Водно-химический режим АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и РБМК-1000 Рощектаев Б.М
. .pdfследствие, снижение уровня коррозионно-эрозионного износа оборудования, выполненного из углеродистой стали и концентрации железа в питательной воде, в 2-3 раза;
значительное уменьшение уровня поступления продуктов коррозии
вобъемы парогенераторов приблизительно с 200 кг до 30 60 кг за топливную компанию на один парогенератор, что позволило увеличить время между химическими промывками парогенераторов, сократить тем самым количество отходов и экономические расходы;
снижение концентрации гидразина и аммиака в питательной воде парогенераторов привело к увеличению срока работы ионообменных смол в фильтрах конденсатоочистки и, как следствие – экономии химических реагентов на их регенерацию;
увеличение выноса железа с продувочной водой парогенераторов за счет разрыхления накопленных ранее шламов вследствие моющего эффекта воздействия морфолина, что приводит к уменьшению загрязнѐнности поверхностей металла парогенераторов, а следовательно, снижению риска коррозии.
Проблемными вопросами морфолинового ВХР второго контура являются следующие факторы:
образование органических кислот в рабочих средах второго контура в результате окисления морфолина при взаимодействии с кислородом;
снижение фильтроцикла фильтров конденсатоочистки в морфолиновой форме, которые ограничивают использование данного режима и не отвечает полностью требованиям, предъявляемым к следующим показателям:
щелочность;
выход азота в природную среду;
межфазный коэффициент распределения;
термическая устойчивость и др.
Принимая во внимание вышеизложенные недостатки морфолинового ВХР, поиски лучшего режима продолжались. На смену морфолиновому режиму был найден, теоретически обоснован и практически испытан этаноламиновый ВХР второго
21
контура реакторов PWR. В России он был внедрен в 2007 году на втором блоке Балаковской АЭС.
1.8. Использование этаноламина в качестве альтернативной коррекционной добавки при ведении ВХР
второго контура АЭС с PWR
Для уменьшения скорости коррозии углеродистых сталей второго контура АЭС «Kori-1» (Корея) с реактором PWR (587,5 МВт, Франция), имеющего гидразинно-аммиачный режим, был применен альтернативный ВХР с добавлением этаноламина. Эта замена была обусловлена более низким показателем коррозии углеродистой стали (FAC). В качестве тестируемых показателей при введении ВХР второго контура с добавлением морфолина и этаноламина были приняты: pH, удельная электропроводимость, содержание NH3, ацетат-, формиат-, гликолят-, хлорид- и сульфат-ионов.
1.9. Физико-химические характеристики этаноламина
Этаноламин относится к классу аминоспиртов – производных углеводородов, в молекулах которых содержатся одновременно амино- (−NH2) и гидрокси-группы (−ОН). Формула:
НО−(СН2)2−NH2.
Этаноламин (коламин) – густая масляная жидкость, смешивается с водой во всех соотношениях, горючая, имеет резкий аммиачный запах. Обладает сильными основными свойствами. Хорошо растворим во многих органических растворителях и спиртах.
Физические свойства этаноламина:
температура кипения 171 ºС;
ПДК в воздухе рабочей зоны 0,5 мг/ м3;
ПДК в воде водоемов 0,5 мг/дм3;
коэффициент распределения Кр между паром и водой Кр25 = 0,04 и Кр300 = 0,489;
молекулярная масса 61 г/моль;
рК25= 4,5; рК300= 6,4.
22
Химические свойства этаноламина:
Этаноламин обладает свойствами спиртов и аминов. В присутствии серной кислоты превращается в этиленамин по реакции
ОН–(СН2)2–NH2 → H2C–NH–CH2;
ОН–(СН2)2–NH2 → Н2С–CH2 → H2C–CH2.
OSO3H HNH NH
В воде проявляет щелочную реакцию
НО–(СН2)2–NH2 + H2O → [НО–(СН2)–NH3]+ + OН–.
