Расчетная оценка

РАСЧЕТНАЯ ОЦЕНКА НАКОПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ НА ФИЛЬТРАХ  СИСТЕМЫ ОБЕССОЛИВАНИЯ ТУРБИННОГО КОНДЕНСАТА ДЛЯ  УСТАНОВЛЕНИЯ ДОПУСТИМОЙ ПРОТЕЧКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В  ПАРОГЕНЕРАТОРАХ АЭС С ВВЭР-1000   Шарафутдинов Р.Б., к.т.н.; Кавун О.Ю., д.т.н.; Харитонова Н.Л., к.т.н.; Репников Н.Ф. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»)

 

 При эксплуатации АЭС с ВВЭР существует вероятность нарушения плотности парогенераторов (повреждение теплообменных трубок и/или коллекторов) по первому контуру, приводящая к поступлению (протечке) теплоносителя первого контура в воду парогенератора и рабочие среды второго контура. Протечка  теплоносителя может привести к поступлению радиоактивных веществ в помещения второго контура  и во внешнюю среду. Начиная с 1987 г., для всех АЭС с ВВЭР установлен одинаковый предел безопасной эксплуатации по протечке теплоносителя первого контура и по допустимой удельной активности реперного нуклида (I-131) в продувочной воде парогенератора  (740 Бк/кг) [1, 2] (Табл. 1). 

 

 

 

 

 Как показывает опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР, указанных требований не всегда достаточно, чтобы исключить радиоактивное загрязнение оборудования второго контура. Например, проектом АЭС с ВВЭР-1000 не предусмотрено возможное радиоактивное загрязнение фильтров системы обессоливания турбинного конденсата (БОУ), имеющее место при эксплуатации энергоблоков. В данной работе выполнена  оценка накопления радионуклидов на БОУ в зависимости от величины протечки теплоносителя  путем моделирования процессов переноса и накопления радионуклидов во втором контуре. С этой целью была разработана методика расчета допустимой протечки теплоносителя первого контура во второй и связанной с ней удельной активности радионуклидов в продувочной воде парогенератора на основе требований по ограничению возможного радиоактивного загрязнения фильтров  БОУ. 

 Расчет переноса и накопления радионуклидов в системах второго контура АЭС с ВВЭР выполнялся с помощью программного комплекса «Радуга-ЭУ» с входящим в него комплексом «ТРР» [3, 4]. Для расчета переноса примесей в    условиях второго контура, т.е. при  наличии фазовых переходов, программный комплекс «ТРР» был расширен путем введения дополнительного расчетного модуля, учитывающего закономерности поведения радионуклидов в двухфазной среде. Основные балансовые уравнения учитывали закономерности распределения радиохимических примесей (радионуклидов) между водой и насыщенным паром для оборудования, содержащего двухфазную среду, в котором имеет место фазовый переход, т.е. генерация пара или его конденсация, - парогенераторов, сепараторов-пароперегревателей, конденсаторов, деаэраторов, подогревателей низкого и высокого давления. В расчетах предполагалось, что присутствующие в теплоносителе радионуклиды не влияют ни на свойства самого теплоносителя второго контура (воды и пара), ни на процесс течения теплоносителя. Уравнения баланса радионуклидов учитывали также радиоактивный распад нуклидов. 

 Следующие технологические процессы (системы), которые оказывают непосредственное влияние на формирование уровня возможного загрязнения теплоносителя второго контура радионуклидами (радиоактивными продуктами деления и коррозии),  учтены в модуле расчета баланса активности радионуклидов:

•  очистка продувочной воды парогенераторов, осуществляемая на      ионообменных фильтрах системы очистки продувочной воды (СВО-5);

•  очистка конденсата турбины на ионообменных фильтрах  БОУ.

 Накопление радиоактивных примесей в парогенераторе происходит за счет поступления радионуклидов из первого контура и с питательной водой. Снижение концентрации радионуклидов в парогенераторе определяется выводом радиоактивных примесей с продувочной водой, направляемой на установку очистки продувочной воды СВО-5, выносом радиоактивных примесей за счет уноса с паром и радиоактивным распадом.

 В рамках рассматриваемой модели при расчете баланса радионуклидов в парогенераторе из консервативных соображений не учитывались следующие процессы: 

•  наличие «соленого» отсека (принималось равномерное распределение рассматриваемых радионуклидов по внутреннему водяному объему парогенератора);

•  явление хайдаута (локального концентрирования) радионуклидов на внутренних теплообменных поверхностях парогенератора. 

