Основные принципы химической дезактивации первых контуров АЭС с водным теплоносителем. Типы технологий, их характеристика

Растворение оксидов железа, которые определяют состав коррозионных отложений на поверхностях контуров водоохлаждаемых АЭС, чаще всего является окислительно-восстановительным процессом. Скорость растворения, как правило, уменьшается от низших оксидов к высшим (FeO > Fe₃O₄ > Fe₂O₃) и зависит от условий образования и структуры оксидов, температуры обработки, скорости химической реакции, поступления реагентов и удаления продуктов реакции, десорбции образованного комплекса, воздействия окислителей, восстановителей.

Основные принципы химической дезактивации первых контуров АЭС в настоящее время основаны на использовании окислительных и восстановительных воздействий на коррозионные отложения. В зависимости от схемы химической обработки, которая может включать их отдельное, либо последовательное применение, достигается, прежде всего, различная степень удаления коррозионных отложений и, соответственно, радиоактивных загрязнений.

На начальных этапах освоения ядерной энергетики основные усилия разработчиков были направлены на достижения максимальных коэффициентов дезактивации оборудования. Были развиты, успешно применяемые и в настоящее время, «жесткие» или «высоконцентрационные» («high-concentration processes» - HCD, «concentrated chemical decontamination» - CCD) процессы дезактивации. Для растворения эксплутационных отложений использовались растворы с относительно высокой концентрацией реагентов (от 1¸3 и более вес. %, что соответствует примерно 10¸30 г/л). Приемлемая эффективность дезактивации была достигнута при использовании кислотных растворов лимонной, щавелевой и фосфорной кислот, растворов их солей, растворов смесей кислот в сочетании с комплексообразующими реагентами (наиболее развито применение этилендиаминтетрауксусной кислоты – ЕДТА – Н₄edta и ее солей). Для повышения эффективности в растворы кислот вводятся восстановители. Показано, что кислые восстановительные растворы эффективны по отношению к основному количеству ПК в контуре, которое распределено в эпитактической - «рыхлой» части отложений. Присутствие восстановителей в кислых растворах содействует восстановлению элементов, определяющих состав ПК, в первую очередь Fe³⁺ до Fe²⁺, что сопровождается развитием дефектов кристаллической решетки окислов ПК и улучшением условий растворения ПК.

Кислотные восстановительные растворы эффективно растворяют эпитактический (рыхлый) слой коррозионных отложений отвечающих форме магнетита, гематита. При этом не эффективны в отношении шпинелей, а именно магнетита, обогащенного по хрому, входящего в топотактический слой ПК, что характерно для реакторов типа РWR.

Для дезактивации первых контуров АЭС нашли применение рецептуры:

- Н₂С₂О₄ (OX);

- Н₃Сit + Н₂С₂О₄ + ингибитор коррозии (Citrox);

- Н₃Сit + ЭДТА (СЕ);

- (NH₄) ₂ HCit + ЭДТА (АСЕ);

- ЭДТА + Н₃Сit + Н₂С₂О₄ (CAN-DECON).

Отдельно можно отметить рецептуры, в состав которых вместе с комплексообразующими кислотами (комплексонами) входят ионы металла в низкой степени окисления. Технологии, основанные на применении таких рецептур, обозначают аббревиатурой LOMI.

Технологии дезактивации, в которых используется только один раствор относят к однованным. Они применимы как для контуров с реакторами типа BWR, так и PWR. В последнем случае (для PWR) топотактическая защитная пленка ПК не затрагивается. Коэффициенты дезактивации по снижению мощности дозы от оборудования при использовании кислотных восстановительных растворов обычно не превышают 5¸10.

Для достижения более высоких коэффициентов дезактивации при обработке контуров с реакторами типа РWR было предложено использовать попеременно два типа растворов, обладающих окислительными и восстановительными свойствами. Наибольшее распространение получил окислительный раствор перманганата калия в щелочной среде (АР). Используемые на практике концентрации реагентов соответствуют диапазону:

КMnО₄ – 0,1 ¸ 3 %;

NaОН (КОН) – 0,1 ¸ 10 %.

Обработка коррозионных отложений раствором АР сопровождается переводом оксида хрома в растворимый в щелочной среде хромат-ион. Действие щелочных окислительных растворов (AP) позволяет подготовить «плотную», топотоктическую пленку отложений продуктов коррозии шпинельного типа, которая обогащена Сr³⁺, к эффективному растворению в кислых восстановительных растворах за счет окисления Сr³⁺ до Cr⁶⁺.

Процесс окислительной обработки перманганатом калия также сопровождается образованием двуокиси марганца, обладающей сорбционными свойствами по отношению к радионуклидам. Адсорбция радионуклидов на осадке двуокиси марганца растет в ряду Sr < Ba < Ni < Zn < Mn < Co. Поэтому для растворения двуокиси марганца после окислительной обработки раствором АР обязательно проведение кислотной восстановительной обработки. Чередование данных растворов обеспечивает наиболее полное растворение ПК с поверхностей, включая топотактический слой отложений, вплоть до подложки конструкционного материала. Принимая во внимание, что основное количество радионуклидов, определяющих радиационную обстановку при обслуживании установки и нормальном состоянии активной зоны реактора, включено в пленку продуктов коррозии, результатом химической обработки такого типа является достижение максимальных коэффициентов дезактивации, наиболее значимое снижение уровней экспозиционной мощности дозы от оборудования и в помещениях.

На циклическом чередовании окислительной и восстановительной обработок, оказывающих наибольшее влияние на эффективность растворения коррозионных отложений, основаны двух- или много ванные окислительно-восстановительные технологии дезактивации. Организация указанных «жестких» технологий дезактивации до недавнего времени включала попеременное использование щелочных окислительных и кислотных восстановительных растворов с проведением промежуточного дренажа каждого раствора и промежуточными отмывками от остатков каждого раствора. При их использовании может быть достигнуто снижение мощности экспозиционной дозы облучения до 30. Минимальное количество этапов, каждый из которых включает ввод раствора в контур, выведение отработанных растворов из контура путем дренажа после окончания химической обработки поверхностей, промывки контура водой от остатков данного раствора, соответствует трем (кислотный раствор → промывка ВВЧ → щелочной окислительный раствор → промывка ВВЧ → кислотный раствор → промывка ВВЧ). Даже если принять, что на каждом этапе до ввода следующего раствора минимальный объем сброса ЖРО кратен 2 объемам контура, общее количество ЖРО к концу дезактивации будет соответствовать 6 объемам контура. На практике он, как правило, больше. Рекомендуемые химические, температурные, временные параметры использования данных растворов, значительно отличаются, что осложняет организацию и контроль таких процессов. Нарушение оптимальных химических и физических условий применения растворов приводит к возникновению ряда отрицательных моментов, указанных выше (повышенные коррозионные потери, образование осадков на обрабатываемых поверхностях, в тупиковых участках контура и т.д.). Именно поэтому при использовании данных технологий химической обработке подвергается только часть поверхностей первого контура. Так, при дезактивации АЭС с PWR компенсаторы объема задавливаются ВВЧ и не подвергаются дезактивации.

