СПОСОБ ОСТАНОВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.

В уровне техники заявитель обнаружил только один аналог, который и взят в качестве прототипа [1].

В ближайшем аналоге [1, с.153] останов энергетического ядерного реактора осуществляют снижением мощности до полного заглушения реактора посредством системы управления и защиты (СУЗ). Для этого в активную зону вводят все регулирующие стержни СУЗ. В результате этого воздействия регулируемая цепная реакция прекращается. Процедура снижения мощности реактора с рабочего значения, близкого к номинальному до нулевого в ближайшем аналоге, занимает от 10 секунд в автоматическом режиме и до 8 часов при ручном режиме снижения мощности. При работе на мощности внутри твэлов под воздействием нейтронов происходит деление ядер урана-235 с выделением энергии и образованием целого спектра радионуклидов, из которых, вследствие своей подвижности, наиболее опасны радиоактивные изотопы благородных газов Хе, Кr, Аr, радиоактивные изотопы йода и цезия. Часть этих радионуклидов через микротрещины в топливе поступает в газовую среду твэлов, состоящую из Не под давлением до 6,0 МПа. При эксплуатации на рабочей мощности происходит диффузия этих радионуклидов через микродефекты структуры металла в теплоноситель. На поверхностях твэлов при этом происходит нагрев воды, кипение и парообразование. Кипение и парообразование сопровождаются образованием поверхностных отложений, состоящих из продуктов коррозии конструкционных материалов, в том числе феррита натрия, растворимость которого уменьшается с ростом температуры [2-7]. Под действием нейтронов в этих отложениях на поверхности твэлов образуются радиоактивные изотопы (натрий-24, кобальт-60, железо-59, цирконий-95), которые оказывают влияние на радиационную обстановку при ремонтах [2, 7]. В выносимую из активной зоны пароводяную смесь переходят радиоактивные газы и молекулярные формы изотопов йода, а также радиоактивные продукты коррозии сталей по механизму капельного уноса. Ионные формы ряда радионуклидов, натрия, йода и цезия, концентрируются в отложениях (степень концентрирования может достигать 10⁴-10⁶ степени [2-4,7]. В ходе останова реактора с рабочей мощности до нулевой и после останова протекают физико-химические процессы, влияющие на радиационную загрязненность оборудования реактора, надежность ядерного топлива и экологическую обстановку окружающей среды. Высокий температурный градиент между топливной матрицей и теплоносителем (~1700-1900°С) приводит к растрескиванию и фрагментации ядерного топлива [5, 7], а также к продолжающемуся в течение некоторого времени после останова выходу радиоактивных продуктов деления через дефекты оболочек твэлов в теплоноситель. В сочетании с прекращением уноса с пароводяной смесью части продуктов деления высокий температурный градиент топливной матрицы приводит к возрастанию содержания этих изотопов в теплоносителе в 10²-10⁴ раз [2, 4, 7]. Вследствие прекращения парообразования и заполнения водой всего объема активной зоны, включая поры отложений, происходит частичное растворение и смыв солей и радиоактивных продуктов коррозии. При охлаждении теплоносителя после останова реактора в интервале температур от 200 до 100°С увеличивается растворимость окислов железа (магнетита в 10³-10⁴ раз) и происходит ускоренное поступление радиоактивных продуктов коррозии в теплоноситель. Фильтры системы байпасной очистки, ориентированные на работу при номинальной мощности, не справляются с быстрым выводом радионуклидов различного происхождения из теплоносителя и оставшаяся часть радионуклидов неравномерно распределяется по разветвленному циркуляционному контуру, в результате чего происходит повышение активности газовых сдувок, поступающих в открытую атмосферу, перенос активности, ее сорбция и осаждение в других местах циркуляционного контура, прежде всего в застойных и тупиковых зонах. В результате ухудшаются санитарно-гигиенические условия работы персонала при ремонтах с вскрытием оборудования. Газообразные продукты деления при этом попадают вместе с газовыми сдувками в атмосферу, увеличивая экологическую нагрузку на окружающую среду. Энергетический ядерный реактор предназначен для эксплуатации в течение длительного времени на рабочей мощности, близкой по значению к номинальной не менее 30 лет. Длительность непрерывной эксплуатации составляет примерно 7000 часов. Останов реактора производится на непродолжительное время для проведения профилактического обследования и ремонта. Реактор в основном эксплуатируется на рабочей мощности, поэтому его конструкция и системы обеспечения, включая систему байпасной очистки, рассчитаны, прежде всего, на стационарный режим рабочей мощности, характеризующийся минимальными значениями коррозии и массопереноса продуктов коррозии. При останове реактора, длительность которого несопоставимо мала по сравнению с работой на мощности, протекают переходные процессы, характеризующиеся высокими значениями массопереноса продуктов коррозии. При останове, после заглушения реактора в теплоносителе резко возрастает концентрация продуктов коррозии, которые являются носителями радиоактивных изотопов и поэтому фактически определяют уровни радиационного загрязнения оборудования циркуляционного контура реактора и соответственно индивидуальные и коллективные дозы ремонтного и обслуживающего персонала [7].

