СПОСОБ ОТМЫВКИ ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРА ОТ НАТРИЯ Российский патент 1998 года по МПК G21F9/00 G21F9/28 

Способ отмывки оборудования реактора от натрия относится к атомной энергетике, в частности, может быть использован для растворения и удаления недренируемого натрия из снятых с эксплуатации элементов реакторов с натриевым теплоносителем.

Известен способ отмывки оборудования реакторов спиртом от щелочных металлов, реализованный, например, на установке для очистки деталей оборудования, загрязненных щелочным металлом. ["Установка для очистки деталей оборудования, загрязненных щелочным металлом, в частности натрием, и радиоактивностью." Заявка ФРГ N 3002472 от 24.1.80. МКИ G 21 F 9/28, опубл. 13.8.81 г. ] В данном способе подаваемый для отмывки спирт нагревают для увеличения скорости реакции, а выделившийся во время реакции газ с парами охлаждают для сепарации паров спирта. Затем спирт и газ очищают от радиоактивных примесей пропусканием через фильтры.

Аналогичным способом этиловым спиртом-денатуратом было отмыто все оборудование снятого с эксплуатации реактора SRE, США. При этой отмывке расход спирта составил 38 м³ на 1,35 т натрия [F.H.Welch, O.P.Steele "Non-aqueous removal of sodium from reactor components.", in Proceedings of Specialists Meeting on Sodium Removal and Decontamination. Richland, Wаshington, USA, 14 - 16 February 1978. p. 173 - 177]. Во время процедуры отмывки неизбежно находится большое количество чистого и загрязненного радионуклидами использованного спирта на территории, непосредственно прилегающей к реакторной установке, что создает повышенную взрыво- и пожароопасную ситуацию на месте проведения отмывки. После проведения отмывки оборудования возникает проблема захоронения или уничтожения значительного количества огнеопасного вещества (спирта, загрязненного радионуклидами). Примером опасности спиртовых методов является инцидент при отмывке от ≈ 100 кг остатков натрия 55 м³ дренажного бака реактора "RAPSODIE" (Франция) с помощью тяжелого спирта - этилкарбитола, когда произошел взрыв с гибелью оператора ["Information about the march 31 st 1994 Accident in Cadarache". Progress in liquid metal fast reactor technology. Proc. of the 28th meeting of Intern. Work. Group on Fast Reactors. Vienna 9 - 11 May 1995.].

В настоящее время широко применяется отмывка оборудования реактора водяным паром и водой в атмосфере защитного газа ["Способ очистки элементов, загрязненных натрием, особенно радиоактивным, и установка для осуществления способа. " Заявка Франции N 2327611, МКИ G 21 F 19/30, опубл. 1977 г.]. Этот способ отмывки оборудования реакторов, загрязненных радиоактивным натрием, осуществляется в камере путем последовательного воздействия на отмываемое оборудование водяным паром и водой в атмосфере защитного газа. Характеризуется он тем, что использованная вода и раствор, который образуется при отмывке, возвращаются в несколько приемов на первоначальную стадию для того, чтобы концентрировать жидкие радиоактивные отходы (ЖРО). Способ применяется для удаления пленки остатков натрия с поверхности, например, теплообменников, тепловыделяющих сборок (ТВС). Но для отмывки оборудования со значительными объемами недренируемого натрия он неприменим, так как большой объемный остаток натрия будет блокироваться продуктами реакции (раствором гидроксида натрия) и становится недоступным для пара.

Известен способ отмывки оборудования реактора от натрия ["Способ и устройство для очистки оборудования от прилипшего натрия." Заявка Японии N 56-16400, МКИ G 21 F 9/28, опубл. 1981 г.], по которому оборудование с остатками натрия помещают в емкость и создают вакуум. Затем емкость связывают с герметичным резервуаром с водой. За счет испарения под вакуумом водяной пар вводят в емкость, где с паром медленно реагирует натрий. Отмывка протекает медленно. Если производится отмывка оборудования со значительными объемами недренируемого натрия, то большой объемный остаток натрия, как и в предыдущем способе, будет блокироваться продуктами реакции (раствором гидроксида натрия) и становится недоступным для пара.

