HU210454B - Eljárás nyomottvizes nukleáris reaktor primer hűtőközegének kezelesere - Google Patents

Abstract

Eljárás nyomottvizes atomreaktor primer hűtőközegének (A) kezelésére, melynél a reaktor teljesítményét a Primer hűtőközeg HjBOj-tartalma szabályozza, oly módon az energia-termeléséig felgyorsított atomreaktor primer hűtőközegébe hidrazin-hidrátot (Ν2Η4·Η2Ο) adagolnak folyamatosan olyan mennyiségben, hogy a reaktorból kivett próbában 5xl0^-5xl0"2 g hidrazin-hidrát/kg primer hűtőközeg legyen, és a fölöslegben lévő hidrogént önmagában ismert módon legfeljebb 100 nxml/kg primer hűtőközeg tartalomig a primer hűtőközegből eltávolítják.

Description

A találmány tárgya eljárás nyomottvizes atomreaktor primer hűtőközegének kezelésére, melynek során a reaktor teljesítményét a hűtőközeg H₃BO₃ tartalmával szabályozzák.

Ismeretes, hogy egy atomreaktor hűtőközegében lévő bórsav, melyet a fűtőanyag reaktivitásának kíméletes fokozása céljából alkalmaznak, nagymértékben korróziót okoz. Ezen felül a magfűtőanyag szétesésénél erős neutronáramok, γ-sugárzás és a- illetve β-részecskék keletkeznek, melyek a vizet oxigénre, hidrogénre és oxidgyökök sokaságára bontják, s ezek a berendezés korrózióját tovább erősítik (IAEA Report „Colant technology of water reactors”, Doc. 0846 j, 11. 03.91,27-29.0.).

A korróziós termékek, melyek a neutronáram sugárzási zónájában oldhatatlan oxidok formájában keletkeznek (fűtőelemek), radioaktívvá válnak, a hűtőfolyadék körbeforgása útján továbbítva a reaktor belső falán lerakódnak és ezzel radioaktív szennyeződést képeznek, mely jelentős technikai nehézséget okoz a reaktor kezelésénél, javításánál és megfigyelésénél (IAEA Report „Coolant technology of water reactors”, Doc. 0846 j, 11.03. 91, 54-55. o.).

A bórsav korrozivitásának csökkentése érdekében a hűtőközeghez nyomottvizes reaktorok esetében 12 ppm LiOH-t (IAEA „Coolant technology of water reactors”, Doc. 0846 j, 11. 03. 91, 27-29. o.) vagy ionok, mint Li⁺ és Na⁺ jelenlétére figyelemmel 0,050,45 mM/kg KOH-t adagolnak.

A víz radiolízisének csökkentésére nyomottvizes reaktorok esetében hidrogént, víz-víz-reaktoroknál ammóniát adagolnak, melyből hidrogén szabadul fel (IAEA Report „Collant technology of water reactors, Doc. 0846 j, 11.03.91,27.0.).

Ezek az eljárások lehetővé teszik az atomreaktorok üzemeltetését, de a reaktor szennyeződése mégsem csökken jelentős mértékben, ami azt jelenti, hogy a gőzgenerátor egyes részeinek γ-dózis teljesíténye 3 és 30 R/h között van (IAEA Report „Collant technology of water reactors, Doc. 0846 j, 11.02. 91,27-28. o.).

A reaktor az ismert eljárásoknál az 1. ábra alapján működik az alábbiak szerint:

A primer körfolyamat magában foglalja az 1 reaktort, a 2 fő keringtető szivattyút, a 3 ioncserélő-szűrőt a primer hűtőközeg tisztításához, a 4 gőzgenerátort, a szekunder körfolyamat 5 gőzvezetékét, a 6 szivattyút a primer hűtőközeg elvezetéséhez, a 7 betápláló-légtelenítőt, a 8 nagy átmérőjű körfolyam-csővezetékeket, a 9 tápszivattyút, a 10 nyomástartót, a 11 nyomáscsökkentő berendezést a légtelenítőhöz, a 12 fűtőelemeket és az A primer hűtőközeget.

A friss fűtőanyaggal ellátott reaktor primer körfolyamába 12-15 g/1 bórsavoldatot adagolnak. Az A hőtűközeg tisztítására szolgáló 3 ioncserélőszűrőt H₃BO₃-mal és NH₃-mal kevert KOH-val telítik egyensúlyi koncentrációig. Az 1 reaktor beindítása előtt legfeljebb 80 °C hőmérsékletnél az oxigén kémiai megkötésére hidrazinhidrát-oldatot adagolnak az A primer hűtőközeghez olyan koncentrációban, amely a mért O₂-tartalomhoz képest háromszoros fölösleget jelent.