Недостатки указанных много ванных технологий химической дезактивации контуров и внутренних поверхностей съемного оборудования могут быть суммированы следующим образом:

- много стадийность процессов химической обработки, которая связана с необходимостью неоднократного дренажа растворов при смене восстановительной и окислительной обработок;

- длительность процесса дезактивации;

- повышенная вероятность вторичного оседания отложений и вместе с ними радионуклидов на поверхностях первого контура при проведении дренажей контура, связанных с необходимостью прекращения циркуляции растворов по контуру;

- удаление «топотактической» составляющей коррозионных отложений, играющей роль защитной пленки, снижающей протекание процессов коррозии КМ контуров;

- ограничение объема обрабатываемых при дезактивации поверхностей контуров объемами, участвующими в циркуляции растворов;

- необходимость проведения после дезактивации этапа пассивации поверхностей контуров;

- большое количество жидких радиоактивных отходов, превышающих объемы обрабатываемых контуров в десятки раз (от 20 до 40 раз). Некоторые из данных по дезактивации реакторных систем представлены в следующей таблице.

В настоящее время в окислительно-восстановительных технологиях получают распространение азотнокислые растворы перманганата калия (NP) при концентрации реагентов:

KMnO₄ – 0.1 ¸0.5 %;

HNO₃ – 0,03 ¸ 6 %.

Использование NP рецептуры на окислительной стадии подготовки плотных топотактических пленок к эффективному растворению сопровождается частичным растворением части рыхлой - «эпитактической» составляющей отложений и позволяет осуществлять трансформацию растворов путем введения концентрата реагентов кислотного восстановительного раствора в раствор азотнокислого перманганата без промежуточного сброса или дренажа последнего из контура. Такие технологии относят к однованным (многостадийным) с трансформацией растворов. Данный вариант технологии дезактивации поверхностей контуров или съемного оборудования, при котором процесс окисления проводится в азотнокислой среде, выглядит следующим образом:

ввод в контур концентрата раствора HNO₃ + KMnO₄ (окислительная обработка поверхностей контура, оборудования) ® трансформация раствора за счет ввода в контур концентрата кислотных восстановительных растворов, содержащих комплексообразующий реагент ® дренаж отработанных растворов ® водные промывки контура..

При этом стадии промежуточного дренажа отработанных растворов, характерные для много ванных окислительно-восстановительных технологий дезактивации, отсутствуют. Соответственно, значительно снижается количество жидких радиоактивных отходов от дезактивации. В качестве основных реагентов кислотных восстановительных растворов возможно использование широкого ряда известных слабых органических кислот или комплексонов. Так для дезактивации первых контуров АЭС с реакторами типа PWR обосновано применение растворов HNO₃ + KMnO₄ с концентрацией реагентов 0,8 и 0,025 вес. %, соответственно, при температуре 95 ⁰С с последующим введением в контур концентрата раствора комплексообразующих реагентов. В качестве комплексообразующих реагентов предложено использование щавелевой (Н₂С₂О₄) или оксиэтилидендифосфоновой (ОЭДФ) кислот.

Пути совершенствования технологий химической дезактивации контуров и съемного оборудования неоднократно освещались в отечественной и зарубежной литературе. Уже с конца семидесятых годов прошлого столетия в ряде публикаций были продемонстрированы успешные результаты новых разработок, направленных на устранение недостатков традиционных «высоконцентрационных» технологий химической дезактивации контуров и съемного оборудования, в первую очередь связанных с образованием больших объемов ЖРО. В практику дезактивации контуров были введены «низкоконцентрационные» («delute chemical decontamination» - DCD) технологии дезактивации, новые принципы организации процессов дезактивации первых контуров АЭУ.

В ряду основных направлений совершенствования технологий дезактивации контуров АЭУ, актуальных и в настоящее время, была высказана необходимость развития новых:

- рецептур и, соответственно, процессов, обеспечивающих эффективное растворение разных эксплутационных отложений с поверхностей контуров при обоснованном снижении коррозионной нагрузки на КМ;

- процессов дезактивации, обеспечивающих значительное снижение количества жидких радиоактивных отходов от дезактиваций контуров АЭС;

- подходов к организации технологий химических процессов дезактивации контуров;

- концепции выбора и целесообразного применения разных процессов («жестких», «мягких» и т.д.) в зависимости от задач дезактивации, которые необходимо решить применительно к конкретному объекту (контуру, съемному оборудованию), учитывая технологические, экономические возможности эксплуатирующей организации;

- процессов дезактивации, исключающих или снижающих ожидаемые отрицательные последствия химического воздействия на поверхности контура или оборудования при последующей после дезактивации эксплуатации объектов.

Результатом ретроспективного анализа промышленного опыта, накопленного при применении традиционных технологий дезактивации, усилий разработчиков в отмеченных направлениях их совершенствования, явилось обоснование и промышленное подтверждение целесообразности и эффективности применения:

- технологий дезактивации с известными рецептурами при более низких концентрациях реагентов;

- новых кислотных окислительных рецептур, обеспечивающих наряду с окислением хрома в топотактических пленках отложений частичное растворение ПК (NP – рецептура);

- новых кислотных восстановительных рецептур (LOMI), основанных на применении ионов металлов в «низкой» степени окисления (Fe²⁺, Cr²⁺, V²⁺ ) в малых концентрациях в сочетании с кислотными комплексообразующими реагентами, по отношению к эпитактической составляющей отложений ПК, формируемых в контурах АЭУ;

- способов трансформации растворов при дезактивации, перехода от окислительной обработки поверхностей к восстановительной без промежуточного дренажа растворов из контура (AP/LOMI, AP/POD, NP/LOMI, LOMI/POD);

- новых процессов химической дезактивации контуров рецептурами с пониженной концентрацией реагентов, совмещенных с процессами вывода переходящих в растворы химических элементов, определяющих состав ПК, и радионуклидов на фильтрах ионообменной очистки (CAN-DECON process).

