RU2110860C1

RU2110860C1 - Decontaminating process for multiple forced circulation loop of water-graphite reactors

Info

Publication number: RU2110860C1
Application number: RU96123138/25A
Authority: RU
Inventors: В.И. Гусаров; хин В.М. Р; В.М. Ряхин; А.Н. Спирин; Ю.М. Черкашев; Ю.Н. Филимонцев; В.Н. Иванов; рев В.Г. Дегт; В.Г. Дегтярев; пков В.Ф. Т; В.Ф. Тяпков; С.А. Кушковой; А.А. Носков; В.К. Гоголев
Original assignee: Курская Атомная Электростанция
Priority date: 1996-12-06
Filing date: 1996-12-06
Publication date: 1998-05-10

Abstract

FIELD: decontaminating materials polluted by radionuclides. SUBSTANCE: process includes reducing water level in separators to mark below point of incision of steam outlet pipes followed by sequential electrochemical decontamination of channels, with shut-off and control valves of channels held closed. After electrochemical treatment, channels are subjected to hydrodynamic rinsing, with spent electrolyte and rinsing water being discharge; then plug is inserted in each channel holder. Shut-off and control valves are opened and water level in separators is brought up to mark above point of incision of steam-water pipes. Chemical agents are introduced in water to produce decontaminating solution which is allowed to circulate to ensure chemical decontamination. EFFECT: improved decontaminating efficiency. 4 dwg

Description

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций с водографитовыми ядерными реакторами типа РБMК и может быть использовано при дезактивации контура многократной принудительной циркуляции атомной электростанции (АЭС) с реакторами РБМК с учетом особенностей конкретных энергоблоков и фактического состояния оборудования. The invention relates to techniques for operating nuclear power plants with water-graphite RBMK-type nuclear reactors and can be used to deactivate the multiple forced circulation circuit of a nuclear power plant (NPP) with RBMK reactors, taking into account the characteristics of specific power units and the actual condition of the equipment.

На энергоблоках АЭС с реакторами РБМК радиационная обстановка в помещениях реакторного оборудования определяется присутствием долгоживущих радионуклидов коррозионного происхождения, накапливаемых в процессах коррозии и массопереноса по основному технологическому контуру. Применяющийся на одноконтурных АЭС водно-химический режим основного технологического контура не исключает сравнительно высокий уровень дозовых нагрузок персонала, что обусловлено интенсивным накоплением активированных продуктов коррозии на внутренних поверхностях реакторного контура циркуляции теплоносителя. Расчетное годовое поступление продуктов коррозии в контур циркуляции энергоблока РБМК составляет около 50-150 кг по железу и 20-30 кг по меди, причем при отсутствии ежегодных эффективных кислотных промывок контура продукты коррозии накапливаются в реакторном контуре. At power units of nuclear power plants with RBMK reactors, the radiation situation in the premises of reactor equipment is determined by the presence of long-lived radionuclides of corrosive origin, accumulated in the processes of corrosion and mass transfer along the main technological circuit. The water-chemical regime of the main technological circuit used at single-circuit nuclear power plants does not exclude a relatively high level of personnel dose loads, which is due to the intense accumulation of activated corrosion products on the internal surfaces of the reactor coolant circulation loop. The estimated annual intake of corrosion products in the circulation circuit of the RBMK power unit is about 50-150 kg for iron and 20-30 kg for copper, and in the absence of annual effective acid washing of the circuit, corrosion products accumulate in the reactor circuit.

Для подавления роста дозозатрат и улучшения радиационной обстановки при ремонтных стоянках на АЭС с реакторами РБМК необходимо своевременное проведение дезактиваций контура многократной принудительной циркуляции при условии минимизации количества образующихся вторичных радиоактивных отходов. To suppress the increase in dose costs and improve the radiation situation during repair sites at nuclear power plants with RBMK reactors, timely deactivation of the multiple forced circulation circuit is required, provided that the amount of secondary radioactive waste generated is minimized.

Известен способ дезактивации контура многократной принудительной циркуляции водографитовых ядерных реакторов, выполняемый во время планово-предупредительных ремонтов после останова и расхолаживания блоков, включающий ввод в контурную воду химреагентов и циркуляцию по контуру дезактивирующего раствора, последующее расхолаживание контура, вытеснение дезактивирующего раствора питательной водой и дальнейшую доочистку воды [1]. A known method of deactivating the loop of multiple forced circulation of water-graphite nuclear reactors, performed during scheduled preventive repairs after stopping and cooling the blocks, including the introduction of chemical reagents into the loop water and circulation of the decontamination solution along the loop, subsequent cooling of the loop, displacement of the deactivating solution with feed water and further treatment [one].

