Содержание к диссертации
Введение
1. Особенности и проблемы организации водно-химического режима исследовательских ядерных реакторов 16
1.1. Контуры исследовательских ядерных реакторов и их водно-химические режимы 1 6
1.2. Инструментальная и методическая база исследования ВХР 21
1.3. Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам 24
1.4. Выводы по главе 1 и постановка задачи исследований 26
2. Водно-химический режим основных контуров реакторов МИР и СМ 30
2.1. Краткая характеристика реакторов, основных контуров и систем их водоочистки 30
2.2. Совершенствование методов химического контроля 42
2.3. Анализ ионного состава теплоносителя и оптимизация фильтроцикла 47
2.4. Исследование влияния радиолитических процессов на состояние водного теплоносителя 53
2.4.1. Первый контур реактора СМ 53
2.4.1.1. Особенности газо-химического режима 54
2.4.1.2. Стационарный режим работы 60
2.4.2. Другие контуры установок СМ и МИР 65
2.4.2.1. Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ 65
2.4.2.2. Первый контур реактори МИР 67
2.5. Использование данных химического контроля для оценки состояния оборудования 68
2.5.1. О возможности косвенного контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР 68
2.5.2.О возможности косвенного контроля состояния подшипников циркуляционных насосов 71
2.6. Выводы по главе 2 80
3. ВХР второго контура, контроль и поддержание работоспособности теплообменного оборудования 83
3.1. Некоторые технические особенности контуров оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР 83
3.2. Характеристика водного режима и режимов промывки 87
3.3. Контроль состояния теплообменного оборудования 89
3.4. Некоторые сводные показатели 93
3.5. Выводы по главе 3 95
4. Роль ВХР в управлении режимом эксплуатации стареющих высокопоточных исследовательских реакторов 97
Вывод по главе 4 t 102
Заключение 103
Список литературы
- Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам
- Совершенствование методов химического контроля
- Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ
- Характеристика водного режима и режимов промывки
Введение к работе
Основные принципы дальнейшего развития и задачи энергетической стратегии России на период до 2020 г. были разработаны Правительством РФ в ноябре 2000 г. и уточнены в Постановлении от 22.05.03 г.
Для реализации этой стратегии были разработаны и выполняются несколько Федеральных целевых программ (ФЦП), в том числе:
«Ядерная и радиационная безопасность России» на 200-2006 гг, (Постановление Правительства РФ от 22.02.2000 Ns 149), в составе которой существует подпрограмма «Безопасность атомных электростанций и исследовательских ядерных установок»;
«Национальная технологическая база» на 2000-2006 гг. (Постановление Правительства РФ от 08.11.2001 № 779);
«Энергоэффективная экономика» на 2002-2005 гг. и на перспективу до 2010 г. (Постановление Правительства РФ от 17.11.2001 Кч 796).
Важным шагом стала подготовка «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], одобренной Правительством РФ 25.05.2000 г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие 10-15 лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше 30 лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании.
Исследовательские ядерные реакторы играют важную роль в развитии атомной науки и техники, так как именно на них проводят экспериментальное обоснование проектных решений, касающихся разработки перспективных
ядерно-энергетических установок (ЯЭУ), новых видов топлива и конструкционных материалов. Исследования актуальных проблем действующих атомных электростанций (АЭС), осуществляемые с использованием ИР, обусловлены необходимостью увеличения продолжительности топливного цикла энергетических реакторов, достижения в связи с этим высоких значений выгорания топлива [2].
В настоящее время подавляющая часть ИР мира представляет собой стареющие установки, относительно небольшой мощности, с экспериментальными возможностями, уже мало соответствующими современным научно-техническим потребностям. В связи с этим число фактически действующих ИР неуклонно сокращается [3]. На этом фоне особое значение приобретает небольшая группа (свыше 10 установок) сравнительно мощных исследовательских реакторов с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение вышеназванных проблем [4]. В России к этой группе можно отнести реакторы СМ, МИР, БОР-60, действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград) и реактор ИВВ-2М (Свердловский ГУП ИРМ).
