Как указывалось выше (см. § 3.4), внутренняя поверхность контуров охлаждения ядерных реакторов в процессе работы загрязняется радиоактивными отложениями. Уровень радиоактивности иногда может оказаться настолько значительным, что будет вызывать затруднения при обслуживании и ремонтах оборудования. Вопросы радиационной безопасности, связанные с переносом радионуклидов и ухудшением радиационной обстановки на АЭС, в настоящее время остаются актуальными, по недостаточно разработанными.
Химическое растворение является наиболее эффективным способом удаления отложений с внутренней поверхности теплосилового оборудования как ТЭС, так и АЭС, способ доступен для деталей и оборудования любых конфигураций и габаритных размеров. Способ может быть использован для промывки как отдельных участков, так и контура в целом. Циркуляция промывочного раствора по контуру может осуществляться ГЦН пли временными промывочными насосами.
Окисные пленки, образующиеся на оборудовании из нержавеющей стали, обладают исключительно высокой химической стойкостью. Они не поддаются воздействию пара и воды, практически не растворяются в разбавленных минеральных кислотах. Для удаления радиоактивных пленок в нашей стране и за рубежом проверено большое количество композиций, различающихся как используемыми химическими реагентами, так и последовательностью операций обработки.
В качестве основных требований при промывках и дезактивации могут быть выделены: высокий коэффициент дезактивации; малое время операции; минимальный объем сбросных промывочных вод; низкая скорость коррозии основного металла и простота промывочной схемы.
В нашей стране для дезактивации оборудования, выполненного из нержавеющей стали, нашел применение двухванный окислительно-восстановительный метод, заключающийся в последовательной обработке оборудования щелочным окислительным (щелочь и перманганат калия) и кислотным восстановительным (щавелевая кислота и перекись водорода) растворами при 80—90°C.
Обработка щелочным раствором предназначена для разрыхления пленки отложений посредством растворения (окисления) содержащегося в ней хрома. При обработке происходит перевод хрома в растворимый хромат (СrО42-). При удалении хрома· из окисной пленки структура се нарушается, а это дает возможность при дальнейшей обработке кислотным раствором растворить основную часть пленки, состоящую из окислов металлов.
Недостатком щавелевой кислоты является низкая растворимость оксалатов двухвалентного железа, в результате чего на поверхности контура выпадает пленка оксалата Fе21, в которой удерживаются радионуклиды. Для устранения этого в кислотный раствор добавляется перекись водорода, которая переводит оксалаты Fe2+ в хорошо растворимый комплекс Fe3+ и исключает выпадение осадка. Кроме того, перекись водорода способствует пассивации чистой поверхности металла контура.
В процессе дезактивации продукты коррозии не полностью растворяются, значительная часть их находится в виде частиц различной степени дисперсности. Взвешенные частицы, вымытые из активной зоны реактора и поэтому имеющие большую активность, оседают в застойных зонах, в результате чего γ-фон от некоторых участков контура после дезактивации может оказаться даже выше, чем до нее.
Во избежание этого необходимо проводить непрерывную очистку дезактивирующего кислотного раствора (щелочной раствор содержит небольшое количество взвеси) с целью постоянного вывода из системы высокоактивного шлама.
Очистка проводится посредством фильтрации не менее чем 50% раствора через Н-катионитный фильтр, который помимо шлама улавливает радионуклиды, находящиеся в катионной форме. Как уже указывалось, основная доля активности в отложениях приходится на радионуклид Со-60. Для того чтобы не сорбировать на фильтре железо и тем самым увеличить емкость катионита по кобальту, перекись водорода вводится в раствор перед фильтром. Образующийся комплекс трехвалентного железа не задерживается катионитом. Это дает возможность увеличить емкость катионита по кобальту примерно в 10 раз.
Одноразовая промывка не всегда дает желаемые результаты, хотя основная масса окисной пленки переходит в Кислотный раствор в первом цикле промывки. Для удаления с Поверхности оборудования практически всех радиоактивных отложений промывка на практике осуществляется в три цикла. После каждой ванны (щелочной и кислотной) контур промывается чистой водой. Окончательная отмывка контура от остатков моющих веществ проводится при циркуляции горячей водой с непрерывной очисткой ее на ионитных фильтрах.
Коэффициент дезактивации, являющийся отношением γ-фона от оборудования до и после промывки, в зависимости от эффективности дезактивации составляет от 5 до 50.