Однако циркуляцию дезактивирующего раствора осуществляют через грязную активную зону реактора, в которой находится 50-70% всех радиоактивных отложений. However, the decontamination solution is circulated through the dirty reactor core, which contains 50-70% of all radioactive deposits.

Основная доля находящихся в отложениях на поверхностях контура циркуляции активной зоны продуктов коррозии образуется за счет активации циркониевых сплавов технологических каналов и оболочек тепловыделяющих элементов, причем в процессе эксплуатации реактора окислы циркония поступают в теплоноситель и переносятся с ним по контуру циркуляции с осаждением и поверхностях внезонного оборудования. По окончании дезактивации дисперсная фракция продуктов коррозии в теплоносителе в основном состоит из циркониевой мелкой пудры. Скопление этой пудры образует "горячие" точки, которые легко исчезает при гидродинамических возмущениях и вновь появляются при прекращении движения теплоносителя. The main share of corrosion products located in the deposits on the surfaces of the circulation circuit of the active zone is formed due to the activation of zirconium alloys of technological channels and shells of heat-generating elements, and during the operation of the reactor, zirconium oxides enter the coolant and are transferred with it along the circulation circuit with deposition and surfaces of non-seasonal equipment. At the end of deactivation, the dispersed fraction of corrosion products in the coolant mainly consists of zirconium fine powder. The accumulation of this powder forms “hot spots”, which easily disappears with hydrodynamic disturbances and reappear when the coolant stops moving.

Указанным недостатком объясняется сравнительно невысокий средний коэффициент дезактивации контура. This drawback explains the relatively low average coefficient of decontamination of the circuit.

Целью изобретения является уменьшение выноса радиоактивных продуктов коррозии из активной зоны в контур, повышение среднего коэффициента дезактивации контура циркуляции. The aim of the invention is to reduce the removal of radioactive corrosion products from the core to the circuit, increasing the average coefficient of decontamination of the circulation loop.

Цель достигается тем, что в способе дезактивации контура многократной принудительной циркуляции водографитовых ядерных реакторов, содержащем ввод в контурную воду химреагентов и циркуляцию по контуру дезактивирующего раствора, последующее расхолаживание контура, вытеснение дезактивирующего раствора питательной водой и дальнейшую доочистку воды, перед вводом в контурную воду реагентов понижают уровень воды с сепараторах до отметки ниже врезки пароводяных труб, изолируют каждый технологический канал от контура, создают в его полости кислую среду, последовательно подвергают электрохимической дезактивации и гидродинамической промывке с последующим выводом отработанных электролита и промывочной воды, герметизируют каналы, заполняют контурной водой и доводят уровень воды в сепараторах до отметки выше врезки пароводяных труб. The goal is achieved in that in a method for deactivating a multiple forced circulation loop of water-graphite nuclear reactors comprising introducing chemicals into the loop water and circulating the decontamination solution along the circuit, then cooling the circuit, displacing the decontamination solution with feed water and further treating the water, lower the reagents before entering the loop water the water level from the separators to the point below the insert of the steam-water pipes, isolate each process channel from the circuit, create in its cavity acidic environment, sequentially subjected to electrochemical decontamination and hydrodynamic flushing followed by withdrawal of spent electrolyte and washing water, sealed channels, filled with water and adjusted to contour the water level in separators to the level above tapping steam pipes.

При этом целесообразно отработанные электролит и промывочную воду выводить из каналов их забором из основания калача. In this case, it is advisable to remove the spent electrolyte and wash water from the channels with a fence from the base of the kalach.

При поиске аналогов и прототипа не обнаружены технические решения, сходные с отличительными признаками заявляемого способа, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "Изобретательский уровень". When searching for analogues and prototype, no technical solutions were found that are similar to the distinguishing features of the proposed method, which proves the compliance of the claimed combination of features with the criteria of the invention "Inventive step".

Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом позволил выявить отличительные признаки, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "новизна". A comparative analysis of the proposed solutions with the prototype allowed to identify distinctive features, which proves the compliance of the claimed combination of features to the criteria of the invention of "novelty."

