1 " Внедрение нейтрально- кислородного водного режима на АЭС с РБМК-1000 (целесообразность, состояние, перспективы)" Гашенко В.А. ( ФГУП "ЭНИЦ ", Россия)

2 1. Постановка задачи Надежность эксплуатации ЯППУ с водным теплоносителем в значительной степени определяется коррозионными свойствами применяемых конструкционных материалов. Есть несколько общих проблем, присущих основным типам реакторов – кипящим и с водой под давлением - из-за присутствия в технологических контурах продуктов коррозии (ПК) конструкционных материалов (сталей), это: снижение эксплуатационной надежности твэлов в случае образования на них значительных отложений ПК; ухудшение радиационной обстановки при ремонте и обслуживании первого контура.

3 Например, по данным ВНИПИЭТ, применительно к условиям эксплуатации РБМК с ростом выноса ПК из конденсатно-питательного тракта (КПТ) увеличивается количество вышедших из строя элементов оборудования КМПЦ (в том числе ТВС), а также коллективные дозонагрузки персонала (рисунок 1). Рисунок 1 - Корреляция между нормированными значениями показателей надежности элементов оборудования РБМК-1000, коллективными дозами (n i ) и нормируемыми значениями выноса с питательной водой железа в виде продуктов коррозии (x i ) (1, 2, 3, 4 – номера энергоблоков ЛАЭС) - ВНИПИЭТ

4 В результате активации ПК в нейтронном поле реактора в первом контуре накапливаются радионуклиды коррозионного происхождения 60 Со, 58 Со, 59 Fe, 51 Cr, 54 Mn и др. Эти радионуклиды являются основным источником - излучения вокруг оборудования и трубопроводов остановленного реактора. Более интенсивная коррозия и соответственно более значительные слои ПК на поверхностях вне АЗ создают и более благоприятные условия для их активации радионуклидами, циркулирующими в теплоносителе.

5 На АЭС с РБМК-1000 основным поставщиком (75-80 %) ПК в КМПЦ является КПТ и, следовательно, повышение эксплуатационной надежности ТВС и достижение низких доз радиации невозможно без существенного уменьшения количества ПК, поступающих в КМПЦ из КПТ. Кардинальное решение проблемы уменьшения содержания ПК в теплоносителе ЯППУ – внедрение ВХР, оптимальных с позиций минимизации интенсивности коррозионных процессов в КПТ. Одной из мер по снижению коллективных дозовых нагрузок на ряде зарубежных АЭС с BWR является переход к эксплуатации АЭС в условиях ВХР с наличием в воде растворенного О 2.

6 2. О пассивирующих свойствах растворенного в воде кислорода в воде – применительно к проблемам энергетики Теоретически разработанный в 50-х годах в НИФХИ им. Л.Я. Карпова метод кислородной защиты стали от коррозии в воде – нейтрально- кислородный водный режим (НКВР), был при высоких температурах (в условиях, приближенных к эксплуатационным) впервые подтвержден стендовыми экспериментами, выполненными К.А. Несмеяновой c сотрудниками в ЭИЛ (ЭНИЦ) в конце 60 – начале 70-х годов в рамках обоснования возможности замены аустенитных сталей на углеродистые в КПТ РБМК. Обобщенные графики о характере влияния на коррозию стали 20 и нержавеющих сталей и вынос ПК в том числе и для диапазона температур КПТ, полученные на основе проведенных в ЭИЛ (ЭНИЦ) многочисленных стендовых испытаний, представлены в качестве примеров на рисунках 2-5.