Таблица 1.4
Сравнительный вклад морфолина и этаноламина в удельную электропроводимость Н-катионированной пробы сепарата пара СПП, питательной и продувочной воды ПГ
Показатель |
Место отбора |
Морфолин |
Этаноламин |
|
|
|
|
|
|
Удельная |
Питательная вода ПГ |
0,18 |
0,12 |
|
электропроводи- |
Продувочная вода ПГ |
0,36 |
0,28 |
|
мость |
Пар ПГ |
0,13 |
0,12 |
|
Н-катиони- |
Сепарат СПП |
0,64 |
0,47 |
|
рованной пробы |
||||
|
|
|
Приведенные в табл. 1.4 результаты показывают, что при замене морфолинового ВХР на этаноламиновый наблюдается заметное уменьшение удельной электропроводности испытуемых вод. Этаноламин с большей надежностью обеспечивает более низкий показатель удельной электропроводности и более высокий показатель щелочности среды вследствие термической устойчивости и меньшего количества образованных карбоновых кислот.
Немаловажный фактор в пользу этаноламина при его выборе в качестве корректирующего агента играет такой показатель, как его воздействие на смолу, обеспечивающую длительность фильтроцикла. Проведенные тесты показали, что срок эксплуатации катионитовой смолы в Н-форме более высокий (3,5 месяца) в этаноламиновом ВХР, чем в морфолиновом (2 месяца). В то же время общий срок эксплуатации катионитовой смолы является одинаковым для обоих режимов.
23
EDF при принятии решения о проведении промышленных испытаний с добавлением этаноламина во второй контур АЭС PWR провел предварительные расчеты по целому ряду направлений, в том числе и по распределению этаноламина по участкам второго контура. Результаты расчетов представлены в табл. 1.5.
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица 1.5 |
||
Предварительные расчеты по распределению |
|
|
||||||||
этаноламина по участкам второго контура |
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
/кг |
Концентрация |
РН25 |
|
pHт |
|
|||
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Точка |
мкг |
ЭТА[ ], мкг/кг |
морф[ ], мкг/кг |
|
морф[ ] |
|
|
морф[ ] |
|
|
рН |
NH |
ЭТА |
|
ЭТА |
|
|||||
отбора |
|
|
||||||||
|
3 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
, |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Конденсат |
6,9 |
110 |
650 |
4820 |
9,07 |
9,15 |
|
8,87 |
8,96 |
|
турбин |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Конденсат |
5,93 |
110 |
650 |
4820 |
9,07 |
9,15 |
|
6,87 |
7,08 |
|
после ПНД |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Питательная |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
вода после |
5,59 |
100 |
1200 |
5000 |
9,21 |
9,15 |
|
6,07 |
6,17 |
|
ПВД |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Конденсат |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
греющих |
5,69 |
80 |
2150 |
5290 |
9,36 |
9,14 |
|
6,55 |
6,53 |
|
паров ПВД |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Продувочная |
5,61 |
30 |
3200 |
4200 |
9,46 |
9,06 |
|
6,11 |
5,99 |
|
вода ПГ |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Сепарат |
5,69 |
20 |
4640 |
6090 |
9,57 |
9,14 |
|
6,73 |
6,55 |
|
СПП |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Примечание. Концентрация морфолина и этаноламина в питательной воде PWR равна 5 мкг/кг и 1,2 мг/кг, соответственно, содержание аммиака 100 мкг/кг, рН ≈ 9,2.
Результаты расчетов показывают, что в двухфазных потоках (конденсате греющих паров ПВД, продувочной воде ПГ и сепарате СПП) рН25 и рНт при дозировании этаноламина выше, чем при дозировании морфолина и ниже в однофазных средах (в конденсате турбин, конденсате после ПНД и питательной воде ПВД). Если принять во внимание, что в двухфазных потоках
24
происходит наибольший эрозионно-коррозионный износ оборудования, то становится очевидным, что этаноламин является предпочтительным по сравнению с морфолином, так как в двухфазных средах он лучше поддерживает щелочную среду, обеспечивающую коррозионное сопротивление материалов.