На фиг. 1 показана принципиальная схема контура многократной принудительной циркуляции реактора; на фиг. 2 - схема дезактивации технологического канала; на фиг. 3 - схема гидродинамической промывки технологического канала; на фиг. 4 - схема удаления отработанных электролита и промывочной воды. In FIG. 1 shows a circuit diagram of a multiple forced circulation loop reactor; in FIG. 2 - scheme of decontamination of the technological channel; in FIG. 3 is a diagram of a hydrodynamic flushing of a process channel; in FIG. 4 is a diagram of the disposal of spent electrolyte and wash water.

Контур многократной принудительной циркуляции водографитового ядерного реактора состоит из активной зоны реактора 1, в которой вертикально расположены технологические каналы 2. Верхней частью каналы 2 соединены пароводяными трубами 3 с сепараторами 4 пара, в свою очередь соединенными опускными трубопроводами 5 с всасывающим коллектором 6. Всасывающий коллектор вместе с главными циркуляционными насосами 7, напорным коллектором 8 и байпасной линией 9 образуют автономный или малый контур. Напорный коллектор 8 соединен с групповым раздаточным коллектором 10, обеспечивающим через запорно-регулирующий клапан 11 подачу контурной воды в калач 12 технологического канала 2. The multiple forced circulation loop of a water-graphite nuclear reactor consists of a reactor core 1 in which the technological channels 2 are vertically located. The upper part of the channels 2 is connected by steam-water pipes 3 with steam separators 4, which in turn are connected by downcomers 5 to the intake manifold 6. The intake manifold together with the main circulation pumps 7, pressure manifold 8 and bypass line 9 form an autonomous or small circuit. The pressure header 8 is connected to a group dispenser 10, providing through the shut-off and control valve 11, the supply of contour water to kalach 12 of the technological channel 2.