7 Рисунок 2 - Влияние концентрации кислорода и скорости теплоносителя на среднюю скорость коррозии стали 20 ( исп. 500 ч) Рисунок 3 - Влияние концентрации кислорода и скорости потока на вынос ПК стали 20 ( исп. 500 ч)

8 Рисунок 4 - Влияние концентрации кислорода на среднюю скорость коррозии нержавеющих сталей в потоке воды ( исп 500 ч) Рисунок 5 - Зависимость средней скорости выноса ПК сталей 1Х18Н10Т и 08Х14МФ от концентрации кислорода и скорости потока воды ( исп 500 ч)

9 Можно отметить: в рамках выяснения возможности отказа от использования нержавеющих сталей для ПНД одноконтурных АЭС, сотрудниками ВНИИАЭС в начале 80 – х годов была проведена экспериментальная проверка эффективности НКВР в условиях КТ РБМК-1000 III блока ЧАЭС. Присутствие в конденсате О 2 несколько снижает согласно полученным данным скорость коррозии стали 08Х18Н10Т и резко уменьшает скорость коррозии стали 20; результаты промышленных испытаний НКВР в КТ на ЛАЭС также в начале 80-х годов (ВНИПИЭТ) показали, что защитная С О 2 связана с воды: чем меньше, тем более низкая С О 2 необходима.

10 Труды российских исследователей, позитивные результаты многолетней эксплуатации ТЭС, зарубежных и отечественных корпусных кипящих реакторов при НКВР позволили поставить еще в середине 80-х годов вопрос о широком внедрении этого ВХР в КПТ АЭС с РБМК.

11 В.А. Мамет в одной из своих работ высказывал мнение о целесообразности дозирования О 2 в конденсат АЭС с РБМК для уменьшения выноса оксидов железа в реактор. Ввод О 2 в питательный тракт (ПТ), где поверхность оборудования из углеродистой стали является основной и площадь её значительно больше, чем в КТ, может, по его мнению, привести к существенно более заметному снижению концентрации железа (С Fe ) в ПВ (питательной воде). Для решения вопроса о способности НКВР существенно улучшить радиационную обстановку в РБМК с учетом специфических особенностей тепловой схемы энергоблока необходимо, по его мнению, продолжительное дозирование O 2.

12 Относительно последствий повышения С О 2 в теплоносителе в КМПЦ при НКВР в ПТ: прирост С О 2 в КМПЦ с учетом кратности циркуляции около 7 не превысит нескольких единиц мкг/дм 3 (при С ПВ О 2 60 мкг/дм 3 : С О 2 6 мкг/дм 3 ); согласно многочисленным расчетным данным нет никаких оснований опасаться, что НКВР в ПТ приведет к интенсификации радиолиза.

13 В работе сотрудников ВНИПИЭТ, 1988 г был проведен анализ поведения ПК в теплоносителе АЭС с РБМК-1000 и РБМК-1500 в периоды освоения их мощности. Из-за особенностей тепловых схем этих энергоблоков в КТ РБМК-1500 самореализуется НКВР. Отмечается, что уровень стабилизации на РБМК-1500 установился быстрее и ниже, чем это наблюдалось в соответствующие периоды на РБМК-1000 (рисунок 6). Рисунок 6 - Изменение во времени концентрации общего железа в воде КМПЦ РБМК-1000 (I) (обобщение по трем энергоблокам) и РБМК-1500 (II)

14 Эффект НКВР иллюстрируется на примере 60 Со (рисунок 7). Видно, что с момента реализации НКВР в энергоблоке с РБМК активность по 60 Со начала снижаться и стабилизировалась на весьма низком уровне 37 Бк/кг. На АЭС с РБМК-1000 без НКВР к этому времени уровень активности 60 Со был в 100 раз выше. Рисунок 7 – Динамика активности 60 Со в воде КМПЦ реакторов РБМК-1000 (I) и РБМК-1500 (II). (стрелкой показано повышение содержания О 2 в воде КТ РБМК-1500)

15 На рисунке 8 приведены показатели эффективности пассивации сталей, которые определены как отношения полученных в стендовых условиях показателей коррозии сталей при НБВР к показателям коррозии при НКВР – для температуры 150 ºС, характерной для КПТ (общая коррозия и рыхлые ПК). Рисунок 8 – Эффективность НКВР (длительность коррозионных испытаний 500 – 1000 часов)

16 По проведенным оценкам на АЭС с РБМК-1000 при принятой средней температуре воды в трактах ~ 150 о C: вынос рыхлых ПК в воду в КТ с нержавеющими ПНД оценивается за 1000 ч при НКВР в 2,7 кг, а при НБВР – 24,3 кг, то есть на порядок больше; в ПТ с трубопроводами из углеродистой стали, вынос рыхлых ПК при НКВР за 1000 ч ожидается равным 70 г, а при НБВР – 34,3 кг, то есть в 485 раз больше; при переводе энергоблоков РБМК-1000 на НКВР в КПТ можно ожидать снижения С ПК Fe в ПВ примерно в 2 раза.