В табл. 1 представлены основные характеристики некоторых широко известных в мире исследовательских реакторов, на которых проводят:
исследования в обоснование создания новых топливных, поглощающих и конструкционных материалов для АЭС и специальных ядерных энергетических установок;
апробацию новых технических и проектных решений для атомной техники (например, по технологии различных теплоносителей, средств защиты окружающей среды и др.);
наработку изотопной продукции для медицины, промышленности и науки;
Таблица 1. Наиболее значимые исследовательские реакторы мира
облучение материалов для придания им новых свойств (например, легирование кремния и др.);
разнообразные фундаментальные исследования в различных обласіях знаний.
Большая часть задач в нашей стране в настоящее время решается на ИР, сосредоточенных в ГНЦ РФ НИИАР, чему способствуют следующие обстоятельства [ 15]:
- уникальные физико-технические характеристики высокопоточного
реактора СМ, позволяющие в приемлемые сроки обеспечивать высокие
флюенсы тепловых и быстрых нейтронов при облучении материалов,
получать далекие трансурановые элементы и изотопы с высокой удельной активностью;
- совокупность (7 шт.) мощных экспериментальных петлевых установок
(ПУ) на реакторе МИР, позволяющих проводить ресурсную отработку
материалов и изделий атомной техники в номинальных условиях
эксплуатации и изучать их поведение в нештатных ситуациях;
наличие при реакторах СМ и МИР исследовательских реакторов -спутников бассейнового типа (РБТ) меньшей мощности, но большей доступности, на которых успешно решаются отдельные задачи общей программы исследований;
наличие на площадке института уникального материаловедческого комплекса, позволяющего быстро и эффективно (без затрат средств и времени на транспортировку) проводить послереакторное изучение облученных изделий.
Исследовательские работы, проведенные на реакторах СМ и МИР за годы их эксплуатации, внесли неоценимый вклад в развитие отечественной атомной науки и техники: от первоначального изучения изменений свойств самых различных .материалов под облучением до экспериментального обоснования проектов топливных, поглощающих и конструкционных элементов для
активных зон энергетических реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, нескольких поколений транспортных реакторов.
Постоянному совершенствованию реакторного топлива, изучению проблем безопасности посвящены и ныне проводимые на этих реакторах актуальные исследования, определяющие насущную необходимость дальнейшего использования этих экспериментальных установок. Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой реакторов нового поколения с более высоким уровнем безопасности и технико-экономических характеристик. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решений, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль.
Следовательно, можно констатировать, что в области отечественных исследовательских реакторов требуют решения две большие народно-хозяйственные задачи:
обеспечение возможности максимального продления сроков безопасной эксплуатации действующих экспериментальных установок и их адаптация для решения современных задач;
определение характеристик перспективных ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго. Например, опыт разработки технического проекта специализированного
ИР ПРИМА, предназначенного для имитации аварийных ситуаций с топливом
[16], показал, что стоимость нового реактора требуемого класса составляет (в пересчете на современный уровень цен) около 7,5 млрд. руб., а на его разработку и создание необходимо не менее 6 лет. Для создания многоцелевого реактора KMRR (Южная Корея), начиная с постановки задачи (1985 г.), ушло около 10 лет [12]. Эти результаты подчеркивают высокую актуальность работ, направленных на продление сроков эксплуатации ныне действующих ИР, а
также на необходимость проведения своевременных задельных исследований для ИР следующего поколения.
В свете вышесказанного необходимо отметить, что оптимальная организация водно-химического режима (ВХР) основных и вспомогательных контуров способна внести достойный вклад в совокупность мер, направленных на увеличение жизненного цикла ИР. Л опыт многолетней эксплуатации систем, обеспечивающих регламентированные режимы и надлежащее состояние оборудования, будет востребован в будущих проектах.
Таким образом, продление сроков службы ИР за счет совершенствования технологии ведения ВХР и разработки способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов является актуальной научно-технической задачей, имеющей важное практическое приложение.
Цель работы. На основе обобщения опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с помощью современных инструментальных методов
- разработать научно-технические рекомендации по совершенствованию
технологии обеспечения ВХР основных контуров данных реакторов в режиме
их управляемого старения,
получить расчетные зависимости, позволяющие на основании контролируемых параметров ВХР прогнозировать состояние технологического оборудования,
- сформулировать рекомендации ^проектированию будущих установок
такого класса.
АВТОР ЗАЩИЩАЕТ:
Методические разработки, положенные в основу контроля ВХР основных контуров реакторов МИР и СМ.