Недостатками ближайшего аналога являются: повышенная загрязненность радионуклидами атмосферы производственных помещений и окружающей среды, а также теплоносителя вследствие увеличения после останова реактора вероятности разгерметизации ядерного топлива из-за высокого температурного градиента, что приводит к увеличению дозозатрат при проведении ремонтных работ и освидетельствовании оборудования из-за значительного увеличения в теплоносителе газообразных продуктов деления, включая радиоактивные изотопы йода, и радионуклиды коррозионного происхождения, ухудшающих санитарно-гигиенические условия работы персонала при ремонтах. При заглушении с номинальной мощности реактора только часть вышедших примесей попадают на фильтры из-за недостаточной производительности системы очистки (~0,01-0,02 от расхода через активную зону) и высокой скорости осаждения примесей в циркуляционном контуре.

Задача, решаемая изобретением, заключается в снижении загрязненности радионуклидами газовых сдувок, теплоносителя, внутренних поверхностей оборудования циркуляционного контура, в повышении надежности работы топливных сборок и в уменьшении дозовых затрат персонала при освидетельствовании и ремонте.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе останова энергетического ядерного реактора путем снижения мощности до полного заглушения реактора посредством системы управления и защиты, предложено первоначально снизить мощность реактора до 50-70% от номинального уровня и осуществить работу реактора на этом уровне мощности в течение 50-120 часов, а затем произвести заглушение реактора.

При заглушении реактора по предлагаемому способу в результате снижения мощности наполовину интенсивность процессов массопереноса существенно меньше, в частности поступление солей, продуктов коррозии и радионуклидов в теплоноситель в 5-20 раз меньше, чем при снижении мощности от рабочей до нуля. Соответственно, пересыщения по растворимости примесей не наступает при постоянной температуре, и на фильтрах байпасной очистки выводится из теплоносителя большинство поступивших в результате снижения мощности примесей. Следовательно, не происходит дополнительного загрязнения оборудования активной зоны. Через 50-120 часов достигается новое стационарное равновесие, которое по большинству концентраций важнейших радиоактивных изотопов (натрий-24, кобальт-60, железо-59, цирконий-95, цезий-134, 137, йод-131) характеризуется в среднем в 2 раза меньшими значениями, чем при рабочей мощности (см. табл. фиг.4). Следовательно, следует ожидать, что при заглушении реактора их активность будет меньше наблюдаемой в случае заглущения реактора с рабочей мощности. Действительно, выход продуктов деления (I) при останове с промежуточной мощности до нулевой в 2-20 раз меньше, чем при останове с рабочей мощности до нулевой (см. фиг.1 и табл. фиг.9) Соответственно, отмечается снижение в 2-5 раз мощности дозы гамма-излучения от оборудования для отдельных контрольных точек (см. табл. фиг.10). При останове реактора с промежуточной выдержкой на пониженной мощности (50-70% от номинального уровня) температурный градиент между топливом и теплоносителем меньше примерно на 700°С (см. табл. фиг.5, 6), уменьшение остаточного энерговыделения в течение первого часа составляет 30-40% по сравнению с остановом с рабочей мощности до нулевой (см. табл. фиг.7, 6). Выбор оптимального интервала мощности реактора перед его заглущением вытекает из следующих соображений. При заглушении реактора, работающего на мощности больше 70% от номинальной, температурный градиент, остаточное энерговыделение и выход летучих продуктов деления близки к значениям этих характеристик, наблюдаемых при останове с номинальной мощности, т.е. потери снижения выработки электроэнергии не перекрываются положительным эффектом снижения радиационного загрязнения оборудования и окружающей среды. Нижний предел мощности реактора, с которой целесообразно проводить заглушение, обусловлен конструктивными особенностями отечественного реактора типа РБМК-1000, который имеет два одинаковых турбоагрегата. При отключении одного турбоагрегата и соответствующем снижении энергетических характеристик реактора, второй турбоагрегат работает в штатном стационарном режиме. Дальнейшее снижение мощности требует больших трудозатрат по обеспечению безопасной эксплуатации турбоагрегата из-за того, что все турбинное оборудование рассчитано на работу в стационарном режиме. Выдержка на промежуточной мощности в течение 50-120 часов обусловлена конструктивными особенностями циркуляционного контура и системы байпасной очистки теплоносителя этого контура. 50 часов - минимальное достаточное время эффективной работы фильтров системы байпасной очистки по удалению наиболее подвижных радионуклидов, йода-131 и йода-135, натрия-24 из теплоносителя (см. рис. фиг.1 и 2). Увеличение выдержки более 50 часов позволяет дополнительно вывести на фильтрах часть радиоактивных продуктов коррозии (марганец-56, кобальт-60, железо-59, цинк-65, цирконий-95, ниобий-95 - см. табл.1 фиг.4), находящихся в теплоносителе в виде дисперсионных частиц различной крупности. Однако более 120 часов проводить выдержку экономически нецелесообразно, поскольку при постоянных условиях степень очистки на фильтрах продуктов коррозии падает со временем, по мере задержания средне- и крупнодисперсных частиц.

