИН

Радиоактивность пара должна учитываться не только при проектировании турбин АЭС (см. § 4-2), но и при их эксплуатации. Проблема радиоактивности связана с обслуживанием турбины и всей турбинной установки, ревизией и ремонтом оборудования на электростанции и возможностью транспортировки его на завод-изготовитель или ремонтные предприятия. Естественно, что наиболее остро стоят эти вопросы на АЭС с одноконтурными схемами, где пар, поступающий в турбинную установку, радиоактивен. Однако, как показывает опыт, и в двухконтурных схемах АЭС нельзя не учитывать возможности радиоактивного загрязнения.
Опубликованные материалы по итогам эксплуатации ряда агрегатов говорят о том, что неожиданных трудностей при обслуживании и ремонте турбин при одноконтурных схемах не наблюдалось и измеренная радиация оказалась, как правило, меньшей, чем ранее предполагалось.
Результаты более чем годовой эксплуатации такой турбины рассмотрим на примере турбины АЭС «Гундреминген» с ВВРк Р0=250 МВт, 4=25 с-1 [122]. Конструкция этой турбины двух давлений с параметрами подводимого пара 6,9 МПа, 286°С и 4,1 МПа, 252°С (эксплуатационные данные) и ее тепловая схема приведены в [61]. Промежуточный перегрев отсутствует, поэтому везде в турбине пар влажный: на входе в турбину уI0=0,02 %, на входе в ЧСД уII0=0,1%; на входе в ЦНД у2= 3 %.
Радиоактивные вещества попадают в турбинную установку из реактора с влажным паром, а также в виде летучих веществ. Часть радиоактивных веществ откладывается на поверхностях деталей турбины, однако количество радиоактивных отложений в турбине оказалось ничтожно малым, что связано, во-первых, с тем, что подавляющая часть их удерживается водой — охладителем реактора и только незначительная доля (меньше 1%) выводится с паром из реактора и направляется в турбину, и, во-вторых, с тем, что в турбинах, полностью работающих влажным паром, этот пар и водяная пленка, образовавшаяся на поверхностях турбины, промывают турбину, резко сокращая не только радиоактивные, но и вообще все отложения.
По мнению авторов [122], этому также способствовала конструкция турбины, в корпусе и других неподвижных частях которой, как и в конденсаторе, стремились избежать «мертвых» зон, карманов, углов и т. п.
В паре, проходящем через турбину, содержатся радиоактивные изотопы, которые можно разделить на четыре группы:
активированные газы, такие, как азот Ν16 (время полураспада λ=7,4 с), Ν13 (λ=10 мин) и фтор F18 (λ=17 ч), которые образуются в результате активации основной части теплоносителя реактора. Эти газы относительно быстро распадаются на стабильные продукты;
газообразные продукты деления горючего — благородные газы (многочисленные изотопы криптона Кr и ксенона Хе с различными значениями λ), которые распадаются на твердые радиоактивные продукты. Последние, со своей стороны, могут откладываться на поверхностях деталей турбины;
активированные продукты коррозии, такие, как хром Сг51 (λ=28 сут), кобальт Со58 (λ = =71 сут), Со60 (λ=5,3 года);
твердые продукты распада (не считая образовавшихся из благородных газов), такие, как йод J131 (λ=8 сут), цирконий Zr95 (λ= 65 сут), рутений Ru103 (λ=40 сут), которые переносятся паром из реактора в турбину.