Результаты научного обоснования увеличения фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР.
Функциональные и эмпирические зависимости, позволяющие оптимизировать ВХР и оценивать эффективность работы технологического оборудования реакторных систем.
Результаты разработки условий ведения ВХР системы охлаждения корпусов реактора СМ, обеспечивающих взрывобезопасную работу установки.
Научная новизна
Проведено изучение водно-химических режимов многоконтурных стареющих исследовательских реакторов СМ и МИР и показана роль ВХР в управлении процессами старения данных ИР, в том числе на основе превентивной диагностики состояния оборудования, разработки условий безопасной эксплуатации контуров и расчетных зависимостей.
В результате выполненных исследований:
- установлены функциональные зависимости между значениями рН
теплоносителя и концентрацией растворенного в нем водорода, необходимого для подавления радиолиза воды первого контура реактора СМ;
- разработаны научно-технические рекомендации по увеличению
продолжительности фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР;
- систематизированы данные многолетних исследований ВХР основных
контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за длительный период их эксплуатации;
- разработан комплекс технических решений по обеспечению
взрывобезопасной работы системы охлаждения корпусов реактора СМ;
- обоснована возможность косвенного контроля состояния оборудования
(бсриллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов) на основе данных контроля ВХР;
- на основе расчетных зависимостей оценена эффективность химических
отмывок теплообмешюго оборудования контура оборотного
водоснабжения реакторов МИР и СМ;
- усовершенствована методическая база контроля ВХР контуров реакторов
МИР и СМ, позволившая уточнить спецификацию нормируемых параметров качества теплоносителя.
Практическая ценность работы состоит в том, что на основе
проведенных научных исследований разработаны рекомендации по ведению водно-химических режимов систем крупнейших высокопоточных исследовательских реакторов России МИР и СМ, способствующие продлению сроков службы их эксплуатации.
Исследование радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ позволило определить диапазон концентраций водорода в нервом контуре (2,0 -3,0 см /кг), обеспечивающий подавление радиолиза теплоносителя, и установить его функциональную зависимость от значений рН, что позволяет не прибегая к газохроматограф и чес кому анализу проводить экспрессную оценку содержания газа в контуре.
Оценка баланса ионных примесей теплоносителя первого контура
реактора МИР позволила в 1,3 раза увеличить фильтроцикл ионообменных
смол и уменьшить материальные затраты на закупку дорогостоящих расходных
материалов. '
Внедрение современных инструментальных методов исследования ВХР значительно расширило диапазон контролируемых примесей, при этом
обосновано снижение периодичности контроля отдельных параметров теплоносителя.
Систематизация данных многолетних исследований ВХР позволила, в совокупности с имеющимися методиками, провести оценку состояния систем и оборудования контуров реакторов (ионообменные смолы, бернллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов).
На основании опыта восстановления тепло передаю ще и способности теплообменною оборудования разработаны критерии оценки качества проведенного процесса, разработаны рекомендации по его оптимальному проведению.
Таким образом, полученные в ходе проведенных исследований результаты имеют важное практическое значение и будут полезны также разработчикам реакторов подобного типа и установок нового поколения.
Личный вклад автора в работу
В работе приведены результаты исследований, выполненных автором самостоятельно и в соавторстве в 1995-2006 годах.
Автор являлся ответственным исполнителем работ по:
- исследованию кинетики процессов радиолиза теплоносителя первого
контура реактора СМ;
обоснованию продолжительности фильтроцикла ионообменных смол;
обобщению и систематизации опыта ведения ВХР реакторов МИР и СМ
за последние 10 лет;
разработке и внедрению методик инструментального контроля водного теплоносителя;
разработке критериев безопасной с точки зрения ВХР работы системы
охлаждения корпусов реактора СМ. Используя полученные экспериментальные данные выполнил оценку:
состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР и предложил метод контроля этого Состояния при эксплуатации реактора; состояния подшипников циркуляционных насосов по поступлению в теплоноситель продуктов, возникающих при их износе; - достоверности предложенного критерия эффективности работы тешюобмеиного оборудования реакторов МИР и СМ.
Степень достоверности результатов
Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждается метрологической аттестацией применяемых методик аналитического' контроля, а также совпадением в пределах экспериментальной погрешности расчетных и экспериментальных данных.