В некоторых случаях применяется способ отмывки оборудования реактора от щелочных металлов ["Утилизация отходов щелочных металлов". Патент США N 4254089, МКИ G 21 F 9/28, опубл. 1981 г.], согласно которому реакционно способный материал, натриевый шлам или иной материал, содержащий натрий, калий или литий, превращают в соответствующую гидроокись металла. Материал помещают на поверхность большой массы раствора, соответствующей гидроокиси, на которой он плавает; нижняя сторона плавающего материала охлаждается раствором. Над раствором и металлом поддерживают атмосферу, не содержащую кислорода; сверху плавающий материал омывают тем же раствором для охлаждения. Струи омывающего раствора создают также циркуляцию раствора относительно материала. Отмывка корпусного оборудования большого размера, содержащего значительную массу (десятки килограмм) недренируемого натрия, таким способом потребует разрезку радиоактивного оборудования на части и обеспечения объема жидкости, значительно превосходящего объем отмываемого оборудования, что в десятки раз увеличивает объем ЖРО.

В ОКБ Машиностроения (г. Нижний Новгород) разработана технология отмывки оборудования от натрия водо-вакуумным способом [А. И.Леднев, Б.П.Клюков "Исследование, разработка и внедрение технологии водо-вакуумного способа отмывки оборудования от натрия". Сборник тезисов докладов. Межотраслевая конференция "Теплофизика-91", Обнинск, 1993 г., с. 214 - 216.].

В этом способе элементы оборудования, содержащие натрий, помещают в герметичную емкость, в которой понижают давление путем постоянного вакуумирования объема, где протекает реакция натрия с водой: абсолютное давление должно быть не более 120 - 130 мм рт. ст.; в емкость подают воду, температура воды должна быть не более 22 - 24^oC; на каждый 1 г-атом натрия должно быть подано не менее 15 - 20 молей воды; площадь поверхности воды в емкости должна быть больше площади его контакта с водой в 8 - 9 раз. В этом случае реакция протекает плавно, при превышении указанных условий реакция скачкообразно переходит в динамически неустойчивый режим, которому предшествует плавление натрия. Это связано с переходом пузырькового режима кипения в пленочный, чему в большой степени способствует выделяющийся водород.

В случае отмывки крупного оборудования, содержащего значительную массу недренируемого радиоактивного натрия, этот способ непригоден, так как предполагает помещение оборудования в специальную отмывочную камеру и обеспечение свободного доступа воды к остаткам натрия, что не всегда возможно в оборудовании. Заливают воду непосредственно в оборудование в количестве, в 10 - 15 раз превосходящем количество находящегося в нем натрия, невозможно по причине высокой взрывообразной скорости реакции и достижения значительного давления и температуры. Недостатком способа является и большой объем ЖРО: 10 - 15 л на 1 кг натрия.

Наиболее близким к прелагаемому способу является парогазовый способ отмывки оборудования реактора от натрия, предложенный ТО ВО ВНИПИЭТ, г. Томск [Ю. М. Симановский, К.Ф.Васильев, С.Д.Капустин, В.М.Утемесов, С.А.Чеснокова "Разработка и совершенствование технологии отмывки оборудования от остатков натриевого теплоносителя". Сборник тезисов докладов. Межотраслевая конференция "Теплофизика-91", Обнинск, 1993 г., с. 201 - 203.].

Способ заключается в том, что в герметичную камеру с деталями, загрязненными натрием, или непосредственно в объем отмываемого оборудования с помощью инертного газа специальными газо-эжекционными распылителями непрерывно или импульсно подается диспергированная вода.

Образующийся водород, концентрация которого в парогазовой смеси поддерживается на взрывобезопасном уровне (<4 об.%) подачей необходимого количества инертного газа, постоянно отводится через вакуумную систему, а корка гидроксида натрия смывается водой. При этом вода расходуется на взаимодействие с натрием, на отвод тепла реакции и на образование раствора гидроксида. Прекращение подачи воды мгновенно останавливает процесс. Давление в камере должно быть менее 100 мм рт. ст. Температура растворителя должна находиться в диапазоне 10 - 25^oC. Удельный расход растворителя не должен превышать 0,20 - 0,25 кг/с на квадратный метр отмываемой поверхности. Достигается скорость растворения при этом около 0,06 кг/(м² • с). Недостатки способа заключаются в том, что таким образом можно отмывать оборудование только с небольшим количеством натрия, оставшегося в виде пленок на стенках оборудования (несколько килограмм). Способ является малоэффективным ввиду того, что низкое давление, создаваемое внутри отмываемого бака, не позволяет большей части жидкости, поступающей вместе с инертным газом, реагировать с натрием. Вода непрерывно испаряется и удаляется из бака вакуумным насосом, поддерживающим низкое давление, что приводит к увеличению количества ЖРО и радиоактивного газа.