Измерения мощности дозы излучения и радиохимические исследования отложений были проведены во время остановки турбины АЭС «Гундреминген», а именно в ЦНД после 6300 и 8400 ч работы, а в ЦВД — после 10 500 ч. Результаты этих измерений, выполненных через 7 нед. после отключения турбины, представлены на рис. 7-11. Наибольшие значения на рабочих лопатках первой ступени ЦВД составили по экспозиционной дозе γ-излучения 8 мР/ч и по мощности дозы β-излучения 40 мрад/ч. Несколько большие значения были измерены на входе в турбину (до 50 мрад/ч). В ЦНД эти показатели радиоактивности еще меньше. Удельная активность изотопов также была наивысшей у первой ступени ЦВД и составила 0,2 мкКи/см². Поскольку измерения проводились не сразу после отключения агрегата, то была выполнена реэкстраполяция на момент этого отключения, которая, естественно, показала увеличение как дозы излучения (рис. 7-11,б), так и удельной активности (рис. 7-11,в). Наибольшую долю излучения дали Ba/La140, Се131 и Сг51; существенно меньшую — Со58, Со80, Sr90, Sc137, a J131 к моменту измерения практически не был ощутим.
Появление в турбине тех или иных радиоактивных изотопов можно объяснить, сравнивая время полураспада λ со временем прохождения пара от активной зоны реактора до турбины, составляющего примерно 10 с. При очень больших λ (Кr89, λ=3,1 мин; Хе137, λ=3,9 мин) только незначительная часть благородных газов распадается до входа в турбину; у газов же с очень небольшим λ (Кr95, λ=0,8 с; Хе144, λ=1 с), наоборот, подавляющая часть успевает разложиться до входа в турбину и тем самым до попадания в сильно увлажненный пар. Это является причиной того, что упомянутые изотопы при вскрытии турбины практически не были обнаружены.
Активированные продукты коррозии, интенсифицированные в турбине, обнаруживаются также в воде реактора, если время их полураспада λ составляет несколько дней (Сr51, Со58, Со60). Сравнительный анализ активности разных изотопов в воде реактора и на лопатках турбины объясняет, почему отложения Со58 достигли к моменту измерений равновесия, а отложения Со60 должны дальше увеличиваться.
Для турбины АЭС «Гундреминген» экстраполяция показала, что после одного года работы активность ряда изотопов практически достигла равновесия, когда уменьшение активности и эрозия отложений компенсируются новыми отложениями. За один год работы (примерно 10 тыс. ч) практически равновесие было достигнуто изотопами с малым временем полураспада, такими, как Ba/La140, Се141, Сг54 и Со58. В то же время Со60 и Sr90, имеющие большие значения λ, достигнут равновесия только через 20—30 лет, и на этот срок необходимо вести все расчеты.

Для блока АЭС «Дрезден 1» с ВВРк и турбиной фирмы ДЭ (Рэ=210 МВт), работающей насыщенным паром, в основном была обнаружена активность изотопов Се141 и Ва140, так же, как и в другой турбине насыщенного пара с ВВРк на американской экспериментальной электростанции. В турбине АЭС «Дрезден 1» повышенная радиоактивность была измерена после третьего цикла работ, когда имела место утечка в оболочках из нержавеющей стали некоторых твэлов. Это, в частности, потребовало перед вскрытием турбины промывки ее водой под давлением, после чего уровень радиации быстро упал.
Опыт работы блока АЭС «Дрезден 1» показал, что уровень радиоактивного загрязнения на внутренних поверхностях турбины оказался ниже ожидаемого. Но даже и небольшой уровень радиации потребовал, чтобы ремонтный персонал работал в защитной одежде, обуви и перчатках, а при ревизии турбины надевал на лицо и глаза специальные маски. Сама же разобранная турбина была закрыта пластиком, чтобы радиация не передавалась по воздуху. Турбина и вся рабочая площадка находились под радиационным контролем. Все это вызвало некоторое удлинение сроков ревизии и ремонта.
На АЭС «Гарильяно» с ВВРк (Рэ=160 МВт, насыщенный пар) имели место поломки в турбине, потребовавшие отправки ротора на завод, находящийся на расстоянии около 800 км. Уровень радиации, измеренный на месте прибытия, составил 10-4 мкКи/см².
Измерения, проведенные на турбинах, работающих перегретым паром от экспериментального американского реактора с ядерным перегревом, а также от гелиевого реактора (рис. 7-12), показали, что основную активность дают те же изотопы Ba/La140, а также изотоп J131. Для последнего обнаружен резкий рост удельной активности (с 0,08 до 10 мкКи/см²) между ступенями, где процесс расширения пара пересекает пограничную кривую х=1.
В турбине АЭС «Юлих» с двухконтурной схемой при реакторе, охлаждаемом гелием (Рэ=15 МВт, р0= 7,4 МПа, t0=505°C), было обнаружено, что и вторичный контур оказался слаборадиоактивным. Причиной этого было загрязнение продуктов коррозии, главным образом железа Fe59 (λ=45 сут). Наряду с этим была обнаружена слабая активность трития (примерно 1 мкКи/л). Хотя активность трития и железа была очень незначительна, однако отложение радиоактивного железа потребовало дополнительных мероприятий по биологической защите. В то же время, поскольку ступени низкого давления турбины, работающие в области влажного пара, имели очень низкий уровень радиации (рис. 7-13), предварительная промывка турбины перед ее вскрытием должна обеспечить сокращение необходимых защитных мероприятий.

