Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000 Рощектаев Б.М

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

Б.М. РОЩЕКТАЕВ

ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-1000 И РБМК-1000

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений

Москва 2010

УДК 621.311.25(075) ББК 31.47я7 Р 81

Рощектаев Б.М. Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и

РБМК-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2010. – 132 с.

Предназначено для студентов факультета естественных наук, физикоэнергетического факультета, вечернего и заочного факультетов, обучающихся по специальности 140404 «Атомные электрические станции и установки», а также для специалистов АЭС, повышающих свой профессиональный уровень на факультете повышения квалификации и профессиональной подготовки ИАТЭ. В пособии рассмотрены научно-технические аспекты эксплуатации ядерных энергетических установок с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000, используемое оборудование, водно-химические режимы, системы спецводоочисток. Рассмотрены вопросы совершенствования ВХР второго контура ВВЭР-1000. Отмечены недостатки стандартного гидразинно-аммиачного режима, преимущества альтернативных морфолинового и этаноламинового режимов. Учитывая особую значимость рН в процессах коррозии конструкционных материалов АЭС, а также широкомасштабное использование ионитовых смол в химических очистках и спецводоочистках реакторных вод, рассмотрены физикохимические характеристики ионитовых смол и общие сведения о водородном показателе (рН). Его расчеты в разных водных средах.

В основу данного пособия положены курсы лекций, читаемые автором ИАТЭ, технические регламенты и стандарты по эксплуатации АЭС, учебники и другой научный материал.

Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

2

3

ВВЕДЕНИЕ

Сегодня трудно назвать страну, которая не имеет либо не стремится иметь источник тепловой либо электрической энергии, получаемой на атомных электрических станциях. Атомная энергетика стала одной из важных отраслей экономики во многих странах мира. По данным МАГАТЭ мощность электростанций промышленно-развитых стран варьируется от 260 (Россия) до 960 ГВт (США). К 2020 году в России согласно стратегическому плану развития будет увеличена мощность электростанций до 450 ГВт за счет строительства новых и усовершенствования существующих энергоблоков. Темпы ввода усовершенствованных

иновых энергоблоков, со своей стороны, вызовут приток молодых специалистов, владеющих знаниями в области ядерной энергетики. Ведущее место в структуре ЯЭ сегодня занимают АЭС с легководными реакторами на тепловых нейтронах. Этот факт совсем не означает, что такое положение будет оставаться либо усиливаться уже в ближайшей перспективе.

Сегодня создаются новые типы энергоустановок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и с внутренней безопасностью. Усовершенствуются высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР). Вместе с разработкой новых реакторов возникают новые сложные задачи, в том числе и задачи химикотехнологической направленности. Решать эти задачи смогут специалисты, владеющие знаниями не только в области расчета и конструирования реакторов, но и владеющие знаниями в химикотехнологической области. Физико-химические процессы, проходящие в контурах энергоблоков, имеют свои особенности, связанные с воздействием высоких температур, высоких давлений

имощных радиационных полей. Необходимо учитывать образование радионуклидов в активной зоне реактора, которые создают

повышенный γ-фон АЭС и большое количество ЖРО и ТРО.

В настоящее время имеется большое количество монографий, отчетов и публикаций. Но не всегда студенты и слушатели оперативно могут найти и правильно понять те разделы, которые рассматриваются в настоящем учебном пособии. Автор стремился в доступной форме, возможно с некоторыми известными читателю деталями, изложить материал. Совокупность перечисленных

4

проблем требует специальных знаний, которые студенты получают в университете.

Автор выражает искреннюю благодарность Кузьминой Дарье, студентке пятого курса группы ФХП ИАТЭ, за оказанную квалифицированную помощь при подготовке и оформлении рукописи.

5

1. АЭС С РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

1.1. Тепловая схема

АЭС с реакторами типа ВВЭР имеют двухконтурную тепловую схему, включая основной реакторный (первый) контур со вспомогательными системами (очистки теплоносителя, подпитки и расхолаживания реактора, компенсации объема и т.п.) и парогенерирующий второй контур (рис. 1.1).

