Реферат: Состояние, основные проблемы и направления совершенствования водно-химического режима аэс

Статьи

Состояние, основные проблемы и направления

совершенствования водно-химического режима АЭС


В.Ф.Тяпков, канд. техн. наук (ВНИИАЭС),

Р.Б. Шарафутдинов, канд. техн. наук (НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России)


Введение


Водно-химический режим (ВХР) АЭС является одним из важнейших факторов, влияющих на надежную, экономичную и безопасную эксплуатацию АЭС. Начиная с ввода в эксплуатацию первых блоков АЭС, до настоящего времени остается актуальной проблема создания и поддержания таких физико-химических свойств теплоносителей, которые бы предотвращали коррозионные повреждения конструкционных материалов оборудования и образование отложений на его поверхностях. Для решения этой проблемы как в России, так и за рубежом проведено и проводится большое число научно-исследовательских работ по химии теплоносителей и исследованию коррозионных процессов различных конструкционных материалов АЭС. В результате проведенных работ установлены показатели качества теплоносителей и рабочих сред АЭС.

В статье рассмотрены современное состояние вопросов поддержания ВХР на эксплуатируемых в Российской Федерации АЭС с ВВЭР и РБМК и основные направления его совершенствования.

^ Нормирование показателей качества водно-химического режима

С начала эксплуатации первых блоков АЭС и до начала 70-х годов прошлого столетия ВХР АЭС регламентировался лишь проектной и конструкторской документацией. На начальном этапе разработки проектно-конструкторской документации АЭС и показателей качества ВХР были проведены фундаментальные исследования по выбору конструкционных материалов основного оборудования АЭС. В результате выбраны конструкционные материалы оболочек твэлов, корпусов реакторов и внутрикорпусных устройств, парогенераторов (ПГ), барабанов-сепараторов и другого основного оборудования, а также установлены требуемые, по имевшимся на тот период времени представлениям, нормы качества теплоносителей [1, 2, 3, 4, 5, 6]. При выборе конструкционных материалов и установлении показателей ВХР вторых контуров АЭС был использован имевшийся опыт тепловой энергетики. Дальнейшие работы по нормированию показателей качества ВХР проводились в основном по пути обобщения опыта эксплуатации и анализа отказов в работе оборудования, вследствие нарушения норм качества технологических сред, т. е. по пути увеличения надежности работы оборудования. Такой подход к нормированию показателей качества теплоносителя, рабочих и технологических сред существовал вплоть до середины 90-х годов.

Аналогичный подход к нормированию ВХР существовал определенное время и в зарубежных странах. Однако, уже начиная со второй половины 70-х годов, в ряде западных стран, имеющих развитую атомную энергетику (США, Франция, Германия и др.), были начаты работы по вопросам, связанным с влиянием ВХР на обеспечение безопасности АЭС. В результате были разработаны основные положения по поддержанию ВХР АЭС, которые реализованы при разработке норм ВХР в указанных странах, а также изложены в публикациях МАГАТЭ [7, 8]. На основе анализа опыта эксплуатации отечественных АЭС, норм ВХР ряда зарубежных стран и рекомендаций МАГАТЭ Госатомнадзор России при участии специалистов научных организаций Минатома России разработал руководство по безопасности, определяющее основные требования к установлению, организации и поддержанию ВХР, направленные на сохранение целостности защитных барьеров и обеспечение радиационной безопасности АЭС с реакторами различного типа [9]. Руководство по безопасности устанавливает ряд основных требований к ВХР АЭС, в том числе:

ВХР АЭС следует устанавливать, организовывать и поддерживать таким образом, чтобы обеспечивалась целостность защитных барьеров (оболочек тепловыделяющих элементов, границы контура теплоносителя, герметичных ограждений локализующих систем безопасности);

коррозионное и коррозионно-эрозионное воздействие теплоносителя и других рабочих сред на конструкционные материалы оборудования и трубопроводов систем АЭС не должно приводить к нарушению пределов и условий безопасной эксплуатации АЭС;

ВХР АЭС должен обеспечивать минимальное количество отложений на теплопередающих поверхностях оборудования и трубопроводов;

ВХР АЭС должен быть направлен на снижение радиационных полей, возникающих в результате ионизирующего излучения активированных продуктов коррозии, образующих отложения на поверхностях оборудования и трубопроводов систем АЭС, с учетом массопереноса активированных продуктов коррозии в оборудовании и трубопроводах.

