Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000: Учебное пособие

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

Б.М. РОЩЕКТАЕВ

ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-1000 И РБМК-1000 Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений

Москва 2010

УДК 621.311.25(075) ББК 31.47я7 Р 81 Рощектаев Б.М. Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2010. – 132 с. Предназначено для студентов факультета естественных наук, физикоэнергетического факультета, вечернего и заочного факультетов, обучающихся по специальности 140404 «Атомные электрические станции и установки», а также для специалистов АЭС, повышающих свой профессиональный уровень на факультете повышения квалификации и профессиональной подготовки ИАТЭ. В пособии рассмотрены научно-технические аспекты эксплуатации ядерных энергетических установок с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000, используемое оборудование, водно-химические режимы, системы спецводоочисток. Рассмотрены вопросы совершенствования ВХР второго контура ВВЭР-1000. Отмечены недостатки стандартного гидразинно-аммиачного режима, преимущества альтернативных морфолинового и этаноламинового режимов. Учитывая особую значимость рН в процессах коррозии конструкционных материалов АЭС, а также широкомасштабное использование ионитовых смол в химических очистках и спецводоочистках реакторных вод, рассмотрены физикохимические характеристики ионитовых смол и общие сведения о водородном показателе (рН). Его расчеты в разных водных средах. В основу данного пособия положены курсы лекций, читаемые автором ИАТЭ, технические регламенты и стандарты по эксплуатации АЭС, учебники и другой научный материал. Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ. Рецензент А.М. Кузьмин ISBN 978-5-7262-1373-6

©

2

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2010

Список условных сокращений ВХР FAC ПГ КО СВО ХВО ФЛ ББ СПиР ХЖТО СУЗ БВ ФЛИ ГЦН ФСД КПТ ЭТА ХОВ EDF ПВД ПНД БО НПФ ЖРО ТРО

Водно-химический режим Показатель коррозии углеродистой стали Парогенератор Конденсатоочистка Спецводоочистка Химводоочистка Фильтр-ловушка Бассейн-барботер Система продувки и расхолаживания Хранилище жидких и твердых отходов Система управления и защиты Бассейн выдержки Фильтр-ловушка ионитов Главный циркуляционный насос Фильтр смешанного действия Конденсато-питательный тракт Этаноламин Химически обессоленная вода Агентство атомной энергии Франции Подогреватель высокого давления Подогреватель низкого давления Байпасная очистка Намывной перлитовый фильтр Жидкие радиоактивные отходы Твердые радиоактивные отходы

3

ВВЕДЕНИЕ Сегодня трудно назвать страну, которая не имеет либо не стремится иметь источник тепловой либо электрической энергии, получаемой на атомных электрических станциях. Атомная энергетика стала одной из важных отраслей экономики во многих странах мира. По данным МАГАТЭ мощность электростанций промышленно-развитых стран варьируется от 260 (Россия) до 960 ГВт (США). К 2020 году в России согласно стратегическому плану развития будет увеличена мощность электростанций до 450 ГВт за счет строительства новых и усовершенствования существующих энергоблоков. Темпы ввода усовершенствованных и новых энергоблоков, со своей стороны, вызовут приток молодых специалистов, владеющих знаниями в области ядерной энергетики. Ведущее место в структуре ЯЭ сегодня занимают АЭС с легководными реакторами на тепловых нейтронах. Этот факт совсем не означает, что такое положение будет оставаться либо усиливаться уже в ближайшей перспективе. Сегодня создаются новые типы энергоустановок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и с внутренней безопасностью. Усовершенствуются высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР). Вместе с разработкой новых реакторов возникают новые сложные задачи, в том числе и задачи химикотехнологической направленности. Решать эти задачи смогут специалисты, владеющие знаниями не только в области расчета и конструирования реакторов, но и владеющие знаниями в химикотехнологической области. Физико-химические процессы, проходящие в контурах энергоблоков, имеют свои особенности, связанные с воздействием высоких температур, высоких давлений и мощных радиационных полей. Необходимо учитывать образование радионуклидов в активной зоне реактора, которые создают повышенный γ-фон АЭС и большое количество ЖРО и ТРО. В настоящее время имеется большое количество монографий, отчетов и публикаций. Но не всегда студенты и слушатели оперативно могут найти и правильно понять те разделы, которые рассматриваются в настоящем учебном пособии. Автор стремился в доступной форме, возможно с некоторыми известными читателю деталями, изложить материал. Совокупность перечисленных 4

проблем требует специальных знаний, которые студенты получают в университете. Автор выражает искреннюю благодарность Кузьминой Дарье, студентке пятого курса группы ФХП ИАТЭ, за оказанную квалифицированную помощь при подготовке и оформлении рукописи.

5

1. АЭС С РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000 1.1. Тепловая схема АЭС с реакторами типа ВВЭР имеют двухконтурную тепловую схему, включая основной реакторный (первый) контур со вспомогательными системами (очистки теплоносителя, подпитки и расхолаживания реактора, компенсации объема и т.п.) и парогенерирующий второй контур (рис. 1.1).

Рис. 1.1 Принципиальная схема двухконтурной АЭС с воднохимическими системами: 1 – реактор типа ВВЭР; 2 – компенсатор объема; 3 – парогенератор; 4 – турбогенератор; 5 – конденсатор; 6 – конденсатный насос; 7 – ГЦН; 8 – деаэратор подпитки; А – очистка теплоносителя; Б – очистка организованных протечек (СВО-2); В – борорегулирующая система; Г – очистка воды парогенератора (СВО-5); Д – блочная конденсатоочистка; Е – подготовка добавочной воды (ХВО); Ж – переработка сбросных вод (СВО-3); З – коррекционная обработка теплоносителя; И – очистка борсодержащих вод (СВО-4, СВО-6)

Поступающая из второго контура в межтрубное пространство парогенераторов питательная вода нагревается при контакте с теплообменными трубками, внутри которых циркулирует теплоноситель первого контура с температурой 320 ºС, и превращается в насыщенный пар. 6

Насыщенный пар, выработанный в парогенераторах, поступает в цилиндр высокого давления (ЦВД) турбины по паропроводам. В проточной части турбины происходит превращение внутренней энергии пара за счет его расширения в механическую энергию на валу турбины. Механическая энергия передается с вала турбины на вал генератора, в котором преобразуется в электрическую энергию. Отработав в цилиндрах высокого давления, пар направляется в сепараторы-пароперегреватели, где освобождается от образовавшейся влаги и одновременно нагревается до 250 ºС. Далее отработанный пар из трех цилиндров низкого давления (ЦНД) поступает в три конденсатора, в которых происходит его полная конденсация. В конденсаторах поддерживается вакуум за счет конденсации пара и работы основных эжекторов. Забираемый из конденсатора конденсат прокачивается насосами через установку конденсатоочистки, а также регенеративные подогреватели низкого давления и поступает в деаэратор для дополнительного подогрева и удаления из конденсата растворенных газов. После этого питательная вода турбопитательным насосом подается в парогенераторы. 1.2. Водно-химический режим первого контура Водно-химический режим (ВХР) первого контура ВВЭР-1000 является коррекционным. В качестве корректирующих добавок в теплоноситель вводят борную кислоту H3BO3, гидроокись калия КОН либо гидроксид лития LiOH (на зарубежных реакторах PWR), аммиак, гидразин-гидрат N2H4∙2H2O. Бор, введенный в виде борной кислоты, используется при мягком регулировании реактивности реактора. Борная кислота устойчива в радиационных полях, не разлагается при высоких температурах, хорошо растворима в воде, не образует шлама и накипи, в присутствие щелочей является ингибитором коррозии. Концентрация борной кислоты устанавливается в зависимости от запаса реактивности активной зоны. Введение непосредственно в теплоноситель борной кислоты приводит к резкому снижению величины рН и к необходимости коррекции водного режима путем подщелачивания. Для 7

нейтрализации борной кислоты в контур циркуляции теплоносителя вводится раствор едкого калия. Под действием ионизирующего излучения в воде первого контура происходят различные радиационно-химические реакции, что заметно меняет состав воды и растворов, используемых в качестве теплоносителя. Специфические условия, которые существуют в первом контуре реактора ВВЭР-1000, способствуют протеканию радиолиза воды с образованием коррозионноактивных промежуточных радикалов Н∙, ОН∙, eaq и других, а также коррозионно-активных молекулярных продуктов Н2, О2 и Н2О2. Радиолиз воды замедляется в присутствии водорода (более 5 нмл/дм3), поэтому для подавления радиолиза в теплоносителе необходимо поддерживать повышенную концентрацию водорода. Для поддержания необходимой концентрации водорода в теплоноситель вводится аммиак, который в реакторе разлагается с образованием водорода и азота по реакции 2NH3 → 3H2 + N2. При работе реактора на мощности под действием нейтронов в теплоносителе происходит ряд ядерных реакций, в результате которых образуются изотопы кислорода, азота, натрия, лития, влияющие на ведение ВХР первого контура. Наиболее значительное влияние на ведение ВХР первого контура оказывает изотоп лития 7Li, образующийся в результате реакции 10 В(n, α)7Li. При длительной эксплуатации реактора на мощности содержание лития в теплоносителе повышается до высоких (до 1,0 мг/дм3) концентраций, которые необходимо учитывать при ведении ВХР. Содержание продуктов коррозии в первом контуре определяется скоростью коррозионных процессов. Продукты коррозии при многократном облучении в активной зоне в процессе циркуляции теплоносителя активируются и откладываются на внутренних поверхностях оборудования, влияя на технические характеристики теплообменного оборудования, и ухудшают радиационную обстановку, усложняя проведение ремонтных работ и вызывая необходимость проведения дезактивации оборудования. Основными радиоактивными изотопами коррозионного 8