В пределах заявленного изобретения, в общем виде, предлагаемый способ осуществляется следующим образом: после определения даты останова энергоблока рассчитывают дату и время снижения мощности реактора до промежуточной в интервале 50-70%, затем в означенное время персонал проводит снижение мощности реактора, например, до 50% от номинального значения, что для энергоблока типа РБМК-1000 означает 1600 МВт тепловой мощности. При выдержке на промежуточной мощности в течение 50-120 часов проводят дополнительные операции по переключению главных циркуляционных насосов для того, чтобы перевести радиоактивные отложения продуктов коррозии в обвязке насосов, находившихся в резерве, во взвешенное состояние и удалить их на фильтрах системы байпасной очистки. По истечении 50-120 часов снижают мощность до нуля. Ниже приведены конкретные примеры, обосновывающие пределы режимов останова энергетического ядерного реактора, по предлагаемому способу и показывающие его эффективность.

Пример 1. Приведен для обоснования заглушения реактора по предлагаемому способу с пониженной мощности. Важнейшими продуктами деления, влияющими на дозовые затраты персонала при ремонтных работах с вскрытием оборудования, являются радиоактивные изотопы йода из-за их летучести и биологической активности. Даже через пять суток в воде первого контура фиксируют наличие изотопов радиоактивного йода, в частности йода-131. Концентрация радиоактивного йода, радионуклида осколочного происхождения, зависит от уровня мощности реактора перед его заглушением, что было установлено авторами предлагаемого способа. На фиг.1 представлены результаты активных экспериментов на реальном энергоблоке по оценке изменения удельной активности йода-131 в теплоносителе через 2-5 суток после заглушения в зависимости от мощности, с которой осуществлялось заглушение реактора. Каждая точка представляет собой отдельный останов энергоблока. По оси ординат отложены значения активности йода-131 в относительных единицах в логарифмическом масштабе. По оси абсцисс отложены значения тепловой мощности реактора в логарифмическом масштабе. Экспериментальные точки на фиг.1 аппроксимируются с высокой достоверностью экспоненциальной зависимостью C₁=a(W)ⁿ, где C₁ - активность йода-131 в относительных единицах, W - тепловая мощность реактора перед заглушением в МВт, а - множитель со значением (2-9)·10^-2, n - показатель степени со значением 3,8-4,0. Таким образом, при заглушении реактора с 50% мощности от номинальной наблюдается снижение выхода йода-131 практически в 12-16 раз по сравнению с заглушением с номинальной мощности.