Основные результаты изложены в 22 трудах, в том числе 12 печатных (1 статья в рецензируемом журнале «Теплоэнергетика», 9 статей в «Сборнике трудов НИИАР», 1 доклада на научной конференции). В ходе работы над диссертацией в соавторстве разработано 15 и аттестовано 10 .методик химического анализа.
Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам
Исследовательские реакторы с высоким и сверхвысоким потоком нейтронов характеризуются рядом особенностей, которые оказывают влияние на процессы формирования (при проектировании) и обеспечения (при эксплуатации) водно-газ о-химических режимов в технологических контурах реакторных установок.
На работу этих установок значительное влияние может оказывать повышенный радиолиз теплоносителя, что инициирует проблему обеспечения безопасности ИР. Радиолиз,. обусловленный высоким уровнем потоков нейтронного и гамма- излучений, особо чувствителен к присутствию в воде некоторых примесей (например, ионов меди) [23]. Для удаления образующейся в результате радиолиза «гремучей» смеси в составе технологических контуров, в которых протекает этот процесс, еще при проектировании предусматривают дополнительную систему сжигания «гремучей» смеси, включающую дегазаторы теплоносителя и катализаторы для рекомбинации выделившихся газов [24]. Используют также приемы подавления радиолиза теплоносителя путем коррекции водно-газового режима. Например, в энергетических реакторах с кипящим теплоносителем (BWR) широко используют дозирование в теплоноситель водорода [38].
Опыт решения отмеченной проблемы для высокопоточных реакторов практически не отражен в доступной литературе ввиду индивидуальности и малого числа реакторов с потоком нейтронов порядка 1 10 см" с , где этот вопрос наиболее актуален, однако такой опыт необходим при проектировании будущих ИР.
Высокая активация примесей в водных теплоносителях по сравнению с реакторами с относительно низким или средним нейтронным потоком определяет повышенные требования к качеству воды при сопоставимой радиационной обстановке в технологических контурах. С другой стороны, высокие тепловые нагрузки, реализующиеся на твэлах высокопоточных ИР, повышают вероятность возможной разгерметизации топливных элементов и радиационного загрязнения первого контура. Проектирование и эксплуатация систем водоочистки с использованием ионообменных смол должны вестись с учетом этих обстоятельств, которые в конечном итоге ведут к сокращению продолжительности фильтроцикла.
Оптимизация соотношения загрузок катионита и анионита на основании ионного анализа состава примесей в теплоносителе, как отмечалось выше, -эффективный путь повышения работоспособности фильтров.
Существует два подхода к проектированию систем ионообменной очистки: - с использованием гидрозагрузки и гидровыгрузки смол (реактор МИР), - с применением капсул с ионитами, периодически заменяемых механическим путем (реактор СМ).
Анализ опыта эксплуатации и сопоставление этих систем применительно к высокопоточным реакторам также актуален для будущих проектов.
В) Максимальная температура теплоносителя первого контура в корпусных и канальных исследовательских реакторах (обычно около 100С) выше, чем в бассейновых ИР, потому водно-химический режим контура оборотного водоснабжения (или другого конечного водного охладителя) и проблема образования отложений на теплопередающих поверхностях теплообменного оборудования особенно актуальны. Неконтролируемое снижение эффективности межконтурного теплообмена может в считанные месяцы привести к превышению температурного режима работы основных технологических контуров и останову высокопоточного ИР, что необходимо учитывать при проектировании таких установок. Исследованию этой важной проблемы также посвящена отдельная глава.
Проведенный анализ сведений по проблемам организации и поддержания водно-химического режима контуров исследовательских ядерных реакторов позволил сделать следующие выводы:
1. Исследовательский реактор - сложная много контурная система, требующая индивидуального подхода к созданию водно-химических условий ее эксплуатации. Этот подход должен основываться на общепринятых концепциях организации водно-химического режима ЛЭУ, с одной стороны, и учете специфических особенностей установки, -с другой.
2. Основной тип ВХР контуров исследовательских реакторов (кроме петлевых установок) - нейтральный с разной технологией его обеспечения.
3. Нормативная база по ВХР основных контуров разработана только в отношении российских ИЯР бассейнового типа.
