Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС) с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ).
Для ядерной энергетики 21-го века важное значение будут иметь АЭС с внутренне присущей (естественной) безопасностью. К таким проектам АЭС относятся, в частности, быстрые реакторы с использованием в качестве теплоносителя первого контура ТЖМТ (эвтектический сплав свинец-висмут, свинец-литий, свинец и др.) [Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского. Тезисы докладов, г. Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.1].
При проектировании таких реакторов, наряду с решением проблем по нейтронной физике, теплогидравлике, коррозии, радиационной стойкости конструкционных материалов, технологии теплоносителя и др. [А.И.Филин. Экспериментальные работы в подтверждение концепции быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского. Тезисы докладов, г.Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.45], немаловажное значение имеет разработка способов (технологий) очистки и дезактивации контурного оборудования от эксплуатационных отложений. Связано это с тем, что физико-химический и фазовый состав эксплуатационных отложений, формирующихся на поверхностях оборудования, работающего в ТЖМТ, существенным образом отличается от отложений, образующихся в среде традиционных теплоносителей (вода, щелочные металлы).
В частности, к характерным физико-химическим процессам, протекающим в первых контурах реакторных установок (РУ) с жидкометаллическим теплоносителем, относятся поступление в контур и теплоноситель примесей; взаимодействие примесей между собой и с теплоносителем с образованием шлаков; термический и изотермический перенос масс; осаждение примесей и шлаков на поверхностях основного циркуляционного контура теплоносителя; загрязнение поверхностей оборудования газового контура примесями и продуктами испарения теплоносителя и др.
Основными компонентами загрязнений, которые образуются в первых контурах РУ с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем и накапливаются на поверхностях оборудования в процессе его эксплуатации и извлечения из первого контура, являются:
- «рыхлый» слой отложений, представляющий собой застывший на поверхностях теплоноситель, его оксиды и сложные по составу шлаковые отложения, содержащие смесь частиц примесей γ-Fe, Pb, Bi, PbO, Bi2O3 Fe3O4, Fe2O3, α-Al2O3 и др.;
- плотный защитный слой отложений, содержащий оксиды металлов, входящих в состав конструкционных материалов контура, и имеющий структуру шпинели типа NixFe3-x-yCryO4, где x и y - переменные.
Как показал опыт эксплуатации ядерной энергетической установки со свинцово-висмутовым теплоносителем [А.К.Андрианов, В.Я.Бредихин, Л.Н.Москвин, О.Г.Панов. Совершенствование режимов и регламентов химической технологии свинцово-висмутового теплоносителя ядерной энергетической установки стенда КМ-1. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского, г. Обнинск, 11-12 декабря, 2003 г., Тезисы докладов, п.4.14], количество «рыхлых» эксплутационных отложений на 1 м2 поверхности съемного оборудования, извлекаемого из первого контура, может достигать 0,5-1,0 кг. При этом основными радионуклидами, определяющими радиационную обстановку (дозовые нагрузки на персонал) в зоне проведения регламентных работ по контролю состояния металла, техническому обслуживанию и ремонту оборудования, являются изотопы, образующиеся в результате активации самого теплоносителя и его основных примесей (Pb-203, Bi-207, Hg-197, Hg-203, Ag-110m, Au-198 и др.) и примесей металлов, перешедших в теплоноситель из конструкционных материалов первого контура (Co-60, Co-58, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Ni-63 и др.). Все они в основном входят в состав «рыхлых» отложений.
Основной целью дезактивации является снижение радиоактивного загрязнения оборудования до допустимой нормы или уровня, позволяющего проводить персоналом АЭС ремонтные работы в течение полного рабочего дня [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.119].
Сами способы дезактивации должны удовлетворять следующим требованиям:
- обеспечивать эффективное удаление с поверхностей радиоактивных загрязнений;
- не вызывать существенной коррозии и механического разрушения (повреждения) дезактивируемого материала;
- количество радиоактивных отходов должно быть минимальным;
- способы дезактивации должны быть экономичными, безопасными, не приводить к распространению радиоактивных загрязнений, допускать возможность их механизации [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.137].
Известно множество способов дезактивации контурного оборудования РУ с водным и жидкометаллическим натриевым теплоносителями, основанных на физических, физико-химических и химических процессах воздействия на удаляемые с поверхностей радиоактивные загрязнения [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. с.137-156 и 212-228, 1982]. Анализ возможности адаптации этих способов для решения проблемы дезактивации оборудования РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем показал их ограниченные возможности.