17 3. Опытно-промышленный эксперимент на Курской АЭС Со второй половины 90-х годов на энергоблоке 3 КуАЭС начались работы по подготовке опытно- промышленного эксперимента по проверке возможности улучшения радиационной обстановки вблизи оборудования КМПЦ за счет внедрения НКВР в КТ – благодаря тому, что на этой АЭС под научным руководством ЭНИН им. Г.М. Кржижановского в начале 90-х годов была смонтирована схема дозирования в КТ кислорода от АКС. В работе кроме ЭНИЦ участвовали ВНИИАЭС, НИКИЭТ, ПКФ «Росэнергоатомпроект».

18 При постановке работы имелось в виду, что вследствие достаточно длительной эксплуатации энергоблоков этой АЭС (3-й блок с 1983 года) в КМПЦ к началу эксперимента накопилось значительное количество ПК. Поэтому положительного результата можно было ожидать при условии сохранения периодически проводимых штатных высокотемпературных водных промывок КМПЦ. С января 1998 г. и до начала ППР-99 (в июле 1999 г.) в турбинный конденсат 3-го энергоблока КуАЭС устойчиво и непрерывно (за исключением ППР-98 в период с марта по сентябрь 1998 г.) дозировался О 2 (в среднем до концентрации около 150 мкг/дм 3 ).

19 Химический контроль. Кроме определения С Fe методом накопления, объем химконтроля теплоносителя в период проведения НКВР включал штатные показатели качества ВХР, в частности, рН,,, C Cl -,. Особое внимание было уделено организации контроля за С О 2 в воде КТ. Были установлены автоматические кислородомеры (типа КАМ-04). Радиохимический контроль теплоносителя. В период ведения НКВР выполнялись сбор и обработка данных эксплуатационного радиохимического контроля воды КМПЦ по радионуклидам коррозионного происхождения и продуктам деления - для сравнения с периодом ведения штатного ВХР.

20 Контроль радиационной обстановки в помещениях и у оборудования КМПЦ 3-го энергоблока КуАЭС. Эффективность введения в КТ НКВР оценивали, сравнивая результаты измерения мощности дозы - излучения (во время стоянок энергоблока) до и после внедрения НКВР в выбранных контрольных точках в помещениях и у оборудования КМПЦ (всего 104 точки), которые показаны на рисунках 9 – 14. Анализ результатов измерений мощностей дозы - излучения основывался на методах статистического анализа.

21 Рисунок 9 – Схема размещения контрольных точек в помещении БС (пом. 804/2) Рисунок 10 – Схема размещения контрольных точек на ОТ и трубопроводах ПВК

22 Рисунок 11 – Схема размещения контрольных точек на всасывающем и напорном коллекторах Рисунок 12 – Схема размещения контрольных точек в боксе трубопроводов обвязки ГЦН

23 Рисунок 13 – Схема размещения контрольных точек в помещении нижних водяных коммуникаций Рисунок 14 – Схема размещения контрольных точек в подреакторном помещении (в т. А 1 - А 8 измерения проводить на расстоянии 10 см от калачей НВК; в т. В 1 – В 8 измерения проводить на расстоянии 1,5 от пола)

24 Изменение объемной активности радиоактивных ПК в теплоносителе КМПЦ. Анализировали изменение во времени значений объемной активности следующих нуклидов: 60 Со, 54 Mn, 51 Cr.