происхождения являются 51Cr, 54Mn, 58Co, 60Co, 59Fe. Особенно опасны отложения продуктов коррозии на поверхностях ТВЭЛов, так как эти отложения могут привести к повышению температуры металла оболочки и в предельных случаях – к пережогу оболочек ТВЭЛов и повышению активности теплоносителя вследствие повышенного перехода в него продуктов деления ядерного топлива. Основным конструкционным материалом оборудования первого контура является аустенитная хромникелевая стабилизированная титаном сталь 08Х18Н10Т. Корпус реактора ВВЭР-1000 изготавливается из углеродистой стали марки 15Х2НМФА с коррозионно-стойкой двухслойной наплавкой из сталей аустенитного класса (Св-07Х25Н13 и Св-04Х20Н10Г2Б соответственно, для первого и второго слоя). Использование нержавеющих сталей обусловлено их высокой коррозионной стойкостью и способностью к пассивации в условиях эксплуатации ядерных реакторов. Факторами, определяющими скорость коррозии нержавеющих сталей, является содержание в теплоносителе хлорид-ионов и кислорода. Особую опасность для аустенитных (нержавеющих) сталей представляет коррозия под напряжением, коррозионное растрескивание. Это явление протекает при наличии коррозионно-агрессивной среды, содержащей активаторы и окислители. Активатором процесса коррозии нержавеющих сталей является хлорид-ион, окислителем является кислород. Величина рН в широком диапазоне своих значений (при отсутствии активирующих коррозию агентов) на скорость коррозии хромникелевых сталей не влияет. Только при снижении величины рН до 3,0 и менее скорость коррозии хромникелевых сталей, из которых выполнено оборудование первого контура, значительно возрастает. Нормирование показателей качества теплоносителя обусловлено следующими причинами: 1. Поддержание рН в пределах норм позволяет снизить скорость коррозии конструкционных материалов и уменьшить поступление продуктов коррозии в теплоноситель. Регламентирование значения рН по нижнему (5,9) пределу обуславливается увеличением сверх допустимых величин скорости коррозии металла основного 9

оборудования и по верхнему (10,3) пределу – опасностью коррозионного растрескивания циркониевых сплавов оболочек ТВЭЛов; 2. Хлористые и фтористые соединения поступают в первый контур в основном с подпиточной водой и оказывают отрицательное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реакторной установки. Поддержание концентрации хлоридов и фторидов в нормированных пределах (не более 0,1 мг/дм3) достигается использованием реагентов высокой степени чистоты и очисткой теплоносителя на фильтрах СВО-2; 3. Накопление свободного кислорода в теплоносителе первого контура происходит в результате радиолиза воды и за счет его поступления с подпиточной водой. Поддержание концентрации кислорода в теплоносителе в пределах норм (не более 0,005 мг/дм3) обеспечивается работой деаэраторов или же связыванием избыточного кислорода вводимым в подпиточную воду гидразингидратом; 4. Водород необходим в теплоносителе первого контура для подавления радиолиза воды. Содержание водорода в теплоносителе в пределах 2,7-5,4 мг/дм3 (30-60 нмл/дм3) практически полностью подавляет радиолиз контурной воды (верхний предел содержания водорода ограничен величиной 5,4 мг/дм3 из-за водородного охрупчивания циркониевых сплавов); 5. Борная кислота в теплоносителе первого контура используется в качестве поглотителя нейтронов, ее концентрация зависит от состояния активной зоны и устанавливается в зависимости от запаса реактивности активной зоны; 6. Суммарная концентрация ионов щелочных металлов устанавливается путем введения в контур гидроокиси калия в зависимости от концентрации борной кислоты в теплоносителе; 7. Аммиак является источником водорода в теплоносителе первого контура, поэтому равновесная концентрация аммиака в теплоносителе поддерживается на уровне, обеспечивающем безопасную концентрацию водорода, т.е. в пределах 2,2-4,5 мг/дм3 (25-30 нмл/дм3). При этом верхний предел равновесной концентрации аммиака должен определяться верхним пределом концентрации водорода в теплоносителе. 10

Нормы качества теплоносителя в «горячем» состоянии энергоблока ВВЭР-1000 или в состоянии реактор на минимально контролируемом уровне мощности приведены в табл. 1.1. Таблица 1.1 Нормы качества теплоносителя НОРМИРУЕМЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ Отклонения от Диапазон допустимых значений Наименование показателя допустимых значений 1 уровень 2 уровень Массовая концентрация Свыше Не более 0,1 Свыше 0,2 хлорид-иона, мг/дм3 0,1 до 0,2 Массовая концентрация Свыше растворенного кислорода, Не более 0,02 0,02 до Свыше 0,1 мг/дм3 0,1 Суммарная концентрация Зоны Г, Д Зоны А, Б и В Зона Е на щелочных металлов на рис. на рис. П1 рис. П1 (К+Li+Na) П1 ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПОКАЗАТЕЛИ Контрольные Наименование показателя уровни Водородный показатель рН 5,8 – 10,3 Массовая концентрация аммиака, мг/дм3, не менее 3,0 Массовая концентрация меди, мг/дм3, не более 0,02 Массовая концентрация железа, мг/дм3, не более 0,1 Массовая концентрация нитрат-иона, мг/дм3, не более 0,2 Массовая концентрация фторид-иона, мг/дм3, не более 0,1 Массовая концентрация нефтепродуктов, 0,5 мг/дм3, не более а) Допустимая продолжительность работы энергоблока в «горячем» состоянии при отклонении одного или нескольких нормируемых показателей в пределах 1 уровня не должна превышать 24 часов с момента обнаружения отклонений. Если в течение 24 часов отклонения не устранены, то энергоблок плавно переводится в «холодное» состояние. б) При достижении нормируемыми показателями второго уровня отклонений энергоблок плавно переводится в «холодное» состояние.

1.3. ВХР второго контура Одна из важнейших задач водного режима второго контура АЭС с ВВЭР борьба с отложениями в парогенераторах. 11

Другой важной задачей водного режима является снижение скорости коррозии всех конструкционных материалов. При этом допустимая скорость коррозии определяет ресурс работы оборудования, который зависит, в том числе, и от концентрации продуктов коррозии, являющимися основными примесями питательной воды. Особенности водного режима определяет одновременное использование во втором контуре оборудования из перлитных сталей, аустенитной нержавеющей стали и медьсодержащих сплавов, обладающих различной коррозионной стойкостью в рабочих средах. Наиболее уязвимым оборудованием второго контура является парогенератор, в котором, вследствие упаривания котловой воды, происходит концентрирование ионогенных примесей, поступающих с питательной водой. Для выполнения поставленных задач ВХР второго контура должен обеспечивать:  минимальное количество отложений на теплообменной поверхности ПГ, в проточной части турбин и в конденсатнопитательном тракте;  предотвращение коррозионных и коррозионно-эрозионных повреждений конструкционных материалов ПГ, оборудования и трубопроводов;  минимально достижимый объем сбросов c концентрацией содержащихся в них примесей, не превышающей предельно допустимой концентрации для водоемов;  снижение общего солесодержания котловой воды в ПГ и особенно содержания хлоридов и сульфатов;  низкое содержание кислорода в конденсате и питательной воде;  стабильное поддержание величины рН питательной воды. Основными возможными источниками загрязнения среды второго контура являются:  добавочная вода после химводоочистки;  присосы воздуха через неплотности в вакуумной части конденсатного тракта;  присосы охлаждающей воды через неплотности в конденсаторах турбины; 12

 протечки сетевой воды в бойлерах теплосети;  конденсат дренажных баков;  продукты коррозии конструкционных материалов оборудования и трубопроводов второго контура. Именно коррозионные проблемы второго контура, невозможность поддержания оптимальных значений рН продувочной воды ПГ и двухфазных сред послужили причиной поиска альтернативных добавок для коррекции величины рН во втором контуре как средства продления срока службы парогенераторов. Коррозионное состояние теплообменных трубок ПГ зависит от количественного и качественного состава отложений на них. Наиболее радикальным из существующих в настоящее время методов предотвращения коррозионного износа теплообменных трубок ПГ является проведение периодических химических промывок ПГ со стороны второго контура. Однако химические промывки ПГ влияют на коррозионное состояние конструкционных материалов ПГ, а также приводят к образованию значительных объемов трудноперерабатываемых жидких радиоактивных отходов, поэтому принятие решения об их проведении должно быть основано на всестороннем анализе состояния поверхностей теплообменных трубок ПГ, их удельной загрязненности и составе отложений. Разработанные и реализуемые в последние годы мероприятия по совершенствованию ВХР второго контура, такие как коррекционная обработка рабочей среды второго контура гидроокисью лития, морфолином, этаноламином, наряду с повышением плотности конденсаторов турбин и вакуумной части конденсатного тракта, внедрением автоматического химического контроля, могут существенно повлиять на процесс образования отложений на теплообменных поверхностях ПГ. Сложность поддержания ВХР второго контура связана с применением для оборудования и трубопроводов второго контура различных конструкционных материалов: аустенитные хромникелевые стали (08Х18Н10Т), углеродистые стали (ст. 20,16 ГС, 10ГН2МФА), медные сплавы (МНЖ5-1). Основными условиями обеспечения необходимого воднохимического режима парогенератора являются: 13

 нормированная чистота воды, соответствующая минимальному содержанию коррозионно- агрессивных примесей;  корректировка химическими добавками качества питательной воды и поддержания в оптимальных пределах значения рН;  возможность предотвращения образования значительных отложений солей и продуктов коррозии на теплообменных трубках и других элементах. 1.4. Применение гидразинно-аммиачного водно-химического режима второго контура Для второго контура АЭС с ВВЭР предусмотрен стандартный ВХР с коррекционной обработкой рабочей среды аммиаком и/или гидразингидратом. Сущность данного режима заключается в подаче в питательную воду гидразина и/или аммиака для достижения нормируемого значения рН с целью снижения коррозии сталей в конденсатнопитательном тракте. Принятый гидразинно-аммиачный водно-химический режим второго контура ВВЭР-1000 сегодня не удовлетворяет требованиям безопасности АЭС ввиду значительной скорости коррозионного износа конструкционного оборудования и выносов продуктов коррозии в парогенератор. Повысить рН с помощью аммиака до значений 9,6−9,8, при которых отмечается заметное уменьшение процесса коррозии различных сталей, в том числе и углеродистой, не представляется возможным по нескольким причинам. Во-первых, во втором контуре широко используется медьсодержащий сплав МНЖ-5-1 (конденсаторы турбин, регенеративные подогреватели). Увеличение концентрации аммиака будет создавать условия интенсивной коррозии этого сплава и высокого выноса окислов меди в ПГ. Кроме того, необходимо учитывать и другие физико-химические характеристики аммиака, негативно влияющие на ВХР, такие как:  уменьшение диссоциации аммиака при повышенной температуре;  высокий межфазный коэффициент распределения;  ухудшение степени очистки конденсата. 14