Пример 2. Приведен для обоснования длительности выдержки на промежуточной пониженной мощности реактора. На фиг.2 и 3 показаны изменения удельной активности натрия-24 и йода-131 в теплоносителе циркуляционного контура с течением времени после снижения мощности реактора до 50% номинальной. Это наиболее подвижные радионуклиды, которые в первые пять суток дают существенный вклад в мощность дозы от оборудования. На фиг.2 по оси ординат отложены значения отношений , активности натрия - 24 в теплоносителе циркуляционного контура после снижения мощности до ? номинальной к его стационарной активности при номинальной мощности , по оси абсцисс - время в часах (t), прошедшее с момента снижения мощности. На фиг.3 по оси ординат отложены значения отношений активности йода-131 в теплоносителе циркуляционного контура после снижения мощности до ? номинальной к его стационарной активности при номинальной мощности , по оси абсцисс - время в часах (t), прошедшее с момента снижения мощности. Активности изотопов натрия-24 и йода-131 при работе реактора во времени имеют определенные значения, называемые стационарными, которые зависят как было установлено авторами предлагаемого способа, от мощности реактора. Стационарная концентрация определяется, с одной стороны, свойствами радиоактивного распада этого изотопа и выводом на фильтрах через байпасную очистку, а с другой стороны, характеристиками мощности реактора, активацией натрия в отложениях и диффузией продукта деления йода-131 из твэлов. Достижение стационарных концентраций свидетельствует об установлении равновесия, соответствующего определенной мощности. Из приведенных на фиг.2 и 3 данных следует, что установление нового равновесного состояния достигается через 50-120 часов. Это время, необходимое для смыва и растворения части отложений разной природы и вывода их на фильтрах байпасной очистки до достижения равновесных значений, соответствующих новой мощности реактора. Новое равновесие при пониженной мощности соответствует меньшим значениям удельной активности различных по своей природе радионуклидам.

Пример 3. Приведен для сравнения концентраций радионуклидов, определяемых при штатном анализе, на полной мощности реактора и через 5 суток после снижения мощности наполовину. Результаты (в относительных единицах) приведены в таблице на фиг.4. Для большинства радионуклидов наблюдается существенное снижение. Меньшие концентрации большинства радионуклидов при работе на пониженной мощности служат предпосылкой снижения концентраций радионуклидов после заглушения реактора и успешного выведения их на фильтрах байпасной очистки.

Пример 4. Приведен для пояснения эффекта снижения температурного градиента и остаточного тепловыделения ядерного топлива при заглушении реактора с мощностей меньше номинальной. Расчеты температур топлива и остаточного энерговыделения проведены по методикам из [1]. На фиг.5 дана таблица изменения температуры ядерного топлива при останове энергоблока для разных исходных мощностей реактора. График изменения температурного градиента представлен на фиг.6. На фиг.6 по оси ординат в логарифмическом масштабе отложены значения температурного градиента (ΔТ, °С), по оси абсцисс - значения времени после останова (Δτ, ч) также в логарифмическом масштабе. Таблица на фиг.7 показывает остаточное энерговыделение ядерного топлива после заглушения реактора: по способу-прототипу, с номинальной мощности - 2 колонка; по предлагаемому способу с 50% мощности - 3 колонка. В колонке 4 приведены значения соответствующего уменьшения остаточного энерговыделения в % при проведении заглушения реактора по способу прототипу. Временная зависимость остаточного энерговыделения при остановах по способам прототипа и предлагаемому показана графически на фиг.8. На фиг.8 по оси ординат отложены значения остаточного энерговыделения (Е, МВт), по оси абсцисс - значения времени после останова (Δτ, ч) в логарифмическом масштабе. Из данных, приведенных на фиг.5-8 видно, что снижение мощности реактора до нуля с остановкой на пониженной мощностях характеризуется меньшими значениями температур топлива, температурных градиентов между топливом и оболочкой твэла (~в 2 раза) и соответственно меньшими значениями остаточного энерговыделения (на 15-40%).

Пример 5. Приведен для сравнения выхода продуктов деления в газовую среду при останове реактора с номинальной и половинной мощности. Для сравнения выбросы были нормированы по среднему значению концентрации йода-131 при работе на полной мощности для радиоактивных благородных газов (РБГ) и по среднему значению суммы концентраций долгоживущих нуклидов (ДЖН) при работе на полной мощности для оценки выброса ДЖН. В таблице на фиг.9 приведены значения активностей РБГ и ДЖН в сдувках реактора в вентиляционную систему при останове реактора с полной мощности и с половинной мощности. Снижение выброса радионуклидов при использовании предлагаемого способа в сравнении с прототипом по РБГ составило 2,1-3,6 раза; по ДЖН - 1,4-3,9 раза.