Az említett munkafolyamat végrehajtása után a reaktort egy szabályozott minimális teljesítmény elérésére (W = 10-6%) fizikai úton felgyorsítják.

A reaktor-berendezés fizikai paramétereinek szükséges mérése után a reaktor teljesítményét tovább fokozzák, majd energiatermelésig felgyorsítják. Ennél az időpontnál a mért H₃BO₃-mennyiségnek megfelelő, de legfeljebb 0,45 mmól/kg KOH-t és 510 mg/kg NH₃-t - a hűtőközegre vonatkoztatva adagolnak a hűtőközeghez. Az NH₃-ból a radiolízis következtében, a hűtőközeghez vonatkoztatva, 3060 nxml/kg H₂ szabadul fel. Ezeknél a kémiai paramétereknél történik a víz-víz-reaktorok kommerciális üzemelése. Mivel a víz radiolízise a sugárzás hatására nagy sebességgel megy végbe, és az oxidgyökök nem egyesülnek azonnal a H₂ hatására, a víz oxidgyökei a szerkezeti anyag korrózióját idézik elő, amikor is oldhatatlan Co, Mn, Ni, Cr, Fe és egyéb elemeket tartalmazó oxidvegyületek keletkeznek.

A hűtőközeg körbeforgása révén korróziós termékek kerülnek a magfűtőanyag hatásterületébe, melyek a felszabaduló termoelektromos erők hatására a fűtőelemek falazatáról leszakadnak, ahol ezek erőteljes neutronáramnak vannak kitéve és az ⁵⁸Co, ⁶⁰CO, ⁵⁴Mn, ⁵¹Cr, ⁵⁹Fr stb. izotópokká alakulnak át.

Konstans reaktorterhelésnél az aktivált korróziós termékek fokozatosan a hűtővízbe mennek át. Erős terhelésingadozásnál viszont ezek a termékek a fűtőelemek falazatáról jelentősen lemosódnak. Mindkét esetben azonban fémoxidrészecskék áramlanak a hűtőkörfolyamaton keresztül, és izotópcsere vagy egyszerűen a reaktor belső felületeire történő szorpció révén (szorpciós koefficiens K⁺lxl0-4 sek.'¹) a reaktorfalazatra rakódnak és ez szennyeződéshez vezet. A hűtőzeg tisztítására szolgáló berendezések csökkentik a hűtőközegben lévő aktivált termékek mennyiségét K+lxlCT⁵ sek.^-1 koefficienssel oly módon, hogy eltávolítják a hűtőközeg meghatározott részét. Ezen az úton azonban nem lehet elérni a hűtőközeg teljes tisztítását. Végül is a radioaktív izotópok a reaktor belső felületén fokozatosan feldúsulnak és a reaktor elszennyeződik. A szennyeződés csökkentését célzó ismert technikák lehetővé teszik ugyan az atomreaktorok működését, de nem biztosítják a szennyeződés megfelelő mérséklődését, ami azt jelenti, hogy a gőzgenerátor egyes részeinek γ-dózis teljesítménye 3 és 30 R/h között van. A legkisebb γ-sugárdózis víz-víz reaktoroknál azzal érhető el, hogy a primer körfolyamatba KOH-t és NH₃-t adagolnak. De ebben az esetben is a γ-sugárdózis még igen nagy (átlag 3-7 R/h), amint ez a Lovisa-ban (Finnország) lévő erőműnél tapasztalható. A „Westinghouse” és „Siemens” (KWV) típusú nyomottvizes reaktorok γ-sugárdózis teljesítmény-tartománya mindenkor 3-40 R/h, illetve 45 R/h (1. (IAEA Report „Coolant technology of water reactors, Doc. 0846 j, 11.03. 91,54-55. o.).

A jelenleg üzemben lévő atomerőműveknél a vízkémiai módszerek vonatkozásában a következő hátrányok mutatkoznak:

- az oxidgyökök nem egyesülnek kielégítő gyorsa2

HU 210 454 A

Sággal H₂ hatására, ennek következtében a reaktor szerkezeti anyagának korróziója lép fel;

- a korróziós termékek erősen felhalmozódnak a fűtőelem-falazaton, ezek aktiválódnak és a hűtőkörfolyamatba áramlanak;

- az aktivált korróziós termékek szorpciós koefficiense a lerakodási gyorsaságot tekintve meghaladja a tisztítási koefficienst, ami miatt a tisztító berendezés teljesítményének fokozása ellenére nem kerülhető el a reaktor szennyeződése.