4. Эффективным средством обеспечения параметров качества теплоносителя является очистка воды на ионитах ядерного класса. Для обеспечения экономичного использования ИОС и снижения затрат реакторного времени в году на перегрузку фильтров необходимо достижение максимальной продолжительности эффективного фильтроцикла, обоснование которого возможно-на основе исследования катионно-анионного состава теплоносителя современными инструментальными методами.
Результаты этих исследований могут также эффективно использоваться для контроля текущего состояния технологического оборудования, при обосновании сроков продления его эксплуатации.
Совершенствование методов химического контроля
Для контроля параметров теплоносителя реакторов МИР и СМ за более чем 30-летнюю историю их эксплуатации было разработано большое количество методик [46]. Так как они были основаны на традиционных методах анализа (см. раздел 1.3), относительная погрешность определения показателей по ним в среднем не превышает 20 %, при этом им присущи низкая селективность и трудоемкость. Методики проходят обязательную метрологическую аттестацию и регистрируются на уровне стандартов предприятия (СТП).
В современных условиях проведения реакторных исследований, требующих расширенных знаний по изменению состава теплоносителя, возможности традиционных методик по точности, представительности и экспрессности получаемых результатов крайне ограничены.
Поэтому для решения указанных задач были проведены работы по совершенствованию имеющихся методик химического контроля и разработке современных методов анализа.
Для контроля содержания в водном теплоносителе растворенных водорода, кислорода и азота применяют метод газовой хроматографии с двухдетекторной схемой измерения (по теплопроводности (ДТП, катарометр) и термохимический детектор (ДТХ)). Схема хроматографа представлена на рис. 5.
С целью обеспечения гомогенизации насыщенного газом теплоносителя на реакторе СМ установлено дросселирующее устройство [49]. Внедрение программно- аппаратного комплекса LabVIEW - МультиХром повысило точность обработки хроматограмм.
Проведенные усовершенствования методики хроматографического анализа газов позволили провести исследования радиолиза теплоносителей первого контура и системы охлаждения корпусов установки СМ.
Для повышения точности и экспрессности анализа растворенных в теплоносителе ионных примесей внедрен метод ионной хроматографии с кондуктометрическим детектированием и возможностью сбора и обработки данных программой «Мультихром» [35]. На рис. 7 приведена принципиальная схема ионного хроматографа.
С помощью ионохроматографической системы стало возможным одновременное определение с высокой точностью микроконцентраций примесей различных ионов в водной среде, в том числе и тех, которые ранее не определяли ввиду высокой трудоемкости и низкой избирательности традиционных методик химического контроля (нитратов, нитритов, сульфатов, фторидов, фосфатов, формиатов и ацетатов, а также катионов аммония, калия, натрия, лития в нейтральном ВХР) [50, 51].
Полученные данные по содержанию хлорид-ионов (до 5 мкг/кг) показали, что при принятой в ГНЦ РФ НИИАР системе водоподготовки концентрация значительно ниже предельно-допустимой (50 мкг/кг), что позволило перевести анализ данного иона из разряда ежедневных в еженедельные.
Известно, что в фотометрии многие применяемые реагенты способны взаимодействовать помимо определяемого иона с другими ионами, присутствующими в водном теплоносителе, что приводит к искажению полученных результатов [52]. В этой связи штатная методика определения массовой концентрации ионов меди с индикатором ПАР при рН раствора 4,8 заменена на новую, более селективную, с применением пероксида водорода при рН среды 2,0. Это позволило исключить влияние примесей цинка, свинца и других катионов, способных образовывать комплексные соединения с реактивом ПАР [53]. При этом несколько улучшены и метрологические характеристики: максимальная погрешность анализа не превышает 17 %.
Представленные разработки позволили на современном методическом уровне подойти к изучению процессов, происходящих в основных контурах ИР.
В связи с тем, что потребность в ионообменных смолах на реакторе МИР в 5 раз выше, чем на СМ, именно здесь одним из основных элементов в комплексе мероприятий по разработке оптимальной технологии ведения ВХР является обеспечение максимальных фильтроциклов систем очистки теплоносителей.
На основании полученных с помощью ионохроматографическои системы «Стайер» данных по содержанию примесей в теплоносителе первого контура реактора МИР произведена оценка катионно-анионного баланса его химического состава, которая показала, что доли положительных и отрицательных ионов примерно равны (табл.10).
Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ
Для определения динамики выхода продуктов радиолиза теплоносителя в системе охлаждения корпусов реактора СМ проводили хром ато графи чески и анализ водорода из компенсатора объема контура. Установлено, что скорость накопления газа в компенсаторе объема зависит от периодичности проведения обменов воды и рабочего газа [42].
В случаях длительного отсутствия обменов воды и газа, когда допускали увеличение удельной электропроводности теплоносителе до 8-9 мкСм/см, скорость накопления водорода максимальна и составляет около 1,0 %об./сут. (рис. 16, уравнение А).
При проведении обменов воды, в результате которых улучшалось качество теплоносителя (уд. электропроводность снижалась до 3-4 мкСм/см), скорость образования водорода не превышала 0,5 %об./сут. (рис. 16, уравнение Б). Минимальные скорости накопления водорода (0,02-0,08 %об./сут.) установлены для случаев, когда обмены воды совпадали с обменами рабочего газа контура. Для данных условий предельно-допустимая концентрация газа 3%об. достигается за 40-60 сут. работы реактора на мощности (рис. 16, уравнение В).
Таким образом, для обеспечения минимальных скоростей накопления радиол итического водорода в компенсаторе объема системы охлаждения корпусов и, соответственно, взрывобезопасной работы реакторной установки СМ, необходимо производить одновременные трехкратные замены теплоносителя и рабочего газа контура. Анализ данных ВХР первого контура реактора МИР за последние десять лет показывает (рис. 17), что средняя концентрация растворенного радиолитического водорода также не превышает 2,0 нем /кг [54, 59], т.е. осталась на прежнем уровне.
Как отмечалось в литературном обзоре, по изменению состава контурного теплоносителя можно получать первые сигналы о нарушениях в работе оборудования, как, например, при деструкции ионитов, когда после системы ИОФ наблюдается увеличение массовой концентрации сульфат-ионов (см. п. 2.3, рис. 10)
Поэтому была предпринята попытка использовать результаты химического контроля показателей качества воды контура, охлаждающего бериллиевые блоки, для прогнозирования состоянияікладки, а также состояния теплоносителей петлевых установок реакторов для контроля целостности подшипников циркуляционных насосов.
Как известно, активная зона реактора МИР набрана из бериллиевых блоков, которые в процессе работы реактора на мощности набирают предельный флюенс быстрых нейтронов, после чего в них появляются трещины и сколы. Вследствие этого необходимо периодически (примерно через 20 лет) проводить замену отработавших блоков новыми. Такие операции в реакторе, работающем с 1967 г., осуществлялись в последний раз в период с 1997г. по 2001г. путем частичной замены блоков кладки при проведении ежегодных планово - предупредительных ремонтов (ППР).
Особенность проблемы заключается в том, что в процессе работы реактора нет возможности каким- либо оперативным способом наблюдать за состоянием бериллиевой кладки. Визуальные наблюдения могут выполняться только в периоды ППР и требуют больших трудозатрат.
Несвоевременное обнаружение массового образования трещин и сколов может привести к неразборности активной зоны, о чем свидетельствует пример бельгийского реактора BR-2 [60].
Зависимость концентрации ионов бериллия от состояния кладки иллюстрируется сравнением результатов (рис. 18), полученных в периодических штатных анализах до и после замены бериллиевых блоков в активной зоне [61].
Как видно, скорость коррозии материала после замены снизилась в, два раза. Однако эти анализы выполнялись по графику, при различных уровнях мощности реактора, различных температурных режимах, нестационарных состояниях по концентрации ионов Be + в воде, но при близких к максимальному значениях расхода на ИОФ. Представленные результаты могут служить лишь качественным, но не количественным показателем коррозионно-эрозионного разрушения кладки.