Общими отличительными особенностями указанных технологий, которые относят к классу «низконцентрационных» являются:

- снижение концентраций реагентов при дезактивации контуров;

- применение непосредственно на этапах дезактивации контуров байпасной ионообменной очистки растворов от переходящих в них примесей и радионуклидов, сопровождаемой регенерацией реагентов в контуре;

- выведение дезактивирующих реагентов из контура после окончания дезактивации на ионообменных фильтрах.

Необходимо отметить, что ионообменные фильтры используют и при дезактивации «высоконцентрационными» рецептурами, но в этом случае ионообменные фильтры (ИОФ) включают на заключительной стадии дезактивации, когда проведены дренажи отработанных дезактивирующих растворов с заменой на ВВЧ, при окончательном доведении качества теплоносителя до нормируемой чистоты. Это связано с ограниченной емкостью используемых ионитов по сорбируемым примесям.

В новых технологиях снижение концентрации дезактивирующих растворов позволяет эффективно использовать иониты и непосредственно при дезактивации, для очистки растворов от переходящих в них примесей, и после дезактивации, для доведения качества теплоносителя до нормируемой чистоты. При использовании данных процессов, величина достигаемых уровней снижения мощности дозы от оборудования (К_д) уступает показателям, достигаемым при использовании традиционных «высококонцентрационных» технологий. В тоже время, возникает ряд преимуществ. Один из вариантов сравнения преимуществ и недостатков традиционных «высококонцентрационных» и новых «низкоконцентрационных» технологий дезактивации первых контуров АЭУ представленв таблице.

Таблица Сравнение характеристик «низконцентрационных» (DCD-delute chemical decontamination) и «высококонцентрационных» (CCD-concentrated chemical decontamination) технологий химической дезактивации первых контуров АЭС с водным теплоносителем.

Характеристика	Технология дезактивации
DCD	CCD
1. Концентрация реагентов, вес. %	от 0,1 до 1	от 3 до 10
2. Используемые реагенты	Органические кислоты / комплексоны	Органические / неорганические кислоты
3. Длительность работ	От 24 до 48 часов. Через неделю выход на мощность.	Обычно недели
4. Периодичность	1 раз в год	Через 3-5 лет
5. Коэффициент дезактивации	от 3 до 30	от 10 до 200
6. Повторное радиоактивное загрязнение	Медленное	Относительно быстрое
7. Дезактивация застойных зон	Да	Обычно нет
8. Коррозия нержавеющих сталей (тип 316), мкм	< 1 за применение	от 25 до 75 за применение
9. Местная коррозия	Нет	Возможна
10. Количество отходов (при объеме контура 189 м3)	от 8,5 до 17 м3 ЖРО, IX загрузок ФИО (от 8,5 до 17 м3 – ТРО – отработанные иониты)	от 756 до 1334 м3 ЖРО
11. Возможность дезактивации с ТВЭЛ	Да	Нет
12. Использование штатных систем	Да	Нет
13. Необходимость водных промывок	Нет, очистка на ФИО	Необходимо дополнительное оборудование, запасы ВВЧ и т.д.
14. Возможность термического разложения реагентов	Да	Да
15. Возможность дезактивации контура в сборе за применение	Да	Нет, обычно за применение обработка участка, секции

Преимущества, достигаемые при использовании «низкоконцентрационных» технологий дезактивации первых контуров, в значительной мере связаны с использованием ионообменных процессов очистки дезактивирующих растворов от переходящих в них катионов переходных элементов (Fe²⁺, Fe³⁺, Co²⁺, Сr³⁺, Mn²⁺, Ni⁺), определяющих состав продуктов коррозии, и радионуклидов непосредственно в процессе химической обработки поверхностей контура и на этапе выведения реагентов из контура.

Впервые подобный процесс был предложен и использован для дезактивации контуров АЭС с тяжеловодным теплоносителем (водой, обогащенной по изотопу дейтерия) в Канаде (CAN-DECON process). Для дезактивации было обосновано применение рецептуры, включающей щавелевую, лимонную и этилендиаминтетрауксусную кислоты при весовом соотношении реагентов в растворе 3: 3: 4, соответственно, при исходной величине рН раствора 3,0 и общей концентрации реагентов на уровне от 0,05 до 0,5 вес. %. Использование ионообменных процессов позволяет проводить дезактивацию контура без дренажа дорогостоящего тяжеловодного теплоносителя и нарушения его качества. В общем случае «CAN-DECON» процесс не определяется, какой либо одной дезактивирующей рецептурой, могут использоваться разные рецептуры, либо их сочетание. Оптимальная схема процесса (рецептура, форма ионитов и т.д.) будет зависеть от состава отложений ПК, которые должны быть растворены, и варьироваться в зависимости от типа реактора.

В дальнейшем принцип совмещения процесса циркуляционной химической дезактивации контуров с ионообменной очисткой растворов был распространен на ряд технологий с использованием новых рецептур с пониженной концентрацией реагентов (LOMI, AP/LOMI, AP/POD, NP/LOMI, LOMI/POD).

Такая организация процесса дезактивации, когда часть дезактивирующего раствора постоянно подвергается ионообменной очистке, то есть организуется байпасная очистка растворов, позволяет на этапе дезактивации поддерживать концентрацию основных реагентов на постоянном уровне за счет их ионообменной регенерации.

Основные реагенты – минеральные, органические, комплексообразующие кислоты, после взаимодействия с ионами металлов и радионуклидами, при прохождении ионитов подвергаются регенерации за счет сорбции на ионообменных смолах переходных элементов, в первую очередь железа, и высвобождения реагента для повторного взаимодействия с коррозионными отложениями. Одновременно, подбираются условия, когда на ионитах эффективно протекает сорбция основного количества радионуклидов – активированных продуктов коррозии и продуктов деления.

Байпасное ионообменное выведение переходных элементов, определяющих состав ПК, радионуклидов из зоны реакции реагентов с ПК обеспечивает смещение реакции растворения эксплутационных отложений вправо, что способствует повышению коэффициента дезактивации поверхностей по сравнению с простым растворением ПК.