Аммиак, образующийся во втором контуре в результате термического разложения гидразина, накапливается во втором контуре, а так как аммиак обладает неравномерным коэффициентом распределения в системе вода-пар, то при равном давлении и температуре его концентрация в паре в восемь раз выше, чем в конденсате. Неравномерность распределения аммиака приводит к неоднородности рН в потоках второго контура и ускорению коррозии конструкционных материалов, особенно в области двухфазных сред. Во-вторых, присутствие значительных концентраций аммиака вызывает необходимость постоянной эксплуатации ФСД БОУ даже при отсутствии протечек в конденсаторах ТГ и вспомогательных теплообменниках второго контура. Ограниченность использования аммиака связана также с резким сокращением фильтроцикла конденсатоочистки при увеличении его концентрации в трубном конденсате. При существующем гидразинно-аммачном ВХР в парогенераторах АЭС с ВВЭР наблюдается заметное образование железно-окисных отложений. При достижении отложений величины до 150 г/м2 необходимо проведение специальных химических промывок, требующих больших затрат. Ограниченность применения аммиака во втором контуре усилила поиск альтернативного водно-химического режима, который привел к замене аммиака на морфолин. До недавнего времени большинство АЭС мира с реакторами типа PWR работали с коррекционной обработкой питательной воды морфолином. В России морфолиновый режим был внедрен на Волгодонской АЭС в 2001 году. Он показал ряд преимуществ по сравнению с гидразинно-аммиачным ВХР. 1.5. Морфолиновый режим Морфолин (тетрогидро-1,4-оксазин, диэтиленмидоксид) C4H9NO. Молекула морфолина имеет конфигурацию кресла. Физико-химические свойства морфолина:  органическая бесцветная жидкость, со слабо аммиачным запахом и свойствами слабой щелочи;  плотность 1,002 г/см3(20°); 15

 давление паров 11,1 мм рт. ст. (20°);  насыщающая концентрация 53 мг/л (20°);  смешивается с водой с повышением pH;  растворяется в спирте. Химически устойчив, не реагирует с водой при температуре 280 °С, с 10 % NaOH или концентрированной HCl – до 160 °С, но вступает почти во все реакции, характерные для вторичных аминов. Морфолин – легковоспламеняющаяся жидкость. Для 100 % продукта:  температура воспламенения 310 °С;  температура вспышки 37 °С;  пределы воспламенения – нижний 1,8 %, верхний 10,8 %;  температура кипения 129 °С. Общий характер действия: морфолин обладает общетоксическим действием, вызывает дегенеративные и некротические изменения в печени и почках. Концентрация 43 мг/л вызывает сильное раздражение слизистой оболочки дыхательных путей. При попадании на кожу морфолин вызывает ее раздражение, легкое жжение, при длительном контакте может вызвать ожог. Предельно допустимая концентрация для питьевых водоемов 0,04 мг/л. В промышленности морфолин получают:  по реакции диэтиленгликоля с аммиаком;  дегидратацией диэтаноламина в присутствии серной кислоты или олеума при 180 °C HO(CH2)2NH(CH2)2OH → HN-

-O;

 по реакции бис-(2-хлорэтилового) эфира с избытком аммиака при 150 °C и 12 МПа: Cl(CH2)2O(CH2)2Cl + NH3 → HNПрименение морфолина:  растворитель и ингибитор коррозии; 16

-- -О.-О.

 регулятор pH водных растворов (удобен тем, что практически в равных соотношениях содержится как в жидкой, так и в паровой фазе);  компонент полировочных паст;  компонент составов, наносимых на фрукты для консервации и предотвращения гниения;  абсорбент при очистке газов от сероуглерода;  эмульгатор. 1.6. ВХР второго контура при коррекционной обработке питательной воды морфолином Для поддержания ВХР второго контура ВВЭР-1000 с коррекционной обработкой рабочей среды учитываются следующие параметры:  гидразин-гидрат с концентрацией 1-3 %;  гидроокись лития с концентрацией 30-50,0 мг/кг;  морфолин с концентрацией 1,5 %. Химически обессоленная вода, подаваемая во 2-й контур для заполнения парогенераторов и другого оборудования перед пуском и для подпитки второго контура, соответствует следующим качествам:  удельная электропроводимость (при 25 ºС ) не более 1,2 мкСм/см;  величина рН25 = 5,5-8,0 ед.;  концентрация хлорид-ионов не более 50 мкг/кг;  концентрация кремниевой кислоты не более 20 мкг/кг. Качество ХОВ баков аварийного запаса соответствует следующим требованиям:  удельная электропроводимость (при 25°С) не более 1,2 мкСм/см;  величина рН25 = 5,5-8,0 ед.;  концентрация хлорид-ионов не более 50 мкг/кг;  концентрация кремниевой кислоты не более 20 мкг/кг. Концентрация кислорода в питательной воде после деаэратора не должна превышать 10 мкг/кг.

17

Нормы качества питательной воды парогенератора при эксплуатации энергоблока на энергетических уровнях мощности более 50 % номинальной мощности (Nном) представлены в табл. 1.2. Таблица 1.2 Нормы качества питательной воды парогенератора

Удельная электропровоСвыше 0,3 Свыше 0,5 димость Н< 0,3 до 0,5 до 1,0 катионированной пробы, мкСм/см Концентрация Свыше 10 Свыше 30 < 10 кислорода, мкг/кг до 30 до 50 ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПОКАЗАТЕЛИ Наименование показателя

3 уровень (24 часа→ «холодное состояние»)

2 уровень (24 часа→ МКУ)

1 уровень (7 суток→ 50% Nном)

Наименование показателя

Допустимые значения

НОРМИРУЕМЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ Уровень отклонения от допустимых значений

Свыше 1,0

Свыше 50 Контрольные уровни 8,9 – 9,3 10 2,5 10 2,5 – 4,5

Водородный показатель рН Массовая концентрация железа, мкг/кг, не более Массовая концентрация меди, мкг/кг, не более Массовая концентрация гидразина, мкг/кг, не более Массовая концентрация морфолина, мкг/кг, не более Массовая концентрация нефтепродуктов и масел, 100 мкг/кг, не более Контроль кислорода – после деаэратора. В период перехода на морфолиновый режим допускается повышение концентрации железа до 15 мкг/кг. Контроль меди − за последним по ходу конденсата ПНД

Начало отчета первого уровня начинается с момента обнаружения отклонений и длится в течение 7 дней. За это время необходимо довести значения показателей до требуемых. Если действия персонала не привели к желаемому результату, то следующие 24 ч длится минимально контролируемый уровень, т.е. второй уровень. За это время также необходимо предпринимать 18

меры, которые приведут к стабилизации показателей. Меры, которые должен выполнять персонал, зависят от того, какой показатель не соответствует допустимым значениям. Третий уровень – «холодное состояние», при котором энергоблок останавливают и работники станции принимают меры по установлению причин и устранению неисправностей, которые привели к изменению показателей. При морфолиновом водно-химическом режиме дозировка гидразина производится из расчета поддержания его концентрации в питательной воде не менее 10 мкг/дм3. Концентрация гидразина-гидрата в питательной воде парогенераторов поддерживается более 20 мкг/дм3. рН продувочной воды парогенераторов поддерживается в пределах 8,8-9,4. После насыщения контура морфолином до содержания 2,5-4,5 мг/кг дозировка сокращается из условий поддержания в питательной воде величины рН равной 8,9-9,3. Нормы качества продувочной воды парогенераторов из «солевого» отсека при эксплуатации энергоблока на энергетических уровнях мощности более 50 % от Nном представлены в табл. 1.3. Таблица 1.3 Нормы качества продувочной воды парогенератора

-

19

3 уровень (24 часа→ «холодное состояние»)

< 0,3

2 уровень (24 часа→ МКУ)

Область отклонения от допустимых значений без снижения мощности (15 → 1 уровень)

Удельная электропроводимость Нкатионированной пробы, мкСм/см

1 уровень (7 суток→ 50% Nном)

Наименование показателя

Допустимые значения

НОРМИРУЕМЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ Уровень отклонения от допустимых значений

Свыше 5 до 9

Свыше 9 до 15

Свыше 15

Продолжение табл. 1.3 Свыше Свыше < Свыше 300 Свыше 500 до 1000 до 300 до 500 1500 1000 1500 Концентрация Свыше Свыше < Свыше хлорид-ионов, мкг/кг 100 до 300 до 100 500 300 500 Концентрация Свыше Свыше < Свыше сульфат-ионов, 200 до 600 до 200 1000 мкг/кг 600 1000 ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ ПОКАЗАТЕЛИ Наименование показателя Контрольные уровни Водородный показатель рН 8,5 – 9,4 Концентрация натрия, мкг/кг

1.7. Влияние морфолинового режима на массоперенос продуктов коррозии во втором контуре Протекание коррозии теплообменных труб обусловлено поступлением продуктов коррозии конструкционных материалов второго контура и коррозионно-агрессивных примесей в парогенератор, и, как следствие этого процесса, возникает проблема целостности теплообменных трубок парогенераторов. Поступление продуктов коррозии в питательную воду происходит вследствие коррозии оборудования и трубопроводов конденсатнопитательного и парового трактов второго контура, выполненных, в основном, из углеродистой стали и медьсодержащих сплавов. Морфолин обладает низкой коррозионной агрессивностью по отношению к медьсодержащим сплавам. В отличие от гидразина, морфолин не разлагается при рабочих параметрах второго контура, и после достижения необходимой концентрации морфолина в питательной воде его дозировка прекращается и производится периодически для восполнения потерь реагента с протечками. В условиях герметичного второго контура концентрация морфолина удерживается на стабильном уровне значительное время и не требует дополнительного дозирования реагента, в то время как гидразин выводится из тракта безвозвратно. Морфолиновый водно-химический режим второго контура энергоблока Ростовской АЭС позволил обеспечить: − выравнивание величины рН в потоках второго контура и, как 20

следствие, снижение уровня коррозионно-эрозионного износа оборудования, выполненного из углеродистой стали и концентрации железа в питательной воде, в 2-3 раза;  значительное уменьшение уровня поступления продуктов коррозии в объемы парогенераторов приблизительно с 200 кг до 3060 кг за топливную компанию на один парогенератор, что позволило увеличить время между химическими промывками парогенераторов, сократить тем самым количество отходов и экономические расходы;  снижение концентрации гидразина и аммиака в питательной воде парогенераторов привело к увеличению срока работы ионообменных смол в фильтрах конденсатоочистки и, как следствие – экономии химических реагентов на их регенерацию;  увеличение выноса железа с продувочной водой парогенераторов за счет разрыхления накопленных ранее шламов вследствие моющего эффекта воздействия морфолина, что приводит к уменьшению загрязнѐнности поверхностей металла парогенераторов, а следовательно, снижению риска коррозии. Проблемными вопросами морфолинового ВХР второго контура являются следующие факторы:  образование органических кислот в рабочих средах второго контура в результате окисления морфолина при взаимодействии с кислородом;  снижение фильтроцикла фильтров конденсатоочистки в морфолиновой форме, которые ограничивают использование данного режима и не отвечает полностью требованиям, предъявляемым к следующим показателям:  щелочность;  выход азота в природную среду;  межфазный коэффициент распределения;  термическая устойчивость и др. Принимая во внимание вышеизложенные недостатки морфолинового ВХР, поиски лучшего режима продолжались. На смену морфолиновому режиму был найден, теоретически обоснован и практически испытан этаноламиновый ВХР второго 21

