RU2285963C1

RU2285963C1 - Способ дезактивации контура ядерного реактора

Info

Publication number: RU2285963C1
Application number: RU2005102298/06A
Authority: RU
Inventors: Евгений Михайлович Филиппов (RU); Евгений Михайлович Филиппов
Priority date: 2005-01-31
Filing date: 2005-01-31
Publication date: 2006-10-20
Also published as: RU2005102298A

Abstract

Изобретение относится к области дезактивации. Сущность изобретения: способ дезактивации контура ядерного реактора включает обработку внутренних поверхностей раствором щавелевой кислоты с одновременной очисткой дезактивирующего раствора от растворенных продуктов коррозии на ионообменных фильтрах, заполненных анионитом в оксалатной форме. Фильтры с анионитом в оксалатной форме периодически регенерируют раствором азотной кислоты. Преимущества изобретения заключаются в уменьшении количества отходов при дезактивации. 1 з.п. ф-лы., 1 табл., 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к дезактивации радиационно-опасных контуров энергетических ядерных реакторов, охлаждаемых водным теплоносителем.

В ходе эксплуатации ядерных энергетических реакторов на внутренних поверхностях оборудования контуров, по которым циркулирует вода, охлаждающая активную зону, образуются отложения радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов и продуктов деления ядерного топлива. В связи с этим для снижения дозовых нагрузок на эксплуатационный и ремонтный персонал проводят дезактивацию путем циркуляции по контуру растворов дезактивирующих агентов. В качестве дезактивирующего агента для водоохлаждаемых реакторов широко применяется щавелевая кислота Н₂С₂O₄ (Симановский В.М., Анисимова Н.И., Крицкий В.Г. и др. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при выводе их из эксплуатации. // Теплоэнергетика, 1999, № 10, стр.51-55; патент РФ № 2126182, БИ № 4 от 10.02.99).

Известен способ дезактивации металлических поверхностей с использованием органических кислот, в т.ч. щавелевой, с концентрацией 25-75 г/л (Патент US № 6169221). Недостатком этого способа является то, что при его применении для реакторов большой мощности требуется очень большое количество реагента, стоимость которого довольно высока. Так, для дезактивации реактора РБМК-1000 (дезактивируемый объем 1200 м³) раствором 20 г/л Н₂С₂O₄ требуется свыше 30 т щавелевой кислоты (в перерасчете на кристаллогидрат H₂C₂O₄·2H₂O). Количество образующихся жидких радиоактивных отходов после дезактивации достигает 5000 м³. Это также удорожает процесс дезактивации, так как затраты на переработку отходов вносят ощутимый вклад в стоимость дезактивации. Кроме того, при применении растворов H₂C₂O₄ с высокой концентрацией существует опасность повышенного коррозионного воздействия на конструкционные материалы, в первую очередь, на углеродистые и хромистые стали. Уменьшение концентрации щавелевой кислоты, например до 5 г/л, приводит к ухудшению эффективности дезактивации, так как растворяющиеся в процессе дезактивации продукты коррозии (в основном, это оксиды железа) связывают почти всю кислоту. Зависимость скорости растворения продуктов коррозии (Fe₂О₃) от концентрации растворенного железа в щавелевокислом растворе приведена на фиг.1.

Известен и принят за прототип способ, в котором в процессе дезактивации растворенные продукты коррозии удаляются из дезактивирующего раствора путем очистки его на ионообменных фильтрах, как катионитовых, так и анионитовых. При этом анионит предварительно переводят в оксалатную форму (Ампелогова Н.И. и др. «Дезактивация в ядерной энергетике», Москва, Энергоиздат, 1982, стр.198-200). В этом случае растворенное железо выводится из дезактивирующего раствора, задерживаясь на анионите. Радиоактивные продукты коррозии главным образом задерживаются катионитом.

Недостатком известного способа является образование большого количества высокорадиоактивной ионообменной смолы. Так, после дезактивации контура ядерного реактора объемом 455 м³ образовалось 50 м³ смолы (First FSD of a US plant. // Nuclear Engineering International, 1995, October, p.29-30). Применительно к реактору РБМК-1000 (объем контура 1200 м³) объем отходов смолы может составить более 130 м³. Утилизация отходов высокорадиоактивных ионообменных смол - это сложный и дорогостоящий технологический процесс.

Задачей настоящего изобретения является создание более дешевого способа дезактивации контуров ядерных реакторов.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение количества радиоактивных отходов, в первую очередь, высокорадиоактивных ионообменных смол.

