DD237095A3

DD237095A3 - Verfahren zur dekontamination von ausruestungen nuklearer dampferzeugungsanlagen

Info

Publication number: DD237095A3
Application number: DD20870178A
Authority: DD
Inventors: Jurij V Balaban-Irmenin; Alexander L Teplickij; Nikolaij I Grusdev; Genrich V Mackevic; Claus Herold; Klaus Oertel; Axel Bernhagen
Original assignee: Balaban Irmenin Jurij V; Alexander L Teplickij; Nikolaij I Grusdev; Genrich V Mackevic; Claus Herold; Klaus Oertel; Axel Bernhagen
Priority date: 1978-10-27
Filing date: 1978-10-27
Publication date: 1986-07-02

Abstract

Verfahren zur Dekontamination von Ausruestungen nuklearer Dampferzeugungsanlagen, insbesondere von borsaeuregeregelten Druckwasserreaktoren, deren technologische Systeme, z. B. der Primaerkreislauf, auch niedriglegierte C-Staehle enthalten. Die notwendige Dekontamination soll hinsichtlich der Zeitdauer und Vollstaendigkeit sowie Anfallmenge radioaktiver Abfaelle effektiv und damit praktikabel gestaltet werden. In die waessrige Borsaeureloesung wird Ammoniak und ein Oxydationsmittel eingefuehrt, der man danach ein Gemisch, bestehend aus Loesungen von Hydrazinhydrat, Komplexbildner und organischer Saeure, zusetzt. Die Ausschleusung der Reagenzien und Radionuklide erfolgt wahlweise durch Wasseraustausch, Ionenaustausch oder Kombination beider Varianten. Die Dekontamination kann auch derart erfolgen, dass nach Behandlung mit der Borsaeure-, Ammoniak- und Oxydationsmittelloesung eine Spuelung mit Borsaeureloesung ausgefuehrt und danach der erhaltenen Loesung ein Gemisch von Hydrazinhydrat, Komplexbildner und organischer Saeure zugesetzt wird.

Description

Anwendungsgebiet der Erfindung

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Dekontamination von Ausrüstungen nuklearer Dampferzeugungsanlagen, insbesondere von borsäuregeregelten Druckwasserreaktoren, deren technologische Systeme auch niedriglegierte C-Stähle enthalten.

Charakteristik der bekannten technischen Lösungen

Es sind Dekontaminationsverfahren bekannt, die in einer Oberflächenbehandlung der Ausrüstungen mittels wäßriger Borsäurelösung bestehen (vgl. Bericht des WTI F.E. Dzerzinskij, Moskau 1975, Archiv-Nr. 10147, „Technologisches Dekontaminationssystem der Ausrüstungen und Rohrleitungen des 1. Kreislaufes vom Reaktor WWER-440 des finnischen KKW Loviisa").

Jedoch ist dieses Verfahren nur dann effektiv, wenn die radioaktiven Verschmutzungen lediglich locker an den Oberflächen haften. Es verursacht zudem eine bedeutende Menge radioaktiver Abfälle.

Gleichfalls bekannt ist die Reinigung von Primärkreislaufausrüstungen mit einer H₃BO3-H₂O2-Mischung bei etwa 60°C (vgl. BRD-OS 2617676). Dieses Verfahren löst jedoch nur einen Teil der Kontaminationen ab, vorzugsweise die Jodnuklide, Co-58 sowie Mn-54, und beeinflußt die in den inneren Korrosionsproduktschichten fixierte Radioaktivität kaum, so daß seine Effektivität für die dosimetrische Vorbereitung von Instandhaltungsmaßnahmen nicht ausreicht.

