автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Совершенствование водно-химического режима АЭС с реакторами РБМК для снижения коррозионной повреждаемости оборудования и трубопроводов

ВВЕДЕНИЕ.

Актуальность темы

Связь работы с отраслевыми и международными программами

Цель и задачи исследования.

Научная новизна работы

Основные положения, вынесенные на защиту.

Апробация работы и публикации

1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА АЭС С РБМК-1 ООО

1.1 Состояние и характеристика водно-химического режима основного технологического контура АЭС с РБМК-1 ООО.

1.2 Особенности технологической схемы основного технологического контура и используемые конструкционные материалы.

1.3 Оценка интенсивности коррозионных процессов при ведении нейтрального бескоррекционного водно-химического режима

1.4 Анализ ведения водно-химического режима на АЭС с РБМК-1 ООО

2 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ВЛИЯНИЯ ОКИСЛИТЕЛЬНОГО ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА НА КОРРОЗИОННОЕ ПОВЕДЕНИЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ.

2.1 Постановка задачи и методика исследования.

2.2 Результаты коррозионных испытаний

2.3 Исследования организации окислительного режима в питательном тракте

2.4 Исследования влияния организации окислительного режима на состав продуктов коррозии в теплоносителе.

3 РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ВЛИЯНИЯ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА НА КОРРОЗИОННЫЕ ПОВРЕЖДЕНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ

3.1 Результаты исследований влияния ведения водно-химического режима на образование коррозионных трещин в переходниках технологических каналов

3.2 Результаты исследований влияния ведения водно-химического режима на образование коррозионных трещин в водоуравнительных трубопроводах барабан-сепараторов

3.3 Результаты исследований влияния ведения водно-химического режима на образование коррозионных трещин в опускных трубопроводах КМПЦ.

3.4 Расчетные оценки и анализ применимости в основном технологическом контуре коррекционных водно-химических режимов с дозированием водорода, подщелачивающих добавок, инертных и активных металлов.

4 РАЗРАБОТКА И ВНЕДРЕНИЕ ХИМИКО

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ С ЦЕЛЬЮ ПРЕДОТВРАЩЕНИЯ КОРРОЗИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ.

4.1 Химико-технологические мероприятия с целью снижения коррозионного износа и повреждаемости оборудования и трубопроводов АЭС с РБМК-1 ООО

4.2 Разработка и внедрение новой нормативной документации по ведению ВХР основного технологического контура и вспомогательных систем энергоблоков АЭС с РБМК-1 ООО

4.3 Отработка и внедрение технологии деаэрированных пусков энергоблоков АЭС с РБМК-1 ООО

4.4 Отработка и внедрение технологии предремонтной пассивации внутренних поверхностей оборудования и трубопроводов конденсатно-питательного тракта

4.5 Отработка и внедрение технологии малореагентной азотно-щавелевокислой дезактивации КМПЦ

ВЫВОДЫ

Актуальность темы

История атомной промышленности России неразрывно связана с развитием канальных ядерных реакторов [1-4]. В 1954 г. введена в эксплуатацию Первая в мире атомная станция в Обнинске. В 1964 и 1967 г. введены в работу на Белоярской АЭС энергетические канальные реакторы АМБ-100 и АБМ-200 электрической мощностью соответственно 108 и 160 МВт. С начала 1970-х г. на Чукотке на энергоблоках №1-4 Билибинской АЭС успешно эксплуатируются 4 канальных кипящих реактора типа ЭГП-6 малой мощности для производства тепла и электроэнергии. В течение 30-летней эксплуатации кипящего корпусного реактора ВК-50 выполнена отработка различных водно-химических режимов (ВХР). В настоящее время проектируется новый корпусной кипящий реактор типа ВК-300.

На Игналинской АЭС в Литве эксплуатируются два энергоблока с реакторами РБМК-1500, которые в 1980-х г. были самыми мощными в мире.

