Введение. Основная часть эксплуатируемых и вводимых в эксплуатацию блоков АЭС Украины представляют собой реакторы на тепловых нейтронах

Основная часть эксплуатируемых и вводимых в эксплуатацию блоков АЭС Украины представляют собой реакторы на тепловых нейтронах. Все они используют для превращения тепла в электроэнергию паротурбинный цикл на водяном паре.

В атомной энергетике Украины используются двухконтурные АЭС (за исключением ЧАЭС), в реакторах которых замедлителем и теплоносителем является обычная вода – Н₂О. Для этих АЭС характерно относительно низкое давление пара (перед турбиной 60 – 70 кгc/см²) и отсутствие начального его перегрева.

Оптимальный водный режим АЭС должен проводиться, исходя из задач повышения их безопасности, надежности, готовности и увеличения длительности их межперегрузочного и межремонтного циклов.

Особенностью АЭС является работа оборудования контура в условиях ядерного излучения. Эти условия определяются содержанием в воде и паре радиоактивных веществ, загрязнение которыми происходит, с одной стороны, вследствие выхода продуктов деления урана при нарушении целостности оболочек тепловыделяющих элементов, а с другой – из-за активации примесей воды при прохождении их через активную зону реактора. Источниками этих примесей являются: коррозия конструкционных материалов, поступление примесей с подпиточной водой и химическими добавками.

Особенностью водного режима первого контура является отложение примесей воды на ТВЭЛах, что не только ухудшает теплоотвод и может вызвать термическое разрушение оболочек ТВЭЛов, то есть в конечном счете аварию, но и приводит к активации отложений. Последние в результате смыва разносятся водой и паром, ухудшая радиационную обстановку в производственных помещениях. Поэтому одной из важнейших задач водного режима АЭС наряду с обеспечением бесперебойной выработка электроэнергии является борьба с отложениями в активной зоне реактора.

Другой важной задачей водного режима, теснейшим образом связанной с первой, является снижение скорости коррозии всех конструкционных материалов основных и вспомогательных контуров АЭС. При этом допускаемая скорость коррозии определяется не столько сроком работы оборудования, сколько загрязнением воды продуктами коррозии, которые иногда являются основными примесями воды охлаждения основного контура циркуляции реактора. Допустимая интенсивность язвенной коррозии и особенно коррозионного растрескивания металла под напряжением определяются условиями обеспечения требуемого срока работы оборудования.

Особенностью водного режима АЭС является использование в качестве материалов основных контуров наряду с перлитными сталями аустенитных нержавеющих сталей, весьма стойких по отношению к общей коррозии, но подверженных коррозии под напряжением при наличии кислорода и хлоридов. В качестве материала технологических каналов и оболочек ТВЭЛов используются циркониевые сплавы, весьма не стойкие в воде с высокими значениями рН.

Борьба с коррозией не может вестись только в направлении коррозионной стойкости материала. Без правильного выбора водного режима и средств его поддержания невозможно обеспечить работу оборудования.

Другой особенностью водного режима АЭС является радиолиз воды и химических добавок (аммиака, гидразина) при облучении, приводящий к образованию агрессивных агентов (кислорода, азотной и азотистой кислот), и необходимость проведения мероприятий по подавлению радиолиза.

Особенностью водного режима с реакторами типа ВВЭР является ввод в первый контур борной кислоты для регулирования реактивности реактора.

В первом контуре АЭС с реакторами ВВЭР принят аммиачно-борно-калиевый водный режим, заключающийся в поддержании в воде первого контура определенной концентрации борной кислоты и нейтрализации ее смесью гидроокиси калия и аммиака.

Радиолиз теплоносителя в активной зоне подавляется созданием повышенной концентрации водорода, который образуется непосредственно в реакторе вследствие радиолиза аммиака. Так как в среде с высокой электропроводностью, какой является вода первого контура, большую опасность представляет кислород, для его связывания дополнительно вводится гидразин. Основной задачей водно-химического режима этого контура является ограничение накопления в теплоносителе радионуклидов, которые при просачивании воды первого контура во второй загрязняют воду парогенераторов. Для этого необходимо: максимально понизить скорость коррозии конструкционных материалов первого контура и переход продуктов коррозии в воду; уменьшить вероятность образования рыхлых отложений на ТВЭЛах, где продукты коррозии подвергаются длительному облучению и активации; обеспечить эффективный вывод загрязнений теплоносителя с помощью систем очистки продувочной воды первого контура.

Основной сложностью аммиачно-борно-калиевого режима является переход ионитов системы очистки воды этого контура из Н – ОН – формы в борно-калиевую, что затрудняет сорбцию микроколичеств таких радионуклидов как Sr – 90, I – 131, Cs – 137 и др.

На втором контуре АЭС в основном применяют слабо аммиачно-гидразиновый водный режим с рН = 9,0 ± 0,2. Режим не является оптимальным для основного материала конденсатно-питательного тракта – углеродистой стали, а обусловлен наличием в конденсатном тракте медных сплавов – трубных пучков подогревателей низкого давления и конденсаторов турбин.

Отрицательными сторонами указанного режима можно считать следующее: недостаточная щелочность воды для создания на поверхности углеродистой стали защитной окисной пленки; не полностью исключена коррозия медных сплавов, что приводит к загрязнению питательной воды медью.

Работа АЭС основана на применении ядерного топлива, процесс деления которого сопровождается образованием новых радиоактивных нуклидов. Таковыми являются продукты деления урана, а также активированные продукты коррозии конструкционных материалов основных контуров АЭС. Особенностью работы АЭС является образование радиоактивных отходов в процессе их образования.

Радиоактивные отходы принято делить на три группы:

а) твердые – конструкционные материалы, инструменты, побывавшие в активной зоне реактора; фильтрующий материал, загрязненный радиоактивными аэрозолями и т.д.;

б) газообразные – летучие радионуклиды с достаточно большим периодом полураспада: тритий, С – 14, Ar – 41, Kr – 85, Xe – 133, I – 131 и аэрозоли;

в) жидкие – водные растворы, эмульсии и суспензии.

Жидкие радиоактивные отходы принято делить на три класса: высокоактивные – с активностью более 10¹⁰ Бк/л; среднеактивные – с активностью 10⁵ ÷ 10¹⁰ Бк/л; низкоактивные – с активностью 10 ÷ 10⁵ Бк/л.

Для АЭС характерны отходы только второго и третьего классов; высокоактивные отходы характерны для заводов, перерабатывающих топливо.

Источниками жидких радиоактивных отходов является вода, используемая в цикле АЭС, и любые растворы, применяемые для снижения активности материалов оборудования контролируемой зоны, дезактивации поверхностей оборудования и помещений АЭС.

Жидкие радиоактивные отходы и вода, циркулирующая в реакторном контуре, подаются на специальные сооружения для очистки вод от загрязняющих веществ, включая радиоактивные, с тем чтобы сконцентрировать выделенную активность и направить концентрат в хранилище жидких отходов (ХЖО). Такие установки называют спецводоочисткой (СВО).

При эксплуатации АЭС СВО играет одну из центральных ролей в обеспечении её безопасной работы, поэтому является необходимой составляющей в комплексе оборудования АЭС.