Рис. 1.1 Принципиальная схема двухконтурной АЭС с воднохимическими системами:

1 – реактор типа ВВЭР; 2 – компенсатор объема; 3 – парогенератор; 4 – турбогенератор; 5 – конденсатор; 6 – конденсатный насос; 7 – ГЦН; 8 – деаэратор подпитки; А – очистка теплоносителя; Б – очистка организованных протечек (СВО-2); В – борорегулирующая система; Г – очистка воды парогенератора (СВО-5); Д – блочная конденсатоочистка; Е – подготовка добавочной воды (ХВО); Ж – переработка сбросных вод (СВО-3); З – коррекционная обработка теплоносителя; И – очистка борсодержащих вод (СВО-4, СВО-6)

Поступающая из второго контура в межтрубное пространство парогенераторов питательная вода нагревается при контакте с теплообменными трубками, внутри которых циркулирует теплоноситель первого контура с температурой 320 ºС, и превращается в насыщенный пар.

6

Насыщенный пар, выработанный в парогенераторах, поступает в цилиндр высокого давления (ЦВД) турбины по паропроводам. В проточной части турбины происходит превращение внутренней энергии пара за счет его расширения в механическую энергию на валу турбины. Механическая энергия передается с вала турбины на вал генератора, в котором преобразуется в электрическую энергию.

Отработав в цилиндрах высокого давления, пар направляется в сепараторы-пароперегреватели, где освобождается от образовавшейся влаги и одновременно нагревается до 250 ºС. Далее отработанный пар из трех цилиндров низкого давления (ЦНД) поступает в три конденсатора, в которых происходит его полная конденсация. В конденсаторах поддерживается вакуум за счет конденсации пара и работы основных эжекторов.

Забираемый из конденсатора конденсат прокачивается насосами через установку конденсатоочистки, а также регенеративные подогреватели низкого давления и поступает в деаэратор для дополнительного подогрева и удаления из конденсата растворенных газов. После этого питательная вода турбопитательным насосом подается в парогенераторы.

1.2. Водно-химический режим первого контура

Водно-химический режим (ВХР) первого контура ВВЭР-1000 является коррекционным. В качестве корректирующих добавок в теплоноситель вводят борную кислоту H3BO3, гидроокись калия КОН либо гидроксид лития LiOH (на зарубежных реакторах PWR), аммиак, гидразин-гидрат N2H4∙2H2O.

Бор, введенный в виде борной кислоты, используется при мягком регулировании реактивности реактора.

Борная кислота устойчива в радиационных полях, не разлагается при высоких температурах, хорошо растворима в воде, не образует шлама и накипи, в присутствие щелочей является ингибитором коррозии. Концентрация борной кислоты устанавливается в зависимости от запаса реактивности активной зоны. Введение непосредственно в теплоноситель борной кислоты приводит к резкому снижению величины рН и к необходимости коррекции водного режима путем подщелачивания. Для

7

нейтрализации борной кислоты в контур циркуляции теплоносителя вводится раствор едкого калия.

Под действием ионизирующего излучения в воде первого контура происходят различные радиационно-химические реакции, что заметно меняет состав воды и растворов, используемых в качестве теплоносителя. Специфические условия, которые существуют в первом контуре реактора ВВЭР-1000, способствуют протеканию радиолиза воды с образованием коррозионноактивных промежуточных радикалов Н∙, ОН∙, eaq и других, а также коррозионно-активных молекулярных продуктов Н2, О2 и Н2О2.

Радиолиз воды замедляется в присутствии водорода (более 5 нмл/дм3), поэтому для подавления радиолиза в теплоносителе необходимо поддерживать повышенную концентрацию водорода. Для поддержания необходимой концентрации водорода в теплоноситель вводится аммиак, который в реакторе разлагается с образованием водорода и азота по реакции

2NH3 → 3H2 + N2.

При работе реактора на мощности под действием нейтронов в теплоносителе происходит ряд ядерных реакций, в результате которых образуются изотопы кислорода, азота, натрия, лития, влияющие на ведение ВХР первого контура.

Наиболее значительное влияние на ведение ВХР первого контура оказывает изотоп лития 7Li, образующийся в результате

реакции

10В(n, α)7Li.

При длительной эксплуатации реактора на мощности содержание лития в теплоносителе повышается до высоких (до 1,0 мг/дм3) концентраций, которые необходимо учитывать при ведении ВХР.