Рис. 7-13. Поверхностная активность (мощность эквивалентной зоны γ+β-излучения), измеренная на роторе турбины АЭС «Юлих» с двухконтурной схемой, после 15 мес работы.
На рис. 7-13 показано распределение поверхностной активности на роторе турбины после 15 мес работы. Наибольшая активность обнаружена в зоне первых нерегулируемых ступеней ЧВД и в области перехода к влажному пару в ЧНД.
На БелАЭС при мощности первого и второго блоков 100 и 200 МВт интенсивность излучения около ЦВД турбин составила соответственно 1—1,5 и 2—5 мкР/с, а около ЦНД — 0,3—2,2 и 1—4 мкР/с. Такие низкие мощности доз обусловлены применением в реакторах трубчатых твэлов, исключающих попадание осколочной активности в контур теплоносителя.
На Мелекесской АЭС эксплуатация блока с кипящим реактором Рэ=50 МВт и одноконтурной тепловой схемой показала благоприятную радиационную обстановку; было решено убрать бетонные блоки биологической защиты, окружавшие турбоагрегат со всех сторон, и освободить подходы к турбине.
Для АЭС «Уинфрит» с ВТРк и одноконтурной схемой (см. § 5-3) на рис. 7-14 показан план машинного зала с указанием зон различной радиоактивности.
Для АЭС «Дрезден 1» с ВВРк и, следовательно, с одноконтурной схемой в процессе эксплуатации были измерены уровни излучений. Их значения представлены в табл. 7-2 [46].
Таблица 7-2
Мощность дозы γ-излучения в отдельных местах блока АЭС «Дрезден 1» с одноконтурной схемой и ВВРк

* Для конечного периода эксплуатации.

Рис. 7-14. План машинного зала АЭС «Уинфрит» с указанием зон радиации.
1— ЧВД и ЧСД; 2 — ЧНД; 3 — сепаратор; 4 — генератор; 5 —  щит управления клапанами; 6 — щит управления; 7 — щит управления воздуходувки; 8 — защитная бетонная стена; 9 — ниже отметки машзала на 3,58 м; цифры на линиях уровня и у знака «X» — доза радиации, мР/ч.
Для собственно турбинной установки наибольшие мощности дозы γ-излучения оказались у входа в турбину, вблизи паровоздушного эжектора и в верхнем (по потоку воды) ПВД. Последнее объясняется тем, что греющий пар для этого ПВД отбирается из первых ступеней турбины. Радиоактивность в паровом тракте связана с газовой активностью и быстро спадает при останове агрегата.
Представленные материалы позволяют сделать следующие выводы.

1. Уровень радиоактивности отложений и радиации в исследованных турбинах одноконтурных схем оказался незначительным. При проведении некоторых мероприятий по биологической защите и контролю такой уровень позволяет проводить вскрытие турбины, ее ревизию и ремонт вскоре же после отключения агрегата. При нормальной работе электростанции, и не столь сложных мероприятиях, главным образом по обеспечению полной плотности турбины, обычно нет необходимости в специальном ограждении турбины. В то же время ряд элементов одноконтурной турбинной установки, такие, как СПП, конденсаторы, конденсатоочистка и т. п., во многих случаях заключаются в специальные боксы.
2. В турбинах насыщенного пара радиоактивность отложений падает по потоку пара и наибольшей может быть во входном участке турбины и первых ее ступенях.
3. В турбинах одноконтурных схем, работающих перегретым паром, уровень радиоактивных отложений выше, чем в турбинах, у которых процесс расширения проходит ниже пограничной кривой.
4. Работа турбины влажным паром, а также дополнительная промывка перед вскрытием снижают уровень радиоактивности отложений на внутренних поверхностях турбины.

5.         В турбинах АЭС с двухконтурными схемами в некоторых аварийных ситуациях может иметь место загрязнение вторичного пара, что также требует специальных мер биологической защиты и особого радиационного контроля.

1. Наиболее опасны изотопы, имеющие умеренный период полураспада, исчисляемый часами и сутками, и обладающие высокой энергией γ-излучения.