25 Период после введения кислорода в КТ характеризовался вначале значимым увеличением активности 60 Со в теплоносителе КМПЦ, а в последующем - уменьшением и стабилизацией ее на уровне, значимо не отличающемся от уровня значений, зафиксированных на начальном этапе дозирования O 2. При этом, если до внедрения НКВР распределение спектральной плотности случайного процесса изменения активности 60 Со в теплоносителе КМПЦ практически подчинялось закону Рэлея, то в последующем распределение трансформировалось в низкочастотный «белый шум» (рисунки 15, 16), что является характерным также и для теплоносителя КМПЦ энергоблока ИгАЭС (рисунок 17).

26 Рисунок 15. Спектральная плотность процесса изменения активности 60 Со до внедрения НКВР Рисунок 16. Спектральная плотность процесса изменения активности 60 Со после начального периода внедрения НКВР

27 Рисунок 17. Спектральная плотность случайного процесса изменения объемной активности 60 Со в теплоносителе КМПЦ Игналинской АЭС

28 Изменение радиационной обстановки в помещениях и у оборудования КМПЦ. Согласно корреляционного анализа установлено (таблица 1), что в большинстве помещений радиационная обстановка имела тенденцию к улучшению. Тенденция к ухудшению радиационной обстановки наблюдалась в помещении БС трубопровода обвязки ГЦН-12. Таблица 1- Тенденция изменения радиационной обстановки в основных помещениях КМПЦ в результате внедрения НКВР Помещение Тенденция изменения радиационной обстановки Опускных трубопроводов, всасывающего и напорного коллекторов Улучшение Трубопроводов обвязки ГЦН-11Улучшение Трубопроводов обвязки ГЦН-12Ухудшение Верхняя половина помещения НВКИзменений не обнаружено Нижняя половина помещения НВКУлучшение ПодреакторноеУлучшение Барабан-сепараторовУхудшение

29 На основе кластерного анализа было сделано заключение: БС являются основным накопителем высокоактивного шлама ПК. Увеличение значений мощности дозы γ- излучения вблизи трубопроводов ПВК и вблизи опускных трубопроводов в пределах помещений БС обусловлено вымыванием высокоактивного шлама теплоносителем из БС. Существенно влияние «горячих точек» на радиационную обстановку в помещениях трубопроводов обвязки ГЦН. Уменьшено влияние «горячих точек» на радиационную обстановку вблизи трубопроводов НВК. Радиационная обстановка над головками расходомеров в помещении трубопроводов НВК не изменилась потому, что основной вклад в формирование дозных полей в этой части помещения создают радиоактивные ПК, находящиеся в зазорах между выемными частями корпусов оборудования. На участках трубопроводов, в которых нет «горячих точек», значимо проявилось улучшение радиационной обстановки, которое вызвано изменением процессов переноса и накопления радиоактивных ПК.

30 4. Итоги опытно-промышленного опробования НКВР в КТ: 1. Внедрение НКВР в КТ на энергоблоке 3 КуАЭС привело к изменению протекания процессов переноса и накопления радиоактивных ПК в КМПЦ. 2. Впервые применительно к РБМК-1000 установлен в целом факт стабилизации, а в отдельных точках улучшения радиационной обстановки в помещениях и у оборудования КМПЦ. 3. Согласно полученным данным реализация НКВР только в КТ позволила снизить концентрацию ПК сталей (оксидов железа) в воде на выходе из ПТ не менее, чем в 1,5 раза. 4. Основной вклад в мощность дозы -излучения во всех точках КМПЦ, за исключением тупиковых ВУТ, вносят присутствующие в составе ПК конструкционных сталей и активирующиеся в АЗ радионуклиды – 60 Со, 54 Mn и 59 Fe.

31 В марте 2000 года было проведено итоговое совещание, на котором были признаны положительными результаты применения НКВР на энергоблоке 3 КуАЭС и этот ВХР был рекомендован к внедрению в промышленную эксплуатацию; протокол технического совещания, утв г. (рисунок 18). Рисунок 18 – Решение совещания в концерне «Росэнергоатом» г.