Технический результат достигается тем, что в известном способе дезактивации для уменьшения объема используемого анионита предлагается периодически его регенерировать раствором азотной кислоты. Применение кислот, в том числе азотной кислоты, для регенерации катионитов - это известный технологический прием (патент РФ № 2095866, опубл. 10.11.1997). Аниониты, как правило, регенерируют растворами щелочей (Тепловые атомные электрические станции. Справочник. Под общей ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина., М., Энергоатомиздат, 1989. Стр.507-509). Применять щелочь для очистки от железа (регенерации) анионита невозможно, так как образующийся осадок гидроксида железа заполнит фильтр и сделает невозможной его эксплуатацию. Экспериментально было обнаружено, что для регенерации анионита в оксалатной форме может эффективно применяться азотная кислота.

Зависимость эффективности регенерации (удаление поглощенного смолой железа) анионита АВ-17-8 чс от концентрации азотной кислоты установлена экспериментально и приведена в таблице.

Концентрация HNO₃	Степень очистки смолы от железа за 1 цикл регенерации^а)
5	0,28
10	0,41
15	0,54
20	0,66 ^б)
40	0,56
55	0,55
а) Условия эксперимента: 2,5 мл анионита АВ-17-8 чс в оксалатной форме, поглотившего 27,75 мг железа из 50 мл раствора 2 г/л Н₂С₂O₄+0,45 г/л Fe³⁺, регенерировали 5 мл раствора HNO₃ в статических условиях при 20-25°С. б) После 2-го цикла регенерации степень очистки составила 0,88, после 3-го - 0,91.

Как видно из таблицы, минимальная концентрация HNO₃, необходимая для эффективной регенерации, составляет 15-20%.

На фиг.1 показана зависимость скорости растворения Fe₂O₃ от содержания железа в растворе 4,5 г/л Н₂С₂O₄ (навеска 740 мг Fe₂O₃, объем раствора 300 мл, t=90°С).

На фиг.2 приведена зависимость степени растворения (в%) продуктов коррозии (Fe₂О₃) от времени обработки дезактивирующим раствором 2 г/л H₂C₂O₄ при 95°С:

1 - с очисткой раствора на смоле АВ-17-8 чс;

2 - без очистки.

Эффективность способа проверена в лабораторных условиях. В 500 мл колбу с раствором 2 г/л Н₂С₂О₄ объемом 300 мл погружали навеску оксида железа (III) Fe₂O₃, содержащую 300 мг железа. (При полном растворении навески Fe₂О₃ концентрация железа в растворе должна составить 1 г/л, что соответствует реальным условиям дезактивации контуров АЭС.) Для оценки эффективности дезактивации в колбу также погружали по 2 образца из нержавеющей стали, вырезанные из оборудования, эксплуатировавшегося в контуре реакторной установки РБМК-1000 в течение 2 лет. Раствор постоянно перемешивался и выдерживался в термостате при температуре 95°С. Через каждые 0,5 часа из колбы отбирали 25 мл раствора (17% от объема раствора за 1 час, что соответствует реальным возможностям системы байпасной очистки РБМК-1000), которые пропускали через ионообменную колонку, загруженную анионитами АВ-17-8 чс, предварительно переведенными в оксалатную форму.

Раствор, пропущенный через слой смолы, возвращали в исходный раствор, таким образом в колбе поддерживали постоянный объем раствора, а концентрация растворенного железа не превышала 160 мг/л.

Для сравнения был проведен аналогичный опыт, но без очистки раствора на анионите. Результаты экспериментов приведены на фиг.2.

Как видно из фиг.2, очистка дезактивирующего раствора на анионите (кривая 1) обеспечивает практически полное растворение навески в течение 6 часов, в то время как без очистки раствора навеска растворяется лишь на 45% (кривая 2).

Сравнение дезактивируемости натурных образов показало, что без очистки раствора коэффициент дезактивации составляет К_д=10, очистка раствора повышает К_д на 20-30%.

Реализация заявляемого способа дезактивации на конкретном ядерном реакторе АЭС не потребует создания дополнительного оборудования и трубопроводов. В ходе дезактивации может быть использована штатная система ионообменных фильтров, применяемых для байпасной очистки теплоносителя. Регенерация смолы может осуществляться также с использованием штатного оборудования и трубопроводов.

Claims

1. Способ дезактивации контура ядерного реактора путем обработки внутренних поверхностей раствором щавелевой кислоты с одновременной очисткой дезактивирующего раствора от растворенных продуктов коррозии на ионообменных фильтрах, заполненных анионитом в оксалатной форме, отличающийся тем, что фильтры с анионитом в оксалатной форме периодически регенерируют раствором азотной кислоты.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для регенерации используют 15-20%-ный раствор азотной кислоты.