Заявляемый способ отмывки оборудования реакторов от натрия позволяет безопасно провести процесс отмывки крупного оборудования, содержащего десятки и сотни килограммов остатков недренируемого натрия с примесями без его разрезки на части, в несколько раз уменьшить объем ЖРО и газовых радиоактивных отходов, образующихся при отмывке, по сравнению с известными способами.

Заявляемый способ отмывки оборудования реакторов от натрия заключается в том, что в отмываемое оборудование, свободный от натрия объем которого предварительно вакуумируется, подают воду. Производят постоянный учет количества поданной воды и измеряют объем выделившегося во время реакции водорода. Определяют концентрацию воды в образующихся продуктах реакции, по которой регулируют подачу воды. Концентрация воды в образовавшемся растворе гидроксида не должна превышать 20 мас.% при условии, что в отмываемом оборудовании натрий находится в избытке по сравнению с количеством поданной воды. При выполнении условия, что поданная вода находится в избытке по отношению к остатку непрореагировавшего натрия, концентрация воды в образовавшемся растворе гидроксида не должна превышать 60 мас.%. Выделившийся в процессе реакции водород периодически откачивают вакуумным насосом, для чего снижают давление внутри оборудования до 100 - 200 мм рт. ст. Тепло, выделяемое реакцией взаимодействия натрия с водой, полностью отводится из зоны реакции испарением части поступающей воды. При замедлении реакции из-за блокировки натрия продуктами реакции процесс ускоряют подогревом отмываемого объема, поддерживая давление воды и выделяющегося водорода ниже значения давления насыщенного пара при максимальной температуре в объеме. Удаляемый газ подвергают очистке от паров натрия и цезия, задерживают радиоактивную влагу, а затем выбрасывают в атмосферу. Скапливающийся в нижней части отмываемого объема концентрированный раствор продуктов реакции сливается из емкости и может быть впоследствии захоронен как ЖРО.

Измерение поданной воды и удаляемого водорода позволяет определить количество прореагировавшего натрия и концентрацию воды в образовавшемся растворе гидроксида. Это необходимо для регулировки подачи воды в объем и поддержания ее концентрации в растворе гидроксида на границе натрий - продукты реакции, чтобы избежать неконтролируемого ускорения реакции. Выделяющийся во время реакции водород периодически откачивается вакуумным насосом для обеспечения давления ниже давления насыщенных паров воды и водорода при максимальной температуре в зоне реакции. Пониженное давление внутри оборудования, создаваемое вакуумным насосом, позволяет жидкости реагировать с натрием устойчиво, без взрывов. Отвод тепла из зоны реакции испарением части поступающей воды позволяет избежать неконтролируемого ускорения реакции и коррозийного растрескивания металла корпуса в щелочной среде под напряжением. Разбавление концентрированного щелочного раствора, скапливающегося на дне оборудования, на границе раздела продукты реакций - натрий, осуществляемое поступающей жидкостью, обеспечивает плавное протекание реакции и отвод тепла. Подогрев отмываемого объема при замедлении реакции применяют для более полного взаимодействия находящейся воды в объеме при повышенной ее концентрации.

Новые существенные признаки заявляемого решения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию "изобретательский уровень".

На основе предлагаемого способа в НИИАР разработана опытная установка для удаления радиоактивного натрия и дезактивации снятых с эксплуатации холодных ловушек (ХЛ) первого контура реакторной установки БОР-60 (см. чертеж).

Установка содержит элемент оборудования (ХЛ) 1, защитный контейнер 2, мерный бак 3, ротаметр 4, дроссель для ограничения расхода 5, адсорбер паров цезия 6, конденсатор паров натрия 7, адсорбер 8, пробоотборник 9, буферный бак 10, электромагнитный клапан 11, фильтр 12, электромагнитный клапан 13, вакуумный насос 14, сепаратор влаги 15, газовый счетчик 16.

Холодную ловушку 1, демонтированную из натриевого контура реактора, поместили внутрь защитного контейнера 2. К входному патрубку ХЛ подсоединили линию подачи воды от мерного бака 3 через дроссель 5 и линию удаления и очистки выходящего водорода с последовательным соединением адсорбера паров цезия 6, конденсатора паров натрия 7, адсорбера 8. К выходному патрубку ХЛ подсоединили линию сброса водорода через буферный бак 10, предохранительный электромагнитный клапан 11 и фильтр 12. Удаление газа осуществляется вакуумным насосом 14, подключенным к линии сброса газа. После вакуумного насоса ставятся сепаратор влаги 15 и газовый счетчик 16, предназначенный для измерения объема выделяющегося водорода.