1.10. Внедрение этаноламинового ВХР на Балаковской АЭС
На Балаковской АЭС с 04.09.2006 по 30.08.2007 на энергоблоке № 2 проводилась опытно-промышленная эксплуатация этаноламинового ВХР. По результатам опыта был выполнен анализ коррозионного состояния ПГ.
Результаты, полученные в ходе работы этаноламинового ВХР, представлены на рис. 1.2-1.7.
Рис. 1.2. Устойчивое поддержание рН питательной воды
Одним из важных нормируемых и контролируемых показателей качества водного теплоносителя АЭС является водородный показатель. Для уменьшения коррозионных процессов необходимо поддерживать рН ≈ 9,2. Из графика видно, что при использовании гидразинно-аммиачного режима значение рН достигают значения 8,8. А добавление ЭТА дает лучшие результаты, и значение рН питательной воды достигает значения 9,05 − 9,15.
25
Рис. 1.3. Устойчивое поддержание рН продувочной воды ПГ
9,6 |
|
|
9,4 |
|
|
9,2 |
|
|
9 |
|
|
8,8 |
|
|
8,6 |
|
|
8,4 |
|
|
8,2 |
|
|
8 |
|
|
КН-1 |
ППГ |
КГП |
|
|
ПВД |
N2H4 c LiOH
ЭТА
Рис. 1.4. Влияние аминов на обеспечение величины рН во втором контуре
26
Концентрация, мкг/кг
600
500
400
300
200
100
0 |
.06 |
.06 |
.06 |
.06 |
.07 |
.07 |
.07 |
.07 |
.07 |
.07 |
.07 |
.07 |
сен |
окт |
ноя |
дек |
янв фев |
мар |
апр |
май |
июн июл |
авг |
Дата
Рис. 1.5. Содержание железа и меди на входе СВО-5: верхняя кривая соответствует содержанию железа, нижняя кривая соответствует содержанию меди.
Рис. 1.6. Среднегодовой прирост удельной загрязненности ТОТ ПГ
27
Рис. 1.7. Процентное распределение соединений меди и железа в отложениях на ТОТ ПГ: 87,8 % – содержание железа; 9,5 % – содержание меди; 2,7 % – содержание других примесей; 93 % – содержание железа; 2,9 % – содержание меди; 4,1 % – содержание других примесей
После введения этаноламинового режима на теплообменной поверхности ПГ содержание меди в отложениях снизилось в 3,3 раза.
Показано, что замена гидразинно-аммиачного воднохимического режима второго контура АЭС на этаноламиновый позволяет существенно снизить скорость эрозионно-коррозионного износа ответственных элементов второго контура, определяющих уровень допустимой повышенной мощности.
2. РЕАКТОР ВВЭР-1000. СПЕЦВОДООЧИСТКА 2.1. Установка СВО-1
По технологическому назначению и степени загрязнения радионуклидами все воды АЭС можно разделить на три группы:
1.Продувочная вода реактора;
2.Вода слива 1 контура (при водообменах);
3.Организованные протечки 1 контура.
Эти воды содержат большое количество борной кислоты (~13 г/л и более) и все корректирующие добавки, введенные в
28
теплоноситель для поддержания водно-химического режима, характеризуются высокой активностью (10-4 ÷ 10-2 Ки/л).
Источниками радиоактивных примесей в 1 контуре являются:
продукты коррозии (59Fe, 60Co, 58Co, 54Mn, 51Cr и др.);
радионуклиды разрушенных ТВЭЛов (137Cs, 90Sr, 106Ru и др.);
примеси приточной воды (24Na, 38Cl, 42K и др.);
продукты деструкции ионитов;
ядра отдачи с поверхностей, работающих в нейтронном поле реактора;
корректирующие добавки (T, 42K, 16N).
