Материал: Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции (1994 г., 5-е издание)

Периодической дезактивации подвергают также стены и полы производственных помещений реакторной установки, спецводоочистки и др. Активация этих поверхностей может происходить в результате непосредственного соприкосновения с радиоактивным веществом в твердом или жидком состоянии (например, при протечках) и сорбции на поверхности аэрозолей, гидрозолей и газов, содержащих радиоактивные нуклиды. Помещения дезактивируют путем их обмывки, для чего полы настилают с уклонами и трапами. Обмывочные (трапные) воды подлежат последующей переработке как жидкие радиоактивные отходы. Для облегчения дезактивации полы и стены производственных помещений зоны строгого режима настилают из материалов, мало сорбирующих радиоактивные вещества, легко поддающихся дезактивации и обладающих необходимой температурной и коррозионной стойкостью. Для стен применяют глазированную плитку, эпоксидные и перхлорвиниловые эмали, для полов — сталь, покрытия эпоксидными эмалями или полиэтиленом.

Места соединений стен между собой и полом закругляют, все проводки (освещение, газ и др.) выполняют скрытыми, окна делают без подоконников. Помещения, через которые проходят коммуникации контура теплоносителя, должны иметь надежную гидроизоляцию, исключающую возможность попадания радиоактивных растворов в нижележащие помещения и грунт. Обрабатывают помещения исходной технической водой с использованием гидродинамического воздействия направленной струи, так как удаление отложений с поверхности помещений затруднений не представляет.

Твердые радиоактивные отложения в реакторных и вспомогательных контурах состоят в основном из продуктов коррозии сталей, обычно аустенитных нержавеющих. Отложения могут возникать в отдельных элементах или за счет собственной их коррозии, или за счет привноса теплоносителем и осаждения из него продуктов коррозии предшествующих элементов. Естественно, что такие отложения имеют сродство с основным металлом и потому хорошо с ним сцеплены. Поэтому удаление таких отложений существенно сложнее дезактивации помещений и требует применения специальных растворов и разработки технологии их использования.

В процессе эксплуатации уровень радиоактивности оборудования определяется газовой (кислородной, азотной) радиоактивностью воды. Повышение радиоактивности воды за счет продуктов коррозии, образующихся за пределами активной зоны, но активирующихся при циркуляции через нее во время эксплуатации реакторов, невелико по сравнению с газовой радиоактивностью. Но после останова реактора газовая радиоактивность быстро спадает и доступность оборудования для ремонта или осмотра определяется отложениями на нем радиоактивных продуктов коррозии, а иногда и продуктов деления ядерного горючего.

Поверхности первого контура могут задерживать радиоактивные примеси воды в результате сорбционных процессов, диффузионного проникновения и химических связей.

При наличии в воде коррозионных и взвешенных частиц известную роль играет осаждение их в порах, трещинах и углублениях, причем поверхности механических отложений сами способны к последующему сорбционному процессу.

Механически образовавшиеся отложения наиболее легко удаляемы, часто даже простыми водными промывками. Образование таких отложений относительно несложно предотвратить, конструируя системы первого контура без застойных зон и со скоростями, препятствующими отложению, и прежде всего организацией такого водного режима, при

212

котором продукты коррозии находятся главным образом в растворенном состоянии, соответствующем минимальной коррозии конструкционных материалов.

Труднее всего удалить отложения, закрепившиеся на поверхности в результате сорбционно-диффузионных процессов проникновения радиоактивных примесей в структуру металла контура. Скорость диффузии зависит от природы диффундирующего вещества, температуры и давления среды и других факторов.

При диффузионном проникновении радиоактивных веществ в конструкционный материал для дезактивации неизбежно разрушение и удаление его поверхностного слоя. Чем продолжительнее периоды между дезактивациями, тем существеннее толщина поверхностного слоя, подлежащего удалению. Особенно это относится к удалению оксидов кобальта, поэтому при использовании нержавеющих аустенитных сталей следует стремиться к применению бескобальтового никеля и бескобальтового стеллита. Из-за наличия в отложениях радионуклида кобальта-60, проникающегося в сталь и имеющего большой период полураспада, дезактивация контуров из нержавеющих аустенитных сталей более затруднительна, чем из углеродистых.