Для оценки скорости коррозии бериллия пользовались системой дифференциальных уравнений, описывающей процесс поступления и выведения ионов бериллия в воде КОБ [61]: dC/dt = QKP-F/GK - Go4-[C(t)- Сп]Юк С (t0) = Со, C(t) = [Со - (QKP-F + Go4-Cn)/Go4 ]-е НОтЮк) + (QKP-F + Go4-Cn)/Go4 где C(t) и Сп - текущая концентрация ионов бериллия в воде КОБ до и после ИОФ, мкг/дм3, Qk p - усредненная по всей кладке скорость коррозии бериллия при фиксированной мощности реактора и постоянной температуре КОБ, мкг/м2-ч, F =151 м2 - полная омываемая водой площадь поверхности бериллия, включающая все блоки активной зоны и отражателя, а также все большие и малые бериллиевые пробки, заполняющие отверстия в блоках,
Характеристика водного режима и режимов промывки
Химический состав теплоносителя контуров КОВ в значительной степени зависит от качества подпиточной воды реки Б.Черемшан, которое характеризуется типичными сезонными отклонениями. На рис. 19 показано, как изменяется показатель карбонатной жесткости, характеризующий количество вносимых веществ (Са, Mg), которые составляют основу отложений [54]. В зимние месяцы концентрации солей жесткости в воде являются наиболее высокими, а температура охлаждающей воды ОВ минимальна (вследствие низкой температуры наружного воздуха).
Сухой остаток подпиточной воды также меняется в течение года в широких пределах - от 300 до 700 мг/л.
В течение кампании каждого из реакторов массовые концентрации примесей в воде их контуров ОВ ограничены следующими регламентными значениями: сухой остаток до 2000 мг/л; концентрация: солей общей жесткости до 22 ммоль/кг; солей карбонатной жесткости до 9 ммоль/кг; хлоридов до 250 мг/кг; сульфатов до 1200 мг/кг.
Практически такие значения концентрации примесей наблюдаются при завершении кампаний реактора СМ, в то время как для реактора МИР достигаемые значения в 1,5-2 раза меньше (кроме солей карбонатной жесткости). Такое отличие объясняется большей энерговыработкой за кампанию для реактора СМ, большей ее продолжительностью и меньшим объемом КОВ. Соответственно, и образование отложений в теплообменном оборудовании реактора СМ происходит более интенсивно.
В зависимости от наличия реагентов для химической отмывки трубного пространства теплообменников используют растворы следующих составов: Состав № 1 Состав № 2 - азотная кислота ... 50 - 70 г/кг - азотная кислота ... 50 80 г/кг - фосфорная кислота ... 0,1 г/кг - тринатрийфосфат ... 20 г/л - гипофосфит натрия ... 1 г/кг - тиомочевина ... 2 г/л (ингибитор коррозии) (ингибитор коррозии)
Верхние значения диапазона концентраций азотной кислоты относятся к теплообменникам реактора СМ, нижние - соответственно к МИРу, где в конструкции теплообменного оборудования присутствуют элементы из F углеродистой стали.
В табл. 22 представлены результаты некоторых химических отмывок. Продолжительность циркуляции моющего раствора составляла от 1,5 до 3,0 часов с постоянным контролем кислотности.
Общее количество удаляемых отложений (Q0n), без учета отложений, снимаемых при использовании механической очистки, может быть рассчитано по соотношению [70]: Von 1 l -ішч " конЛ где СНач и Ск ш - соответственно начальная и конечная концентрации азотной кислоты в моющем растворе, %, Р - коэффициент пропорциональности, определяемый конструкцией узлов отмывки, составляющий примерно 70 кг/% для оборудования реактора МИР и 45 кг/% - для РУ СМ.
Контроль состояния теплообмен но го оборудования Контроль эффективности работы теплообменников ведется с t использованием балансных соотношений [70]: Од Ср (t„x - tBUx) - GTB Cp (tBUX - tM ) - К F A t, где G - подача соответствующего теплоносителя (дистиллята или технической воды), кг/с; , Ср - средняя теплоемкость теплоносителя, кДж/кг-К; tBX и tEU4 - температура теплоносителя на входе и выходе из теплообменного аппарата соответственно, К; К - коэффициент теплопередачи , Вт/м К; F - поверхность теплообменника, м ; At-температурный напор между средами, К,
Анализ проектных параметров работы оборудования позволяет заключить, что при оценке состояния теплообменников можно полагать: Срд = Сртв = 4,19 кДж/кг-К, a At = (tj - !шхтв + ихд - \J»)12 На входе в теплообменкые аппараты температура технической воды приравнивается к измеряемой температуре воды в чаше градирни, т.е. tB/R - trp, а дистиллята - к измеряемой температуре на выходе из реактора, т.е. tR/ = tp
Тогда эффективный коэффициент теплопередачи, учитывающий имеющееся количество отложений на те пл опер сдающих поверхностях, определяется из соотношения