Схематично, процесс рециркуляционой химической дезактивации, направленный на растворение оксидов железа, например гематита (Fe₂O₃), совмещенный с байпасной ионобменной очисткой растворов, которая сопровождается регенерацией реагента-комплексона EDTA, в растворах EDTA c восстановителем может быть представлен следующими реакциями:

- растворения в присутствии восстановителя Fe₂O₃ + 6H⁺ + 2e^- → 2Fe²⁺ + 3H₂O

_- комплексообразования Fe²⁺ + H₄L → FeH₂L

- ионообменной очистки на фильтре (ИОФ) и регенерации комплексона

в случае использования катионита (R-H) 2R-H + FeH₂L → R-Fe + H₄L

Ионообменная очистка растворов в процессе дезактивации позволяет уменьшить их объемную активность к моменту окончанию процесса на 3 - 4 порядка. Так, если дезактивация контура проводится без очистки на ионитах, при допустимом состоянии АЗ достигаемые максимальные значения объемной активности растворов к концу обработки контура обычно отвечают диапазону 10^-3 - 10^-2 Ки/л. В случае использования байпасной очистки растворов к концу этапа дезактивации объемная активность растворов в контуре может быть снижена до уровней 10^-6 - 10^-5 Ки/л.

Время, необходимое для максимального выведения из контура переходных элементов, определяющих состав продуктов коррозии (Fe, Cr, Ni, Co, Mn), и радионуклидов, переходящих в дезактивирующий раствор при растворении эксплутационных отложений, зависит от их постоянной выведения (Ö) на ИОФ и, в основном, определяется байпасным расходом растворов через ИОФ.

Снижение концентрации переведенных в раствор элементов и радионуклидов подчиняется зависимости (1) или зависимости (2) для случая проведения проливок подшипников насосов (проливка подшипников насосов проводится ВВЧ для их защиты от воздействия растворов).

С_Т = С_макс. ^. e ^{- ÖТ} (1)

С_Т = С_макс.^. e ^{– fТ/V.} e ^{- ÖТ} (2),

где Ö = g/V ^. (1 – 1/к); g – объемный расход воды через ИОФ; f – объемный расход проливок подшипников; V – объем воды в контуре, задействованный в очистке, к - коэффициент очистки (соотношение концентраций элемента до и после ИОФ).

Сами реагенты после окончания процесса дезактивации также выводятся на ионитах, при этом достигается дополнительное снижение объемной активности теплоносителя еще на 2-3 порядка. Из процесса дезактивации устраняются этапы дренажа растворов. Количество и объемная активность ЖРО, расход воды высокой чистоты на проведение дезактивации значительно снижаются. Отработанные иониты рассматриваются как твердые радиоактивные отходы. Снижение концентрации реагентов, совмещение процесса дезактивации с ионообменной очисткой растворов, исключение из процесса дезактивации стадий дренажа растворов, которые сопровождаются частичным оседанием продуктов коррозии, находящихся в мелкодисперсном состоянии, и включенных в них радионуклидов в застойных зонах контура, позволяет более качественно и химически безопасно проводить дезактивацию. Открывается возможность использовать для дезактивации собственное оборудование АЭУ, включая главные циркуляционные насосы, фильтры очистки теплоносителя первого контура, а не специальные системы, обеспечивающие проведение дезактивации контура.

Использование ионообменных процессов очистки дезактивирующих растворов непосредственно в процессе циркуляционной химической дезактивации в отечественной практике дезактивации промышленных АЭУ с водным теплоносителем пока еще не получило должного распространения. В тоже время, рядом работ была доказана перспективность такой организации дезактивации. Результаты работ по дезактивации КМПЦ Чернобыльской АЭС в 1997 году показали, что при совмещении процесса дезактивации с ионообменной очисткой растворов, в сравнении с простой химической обработкой контура без очистки на ионитах при одинаковой рабочей концентрации реагентов в контуре (щавелевая кислота), эффективность дезактивации увеличилась не менее чем в два раза. Дезактивировались внутренние, находящиеся в контакте с теплоносителем при работе реактора, поверхности контура, включая каналы активной зоны. Концентрация щавелевой кислоты в контуре составляла 0,5 г/л. Для очистки растворов использовались иониты, ранее отработавшие свой ресурс в фильтрах конденсатоочистки. Общее количество использованных ионитов составило 44 м³ . Из них 33 – катионита, 11 – анионита. Постоянная регенерация дезактивирующего раствора, вывод железа и радионуклидов на ионитах, осуществлялась с использованием системы спецводоочистки (СВО-12). В первые 62 часа дезактивации в работе были поочередно два катионитовых фильтра. На завершающем этапе дезактивации для вывода из КМПЦ соединений, содержащих хром – 51, разработчиками последовательно к катионитному был подключен фильтр, загруженный анионитом в оксалат-форме. Оксалат-ион был введен в анионит для того, чтобы, не снижать концентрацию щавелевой кислоты в дезактивирующем растворе при его очистке на анионитовом фильтре. Емкость катионита по железу была оценена величиной более 25 кг/м³, что было в полтора раза выше, чем при дезактивации 1994 г.. По мнению разработчиков, это, возможно, объясняется различными температурами очистки дезактивирующих растворов: в 1994 г. ~ 50 ⁰С, в 1997 г. ~ 95 ⁰С. Количество ЖРО и их объемная активность были значительно снижены. Объем ЖРО составил 470 м³.

В 2002 году на Смоленской АЭС была опробована технология «малореагентной» («низкоконцентрационной») азотно-щавелевокислой дезактивации КМПЦ. На первом этапе была введена азотная кислота и проведена очистка дезактивирующего раствора с использованием катионитового фильтра. На втором этапе была введена щавелевая кислота и проведена циркуляционная очистка дезактивирующего раствора на катионитовом фильтре. На третьем этапе выполнена циркуляционная очистка дезактивирующего раствора катионитным и анионитным фильтром. На четвертом этапе была выполнена очистка дезактивирующего раствора фильтрами смешанного действия. На основании положительных результатов дезактивации разработана «Типовая технология малореагентной азотно-щавелевокислой дезактивации КМПЦ АЭС с РБМК-1000».

