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

Дезактивация оборудования на АЭС - 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

Эксплуатация ядерной энергетической установки сопровождается радиоактивными загрязнениями внутренних и наружных поверхностей оборудования контура, а также поверхностей тех помещений, где оно расположено. Различают следующие виды загрязнений: нефиксированное, слабофиксированное и прогно фиксированное. Первое вызвано адгезионным процессом и характеризуется наличием границы раздела между радиоактивным веществом и поверхностью. Второе вызывается в основном адсорбцией нуклидов и ионным обменом и характеризуется загрязнением поверхностного слоя оборудования. Третье же связано с коррозионными процессами, образованием оксидной пленки и диффузией и характеризуется загрязнением глубинных слоев конструкционных материалов оборудования. На практике возможно сочетание различных видов радиоактивных загрязнений.
Например, при попадании радиоактивных капель на поверхность первоначально имеет место адгезия и дезактивация может быть осуществлена простым удалением капель. Если капли остаются на поверхности более длительное время, то радиоактивные нуклиды могут адсорбироваться на поверхности.
В дальнейшем может начаться диффузия нуклидов, сопровождаемая в ряде случаев коррозией поверхности оборудования. Результатом описанного процесса может стать глубинное загрязнение, которое и будет определять процесс дезактивации.
Активация внутренних поверхностей контура ядерной энергетической установки связана прежде всего с тем, что радиоактивные нуклиды, входящие в состав продуктов коррозии, разносятся теплоносителем по контуру. Часть из них (приблизительно 40-50%) внедряется в оксидную пленку, которой покрыты внутренние поверхности оборудования и трубопроводов. Вторая часть продуктов коррозии (около 40%) в виде осадков и грубых взвесей скапливается в застойных зонах (щелях, тупиковых полостях и т.п.) в виде шлама, образуя на оборудовании места с высокой активностью (так называемые "горячие пятна"). Небольшая часть радиоактивных нуклидов (приблизительно 10-20%) выводится из контура системой очистки теплоносителя с организованными и неорганизованными протечками.
Активация наружных поверхностей контура ядерной энергетической установки может вызываться либо попаданием на поверхность радиоактивной пыли и аэрозолей, либо непосредственным контактом поверхности с радиоактивным веществом.
Как правило, основная доля поверхностной активности оборудования ядерной энергетической установки обусловливается активированными продуктами коррозии, причем эти продукты могут быть как прочно внедренными в тонкую оксидную пленку, так и более свободно связанными с поверхностью. Таким же образом оказываются связанными и радиоактивные вещества, попавшие в теплоноситель из дефектных твэлов. Следовательно, имеют место слабо фиксированные и прочно фиксированные загрязнения. Практика эксплуатации ядерной энергетической установки показывает, что до тех пор, пока не удалена полностью оксидная пленка, надежная дезактивация оборудования и трубопроводов не может быть обеспечена.
Под дезактивацией обычно понимается удаление с поверхности радиоактивных загрязнений. В более широком смысле в это понятие включается также обезвреживание радиоактивных отходов. В качестве основного критерия дезактивации принят коэффициент дезактивации, представляющий собой отношение
(22.1)
где Ан - начальная активность дезактивируемого объекта; Ак - конечная его активность. Так как коэффициент дезактивации является относительным критерием, то эффективность дезактивации с его помощью можно сравнивать лишь в одинаковых условиях: для одной и той же системы и для одинакового начального загрязнения. Следует отметить, что дезактивация является дозоемким процессом для персонала АЭС. Поэтому коэффициент дезактивации не всегда дает адекватную оценку. Правильнее оценивать эффективность дезактивации по снижению общих дозовых нагрузок на персонал ЯЭУ, учитывая и его облучение при проведении дезактивационных работ. Например, при Кд = 3 реальное снижение доз облучения может составить примерно 20-30%.
При дезактивации оборудования ядерной энергетической установки можно выделить три группы мероприятий.

  1. Дезактивацию первого контура (или КМПЦ) без разборки путем циркуляции специальных растворов.
  2. Дезактивацию съемного оборудования, связанную с демонтажом (например, дезактивацию выемной части ГЦН или приводов СУЗ).
  3. Дезактивацию поверхностей помещений, наружных поверхностей трубопроводов, инструмента и т.п.

Основными методами дезактивации оборудования и помещений на АЭС являются: химический, химико-механический, электрохимический, пароэмульсионный и гидродинамический. Выбор того или иного метода определяется характером загрязнений, габаритами и конфигурацией объекта дезактивации, применяемыми конструкционными материалами и другими факторами.
Химический метод дезактивации оборудования ядерной энергетической установки основан на том, что оксидную пленку вместе с сорбированными на ней радиоактивными веществами можно удалить при помощи окислительновосстановительных реакций. Этот метод заключается в последовательной обработке загрязненных объектов щелочным и кислотным растворами. Некоторые наиболее употребительные рецептуры водных дезактивирующих растворов, применяемых для дезактивации оборудования и трубопроводов первого контура ядерной энергетической установки, приведены в табл. 22.4.
Таблица 22.4

Дезактивацию химическим методом обычно проводят в несколько циклов (2-3). Один цикл дезактивации включает в себя четыре последовательные обработки поверхностей: 1) щелочную обработку; 2) водную промывку; 3) кислотную обработку; 4) водную промывку. После каждого цикла измеряется фон. Циклы повторяются до получения желаемого результата.