контура реакторов PWR. В России он был внедрен в 2007 году на втором блоке Балаковской АЭС. 1.8. Использование этаноламина в качестве альтернативной коррекционной добавки при ведении ВХР второго контура АЭС с PWR Для уменьшения скорости коррозии углеродистых сталей второго контура АЭС «Kori-1» (Корея) с реактором PWR (587,5 МВт, Франция), имеющего гидразинно-аммиачный режим, был применен альтернативный ВХР с добавлением этаноламина. Эта замена была обусловлена более низким показателем коррозии углеродистой стали (FAC). В качестве тестируемых показателей при введении ВХР второго контура с добавлением морфолина и этаноламина были приняты: pH, удельная электропроводимость, содержание NH3, ацетат-, формиат-, гликолят-, хлорид- и сульфат-ионов. 1.9. Физико-химические характеристики этаноламина Этаноламин относится к классу аминоспиртов – производных углеводородов, в молекулах которых содержатся одновременно амино- (−NH2) и гидрокси-группы (−ОН). Формула: НО−(СН2)2−NH2. Этаноламин (коламин) – густая масляная жидкость, смешивается с водой во всех соотношениях, горючая, имеет резкий аммиачный запах. Обладает сильными основными свойствами. Хорошо растворим во многих органических растворителях и спиртах. Физические свойства этаноламина:  температура кипения 171 ºС;  ПДК в воздухе рабочей зоны 0,5 мг/ м3;  ПДК в воде водоемов 0,5 мг/дм3;  коэффициент распределения Кр между паром и водой Кр25 = 0,04 и Кр300 = 0,489;  молекулярная масса 61 г/моль;  рК25= 4,5; рК300= 6,4.

22

Химические свойства этаноламина: Этаноламин обладает свойствами спиртов и аминов. В присутствии серной кислоты превращается в этиленамин по реакции ОН–(СН2)2–NH2 → H2C–NH–CH2; ОН–(СН2)2–NH2 → Н2С–CH2 → H2C–CH2. OSO3H HNH NH В воде проявляет щелочную реакцию НО–(СН2)2–NH2 + H2O → [НО–(СН2)–NH3]+ + OН–.

Таблица 1.4 Сравнительный вклад морфолина и этаноламина в удельную электропроводимость Н-катионированной пробы сепарата пара СПП, питательной и продувочной воды ПГ

Показатель

Место отбора

Морфолин

Этаноламин

Удельная электропроводимость Н-катионированной пробы

Питательная вода ПГ Продувочная вода ПГ Пар ПГ

0,18 0,36 0,13

0,12 0,28 0,12

Сепарат СПП

0,64

0,47

Приведенные в табл. 1.4 результаты показывают, что при замене морфолинового ВХР на этаноламиновый наблюдается заметное уменьшение удельной электропроводности испытуемых вод. Этаноламин с большей надежностью обеспечивает более низкий показатель удельной электропроводности и более высокий показатель щелочности среды вследствие термической устойчивости и меньшего количества образованных карбоновых кислот. Немаловажный фактор в пользу этаноламина при его выборе в качестве корректирующего агента играет такой показатель, как его воздействие на смолу, обеспечивающую длительность фильтроцикла. Проведенные тесты показали, что срок эксплуатации катионитовой смолы в Н-форме более высокий (3,5 месяца) в этаноламиновом ВХР, чем в морфолиновом (2 месяца). В то же время общий срок эксплуатации катионитовой смолы является одинаковым для обоих режимов. 23

EDF при принятии решения о проведении промышленных испытаний с добавлением этаноламина во второй контур АЭС PWR провел предварительные расчеты по целому ряду направлений, в том числе и по распределению этаноламина по участкам второго контура. Результаты расчетов представлены в табл. 1.5. Таблица 1.5 Предварительные расчеты по распределению этаноламина по участкам второго контура РН25

NH3, мкг/кг

[ЭТА], мкг/кг

[морф], мкг/кг

ЭТА

[морф]

ЭТА

[морф]

pHт

рНт

Концентрация

6,9

110

650

4820

9,07

9,15

8,87

8,96

5,93

110

650

4820

9,07

9,15

6,87

7,08

5,59

100

1200

5000

9,21

9,15

6,07

6,17

5,69

80

2150

5290

9,36

9,14

6,55

6,53

Продувочная вода ПГ

5,61

30

3200

4200

9,46

9,06

6,11

5,99

Сепарат СПП

5,69

20

4640

6090

9,57

9,14

6,73

6,55

Точка отбора Конденсат турбин Конденсат после ПНД Питательная вода после ПВД Конденсат греющих паров ПВД

Примечание. Концентрация морфолина и этаноламина в питательной воде PWR равна 5 мкг/кг и 1,2 мг/кг, соответственно, содержание аммиака 100 мкг/кг, рН ≈ 9,2.

Результаты расчетов показывают, что в двухфазных потоках (конденсате греющих паров ПВД, продувочной воде ПГ и сепарате СПП) рН25 и рНт при дозировании этаноламина выше, чем при дозировании морфолина и ниже в однофазных средах (в конденсате турбин, конденсате после ПНД и питательной воде ПВД). Если принять во внимание, что в двухфазных потоках 24

происходит наибольший эрозионно-коррозионный износ оборудования, то становится очевидным, что этаноламин является предпочтительным по сравнению с морфолином, так как в двухфазных средах он лучше поддерживает щелочную среду, обеспечивающую коррозионное сопротивление материалов. 1.10. Внедрение этаноламинового ВХР на Балаковской АЭС На Балаковской АЭС с 04.09.2006 по 30.08.2007 на энергоблоке № 2 проводилась опытно-промышленная эксплуатация этаноламинового ВХР. По результатам опыта был выполнен анализ коррозионного состояния ПГ. Результаты, полученные в ходе работы этаноламинового ВХР, представлены на рис. 1.2-1.7.

Рис. 1.2. Устойчивое поддержание рН питательной воды

Одним из важных нормируемых и контролируемых показателей качества водного теплоносителя АЭС является водородный показатель. Для уменьшения коррозионных процессов необходимо поддерживать рН ≈ 9,2. Из графика видно, что при использовании гидразинно-аммиачного режима значение рН достигают значения 8,8. А добавление ЭТА дает лучшие результаты, и значение рН питательной воды достигает значения 9,05 − 9,15. 25

Рис. 1.3. Устойчивое поддержание рН продувочной воды ПГ

9,6 9,4 9,2 9 8,8 8,6 8,4 8,2 8

N2H4 c LiOH ЭТА

КН-1

ППГ

КГП ПВД

Рис. 1.4. Влияние аминов на обеспечение величины рН во втором контуре

26

500 400 300 200 100 0 се н. 06 ок т.0 но 6 я. 0 де 6 к.0 ян 6 в. 0 ф 7 ев .0 ма 7 р. 0 ап 7 р. 0 ма 7 й. 0 ию 7 н. 0 ию 7 л. 07 ав г.0 7

Концентрация, мкг/кг

600

Дата Рис. 1.5. Содержание железа и меди на входе СВО-5: верхняя кривая соответствует содержанию железа, нижняя кривая соответствует содержанию меди.

Рис. 1.6. Среднегодовой прирост удельной загрязненности ТОТ ПГ

27

Рис. 1.7. Процентное распределение соединений меди и железа в отложениях на ТОТ ПГ: 87,8 % – содержание железа; 9,5 % – содержание меди; 2,7 % – содержание других примесей; 93 % – содержание железа; 2,9 % – содержание меди; 4,1 % – содержание других примесей

После введения этаноламинового режима на теплообменной поверхности ПГ содержание меди в отложениях снизилось в 3,3 раза. Показано, что замена гидразинно-аммиачного воднохимического режима второго контура АЭС на этаноламиновый позволяет существенно снизить скорость эрозионно-коррозионного износа ответственных элементов второго контура, определяющих уровень допустимой повышенной мощности. 2. РЕАКТОР ВВЭР-1000. СПЕЦВОДООЧИСТКА 2.1. Установка СВО-1 По технологическому назначению и степени загрязнения радионуклидами все воды АЭС можно разделить на три группы: 1. Продувочная вода реактора; 2. Вода слива 1 контура (при водообменах); 3. Организованные протечки 1 контура. Эти воды содержат большое количество борной кислоты (~13 г/л и более) и все корректирующие добавки, введенные в 28

теплоноситель для поддержания водно-химического режима, характеризуются высокой активностью (10-4 ÷ 10-2 Ки/л). Источниками радиоактивных примесей в 1 контуре являются:  продукты коррозии (59Fe, 60Co, 58Co, 54Mn, 51Cr и др.);  радионуклиды разрушенных ТВЭЛов (137Cs, 90Sr, 106Ru и др.);  примеси приточной воды (24Na, 38Cl, 42K и др.);  продукты деструкции ионитов;  ядра отдачи с поверхностей, работающих в нейтронном поле реактора;  корректирующие добавки (T, 42K, 16N). Основные радионуклиды, образующиеся в теплоносителе и конструкционных материалах действующего реактора, представлены в табл. 2.1. Таблица 2.1 Ядерно-физические характеристики радионуклидов Радионуклид 16

N F 19 O 3 H 3 H 3 H 3 H 24 Na 22 Na 38 Cl 51 Cr 54 Mn 59 Fe 58 Co 60 Co 65 Zn 95 Zr 95 Nb 18

Реакция образования (n, p) (p, n) (n, γ) (n, γ) (n, α) (n, 2α) (n, n, α) (n, γ) (n, 2n) (n, γ) (n, γ) (n, p) (n, γ) (n, p) (n, γ) (n, γ) (n, γ) (n, γ)

Сечение образования σ, см-1 1,910−5 810−6 2,110−4 5,710−4 945 0,02 71 0,53 6,010−6 0,56 16,6 6,510−2 1,1 910−2 20 0,47 7,510−3 –

29

Т½

Тип распада

7,38 с 111 мин 29 с 12,3 г 12,3 г 12,3 г 12,3 г 14,9 ч 2,6 г 37,7 мин 27,8 сут 303 сут 45 сут 71 сут 5,26 г 245 сут 65 сут 35,1 сут