Одной из возможных причин, сдерживающих использование подобных технологий, является отсутствие систематических данных, обеспечивающих возможность проведения объективной сравнительной оценки эффективности малоотходных технологий химической дезактивации, с использованием ионнообменных процессов регенерации дезактивирующих реагентов и очистки растворов от переходных элементов, определяющих состав ПК, и радионуклидов. В открытой литературе, как правило, отсутствуют данные, которые характеризуют эффективность ионообменных процессов, соответственно, обоснованный выбор наиболее оптимальных условий проведения сорбции. Причем это касается как отечественных, так и зарубежных разработок. Так, для дезактивации первых контуров тяжеловодных реакторов CANDU-PHWR с использованием рецептуры ЕДТА + Н₃Cit + H₂C₂O₄ первоначально на этапе дезактивации для регенерации реагентов было обосновано применение катионита либо смеси катионита и анионита при содержании 10 и 90 %, соответственно. В дальнейшем, было показано, что использование катионообменных смол не всегда эффективно и для очистки дезактивирующих растворов от переходных металлов, регенерации реагентов предпочтительнее использование анионообменных смол, переведенных в форму комплексона. Так, известен запатентованный способ удаления переходных металлов из растворов, содержащих комплексообразующий агент, имеющий константу равновесия для реакций образования комплекса с Fe³⁺ выше 10 ²². Однако, примеры конкретного выполнения в патенте только демонстрируют, что процесс сорбции катионов Fe³⁺ из комплексов с ЕДТА возможен на анионите, переведенном в форму ЕДТА. Характеристики процесса сорбции на данной форме анионита не представлены. Не определена динамическая обменная емкость (ДОЕ) формы ионита по Fe³⁺. Из результатов примеров осуществления способа в лабораторных условиях, следует, что на ионите протекает целый ряд процессов, связанных с разной селективностью по отношению к анионам Cit^-3, C₂O₄^-2, edta^-4, процесс сорбции катионов железа сопровождается последовательным элюированием разных анионов со смолы в условиях байпасной очистки, что приводит к нарушению обоснованного оптимального состава дезактивирующего раствора. Не определена и не показана селективность анионита в ЕДТА – форме по отношению к переходным металлам, в частности к железу, определяющему состав ПК.

Обоснованность применения данных технологий дезактивации, которые рекомендованы как перспективные, была бы более понятна и привлекательна потенциальным пользователям, если бы были представлены материалы по выбору форм ионитов в процессе дезактивации контуров с целью регенерации реагентов, снижения количества и объемной активности ЖРО.

При разработке технологий циркуляционной химической дезактивации с одновременной ионообменной очисткой дезактивирующих растворов и регенерацией действующих реагентов в процессе обработки контура могут быть использованы результаты работ по ионообменному хроматографическому разделению металлов. Так, известны работы по возможности использования комплекситов для хроматографического разделения ионов металлов из различных растворов в аналитической химии. К комплекситам относят модифицированные иониты, полученные путем присоединения лиганда комплексона к матрице сорбента. В качестве модификаторов для получения комплекситов могут быть использованы любые органические реагенты, содержащие два рода групп, способных к взаимодействию. Одна из них вступает в реакцию ионного обмена, вследствие чего модификатор закрепляется на ионите, второй род групп должен селективно реагировать с извлекаемыми из раствора элементами. Показано, что общей закономерностью для комплекситов, содержащих комплексообразующий лиганд в качестве противоиона, является зависимость его селективности к тому или иному металлу от константы устойчивости образующихся комплексов. Чем выше устойчивость комплексов металла с закрепленным на ионите комплексоном, тем больше коэффициент распределения катиона металла между раствором и модифицированным ионитом. В случае использования анионита в форме комплексона - комплексита (R-L) (предварительный перевод анионита в форму комплексона осуществляют путем проведения реакции R-OH + H_nL → R-L) сорбцию катиона двухвалентного железа на комплексите, сопровождаемую регенерацией комплексона в растворе, можно представить схемой R-L + FeH_n-2L → R-L-Fe + H_nL.

При выборе оптимальных условий совмещения процесса химической дезактивации АЭУ с водным теплоносителем с байпасной очисткой растворов от переходных элементов одним из основных параметров, определяющих возможность эффективного проведения процесса регенерации основного дезактивирующего реагента в процессе химической обработки поверхностей, является динамическая обменная емкость ионита (ДОЕ) по переходным элементам, в первую очередь по железу. Количество растворенного железа, которое может быть выведено на ионите при байпасной очистке дезактивирующего раствора при определенной скорости фильтрации, определяет количество действующего реагента, которое может быть регенерировано.

Вторым фактором, определяющим возможность совмещения процесса химического растворения ПК с регенерацией реагентов и выведением на ионитах переходных элементов, а также радионуклидов, определяющих загрязнение контура, из дезактивирующих растворов в оптимальных условиях их применения, является селективность ионитов к выводимым ионам металлов. Под селективностью ионообменных материалов подразумевается прочность связей, которыми катионы металлов удерживаются на ионитах. Показателями селективности, позволяющими определить допустимые объемы дезактивирующих растворов, которые можно максимально пропустить через обоснованную форму ионита до элюирования (смывания) сорбированных ионов металлов с ИОФ в условиях проведения растворения ПК, являются значения объемных коэффициентов распределения ионов металлов между формой ионита и раствором.

Немаловажным условием возможности осуществления обсуждаемых процессов является зависимость коэффициентов распределения от химических условий в растворе (от концентрации реагентов, от величины водородного показателя и т.д.). Регенерация основного дезактивирующего реагента, участвующего в растворении ПК, на ионитах не должна сопровождаться изменениями оптимальных химических условий растворения ПК, либо изменения химических условий, должна проходить в диапазонах значений, в которых селективность ионитов по переходным элементам изменяется не значительно.

Возможность ионообменного концентрирования элементов, входящих в состав эксплутационных отложений, а также допустимый объем дезактивирующего раствора, который можно пропустить через фильтр, или допустимое время работы фильтра, определяются значениями объемных коэффициентов распределения на ионитах в обоснованных условиях применения дезактивирующего раствора в соответствии с зависимостью

Vмах.эл. / V эф. = К р. + e,

где Vмах. эл. – объем раствора, отвечающий максимуму кривой элюирования; V эф. – эффективный объем загрузки фильтра; К р. – объемный коэффициент распределения элемента; e - доля свободного объема фильтра.

Для определения объемных коэффициентов распределения используется стандартная методика. В известный объем дезактивирующего раствора вносят радиоактивные метки катионов переходных металлов (например, радионуклиды железа-59, кобальта-60, хрома-51, марганца-54) или продуктов деления (рутения –106, церия-144). После определения исходной активности раствора по внесенному в него радионуклиду, исходной величины рН раствора, раствор приводят в контакт с изучаемыми формами ионитов и выдерживают до наступления равновесного распределения радионуклида между раствором и ионитом, а затем определяют равновесную активность раствора и равновесную величину рН раствора. Процесс наступления равновесия обмена контролируется по изменению радиоактивности аликвот (проб раствора малого объема) растворов. Для определения зависимости кинетики сорбции от температуры растворов проводят соответствующее термостатирование растворов, приведенных в контакт с ионитами, на протяжении всего времени опытов.