Предлагаемый способ дезактивации контура многократной принудительной циркуляции водографитовых ядерных реакторов, например реакторов РБМК, может быть реализован следующим образом. Из каналов 2 реактора извлечены тепловыделяющие элементы, пробки с обойм сняты, реактор заглушен и расхолажен. Понижают уровень воды в сепараторах 4 до отметки ниже врезки пароводяных труб 3. На одном или группе технологических каналов 2 закрывают запорно-регулирующий клапан 11 для изоляции канала 2 от контура циркуляции. Воду из канала дренируют, забирая ее из основания калача 12, поскольку именно в этом месте собирается большая часть радиоактивного шлама и продуктов разрушения циркониевой части канала. Затем в полость каждого канала помещают электрод 13 с кольцевыми изоляторами, обеспечивающими соосное расположение электрода 13 относительно канала 2. Электрод соединяют с источником 14 постоянного тока по схеме катода, а канал, соответственно, соединяют с тем же источником по схеме анода. Создают в полости канала кислую среду, например 4-7% раствора щавелевой кислоты. Включают источник 14 постоянного тока, создают напряжение на его выводах порядка 12 В и плотность тока 0,8-1,1 А/дм². За счет электрохимической диссоциации в растворе кислоты происходит частично анодное растворение, разрыхление, отслоение и ослабление связей поверхностно-активных коррозионных отложений со стенок канала. При этом для усреднения концентрации кислотного раствора в канале, облегчения вывода водорода и разбавления его концентрации над открытым каналом через электрод 13 в канал подают сжатый воздух. Процесс электрохимической дезактивации в зависимости от степени радиоактивного загрязнения канала и силы тока длится от 20 до 30 мин. После этого отключают источник 14 постоянного тока, сбрасывают отработанный электролит в хранилище жидких радиоактивных отходов, извлекают из осушенного канала электрод 13 и помещают его в соседний канал, подлежащий дезактивации по описанной схеме, и в этот канал вводят гидродинамическую головку 15, соединенную гибким рукавам 16 с высоконапорной установкой подачи промывочной воды (не показано). Гидродинамическая головка 15 имеет группу радиально расположенных сопловых отверстий малого диаметра, через которые под давлением порядка 100 кг/см²на стенки канала подают промывочную воду. При вертикальном перемещении по высоте канала в сочетании с радиально направленными высоконапорными струями воды происходит смыв оставшихся радиоактивных отложений с ослабленными связями со стенок канала и их накопление в основании калача 12. После этого в канал 2 вводят до основания калача дренажное устройство 17 и выводят промывочную воду вместе с механической взвесью собранного в основании калача радиоактивного шлама в хранилище жидких радиоактивных отходов. В результате проведенных операций мощность дозы γ излучения по каналу уменьшается с 400 млр/ч до 0,1 млр/ч (на нержавеющих частых), уровень поверхностного загрязнения, полученный методом "мокрого мазка" с внутренней поверхности канала, уменьшается со 100000 β - част./см² мин до 2000 β - част./см² мин, мощность дозы γ излучения мазковых проб уменьшается с 60 млр/ч до 2 млр/ч. Удельная активность отработанного электролита составляет 1 Ки/л, т.е. вывод активности из активной зоны реактора составляет порядка 170000 Ки.The proposed method of decontamination of multiple forced circulation of water-graphite nuclear reactors, for example RBMK reactors, can be implemented as follows. The fuel elements were removed from the channels 2 of the reactor, the plugs from the cage were removed, and the reactor was shut off and dampened. The water level in the separators 4 is lowered to the point below the insert of the steam-water pipes 3. On one or a group of technological channels 2, the shut-off-control valve 11 is closed to isolate the channel 2 from the circulation circuit. Water is drained from the canal, taking it from the base of the kalach 12, since it is in this place that most of the radioactive sludge and destruction products of the zirconium part of the canal are collected. Then, an electrode 13 with ring insulators is placed in the cavity of each channel, providing a coaxial arrangement of the electrode 13 relative to channel 2. The electrode is connected to a direct current source 14 according to the cathode diagram, and the channel, respectively, is connected to the same source according to the anode diagram. An acidic medium is created in the channel cavity, for example, a 4-7% solution of oxalic acid. Turn on the DC source 14, create a voltage at its terminals of the order of 12 V and a current density of 0.8-1.1 A / dm ² . Due to electrochemical dissociation in an acid solution, partially anodic dissolution, loosening, delamination and weakening of the bonds of surface-active corrosion deposits from the channel walls occur. In order to average the concentration of the acid solution in the channel, facilitate the removal of hydrogen and dilute its concentration above the open channel, compressed air is supplied to the channel through the electrode 13. The process of electrochemical decontamination, depending on the degree of radioactive contamination of the channel and current strength, lasts from 20 to 30 minutes. After that, the direct current source 14 is turned off, the spent electrolyte is dumped in the liquid radioactive waste storage, the electrode 13 is removed from the dried channel and placed in the adjacent channel to be decontaminated according to the described scheme, and a hydrodynamic head 15 connected to the flexible sleeves 16 s is introduced into this channel high-pressure flushing water supply unit (not shown). The hydrodynamic head 15 has a group of radially arranged nozzle holes of small diameter, through which washing water is supplied to the channel walls under a pressure of about 100 kg / cm ² . When moving vertically along the height of the channel in combination with radially directed high-pressure jets of water, the remaining radioactive deposits with weakened bonds from the walls of the channel are washed off and accumulated at the base of the kalach 12. After that, a drainage device 17 is introduced into the channel 2 to the base of the kalach and the wash water is removed together with a mechanical suspension of radioactive sludge collected at the base of the kalach in the storage of liquid radioactive waste. As a result of the operations, the dose rate of γ radiation through the channel decreases from 400 ml / h to 0.1 ml / h (for stainless parts), the level of surface contamination obtained by the wet smear method from the inner surface of the channel decreases from 100,000 β - frequent ./cm ² min to 2000 β - ppm / cm ² min, the dose rate of γ radiation from smear samples decreases from 60 ml / h to 2 ml / h. The specific activity of the spent electrolyte is 1 Ci / l, i.e. the output of activity from the reactor core is about 170,000 Ci.

При этом с каждого канала выводится до 1 кг по сухому остатку радиоактивных продуктов коррозии с радионуклидным составом: Zr⁹⁵, Nb⁹⁴, Co⁵⁸, Mn⁵⁴, Fe⁵⁹, Co⁶⁰. При этом радиоактивных изотопов Co⁶⁰ и Nb⁹⁴ в этом килограмме 90%.At the same time, up to 1 kg of the dry residue of radioactive corrosion products with a radionuclide composition is removed from each channel: Zr ⁹⁵ , Nb ⁹⁴ , Co ⁵⁸ , Mn ⁵⁴ , Fe ⁵⁹ , Co ⁶⁰ . In this case, the radioactive isotopes Co ⁶⁰ and Nb ⁹⁴ in this kilogram 90%.