32 В декабре 2000 года концерном «Росэнергоатом» было утверждено Техническое решение 9-3/70 от г. о промышленной эксплуатации энергоблоков КуАЭС в условиях дозирования O 2 в конденсатные тракты. Основной целью промышленной реализации НКВР с дозированием O 2 в КТ всех энергоблоков КуАЭС является уменьшение дозовых нагрузок персонала за счет подавления процессов коррозии и снижения выноса в теплоноситель ПК конструкционных материалов КТ. С марта 2003 года в соответствии с утвержденными Госатомнадзором России «Изменениями в условия действия лицензий ГН и ГН от …»на энергоблоках 3 и 4 Курской АЭС начата реализация промышленного дозирования газообразного кислорода в КТ турбин в количестве мкг/дм 3.

33 На первом этапе промышленной эксплуатации энергоблоков в условиях НКВР в КТ планируется, помимо выполнения штатного объёма химконтроля, осуществлять: непрерывный контроль за дозированием кислорода с помощью автоматических кислородомеров МАРК-403 и МАРК-301Т на каждом турбоагрегате в точках отбора проб за КН-II и после деаэраторов; определение содержания ПК в конденсате после ПНД-5; определение фазового состава оксидов после ПНД-5 с помощью мессбауэровского метода; замеры в периоды ППР мощности дозы в реперных точках КМПЦ; отбор и анализ отложений на поверхностях оборудования КМПЦ в периоды ППР; сбор и обработку информации по штатным замерам - спектрометрических анализов проб воды КМПЦ.

34 5. Предложения по перспективам внедрения НКВР на АЭС с РБМК 1. Накопленный опыт эксплуатации энергоблоков КуАЭС в условиях НКВР в КТ позволяет ставить вопрос о внедрении этого перспективного ВХР на других АЭС с РБМК Крайне целесообразно также продолжить поэтапное решение задачи введения НКВР в «полном» объеме, то есть во всем КПТ РБМК-1000, что, по имеющимся оценкам, обеспечит получение значительно большего положительного эффекта от внедрения данного ВХР.

35 В плане решения задачи внедрения НКВР в ПВ к настоящему времени сделано следующее: В 1999 году была проведена экспериментальная работа по оптимизации С О 2 при реализации НКВР в ПТ – она оказалась равной 60 мкг/дм 3 ; В 2001 году в соответствии с Техническим решением 15-14/22 от концерна «Росэнергоатом» был выполнен первый подготовительный этап работы по опробованию ВХР с дозированием O 2 в ПВ энергоблока 4 КуАЭС с целью количественной оценки на действующем энергоблоке изменения стационарной С О 2 в воде КМПЦ при увеличении ее содержания в ПВ до 60 мкг/дм 3, а также для оценки снижения выноса ПК в КМПЦ с ПВ.

36 3. Существенно более значимый положительный эффект от внедрения НКВР может быть достигнут в случае реализации его в КПТ вновь вводимого в эксплуатацию энергоблока – как следствие отсутствия на внутренних поверхностях технологического контура нового энергоблока отложений ПК, формирующихся на них в случае длительной эксплуатации энергоблока в условиях НБВР. Предлагается осуществить промышленное внедрение НКВР в КПТ достраиваемого энергоблока 5 Курской АЭС – с началом выполнения этой работы в 2005 году.

37 6. Выводы 1. НКВР является одним из наиболее перспективных и подготовленных к внедрению на АЭС с РБМК-1000 методов резкого снижения скорости поступления в КМПЦ продуктов коррозии из КПТ и повышения, тем самым, надежности эксплуатации ТВС и улучшения радиационной обстановки вблизи оборудования КМПЦ. 2. Целесообразно рассмотрение и решение вопроса о внедрении НКВР на всех отечественных блоках с РБМК-1000 и в том числе на достраиваемом энергоблоке 5 КуАЭС. 3. Наиболее эффективно внедрение НКВР в «полном объеме», то есть как в КТ, так и в ПТ.