Содержание продуктов коррозии в первом контуре определяется скоростью коррозионных процессов. Продукты коррозии при многократном облучении в активной зоне в процессе циркуляции теплоносителя активируются и откладываются на внутренних поверхностях оборудования, влияя на технические характеристики теплообменного оборудования, и ухудшают радиационную обстановку, усложняя проведение ремонтных работ и вызывая необходимость проведения дезактивации оборудования. Основными радиоактивными изотопами коррозионного

8

происхождения являются 51Cr, 54Mn, 58Co, 60Co, 59Fe. Особенно опасны отложения продуктов коррозии на поверхностях ТВЭЛов, так как эти отложения могут привести к повышению температуры металла оболочки и в предельных случаях – к пережогу оболочек ТВЭЛов и повышению активности теплоносителя вследствие повышенного перехода в него продуктов деления ядерного топлива.

Основным конструкционным материалом оборудования первого контура является аустенитная хромникелевая стабилизированная титаном сталь 08Х18Н10Т. Корпус реактора ВВЭР-1000 изготавливается из углеродистой стали марки 15Х2НМФА с коррозионно-стойкой двухслойной наплавкой из сталей аустенитного класса (Св-07Х25Н13 и Св-04Х20Н10Г2Б соответственно, для первого и второго слоя). Использование нержавеющих сталей обусловлено их высокой коррозионной стойкостью и способностью к пассивации в условиях эксплуатации ядерных реакторов. Факторами, определяющими скорость коррозии нержавеющих сталей, является содержание в теплоносителе хлорид-ионов и кислорода. Особую опасность для аустенитных (нержавеющих) сталей представляет коррозия под напряжением, коррозионное растрескивание. Это явление протекает при наличии коррозионно-агрессивной среды, содержащей активаторы и окислители. Активатором процесса коррозии нержавеющих сталей является хлорид-ион, окислителем является кислород.

Величина рН в широком диапазоне своих значений (при отсутствии активирующих коррозию агентов) на скорость коррозии хромникелевых сталей не влияет. Только при снижении величины рН до 3,0 и менее скорость коррозии хромникелевых сталей, из которых выполнено оборудование первого контура, значительно возрастает.

Нормирование показателей качества теплоносителя обусловлено следующими причинами:

1. Поддержание рН в пределах норм позволяет снизить скорость коррозии конструкционных материалов и уменьшить поступление продуктов коррозии в теплоноситель. Регламентирование значения рН по нижнему (5,9) пределу обуславливается увеличением сверх допустимых величин скорости коррозии металла основного

9

оборудования и по верхнему (10,3) пределу – опасностью коррозионного растрескивания циркониевых сплавов оболочек ТВЭЛов;

2.Хлористые и фтористые соединения поступают в первый контур в основном с подпиточной водой и оказывают отрицательное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реакторной установки. Поддержание концентрации

хлоридов и фторидов в нормированных пределах (не более 0,1 мг/дм3) достигается использованием реагентов высокой степени чистоты и очисткой теплоносителя на фильтрах СВО-2;

3.Накопление свободного кислорода в теплоносителе первого контура происходит в результате радиолиза воды и за счет его

поступления с подпиточной водой. Поддержание концентрации кислорода в теплоносителе в пределах норм (не более 0,005 мг/дм3) обеспечивается работой деаэраторов или же связыванием избыточного кислорода вводимым в подпиточную воду гидразингидратом;

4.Водород необходим в теплоносителе первого контура для подавления радиолиза воды. Содержание водорода в теплоносителе

впределах 2,7-5,4 мг/дм3 (30-60 нмл/дм3) практически полностью

подавляет радиолиз контурной воды (верхний предел содержания водорода ограничен величиной 5,4 мг/дм3 из-за водородного охрупчивания циркониевых сплавов);

5.Борная кислота в теплоносителе первого контура используется в качестве поглотителя нейтронов, ее концентрация зависит от состояния активной зоны и устанавливается в зависимости от запаса реактивности активной зоны;

6.Суммарная концентрация ионов щелочных металлов устанавливается путем введения в контур гидроокиси калия в зависимости от концентрации борной кислоты в теплоносителе;

7.Аммиак является источником водорода в теплоносителе первого контура, поэтому равновесная концентрация аммиака в

теплоносителе поддерживается на уровне, обеспечивающем безопасную концентрацию водорода, т.е. в пределах 2,2-4,5 мг/дм3 (25-30 нмл/дм3). При этом верхний предел равновесной концентрации аммиака должен определяться верхним пределом концентрации водорода в теплоносителе.

10