Важным показателем метода дезактивации является количество жидких радиоактивных отходов, получающихся в результате промывки. По данному показателю двухванный окислительно-восстановительный метод значительно уступает другим методам, рассмотренным ниже. Объем жидких отходов превышает объем промываемого контура в 15—16 раз.
Дезактивация оборудования контура МПЦ, в состав которого входят циркониевые сплавы, вследствие низкой коррозионной стойкости циркония в щелочных растворах (см. § 2.3) проводится только раствором щавелевой кислоты с добавлением аммиака или гидроокиси калия до ρΗ=2-2,5 при температуре около 90 °C. Для полного растворения оксалатов двухвалентного железа на заключительной стадии промывки в раствор вводится перекись водорода. Для выведения взвешенных продуктов коррозии и кобальта часть раствора фильтруется через Н-катионитный фильтр.
Промывка проводится за один цикл, объем жидких радиоактивных отходов превышает объем промывочного контура в 4—5 раз. Так как растворение окисной пленки в щавелевой кислоте без разрыхления ее в щелочном растворе происходит значительно слабее, коэффициент дезактивации однованного метода намного ниже и составляет для разных участков контура 2—10.
Эксплуатационная промывка и дезактивация основного контура циркуляции теплоносителя реактора совместно с активной зоной при использовании двухванного метода была отработана па Белоярской АЭС. На первом этапе обработка проводилась раствором, содержащим 0,5% КМпО4 и 5% NaOH, на втором — 1 %-ным раствором Н2С2О4.
Промывка велась при 90 °C циркуляцией промывочного раствора с помощью временных насосов. Скорость циркуляции раствора в активной зоне реактора составляла около 0,7 м/с.
Для выделения из раствора радиоактивного шлама и радионуклида кобальта на кислотном этапе раствор фильтровался через Н-катионитные фильтры конденсатоочистки.
Промывка проводилась в три цикла. После завершения третьего цикла и слива кислотного раствора контур заполнялся чистой водой, в которую вводилось небольшое количество (до 0,15 %) щавелевой кислоты и дозировалась перекись водорода до концентрации 200 мг/л,
Завершающая стадия всех операций — длительная водная отмывка с одновременной очисткой воды на ионитных фильтрах.
В результате отмывки и дезактивации из контура было вымыто более 350 кг отложений, коэффициент дезактивации составил 10—50. Различие в степени дезактивации различных участков контура в большей степени связано со скоростью циркуляции раствора. Наименьший коэффициент получился в барабанах-сепараторах, где была наименьшая скорость циркуляции.
Общая продолжительность операции составила примерно 120 ч, суммарное количество промывочных вод — около 1900 м3 при объеме контура 120 м3.
Эксплуатационная промывка и дезактивация контура циркуляции теплоносителя реактора типа РБМК с активной зоной из циркониевых сплавов проводилась в один цикл раствором щавелевой кислоты (20 г/л) с добавкой аммиака до рН = 2-3 при температуре около 90°C. В конце промывки, которая длилась около 60 ч, в раствор вводилась перекись водорода до концентрации 2 г/л.
Циркуляция моющего раствора осуществлялась ГЦН, непрерывная очистка проводилась механическими фильтрами байпасной очистки продувочной воды (см. § 13.4).
По окончании промывки раствор вытеснялся чистой водой, окончательная очистка которой проводилась на ионитных фильтрах байпасной очистки.
Всего из контура было вымыто около 1000 кг отложений, около 160 кг отложений было удалено байпасной очисткой. Объем промывочных вод превысил объем контура в 6 раз, коэффициент дезактивации составил 2—2,7.
Дезактивация трубных пучков парогенераторов двухконтурной АЭС (со стороны первого контура) была проведена на Нововоронежской АЭС. Был применен двухванный метод с использованием щелочного раствора, содержащего 30 г/л КОН и 3 г/л КМпО4, и кислого раствора, содержащего 1 г/л ΗΝΟ3 и 15 г/л Н2С2О4, при 90 °C.
Парогенераторы отключались от реактора специальными заглушками, циркуляция промывочного раствора в парогенераторах проводилась временными насосами. Подогрев раствора осуществлялся паром давлением 0,8—1,2 МПа, который подавался в парогенераторы со стороны второго контура, причем давление пара было выше давления промывочного раствора, что исключало попадание радиоактивного раствора во второй контур в случае появления неплотностей в трубной системе.
В результате промывки, которая продолжалась 33 ч, из разных парогенераторов было удалено от 20 до 50 кг отложений, суммарная активность которых равнялась (2,9-3,7)х1012 Бк. Коэффициент дезактивации составил 5,3—8,5.
