Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ РТУТИ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ РТУТИ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

СПОСОБ УДАЛЕНИЯ РТУТИ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Использование: для удаления из контура ядерного реактора потенциально опасных веществ. Техническим результатом является снижение вероятности возникновения аварийных ситуаций и повышение безопасности практической реализации процесса. Сущность изобретения: способ осуществляют путем поглощения ртути на ионитах. На остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250°С из контура выводят парогазовую смесь при температуре не менее 200°С, конденсируют пар и пропускают конденсат пара и неконденсирующиеся газы через электроноионообменник. Скорость вывода ртути из контура поддерживают равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду. 1 з.п.ф-лы, 2 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2164714
Класс(ы) патента: G21C19/307, G21F9/12, C02F1/62
Номер заявки: 99102992/06
Дата подачи заявки: 16.02.1999
Дата публикации: 27.03.2001
Заявитель(и): Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова
Автор(ы): Орленков И.С.; Красноперов В.М.; Гусев Б.А.; Москвин Л.Н.; Щербаков Е.Е.; Горшков А.И.; Баев М.Н.; Дегтев В.Ф.; Ильин В.Г.; Кулаков И.Н.
Патентообладатель(и): Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной технологии, а именно к удалению из контура ядерного реактора потенциально опасных веществ.
В процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации ядерного реактора не исключена возможность попадания в контур веществ, которые могут оказать влияние на надежность и безопасность ядерной энергетической установки (ЯЭУ) в целом. Одним из таких веществ является ртуть, относящаяся к группе потенциально опасных элементов, присутствие которых в виде примесей конструкционных материалов, сред и реактивов, а также применение в технологиях изготовления оборудования недопустимо. С точки зрения надежности и безопасности ртуть может ускорять процессы растворения ряда конструкционных материалов, используемых в реакторостроении: алюминия, титана, урана, циркония. Высокие сечения активации нуклидов ртути приводят к накоплению в контуре больших количеств долгоживущих радионуклидов 203-Hg и 197-Hg и как следствие ухудшению радиационной обстановки при эксплуатации ЯЭУ. Таким образом для обеспечения надежности работы оборудования и безопасности эксплуатации ЯЭУ необходима очистка контура реактора от ртути.
Известны способы удаления загрязняющих примесей путем пропускания теплоносителя через ионообменные фильтры [1]. Недостатком этих способов является низкая эффективность удаления ртути, т.к. она в условиях ядерного реактора с восстановительным водно-химическим режимом находится в виде нейтральных атомов и распределяется между поверхностями контура, теплоносителем и парогазовой средой.
Известны способы удаления загрязняющих примесей с поверхностей конструкционных материалов путем их химического растворения [2]. Недостатком данных способов является низкая экономичность, связанная с выводом реактора из действия на длительное время, применением дополнительных реактивов и образованием большого количества радиоактивных отходов.
Наиболее близким по технической сущности аналогом является способ удаления ртути из водных растворов путем пропускания их через различные волокнистые и зернистые иониты: слабо- и очень слабокислотные катиониты с фенольными, карбоксильными и сульфогидрольньми группами в Na-форме; сильно- и слабоосновные аниониты в солевой форме (для очистки воды в контурах АЭС применяются порошкообразные и зернистые, гелевые, изопористые и макропористые сильно- и среднеионизированные органические катиониты в H, NH4 или Li-форме и аниониты OH-форме), на которых происходит поглощение ртути, находящейся в различных формах: двухзарядных катионов, органических нейтральных и катионных комплексов, неорганических нейтральных или анионных комплексов [3].
Недостатком этого способа является низкая эффективность удаления ртути, находящейся в виде нейтральных атомов.
Задачей предлагаемого способа является повышение эффективности удаления ртути из первого контура водо-водяного реактора.
Техническим результатом изобретения является снижение вероятности возникновения аварийных ситуаций и повышение безопасности практической реализации процесса удаления ртути из первого контура ядерного реактора.
Сущность изобретения состоит в том, что удаление ртути проводят путем выведения из контура ядерного реактора парогазовой смеси при температуре не менее 200oC, пар конденсируют, и конденсат пара и неконденсирующиеся газы очищают на электроноионообменнике, процесс проводят на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250oC при скорости вывода ртути из контура, равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду.
Отличительными признаками предлагаемого способа от наиболее близкого аналога являются выведение из контура парогазовой смеси при температуре не менее 200oC, очистка конденсата пара и неконденсирующихся газов на электроноионообменнике, проведение процесса на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250oC и при скорости вывода ртути из контура, равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду.
Эффективность процесса удаления ртути достигается за счет уменьшения объема теплоносителя, необходимого для очистки, сокращения времени процесса, снижения вероятности возникновения аварийных ситуаций и повышения безопасности.
Перечень чертежей:
фиг. 1 - зависимость коэффициента распределения (Kр) ртути между парогазовой и водной фазами от температуры, Kр - отношение объемных концентраций ртути в парогазовой фазе и воде;
фиг. 2 - зависимость количества ртути, адсорбированной на поверхности конструкционных материалов (в % к общему содержанию ртути в контуре - m) от температуры.