β−, γ β+, γ β−, γ β− β− β− β− β−, γ + β , γ, э.з. β−, γ γ γ β−, γ β+, γ β−, γ β+, э.з. β−, γ β−, γ

Удельную активность теплоносителя в равновесных условиях без учета влияния системы очистки рассчитывают по следующей формуле: 1  exp(λ i   ) , (2.1) Ai     ai  N i  1  exp(λ i  T ) где  – усредненная плотность потока нейтронов деления в зоне облучения, nº/см2с;  ai – сечение активации, см2; N i – ядерная плотность материнского изотопа, см-3; λ i – постоянная распада образующегося нуклида, с-1;  – время пребывания теплоносителя в зоне облучения, с; T – период циркуляции теплоносителя, с. Удельную активность нуклида, образовавшегося в материале конструкции, без учета выгорания ядер, определяют из выражения: A  n      1  exp λ  tc  expλ  ts  , распад/сг. (2.2) Здесь n – число ядер на 1 г мишени; t c – время облучения, с;

ts – время выдержки после останова реактора, с. Остальные символы соответствуют принятому в выражении (2.1). Большое количество радионуклидов, продуктов коррозии, растворенных солей, коллоидных и грубодисперсных продуктов, образующихся и поступающих с подпиточными водами в 1 контур, отрицательно влияют на работу и техническое состояние энергоблока и могут привести к преждевременному останову и выводу из эксплуатации реактора. Повышенный γ-фон, производимый радионуклидами, увеличивает дозовые нагрузки на обслуживающий персонал, особенно в периоды останова реактора и проведения ППР. Исходя из вышеизложенного, можно логично заключить, что для поддержания требуемого качества воды 1 контура необходима еѐ очистка. Очистные установки должны не только обеспечивать требуемую чистоту теплоносителя, но и одновременно выполнять функции регулятора нормируемых показателей качества воды. Учитывая специфику загрязнений 1 контура, системы очистки реакторной воды базируются, главным образом, на ионообменных фильтрах, сочетающих одновременно функции механических фильтров. 30

2.2. Назначение системы СВО-2 Система очистки оргпротечек и продувочной воды 1 контура предназначена для:  очистки продувочной воды 1 контура и вод оргпротечек от продуктов коррозии (растворенных и дисперсных), осколков деления ядерного топлива (в случае повреждения ТВЭЛов), примесей в виде ионов и посторонних примесей, поступающих в 1 контур с подпиточной водой и дозируемыми коррекционными реагентами;  для плавного регулирования концентрации щелочных металлов (Na, K, Li) и аммиака в 1 контуре;  выведения избыточной щелочности из теплоносителя, а также для удаления борной кислоты из теплоносителя в конце кампании. СВО-2 состоит из двух технологических ниток. В каждой нитке один из катионитовых фильтров загружается катионитом в Н+-форме, другие – в (NH4++K+)-форме. Анионитовый фильтр эксплуатируется в борной или ОН−-форме. Анионитовый фильтр в борной форме предназначен для очистки теплоносителя от анионов различных примесей и радионуклидов, находящихся в анионной форме: R-N(CH3)3H2BO3 + An− → R-N(CH3)3 An + H2BO3−. Из приведенной реакции обмена видно, что борная кислота, находящаяся в теплоносителе, не может быть выведена анионитом, находящимся в борной форме. Для ее вывода из теплоносителя в конце кампании необходимо использовать анионит, находящийся в ОН−-форме: R-N(CH3)3ОН + H2BO3− → R-N(CH3)3H2BO3 + ОН−. Катионитовый фильтр в форме (NH4++K+) предназначен для очистки теплоносителя от различных катионов, находящихся в виде примесей в теплоносителе: R-SO3NH4 + Kat+ → R-SO3Kat + NH4+; R-SO3K + Kat+ → R-SO3Kat + K+. Из приведенных реакций обмена видно, что очистить теплоноситель от катионов NH4+ и K+ не представляется возможным в случае нахождения катионита в K+ и NH4+ формах. Для этой цели другой катионит должен находиться в Н+-форме: 31

R-SO3Н + K+ → R-SO3K + Н+; R-SO3Н + NH4+ → R-SO3NH4 + Н+. Таким образом, сочетанием ионитов, находящихся в разных формах, поддерживают, с одной стороны, необходимую концентрацию корректирующих добавок в 1 контуре, а с другой стороны, нормируемую чистоту теплоносителя. Замена фильтрующего материала производится после пропускания ~ 80 тыс. объемов воды через один объем ионитов или после их полного истощения, что определяется по результатам химических анализов фильтрата. Характеристика ионообменных смол, загружаемых в фильтры системы СВО-2, представлен в табл. 2.2. Таблица 2.2 Характеристики ионообменных смол Марка ионита КУ-2-8 чс АВ-17-8 чс Сферические зерна желтого или желто-коричневого цвета

Показатель Внешний вид Фракционный состав набухшего ионита, мм Содержание рабочей фракции, % не менее Насыпная масса набухшего ионита в исходной форме (Н+, ОН−), т/м3 Содержание хлорид-иона, мг/дм3, не более ДОЕ, кг-экв/м3 Форма товарного ионита

0,4 – 1,25

0,4 – 1,25

95,0

95,0

0,75 – 0,80

0,74

0,03

0,005

1,3 Н+ (водородная)

0,9 ОН− (гидроксильная)

При нормальной работе энергоблока постоянно производится продувка 1 контура с расходом 15–25 м3/ч. Продувочная вода охлаждается за счет регенеративного теплообмена до температуры 40–50 ºС. После охлаждения продувочная вода направляется на СВО-2. Давление в системе СВО-2 поддерживается на уровне 16 кгс/см2. Из двух параллельных ниток системы в работе постоянно находится одна нитка фильтров. Вторая нитка фильтров в это время находится в резерве. Включение второй нитки в работу в 32

параллель с первой производится в режиме увеличения расхода продувочной воды первого контура до величины более 30 т/ч. Кроме того, в случае вывода рабочей нитки на регенерацию или ремонт в работу также включается резервная нитка. При эксплуатации системы СВО-2 контролируются перепады давления на фильтрах работающей нитки. Они не должны превышать:  для катионитового фильтра – 1,0 кгс/см2;  для анионитового фильтра – 0,8 кгс/см2;  для фильтра-ловушки ионитов – 0,5 кгс/см2. Отключение на регенерацию рабочей нитки фильтров производится при достижении любого из следующих показателей:  увеличение величины рН свыше 6,5 на выходе катионитового фильтра при совместной работе катионитового и анионитового фильтров;  содержание ионов натрия после катионитового фильтра 1 мг/кг и более;  содержание продуктов коррозии после катионитового фильтра более 0,2 мг/кг;  содержание хлорид-иона после анионитового фильтра 0,1 мг/кг и более. Регенерация ионитов производится для катионитового фильтра подачей 5 % раствора азотной кислоты HNO3. Для анионитового фильтра регенерация проводится подачей 5 % раствора щелочи КОН. 2.3. Назначение установки СВО-3 Установка СВО-3 предназначена для очистки трапных вод от механических и химических примесей, в том числе от продуктов радиоактивного распада. Установка включает в себя две нитки выпарных аппаратов и ионообменных фильтров. Каждая нитка установки включает следующее оборудование:  выпарной аппарат;  конденсатор-дегазатор;  дефлегматор;  регенеративный теплообменник;  теплообменник охлаждения дистиллята;  насосы деаэрированной воды; 33

 фильтры механической очистки;  катионитовый фильтра марки КФ-38;  анионитовый фильтр марки АФ-39;  контрольные баки дистиллята;  теплообменник охлаждения конденсата;  монжюс кубового остатка выпарного аппарата;  аммиачная колонка. Дистиллят, получаемый в результате переработки трапной воды на выпарных аппаратах установки СВО-3, используется для создания и поддержания необходимого запаса «чистого» конденсата. Основные технические характеристики оборудования СВО-3. Выпарной аппарат предназначен для выпаривания водных растворов и очистки образующегося вторичного пара. Производительность по вторичному пару составляет 6120 кг/ч. Выпарной аппарат включает в себя греющие камеры, сепараторы, барботажные тарелки, набивку колец Рашига, переливные трубы, опускную трубу, пробоотборник. Технические данные выпарного аппарата приведены в табл. 2.3. Таблица 2.3 Характеристики выпарного аппарата Характеристика Диаметр трубок греющей камеры, мм Теплопередающая поверхность, м2 Производительность по вторичному пару, кг/ч Рабочее давление, кгс/см2: - в греющей камере, - в скруббере Объем геометрический, м3 Объем при среднем уровне, м3

Значение 38 150 6120 2,5 0,4 20 5,5

Конденсатор-дегазатор служит для конденсации вторичного пара и его дегазации. Он состоит из конденсационного теплообменника с поверхностью теплообмена 58,6 м2 и испарителя с поверхностью нагрева 0,4 м2. В головке испарителя имеется насадка из колец Рашига. Технические характеристики конденсаторадегазатора приведены в табл. 2.4. 34

Таблица 2.4 Характеристики конденсатора-дегазатора Величина параметра Наименование параметра Среда Объем, м3 Расход технической воды, м3 Температура, ºС - начальная - конечная Рабочее давление, кгс/см2 Диаметр трубки, мм: - наружный, - внутренний Число трубок, шт. Длина трубки, мм Габаритная длина конденсатора, мм

В трубном пространстве

В межтрубном пространстве

В змеевике испарителя

Техническая вода 1,7

Пар, дистиллят 0,45

Греющий пар 0,0006

150-300

−

−

12÷32 30÷50

104 104

138 136

3,5

0,4

3,5

25 20 450 1440

− − − − −

25 20 3 витка 2205 −

1938

Регенеративный теплообменник предназначен для подогрева подаваемой на переработку исходной воды и одновременного охлаждения конденсата вторичного пара. По конструкции представляет собой противоточный теплообменник. Теплообменник-доохладитель дистиллята предназначен для снижения температуры дистиллята перед подачей его на ионообменные фильтры установки СВО-3. Насосы деаэрированной воды предназначены для перекачивания химически активных и нейтральных жидкостей, 3 производительностью 8 м /ч и давлением в рабочей точке 6,0 кгс/см2. Качество перекачиваемой среды:  содержание твердых включений, не более – 0,1 %;  размеры твердых частиц, не более – 0,2 мм; 35