      В качестве исходных данных в расчете использованы следующие параметры:

•  технологические параметры паротурбинной установки К-1000-60/1500 энергоблока ВВЭР-1000 с РУ-320; 

•  активность продуктов деления в теплоносителе первого контура (при расчете принято, что удельная активность теплоносителя первого контура соответствует эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов); 

•  активность продуктов коррозии конструкционных материалов в теплоносителе первого контура;

•  физико-химические константы и коэффициенты распределения        радионуклидов между водой и паром в процессе генерации и конденсации пара; 

•  коэффициенты очистки радионуклидов на ионообменных смолах систем очистки и коэффициенты избирательности.

 Расчет распределения радионуклидов по второму контуру для принятых исходных данных и технологических параметров выполнен более чем для 20 реперных радионуклидов. В качестве реперных радионуклидов рассмотрены продукты деления топлива (I-131, I-131, I-133, I-134, I-135, Cs-134, Cs-137, Sr-89, Sr-90, Kr-89, Xe-133, Xe-135, Xe-137), активированные продукты коррозии (Co-60, Co-58, Mn-54, Cr-51, Fe-59), присутствующие в теплоносителе первого контура, а также радионуклиды К-42 и Na-24, образующиеся в результате активации щелочного реагента, используемого для поддержания водно-химического режима теплоносителя первого контура. Для каждого радионуклида выполнялся отдельный расчет. В расчете учитывалось изменение удельной активности изотопа К-42 в теплоносителе первого контура в течение топливного цикла. Гидроокись калия добавлялась в теплоноситель для нейтрализации воздействия борной кислоты и поддержания оптимального значения рН теплоносителя. В ходе топливного цикла концентрация борной кислоты снижается, соответствующим образом снижается концентрация калия в теплоносителе и, следовательно, уменьшается удельная активность изотопа К-42  в теплоносителе первого контура.

 Результаты расчета переноса и распределения по второму контуру АЭС с ВВЭР-1000 с паротурбинной установкой К-1000-60/1500 на примере радионуклида Cs-137 показаны на рис. 1.  Аналогичные расчеты выполнены для всех реперных радионуклидов: I-131, I-131, I-133, I-134, I-135, Cs-134, Cs-137, Sr-89, Sr-90, Kr-89, Xe-133, Xe-135, Xe-137, Co-60, Co-58, Mn-54, Cr-51, Fe-59, К-42 и Na-24. 

Результаты  расчета суммарной удельной активности конденсата турбины на входе в БОУ, в зависимости от величины протечки теплоносителя из первого контура во второй, для условий, когда удельная активность теплоносителя первого контура соответствует эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов, приведены на рис. 2 и 3. 

На рис. 2 показано изменение удельной активности конденсата на входе в БОУ для условий, когда  активность К-42 в теплоносителе первого контура равна 2х10⁶ Бк/кг (середина топливного цикла).  Как следует из этого графика, допустимая величина протечки теплоносителя из первого контура во второй, соответствующая предельной активности конденсата на входе в БОУ и равная 7,4 Бк/кг, составляет 5,6 кг/час.

На рис. 3 изображено изменение удельной активности конденсата на входе в БОУ для условий конца топливной компании  (активность К-42 в теплоносителе первого контура  равна 1,2х10⁷ Бк/кг). В этом случае допустимая величина протечки теплоносителя первого контура во второй, соответствующая предельной активности конденсата на входе в БОУ и равная 7,4 Бк/кг, составляет          5,0 кг/час.

Результаты выполненных в данной работе расчетов показывают, что, в зависимости от принятых исходных данных (активность теплоносителя первого контура по продуктам деления соответствует эксплуатационному пределу по негерметичности твэлов), допустимая величина протечки теплоносителя первого контура во второй, рассчитанная по критерию предельной активности конденсата на входе в БОУ (7,4 Бк/кг), не должна превышать 5,0 ... 5,6 кг/ч, что не противоречит установленным в настоящее время пределам. В случае, когда активность теплоносителя первого контура по продуктам деления соответствует пределу безопасной эксплуатации по негерметичности твэлов, т.е. увеличивается приблизительно в пять раз [2], допустимая величина протечки должна быть, соответственно, ограничена уровнем примерно в 5 раз ниже, т.е. должна составлять               1,0 ...1,2 кг/ч. 

При «герметичных» твэлах, т.е. при низкой активности продуктов деления в теплоносителе первого контура, и при наличии в теплоносителе и воде парогенератора активированных продуктов коррозии (активность которых не зависит напрямую от соблюдения пределов по герметичности топлива) активность 

______________________________

[1] Удельная активность теплоносителя первого контура соответствует эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов; удельная активность К-42 в теплоносителе первого контура равна 2х10⁶ Бк/кг.