После дренажа натрия и демонтажа ХЛ из 1 контура оборудование содержит остаток натрия с неметаллическими примесями, радиоактивный цезий и тритий. ХЛ объемом 1 м³, которую отмывали от натрия, содержала ≈ 160 кг натрия и около 1200 ГБк Cs-137. ХЛ была помещена в защитный контейнер, потому что мощность гамма-дозы на ее поверхности была около 300 м³Вт/ч. В процессе отмывки ≈ 600 л воды было инжектировано в ХЛ, около 80 куб. м увлажненного водорода, содержащего 1,8 ГБк трития, было удалено вакуумированием из ХЛ. Воду подавали при абсолютном давлении 100 мм рт. ст. Температура в ХЛ в процессе отмывки повышалась от комнатной до 70 - 90^oC. Во время процедуры отмывки во всех случаях развития по ускоренной динамике реакции натрия с водой концентрация воды в образовавшемся в ХЛ растворе гидроксида натрия превышала 20 мас.%, определенную предлагаемым критерием безопасности. Например, когда в отмываемую емкость было подано в сумме 32 кг (1,78 кмоль) воды, количество гидроксида составляло 46 кг (1,15 кмоль), воды 11,3 кг (0,63 кмоль), а натрия оставалось 133 кг (5,8 кмоль). В этот момент концентрация воды в растворе гидроксида составила 24 мас.%, произошло быстрое увеличение давления в ХЛ до 150 кПа и сработал предохранительный клапан 11, водород сбрасывался в вентиляцию. Реакция протекала плавно, без ускорения, например, когда суммарное количество поданной воды составило 48 кг (2,6 кмоль), количество образовавшегося гидроксида натрия составляло 71 кг (1,78 кмоль), а воды - 16 кг (0,8 кмоль), натрия - 120 кг (5,2 кмоль), концентрация воды в растворе гидроксида составляла 18 мас.%.

При достижении условия: количество воды больше количества непрореагировавшего натрия, например, когда сумма поданной воды составила 414 кг (23 кмоль), количество гидроксида составляло 328 кг (8,2 кмоль), а воды - 266 кг (14,8 кмоль), натрия - 11,5 кг (0,5 кмоль), концентрация воды в растворе гидроксида составляла 53 мас. %. Реакция в этом случае также протекала плавно.

В конце процесса, который занял около 2 месяцев, получили приготовленную к безопасному хранению ХЛ без натрия, 550 л 60% водного раствора гидроксида. ХЛ промыли горячей водой (70^oC) при низком давлении (20 кПа). Максимальная мощность дозы на поверхности ХЛ уменьшена до 4 м³Вт/ч.

В процессе отмывки сумели безопасно отмыть оборудование без разрезки на части, объем отходов сократили в ≈ 25 раз по сравнению с прототипом.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для растворения и удаления недренируемого натрия из снятых с эксплуатации элементов реакторов с натриевым теплоносителем. Сущность способа отмывки оборудования реакторов от натрия состоит в том, что в вакуумируемый объем отмываемого оборудования подают воду и измеряют объем выделяющегося во время реакции водорода, а подачу воды реализуют по ее концентрации в продуктах реакции, что позволяет избежать неконтролируемого ускорения реакции. Изобретение позволяет безопасно провести процесс отмывки без разрезки оборудования на части, в несколько раз уменьшить объем жидких и газовых радиоактивных отходов, 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ отмывки оборудования реактора от натрия, включающий подачу воды в вакуумируемый объем отмываемого оборудования, отличающийся тем, что измеряют объем выделяющегося во время реакции водорода и определяют концентрацию воды в образующихся продуктах реакции, по которой регулируют подачу воды. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при избытке натрия в оборудовании по сравнению с количеством поданной воды, регулируют ее подачу, не допуская превышения 20 мас. % концентрации воды в образовавшемся растворе гидроксида. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что при избытке поданной воды в оборудовании по сравнению с остатком непрореагировавшего натрия допускают концентрацию воды в растворе гидроксида до 60 мас.%. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что для удаления выделяющегося водорода давление в отмываемом объеме периодически снижают вакуумированием до 100-200 мм рт.ст. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что для ускорения реакции повышают температуру внутри оборудования, поддерживая давление воды и выделяющегося водорода ниже значения давления насыщенного пара при максимальной температуре в объеме.