Коростелев Д. П.
Водный режим и обработка радиоактивных вод атомных электростанций: Учебное пособие для техникумов. — Москва: Энергоатомиздат, 1983.
Описаны особенности пароводяного режима одноконтурных и двухконтурных АЭС, изложены методы удаления радиоактивных отложений и организации химического контроля. Описаны способы, материалы и оборудование, применяемые при обработке радиоактивных вод, методы концентрирования и захоронения жидких радиоактивных отходов. Перечислены требования техники безопасности, которые должны быть выполнены при работе с радиоактивными водами.
Для учащихся энергетических техникумов. Может быть также полезна эксплуатационному персоналу электростанций.
ПРЕДИСЛОВИЕ
До и в процессе подготовки по данному предмету изучаются такие курсы, как «Водоподготовка», «Основы ядерной физики», «Дозиметрия и радиационная безопасность», «Парогенерирующие установки и реакторы АЭС», знания которых необходимы для более глубокого изучения предмета.
При составлении книги были использованы проектная документация, отчеты научно-исследовательских и наладочных οрганизаций, схемы и инструкции действующих АЭС.
При описании работы установок обработки радиоактивных вод использованы схемы спецводоочисток блоков с реакторами типов РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Описание ряда процессов и установок (обработка воды с использованием методов обратного осмоса и электродиализа, очистка питательной воды, некоторые методы глубокого концентрирования и захоронения отходов) носит общий характер, так как в настоящее время они находятся в стадии исследования и проектных разработок.
В книге не затронуты вопросы обработки природной воды и водного режима, общие для тепловых и атомных электростанций, изложенные в других учебниках для техникумов.
Автор надеется, что настоящая книга будет полезна также персоналу химических цехов АЭС и пусконаладочных организаций, занимающихся эксплуатацией и наладкой оборудования установок для поддержания водного режима и переработки радиоактивных вод АЭС.
При составлении книги автор исходил из условия, что читатель знаком с основными понятиями ядерной физики, устройством и принципом работы ядерного реактора, основными технологическими схемами тепловых и атомных электростанций.
Автор отдает себе отчет в том, что при работе над книгой могли быть допущены некоторые неточности, и будет благодарен за критические замечания, которые просит направлять в адрес издательства.
Автор выражает благодарность Ю. М. Малютину, оказавшему помощь в написании гл. 14, Ю. М. Полежаеву, Г. И. Поддубному, В. Б. Богуславскому, Ю. А. Блинову, С. Я. Третьякову, Б. Л. Теребенину, оказавшим большую помощь в подготовке и оформлении рукописи, а также рецензентам книги С. А. Тевлину и Е. Л. Поляковой, а также редактору Ю. М. Кострикину, предложения которых позволили существенно улучшить содержание учебника.
Автор
СОКРАЩЕНИЯ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В КНИГЕ
ЧАСТЬ ПЕРВАЯ
ВОДНЫЙ РЕЖИМ АЭС
ВВЕДЕНИЕ
Энерговооруженность общества является одним из основных показателей достигнутого уровня научно-технического прогресса и экономического развития. От решения проблем энергетики во многом зависят рост производительности труда во всех отраслях народного хозяйства и появление качественно новых технологических процессов.
Потребление энергии человечеством растет с каждым годом; если с 1900 по 1970 г. было израсходовано во всем мире количество энергии, эквивалентное в пересчете на условное топливо 250 млрд. т, то за последующие 30 лет, по прогнозам ученых, будет израсходовано около 450 млрд. т. Другими словами, если в предыдущие годы среднегодовое потребление энергии в пересчете на условное топливо соответствовало примерно 3,5 млрд. т, то в последующие годы оно увеличится почти в 5 раз (15 млрд. т), а в 2000 г., по оценкам ученых различных государств, достигнет 24— 30 млрд. т.
Очевидным является то, что запасы всех видов топлива далеко не безграничны, а скорость их использования в связи с ростом народонаселения и промышленности непрерывно возрастает. Очевидно также, что запасы угля, газа и нефти не возобновляются.
Отрицательной стороной использования органического топлива для производства тепловой и электрической энергии являются выбросы в атмосферу газов, дыма и золы, которые существенно загрязняют биосферу.
Основным веществом, загрязняющим биосферу в результате работы электростанций на органическом топливе, является углекислый газ. Известно, что производство электроэнергии удваивается примерно каждые 10 лет, поэтому может наступить момент, когда зеленые растения планеты не будут в состоянии поглощать весь углекислый газ и концентрация его в приземном слое воздуха начнет увеличиваться. Все это, а главное истощение запасов органического топлива, требует изыскания новых источников энергии.