 плотность перекачиваемой жидкости – ≤1850 кг/м3;  вязкость, не более – 10 спз;  температура – 40÷200 ºС. Фильтры механической очистки воды предназначены для очистки дистиллята от органических и механических примесей. Фильтры загружены катионитом КУ-2-8 чс. Основные характеристика механических фильтров очистки воды:  наружный/внутренний диаметр корпуса фильтра – 1020/1000 мм;  габаритная высота – 3142 мм;  основной материал корпуса – сталь 0Х18Н10Т;  полный объем – 2,01 м3;  рабочее давление – 8,0 кгс/см2;  номинальная пропускная способность – 6,0÷20 м3/ч. Катионитовый фильтр КФ-38 предназначен для очистки дистиллята выпарных аппаратов от катионов солей жесткости. Конструкция этих фильтров аналогична конструкции механических фильтров. Фильтры загружены катионитом марки КУ-2-8 чс. Высота загрузки 1500 мм, скорость фильтрования 20–30 м/ч. Катионитовые фильтры установки СВО-3 снабжены системой подачи регенерирующих растворов и гидровыгрузки фильтрующего материала. Анионитовый фильтр предназначен для поглощения кислотных остатков, образующихся при Н-катионировании исходной воды, и получения обессоленного дистиллята. Конструкция анионитовых фильтров аналогична конструкции механических фильтров. Анионитовые фильтры загружены анионитом АВ-12-8 чс. Эти фильтры снабжены системой подачи регенерирующих растворов и системой гидровыгрузки фильтрующего материала так же, как и катионитовые фильтры. Контрольные баки дистиллята имеют полезный объем 70 м3 каждый. Предназначены для приема и «сортировки» дистиллята выпарных аппаратов в зависимости от его активности и химического состава. Они изготовлены из нержавеющей стали марки 08Х18Н10Т. Дистиллят из баков в случае отсутствия в нем радионуклидов подается в систему подпитки 1 контура или сбрасывается в баки собственных нужд. 36

Монжюс предназначен для сбора и перекачки кубового остатка в емкость кубового остатка промежуточного узла очистки ЖРО. Объем монжюса 0,5 м3. Аммиачная колонка предназначена для выведения аммиака из сдувки конденсатора-дегазатора. Принцип действия колонки основан на ректификации водно-аммиачной среды. Технические характеристики аммиачной колонки:  производительность по пару – 200÷400 кг/ч;  внутренний диаметр – 300 мм;  число тарелок – 5 шт.;  расчетная степень отгонки аммиака – 10. 2.4. Установка СВО-4 Установка предназначена для очистки от механических, ионных и коллоидных примесей воды бассейна выдержки и баков запаса борной кислоты, которые можно рассматривать как единую технологическую составляющую. Вода бассейнов выдержки в процессе работы энергоблока загрязняется стабильными и радиоактивными продуктами коррозии и механическими и коллоидными примесями. Источниками такого загрязнения могут служить тепловыделяющие сборки, с которых смываются продукты коррозии, конструкционные материалы бассейнов выдержки, примеси воды, дезактивирующие вещества, ПАВ и моющие химические реагенты, применяемые для мытья центрального зала, а также продукты распада топлива в случае разгерметизации ТВЭЛов. Практика показывает, что активность воды бассейнов выдержки может достигать 10-6 ÷ 10-5 Ки/л. Помещенные в бассейн выдержки ТВС выделяют тепло и разогревают воду до температуры, превышающей безопасную. С целью избежания такого явления часть воды бассейна выдержки (продувочной воды) циркулирует через теплообменники, охлаждаемые технической водой. При этом обслуживающим персоналом строго соблюдается условие: давление охлаждающей воды, по условиям радиационной безопасности, должно быть больше давления воды бассейна выдержки. В случае появления неплотностей в теплообменниках техническая вода через них 37

поступает в бассейн выдержки, а не наоборот, что могло бы служить причиной радиоактивного загрязнения технологического оборудования. В этом случае имеет место негативный момент. Он заключается в том, что все примеси Ca2+, Mg2+, Na+, Cl–, SO42– и другие, содержащиеся в технической воде, переходят в бассейн выдержки, что, в свою очередь, требует дополнительной очистки воды бассейна. Баки запаса борной кислоты заполняются раствором борной кислоты, который используется при заполнении бассейнов выдержки и, при необходимости, для аварийной подпитки 1 контура. Содержание H3BO3 в растворе поддерживается на уровне 12 г/кг и более. Предельно допустимая концентрация примесей, поступающих в баки аварийного запаса борной кислоты, не должна превышать норм, предъявляемых к теплоносителю первого контура, представленных в табл. 2.5. Таблица 2.5 Нормы качества воды баков аварийного запаса борной кислоты и бассейнов выдержки Нормируемые показатели рН Прозрачность – [Cl ] [H3BO3] [NH3]

Единицы измерения ед. % мкг/кг г/кг мг/кг

БАЗ борной кислоты ≥ 5,5

– ≤ 0,1 1 ÷ 13 10 ÷ 50

Вода бассейна выдержки ≥ 5,5 ≤ 90 ≤ 0,15 1 ÷ 13 10 ÷ 50

Для поддержания качества воды в бассейне выдержки и в баках аварийного запаса борной кислоты предусмотрены системы очистки, не имеющие отличий для всех блоков. Система очистки включает в себя следующее оборудование:  насос подачи воды отсеков бассейнов выдержки на установку очистки;  насос подачи борного раствора в бассейн выдержки;  насос подачи борного раствора из баков запаса на установку очистки;  механический фильтр установки очистки МФ-41;  катионитовый фильтр КФ-42; 38

 анионитовый фильтр АФ-43. Установка работает периодически. Охлаждение воды бассейнов выдержки производится до температуры 30 – 50 ºС. При более высокой температуре происходит усиленное испарение воды из бассейна и ухудшение радиационной обстановки. Контролируемые параметры воды бассейна выдержки представлены в табл. 2.6. Таблица 2.6 Контролируемые параметры воды бассейна выдержки Наименование параметра Расход воды на установку Перепад давления на фильтрах Температура воды перед установкой Расход кислоты на регенерацию катионита Расход щелочи на регенерацию анионита Расход промывочной воды на фильтры

Единицы измерения м3/ч кгс/см2

ºС

Номинальное значение 40 менее 0,1 40 – 50

м3/ч

4

3

4 10

м /ч м3/ч

В режиме работы фильтров качество очищенной воды должно отвечать следующим нормам:  после механического фильтра: прозрачность ≥ 85 %;  после катионитового фильтра: рН ≤ 5;  после анионитового фильтра: рН ≥ 6,0–6,5. Регенерация фильтров проводится 5 % азотной кислотой и 4 % раствором едкого калия. Отмывка ионитов от продуктов регенерации осуществляется конденсатом и заканчивается при достижении рН = 8÷9 и концентрации хлорид-ионов ≤ 50 мкг/кг. Отличительной особенностью установки СВО-4 является увеличенная площадь фильтрования механического фильтра, необходимая для более качественной очистки от коллоидных и механических примесей. 2.5. Назначение системы СВО-5 Система очистки воды непрерывной и периодической продувки парогенераторов предназначена для очистки охлажденной продувочной воды парогенераторов от химических и механических 39

примесей, в том числе и радиоактивных, поддержания параметров водно-химического режима второго контура и возврата очищенной продувочной воды парогенераторов в конденсато-питательный тракт второго контура. Производительность установки 30 т/ч при работе в нормальном режиме и 40 т/ч при работе в интенсивном режиме. В систему СВО-5 входит по одной нитке оборудования на блок и одна резервная нитка на все блоки. В системе применяются иониты только органического происхождения – сополимеры, наиболее устойчивые в механическом и химическом отношении: сильнокислотный катионит КУ-2-8 чс и сильноосновный анионит АВ-17-8 чс. Очистку продувки от механических примесей обеспечивает механический фильтр. В качестве фильтрующего материала в нем используется катионит. Величина продувки парогенератора изменяется от 0,5 % в установившемся режиме работы до 1,0 % в переходных режимах. Продукты коррозии, в отличие от растворимых солей, с продувочной водой полностью не выводятся и накапливаются в парогенераторе в виде отложений и шлама на внутренних поверхностях. При пуске и останове ЯППУ происходит частичный смыв продуктов коррозии за счет тепловых и гидравлических возмущений, и их содержание в продувочной воде повышается в тысячи раз. В этом случае необходимо значительно увеличить продувку, более 10 % от паропроизводительности, но такая нагрузка сопряжена с большими техническими трудностями. Расчетная производительность СВО-5 при непрерывной работе – 23,4 т/ч, а с учетом периодической продувки – 27 т/ч. В механические фильтры могут быть загружены такие фильтрующие материалы, как сульфоуголь, активированный уголь, нерегенерируемые катиониты. На зарубежных АЭС в ряде случаев для механического фильтрования используются электромагнитные фильтры. В случае идеальной очистки турбинного конденсата перспективны для осветления высокотемпературные сорбенты. При отклонении от нормы качества продувочной воды после ионообменных фильтров, их отключают для проведения регенерации, включая в работу резервную нитку фильтров. 40

Очищенная на фильтрах вода должна отвечать показателям качества:  после механического фильтра рН = 7÷10; прозрачность 85 %;  после катионитового фильтра рН < 7; Жо ≤ 3 мкг-экв/кг; NH3 отсутствует;  после анионитового фильтра рН > 6,5; Сl- ≤ 50 мкг/кг; SiO2 ≤ 5000 мкг/кг; ∑А ≤ 3∙10-10 Ки/л. Катионит регенерируют 5 % раствором азотной кислоты, анионит регенерируют 5 % раствором едкого натра. Отрегенерированные смолы отмывают «чистым» конденсатом до получения результатов анализа:  после катионитового фильтра рН = 4,0÷4,5; Жо ≤ 3 мкг-экв/кг;  после анионитового фильтра рН = 8,0÷9,0; Сl- ≤ 50 мкг/кг. 3. РЕАКТОР РБМК-1000 3.1. Источники загрязнения питательной воды В процессе эксплуатации ядерных энергетических установок в пароводяной тракт непрерывно поступают различные примеси, загрязняющие теплоноситель. Работа АЭС основана на применении ядерного топлива, процесс деления которого сопровождается образованием новых радионуклидов. Таковыми являются продукты деления урана, а также активизированные продукты коррозии конструкционных материалов основных контуров АЭС. Изменение температуры и давления водного теплоносителя при эксплуатации АЭС определяют поведение примесей в пароводяном тракте. Так как контур циркуляции замкнут, то рассмотрим поступление примесей в питательную воду. Питательная вода включает в себя следующие потоки:  конденсат турбин – 88,0 %;  конденсат отборного пара (ТК, СПП, ПНД) – 10,8 %;  подпиточная вода – 1,0 %;  добавочная вода – 0,2 %. 41