Пример 6. Приведен для сравнения влияния способа останова энергетического ядерного реактора на характеристики радиоактивного загрязнения отдельных участков циркуляционного контура. Циркуляционный контур канального энергетического реактора имеет участки оборудования, важные для эксплуатации, в которых к тому же происходит изменение гидродинамических характеристик потока теплоносителя. Это прежде всего барабан-сепараторы, в которые поступает пароводяная смесь из активной зоны. При этом скорость потока падает, происходит отделение пара от воды и ряда, захваченных водой, радиоактивных примесей, т.е. в барабан-сепараторах накапливаются радиоактивные отложения, влияющие на радиационную обстановку в помещении расположения этого оборудования. Реактор условно имеет две стороны, левую и правую. На каждой из сторон стоит по два барабан-сепаратора. Вода из барабан-сепараторов направляется во всасывающие коллекторы, где смешивается с питательной водой и затем подается главными циркуляционными насосами в напорные коллекторы, к которым присоединены раздаточные групповые коллекторы по 22 на каждую сторону реактора, от которых, в свою очередь, отходят водяные коммуникации, подающие теплоноситель в технологические каналы активной зоны. Раздаточные групповые коллекторы представляют собой трубу диаметром 300 с тупиковой зоной на конце противоположном напорному коллектору. В тупиковых зонах раздаточных групповых коллекторов происходит накопление, прежде всего, крупнодисперсных, радиоактивных примесей теплоносителя. В таблице фиг.10 представлено изменение усредненных значений мощностей доз гамма-излучения, характеризующих уровень радиационного загрязнения оборудования, в помещениях размещения описанного оборудования, между барабан-сепараторами и в точках на расстоянии 0,1 м от тупиковой зоны. Для наглядности значения мощностей доз гамма-излучения после останова по способу прототипу приняты за 100%. Из таблицы фиг.10 видно, что по предлагаемому способу происходит существенное снижение мощностей доз, почти в 5 раз возле барабан-сепараторов и меньшее в тупиковых зонах. Это вполне согласуется с расположением этих участков по отношению к активной зоне, являющейся источником радиоактивных примесей. Из активной зоны поток поступает сначала в барабан-сепараторы и только затем, после насосов и другого оборудования, в раздаточные групповые коллекторы.

Таким образом, использование предлагаемого способа на практике приводит к снижению: радиационного загрязнения отдельных участков внутренних поверхностей оборудования циркуляционного контура энергетического ядерного реактора в 2-5 раз; выхода радионуклидов с газовой фазой в 2-4 раза; выхода в теплоноситель радиоактивного йода в 10-20 раз; температурного градиента и остаточного энерговыделения ядерного топлива в 2 раза. Некоторое снижение выработки электроэнергии при работе в течение 50-120 часов на пониженной мощности многократно компенсируется снижением экологической нагрузки на окружающую среду, снижением дефектности топливных сборок и соответственно уменьшением расходов на свежее топливо. Снижение радиационного загрязнения улучшает условия проведения контроля состояния оборудования и его ремонта позволяет большее время ремонтному персоналу безопасно находиться в рабочих помещениях и обеспечивает снижение затрат на заработную плату. Предлагаемый способ может стать технологией обеспечения требований новых "Норм радиационной безопасности" [8], введенных в практику в 2001 г., о снижении индивидуальной дозы персонала группы А до 20 мГр/год.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат. 1990. 352 с. - ближайший аналог.

2. Крицкий В.Г., Симановский В.М., Родионов Ю.А. и др. Снижение газоаэрозольных выбросов ¹³¹I как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК-1000 при продлении срока их службы. Теплоэнергетика, №5, 2000, с.39-42.

3. Крицкий В.Г., Стяжкин П.С., Родионов Ю.А. и др. Некоторые особенности поведения ²⁴Na в КМПЦ РБМК. Доклад на НТС "Водно-химический режим действующих АЭС". Концерн "Росэнергоатом", Москва, 19-21 сентября 2000, с.25.

4. Lin С. Radiochemistry in nuclear power reactors. Washington, National Academy Press. 1996.

5. Солонин М.И., Синельников Л.П., Цыканов В.А. и др. Материаловедческие проблемы длительного мокрого и сухого хранения ОЯТ РБМК-1000. Сборник докладов шестой российской конференции по реакторному материаловедению. г.Димитровград. 11-15 сентября 2000 г. В 3-х томах. Т.2. 4.2. Димитровград, 2001, с.3-22.

6. Стырикович М.А., Полонский B.C., Циклаури Г.В. Тепломассобмен и гидродинамика в двухфазных потоках атомных энергетических станций. - М.: Наука. - 1982, 370 с.

7. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. - М.: Атом-издат, 1973, 328 с.

8. Нормы радиационной безопасности НРБ-99.