Запасы водной энергии, доступной для использования гидроэлектростанциями, не могут удовлетворить более 10— 15 % будущей потребности в энергии. Для АЭС на тепловых нейтронах характерно относительно низкое давление пара (6—7 МПа), действующие блоки с реакторами на БН рассчитаны на высокие параметры пари (давление 14 MПа, температуру около 500°C).
Особенностью АЭС независимо от ее типа является работа оборудования контура в условиях ядерного излучения. Эти условия определяются содержанием в воде и паре радиоактивных веществ, загрязнение которыми происходит, с οдной стороны, вследствие выхода продуктов деления урана при целостности оболочек тепловыделяющих твэлов, а с другой — из-за активации примесей воды при прохождении их через активную зону реактора. Источниками этих примесей являются: присосы охлаждающей воды в конденсаторах турбин (па одноконтурных АЭС), коррозия конструкционных материалов, поступление примесей с подпиточной водой и химическими добавками.
Особенностью водного режима основного контура циркуляции реактора является отложение примесей воды на твэлах, что не только ухудшает теплоотвод и может вызвать термическое разрушение оболочек твэлов, т. е. в конечном счете аварию, но и приводит к активации отложении. Последние в результате смыва разносятся водой и паром, ухудшая радиационную обстановку в производственных помещениях. Поэтому одной из важнейших задач водного режима АЭС наряду с обеспечением бесперебойной выработки электроэнергии является борьба с отложениями в активной зоне реактора.
Другой важной задачей водного режима, теснейшим образом связанной с первой, является снижение скорости коррозии всех конструкционных материалов основных и вспомогательных контуров АЭС. При этом допустимая скорость коррозии определяется не столько сроком работы оборудования, сколько загрязнением воды продуктами коррозии, которые иногда являются основными примесями воды охлаждения основного контура циркуляции реактора (циркуляционной воды). Допустимая интенсивность язвенной коррозии и особенно коррозионного растрескивания металла под напряжением определяются условиями обеспечения требуемого срока работы оборудования.
Особенностью водного режима АЭС является использование в качестве материалов основных контуров наряду с перлитными сталями аустенитных нержавеющих сталей, весьма стойких по отношению к общей коррозии, но подверженных коррозии под напряжением при наличии кислорода и хлоридов. В качестве материала технологических каналов и оболочек твэлов используются циркониевые сплавы, весьма нестойкие в воде с высоким значением pH.
Борьба с коррозией не может вестись только в направлении увеличения коррозионной стойкости материала. Без правильного выбора водного режима и средств его поддержания невозможно обеспечить надежную работу оборудования.
Другой особенностью водного режима АЭС является радиолиз воды и химических добавок (аммиака, гидразина) при облучении, приводящий к образованию агрессивных агентов (кислорода, азотной и азотистой кислот), и необходимость проведения мероприятий по подавлению радиолиза.
Особенностью водного режима АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР является ввод в первый контур борной кислоты для регулирования реактивности реактора.
В настоящее время на одноконтурных АЭС с канальными реакторами кипящего типа (АМБ, РБМК) повсеместно принят нейтральный водный режим, который характеризуется тем, что в питательную воду нс вводятся химические добавки, корректирующие значение pH, обеспечивается высокая чистота воды по растворенным веществам и в ряде случаев дозируются окислители — кислород или перекись водорода.
Последнее условие не является обязательным, так как вследствие радиолиза воды в реакторе (см. § 5.1) в питательной воде всегда содержится некоторое количество перекиси водорода. Нейтральный водный режим с дозированием в воду перекиси водорода проходит опробование на втором блоке Белоярской АЭС.
Для надежной реализации указанного режима необходимо соблюдение следующих условий:
а) конденсат турбин должен быть глубоко обессоленным (электропроводность нс выше 0,2 мкСм/см);
б) сплавы на основе меди в конденсатно-питательном тракте, за исключением конденсаторов турбин, должны отсутствовать;
в) значение pH питательной воды во избежание коррозионно-эрозионного износа (см. § 2.2) не должно быть ниже 7.
Преимуществами нейтрального водного режима являются: уменьшение в 2—3 раза скорости образования отложений на твэлах; уменьшение скорости накопления радионуклидов вне активной зоны реактора; увеличение в несколько раз продолжительности работы конденсатоочистки; упрощение и возможность полной автоматизации химического контроля.
На первом контуре двухконтурной АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, в нашей стране принят аммиачно-борно-калиевый водный режим, заключающийся в поддержании в воде первого контура определенной концентрации борной кислоты и нейтрализации ее смесью гидроокиси калия и аммиака.