Периодические дезактивационные обработки не следует производить слишком редко и лучше пользоваться каждой предоставляющейся возможностью, однако лишь при условии применения дезактивирующих растворов, не оказывающих разрушающего или другого вредного воздействия на конструкционный материал. Например, для нержавеющих аустенитных сталей совершенно недопустимо использовать соляную кислоту, так как при любом, даже максимально полном удалении ее после промывки контура, хлорид-ион способен сорбироваться поверхностью материала с последующим вредным воздействием на коррозию под напряжением для этих сталей.

Периодическая дезактивация оборудования в сборе — это всегда процесс химической очистки оборудования. Ей могут быть подвергнуты вспомогательные реакторные контуры, отдельные петли и весь главный реакторный контур, за исключением активной зоны, удаляемой из реактора на период очистки или отсекаемой задвижками от контура промывки. Необходимая в процессе дезактивации циркуляция среды создается специальными малыми насосами, а для замыкания контура могут быть использованы дренажные линии основных трубопроводов.

Выбор дезактивирующих растворов зависит от состава отложений, подлежащих удалению. Эти растворы должны быстро и полно смачивать обрабатываемую поверхность, разрушать связь отложений с поверхностью и растворять их по возможности без разрушающего воздействия на конструкционный материал. Дезактивирующие растворы должны предотвращать повторную сорбцию радиоактивных загрязнений и легко и полно удаляться из контуров. Состав растворов зависит от уровня загрязненности оборудования, характеристики конструкционного материала, структуры и химического состава отложений. В настоящее время существует большое разнообразие дезактивирующих растворов. Чаще всего их выбирают экспериментально с лабораторным подбором на образцах.

Ранее наиболее распространена была дезактивация в несколько этапов с попеременным использованием реагентов — окислителей и восстановителей и водной (конденсатной) промывкой после каждого этапа. Однако при этом получается большое количество сбросных вод, подлежащих сбору в баках и последующей переработке. Более

213

перспективны композиции комплексонов с органическими кислотами, так как количество сбросных вод резко сокращается.

В эксплуатации может возникнуть необходимость химической очистки активной зоны реактора. Назначение такой очистки, естественно, не дезактивация, а удаление отложений с поверхности активной зоны во избежание поглощения нейтронов отложениями и возможных разрушений оболочек твэлов в результате чрезмерного повышения температур. При хорошо налаженном водном режиме реакторов необходимость такой очистки не возникает.

13.6. Дезактивация газовоздушных потоков на АЭС

Рассмотренный выше процесс дезактивации оборудования за счет удаления с него твердых отложений имеет в своей основе химический процесс их растворения. При этом отложения разрушаются и переходят в промывочную воду также и за счет механического смыва. Процесс удаления радиоактивных газов из несущего их воздуха — процесс физико-химический, так как радиоактивные газы, в том числе и соединения иода, сорбируются материалами специальных фильтров.

Дезактивация газообразных выбросов АЭС требует удаления из вентиляционного воздуха радиоактивных веществ, содержание которых нормируется (см. табл. 13.3 и 13.4). Пример организации предварительной дезактивации воздуха, выбрасываемого через вентиляционную трубу, показан на рис. 11.1. Однако необходимо удаление радиоактивных газообразных веществ и из других потоков, например из многочисленных технологических сдувок (см. 13.1), представляющих собой влагосодержащую газовоздушную смесь. Объем таких сдувок существенно увеличивается при перегрузках топлива, так как в эти периоды для предотвращения выхода газов и аэрозолей вместе с водяными парами с поверхностей воды в открытых бассейнах перегрузки и выгрузки воздух приточным вентилятором подается направленной струей над зеркалом воды с одной стороны и отсасывается вытяжным вентилятором с противоположной стороны бассейнов и направляется в систему дезактивации газообразных радиоактивных отходов.

Аналогичные сдувки периодически производятся из барботера системы компенсации давления (см. рис. 7.10), из системы дожигания водорода (см. рис. 8.10) и из надводного пространства баков "грязного" конденсата. Из этих потоков необходимо удалять в основном инертные (благородные) газы и йодистые соединения. Если основные радионуклиды инертных газов выдержать несколько часов в газгольдерах, то из-за сравнительно небольшого периода полураспада радиоактивность их быстро спадает. При этом образуются или стабильные, или новые радиоактивные нуклиды (часто в виде аэрозолей) с меньшей радиоактивностью. Их можно задерживать аэрозольными фильтрами, которые предусмотрены в системе дезактивации газообразных радиоактивных отходов. Эту систему проектируют с учетом не только нормальных условий эксплуатации, но и возможных аварийных ситуаций. Для дезактивации радиоактивных газов применяют выдержку в газгольдерах и очистку газов в адсорбционных установках. Первый метод проще, но громоздок, поэтому использование его в процессе нормальной эксплуатации ограничивается станциями относительно небольшой мощности. Второй метод сложнее в эксплуатации и может оказаться недостаточным по производительности в аварийных