 
___________________________
[2] Удельная активность теплоносителя первого контура соответствует эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов; удельная активность К-42 в теплоносителе первого контура равна 1,2х10⁷ Бк/кг.

  7,4 Бк/кг в конденсате может быть достигнута, когда допустимая активность ¹³¹I в воде парогенератора будет значительно ниже нормируемого предела - 370 Бк/кг. Это требует введения дополнительных эксплуатационных ограничений по активности радионуклидов продуктов коррозии в воде парогенератора, в первую очередь, Co-60 и Mn-54.

При снижении мощности реактора имеет место дополнительный выход газообразных и летучих продуктов деления (спайк-эффект) и рост активности продуктов деления в теплоносителе. Значительный «всплеск» активности продуктов коррозии в теплоносителе первого контура возможен также при снижении мощности и изменении концентрации борной кислоты. В этом случае активность радионуклидов Co-60, Co-58, Mn-54, Fe-59 в теплоносителе первого контура возрастает в 20-50 раз [6]. Таким образом, существующие критерии нормирования активности радионуклидов в воде парогенераторов не применимы для переходных режимов. Особенно актуальна эта проблема в свете маневренного режима с суточным варьированием мощности, запланированного для энергоблоков сооружаемых АЭС-2006 и проектируемых АЭС с ВВЭР-ТОИ.

Результаты выполненных в данной работе оценок, а также опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР с применением действующих в настоящее время эксплуатационных пределов по ограничению радиоактивности котловой воды АЭС с ВВЭР-1000 только по удельной активности I-131 показывают, что даже при соблюдении  установленных пределов  возможно загрязнение радионуклидами оборудования второго контура, в частности фильтров БОУ [6]. Указанное радиоактивное загрязнение ионообменных смол системы БОУ приводит к проблемам при эксплуатации, обусловленным загрязнением регенерационных и отмывочных растворов вод БОУ, ведущим к радиоактивному загрязнению шламоотвалов.

На основании результатов выполненных расчетов и анализа опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР для энергоблоков ВВЭР-1000, наряду с нормированием удельной активности I-131 в продувочной воде парогенераторов, предусмотренным действующими нормативными документами, рекомендуется ввести эксплуатационные ограничения по содержанию изотопов Cs-137, Cs-134, Co-60 и Mn-54 в продувочной воде парогенераторов. 

 

1. Выполнена расчетная оценка распределения радионуклидов по системам второго контура и накопления этих радионуклидов на ионообменных фильтрах системы обессоливания турбинного конденсата БОУ. В качестве критерия приемлемости накопления активности на фильтрах БОУ принято непревышение суммарной удельной активности конденсата на входе в БОУ - 7,4 Бк/кг.

2. Результаты проведенных расчетов показали, что когда активность теплоносителя первого контура по продуктам деления соответствует  эксплуатационному пределу по неплотности твэлов, допустимая величина протечки теплоносителя первого контура во второй не должна превышать  5,0 ... 5,6 кг/ч (в зависимости от  исходных данных). Для принятого критерия оценки полученные расчетные результаты по величине протечки теплоносителя первого контура в воду парогенератора не противоречат установленным пределам. В случае, когда активность теплоносителя первого контура по продуктам деления соответствует пределу безопасной эксплуатации по негерметичности твэлов, допустимая величина протечки не должна превышать 1,0 ... 1,2 кг/ч.

3. На основании результатов выполненных оценок и анализа опыта эксплуатации энергоблоков ВВЭР-1000, наряду с нормированием удельной активности I-131, предусмотренным действующими нормативными документами, для ограничения радиационного загрязнения оборудования второго контура целесообразно ввести эксплуатационные ограничения по содержанию изотопов Cs-137, Cs-134, Co-60 и Mn-54 в продувочной воде парогенераторов. 

4. Существующие критерии нормирования допустимого содержания радиоактивных веществ во втором контуре энергоблоков АЭС с ВВЭР применимы  для стационарного режима и не учитывают зависимость допустимого содержания радиоактивных веществ во втором контуре от режимов эксплуатации АЭС с ВВЭР, в частности от переходных  режимов. 

5. Целесообразно установить пределы по величине допустимой протечки теплоносителя из первого контура во второй в зависимости от режима работы энергоблока, интенсивности и характера изменения величины протечки. Особенно актуально это в свете планируемого для АЭС-2006 и АЭС с ВВЭР-ТОИ маневренного режима с суточным варьированием мощности.