Объемный коэффициент распределения Кр элемента между раствором и ионитом рассчитывают по формуле:

Кр = [(N исх. – N равн.) / V cмолы ] · [ V раствора / N равн.],

где N исх. – исходная активность раствора, ед. / мин·мл; N равн. – равновесная активность раствора, ед. / мин·мл; V cмолы – объем ионита, мл.

В качестве примера важности знания значений коэффициентов распределения микропримесей на ионитах из дезактивирующих растворов и их зависимости от величины рН растворов можно привести экспериментальные данные по зависимости коэффициентов распределения микро-концентраций Fe³⁺, Cr³⁺, Co²⁺ из растворов ЕДТА + H₃Cit + H₂C₂O₄ на анионите в ЕДТА-форме (ранее упомянутый при рассмотрении CAN-DECON процесса патент), из которых следует, что значения максимальных коэффициентов распределения по железу, определяющему состав ПК, при обоснованной оптимальной величине рН растворов 3,0 не превышают величин 10³ и при незначительном изменении величины рН растворов от 3.0 до 4.5 падают не менее чем на порядок. Из материалов патента следует, что пропускание раствора ЕДТА + H₃Cit + H₂C₂O₄ через анионит в ЕДТА-форме сопровождается изменением состава раствора в процессе дезактивации, а именно изменением соотношения в растворе концентраций лигандов - анионов этилендиаминтетрауксусной, лимонной и щавелевой кислот. В результате, процесс данной рециркуляционной дезактивации сопровождается изменением обоснованного оптимального соотношения реагентов ЕДТА + H₃Cit + H₂C₂O₄ в дезактивирующем растворе. Отмеченные процессы связаны с разной селективностью анионита в ЕДТА - форме к данным лигандам. Из экспериментальных данных по зависимости объемных коэффициентов распределения от величины рН раствора ЕДТА + H₃Cit + H₂C₂O₄ следует, что следствием изменения состава раствора при его ионообменной очистке может явиться снижение селективности комплексита к переходным металлам, что приведет к элюированию (смыву с ионита) ранее сорбированных катионов металлов. Таким образом материал, представленный в патенте, недостаточен для осознанной и безопасной организации заявленного процесса, скорее он указывает на возможность протекания процесса регенерации из растворов ЕДТА + H₃Cit + H₂C₂O₄ на анионите в ЭДТА-форме. Необходимо отметить, что сорбция катионов Fe²⁺ на анионите в ЭДТА-форме вообще не реализуется. Процесс сорбции сопровождается газовыделением в объеме ионита, именно поэтому в патенте заявлена очистка на анионите только катионов Fe³⁺.

Для определения динамической объемной емкости комплекситов, моделирования условий циркуляционной химической дезактивации поверхностей образцов контурного оборудования без и с использованием байпасной ионообменной очистки растворов в процессе обработки используется лабораторный стенд. Схема стенда представлена на рисунке.

Стенд позволяет имитировать процесс байпасной рециркуляционной очистки растворов на ионитах, который реализуется в контурных системах АЭУ. Стенд включает перистальтический насос (1), который обеспечивает циркуляцию дезактивирующего раствора по замкнутому циклу при непрерывной подаче части раствора на ФИО (2) с возвратом в основной контур (3). В стенде предусмотрены возможности разогрева раствора с помощью теплообменника (4), отбора проб растворов в процессе опытов.

На основании значений объемных коэффициентов распределения микропримесей на ионитах можно оценить максимально допустимый объем дезактивирующего раствора, содержащего железо (то же относится и к другим катионам переходных металлов), который можно пропустить через комплексит до элюирования ранее сорбированных на ИОФ катионов металлов.

9

	1 – циркуляционный насос; 2 – фильтр ионообменной очистки (ФИО); 3 – основной контур (cтеклянный стакан, емкостью 1000 мл); 4 – теплообменник; 5 – нагревательный элемент; 6 – участок контура для помещения образца; 7 – отбор пробы до ФИО; 8 – отбор пробы после ФИО; 9 – термометр. Рисунок - Лабораторный стенд для моделирования и изучения процесса ионообменной очистки в рециркуляционном режиме

Отдельной проблемой, которую необходимо учитывать при рассмотрении возможностей организации процессов циркуляционной дезактивации первых контуров АЭС, совмещенных с байпасной очисткой растворов, является подготовка ионитов к дезактивации, перевод смол в необходимую форму. Недостаток использования обсуждаемого анионита в ЕДТА – форме связан с низкой растворимостью самого комплексона. Растворимость ЕДТА в воде при 20^оС не превышает 2 г/л. Перевод анионита вформу ЭДТА связан с необходимостью приготовления растворов ЭДТА в отдельной емкости, организации контролируемого процесса перевода смолы и т.д.

В целом процессы дезактивации с ионообменной очисткой растворов занимают меньше времени, технологически более удобны, безопасны, эффективны по устранению отрицательных явлений, характерных для традиционной организации дезактивации, связанной с необходимостью прекращения циркуляции растворов, проведением дренажа растворов.

Для более широкого развития указанных технологий дезактивации I контуров ЯЭУ, осознанного выбора оптимальных технологий в зависимости от задач дезактивации, потенциальным потребителям, наряду с характеристиками по емкости дезактивирующих растворов в отношении ПК, по эффективности рецептур к различным оксидам, по кинетике растворения ПК, по коррозионной агрессивности рецептур в отношении основных КМ и т. д. необходимы данные, характеризующие ионообменные процессы выведения катионов переходных металлов, радионуклидов, реагентов. А именно:

- по селективности форм ионитов к катионам переходных металлов, радионуклидам, определяющим состав ПК и радиационную обстановку в контуре;

- емкости форм ионитов по железу, определяющему состав ПК;

- селективности ионитов к комплексонам;

- емкости ионитов по комплексонам;

- зависимости селективности форм ионитов по приведенным выше примесям от химических условий проведения сорбции и т.д..

К сожалению, таких систематизированных данных недостаточно. Примером может служить таблица, представленная в статье исследователей (Пик М., Сегал М. «Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании», Атомная техника за рубежом, 1984, №12), которые занимаются разработкой малоотходных низкоконцентрационных химических технологий дезактивации первых контуров АЭС с использованием в процессах дезактивации методов ионообменной очистки растворов. В следующей таблице представлены данные о количестве ионообменных смол, необходимых для реализации различных процессов дезактивации «типичного» PWR. Однако, не приведены данные о коэффициентах распределения ионов переходных металлов из растворов на ионитах, зависимости коэффициентов распределения от величин рН растворов, динамической обменной емкости ионитов по выводимым из растворов элементам.

Таблица. Потребности в ионообменных смолах при различных низкоконцентрационных технологиях дезактивации «типичного» PWR.

Метод (технология)	Состав растворов	Количество смолы, необходимое для очистки 1 м3 раствора
Фаза I, г/л	Фаза III, ммоль/л	катионит*	анионит*
POD	KМnO4 РН – 2,5	Лимонная кис-та – 5,0 Щавелевая кис-та – 5,0	28 (22)***	28 (24)***
APAC (низкая концентрация)	KМnO4 – 1,0 pН – 12,3 NaOH – 1,0 KМnO4- 1,0, pH – 2,5	KOH – 7,5 Лимонная кислота – 5,0 Щавелевая кислота – 5,0 KOH – 7,5
NP/LOMI	KМnO4 – 1,0 PH – 12,3	V (pic)3 - - 3,0
AP/LOMI	NaOH – 1,0	V (pic)3 - - 3,0

Примечание – типы ионитов: ^* Сильнокислотный, полистироловый.

^** Слабоосновный, акриловый.

^*** С регенерацией в фазе III.

Пояснения к технологиям дезактивации, указанным в таблице:

POD – схема метода дезактивации первых контуров включает три стадии. На первой стадии обработка внутренних поверхностей контура проводится раствором NP (КMnO₄ – 1,0 г/л, HNO₃ – 0,25 г/л, время обработки 5-24 часа), затем на второй в контур без дренажа вводят концентрат щавелевой и азотной кислот до создания концентраций в контуре 1,4г/л и 1,5 г/л, соответственно, при этом обработка занимает 0,5-1 час. На третьей стадии в контур опять же без промежуточного дренажа и водных промывок вводят концентрат раствора, содержащий лимонную, щавелевую кислоты и щелочь (едкий калий), необходимую для корректировки величины рН. Рабочие концентрации реагентов, которые создаются на третьей стадии, отвечают величинам 0,96, 0,45, 0,42 г/л, соответственно. Время обработки составляет 5-7 часов. На третьей стадии в процессе растворения оксидов к контуру подключают ионообменные фильтры.

AP/LOMI, NP/LOMI – методыобработки первого контура, в которых на первой стадии вводится концентрат щелочного - AP или кислотного NP – перманганата калия. Далее в контур вводится концентрат щавелевой кислоты для разрушения двуокиси марганца (MnO₂) и иона MnO₄^-. После чего проводится очистка дезактивирующего раствора на ионообменнике и в контур вводится концентрат реагентов по методу LOMI, в состав которого входит комплексообразующая пиколиновая кислота и ион металла – ванадия в низкой степени окисления (V (pic)₃ ^-). В процессе обработки контура реагентами LOMI проводится очистка на следующем ионообменном фильтре.

Паровая дезактивация ЯЭУ в основном рассматривалась для транспортных установок с относительно небольшим объемом первых контуров. Паровая смесь, пар с дезактивирующими реагентами, с температурой 150¸250 ⁰С подается в замкнутый объем контура и конденсируется на его поверхностях. В качестве реагентов для растворения коррозионных отложений изучалось воздействие тех же кислотных агентов, что и для циркуляционной дезактивации контуров. Эффективность дезактивации при использовании способа обычно выше в сравнении с эффективностью обработки поверхностей растворами химических реагентов. Но количество ЖРО снижается в 20¸30 раз. Дополнительно, за счет повышения кинетики растворения отложений сокращается время обработки. При изучении возможности использования тех или иных агентов наряду с вопросами коррозионной агрессивности реагентов необходимо исследования по их термической стойкости. Трудности реализации способа связаны с необходимостью использования специального оборудования.

Разрабатываются перспективные, условно «безреагентные» способы дезактивации, основанные на переходе части продуктов коррозии и активности с поверхностей первого контура АЭС при введении в него О₂, Н₂О₂, N₂H₄ с использованием изменения режима циркуляции теплоносителя и организации его байпасной очистки на механических или ионобменных фильтрах. Исследования по развитию «безреагентных» способов широко проводятся в США, Японии и Болгарии. Определенный практический опыт накоплен на Российских АЭС. Данные способы основаны на закономерностях поведения так называемых «диссипативных» пленок коррозионных отложений (или их рыхлой составляющей). Неоднократно отмечено, что при выводе реактора с мощности в теплоносителе первого контура значительно возрастает концентрация коллоидных и взвешенных продуктов коррозии с размерами 10^-6 – 10^{-3 мм. Одновременно, наблюдается рост уровня активности радионуклидов - активированных продуктов коррозии и продуктов деления, сорбированных на частицах ПК. Наблюдаемые процессы связывают с изменениями тепловой нагрузки на тепловыделяющих элементах, температуры и давления теплоносителя, изменениями в водной химии теплоносителя (величины рН, электрохимического потенциала, электрозарядных характеристик коллоидных частиц ПК, концентрации водорода, кислорода и перекиси в теплоносителе). Всплески весовых концентраций взвесей кобальта, никеля, железа, переходящих в теплоноситель, в пересчете на весь объем контура малы, но сопровождаются ростом активности радионуклидов, в частности Со60}, Со⁵⁸, которые в значительной мере определяют радиационную обстановку, в диапазонах от 10² до 10⁴. Указанные всплески обычно продолжаются несколько часов, после чего взвеси ПК вновь оседают на поверхностях и в застойных зонах контура. В зависимости от типа реактора, BWR или PWR, наблюдаемые эффекты (время максимального выхода радионуклидов в теплоноситель, температура теплоносителя, при которой эффекты максимальны и т.д.) несколько отличаются, что связано с особенностями принятых водно-химических режимов, но основная тенденция поведения диссипативных структур ПК одинакова.

В настоящее время в стратегии снижения мощности доз на АЭС развитие «водной химии горячего останова» рассматривается как важный аспект, который необходимо использовать при эксплуатации ядерных установок. Использование эффектов перераспределения радиоактивных элементов при выводе реактора с мощности и целенаправленное создание благоприятных условий для разрушения «диссипативных» (рыхлых, подвижных) пленок ПК с целью последующей очистки теплоносителя от части радиоактивных элементов признано одним из главных направлений совершенствования в мировой практике атомной энергетики. Выделяют несколько различных подходов для разрушения диссипативных структур эксплутационных отложений при останове.

Среди них:

- разрушение отложений при условиях окисления путем введения в теплоноситель малых концентраций кислорода или перекиси водорода;

- разрушение отложений при условиях восстановления путем введения в теплоноситель малых концентраций водорода, гидразина;

- понижение рН в теплоносителе I контура при останове реактора;

- поддержание постоянной оптимальной температуры теплоносителя, при которой эффект возрастания концентрации коллоидных и взвешенных частиц наиболее значителен.

Для последующего удаления из теплоносителя радиоактивных частиц могут использоваться как ионообменные фильтры, так и механические фильтры. Показано, что эффективность выведения таких частиц на ячеистых 0,8 мкм фильтрах достигает 90 %. Рациональность организации предварительного отделения значительной части суспензированных в теплоносителе частиц в течении горячего останова не противоречит периодическому проведению заранее предусмотренных более эффективных «малореагентных» технологий циркуляционной дезактивации первых контуров.

Эффективность совершенствования водной химии останова была подтверждена на ряде современных АЭС. На Болгарских АЭС с PWR так называемая «мягкая» или безреагентная дезактивация во время останова практикуется уже несколько лет. На Ленинградской АЭС принципы «безреагентного» воздействия на водную химию теплоносителя использовались непосредственно перед проведением циркуляционной дезактивации контура для повышения эффективности выведения эксплутационных отложений совместно с радионуклидами.

На Кольской АЭС на основании данных экспериментальных исследований по поведению ПК в теплоносителе первого контура при выводе реактора с мощности разработана и опробована технология «безреагентной» малоотходной дезактивации главного циркуляционного контура в период останова блока. Суть этой технологии сводится к максимально возможному увеличению продувки контура через штатную систему байпасной очистки теплоносителя I контура СВО-1 с удержанием температуры теплоносителя на оптимальных значениях и к предварительной подготовке СВО-1 для работы в данном режиме. В процессе проведения такой дезактивации на блоке №2 Кольской АЭС из контура выведено несколько килограмм ПК и более 2 Ки радиоактивных элементов. В результате достигнуто снижение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от оборудования первого контура в несколько раз. Продукты коррозии были выведены на штатной системе СВО-1, что позволило избежать образования большого количества ЖРО, характерного для дезактивации контура, проводимой «классическим» химическим методом. Период выхода качества теплоносителя на нормируемые показатели по наиболее трудному параметру – содержанию продуктов коррозии в теплоносителе, был значительно меньше соответствующего показателя при обычной, химической дезактивации контура в сборе.

В тоже время исследователями подчеркивается, что многие вопросы, связанные с поведением и ролью диссипативных структур в формировании радиационных полей в первых контурах АЭС еще не изучены до конца. По-прежнему актуально всестороннее изучение таких вопросов как:

- реальное значение частиц теплоносителя, размеры которых находятся в пределах размеров коллоидных частиц;

- взаимодействие между электрически заряженными двойными слоями, окружающими, как каждую коллоидную частицу, так и теплообменные поверхности (в присутствии теплового потока ил без него);

- роль диссипативных (рыхлых) структур в теплоносителе (на поверхностях раздела при стабильном тепловом потоке) и их влияние на формирование активированных продуктов коррозии в активной зоне;

- возможность влияния электрических зарядов на коллоидные частицы и поверхности оборудования контура посредством соответствующих изменений в водной химии теплоносителя.

Контроль за проведением процессов дезактивации наиболее сложен при дезактивации первых контуров и требует слаженности действий персонала, который участвует в работе. В процессе дезактивации осуществляется одновременно несколько видов контроля, в том числе технологический, химический, радиохимический, дозиметрический и др. К данной работе готовятся заранее, планово. Проводится разработка технологии дезактивации и ее согласование с заинтересованными службами. Готовятся необходимое технологическое оборудование, емкости приема ЖРО, реагенты (для которых проводится входной контроль), ионообменные смолы (также требуется входной контроль и перевод ионитов в необходимые формы), методики контроля проб дезактивирующих растворов и т.д.

Контроль за работой штатных механизмов и систем контура, используемых при дезактивации, проводится по эксплутационным нормам. Работа всех дополнительных систем осуществляется в соответствии со специально разработанными инструкциями по их эксплуатации.

При дезактивации непрерывно контролируются основные технологические параметры процесса: температура растворов; давление в контуре; интенсивность циркуляции по контуру и отдельным системам; расход воды, подаваемой на проливку подшипников главных циркуляционных насосов контура; объем вводимых в контур концентратов дезактивирующих растворов; расход ВВЧ, подаваемой на промывку контура. Достаточное внимание при дезактивации контура должно быть уделено процессам газовыделения, которые наблюдаются, например, при использовании перекиси водорода в дезактивирующих рецептурах. Газообразование в контуре может привести к срыву работы насосов, поэтому необходимо своевременно организовывать отвод газов через систему газоудаления.

Параллельно проводится химический контроль вводимых в контур концентратов растворов на содержание компонентов, рН. В процессе дезактивации в пробах растворов с определенной периодичностью определяют:

- концентрацию реагентов свободных и связанных с элементами, входящими в состав ПК;

- количество элементов, определяющих состав конструкционных материалов контура и ПК и переходящих в растворы (желательно дополнительно проводить дисперсный анализ проб растворов);

- остаточное количество реагентов в промывных водах;

- нормируемые показатели качества теплоносителя на стадии окончательной отмывки контура от остатков реагентов;

- концентрации примесей «До» и «После» фильтров для оценки эффективности работы ионообменных фильтров, необходимости их замены в случае выработки емкости.

Одновременно с химическим проводится радиохимический контроль, целью которого является:

- определение общей удельной бета- и альфа- активности дезактивирующих растворов и промывных вод;

- при необходимости во всех пробах определяется содержание урана (данные сравниваются с аналогичными, которые были получены до проведения дезактивации, для оценки эффективности дезактивации по удалению урана);

- определение радионуклидного состава дезактивирующих и активности отдельных радионуклидов (проводится гамма-спектрометрический контроль проб для подведения баланса выведенной активности радионуклидов).

Все отбираемые пробы до их расфасовки с целью проведения анализов подвергаются дозиметрическому контролю. Отбор проб проводится по наряду-допуску в присутствии дозиметриста. С целью определения эффективности дезактивации по снижению уровня мощности доз от оборудования составляется карта дозиметрических замеров до и после работ в контрольных точках на оборудовании. Дополнительным средством контроля может служить определение загрязненности поверхностей оборудования до и после работ. Для оперативного контроля эффективности работы нештатных фильтров целесообразно организовать дистанционный контроль за мощностью дозы гамма-излучения на поверхности фильтров.

Полученные в ходе процесса дезактивации данные обобщаются в виде графиков, таблиц, технических отчетов для анализа эффективности технологий, обмена информацией между АЭС и использования полученного опыта при последующих работах.