Основные радионуклиды, образующиеся в теплоносителе и конструкционных материалах действующего реактора, представлены в табл. 2.1.
|
|
|
|
Таблица 2.1 |
|
Ядерно-физические характеристики радионуклидов |
|||||
|
|
|
|
|
|
|
Реакция |
Сечение |
|
Тип |
|
Радионуклид |
образования |
Т½ |
|
||
образования |
распада |
|
|||
|
σ, см-1 |
|
|
||
16N |
(n, p) |
1,9 10−5 |
7,38 с |
β−, γ |
|
18F |
(p, n) |
8 10−6 |
111 мин |
β+, γ |
|
19O |
(n, γ) |
2,1 10−4 |
29 с |
β−, γ |
|
3H |
(n, γ) |
5,7 10−4 |
12,3 г |
β− |
|
3H |
(n, α) |
945 |
12,3 г |
β− |
|
3H |
(n, 2α) |
0,02 |
12,3 г |
β− |
|
3H |
(n, n, α) |
71 |
12,3 г |
β− |
|
24Na |
(n, γ) |
0,53 |
14,9 ч |
β−, γ |
|
22Na |
(n, 2n) |
6,0 10−6 |
2,6 г |
β+, γ, э.з. |
|
38Cl |
(n, γ) |
0,56 |
37,7 мин |
β−, γ |
|
51Cr |
(n, γ) |
16,6 |
27,8 сут |
γ |
|
54Mn |
(n, p) |
6,5 10−2 |
303 сут |
γ |
|
59Fe |
(n, γ) |
1,1 |
45 сут |
β−, γ |
|
58Co |
(n, p) |
9 10−2 |
71 сут |
β+, γ |
|
60Co |
(n, γ) |
20 |
5,26 г |
β−, γ |
|
65Zn |
(n, γ) |
0,47 |
245 сут |
β+, э.з. |
|
95Zr |
(n, γ) |
7,5 10−3 |
65 сут |
β−, γ |
|
95Nb |
(n, γ) |
– |
35,1 сут |
β−, γ |
|
29
Удельную активность теплоносителя в равновесных условиях без учета влияния системы очистки рассчитывают по следующей формуле:
Ai ai Ni |
1 exp( λi ) |
, |
(2.1) |
||
1 exp( λ |
i |
T ) |
|||
|
|
|
|
|
где – усредненная плотность потока нейтронов деления в зоне облучения, nº/см2 с; ai – сечение активации, см2; Ni – ядерная плотность материнского изотопа, см-3; λi – постоянная распада
образующегося нуклида, с-1; – время пребывания теплоносителя в зоне облучения, с; T – период циркуляции теплоносителя, с.
Удельную активность нуклида, образовавшегося в материале конструкции, без учета выгорания ядер, определяют из выражения:
A n 1 exp λ tc exp λ ts , распад/с г. (2.2)
Здесь n – число ядер на 1 г мишени; tc – время облучения, с; ts – время выдержки после останова реактора, с.
Остальные символы соответствуют принятому в выражении (2.1). Большое количество радионуклидов, продуктов коррозии,
растворенных солей, коллоидных и грубодисперсных продуктов, образующихся и поступающих с подпиточными водами в 1 контур, отрицательно влияют на работу и техническое состояние энергоблока и могут привести к преждевременному останову и выводу из эксплуатации реактора.
Повышенный γ-фон, производимый радионуклидами, увеличивает дозовые нагрузки на обслуживающий персонал, особенно в периоды останова реактора и проведения ППР.
Исходя из вышеизложенного, можно логично заключить, что для поддержания требуемого качества воды 1 контура необходима еѐ очистка.
Очистные установки должны не только обеспечивать требуемую чистоту теплоносителя, но и одновременно выполнять функции регулятора нормируемых показателей качества воды.
Учитывая специфику загрязнений 1 контура, системы очистки реакторной воды базируются, главным образом, на ионообменных фильтрах, сочетающих одновременно функции механических фильтров.
30