способ дезактивации оборудования

Формула изобретения

Способ дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок, включающий операцию промывки оборудования раствором борной кислоты, отличающийся тем, что оборудование, которое подлежит дезактивации, оставляют на одни сутки включенным в технологическую цепочку расхолаживания реактора при сбросе мощности и плановой остановке реактора и осуществляют в течение этих суток промывку этого оборудования путем циркуляции через оборудование теплоносителя первого контура, представляющего собой раствор борной кислоты в концентрациях, соответствующих штатному водно-химическому режиму первого контура, при работающих фильтрах штатной системы спецводоочистки теплоносителя первого контура.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к способам дезактивации оборудования, преимущественно ядерных паропроизводящих установок с регулированием мощности борной кислотой.

Известны способы дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок путем промывки его водным раствором, содержащим борную кислоту [1, 2].

Общим недостатком этих способов является то, что при их практической реализации для предотвращения попадания дезактивирующих растворов в активную зону реактора требуется либо проведение предварительной операции по выгрузке активной зоны из реактора и замене ее специальным дроссельным устройством, создающим перепад давления, эквивалентный перепаду давления на активной зоне [1], либо применение специального устройства, создающего герметичный автономный контур для осуществления нагрева и циркуляции вышеописанных растворов через дезактивируемое оборудование, подобного установке для дезактивации поверхности парогенератора (ПГ) водо-водяного ядерного реактора по авторскому свидетельству № 1626961 [2].

В обоих случаях, т.е. при дезактивации петли первого контура в сборе или отдельного ПГ, дезактивируемое оборудование отключается от главного циркуляционного контура и подвергается дезактивации сразу после сброса мощности и остановки реактора, т.е. в тот период, когда происходит резкое повышение концентрации продуктов коррозии в теплоносителе за счет выноса их из активной зоны реактора и осаждение их на внутренних поверхностях оборудования первого контура, включая внутреннюю поверхность трубчатки ПГ. Это делается, чтобы как можно раньше провести дезактивацию и передать оборудование в ремонт, т.к. работа по дезактивации основного оборудования первого контура находится, как правило, на критическом пути сетевого графика ремонта реакторной установки и определяет общую продолжительность остановки энергоблока на плановый ремонт.

Повышение концентрации продуктов коррозии в теплоносителе первого контура при сбросе мощности и остановке реактора характерно как для штатного водно-химического режима, так и для режимов, связанных с дозированием в теплоноситель таких химических реагентов, способствующих повышению скорости перехода продуктов коррозии из отложений в теплоноситель, как гидразин.

О наличии положительного результата дезактивации оборудования свидетельствует значение коэффициента дезактивации, т.е. отношение мощности дозы гамма-излучения от оборудования до и после дезактивации, превышающее единицу.

Эффект вышеописанной дезактивации ПГ, как правило, не превышает двукратного снижения мощности дозы гамма-излучения от его трубчатки.

Наиболее близким к предлагаемому является способ дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок путем промывки его раствором борной кислоты по авторскому свидетельству СССР № 997559 [3], при котором с целью повышения эффективности дезактивации и уменьшения количества радиоактивных отходов в водяной раствор борной кислоты вводят аммиак и окислитель до получения окислительно-восстановительного потенциала раствора, равного +(400-1200) мВ, выдерживают полученный раствор в течение 2-10 ч при определенной температуре, добавляют в него смесь, состоящую из раствора гидразина, комплексообразователя и органической кислоты, до получения окислительно-восстановительного потенциала раствора, равного -(100-200) мВ, подогревают полученный раствор до определенной температуры, а затем охлаждают его с максимально допустимой скоростью охлаждения.

Основными недостатками этого способа являются:

1) энергетические потери от простоя реактора на время проведения дезактивации, которая проводится от одних до нескольких суток;

2) энергетические потери на проведение нагрева дезактивирующих растворов, их принудительную циркуляцию и последующее удаление;

3) большой расход на дезактивацию таких химических реагентов, как аммиак, перманганат калия, комплексообразователь и органическая кислота;

4) расходы, связанные с последующей переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации;

5) повышение дозовых затрат персонала, занимающегося работами по дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок и последующей переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации.