После дезактивации всех каналов и вывода промывочной воды каждый канал герметизируют установкой на верхнем торце обоймы канала штатной пробки, открывают запорно-регулирующий клапан 11, чем сообщают полость канала с раздаточным групповым коллектором 10 и заполняют его контурной водой. Затем доводят уровень воды в сепараторах 4 до отметки выше врезки пароводяных труб 3 и вводят в контур многократной принудительной циркуляции химические реагенты, образующие с контурной водой дезактивирующий раствор. After deactivation of all channels and the withdrawal of washing water, each channel is sealed by installing a standard plug on the upper end of the ferrule of the channel, open the shut-off and control valve 11, which informs the channel cavity with the dispensing group collector 10 and fill it with loop water. Then, the water level in the separators 4 is brought to a mark above the insert of the steam-water pipes 3 and chemical reagents are introduced into the multiple forced circulation circuit, forming a decontamination solution with the loop water.

Дезактивирующий раствор состоит из растворов нитрата калия и щавелевой кислоты, предварительно подогретой до 70-80^oC. Введением указанных реагентов добиваются массовых концентраций в воде контура циркуляции нитрата калия 2-3 г/л (по нитрат-ионам) и щавелевой кислоты 5-10 г/л. Щавелевая кислота является эффективным растворяющим и комплексообразующим агентом и обеспечивает снятие как рыхлых (аморфных), так и плотных отложений радиоактивных продуктов коррозии. Нитрат калия является буферным раствором. Поочередным включением в работу всех главных циркуляционных насосов осуществляют перемешивание дезактивирующего раствора в контуре с поддержанием температуры 85-95^oC и продолжительную его циркуляцию с периодическим переходом с работающих циркуляционных насосов на резервные. Циркуляцию раствора осуществляют до стабилизации в дезактивирующем растворе значений pH (водородный показатель), массовой концентрации железа и удельный активности радионуклидов коррозионного происхождения. При этом циркуляцию дезактивирующего раствора ведут через чистую активную зону реактора и выноса продуктов коррозии во внезонное оборудование не происходит. Одновременно имеет место интенсивный вынос гидропотоками радиоактивного шлама из сепараторов 4 и др. и его вывод на фильтры спецводоочистки 18. После этого осуществляют расхолаживание контура со скоростью не более 10^oC в час до температуры дезактивирующего раствора в контуре 80-85^oC. При достижении указанной температуры отключают работающие главные циркуляционные насосы 7 и производят водообмен в контуре вытеснением дезактивирующего раствора в баки хранилища жидких отходов по трубопроводу 19 питательной водой, вводимой, как пример, через сепараторы 4 пара через активную зону реактора до достижения массовой концентрации щавелевой кислоты в растворе контура циркуляции 0,8-1,0 г/л и температуры раствора на выше 70^oC. После этого при работающих главных циркуляционных насосах в контур циркуляции вводят раствор перекиси водорода до расчетной массовой концентрации ее в дезактивирующем растворе 0,2-0,3 г/л. Перекись водорода, являясь сильным окислителем, способствует переходу гелеобразных отложений с внутренних поверхностей оборудования и трубопроводов в воду контура циркуляции и исключает выпадение из раствора нерастворимых соединений двухвалентного железа. При этом обеспечивают непрерывные вакуумирование и одновременную подачу сжатого воздуха в паровое пространство сепараторов 4 для исключения накопления водорода и образования гремучей смеси. Производят дальнейшее вытеснение дезактивирующего раствора питательной водой до снижения массовой концентрации щавелевой кислоты в растворе контура циркуляции менее 0,1 г/л и в дальнейшем доводят качество воды контура циркуляции до проектных значений очисткой ее на механическом и ионитных фильтрах 18 спецводоочистки.The deactivating solution consists of solutions of potassium nitrate and oxalic acid, preheated to 70-80 ^o C. By introducing these reagents achieve mass concentrations in the water of the circulation circuit of potassium nitrate 2-3 g / l (for nitrate ions) and oxalic acid 5-10 g / l Oxalic acid is an effective solvent and complexing agent and provides removal of both loose (amorphous) and dense deposits of radioactive corrosion products. Potassium nitrate is a buffer solution. Alternately turning on the operation of all the main circulation pumps, the decontamination solution is mixed in the circuit while maintaining a temperature of 85-95 ^o C and its continuous circulation with a periodic transition from operating circulating pumps to standby ones. The solution is circulated until the pH values (hydrogen index), mass concentration of iron, and specific activity of radionuclides of corrosive origin are stabilized in the decontamination solution. In this case, the decontamination solution is circulated through the clean core of the reactor and the removal of corrosion products into off-season equipment does not occur. At the same time, there is an intensive removal of radioactive sludge from the separators 4 and others by hydroflows and its output to the special water purification filters 18. After this, the circuit is damped at a speed of not more than 10 ^o C per hour to a temperature of the decontamination solution in the circuit 80-85 ^o C. of this temperature, the working main circulation pumps 7 are turned off and water is exchanged in the circuit by displacing the decontamination solution into the tanks of the liquid waste storage through the pipe 19 with feed water introduced, as an example, through 4 vapor separators through the reactor core until the mass concentration of oxalic acid in the solution of the circulation loop is 0.8-1.0 g / l and the temperature of the solution is above 70 ^o C. After that, when the main circulation pumps are running, a hydrogen peroxide solution is introduced into the circulation loop to a calculated mass concentration of it in a decontamination solution of 0.2-0.3 g / l. Hydrogen peroxide, being a strong oxidizing agent, promotes the transition of gel-like deposits from the internal surfaces of equipment and pipelines into the water of the circulation circuit and eliminates the loss of insoluble divalent iron compounds from the solution. In this case, continuous evacuation and simultaneous supply of compressed air to the vapor space of the separators 4 are ensured to prevent the accumulation of hydrogen and the formation of an explosive mixture. Further decontamination of the deactivating solution with feed water is carried out until the mass concentration of oxalic acid in the solution of the circulation circuit is reduced to less than 0.1 g / l and the quality of the water of the circulation circuit is further adjusted to design values by cleaning it on mechanical and ion exchange filters 18 for special water treatment.