Причиной загрязнения конденсата турбин являются следующие процессы:  поступление примесей с паром из КМПЦ в конденсат турбин;  присосы охлаждающей воды в конденсаторах, присос воздуха в вакуумную систему турбин;  коррозия конструкционных материалов;  радиолиз воды;  выход продуктов деления ядерного топлива в реакторную воду в результате разгерметизации оболочек ТВЭЛов;  поступление примесей с добавочной и подпиточной водой. Недостатком тепловой схемы одноконтурной АЭС с РБМК является загрязненность вырабатываемого реактором пара радиоактивными примесями, переходящими в пар из реакторной воды. Загрязнение насыщенного пара является практически единственной причиной поступления в конденсат радионуклидов. При многократной циркуляции разделение пароводяной смеси, поступающей в БС, никогда не бывает полным. Насыщенный пар, выходя из барабана, увлекает с собой некоторое количество капелек реакторной воды вместе с содержащимися в ней растворенными солями. При внезапном снижении давления в реакторе может наблюдаться значительное кратковременное ухудшение качества пара вследствие бросков реакторной воды, вызванных набуханием и бурным вскипанием ее. Такое же явление наблюдается при значительном повышении уровня в БС. Примеси кипящей в реакторе воды переносятся в пар с каплями испаряемой воды, уносимой насыщенным паром (механический или капельный унос). Поэтому контроль качества пара ведется по его влажности. Кроме того, примеси кипящей воды переносятся в пар за счет их растворимости (избирательный унос). Количественной характеристикой растворимости различных соединений в насыщенном паре является коэффициент распределения Кр, представляющий собой отношение концентраций растворенных в паре и воде веществ. Также молекулы растворенного газа легко переходят в водяной пар. Например, при давлении 10 МПА в насыщенном паре кислорода будет содержаться в 100 раз больше, чем в кипящей воде (Кр ≈ 100). 42

Основным источником загрязнения питательной воды в КПТ являются присосы охлаждающей воды при негерметичности трубок в конденсаторах. Присосы охлаждающей воды в конденсаторах являются основным источником загрязнения конденсата водорастворимыми солями. Загрязнение теплоносителя может значительно колебаться в результате присосов охлаждающей воды. Присос воздуха через неплотности вакуумной системы – основной источник загрязнения конденсата растворенным кислородом. При нормальной гидравлической плотности конденсаторов величина присосов охлаждающей воды составляет 0,003-0,005 % от расхода пара в КНД (12-20 кг/ч). Удельная электропроводимость при этом составляет не более 0,3 мкСм/см. При обрыве одной из почти 13000 трубок поступление присосов в конденсат может увеличиться до 3000 кг/ч, а при разрыве 5 трубок в течение 2-3 суток произойдет «захлебывание» конденсатоочистки и вынужденный останов турбины. В условиях эксплуатации проводится постоянный контроль величины присосов после КНД по солесодержанию или удельной электропроводимости, чтобы своевременно принимать меры для ликвидации опасных присосов. С присосами в основной конденсат в КНД поступает большое количество солей жесткости. Коррозионные процессы конструкционных материалов являются основным источником загрязнения конденсата тяжелыми металлами: железом, медью, цинком, хромом, никелем, кобальтом и др. Основной причиной коррозии является наличие в конденсате кислорода. Его влияние особенно сказывается при нейтральном водном режиме на коррозии трубок конденсаторов, выполненных из медных сплавов. В результате воздействия среды, содержащей агрессивные агенты (кислород, угольная и другие кислоты, щелочи и пр.), происходит коррозионное разрешение металла или сплава вследствие электрохимических и химических процессов. Электрохимическая коррозия приводит к выделению из воды твердых веществ (отложений). Химическая коррозия приводит к выделению взвешенных частиц (шлама). Вблизи теплопередающей поверхности концентрация примесей возрастает на несколько порядков, и поэтому создаются условия для образования отложения и развития коррозионных процессов. 43

При этом часть примесей может выделяться в твердую фазу на внутренних поверхностях нагрева (на ТВЭЛах, КНД, СПП, ПНД), образуя накипи. Химический состав отложений определяется конструкционным материалом КМПЦ и (в большей степени) КПТ. Основную массу отложений (более 70%) составляют окислы железа в виде γ-Fe2O3, далее следуют окислы никеля, хрома, меди. Наиболее интенсивный рост отложений происходит в первые 2000 часов работы реактора после пуска. В этот период работы поступает большое количество продуктов коррозии, так как высокотемпературная окисная защитная пленка на поверхности оборудования отсутствует. Проведенные исследования показали сходство по составу циркулирующих в теплоносителе и находящихся в отложениях на поверхности ТВЭЛов продуктов коррозии. Отсюда следует, что происходит непрерывный массообмен и массоперенос активных продуктов коррозии с ТВЭЛов и осаждение их на поверхности оборудования. Примеси, находящиеся в воде при различных физико-химических процессах, ведут себя по-разному. Одни вещества, выделяясь из раствора в виде твердой фазы, кристаллизуются на поверхностях нагрева или охлаждения и при этом образуют прочную плотную накипь; треть оставшихся частиц выпадают в толще воды в виде взвешенных шламовых частиц. Частицы, образующие шлам, откладываются в застойных зонах. При резких температурных колебаниях в стенках парообразующих труб накипи отслаиваются потоком циркулирующей воды и переходят в шлам. В свою очередь, шлам, находящийся в циркуляционной воде, образует вторичные накипи на теплопередающих поверхностях. Отложения на поверхностях ТВЭЛ повышают температуру оболочки ТВЭЛ выше допустимой, что снижает надежность их работы и повышает опасность их расплавления. Перегрев оболочек ТВЭЛов приводит к их растрескиванию и образованию микротрещин. Интенсивность образования отложений зависит от ряда факторов:  концентрации и ионного состава примесей в теплоносителе;  растворимости веществ в воде и паре при рабочих параметрах ядерной энергетической установки;  массообмена на греющей поверхности; 44

 теплового и гидродинамического режимов работы оборудования;  физико-химических превращений веществ в условиях радиации. Вода и пар при взаимодействии с элементами конструкций могут частично растворять их (коррозионное повреждение), а затем осаждать продукты коррозии. В результате коррозионного повреждения образуются свищи, трещины. Распространенными химическим агентами являются кислород, хлориды натрия и калия, карбонаты кальция и магния и др. Наиболее трудно предотвратить загрязнение вод продуктами коррозии, откладывающимися в реакторном контуре на поверхностях активной зоны. Ежесуточно в КМПЦ образуется 60÷90 г продуктов коррозии. С питательной водой в КМПЦ поступает 300÷500 г/сутки продуктов коррозии в виде шлама. В переходные периоды работы реактора вынос отложений из активной зоны в КПТ увеличивается в 3-4 раза. Для КМПЦ наиболее характерными являются отложения:  сложные силикатные, содержащие 40-50 % H2SiO3, 5-10 % Na2∙[Na2O∙FeO3∙SiO2] и продукты коррозии конструкционных материалов;  окислы железа и шпинелей сложного состава [FeNi]∙O, [Fe2∙Cr]∙O3 и др.;  медные, образующиеся в зоне электрохимической коррозии CuO. Ограничения поступления продуктов коррозии достигают выбором коррозионно-стойких конструкционных материалов, оптимальным водно-химическим режимом и глубокой очисткой воды контуров. В мощных радиационных полях, создаваемых в активной зоне реакторов, небольшое количество воды подвергается радиолитическому разложению (радиолизу) – возбуждению молекул воды и их ионизации с образованием промежуточных незаряженных радикалов Н∙ и ОН∙. В результате радиолиза образуются Н2, О2, Н2О2 (перекись водорода). Образуемые в РБМК газы – радиолитический кислород и водород – энергично переходят в пар. Повышение концентрации О2 в воде КМПЦ за счет радиолиза приводит к коррозии аустенитной стали и циркониевых сплавов, перекись водорода способствует образованию защитной окисной пленки Fe3O4. 45

Кислород 16О, образовавшийся в результате радиолиза воды в активной зоне, является одним из источников образования радионуклидов 16N, активность которого достаточно высока. Загрязнение вод другими радионуклидами происходит вследствие активации продуктов коррозии конструкционных материалов и разгерметизации и разрушения ТВЭЛов. Причинами разгерметизации и разрушения ТВЭЛов являются следующие процессы:  коррозия под напряжением, вызванная воздействием продуктов деления йода и цезия, концентрация которых возрастает по мере выгорания;  эрозионные, кавитационные и вибрационные воздействия со стороны теплоносителя, связанные с технологическими режимами работы блока;  образование отложений и накипи на оболочках ТВЭЛов;  коррозия циркониевых сплавов под действием агрессивных агентов (примесей теплоносителя). Источником поступления продуктов деления в циркуляционную воду может также быть загрязнение оболочек ТВЭЛов окислами урана при изготовлении. В РБМК разгерметизация оболочек ТВЭЛов приводит к поступлению радионуклидов в циркуляционную воду, активность которой значительно возрастает. В результате этого активируется оборудование, что представляет большую опасность для обслуживающего персонала. С повышением активности теплоносителя растет активность пара, а это неизбежно приводит к созданию опасной радиационной обстановки в машинном зале. Продукты коррозии, отложившиеся в активной зоне реактора, активируются в нейтронном поле. При последующем выносе продуктов коррозии и распространении их по контуру циркуляции появляются источники радиоактивного излучения за пределами активной зоны, действие которых не прекращается и после останова реактора. Радиационная обстановка на оборудовании основного контура циркуляции после останова реактора на 90 % обусловлена наличием 60Со. Во время работы реактора основным источником активности вне активной зоны являются короткоживущие радионуклиды, 46