Использование физико-механических и физико-химических способов не исключает возможности механического повреждения очищаемых поверхностей оборудования при удалении с них макрокомпонентов эксплуатационных отложений (застывшего сплава, его оксидов и шлаков). Способы трудоемки и неэффективны, что приводит к неоправданному увеличению дозовых нагрузок на персонал, участвующий в работах по очистке, ревизии и ремонту оборудования.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемым результатам к заявляемому способу представляется способ дезактивации поверхностей оборудования перегретым водяным паром, активированным химическими реагентами [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва. Энергоатомиздат. 1982, с.175-176]. Сущность способа, выбранного в качестве прототипа, заключается в том, что дезактивацию поверхностей оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, осуществляют перегретым водяным паром с температурой от 200 до 500°С с добавлением в него различных химически активных реагентов. При этом на поверхностях дезактивируемого оборудования происходит интенсивная конденсация паровой фазы с образованием тонкой пленки химически активного десорбирующего раствора, удаляющего радиоактивные отложения. Этот способ дезактивации характеризуется образованием относительно малого количества радиоактивных отходов.
Основным недостатком способа-прототипа является то, что его осуществление возможно только при высоком давлении, требующем применения сложного по конструкции металлоемкого оборудования, что значительно усложняет технологию проведения процесса дезактивации.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа очистки и дезактивации контурного оборудования РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем паром, позволяющего:
- существенно упростить технологию процесса очистки и дезактивации;
- повысить эффективность очистки и дезактивации поверхностей оборудования;
- снизить объем образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов;
- улучшить радиационную безопасность в технологической зоне проведения дезактивационных и ремонтных работ;
- снизить дозовые нагрузки на персонал, выполняющий работы по дезактивации и ремонту оборудования.
Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе очистки и дезактивации поверхностей оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем паром, содержащим химический реагент, при заданной температуре, предлагается процесс очистки и дезактивации оборудования проводить при атмосферном давлении парами ацетата аммония над слоем расплава ацетата аммония при температуре от 135 до 145°С.
Кроме того, предлагается для повышения эффективности процесса дезактивации вводить в пары ацетата аммония газ, содержащий окислитель, например воздух, или кислород, или озон, или их смеси.
Способ осуществляется следующим образом.
Дезактивацию реакторного оборудования, загрязненного свинцово-висмутовым теплоносителем, проводят парами ацетата аммония, для чего оборудование помещают над слоем расплава ацетата аммония, помещенного в емкость и разогретого до температуры от 135 до 145°С, а в пары ацетата аммония подают газ, содержащий окислитель, в качестве которого используют воздух, кислород, озон или их смеси.
Основной эффект очистки и дезактивации поверхностей оборудования по предлагаемому способу достигается не только вследствие химических взаимодействий с радиоактивными загрязнениями горячих паров ацетата аммония и конденсата, образующегося на поверхностях оборудования, в результате которых компоненты загрязнений переходят с поверхностей оборудования в конденсат, а затем стекают вместе с конденсатом в расплав ацетата аммония, но и за счет физико-химических процессов плавления радиоактивного сплава и его последующего отекания под действием силы тяжести в расплав на дно емкости.
Авторами экспериментально установлено, что после нагревания соли ацетат аммония до температуры плавления 114°С [В.И.Перельман. Краткий справочник химика. Москва. Госхимиздат. 1955, с.164-165] и дальнейшем нагревании образовавшегося расплава до температур от 135 до 145°С, расплав начинает кипеть, выделяя пары ацетата аммония. При последующей термической обработке в системе (обогреваемой емкости) с обратным холодильником расплав соли приобретает свойство не застывать при понижении температуры вплоть до комнатной, что, вероятно, связано с образованием пересыщенного раствора ацетата аммония и продуктов его частичного разложения. По этой же причине, в системе с обратным холодильником реализуется режим естественной циркуляции паров и конденсата расплава за счет возникающего при конденсации паров градиента температур по высоте. При этом сплав свинец-висмут (макрокомпонент эксплуатационных отложений), нагретый парами ацетата аммония до температуры выше 125°С, плавится и стекает с поверхностей оборудования под действием силы тяжести. Оксиды компонентов сплава и часть микрокомпонентов, входящих в состав отложений, растворяются с образованием ацетатов и с конденсатом паров стекают в расплав ацетата аммония. Эффективность очистки достигается за счет постоянного отвода с поверхностей оборудования продуктов реакции и обновления пленки конденсата при контакте дезактивируемых поверхностей со «свежими» парами ацетата аммония. Ввод в пары ацетата аммония газа, содержащего окислитель, в качестве которого испытаны воздух, кислород, озон, их смеси, интенсифицирует процесс дезактивации за счет окисления компонентов сплава и микропримесей до оксидов, которые хорошо растворяются в горячем расплаве соли ацетата аммония.
В обоснование предлагаемого способа и оценки его эффективности были проведены эксперименты, результаты которых представлены в таблицах 1-5.
Примеры осуществления заявляемого способа.