Радиолиз теплоносителя в активной зоне подавляется созданием повышенной концентрации водорода, который образуется непосредственно в реакторе вследствие радиолиза аммиака. Так как в среде с высокой электропроводности, какой является вода первого контура, большую опасность представляет кислород, для его связывания дополнительно вводится гидразин. Основной задачей воднохимического режима этого контура является ограничение накопления в теплоносителе радионуклидов, которые при просачивании воды первого контура во второй загрязняют воду парогенераторов. Для этого необходимо: максимально понизить скорость коррозии конструкционных материалов первого контура и переход продуктов коррозии в воду; уменьшить вероятность образования рыхлых отложений на твэлах, где продукты коррозии подвергаются длительному облучению и активации; обеспечить эффективный вывод загрязнений теплоносителя с помощью систем очистки продувочной воды первого контура.
Основной сложностью аммиачно-борно-калиевого режима является переход ионитов системы очистки воды этого контура из Н—ΟН-формы в борно-калиевую, что затрудняет сорбцию микроколичеств таких радионуклидов, как Sr-90, 1-131, Cs-137 и др.
На втором контуре двухконтурной АЭС в основном принят слабо аммиачно-гидразинный водный режим с рН=9,1±0,1. Режим не является оптимальным для основного материала конденсатно-питательного тракта — углеродистой стали, а обусловлен наличием в конденсатном тракте медных сплавов — трубных пучков подогревателей низкого давления и конденсаторов турбин.
Отрицательными сторонами указанного режима можно считать следующие: недостаточна щелочность воды для создания на поверхности углеродистой стали защитной окисной пленки; не полностью исключена коррозия медных сплавов, что приводит к загрязнению питательной воды медью.
Устранение указанных недостатков возможно при повышении значения pH до 9,4—9,6, т. е. при создании сильнощелочного режима, обеспечивающего лучшую защиту стальных поверхностей и тем самым уменьшение выноса продуктов коррозии. Считают, что данный режим возможен только при полном отсутствии медных сплавов в конденсатно-питательном тракте, включая конденсаторы турбин.
На втором пароводяном контуре АЭС с реакторами на БН в настоящее время применяется слабо аммиачно-гидразинный режим. К перечисленным выше недостаткам данного режима следует добавить характерное для АЭС на БН быстрое истощение катионита в фильтрах конденсатоочисток и соответственно малые фильтроциклы, большую потерю аммиака и гидразина, дефицитность ионообменных смол и реагентов для их регенерации, большие объемы регенерационных стоков. Поэтому для новых блоков с реакторами на быстрых нейтронах изучается применение нейтрального водного режима с дозировкой окислителей.
В последние годы исследуется и внедряется в опытнопромышленную эксплуатацию комплексонный водный режим, основанный на дозировании в питательную воду парогенераторов комплексонов, чаще всего трилона Б, образующего с железом при низких температурах прочные комплексы. В высокотемпературной области комплексонаты
железа разлагаются с образованием на теплопередающей поверхности плотной пленки магнетита с малой пористостью и высокой теплопроводностью.
В настоящее время имеется положительный опыт применения комплексонного режима в парогенераторах с многократной циркуляцией ТЭС и двухконтурных АЭС. К недостаткам комплексонного режима следует отнести высокую стоимость реагента и дополнительную нагрузку на конденсатоочистку продуктов разложения трилона Б.
Основными научными направлениями в области организации водно-химических режимов АЭС являются:
а) оптимизация водно-химических режимов АЭС с реакторами типов РБМК и ВВЭР для уменьшения отложений продуктов коррозии и радионуклидов в основных контурах; уменьшение сливов воды из первого контура ВВЭР; создание полностью замкнутых систем, включая регенерацию борной кислоты из активных борсодержащих вод; уменьшение количества радиоактивных отходов и улучшение радиационной обстановки;
б) отработка режимов пассивации и консервации основного оборудования АЭС из перлитных сталей, включая нейтральный водно-химический режим с дозированием окислителей, для более широкого использования в основных контурах перлитных сталей;
в) освоение промышленного производства особо чистых дисперсных ионитов (для намывных фильтров) и высокотемпературных сорбентов;
г) разработка промышленных образцов высокотемпературных фильтров, как электромагнитных, так и с термостойкими сорбентами [15, 16].
Оптимизация водного режима должна проводиться исходя из задач повышения безопасности и надежности АЭС. Для парогенерирующего контура она в настоящее время является одной из основных.