которые образуются за счет активации воды и примесей, циркулирующих вместе с водой через активную зону. Современные технологии и схемы водоподготовки позволяют получить воду высокой степени чистоты с весьма малыми концентрациями примесей. Несмотря на это, часть примесей попадает в реактор и активируется в нейтронном поле. В результате реакции активации примесей образуются радионуклиды, не являющиеся продуктами коррозии, обладающие периодом полураспада от нескольких секунд до нескольких лет. Характерно образование радионуклидов 24Na, 31Si и др. Спустя несколько суток после останова реактора активность КМПЦ определяется содержанием радионуклидов коррозионного происхождения, так как при эксплуатации идет непрерывное накопление в контуре продуктов коррозии. Продукты деления урана в большинстве своем находятся в газообразном состоянии или образуют аэрозоли. При разрушении или разгерметизации ТВЭЛов газообразные продукты деления (Xe, Kr) поступают в кладку реактора или циркуляционную воду. То же самое, только в большей степени, происходит при извлечении разрушенных ТВС. Газообразные и аэрозольные продукты деления разносятся азотно-гелиевой смесью по всему газовому контуру и через неплотности проникают в производственные помещения. При поступлении продуктов деления газообразные радионуклиды разносятся паром по системам машинного зала и через неплотности в оборудовании проникают вместе с паром в производственные помещения. Криптон и ксенон при испускании β-частицы переходят в радионуклиды рубидия и цезия. Газообразный йод при снижении температуры переходит в твердое состояние. Радиоактивные частицы оседают на наружной поверхности технологических трубопроводов и оборудования, на стенах, полах, увеличивая радиоактивный фон в помещениях АЭС. Радиоактивные аэрозоли, рассеянные в воздухе производственных помещений, оказывают вредное воздействие на обслуживающий персонал. Вода первичного заполнения, а также подпиточная вода содержит газы и растворенные соли в небольших концентрациях. Подпитка блока осуществляется в конденсаторы турбин, поэтому все примеси, содержащиеся в подпиточной или добавочной воде, 47

поступают в конденсат. Наиболее распространенными из них являются хлориды натрия и калия, сульфаты и карбонаты кальция и магния, кремниевая кислота, ионы железа, кислород, двуокись углерода, масла. Конденсат турбин является основной составляющей питательной воды, поэтому качество питательной воды зависит от качества конденсата. Примеси с питательной водой попадают в КМПЦ, где происходит многократное упаривание воды, что приводит к увеличению концентрации растворенных в ней солей примерно в 10 раз. К реакторной и питательной воде предъявляются высокие требования, чтобы предотвратить образование отложений на ТВЭЛах, обеспечить минимальную скорость коррозии оборудования и снижение дозы облучения персонала. 3.2. Водно-химический режим АЭС с реактором РБМК-1000 Водно-химический режим станции (ВХР) – это система организационно-технических мероприятий, направленных на обеспечение и поддержание норм качества водного теплоносителя и допустимого состояния внутренних поверхностей оборудования основного контура в целях достижения безаварийной и экономичной работы оборудования в течение проектного срока эксплуатации. ВХР – комплекс мероприятий и систем, направленных на обеспечение оптимальных водных режимов основного и вспомогательных контуров АЭС, чтобы обеспечить:  безопасный уровень отложений на теплопередающих поверхностях (СПП, ПНД, оболочки ТВЭЛ) – не более 100 мкм за 20000 часов работы;  коррозионную стойкость конструкционных материалов основного пароводяного тракта;  качество насыщенного пара, не вызывающего отложений в проточной части турбины. На АЭС с РБМК-1000 принят нейтральный бескоррекционный ВХР без подавления радиолиза воды. Особенностями данного ВХР являются:  отсутствие корректирующих добавок в теплоноситель; 48

 отсутствие систем подавления радиолиза воды специальными методами;  высокая чистота питательной воды (электрическая проводимость не более 0,1 мкСм/см). В понятие «водный теплоноситель» для АЭС с РБМК включаются:  вода КМПЦ;  конденсат турбин;  насыщенный пар;  питательная вода и ее составляющие;  вода контура СУЗ. Основным потоком, определяющим ВХР КМПЦ, является питательная вода. К составляющим питательной воды относятся:  конденсат турбин – 88 %;  конденсат технологических конденсаторов – 0,3 %;  конденсат СПП – 10,5 %;  подпиточная вода – 1 %;  добавочная вода – 0,2 %. ВХР одноконтурной АЭС с кипящим реактором отличается тем, что в питательную воду не вводится никаких корректирующих рН добавок. Водный режим поддерживается нейтральным, т.е. рН = 7 измеренный при Т = 25 ºС за счет очистки воды методом ионного обмена. Радиолиз воды в кипящих реакторах не подавляется. Водород и кислород, образовавшиеся в процессе радиолиза воды, уносятся с насыщенным паром и способствуют обескислороживанию реакторной воды. Содержание кислорода в реакторной воде не превышает 0,1 мг/кг. При такой концентрации в воде высокой чистоты кислород тормозит коррозионные процессы. Кроме того, при радиолизе воды образуется перекись водорода, которая в результате термического и радиационного разложения вызывает равномерное образование на поверхности стали магнетита или магемита, что снижает скорость коррозии. Особенностью ВХР является наличие в циркуляционной воде и остром паре большого количества радиолитического кислорода и небольшого количества перекиси водорода, т.е. имеет 49

окислительный характер. Это условие накладывает требования на выбор конструкционных материалов. Правильная организация ВХР для одноконтурных АЭС обязательно включает очистку всего потока турбинного конденсата и продувочной воды контура циркуляции. Конденсат греющего пара теплообменников системы регенерации каскадно сливается в конденсаторы для очистки от продуктов коррозии совместно с основным конденсатом. Основным потоком, определяющим ВХР КМПЦ, является питательная вода. Для снижения коррозии углеродистой стали и, следовательно, загрязнения питательной воды железом при нейтральном ВХР должна быть обеспечена высокая чистота питательной воды (электропроводность не более 0,1 мкСм/см) путем очистки на фильтрах КО. Кислород из питательной воды удаляется в конденсаторах и деаэраторах. Большое поступление продуктов коррозии в питательную воду наблюдается в первые сутки после пуска блока. Для снижения загрязнения питательной воды окислами железа перед пуском проводится отмывка КПТ водой с очисткой ее на фильтрах КО. Большое внимание уделяют плотности конденсаторов турбин. Загрязнения из воды КМПЦ удаляются на установке очистки продувочной воды КМПЦ. Преимущественно задерживаются растворимые примеси, в период пуска – продукты коррозии, выносимые с контура. ВХР АЭС характеризуется нормируемыми и диагностическими показателями. Нормируемые характеристики ВХР выбирают их оптимальные и реально достижимые показатели водообработки. Каждый нормируемый показатель качества теплоносителя отвечает имеющимся технологическим средствам его поддержания и контроля. Совокупность всех показателей ВХР обеспечивает установленный срок работы активной зоны реактора и остального оборудования АЭС. Нормируемые показатели качества – это те показатели, которые непосредственно влияют на возможное коррозионное разрушение оборудования и трубопроводов. Эти показатели обеспечивают проектный ресурс безопасной эксплуатации оборудования блока без снижения его экономичности. 50

К нормируемым показателям теплоносителя относятся: удельная электрическая проводимость, рН и хлориды (как самые опасные коррозионные агенты), содержание продуктов коррозии конструкционных материалов в воде, наведенная радиоактивность. Устанавливаются также диагностические показатели, превышение которых сигнализирует о нарушении нормальной эксплуатации. Отклонение реальных значений ВХР от нормируемых требует срочного выявления причин этого и принятия мер для их устранения. При невозможности поддержания заданных норм снижают мощность, либо останавливают реактор. Диагностические показатели не оказывают решающего влияния на надежность работы блока, но их проверка необходима как для контроля работы отдельных систем очистки, так и для оценки оптимального ВХР. Нормируемые и диагностические показатели качества воды КМПЦ, а именно конденсата после конденсатоочистки, питательной воды, воды контуров СУЗ, воды заполнения и подпиточной воды контуров, в энергетическом режиме работы энергоблока представлены в табл. 3.1, 3.2. Таблица 3.1 Значения показателей качества воды КМПЦ и конденсата после очистки в энергетическом режиме работы энергоблоков (СТП ЭО 0005-01) Значения показателей качества Конденсат после Вода КМПЦ конденсатоочистки

Показатель

Диагностические

Нормируемые

Диагностические

-

0,1

-

-

-

6,8-7,1

10

-

-

2

20 25*

-

-

2

Нормируемые Удельная электрическая проводимость, мкСм/см, не более Водородный показатель рН Массовая концентрация меди, мкг/дм3, не более Массовая концентрация хлоридионов, мкг/дм3, не более

0,3 0,4* 6,5-8,0

51

Продолжение таблицы 3.1 Массовая концентрация раств. O2, мкг/дм3, не более Массовая концентрация кремниевой кислоты, мкг/дм3, не более Массовая концентрация железа, мкг/дм3, не более Массовая концентрация натрия, мкг/дм3, не более Массовая концентрация нефтепродуктов, мкг/дм3, не более * Ленинградская АЭС.

-

-

50

-

500

-

-

-

20

-

5

-

-

-

2

-

100

-

80

-

Таблица 3.2 Значения показателей качества питательной воды, воды контура СУЗ и воды заполнения и подпиточной воды контуров в энергетическом режиме работы энергоблоков (СТП ЭО 0005-01)

Вода контура СУЗ

Питательная вода Нормируемые

Диагностические

Нормируемые

Диагностические

Нормируемые

Показатель

Вода заполнения и подпиточная вода контуров

Значения показателей

Удельная электрическая проводимость, мкСм/см, не более

0,1

-

-

-

1,3

Водородный показатель рН

-

6,87,1

4,56,5

-

5,5-7,2

-

2

-

-

-

-

2

20

-

10

3

Массовая концентрация меди, мкг/дм , не более Массовая концентрация хлорид-ионов, мкг/дм3, не более 52

Продолжение таблицы 3.1 Массовая концентрация раств. O2, мкг/дм3, не более Массовая концентрация кремниевой кислоты, мкг/дм3, не более Массовая концентрация железа, мкг/дм3, не более Массовая концентрация натрия, мкг/дм3, не более Массовая концентрация нефтепродуктов, мкг/дм3, не более Массовая концентрация алюминия, мкг/дм3, не более

20

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

5

-

20

30

-

-

-

-

10

-

80

-

-

100

-

-

-

15

-

3.3. Допустимые отклонения нормируемых показателей качества воды КМПЦ Для воды контура МПЦ в зависимости от величины отклонений контролируемых показателей качества устанавливаются эксплуатационные ограничения в период работы энергоблока в энергетическом режиме. Отклонения нормируемых показателей качества воды КМПЦ подразделяются на уровни, определяющие действия эксплуатационного персонала. Для каждого уровня установлены как предельные значения качества теплоносителя, так и максимально допустимое время работы энергоблока. Уровни отклонений нормируемых показателей качества воды КМПЦ представлены в табл. 3.3. Таблица 3.3 Уровни отклонений нормируемых показателей качества воды КМПЦ Наименование показателя

Значение показателей качества Уровни отклонений 1 уровень 2 уровень 3 уровень

Удельная электропроводность, мкСм/см

0,3