Нами было установлено, что при попадании ртути и/или ее соединений в первый контур ядерного реактора с восстановительным водно-химическим режимом теплоносителя происходит ее превращение в нейтральные атомы, поведение которых в контуре характеризуется зависящими от температуры коэффициентами распределения ртути между поверхностями контура, теплоносителем и парогазовой средой. Эти зависимости в виде графиков приведены на фиг. 1, 2. Согласно полученным результатам при температуре теплоносителя более 200oC практически вся ртуть распределяется между водной и парогазовой средами первого контура, а при температуре ниже 100oC ртуть в основном находится на поверхностях оборудования.
Повышение эффективности процесса удаления достигается тем, что, во-первых, процесс протекает при температурах теплоносителя, обеспечивающих, как показывают данные фиг. 2, практически полный перевод ртути с поверхностей в технологические среды. Во-вторых, равенство скоростей вывода ртути из контура и ее переход из теплоносителя в парогазовую среду обеспечивает оптимальный режим очистки контура от ртути с точки зрения времени очистки и количества сброшенной парогазовой среды. Наконец, данные фиг. 1, 2 показывают, что для снижения содержания ртути в 10 раз путем удаления ртути "с теплоносителем" через систему очистки необходимо пропустить не менее двух-трех масс теплоносителя. В случае удаления ртути из контура путем вывода и очистки парогазовой смеси ("через газ") при тех же условиях через систему очистки необходимо пропустить конденсат пара в количестве порядка 10% массы теплоносителя при температуре теплоносителя 200oC и примерно в 4 раза меньше, если процесс проводится при температуре теплоносителя 300oC. Поскольку вывод из циркуляционного контура технологических сред ядерного реактора относится к потенциально опасным операциям, особенно при номинальных параметрах, их проведение на остановленном реакторе снижает вероятность возникновения аварийных ситуаций, что повышает безопасность практической реализации способа. Поддержание же температуры теплоносителя на уровне 200-250oC обеспечивает минимальное количество конденсата пара, выводимого из реактора.
Для практической реализации способа реактор расхолаживают до температуры 200-250oC и поддерживают данную температуру за счет остаточного тепловыделения. Сброс парогазовой смеси осуществляют с использованием штатных систем сброса парогазовой смеси (например, система парового компенсатора объема [4] ) или пробоотборных линий [5], содержащих запорную и регулирующую арматуру и теплообменники, позволяющие охлаждать парогазовую смесь до температуры 30±5oC. В состав пробоотборных линий, кроме того, входят элементы, которые могут быть использованы для осуществления способа удаления ртути, например ротаметры для измерения расхода жидких и газовых сред, дегазатор для дегазации теплоносителя и отделения газовой фазы и автоматические измерители общей радиоактивности газов или активности газов по реперному изотопу. Конденсат пара и неконденсирующиеся газы пропускают через колонки, заполненные электроноионобменником, например, ЭИ-21 [6]. Поддержание равенства скоростей вывода ртути из контура и ее переход из теплоносителя в парогазовую среду проводят путем регулирования расхода парогазовой смеси, которое осуществляют по измерению соотношению содержания радионуклидов 197-Hg и (или) 203-Hg (выбранных в качестве реперных при автоматическом измерении активности) в пробах теплоносителя (для этого дополнительно используют пробоотборную линию для отбора теплоносителя) и конденсата пара, поддерживая его близким к коэффициенту распределения между теплоносителем и паром при данной температуре (фиг. 1). При повышении соотношения указанных радионуклидов в теплоносителе и конденсате пара более чем на 10% расход пара уменьшают.
Очищенный конденсат пара может быть возвращен в контур ядерного реактора с помощью штатных питательных насосов.
Источники информации
1. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. - Л.: Химия, 1983, с. 243-246, 260-265.
1. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. Учеб. пособие для вузов / Под ред. В.М. Седова. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 132-137.
2. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. Учеб. пособие для вузов / Под ред. В.М. Седова. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 240-306.
3. Аширов А. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. - Л.: Химия, 1983, с. 243-246, 260-265.
4. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. - 3-изд., перераб. и доп. - М.: Высшая школа, 1978, с. 196-198.
5. Мартынова О.И., Живилова Л.М., Субботина Н.П. Химический контроль водного режима атомных электростанций. - М.: Атомиздат, 1980, с. 198-200.
6. Патент РФ N 2109565, Бюл. "Изобретения", N 12, 1998 г.
Формула изобретения: 1. Способ удаления ртути из первого контура ядерного реактора с водным теплоносителем путем поглощения ее на ионитах, отличающийся тем, что на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200 - 250oC из контура выводят парогазовую смесь при температуре не менее 200oC, конденсируют пар и пропускают конденсат пара и неконденсирующиеся газы через электроноионообменник.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что скорость вывода ртути из контура поддерживают равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду.