Содержание к диссертации
Введение
1 Литературный обзор 10
1.1 Современные методы по переработке жидких радиоактивных сред 10
1.2 Современные методы отверждения жидких радиоактивных отходов 32
1.3 Выводы 39
2 Современное состояние проблемы накопления и переработки жидких радиоактивных отходов на действующих АЭС 41
2.1 Этапы обращения с РАО 41
2.2 Основные источники образования ЖРО на АЭС 43
2.3 Состояние с накоплением и переработкой ЖРО 44
2.4 Основные задачи по обращению с ЖРО на действующих АЭС 51
2.5 Выводы 52
3 Обоснование технических решений по обращению с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения 53
3.1 Организация дифференцированного сбора ЖРС в зависимости от химического состава и активности 53
3.3 Совершенствование технологии очистки продувочной воды парогенераторов 73
3.3.1 Сравнительный анализ вариантов системы очистки продувочной воды ПГ 73
3.3.2 Обоснование работоспособности выпарного аппарата СОПВ ПГ 81
3.4 Обоснование применения ионоселективных сорбентов 107
3.5 Обоснование современных малоотходных способов дезактивации 115
3.6 Выбор метода отверждения жидких радиоактивных отходов 119
3.7 Выводы 125
4 Заключение 127
5 Литература 129
- Современные методы отверждения жидких радиоактивных отходов
- Основные задачи по обращению с ЖРО на действующих АЭС
- Сравнительный анализ вариантов системы очистки продувочной воды ПГ
- Обоснование современных малоотходных способов дезактивации
Введение к работе
Безопасное обращение с радиоактивными отходами, их надежная изоляция от биосферы является проблемой, от решения которой зависит доверие общества к атомной энергетике и ее развитие, как одного из основных источников энергии.
Основная трудность обращения с радиоактивными отходами и, в частности, с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) заключается в постоянном повышении требований к их переработке и хранению. ЖРО образуются в результате переработки ЖРС, сложный химический состав которых и большие объемы приводят к дополнительным проблемам. Большие объемы поступлений ЖРО, их временное хранение на промышленной площадке в некондиционированном виде негативно сказываются на радиационной безопасности АЭС и приводят к дополнительным издержкам.
Вследствие этого стали проводиться научные исследования, направленные на разработку новых технологий и технологических схем, которые способны снизить объемы поступлений ЖРС и, как следствие, ЖРО. Уменьшение объема поступлений стало одним из основных принципов обращения с жидкими низкоактивными и среднеактивными средами на АЭС.
Одним из подходов, направленных на снижение поступлений ЖРС, является проведение на эксплуатируемых АЭС организационно-технических мероприятий по минимизации их образования (нормирование, частичная модернизация оборудования и технологических схем, повышение культуры эксплуатации). Однако, сокращение поступлений ЖРС таким способом ограничено технологическими пределами.
Достижение принципиально низкого уровня образования жидких радиоактивных отходов в наибольшей мере достижимо в проектах АЭС
нового поколения при использовании системного подхода к этой проблеме на основе анализа источников образования жидких радиоактивных сред по опыту эксплуатации действующих АЭС, а также анализа применения современных технологических процессов и схемных решений.
Основным критерием системного подхода при разработке технологических схем обращения с ЖРС и ЖРО и методов их переработки является достигаемый уровень радиационной безопасности и экономической целесообразности.
Совершенствование технологических схем обращения с радиоактивными средами АЭС - это прежде всего рациональное разделение технологических потоков, близких по своему составу, с целью их очистки или переработки экономически оправданными методами. При этом, особое внимание уделяется повторному использованию этих сред после предварительной очистки.
Одним из основных принципов при разработке технологических схем АЭС нового поколения является организация раздельного сбора и переработки теплоносителя первого контура и трапных вод. Это дает возможность повторно использовать борную кислоту и дистиллят для подпитки первого контура и снизить объемы трапных вод. Соответственно снижаются объемы ЖРО, подлежащие кондиционированию, и объемы отвержденных компаундов, которые подлежат временному хранению на площадке АЭС и последующему захоронению.
В связи с отсутствием мест окончательного размещения (захоронения) радиоактивных отходов в нашей стране основной акцент в настоящее время делается на хранении РАО в кондиционированном виде на площадке АЭС.
Актуальность темы
Объекты ядерной энергетики по объективным показателям являются
наиболее чистыми.
Обеспечение этого преимущества ядерной энергетики базируется, в том числе, и на реализации работоспособности систем, связанных с очисткой радиоактивных сред, образующихся в процессе эксплуатации АЭС.
Наряду с необходимостью обращения с высокорадиоактивными компонентами (отработанное ядерное топливо), важным аспектом в проблеме обеспечения экологической безопасности АЭС является проблема обращения с жидкими средне- и низкоактивными средами и отходами.
Рассмотрение систем обращения со средне- и низкоактивными средами на действующих АЭС показывает, что в этой проблеме на сегодняшний день отсутствует единый подход к формированию систем. В то же время, принятие конкретных решений определяет объемы ЖРО, образующиеся в процессе эксплуатации АЭС. Таким образом, актуальной является задача рассмотрения комплекса вопросов, касающихся обращения с ЖРС и ЖРО с целью поиска и обоснования рациональных технических решений в направлении минимизации ЖРО и повышения безопасности АЭС.
Цель работы
Целью работы является анализ существующих и перспективных технических решений с целью обоснования концептуальных подходов к минимизации образования ЖРС и ЖРО, а также разработка принципов проектирования систем обращения с ЖРС и ЖРО в проектах АЭС нового поколения с ВВЭР.
Научная новизна
Впервые в отечественной практике проектирования объектов атомной энергетики проведен комплексный системный анализ процессов обращения с ЖРС и ЖРО, позволивший сформулировать концептуальные положения формирования систем, базирующиеся на дифференцированном сборе и переработке ЖРС в зависимости от химического состава и уровня активности.
Практическая ценность работы.
Предложены обоснованные рекомендации по формированию систем обращения с ЖРС и ЖРО, реализованные в конкретных проектах АЭС с ВВЭР. Эти же рекомендации будут реализованы во вновь проектируемых АЗС
Предмет защиты
Автор защищает:
результаты комплексного анализа процессов и систем обращения с
ЖРС на базе рассмотрения проектов действующих АЭС и опыта их
эксплуатации;
принципы минимизации, результаты дифференцированного подхода к формированию отдельных подсистем обращения с ЖРС в направлении минимизации образования объемов ЖРО;
обоснование необходимости применения ионоселективных
сорбентов в системах обращения с ЖРС и ЖРО в проектах АЭС
нового поколения;
технологические схемы систем сбора и переработки ЖРС и ЖРО, обладающие преимуществами, базирующимися на полученных научных результатах.
Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.
Личный вклад автора
Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие во всех разработках по созданию систем обращения с ЖРС и ЖРО, включая расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, формирование научно-концептуальных положений по системам обращения с ЖРО в проектах АЭС с ВВЭР-640 и Тяньваньской АЭС в Китае.
Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах в работах, положенных в основу представленной диссертации.
Основные результаты работы докладывались автором на научно-технических конференциях и семинарах: конференция «Проблемы обращения с РАО» (Запорожская АЭС, 1991 г.), конференция по развитию атомной энергетики Дальнего Востока (г. Владивосток, 1993 г.), защита ТЭО НПЦ АЭ в г. Сосновый Бор (ВВЭР-640) в Минприроды России (Главгосэкоэкспертиза) (г. Москва, 1994 г.), экологическая экспертиза проекта ВВЭР-640 для Кольской АЭС-2 (г. Полярные Зори, 1997 г.), защита проекта Тяньваньской АЭС в Китайских надзорных органах NNSA (Пекин, 1999 г.), Российско-французский семинар по проблемам накопления и переработки РАО (г. Санкт-Петербург, 2000 г.), ежегодная конференция Ядерного Общества (г. Дрезден, 2001 г.) и других.
Современные методы отверждения жидких радиоактивных отходов
В настоящее время основными методами переработки жидких радиоактивных отходов АЭС с целью их дальнейшего длительного хранения и захоронения являются цементирование и битумирование [29, 35, 53, 85, 88]. Предпочтение, как правило, отдаётся цементированию в связи с более простым технологическим оформлением, негорючестью получаемого продукта, высокой радиационной стойкостью цементной матрицы, а также её неподверженностью биологическим воздействиям [29, 12]. Тем не менее, продолжаются работы по совершенствованию процесса битумирования [29, 66].
В связи со склонностью отработанных ионообменных смол к набуханию цементирование смол, как и их битумирование, имеет свою специфику. В этом случае уменьшается механическая прочность отверждённого продукта. Это значительно снижает степень включения ИОС в цементную матрицу при цементировании. Опыт прямого цементирования отработанных ионообменных смол приводит к необходимости повышать водоцементное отношение (до 0,65) при невысокой степени включения (около 10%масс.).
В меньшей степени применяются отверждение полимерами и выпаривание до сухого состояния с последующим затариванием в специально разработанные контейнеры [16, 13, 18], а также процессы типа «горячего прессования» [82].
Перед включением радиоактивных пульп в полимеры их, как правило, в той или иной мере, предварительно обезвоживают. Пульпы ионообменных смол, как гетерогенные системы, обезвоживают обычно механическими методами. В случае включения ионообменных смол в термопластичные материалы (например, битум, полиэтилен) окончательное удаление оставшейся воды происходит термически в ходе смешения компонентов при повышенной температуре. Однако, и в этом случае степень включения ионообменных смол в матрицу лимитируется склонностью смол к набуханию и, как следствие, к вспучиванию отверждённого продукта [29]. Для устранения этого нежелательного эффекта, приводящего к значительному увеличению вымываемости радионуклидов, обычно уменьшают степень наполнения (примерно до 30%).
Могут применяться для отверждения ионообменных смол и другие термопластичные материалы [54]: полиметилметакрилат, полистирол и др. Выпаривание до сухого состояния отработанных ионообменных смол проводят, обычно, горячим воздухом или в аппаратах с греющей паровой рубашкой [87]. Остаточная влажность при этом колеблется (по разным источникам) в пределах от 10 до 60% [29]. Сушка ионообменных смол характеризуется значительной продолжительностью и малой эффективностью, обусловленной самой структурой смол. Иногда применяют иммобилизацию отработанных ионообменных смол, загружая их в контейнер, который помещается в другой контейнер большего размера, а свободное пространство между стенками контейнеров заливают бетонной смесью [89]. Имеются сообщения о попытках приспособить для переработки ионообменных смол процесс остекловывания [57], обычно применяемый при переработке высокоактивных жидких радиоактивных отходов. В целом, необходимо отметить, что в промышленно развитых странах, таких как: Великобритания, Германия, Россия, США, Финляндия, Франция, Швеция, Япония и многих других проводились и продолжают проводится работы, связанные с совершенствованием процесса отверждения отработанных ионообменных смол. Значительное внимание уделяет данной проблеме и Международное Агентство по Атомной Энергии (МАГАТЭ) [65]. Большая часть К&В-программы Европейского Сообщества в области обращения с радиоактивными отходами посвящена низко- и среднеактивным отходам [69]. В отношении отверждения жидких радиоактивных отходов и отработанных ИОС проводятся исследования и разработки по новым рецептурам цементов и оптимизации процессов отверждения. Как пример подхода к проблеме в Европейском сообществе в отношении отработанных ионообменных смол (на АЭС с PWR) можно в настоящее время выделить 3 основных направления [83]: Французский опыт — отверждение (омоноличивание) отработанных ионообменных смол в полистироловой матрице. Готовый компаунд помещается в бетонный контейнер. Немецкий опыт - отработанные ионообменные смолы подвергаются нагреву и прессованию непосредственно в стальных контейнерах (MOSAIK). Бельгийский опыт - продолжение работ по цементированию отработанных ионообменных смол. Решение проблемы повышения степени включения ЖРО в цементную матрицу заключается в нейтрализации влияний, снижающих физико-химические свойства готового продукта, а также затрудняющих проведение технологического процесса отверждения (например времени схватывания и пластичности отверждаемой массы при перемешивании). Для этого: - подвергают цементированию ионообменные смолы, до предела насыщенные водой [33]; - пытаются подобрать специальную рецептуру отверждающего агента (цемент, - ч шлаки металлургических производств, добавка полимерных связующих); - осуществляют предварительную обработку отработанных ионообменных смол, путём фиксирования на радикалах ионообменных смол более стабильных ионов. - ионообменные смолы подвергают глубокой предварительной переработке с изменением самой структуры смолы и соответствующим снижением химической активности ионообменных смол. С помощью этих мер стараются сделать каркас ионообменных смол и активные ионы инертными по отношению к связующему материалу для того, чтобы они входили в состав в качестве обычных заполнителей. Эти проблемы могут дополнительно решаться также и путём выбора сортов цемента пониженной экзотермичности при гидратации, что помогает минимизировать дегидратацию ионообменных смол во время схватывания [9, 86].
Основные задачи по обращению с ЖРО на действующих АЭС
В связи со сложившимся экономическим положением на АЭС, предполагаемыми планами строительства региональных центров захоронения РАО и темпов вывоза в них отходов (не менее 20 лет) в течение ближайших 30-50 лет РАО будут храниться на территории АЭС. Таким образом, возникает необходимость создания на площадках специальных инженерных сооружений (долговременных хранилищ), предназначенных для длительного хранения кондиционированных РАО с возможностью их последующего извлечения и транспортирования к местам окончательного захоронения (могильникам). Учитывая большие объемы накопленных и образующихся в будущем РАО, упомянутые сооружения будут весьма большими и дорогостоящими. Кроме того, в будущем возникнут серьезные технические и материальные трудности при транспортировании значительных количеств РАО к местам их окончательного захоронения.
В связи с этим, одной из основных перспективных задач по переработке РАО являются работы по максимально возможному сокращению их объема. Одной из возможных технологий переработки жидких радиоактивных отходов, которая в настоящее время планируется к внедрению на АЭС России, является селективная очистка кубовых остатков от основных радионуклидов цезия и кобальта на композиционных ферроцианидных сорбентах. Эта технология, позволяющая за счет концентрирования на них долгоживущих радионуклидов сократить объем РАО, направляемых на длительное хранение, испытана на реальных растворах для блоков с ВВЭР на Кольской и Калининской и для блоков с РБМК на Курской и Ленинградской АЭС. Кроме того, создан участок по производству сорбента типа НЖА на производственной базе МосНПО «Радон», позволяющий производить до 100 тонн готового продукта в год, а на Белоярской АЭС создан участок по производству сорбента типа «Термоксид» для очистки низкосолевых слабозагрязненных растворов. Разработана и опробована в реальных условиях АЭС технология выделения борной кислоты из трапных вод, которая позволяет повторно использовать в технологическом цикле АЭС до 40% от общего потребного ее количества и, соответственно, снизить на такую же величину количество образующихся РАО.
Для длительного безопасного хранения РАО на площадках АЭС разработан и сертифицирован бетонный невозвратный защитный контейнер типаНЗК-150-1,5П. Использование контейнеров позволяет увеличить время безопасного хранения РАО на площадке АЭС и использовать его для транспортировки РАО к местам захоронения. На Нововоронежской АЭС введена в опытно-промышленную эксплуатацию первая в России установка глубокой доочистки дебалансных вод на базе селективных сорбентов. Основные задачи по обращению с ЖРО на действующих АЭС - организационно-технические мероприятия (контроль и нормирование потоков, сокращение потоков); - внедрение малоотходных технологий и оборудования; - повторное извлечение/использование технологических компонентов, в том числе с организацией дополнительной очистки повторно используемых сред; - усовершенствование общей технологической схемы переработки ЖРО (раздельная переработка технологических потоков); - сокращение объемов РАО в процессе кондиционирования ЖРО. Более частные задачи включают следующие работы: - внедрение на АЭС технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами с использованием селективного выделения радионуклидов в форме неорганических соединений; - разработка установки и внедрение технологии обращения с отработавшими ионообменными смолами АЭС методом их дезактивации с уменьшением объема кондиционированных радиоактивных отходов; - разработка и внедрение на АЭС технических средств, технологий и технологических схем раздельной переработки жидких радиоактивных отходов, направленных на уменьшение их объемов и солесодержания; - внедрение на АЭС малореагентной технологии стирки спецодежды и средств индивидуальной защиты; - разработка и внедрение безреагентных и малореагентных технологий дезактивации контурного и съемного оборудования, помещений и радиоактивных металлических отходов АЭС с целью снижения дозовых нагрузок на персонал и уменьшения поступлений радиоактивных отходов; - внедрение технологии глубокой очистки дебалансных вод АЭС от долгоживущих радионуклидов с использованием селективных неорганических сорбентов для снижения поступления радионуклидов в окружающую среду; - разработка технологий обращения с нерадиоактивными и условно радиоактивными отходами, включая технологии приводящие к снижению образования этих отходов на АЭС. Анализ обращения с ЖРО на действующих АЭС с ВВЭР показал следующее: - отсутствует единый подход в обращении с ЖРО на АЭС, о чем свидетельствует различное состояние с накоплением и переработкой на АЭС с ВВЭР; - существует возможность существенного улучшения технологии обращения с ЖРО; - выполненный анализ позволил сформулировать основные задачи обращения с ЖРО на АЭС. 3 Обоснование технических решений по обращению с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения В процессе эксплуатации АЭС образуются следующие ЖРС: - боросодержащие радиоактивные воды, сливаемые из первого контура при изменениях концентрации борной кислоты, боросодержащие протечки и дренажи; - продувочная вода парогенераторов; - регенерационные воды установки очистки турбинного конденсата; - трапные воды, к которым относятся воды от дезактивации оборудования, арматуры, трубопроводов и помещений, регенерационные и отмывочные воды фильтров установок спецводоочистки, воды от пробоотбора и лабораторий, протечки и дренажи оборудования, трубопроводов, арматуры.
Сравнительный анализ вариантов системы очистки продувочной воды ПГ
Принципиальная схема выпарной установки Выпарная установка системы переработки трапных вод состоит из выпарного аппарата, доупаривателя, конденсатора вторичного пара выпарного аппарата, конденсатора вторичного пара доупаривателя и охладителя сдувок. Применение доупаривателя, т.е. двухступенчатого упаривания в системе переработки трапных вод позволяет: - генерировать основное количество пара из менее концентрированных растворов, что обеспечивает более высокое качество пара, получаемого из выпарной установки. - осуществить более надежную выдачу концентрированного раствора. - за счет разделения процесса упаривания на две стадии обеспечить высокие теплотехнические характеристики в основном аппарате и снизить общую поверхность теплопередачи установки. Упаренный до солесодержания 400 г/л раствор (кубовый остаток) сливается из доупаривателя в баки системы хранения жидких радиоактивных отходов и далее на установку цементирования. Вторичный пар из выпарного аппарата конденсируется, очищается на ионообменных фильтрах и поступает в контрольные баки. После контроля в контрольных баках конденсат идет на повторное использование на подпитку второго контура или выводится из цикла АЭС. Конденсат вторичного пара доупаривателя возвращается