Рассмотренный химический метод применяют для дезактивации петель РУ, установок СВО, выемной части ГЦН и его деталей, приводов СУЗ, арматуры, инструментов и приспособлений.
Химико-механический метод дезактивации является разновидностью химического метода. При его использовании в дополнение к обработке десорбирующими щелочными и кислотными растворами осуществляют механическое воздействие на загрязнение с помощью скребков, швабр, щеток и т.п. Этот метод применяется для дезактивации крупногабаритного оборудования, полов и стен производственных помещений.
Электрохимический метод дезактивации используется для удаления прочно фиксированных радиоактивных загрязнений, когда применение химического метода неэффективно или технически затруднено. При использовании этого метода дезактивируемую поверхность подвергают электрохимическому травлению под действием постоянного тока плотностью 10-20 А/дм2 , после чего проводится водная промывка. Дезактивируемая поверхность служит анодом и с нее удаляется поверхностный слой вместе с радиоактивными загрязнениями. В качестве электролита применяются водные растворы щавелевой (Н2С2О4) или ортофосфорной (Н3РО4) кислоты концентрацией 1,5-2,0%. Рассматриваемый метод используют для дезактивации деталей и узлов насосов, приводов СУЗ, наружных и внутренних поверхностей трубопроводов, стаканов ГЗЗ и т.п.
Пароэмульсионный метод дезактивации основан на действии на загрязненную поверхность струи, состоящей из смеси пара и десорбирующего раствора. Это один из наиболее экономичных методов дезактивации. Струя направляется на загрязненную поверхность с помощью пароэжекционного устройства. Дезактивация поверхности обеспечивается гидродинамическим воздействием пароэмульсионной струи совместно с химическим воздействием десорбируемого раствора, имеющего температуру более 325 К. В качестве десорбирующих растворов могут быть использованы растворы минеральных кислот и щелочей (при дезактивации поверхностей из нержавеющих сталей), а также растворы органических кислот - щавелевой или лимонной (при дезактивации поверхностей из углеродистых сталей). Этот метод находит применение при дезактивации различных помещений, например, боксов ГЦН, внутренних поверхностей различных емкостей, стен бассейнов перегрузки и выдержки ТВС, полов, загрязненных маслом, станков и т.п.
Гидродинамический метод дезактивации заключается в воздействии на загрязненную поверхность компактной высоконапорной струи воды или десорбирующего раствора. Для этого используется гидромонитор - подвесная машинка с вращающимися по сфере соплами. Вращение сопел осуществляется за счет реактивного действия струй. В качестве десорбентов могут использоваться различные моющие средства, а также слабые растворы кислот и щелочей. Гидродинамический метод целесообразно использовать для механической очистки емкостей от различных осаждений, а также для дезактивации производственных помещений.
Кроме рассмотренных существует еще ряд других методов дезактивации оборудования и помещений. Среди них заслуживают упоминания следующие:
пенный метод дезактивации - для обработки поверхностей в загроможденных помещениях: поверхности обрабатываются пеной, содержащей химические реагенты;
метод дезактивации сухими сорбентами - для обработки больших поверхностей полов: поверхность обрабатывается небольшим количеством химического раствора с последующим покрытием слоем порошкообразного сорбента;
метод дезактивации с использованием легкосъемных полимерных покрытий - для локализации радиоактивных загрязнений и упрощения последующей дезактивации поверхности покрывают легкосъемными полимерными покрытиями, которые при дезактивации удаляют.
На АЭС должен быть предусмотрен неснижаемый запас дезактивирующих средств и моющих растворов, которые хранятся в специально отведенных местах. Моющие растворы для дезактивации выбираются с таким расчетом, чтобы обеспечивался смыв радиоактивных веществ и предотвращение их вторичного осаждения на дезактивируемую поверхность. Моющие растворы не должны вызывать коррозионных повреждений оборудования.
Системы дезактивации оборудования и помещений должны поддерживаться в рабочем состоянии при любом этапе эксплуатации АЭС.
Во всех помещениях постоянного пребывания персонала АЭС, в которых ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде, должна осуществляться ежедневная влажная уборка. Не реже 1 раза в месяц в этих помещениях проводится полная уборка с мытьем стен, полов, дверей и наружных поверхностей оборудования. По окончании работ каждый работающий (или специальный персонал) должен убрать свое рабочее место и при необходимости дезактивировать рабочую посуду и инструмент.
На АЭС разрабатываются и вводятся в действие нормы образования ЖРО при ведении любых технологических процессов и дезактивации. Сбор ЖРО для временного хранения должен осуществляться в специальные емкости. Пульпы ионообменных смол, перлита и активированного угля собираются в отдельные емкости. Горючие ЖРО также собираются отдельно и направляются на установки сжигания этих отходов с очисткой дымовых газов от радиоактивных веществ.



 
« 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.