Кроме того, при практической реализации этого способа для предотвращения попадания дезактивирующих растворов в активную зону реактора также требуется проведение предварительной операции по выгрузке активной зоны из реактора при дезактивации одной либо всех петель первого контура или применение специального устройства, создающего герметичный автономный контур для осуществления нагрева и циркуляции вышеописанных растворов через дезактивируемое оборудование, при дезактивации поверхности парогенератора.

Предлагаемым изобретением решаются следующие задачи: снижение энергетических потерь от простоя реактора на время проведения операции по дезактивации; исключение энергетических потерь на проведение нагрева, принудительной циркуляции дезактивирующих растворов и их последующее удаление; исключение расхода на дезактивацию таких химических реагентов, как аммиак, перманганат калия, комплексообразователь, органическая кислота; уменьшение дополнительных расходов, связанных с переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации; уменьшение расходов, связанных с обеспечением безопасности персонала, занимающегося работами по дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок и последующей переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации.

При дезактивации петли главного циркуляционного контура в сборе решается также задача исключения простоя реактора на время проведения предварительной операции по выгрузке активной зоны из реактора, а при дезактивации отдельного ПГ решается задача исключения необходимости применения специальных устройств для создания автономного контура и осуществления нагрева, циркуляции в нем дезактивирующих растворов и их последующего удаления.

Для получения такого технического результата производят операцию промывки оборудования ядерных паропроизводящих установок раствором борной кислоты.

Отличительной особенностью предлагаемого способа является то, что оборудование, которое подлежит дезактивации, при сбросе мощности и плановой остановке реактора не отключают от главного циркуляционного контура, а оставляют на одни сутки включенным в технологическую цепочку расхолаживания реактора и осуществляют в течение этих суток промывку этого оборудования путем циркуляции через него теплоносителя первого контура, представляющего собой раствор борной кислоты в концентрациях, соответствующих штатному водно-химическому режиму первого контура с добавлением и без добавления гидразина, при работающих фильтрах штатной системы спецводоочистки теплоносителя первого контура. Дезактивация осуществляется с использованием только штатного оборудования реакторной установки одновременно с проведением операции расхолаживания реактора.

В результате практического применения предлагаемого способа во время остановки реактора на плановый ремонт решаются все перечисленные выше задачи: снижение энергетических потерь от простоя реактора на время проведения операции по дезактивации и на время проведения предшествующей дезактивации операции по выгрузке активной зоны; исключение необходимости применения специальных устройств для создания автономного контура и исключение энергетических потерь на проведение нагрева, принудительной циркуляции дезактивирующих растворов и их последующее удаление; исключение расхода на дезактивацию таких химических реагентов, как аммиак, перманганат калия, комплексообразователь, органическая кислота; уменьшение дополнительных расходов, связанных с переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации; уменьшение расходов, связанных с обеспечением безопасности персонала, занимающегося работами по дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок и последующей переработкой образующихся химических жидких радиоактивных отходов дезактивации, вследствие того, что проведение операции по дезактивации оборудования ядерной паропроизводящей установки осуществляется путем промывки его за счет циркуляции через дезактивируемое оборудование теплоносителя первого контура в ходе участия дезактивируемого оборудования в выполнении операции планового расхолаживания реакторной установки.

Способ осуществляется следующим образом.

При сбросе мощности и плановой остановке реактора оборудование, подлежащее дезактивации, например петлю первого контура в сборе или ПГ водо-водяного ядерного реактора, оставляют на одни сутки включенными в технологическую цепочку расхолаживания реактора и осуществляют в течение этих суток циркуляцию через это оборудование теплоносителя первого контура, представляющего собой раствор борной кислоты с добавлением или без добавления гидразина, при работающих фильтрах штатной системы спецводоочистки теплоносителя первого контура. В результате такой циркуляции продукты коррозии, концентрация которых в теплоносителе резко возрастает в момент сброса мощности, постепенно в течение суток выводятся на фильтры штатной системы спецводоочистки. За счет этого концентрация продуктов коррозии в теплоносителе снижается в несколько раз. Прекращение циркуляции через сутки приводит к осаждению оставшихся в теплоносителе продуктов коррозии на внутренних поверхностях оборудования, но мощность дозы гамма-излучения от таких отложений уже становится такой же, как и мощность дозы после дезактивации способом, описанным в прототипе [3].