За период эксплуатации АЭС в Российской Федерации установлена достаточно обширная нормативная база, регламентирующая ВХР АЭС. Целый ряд федеральных норм и правил в области использования атомной энергии регламентирует отдельные требования к ВХР АЭС и системам его поддержания [10 - 19]. Конкретные методы и средства поддержания качества теплоносителя и других рабочих сред, а также нормы их качества для АЭС с реакторами различного типа установлены в стандартах и нормативных документах Минатома России и эксплуатирующей организации концерн "Росэнергоатом" [20 - 35].

Накопленный опыт эксплуатации АЭС в России и за рубежом обусловливает необходимость пересмотра ряда норм ВХР, в том числе:

Временных норм на ведение ВХР первого контура атомных электростанций с реакторами типа ВВЭР-440, имеющими корпус с коррозионно-стойкой наплавкой;

Норм качества воды первого контура реакторов типа ВВЭР. РТМ3-02-73.

В целях совершенствования ВХР АЭС требуется дальнейшее совершенствование нормативной базы. Для эксплуатируемых блоков АЭС необходима разработка:

типовых регламентов контроля коррозионного состояния оборудования и трубопроводов АЭС;

типовых регламентов технологий дезактивации и промывок оборудования и контуров.

В последние годы актуальной задачей является обоснование возможности безопасной эксплуатации блоков АЭС в период дополнительного сверх назначенного проектом срока эксплуатации. В связи с тем, что проектный срок эксплуатации для блоков АЭС устанавливался без учета влияния на ресурс оборудования возможных отклонений показателей ВХР от нормируемых и их продолжительности, а также не разработаны методы оценки влияния отклонений показателей ВХР на снижение ресурса оборудования, требуется проведение научно-исследовательских работ с целью разработки новых подходов к нормированию показателей ВХР. Отдельные работы в данном направлении уже проводятся [36 - 40].

^ Водно-химический режим первого контура АЭС с ВВЭР

В первом контуре при работе блока АЭС с ВВЭР на мощности применяется слабощелочной восстановительный аммиачно-калиевый ВХР с борной кислотой.

ВХР первого контура должен обеспечивать:

подавление образования окислительных продуктов радиолиза теплоносителя при работе реактора на мощности;

проектную коррозионную стойкость конструкционных материалов активной зоны реактора, оборудования и трубопроводов;

минимальное количество отложений на поверхностях тепловыделяющих сборок активной зоны реактора и теплообменных поверхностях парогенераторов;

минимизацию накопления активированных продуктов коррозии на поверхностях оборудования и трубопроводов первого контура.

Нормы качества теплоносителя первого контура АЭС с блоками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 при работе реактора на мощности приведены в табл. 1 и 2.

На АЭС с ВВЭР обеспечивается достаточно стабильное поддержание установленных норм качества теплоносителя первого контура. ВХР основных технологических контуров и систем, важных для безопасности, блоков с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 в целом поддерживается в соответствии с требованиями нормативной документации. Периодически отмечаются непродолжительные отклонения от нормируемых показателей по суммарной концентрации щелочных металлов в теплоносителе, концентрации водорода в теплоносителе, а также концентрации кислорода в подпиточной воде из-за неравномерности дозирования аммиака, а также ошибок персонала при химической коррекции теплоносителя. Указанные отклонения от норм ВХР находятся в пределах первого уровня действия, не носят продолжительный характер и происходят в основном в переходные режимы работы блока [41]. Для исключения указанных отклонений от норм ВХР целесообразны разработка и внедрение специальных расчетных программ массопереноса компонентов теплоносителя в системах первого контура, подпитки-продувки, установок очистки и химической коррекции теплоносителя.

Существенную роль для поддержания нормируемых показателей ВХР играют системы очистки теплоносителя. Низкотемпературные ионообменные фильтры установки СВО-1 и СВО-2 имеют достаточно высокую эффективность очистки теплоносителя по ионным примесям. Для очистки теплоносителя от дисперсных загрязнений радиоактивных продуктов коррозии размером 0,2-0,4 мкм проектом блоков АЭС с ВВЭР-1000 с реакторными установками В-320 предусмотрена высокотемпературная очистка теплоносителя на четырех фильтрах с фильтрующей загрузкой из губчатого титана с расходом 100 т/ч через каждый (0,5 % от общего расхода теплоносителя в первом контуре). Результаты проведенных исследований показали, что при переходных режимах работы реакторной установки высокотемпературные фильтры (ВТФ) могут обеспечить эффективную очистку теплоносителя от взвесей и адсорбированных на них радионуклидов. Однако отсутствие эксплуатационного контроля за эффективностью работы фильтров, несоблюдение установленного проектом регламента обслуживания фильтров (периодическая отмывка сорбента, дезактивация или замена сорбента) значительно снижают эффективность ВТФ [42].

Проблемы поддержания ВХР первого контура АЭС с ВВЭР-440 (с реакторными установками В-230) обусловлены недостаточной оснащенностью блоков техническими средствами для химической коррекции теплоносителя и устаревшей нормативной документацией. Отсутствие пробоотбора подпиточной воды первого контура усложняет выполнение химического контроля. Наиболее характерным отклонением от норм ВХР для блоков АЭС с ВВЭР-440 (1, 2 блоки Кольской АЭС и 3, 4 блоки Нововоронежской АЭС) является снижение прозрачности воды в реакторе и в бассейне выдержки ядерного топлива до 70-86%, что затрудняет перегрузку ядерного топлива. Указанные нарушения прежде всего связаны с недостаточной эффективностью проектных средств очистки воды бассейна выдержки (СВО-4). Требуется разработка тщательного регламента очистки воды при перегрузке ядерного топлива и при необходимости реконструкция систем поддержания ВХР при перегрузке.

На блоках 1 - 4 Кольской АЭС взамен аммиака, вводимого в первый контур на других АЭС с ВВЭР, осуществляется дозирование гидразин-гидрата с целью снижения накопления радиоактивных загрязнений, улучшения радиационной обстановки и снижения доз облучения персонала. Накопленный на Кольской АЭС 20-летний опыт ведения ВХР требует проведения детального анализа.

С точки зрения формирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО) слабощелочной восстановительный аммиачно-калиевый ВХР не является самым оптимальным, поскольку использование аммиака приводит к накоплению ЖРО, связанному с необходимостью достаточно частой регенерации фильтров установок спецводоочистки. При проектировании блоков нового поколения целесообразно проанализировать возможность использования водорода для подавления радиолиза теплоносителя взамен аммиака, как это осуществлено на зарубежных блоках АЭС с PWR.

^ Таблица 1


Нормы качества теплоносителя АЭС с блоками ВВЭР-440 при работе реактора на мощности

Показатель

РТМ 3-02-73 (1984 г.) [28]

ОСТ

10165-85

ОСТ

10301-87

Временные нормы на ведение ВХР первого контура АЭС с

ВВЭР-440 (1993 г.)

Показатель рН при 25оС

Не менее 6

5,7-10,2

6,0-10,2

5,7-10,2

Суммарная концентрация хлоридов и фторидов, мг/дм3, не более


0,1


0,1


0,1


0,1

Концентрация растворенного водорода, мг/дм3(нмл/кг)


(30-60)


(30-60)

2,7-5,4

(30-60)


2,7-5,4

Концентрация растворенного кислорода, мг/дм3, не более


0,01


0,005


0,005


0,005

Концентрация железа, мг/дм3,

не более


0,2


0,2


0,2


-

Концентрация аммиака,

мг/дм3, не менее

5

5

5

5

Концентрация борной кислоты, г/дм3


0-8


0-9


0-9


0-9

Концентрация меди, мг/дм3,

не более


-


0,02


0,02


0,02

Концентрация калия, мг/дм3

2-16,5

-

-




Суммарная молярная концентрация щелочных металлов (K+Li+Na), ммоль/дм3 (в зависимости от концентрации борной кислоты)



-



0,05-0,42



0,05-0,45



0,02-0,5

Концентрация нефтепродуктов, мг/дм3, не более


0,05


-


-


-

Суммарная активность радионуклидов йода 131-135I, ГБк/дм3,

не более



0,37



0,37



0,37



-


Таблица 2

Нормы качества теплоносителя АЭС с блоками ВВЭР-1000 при работе реактора на мощности




Показатель

ОСТ

962-82

(1982 г.)

ОСТ

962-82

(1988 г.)

Временные нормы на ведение ВХР первого контура АЭС с ВВЭР-1000 (1992 г.)

СТП ЭО

0004-00

Показатель рН при 25оС

5,7-10,2

5,7-10,2

5,7-10,2

5,7-10,2

Суммарная концентрация хлоридов и фторидов, мг/дм3, не более


0,1


0,1


0,1


-

Концентрация хлорид-иона, мг/дм3, не более



-



-



-


0,1

Концентрация нитрат-иона, мг/дм3, не более


-


-


-


0,2

Концентрация растворенного водорода, мг/дм3


2,7-5,4


2,7-5,4


2,7-5,4


2,2-4,5

Концентрация растворенного кислорода, мг/дм3, не более


0,01


0,005


0,005


0,005

Концентрация железа, мг/дм3,

не более


0,2


0,2


-


-

Концентрация аммиака, мг/дм3,

не менее


5


5


5


3

Концентрация борной кислоты, г/дм3

0-13,5

0-13,5

0-10

0-10

Концентрация меди, мг/дм3,

не более


-


0,02


0,02


0,02

Суммарная молярная концентрация щелочных металлов (K+Li+Na),

ммоль/дм3 (в зависимости от концентрации борной кислоты)



0,05-0,35



0,05-0,45



0,05-0,5



0,02-0,5

Концентрация нефтепродуктов, мг/дм3, не более


-


-


0,05


0,05


^ Водно-химический режим второго контура АЭС с ВВЭР

Для АЭС с ВВЭР в настоящее время предусматривается ВХР второго контура с коррекционной обработкой питательной воды и конденсата гидразин-гидратом и аммиаком. Нормы качества рабочей среды второго контура АЭС с ВВЭР устанавливают предельно допустимый уровень загрязнений, влияющих на безопасность, надежность и экономичность работы ПГ и оборудования второго контура при различных режимах эксплуатации АЭС. ВХР второго контура должен обеспечивать:

минимальное количество отложений на теплообменной поверхности ПГ, в проточной части турбин и в конденсатно-питательном тракте;

предотвращение коррозионных и коррозионно-эрозионных повреждений конструкционных материалов ПГ, оборудования и трубопроводов второго контура;

минимально достижимый объем сбросов c концентрацией содержащихся в них примесей, не превышающей предельно - допустимой концентрации для водоемов.

Для предотвращения коррозионного растрескивания конструкционных материалов ПГ и коррозионно-эрозионного износа оборудования второго контура с точки зрения технологии ведения ВХР должно быть обеспечено:

снижение общего солесодержания котловой воды в ПГ и особенно содержания хлоридов и сульфатов;

эквивалентность концентраций катионов и анионов для стабильного поддержания величины рНт продувочной воды в слабощелочной области во всех режимах работы ПГ;

низкое содержание кислорода в конденсате и питательной воде;

стабильное поддержание величины рН питательной воды.

Основными возможными источниками загрязнения среды второго контура являются:

добавочная вода после химводоочистки;

присосы воздуха через неплотности в вакуумной части конденсатного тракта;

присосы охлаждающей воды через неплотности в конденсаторах турбины;

протечки сетевой воды в бойлерах теплосети;

конденсат дренажных баков;

продукты коррозии конструкционных материалов оборудования и трубопроводов второго контура.

В связи с тем, что наиболее значимым с точки зрения безопасности является обеспечение надежной эксплуатации ПГ, основные нормируемые показатели ВХР второго контура установлены для продувочной воды ПГ. Нормы качества продувочной воды ПГ для АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 приведены в табл. 3. Для сравнения в табл. 3 приведены нормы качества продувочной воды АЭС с PWR Westinghouse (США) и EDF (Франция).

Как видно из табл. 3, по солевым примесям продувочной воды ПГ EDF на АЭС c PWR Франции нормы в 10 – 100, а на АЭС США – в 5 – 15 раз жестче, чем на АЭС с ВВЭР. Следует отметить, что применяемые для трубной системы ПГ АЭС с PWR конструкционные материалы инконель-600 и инколой-800 имеют склонность к межкристаллитному щелочному растрескиванию металла, поэтому наиболее существенное различие в нормировании концентрации натрия в продувочной воде ПГ (в 100 раз). На АЭС с ВВЭР для трубной системы ПГ применяется аустенитная нержавеющая сталь типа 08Х18Н10Т, не подверженная щелочному растрескиванию.


Таблица 3

^ Нормы качества продувочной воды парогенераторов АЭС с ВВЭР и АЭС с PWR






Продувочная вода ПГ АЭС с ВВЭР

Продувочная вода ПГ АЭС с PWR

Показатель

187.01. 00.00.000TУ2

8.05-Пр-2298

ОСТ34-37-769-85

"Временные нормы..."

СТП-ЭО-

0003-99* [25]

Westinghous

(США)

EDF

(Франция)

Удельная электрическая проводимость Н-катионирован-ной пробы, при 25°С, мкСм/см, не более



10



2,0



3,0



5,0



5,0



0,8



0,5

Концентрация хлоридов, мкг/кг, не более



500



500



500



150



100



20



5

Концентрация натрия, мкг/кг,

не более



100



Не норм.**



1000



300



300



20



3

Концентрация сульфатов, мкг/кг, не более



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



200



20



10

Общая жесткость, мкг-экв/кг, не более



50



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



10*

Кремниевая кислота, мкг/кг,

не более



5000



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



300



Не норм.

Величина рН25

7,0-8,5

Не норм.

7,8-8,8

8,0-9,2

8,5-9,2

8,5-9,0

9,0-9,3

Общая электропроводимость, мкСм/см,

не более



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



Не норм.



1

2


0,5-5,0

* Нормы качества продувочной воды ПГ АЭС с ВВЭР приведены для солевого отсека холодного торца ПГ.

** Не нормируется.

Коллекторы ПГ на АЭС с ВВЭР выполнены из углеродистой стали, которая в кислой среде имеет высокую скорость общей и локальных видов коррозии. В то же время нормируемые в продувочной воде концентрации анионов (хлоридов и сульфатов) на АЭС Франции в 20 раз меньше, чем на российских АЭС. В основном эта разница определяется различием в величине присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбины. В настоящее время на большинстве АЭС с PWR присосы охлаждающей воды в конденсаторах турбины не превышают 40 – 60 мл/ч. На российских АЭС в соответствии с техническими условиями завода-изготовителя турбин присосы охлаждающей воды составляют 36 л/ч, а на некоторых блоках АЭС и эта величина остается недостигнутой (табл. 4). Разработка и внедрение мероприятий по снижению величины присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин существенно повлияют на увеличения ресурса работы основного оборудования АЭС.

^ Таблица 4


Величина присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин АЭС с ВВЭР


Наименование АЭС

Расчетно-допустимая величина присосов с учетом солесодержания охлаждающей воды, л/ч

Средняя величина

присосов в 2002 г., л/ч

Балаковская АЭС

30

8

Калининская АЭС

520

500

Нововоронежская АЭС (5 блок)

85

45

Нововоронежская АЭС (3, 4 блоки)

120

Не более 20

Волгодонская АЭС

32

17

Кольская АЭС

280

105

Проведенный ВНИИАЭС анализ данных о ведении ВХР второго контура на АЭС с ВВЭР-1000 за 2002 г. показал, что в основном уровень эксплуатационных значений нормируемых и диагностических показателей качества питательной и продувочной воды ПГ поддерживался на уровне в 2 раза ниже регламентируемых по стандарту значений. Периодические кратковременные ухудшения показателей качества продувочной воды ПГ связаны в основном с поступлением солевых примесей во второй контур с присосами охлаждающей воды в конденсаторах турбин [43].

На блоках ^ 1-4 Балаковской АЭС за счет выполнения в 2000 - 2001 гг. комплекса мероприятий по уплотнению конденсаторов, внедрения автоматического химического контроля за величиной присосов, своевременного поиска и глушения дефектных трубок в конденсаторах достигнуты минимальные для АЭС с ВВЭР-1000 значения величины присосов охлаждающей воды в конденсаторах (от 2 до 14 кг/ч). Это позволило, наряду с заменой ионообменных смол в фильтрах блочных обессоливающих установок высококачественными импортными ионообменными смолами, поддерживать концентрацию примесей в продувочной воде ПГ блоков 1– 4 Балаковской АЭС в 2002 г. на уровне 10 – 40 мкг/кг.

Низкое солесодержание охлаждающей воды на Калининской АЭС позволяет эксплуатировать блоки с повышенными величинами присосов в конденсаторах турбин, не нарушая норм ВХР. Однако непринятие своевременных мер по обнаружению и глушению дефектных трубок в конденсаторах и несвоевременные действия персонала при критических величинах присосов приводили к отклонениям показателей качества продувочной воды ПГ.

В качестве превентивной меры для предупреждения коррозионного повреждения коллекторов ПГ на всех блоках ВВЭР-1000 предусмотрено периодическое дозирование в питательную воду гидроксида лития.

Опыт эксплуатации блоков АЭС с ВВЭР показал, что ключевая проблема ВХР второго контура - поддержание условий надежной и безопасной эксплуатации ПГ. В последние годы это связано с коррозионный износом теплообменных трубок ПГ, приводящим к нарушениям их целостности, связанным с подшламовой коррозией и коррозионным растрескиванием под напряжением [37].

Коррозионное состояние теплообменных трубок ПГ зависит от количественного и качественного состава отложений на них. Наиболее радикальным из существующих в настоящее время методов предотвращения коррозионного износа теплообменных трубок ПГ является проведение периодических химических промывок ПГ со стороны второго контура. Впервые такие промывки эффективно были проведены на 1-3 блоках АЭС "Козлодуй" в Болгарии с участием российских специалистов в середине 80-х годов прошлого столетия. В дальнейшем после ряда технологических усовершенствований промывка ПГ осуществляется как на российских АЭС с ВВЭР (блоков 1 - 4 Балаковской АЭС, блоков 3 - 5 Нововоронежской АЭС, блока 2 Кольской АЭС), так и на АЭС с ВВЭР на Украине [44, 45]. Эффективным методом промывки ПГ может служить разработанная в последние годы промывка ПГ при расхолаживании реакторной установки [46,47].

Однако химические промывки ПГ влияют на коррозионное состояние конструкционных материалов ПГ, а также приводят к образованию значительных объемов трудноперерабатываемых жидких радиоактивных отходов, поэтому принятие решения об их проведении должно быть основано на всестороннем анализе состояния поверхностей теплообменных трубок ПГ, их удельной загрязненности и составе отложений. В этой связи установленная из опыта эксплуатации барабанных котлов тепловых электростанций предельная величина удельной загрязненности теплообменных трубок ПГ, равная 150 г/м2,требует обоснования. Необходимо также усовершенствование методов ее контроля.

Разработанные и реализуемые в последние годы мероприятия по совершенствованию ВХР второго контура, такие как коррекционная обработка рабочей среды второго контура гидроокисью лития [37], морфалином [48, 49], этаноламином [50], консервация пленкообразующими аминами [51], наряду с повышением плотности конденсаторов турбин и вакуумной части конденсатного тракта, внедрением автоматического химического контроля, могут существенно повлиять на процесс образования отложений на теплообменных поверхностях ПГ.

Сложность поддержания ВХР второго контура связана с применением для оборудования и трубопроводов второго контура различных конструкционных материалов: аустенитные хромникелевые стали (08Х18Н10Т), углеродистые стали (ст. 20,16 ГС, 10ГН2МФА ), медные сплавы (МНЖ 5-1, Л 68).

При модернизации эксплуатируемых блоков АЭС с ВВЭР целесообразно проанализировать возможность и экономическую целесообразность замены медных сплавов в подогревателях низкого давления и в конденсаторах турбин, а при проектировании блоков нового поколения – отказ от использования медных сплавов в оборудовании второго контура.

^ Водно-химический режим АЭС с РБМК -1000

Для блоков АЭС с РБМК-1000 поддерживается бескоррекционный ВХР. ВХР АЭС с РБМК должен решать следующие задачи:

обеспечение проектной коррозионной стойкости используемых конструкционных материалов активной зоны реактора, контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и конденсатно-питательного тракта (КПТ);

концентрации примесей в теплоносителе КМПЦ и КПТ должны поддерживаться на практически достижимом минимальном уровне.

Средствами поддержания ВХР основного технологического контура блока АЭС с РБМК-1000 являются:

непрерывная очистка воды КМПЦ на установке байпасной очистки воды;

100%-ная очистка конденсата турбин и всех потоков теплоносителя, поступающих в конденсатор турбин, на конденсатоочистке;

подготовка добавочной воды требуемого качества на установках спецводоочистки для заполнения и подпитки контура.

Нормы качества теплоносителя основного технологического контура АЭС с реактором РБМК-1000 для энергетического режима приведены в табл. 5.

Накопленный опыт эксплуатации действующих блоков АЭС с реакторами РБМК-1000 позволил существенно улучшить качество теплоносителя основного технологического контура и добавочной воды в различных режимах эксплуатации по сравнению с требованиями действующего нормативного документа даже без модернизации технических средств поддержания ВХР. В течение последних 5 -7 лет достигнут заметный прогресс в организации химической технологии и контроля на АЭС за счет реализации ряда технических мероприятий по совершенствованию ведения ВХР, включая:

повышение оперативности обнаружения и устранения присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин;

повышение эффективности очистки установки очистки турбинного конденсата и байпасной очистки воды КМПЦ (за счет регулярного эксплуатационного контроля качества ионитов, их своевременной замены);

предотвращение загрязнения теплоносителя органическими веществами (продуктами измельчения ионообменных смол, дезактивирующими растворами и т.д.).

Отклонения показателей качества воды КМПЦ от установившегося уровня, как правило, носят эпизодический характер и отмечаются в переходных режимах реакторной установки, при повышенных присосах охлаждающей воды в конденсаторах турбин, а также при недостаточных отмывках ионообменных смол конденсатоочистки после их регенерации.

В 1997-1999 гг. выявлены однотипные коррозионные повреждения опускных трубопроводов из аустенитных сталей Ду300 КМПЦ на всех энергоблоках РБМК-1000. Согласно результатам фрактографических и других металлографических исследований, трещины имеют межкристаллитный характер и развивались по механизму межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением (МКРПН) в зоне термического влияния (ЗТВ) сварного соединения с внутренней стороны при влиянии коррозионной водной среды КМПЦ [52, 53].

Аналогичные проблемы в 70-х годах возникли на АЭС с корпусными кипящими реакторами типа BWR, где циркуляционные трубопроводы изготовлены из нестабилизированной аустенитной стали. На АЭС с реакторами РБМК России, Украины и Литвы повреждения сварных соединений обнаружены значительно позже. Столь значительное различие наработки на отказ (10 - 15 лет), так же, как и на АЭС с кипящими реакторами BWR Германии, в значительной степени обусловлено изготовлением циркуляционных трубопроводов из более устойчивой к данному повреждению стабилизированной аустенитной стали. На зарубежных АЭС с кипящими реакторами проблема предотвращения межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением циркуляционных трубопроводов в значительной степени решена за счет совершенствования ВХР. В качестве одной из первых основных мер по предотвращению развития МКРПН был рекомендован и в течение более 15 лет используется водородный ВХР взамен бескоррекционного ВХР. Основной результат реализации водородного ВХР заключается в смещении коррозионного потенциала стали в пассивную область (менее 230 мВ) за счет дозирования водорода в питательную воду [54, 55]. В настоящее время отсутствуют работы по возможности реализации водородного режима для РБМК-1000, однако очевидно, что его внедрение требует серьезной реконструкции целого ряда систем, в том числе систем газоудаления.

Выполненный анализ эксплуатационных режимов энергоблоков РБМК-1000 показал, что наиболее опасными для развития коррозионного растрескивания под напряжением трубопроводов КМПЦ является режим пуска блока и гидроопрессовки без предварительной деаэрации и очистки теплоносителя, когда при достаточно высокой температуре (150-200С) в теплоносителе присутствует растворенный кислород в значительных концентрациях (более 100 мкг/дм3), удельная электропроводимость воды находится в интервале 0,7 - 1,5 мкСм/см, а водородный показатель рН не превышает 6. По оценкам, основанным на результатах исследований скорости роста трещин в аустенитных трубопроводах КМПЦ, снижение в периоды пусков удельной электропроводимости реакторной воды до 0,2 - 0,3 мкСм/см и концентрации кислорода менее 100 мкг/дм3 может обеспечить замедление роста трещин на действующих энергоблоках РБМК-1000. В связи с изложенным одним из способов предотвращения рассматриваемого вида коррозионных повреждений является осуществление "деаэрированного" пуска, обеспечивающего снижение концентрации растворенного кислорода до достижения температуры теплоносителя более 130С. [56]. На блоках Ленинградской, Смоленской и Курской АЭС в 2001-2003 гг. проведены опытно-промышленные испытания "деаэрированного" пуска. Анализ результатов показал возможность достижения низких концентраций растворенного в воде КМПЦ кислорода (до 50 мкг/дм3) и удельной электропроводимости (до 0,3 мкСм/см) еще до разогрева КМПЦ до 130оС.
Таблица 5
^ Значения показателей качества воды КМПЦ, конденсата после конденсатоочистки, питательной воды,

воды контура СУЗ, воды заполнения и подпиточной воды контуров в энергетическом режиме работы энергоблоков (СТП ЭО 0005-01)



Показатель
Значения показателей качества Вода КМПЦ
Конденсат после

конденсатоочистки
Питательная вода Вода контура СУЗ
Вода заполнения и подпиточная

вода контуров

Нормируемые

Диагностические

Норми-руемые

Диагностические

Нормируемые

Диагностические

Нормируемые

Диагностические

Нормируемые

Удельная электрическая

проводимость, мкСм/см,

не более


0,3

0,4 (ЛАЭС)*



-



0,1



-



0,1



-



-



-



1,3

В


одородный показатель рН

6,5 - 8,0

-

-

6,8 - 7,1

-

6,8 - 7,1

4,5 - 6,5

-

5,5 - 7,2

Массовая концентрация меди, мкг/дм3, не более


10


-





2


-


2


-


-


-

Массовая концентрация

хлорид-ионов, мкг/дм3,

не более


20

25 (ЛАЭС)



-



-



2



-



2



20



-



10

Массовая концентрация

растворенного кислорода, мкг/дм3, не более



-



-



-



50



20



-



-



-



-

Массовая концентрация

кремниевой кислоты, мкг/дм3, не более



-



500



-



-



-



-



-



-



-

Массовая концентрация

железа, мкг/дм3, не более


-


20


-


5


-


5


-


20


30

Массовая концентрация

натрия, мкг/дм3, не более


-


-


-


2


-


-


-


-


10

Массовая концентрация

нефтепродуктов, мкг/дм3,

не более



-



100



-



80



-



80



-



-



100

Массовая концентрация алюминия, мкг/дм3, не более


-


-


-


-


-


-


-


15


-


* Ленинградская АЭС


Для снижения риска инициирования и роста коррозионных трещин в сварных соединениях аустенитных трубопроводов КМПЦ АЭС с РБМК в периоды проведения "горячих" гидроопрессовок целесообразно также рассмотреть возможность снижения их количества и температуры проведения. Регулярное проведение деаэрации теплоносителя в периоды пусков обеспечит снижение риска инициирования и скорости роста трещин в сварных соединениях трубопроводов КМПЦ во время эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК В дальнейшем необходимо выполнить количественную оценку взаимосвязи между проведением деаэрации в периоды пусков и ростом трещин на блоках.

Предусмотренные проектом АЭС с РБМК-1000 системы поддержания ВХР и организация химического контроля на АЭС были направлены на снижение концентрации хлоридов. Сульфат-ион рассматривался как коррозионно-неактивная примесь. Внедрение метода ионной хроматографии подтвердило прогресс в устранении хлоридов, но выявило наличие в теплоносителе других примесей, таких как сульфаты, нитраты и карбоновые кислоты. Для надежного прогнозирования ресурса оборудования необходимо пересмотреть существующие показатели качества теплоносителя АЭС с РБМК. В настоящее время проводится разработка требований к контролю и обоснованию предельно допустимой концентрации сульфат-иона в теплоносителе [57]. Для реализации данной работы необходимо оснащение АЭС современными жидкостными хроматографами.

Для предотвращения МКРПН электрохимический потенциал аустенитной стали в эксплуа