214

ситуациях. Возможно сочетание обоих методов, когда газгольдеры используют в аварийных ситуациях и при перегрузках. При этом повышенный выход радиоактивных газов из остановленного реактора характерен для периода длительностью 6 — 8 ч. В это время газы подают компрессорами в газгольдеры для выдержки при давлении 0,8 — 1 МПа. Газгольдеры устанавливают с резервом (обычно два рабочих и один резервный) равных емкостей. Предусматриваются два компрессора (100%-ный резерв). Время выдержки принимают по распаду ксенона-133. Соответствующая схема представлена на рис. 13.2. Газы технологических сдувок поступают по линии 1 в газоохладители 2, где конденсируется водяной пар, вынесенный вместе с газами. Этот конденсат радиоактивен и поэтому по линии 3 направляется на спецводоочистку, а газы проходят аэрозольные фильтры 4 и одним из компрессоров 5 подаются в газгольдеры 6, из которых после выдержки через аэрозольные фильтры 4 выпускаются в вентиляционную трубу по линии

7.

Схема очистки в адсорберах показана на рис. 13.3. Газовые сдувки 1 с температурой 60-70 и большим содержанием влаги поступают в теплообменник 5 со встроенным влагоудалителем. После него газы, охлажденные до 20 , потоком воды 3, поступающим от холодильной пароэжекторной машины, направляются на фильтр 7, заполненный стекловолокном, сорбирующим аэрозоли. С потоком газа в фильтр приходит некоторое количество влаги, непрерывно выделяющейся из потока и смывающей с поверхности стекловолокна осевшие частички, удаляя их из фильтра. Фильтр тем самым самоочищается. Влага сбрасывается по линии 4.

Рис. 13.2. Схема газгольдерной установки для выдержки газовых сдувок в период перегрузки

215

Рис. 13.3. Схема адсорбционной очистки радиоактивных газов

Инертные газы обычно не вступают в химические реакции, поэтому их удаляют из газовоздушной смеси физическими методами, чаще всего избирательной адсорбцией на твердых материалах. Для наиболее эффективного использования сорбента необходима глубокая осушка очищаемого газа. Для этой цели газовоздушная смесь направляется на цеолитовый фильтр 8, где проходит окончательную осушку. Фильтров устанавливают два: рабочий и резервный. Это позволяет выводить фильтры на регенерацию после предельного насыщения их влагой. Регенерация (осушка цеолита) осуществляется воздухом, прогоняемым воздуходувкой через электронагреватель, греющий воздух до 350, и далее в регенерируемый фильтр, где воздух испаряет задержанную влагу, а температура его снижается до 250 . После охлаждения в специальном теплообменнике воздух сбрасывается в вентиляционную трубу 12. В процессе сушки газовая смесь в цеолитовом фильтре нагревается до 70 — 80 . Сорбция идет тем лучше, чем ниже температура, поэтому необходимо окончательное охлаждение газов до 12 — 20 , для чего служит основной теплообменник 9 со встроенным дополнительным влагоотделителем. Затем газовоздушная смесь поступает в основной фильтр-адсорбер 10 и проходит его многочисленные секции. Адсорбер заполняется активированным углем СКТ в зернах. Очищенный воздух воздуходувкой 11 сбрасывается в вентиляционную трубу по линии 12. Воздуходувок устанавливают две (100%-ный резерв), а на случай повышенного выброса — дополнительно еще одну. Вся система работает под давлением, чтобы не допускать протечек радиоактивной среды. Однако неблагоприятен и подсос воздуха в систему, так как это увеличивает нагрузку воздуходувок, для суждения о газоплотности системы сопоставляют показания расходомеров 2 на входе и выходе.

Чем ниже температура очищаемого газа, тем выше коэффициент адсорбции, поэтому для охлаждения газов используют техническую воду после холодильной машины. Нагретая в теплообменниках вода по линии 6 поступает к холодильной пароэжекторной машине. Можно было бы применить и другие холодильные машины, с тем чтобы получить более глубокое охлаждение, например до — 70 , однако, связанное с этим удорожание и усложнение установки не компенсируется увеличением адсорбции.

216