Пример

Способ был опробован на энергоблоке № 2 Кольской АЭС с реактором ВВЭР-440 перед остановкой реактора на плановый ремонт на парогенераторах с порядковыми номерами 2ПГ-2 и 2ПГ-5, которые были оставлены на сутки включенными в цепочку расхолаживания реактора и через них в течение 25,5 и 28,5 ч, соответственно, осуществлялась циркуляция теплоносителя. Парогенератор 2ПГ-4 и вся петля № 4 в расхолаживании реактора не участвовали. Остальные парогенераторы участвовали в расхолаживании от 3 до 19 ч и по мере снижения температуры реактора последовательно отключались. Время циркуляции теплоносителя через каждый ПГ приведено в таблице. Из таблицы видно, что существует корреляция между результатом дезактивации ПГ путем его отмывки с помощью циркуляции через него теплоносителя и временем циркуляции.

Определение результатов дезактивации осуществлялось с помощью графика зависимости средней мощности дозы гамма-излучения вплотную к поверхности трубчатки ПГ от времени циркуляции теплоносителя через ПГ. Построение графика корреляционной зависимости средней мощности дозы гамма-излучения вплотную к трубчатке ПГ от времени циркуляции теплоносителя через ПГ после остановки реактора на плановый ремонт осуществлялось с использованием среднеарифметических значений результатов измерений в 14 реперных точках, расположенных вплотную к трубчатке парогенераторов. Средние значения мощности дозы откладывались по оси ординат этого графика, а по горизонтальной оси откладывалось время циркуляции теплоносителя через ПГ. Единственная поправка, которую потребовалось внести, это поправка на распад радионуклидов, т.к. измерения в четырех парогенераторах с порядковыми номерами 2ПГ-6, 3, 2 и 5 были выполнены на 20 суток позже, чем в двух остальных с порядковыми номерами 2ПГ-1 и 4. Поправка на распад вычислена как отношение мощности дозы гамма-излучения от 1 см² на расстоянии 1 см от загрязненной поверхности внутри коллекторов и трубчатки ПГ в момент первого измерения мощности дозы и через 20 суток и равна 1,15. Зависимость средней мощности дозы гамма-излучения вплотную к трубчатке ПГ от времени циркуляции теплоносителя через ПГ после остановки реактора на плановый ремонт приведена в таблице.

Таблица
Зависимость средней мощности дозы гамма-излучения вплотную к трубчатке ПГ от времени циркуляции теплоносителя через ПГ после остановки реактора энергоблока № 2 Кольской АЭС на плановый ремонт
Очередность отключения ПГ для вывода в ремонт	Время циркуляции теплоносителя через ПГ, ч	№ ПГ	Средняя мощность дозы гамма-излучения вплотную к трубчатке ПГ, мкЗв/с	Поправка на распад	Средняя мощность дозы гамма-излучения вплотную к трубчатке ПГ с поправкой на распад, мкЗв/с
1	0	2ПГ-4	4,43	1,00	4,43
2	3	2ПГ-1	3,64	1,00	3,64
3	9,5	2ПГ-6	3,36	1,15	3,86
4	19	2ПГ-3	2,39	1,15	2,77
5	25,5	2ПГ-2	2,02	1,15	2,32
6	28,5	2ПГ-5	1,53	1,15	1,76

Было установлено, что в условиях повышенной концентрации продуктов коррозии в теплоносителе эффекта двукратной дезактивации трубчатки ПГ можно добиться за счет циркуляции через ПГ теплоносителя первого контура в течение суток (в приведенном конкретном примере - 27 ч).

Источники информации

1. "Технологическая система дезактивации оборудования и трубопроводов системы 1 контура ядерного реактора ВВЭР-440 Финской АЭС "Ловиза", отчет ВТИ им. Ф.Э.Дзержинского, арх. № 10147, 1975 г.

2. Установка для дезактивации поверхности парогенератора водо-водяного ядерного реактора. Авторское свидетельство СССР № 1626961. Кл. G21F 9/34. 27.02.95. Бюл. № 6.

3. Авторское свидетельство СССР № 977559. М.Кл. G21F 9/34. 20.09.2000 г. (прототип).