Таким образом, дезактивацию контура принудительной циркуляции ведут через чистую активную зону реактора и вынос радиоактивных продуктов коррозии из активной зоны в естественные ловушки, каковыми являются сепараторы, всасывающие и напорные коллекторы контура, исключен. Thus, the decontamination of the forced circulation loop is carried out through the clean core of the reactor and the removal of radioactive corrosion products from the core into natural traps, which are separators, suction and pressure collectors of the circuit, is excluded.

В результате дезактивации из контура циркуляции дополнительно выводится 5000-8500 Ки активности коррозионного происхождения и порядка 1500 кг железа. При этом интегральный объем вторичных активных отходов при дезактивации контура циркуляции составляет 3-6 тысяч м³, а при глубокой дезактивации только лишь активной зоны не более 170 м³.As a result of deactivation, 5000-8500 Ci of activity of corrosive origin and about 1500 kg of iron are additionally removed from the circulation circuit. Moreover, the integral volume of secondary active waste during decontamination of the circulation circuit is 3-6 thousand m ³ , and with deep decontamination only the active zone is not more than 170 m ³ .

Таким образом, введение в известную совокупность признаков способа новых операций и изменение порядка проведения операций позволяет получить коэффициент дезактивации в среднем по контуру не ниже 5 - 7. Thus, the introduction of a new set of features of the method of new operations and changing the order of operations allows you to get the coefficient of decontamination on average in the circuit not less than 5 - 7.

Источники информации
1. Внучков. Романчук. Дезактивация оборудования КМПЦ на АЭС с РБМК. Руководящие указания. Смоленскатомтехэнерго, 1994, с. 17-20.0Sources of information
1. Granddaughters. Romanchuk. Decontamination of KMPTs equipment at nuclear power plants with RBMK. Guidelines. Smolenskattektehenergo, 1994, p. 17-20.0

Claims

A method of deactivating a multiple forced circulation loop of water-graphite nuclear reactors, comprising introducing reagents into the loop water, circulating the decontamination solution along the loop and then displacing it with feed water, characterized in that before entering the reagents loop, the water level in the separators is lowered to a point below the insert of the steam-water pipes, close the shut-off and control valve of each channel, sequentially expose the channels to electrochemical decontamination and hydrodynamic washing, followed by with the withdrawal of spent electrolyte and washing water, a plug is installed on the clip of each channel, shut-off and control valves are opened and the water level in the separators is adjusted to the level above the insert of the steam-water pipes.