Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Одно из главных условий уменьшения коррозии конструкционных материалов - ограничение содержания свободного кислорода в теплоносителе первого контура.
Смещение равновесия в реакции (20.6) в сторону образования воды достигается созданием в первом контуре избыточной концентрации водорода. Эта задача может быть решена несколькими путями. В частности, теплоноситель, поступающий для подпитки первого контура, можно насыщать свободным водородом примерно до концентрации 40 мл/кг при нормальных условиях. Однако введение свободного водорода в контур - операция технологически неудобная, особенно при использовании водоочистных установок высокого давления. Значительно проще получать водород непосредственно в контуре радиационным разложением аммиака по выражению (20.7).
При этом и сам аммиак тоже может вступать в реакцию с кислородом с образованием азота, воды, нитрит- и нитрат-ионов; последние восстанавливаются при избытке аммиака или водорода до азота и воды.
Концентрацию свободного кислорода в теплоносителе первого контура снижают введением в теплоноситель гидразина N2H2 -Н2О . При работе ядерного реактора на мощности гидразин быстро распадается на N2 , Н2 и NH3 , однако даже за короткий промежуток времени пребывания в контуре гидразин позволяет снизить концентрацию попавшего в контур кислорода за счет его соединения с водородом до очень низких значений. Введение гидразина в теплоноситель особенно целесообразно при попадании в контур большого количества кислорода, например, при работах на открытом ядерном реакторе.
Не менее важен вопрос о выборе и методах поддержания оптимального значения pH теплоносителя. Повышение pH позволяет снизить скорость коррозии нержавеющей и углеродистой сталей и уменьшить поступление продуктов коррозии в теплоноситель. Однако имеются сведения, что при высоких значениях pH (выше 10) ускоряется коррозия циркониевых сплавов. В настоящее время практически на всех ВВЭР для получения необходимого pH теплоносителя применяют искусственную корректировку водного режима. Для повышения pH в контурную воду добавляют щелочи (КОН, LiOH) и аммиак.
Увеличение pH введением щелочей повышает растворимость продуктов коррозии и в первую очередь наиболее характерного для первого контура магнетита Fе3O4 . Растворимость Fе3О4 в нейтральной, кислой и очень слабощелочной средах уменьшается с повышением температуры, что создает условия для неблагоприятного переноса продуктов коррозии и их отложения на наиболее горячих участках контура, т.е. на оболочках твэлов. С увеличением концентрации щелочи процесс идет в обратном направлении, что предпочтительнее.
По своей агрессивности щелочи и основания располагаются в следующий ряд:
LiOH > NaOH > КОН > NH3.                                                                             (20.14)
Поэтому аммиачный водный режим наиболее безопасен в отношении коррозии оболочек твэлов из сплавов циркония. Однако аммиак как регулятор pH теплоносителя обладает и существенным недостатком. При высокой температуре (около 300о С) основные свойства аммиака ослабевают. Для поддержания необходимого pH при работе ядерного реактора на мощности требуются очень высокие концентрации аммиака (до 1 г/кг и выше), что практически недостижимо. Кроме того, увеличение равновесной концентрации водорода, вызванное радиолитическим разложением аммиака, опасно из-за возможного радиационноводородного охрупчивания корпусной стали. В то же время при высокой температуре кислотные свойства борной кислоты и концентрации водородных ионов, образующихся в результате реакции диссоциации:

В(ОН)3 + Н20 =В(ОН) + Н+;
(20.15)
уменьшаются.
Слабая кислотность борной кислоты может быть нейтрализована небольшими добавками едких щелочей (в частности КОН). При регулировании pH теплоносителя едкими щелочами необходимо учитывать, что высокие концентрации щелочи могут привести к коррозионному растрескиванию нержавеющей стали. Поэтому для стабилизации КОН на небольшом постоянном уровне в теплоноситель добавляют аммиак.
Аммиачно-калиевый режим позволяет очень удобно нейтрализовать влияние борной кислоты. При работе ядерного реактора на мощности и при высокой температуре теплоносителя, когда степень диссоциации борной кислоты незначительна, мала также и диссоциация гидроокиси аммиака и ее свойства как основания выражены слабо. Основным нейтрализующим агентом в этих условиях является гидроокись калия. При низкой же температуре теплоносителя усиление основных свойств аммиака позволяет поддерживать необходимое коррозионнобезопасное значение pH без дополнительного увеличения концентрации едкого калия.
На практике оптимальная концентрация ионитов (в К+ - и NM+ - формах) в теплоносителе и в смоле фильтров создается в процессе работы катионитового фильтра. Сначала катионит переводится в аммонийную форму путем поглощения из теплоносителя избытка аммиака, концентрация которого при остановке ЯР на перегрузку топлива доводится до 100-200 мг/кг, а затем после выхода ядерного реактора на мощность в теплоноситель дозируется щелочь. Установление равновесия по калию между фильтром и водой первого контура заканчивается примерно через сутки после введения щелочи. По достижении необходимой устойчивой концентрации калия в воде первого контура ввод едкого калия прекращается, и в дальнейшем в контур вводится только аммиак.
Стабильная концентрация калия в теплоносителе достигается удержанием его в катионитовых фильтрах, работающих в аммиачнокалиевой форме. В калиевую форму переводится, примерно, 10% катионита, что при общей емкости фильтра 1 м3 соответствует 100 л. При полной емкости катионита, равной 2,0 1-экв/л, для этого необходимо 170-200 г-экв едкого калия (или 10-11 кг). Таким образом, в зависимости от концентрации борной кислоты поддерживается необходимое значение pH = 7,1 -: 7,3 при рабочей температуре. При необходимости увеличения концентрации калия его вытесняют из катионитового фильтра дополнительным введением аммиака.
Существуют соображения, что литиевая щелочь более благоприятна в коррозионном отношении, чем калиевая. Поэтому кажется целесообразным на ВВЭР по мере накопления 7Li полностью перейти на аммиачно-литиевый режим, отказавшись от дозировки КОН в первый контур. Это уменьшает радиоактивность теплоносителя по 42К ; сечение поглощения нейтронов 7Li близко нулю. Такой режим практически установился на ВВЭР-440 IV ЭБ НВАЭС, где концентрация 7Li достигла 1,5-2 мг/л КОН. Естественно, что в этих условиях дополнительная дозировка калия в первый контур была прекращена.
При водном режиме, принятом для ВВЭР, максимальная скорость коррозии нержавеющей стали IX18H9T составляет около 0,4 мг/ (м • ч), стали перлитного класса 15Х2МФА, из которой изготовлен корпус ВВЭР-440, - около 8-10 мг/(м2 -ч), при этом смыв продуктов коррозии достигает 60 и 80% соответственно, что следует признать благоприятным.
Нормы качества воды первого контура характеризуют максимально допустимую концентрацию продуктов коррозии, кислорода, хлорид-иона и некоторых других веществ (например, натрия), а также оптимальное значение pH и необходимую концентрацию щелочных ингибиторов коррозии (калия, аммиака и др.) и водорода. В табл. 20.1 приведены нормы качества воды водного режима, который называют смешанным аммиачно-калиевым режимом при борном регулировании.
Таблица 20.1

Удельная активность продувочной воды ЯР не должна превышать 3,7 -106 Бк/кг.
Если для энергоблоков с ВВЗР широко применяются скорректированные водные режимы, где на показатель pH и процесс радиолиза воздействуют введением специальных добавок, и, кроме того, применяется регулирование реактивности с помощью борной кислоты, то для современных одноконтурных АЭС с кипящими ЯР почти повсеместно принят бескоррекционный водный режим, при котором ни в конденсат турбин, ни в реакторную воду (или питательную) корректирующие добавки для регулирования pH не вводятся, радиолиз не подавляется, борное регулирование не применяется. Приведем нормы качества питательной и реакторной воды ЭБ АЭС с РБМК:

Опыт эксплуатации АЭС с РБМК показал, что выработанный для них бескоррекционный водный режим обеспечивает устойчивую работу основных конструкционных материалов конденсатно-питательного тракта, главным образом, углеродистых сталей.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.