Radikaler wirken Dekontaminationsverfahren, die auf eine möglichst weitgehende Auflösung der gesamten Oxidschicht ausgerichtet sind. Im Fall demontierbarer Einzelaggregate des Primärkreislaufes wird hierzu die Dekontamination in mehreren Etappen durchgeführt, indem man abwechselnd Oxydations- und Reduktionsmittel benutzt und jeweils nachfolgend mit Kondensat spült. Als, Reagenzien werden Salpetersäure, komplexbildende organische Säuren, wie Zitronensäure und Oxalsäure, Komplexone, Laugen und Oxydationsmittel sowie oberflächenaktive Stoffe verwendet (vgl. T. Ch. Margulowa, „Kernkraftwerke", Leipzig 1976, S.343).

Der Mangel am bekannten Stand der Technik besteht darin, daß derartige Dekontaminationsverfahren nicht die zur Verfahrensdurchführung im Primärkreislaufinneren unumgängliche Konzentration von Neutronenabsorbern, vorzugsweise B-10, aufweisen. Die bekannten Rezepturen sind zudem aus Korrosionsgründen nicht für technologische Systeme geeignet, welche niedriglegierte C-Stähle neben Zirkonlegierungen und hochlegierten Cr-Ni-Stählen enthalten. Weiterhin ist ihr Chemikaliengehalt so hoch, daß nahezu unbeherrschbare Probleme auf dem Sektor der radioaktiven Abfallwirtschaft entstehen. Der bisherige Stand der Technik erlaubte es nicht, praktikable Problemlösungen für die Reaktoranlagen des Typs WWER anzugeben, wie insbesondere die 4. wissenschaftliche Konferenz des RGW-Arbeitsgremiums WTKR I-3 vom Dezember 1976 in Moskau zeigte.

Ziel der Erfindung

Ziel der Erfindung ist es, die notwendige Dekontamination der Innenflächen des Primärkreislaufes eines Druckwasserreaktors, die auch aus niedriglegierten C-Stählen bestehen, hinsichtlich der Zeitdauer und Vollständigkeit sowie Anfallmenge radioaktiver Abfälle effektiv zu gestalten und damit eine praktikable Problemlösung zu erreichen.

Darlegung des Wesens der Erfindung

Die technische Aufgabe, die durch die Erfindung gelöst wird, besteht darin, für die Dekontamination ein Verfahren zu entwickeln, das die erforderliche Neutronenabsorption gewährleistet, die Konstruktionswerkstoffe aus niedriglegierten C-Stählen nicht zerstört und die prozeßgebundenen radioaktiven Abfallvolumina minimal gestaltet.

Die Merkmale der Erfindung bestehen darin, daß in die wäßrige Borsäurelösung Ammoniak und ein Oxydationsmittel zugesetzt werden, bis das Redoxpotential der Lösung E_H = +400 bis +1 20OmV erreicht und die erhaltene Lösung für die Dauer von 2 bis

10 Stunden beieinerTemperaturvon80bis 130°C gehalten wird, danach ihr ein Gemisch, das aus Lösungen von Hydrazinhydrat, Komplexbildner und organischer Säure besteht, in einer solchen Menge zugesetzt wird, daß sich ein Redoxpotential E_H = -100 bis +20OmV einstellt, die erhaltene Lösung mit der für die Ausrüstung maximal zulässigen Aufwärmgeschwindigkeit auf eine Temperatur von 100 bis 180°C aufgewärmt und unmittelbar anschließend mit maximal zulässiger Abkühlgeschwindigkeit

abgekühltwird.

Die Ausschleusung der Reagenzien und Radionuklide aus der dekontaminierten Anlage erfolgt nach Beendigung der

Behandlung durch Wasseraustausch

oder durch Ionenaustausch

oder durch Kombination beider Varianten,

wobei die Borsäurekonzentration in der Lösung konstant gehalten wird.

In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird nach der Behandlung mit der Borsäure-, Ammoniak- und Oxydationsmittellösung eine Spülung mit Borsäurelösung ausgeführt und danach der erhaltenen Lösung ein Gemisch von Hydrazinhydrat,

Komplexbildner und organischer Säure zugesetzt.