Пример 1. Проводят дезактивацию поверхностей выемной части устройства отбора проб (крестовины) радиоактивного свинцово-висмутового сплава, представляющей собой металлический конус (материал - нержавеющая сталь марки ОХ18Н10Т) с выбранными пазами. Максимальный диаметр крестовины 60 мм, длина 180 мм. Измеряют начальный уровень альфа и бета - загрязнения поверхностей. Крестовину подвешивают над зеркалом расплава ацетата аммония в обогреваемой снизу емкости, снабженной обратным воздушным холодильником. Количество расплава соли ацетата аммония - 50 грамм. Обработку проводят при температуре паров 135-145°С в течение 1,5 часа. После обработки измеряют конечный уровень альфа и бета -загрязнения поверхностей крестовины. Коэффициент дезактивации (КД) поверхностей рассчитывают из соотношений начальных и конечных уровней загрязнения. Результаты дезактивации приведены в таблице 6.
Пример 2. Проводят дезактивацию поверхностей танталового резака, используемого для резки проб радиоактивного сплава. Резак подвешивают над зеркалом расплава ацетата аммония в обогреваемой снизу емкости, снабженной обратным воздушным холодильником. Количество расплава соли ацетата аммония - 50 грамм. Обработку проводят при температуре паров 135-145°С в течение 1,0 часа с постоянным вводом озонированного воздуха в паровой объем емкости. До обработки и после обработки измеряют уровни поверхностного альфа-загрязнения резака. Результаты дезактивации приведены в таблице 7.
В целом, предлагаемый способ позволяет существенно упростить технологию очистки и дезактивации съемного оборудования РУ с ТЖМТ, повысить эффективность очистки, уменьшить объем образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов, улучшить радиационную безопасность в технологической зоне проведения дезактивационных и ремонтных работ и снизить дозовые нагрузки на персонал, участвующий в работах по дезактивации и ремонту оборудования.
Коэффициент дезактивации - КД.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ОЧИСТКИ И ДЕЗАКТИВАЦИИ КОНТУРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ СВИНЦОВО-ВИСМУТОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ | 2011 |
|
RU2459297C1 |
СПОСОБ ОЧИСТКИ И ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ (ВАРИАНТЫ) | 2009 |
|
RU2397558C1 |
СПОСОБ ХИМИЧЕСКОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ | 2007 |
|
RU2340965C1 |
СПОСОБ ХИМИЧЕСКОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ | 2007 |
|
RU2338278C1 |
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ | 1997 |
|
RU2137232C1 |
ФИЛЬТР ОЧИСТКИ ТЯЖЕЛОГО ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ | 2002 |
|
RU2230379C2 |
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ВНУТРЕННИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2006 |
|
RU2331125C1 |
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ ПЕРЕХОДНЫХ МЕТАЛЛОВ И РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ РАСТВОРОВ, СОДЕРЖАЩИХ КОМПЛЕКСООБРАЗУЮЩИЙ АГЕНТ | 2012 |
|
RU2458418C1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, СИСТЕМА ДЛЯ КОНТРОЛЯ ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЙ АКТИВНОСТИ КИСЛОРОДА В ТАКИХ РЕАКТОРАХ И СПОСОБ КОНТРОЛЯ ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЙ АКТИВНОСТИ КИСЛОРОДА | 2013 |
|
RU2545517C1 |
СПОСОБ ХИМИЧЕСКОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ | 2011 |
|
RU2457560C1 |
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации контурного оборудования реакторных установок с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем. Способ очистки и дезактивации оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем паром, содержащим химический реагент, при заданной температуре отличается тем, что процесс очистки и дезактивации оборудования проводят при атмосферном давлении парами ацетата аммония над слоем расплава ацетата аммония при температуре от 135 до 145°С. Изобретение позволяет упростить технологию и повысить эффективность очистки и дезактивации поверхностей оборудования, снизить объем образующихся твердых и жидких радиоактивных отходов; улучшить радиационную безопасность в технологической зоне проведения дезактивационных и ремонтных работ; снизить дозовых нагрузок на персонал, участвующий в работах по дезактивации и ремонту оборудования. 1 з.п. ф-лы, 7 табл., 2 пр.
1. Способ очистки и дезактивации оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем паром, содержащим химический реагент, при заданной температуре, отличающийся тем, что процесс очистки и дезактивации оборудования проводят при атмосферном давлении парами ацетата аммония над слоем расплава ацетата аммония при температуре от 135 до 145°С.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в пары ацетата аммония вводят газ, содержащий окислитель, например воздух, или кислород, или озон, или их смеси.
АМПЕЛОГОВА Н.И | |||
и др | |||
Дезактивация в ядерной энергетике | |||
- М.: Энергоатомиздат, 1982, с.175, 176 | |||
СПОСОБ ОТМЫВКИ ПАРОГЕНЕРАТОРА | 2002 |
|
RU2216701C1 |
СПОСОБ ХИМИЧЕСКОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ | 2007 |
|
RU2340965C1 |
Виброизолирующая система | 1984 |
|
SU1237820A1 |
US 3013909 A, 19.12.1961. |
Авторы
Даты
2012-08-27—Публикация
2011-07-11—Подача