Találmányunk megalkotásához azt a feladatot tűztük ki, hogy csökkentsük a korróziós termékek aktiválódását, valamint a reaktorfalazaton történő lerakódását, és ily módon a reaktor szennyeződését a γ-dózis-teljesítmény megfelelő korlátozása mellet R/h értékre szállítsuk le. Ezt a feladatot - amint az igénypontokból is látható - úgy oldottak meg, hogy a reaktorban keringő primer hűtőközegnek folyamatosan hidrazin-hidrátot adagolunk olyan mennyiségben, hogy a reaktorból vett próba tartalma 5xl0“⁶-5xl0^-2 g hidrazin-hidrát/kg hűtőközeg legyen, mimellett a primer hűtőközegből önmagában ismert módon feleslegben lévő hidrogént távolítjuk el úgy, hogy ennek koncentrációját legfeljebb 100 nxml/kg primer hűtőközeg tartalomig csökkentjük.

Mindmáig nem volt ismert olyan technológia, melynél a hűtőközegbe való folyamatos adagolásra üzemben lévő reaktornál került volna sor, mivel a hidrazin-hidrát 10-20 másodperc alatt nitrogénre és hidrogénre bomlik és ez a koncentráció állandó emelkedésénél 60 nxml/kg hűtőközeg fölött a cirkóniumötvözetből készült fűtőelem-burkolat szétroncsolásához vezet. Nem várt módon azt állapítottuk meg, hogy az üzemben lévő reaktor erős neutronáramai és γ-sugarai hatására egy hidrazin-hidrátból, ammóniából és hidrogénből álló rendszerben új reakciók lépnek fel, éspedig egy sugárzással indukált szintézis jön létre a hidrazin-hidrát, ammónia és a bomlástermékek között. A fordított hidrazin-hidrát-szintézis NH₃-ból és H₂-ból viszont lassabban megy végbe, mint a hidrazin-hidrát szétbomlása. A reakciót a következő egyenlet mutatja be:

η,γ

ΝΗ₄χΗ₂Ο ξ—^s H+NH₄0H-► n₂+h₂ melyben n neutronokat és yy-sugárzást jelentenek.

A reakció egyensúlyának fenntartásához szükséges a hidrazin-hidrát folyamatos beadagolása a hűtőközegbe az említett mennyiségben, valamint a H₂-fölösleg eltávolítása.

Az erős redukálószerként ismert hidrazin-hidrát az elektrokémiai potenciál (E_h) jelentős csökkenését idézi elő fém-víz rendszerben. Az ismert eljárásoknál a potenciál-érték legfeljebb -700 mV-t ér el a H₂-elektródra vonatkoztatva, mimellett a nem rozsdásodó acél korróziós sebessége kb. 0,5 mg/m² óránként. VVER-440 típusú víz-víz-reaktornál kb. 7000 üzemórás reaktorüzem-periódus alatt kb. 30-50 kg korróziós termék keletkezik. Az E_h-potenciál további csökkenésére a negatív tartományban nincs lehetőség. Csupán hidrazin-hidrát folyamatos beadagolása teszi lehetővé a pH-érték további süllyedését és ezzel a korróziós sebesség erős csökkenését. A hidrazin-hidrát rendkívül hevesen reagál O₂-vel, valamint oxidgyökökkel hidrogén, nitrogén és víz képződése között.

Hidrazin-hidrát radiolízisénél atomos hidrogén, ammónia és nitrogén keletkezik. A gyökök vízzé való újraegyesítése lényegesen gyorsabban megy végbe mint az NH₃-radiolízisnél.

A termékek szorpciós-deszorpciós vizsgálata a hidrazin-hidrát beadagolásánál azt mutatta, hogy nem jön létre a korróziós termékek felhalmozódása a fűtőelemfalazaton. A K⁺ szorpció-koefficiens kb. l,10’⁵0,5xl0^-5 sek.^_1-re süllyed, ami összhangban van a tisztítási koefficienssel. Ez a szennyezett felületek inaktiválásához vezet, valamint ahhoz, hogy a tiszta felületek szennyeződéstől mentesek maradnak.

Ez lehetővé teszi a szennyeződés legfeljebb kb. 1 R/h γ-dózisteljesítményre történő csökkentését, ami jelentősen alatta van a jelenleg üzemelő atomerőművek szennyeződési értékeinek.

A találmány szerinti eljárás mind a már üzemelő, mind a majd üzemelésre kerülő atomerőműveknél alkalmazható.