на повторную переработку. В случае неудовлетворительного качества конденсат из контрольных баков также поступает на повторную переработку. Определенные трудности при выпаривании создают компоненты раствора, ограничивающие предельную степень концентрирования. В трапных водах таким компонентом является оксалат натрия, растворимость которого в присутствии других солей (нитрата натрия) уменьшается. Поэтому при упаривании таких растворов, в основном в режиме работы станции при проведении ІІ1ІР, максимально допустимая массовая концентрация солей в кубовом остатке может уменьшаться до 200 г/л. Компоновка выпарной установки обеспечивает перелив раствора из выпарного аппарата в доупариватель, а также дренирование оборудования самотеком. Переработка боросодержащих вод на выпарной установке аналогична процессу переработки трапных вод. В процессе переработки боросодержащих вод образуются концентрат борной кислоты и конденсат, которые вновь подаются на подпитку первого контура. При упаривании борсодержащих растворов выбрана максимальная концентрация 40 г/л. Такая концентрация гарантирует отсутствие твердой фазы в растворе и позволяет транспортировать и хранить такой раствор без дополнительного обогрева. Конструкция выпарных аппаратов, входящих в установки очистки трапных и боросодержащих вод, представлена на рисунке 3.2-2. Выпарной аппарат является аппаратом с естественной циркуляцией и вынесенной греющей камерой, состоящим из следующих основных узлов: греющей камеры (1), верхней и нижней растворных камер (2), сепаратора (3) и циркуляционной трубы (4). Для очистки пара от капельного уноса в сепараторе установлены сепарационные устройства в виде жалюзийных каплеуловителей и ситчато-клапанных тарелок. Применение ситчато-клапанных тарелок обеспечивает эффективную очистку вторичного пара в широком интервале паровых нагрузок. В конструкцию фланцевых разъемов между верхней растворной камерой и сепаратором, а также между циркуляционной трубой и нижней растворной камерой установлены дроссельные шайбы для организации беспенного режима упаривания при наличии поверхностно-активных веществ в перерабатываемых водах (при переработке трапных вод). Выпарные аппараты являются аппаратами непрерывного действия. Исходный раствор поступает в нижнюю растворную камеру и далее в теплообменные трубки. В межтрубное пространство подается греющий пар. Исходный раствор в трубках нагревается и вскипает. Парожидкостная смесь поступает в сепаратор, где происходит ее разделение. Жидкая фаза возвращается в нижнюю растворную камеру, где смешивается с исходным раствором и вновь поступает в греющую камеру. Вторичный пар проходит через сепарационные устройства, где очищается от уносимых капель раствора и направляется в конденсатор. Часть конденсата вторичного пара возвращается в выпарной аппарат для орошения сепарационных устройств. Упаренный раствор заданной концентрации отводится из выпарного аппарата. Для обеспечения стабильной работы выпарной установки в условиях нормальной эксплуатации, а также при нарушениях условий нормальной эксплуатации и обеспечения требуемого нормами уровня безопасности установок предусматривается система контроля и управления. Полностью автоматизированы следующие технологические операции: пуск выпарной установки в работу и поддержание рабочих параметров, переход из режима нормальной эксплуатации в «горячий резерв», вывод установки в «холодный резерв». Кроме того, автоматизированы отдельные операции, выполнение которых происходит в программе пуска или останова выпарной установки. Это автоматическое опорожнение доупаривателя, переключение насосов конденсата, поддержание заданного значения качества конденсата. При нарушении условий нормальной эксплуатации установки и при отказах происходит автоматическое выключение установки. Автоматическое отключение выпарных установок производится по следующим сигналам: - прекращение подачи охлаждающей воды на конденсатор; - превышение давления вторичного пара на выходе из выпарного аппарата; - прекращение подачи греющего пара на выпарной аппарат; - снижение уровня в выпарном аппарате ниже сигнализатора нижнего уровня.
Обоснование современных малоотходных способов дезактивации
В процессе выполнения работы была создана методика расчета теплогидравлических характеристик выпарного аппарата (с погруженным дырчатым листом), работающего на номинальной и частичной нагрузках. В основном все эти расчеты проводились по рекомендациям, приведенным в литературе. Однако в аппарате имеются узлы, расчет которых весьма затруднен из-за отсутствия или противоречивости данных, приводимых в различных публикациях. Прежде всего, это относится к узлу ввода продувочной воды.
Поэтому, чтобы быть уверенным в работоспособности и оптимальности выбранной конструкции аппарата, были проведены экспериментальные работы по обоснованию конструкции этого узла.
Моделирование рабочих участков проводилось из следующих соображений. Для обеспечения адекватности гидродинамической картины необходимо физически достоверно смоделировать основные процессы: - режимы и структуру двухфазного потока на подъемном участке естественной циркуляции; - барботирование пузырей пара в жидкости; - процессы взаимодействия и сепарации жидкой и паровой фаз на дырчатом листе и свободном уровне раздела фаз; - самопроизвольные внутренние нестационарные процессы (колебания плотности, трения, давления), сопровождающие любое двухфазное течение. Перечисленные физические явления в основных чертах будут протекать идентично в любых двухфазных средах при одинаковых значениях следующих безразмерных критериев: Первый из них - известный в гидродинамике двухфазных сред критерий Кутателадзе. Он характеризует кризисные условия начала деформации поверхности раздела фаз и начало структурных изменений в двухфазной системе. Второй комплекс — это модифицированный критерий Фруда, который определяет соотношение приведенной скорости жидкости и скорости подъема парового снаряда или крупного пузыря пара. Остановимся подробнее на моделировании процесса ввода двухфазного потока во внутреннее пространство выпарного аппарата и центробежной сепарации влаги на его стенках. Исследования сепарационных устройств выполняются либо непосредственно на промышленных установках, либо на специально создаваемых для этой цели экспериментальных стендах. Проведение опытов на натурном выпарном аппарате по вполне понятным причинам оказывается довольно затруднительным. Указанные обстоятельства диктуют повышение значимости выполнения опытов как на больших экспериментальных установках, близких к полупромышленным, так и на малых экспериментальных стендах. Преобладающая роль исследований, которые выполняются в стендовых условиях, делает очень ответственной задачу о правильном выборе метода исследований, типа и масштаба экспериментальной установки. С точки зрения удешевления и ускорения исследований их целесообразно выполнять на моделях сепараторов с уменьшенным масштабом. При анализе методов исследования сепарационных процессов и устройств важным обстоятельством является возможность замены пароводяной смеси высоких параметров двухфазной средой низкого давления. Это позволяет существенно ускорить окончание эксперимента и 100 уменьшить его стоимость. Поэтому при исследованиях процессов сепарации широкое применение в отечественной и зарубежной практике нашли исследования на натуральных и уменьшенных моделях сепараторов с воз духово дяными смесями. Эти исследования позволяют производить качественную отработку наиболее эффективной конструкции, а также детально изучать физику процессов, проходящих в сепараторах различных типов. Такие исследования при отработке центробежных и других сепараторов проводятся в ЦКТИ, ВТЙ, ЭЫИН, в филиале ВНИИАЭС -(ЭНИЦ), НПО "Энергия" и других организациях. В результате предварительных исследований на воздуховодяной смеси на рабочих параметрах проверяются, как правило, лишь наиболее эффективные модификации сепараторов. Описание экспериментальной установки и методики проведения опытов по исследованию сепарационной части ВА Было проведено экспериментальное обоснование технического решения узла подачи двухфазной продувочной воды непосредственно в паровой объем над тяговым участком. Опыты по отработке узла ввода двухфазного, потока проводились на воздуховодяном стенде (см. рис.3.3.2-4). Рабочий участок представлял собой металлическую колонку диаметром 0.5 м и высотой 1.5 м и моделирующую пространство над трубным пучком натурного выпарного аппарата. Для отыскания рациональных геометрических размеров четыре патрубка ввода двухфазной смеси были выполнены на подвижных элементах, так, что в процессе экспериментов можно было регулировать как угол наклона патрубков относительно оси аппарата, так и их расположение по высоте.