Ausführungsbeispiel

Der I.Kreislauf eines Energieblockes vom Typ WWER-440 wird mit Borsäurelösung gefüllt, der Ammoniak zugegeben wird. Die Lösung erwärmt sich während der Umwälzung durch den Kreislauf bis auf 90⁰C. Danach wird Kaliumpermanganat in einer

Menge von 1 g/l zugefügt. Nach 5 Stunden, in deren Verlauf die Temperatur 120⁰C erreicht, erfolgt die Dosierung eines

Gemisches aus Hydrazinhydrat, Zitronensäure und dem Komplexon EDTA, bis das Redoxpotential der Lösung einen Wert von E_H =+200 mV erreicht.

Dieses Chemikalienkonzentrat wird nochmals zugesetzt, sobald die mittlere Moderatortemperatur 150°C beträgt.

Unter Aufrechterhaltung der Borkonzentration werden die gelösten Radionuklide, Metalloxide und übrigen Reagenzien mittels Wasseraustausch bei Temperaturabsenkung bis auf 8O⁰C aus dem Kreislauf entfernt.

Die Dekontamination nach dem erfindungsgemäßen Verfahren senkt die Dosisleistung der ß- und γ-Strahlung in den

Dampferzeugern um den Faktor 75.

Die Effektivität der erfindungsgemäßen Dekontamination wird dadurch bestimmt, daß der Prozeß ohne Wasserwechsel in zwei untrennbaren technologischen Etappen durchgeführt wird. In der ersten Etappe gewährleistet die Wirkung des

Oxydationsmittels — vorzugsweise KMnO₄—in der Borsäurelösung eine Lockerung der radioaktiv verschmutzten Oxidschicht.

Die Zugabe von Ammoniak beeinträchtigt die Dekontaminationswirkung der Lösung nicht, verhindert aber Lochfraßkorrosion

und narbenförmige Korrosion an den Werkstoffoberflächen. - .

Bei der nachfolgenden gemeinsamen Dosierung von Komplexon, organischer Säure und Hyrazinhydratwird Mn⁷⁺ zu Mn²⁺ reduziert und ohne Schlammbildungen in sehrgut lösliche Verbindungen überführt. Diefrei gebliebenen Komplexbildner- und Säureanteile lösen bei Temperaturerhöhung bis 180⁰C die Oxidschichten samt Radionukliden auf.

Claims

Erfindungsanspruch:

1. Verfahren zur Dekontamination von Ausrüstungen nuklearer Dampferzeugungsanlagen durch deren Behandlung mit wäßriger borsäurehaltiger Lösung mit dem Ziel der Effektivitätserhöhung, gekennzeichnet dadurch, daß der wäßrigen Borsäurelösung Ammoniak und ein Oxydationsmittel, vorzugsweise Kaliumpermanganat, bis zur Erreichung eines Redoxpotentials von E_H = +400 bis +1 20OmV beigegeben wird, die Lösung für die Dauer von 2 bis 10 Stunden auf einer Temperatur von 80 bis 130°C gehalten wird, danach ein Gemisch, das aus Lösungen von Hydrazinhydrat, Komplexbildner und organischer Säure besteht, in einer solchen Menge zugesetzt wird, daß sich ein Redoxpotential E_H = -100 bis +20OmV einstellt und daß die Lösung auf eine Temperatur von 100 bis 180°C aufgewärmt und unmittelbar anschließend abgekühlt wird.
2. Verfahren nach Punkt !,gekennzeichnet dadurch, daß nach der Behandlung mit der Borsäure-, Ammoniak-und Oxydationsmittellösung eine Spülung mit Borsäurelösung durchgeführt wird.
3. Verfahren nach Punkt 1, gekennzeichnet dadurch, daß die Ausschleusung der Reagenzien und Radionuklide aus der dekontaminierten Anlage nach Beendigung der Behandlung durch Wasseraustausch oder durch Ionenaustausch oder durch Kombination beider Varianten erfolgt, wobei die Borsäurekonzentration in der Lösung konstant gehalten wird.