Az üzemelő atomerőműveknél az eljárást a következők szerint lehet bevezetni:

- először folyamatosan el kell távolítani a hűtőközegből a hidrogént a légtelenítő rendszeren keresztül vagy más módon. A gyakorlatban ez a hűtőközeg 5-15 t/h volumennél történő gázmentesítésének felel meg;

- a hűtőközeg egyéb paramétereinek változtatása nélkül kerül sor az NH₃ beadagolására;

- az NH₃ helyett a kiegészítő vízhez folyamatosan hidrazin-hidrátot kell adni olyan mennyiségben, hogy a reaktorból kivett próbában óxlCH-óxlCT² g/kg hűtőközeg legyen az adalék-tartalom;

- a hidrazin-hidrát folyamatos adagolása és ennek NH₃-ból való radiolitikus szintézise folytán, mely ebben az esetben a kiindulási fázisban fölöslegben van, az alábbi egyensúly áll be a hidrazin-hidrát rendszerben:

m, γ

-► ammónia -► hidrogén -» nitrogén

A rendszer egyensúlyi állapotánál a potenciál E_hértéke erősen eltolódik a negatív tartományba, melynek hatására a reaktor szennyeződésének kedvező csökkenése következik be.

Találmányunkat az alábbi példákkal közelebbről szemléltetjük:

1. példa

Egy reaktor kiegészítő vizéhez a reaktor energiatermeléséig történik felgyorsulása után hidrazin-hidrátot adagoltunk olyan mennyiségben, hogy a reaktorból vett próbában 2xlO“⁵-4xlO“⁵ g hidrazin-hidrát/kg hű3

HU 210 454 A tőközeg legyen. A hidrazin-hidrát radiolízisénél keletkező hidrogént folyamatosan eltávolítottuk oly módon, hogy a hűtőközeget légtelenítő rendszerben gázmentesítettük 6 t/h áthaladási teljesítmény mellett. E mellett a KOH-tömeget 0,45-0,05 mM/kg hűtőközeg tartományban tartottuk, a H₃B0₃-koncentrációnak megfelelően. Hosszabb próbák után a gőzgenerátor hideg és meleg tárolójának tengelyén mért γ-dózisteljesítmény nem lépte túl az 1 R/h-t, éspedig 0,3-1,0 R/h tartományban volt.

2. példa

Egy 5 éve már NH₃-mal, káliummal és borral működő reaktor kiegészítő vizéhez az NH₃ adagolásának beállítása után, továbbá a H₂-fölösleg folyamatos elvezetésénél az 1. példánk megfelelő tömegű hidrazin-hidrátot adagoltunk. A próbák lefolytatása után a γ-dózisteljesítmény, melyet a gőzgenerátor tárolótengelyein mértünk, 7 R/h-ról 1,25 R/h-ra süllyedt.

A H₃BO₃-reaktoroknál a hidrazin-hidrát folyamatos beadagolására a hűtőközeg KOH-val illetve LiOH-val történt korrekciója mellett kerülhet sor.

Claims (4)

1. Eljárás nyomottvizes atomreaktor primer hűtőközegének kezelésére, melynél a reaktor teljesítményét a primer hűtőközeg H₃BO₃-tartalma szabályozza, azzal jellemezve, hogy az energia-termelésig felgyorsított atomreaktor primer hűtőközegéhez hidrazin-hidrátot (N₂H₄H₂O) adagolunk folyamatosan olyan mennyiségben, hogy a reaktorból kivett próbában 5xlO^-5xlO~² g hidrazin-hidrát/kg primer hűtőközeg legyen, és a fölöslegben lévő hidrogént önmagában ismert módon legfeljebb 100 nxml/kg primer hűtőközeg tartalomig a primer hűtőközegből eltávolítjuk.

2. Az 1. igénypont szerinti eljárás azzal jellemezve, hogy a hidrazin-hidrátot olyan mennyiségben adagoljuk, hogy a reaktorból kivett próbában 2xl0'⁵-lxl0‘⁴ g hidrazin-hidrát/kg primer hűtőközeg legyen.

3. Az 1-2. igénypontok valamelyike szerinti eljárás azzal jellemezve, hogy a hidrogénfölösleget légtelenítéssel távolitjuk el.

4. Az 1-3. igénypontok valamelyike szerinti eljárás azzal jellemezve, hogy a primer hűtőközegből a hidrogént 50-60 nxml/kg primer hűtőközeg tartalomig távolitjuk el.

Int.CI.⁶: C23FI 1/00 /f.óbrct