В 2003 г. истекает 30-летний срок эксплуатации наиболее старого действующего энергоблока с реактором РБМК-1000 на Ленинградской АЭС. 15Л2.00 остановлен последний из действовавших энергоблоков РБМК-1000 на Чернобыльской АЭС.

В настоящее время в России на 3 площадках Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС эксплуатируются 11 энергоблоков электрической мощностью по 1000 МВт с кипящими канальными реакторами типа РБМК-1000, которые обеспечивают около половины суммарной выработки электроэнергии на АЭС России. На Курской АЭС сооружается новый энергоблок №5 с реактором РБМК-1000.

После Чернобыльской аварии на всех реакторах РБМК выполнены обширные программы по реконструкции и модернизации для повышения их безопасности. 7

Согласно «Энергетической стратегии России на период до 2020 года» и «Стратегии развития ядерной энергетики в первой половине XXI века", а также подпрограмме "Безопасность и развитие атомной энергетики" федеральной целевой программы на 2002-2005 годы и на период до 2010 года "Энергоэффективная экономика" для решения проблемы сохранения конкурентоспособности действующих АЭС необходимо довести коэффициент использования установленной мощности до проектного уровня 75-82% [5-8].

В настоящее время одним из факторов, сдерживающим энерговыработку на АЭС с РБМК, являются коррозионные повреждения, которые обуславливают большой объем ремонтно-инспекционных работ в полях ионизирующих излучений. Возникшие в начале 1990-х г. коррозионные проблемы при эксплуатации оборудования и трубопроводов энергоблоков АЭС с РБМК-1000 изначально решались заменой поврежденных участков. Однако накопленный опыт ряда АЭС показал, что посредством массовой замены поврежденных участков кардинально не решается данная проблема. Совершенствование ВХР является одним из наиболее эффективных способов предотвращения коррозионных повреждений, что подтверждается опытом эксплуатации АЭС с кипящими реакторами.

Таким образом, разработка и внедрение на АЭС с РБМК-1000 усовершенствованного водно-химического режима, который обеспечит минимизацию коррозионных процессов, является чрезвычайно актуальной задачей.

Минимизация коррозионных процессов в основных контурах АЭС с РБМК-1000 обеспечит: уменьшение коррозионных повреждений оборудования и трубопроводов, снижение скорости накопления радиоактивных отложений продуктов коррозии (ПК), необходимое для улучшения радиационной обстановки и сокращения коллективных дозовых нагрузок персонала, повышение надежности эксплуатации топлива за счет уменьшения отложений на поверхностях тепловыделяющих сборок (ТВС), 8 сокращение количества образующихся радиоактивных отходов за счет уменьшения накопления радиоактивных ПК и снижения количества дезактиваций.

Совершенствование ВХР потребовало углубленного изучения коррозионных процессов и поведения ПК, проведения коррозионных испытаний и прецизионных измерений с помощью специально разработанных экспериментальных методик в условиях действующих АЭС с РБМК.

Диссертация посвящена совершенствованию ВХР для предотвращения коррозионных повреждений оборудования и трубопроводов АЭС с РБМК-1000.

Связь работы с отраслевыми и международными программами

Результаты выполненных в рамках диссертационной работы исследований использовались в качестве обоснования при реализации отдельных направлений отраслевых и международных программ.

В рамках отраслевых программ в 1980-х г. и в начале 1990-х г. решались проблемы устранения коррозионных повреждений переходников технологических каналов (ТК) реакторов [9], а также водоуравнительных трубопроводов (ВУТ) барабан-сепараторов пара на действующих АЭС с реакторами РБМК [10-11].

В рамках отраслевых программ с конца 1990-х г. решалась проблема устранения коррозионных повреждений опускных трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) на действующих АЭС с реакторами РБМК, в частности:

- «Программа необходимых работ на 1998 г. по обеспечению безопасной эксплуатации аустенитных трубопроводов Курской и Смоленской АЭС» [12],

- «Комплексная программа работ по совершенствованию химических технологий на АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК для повышения надежности и продления сроков эксплуатации оборудования основных контуров и вспомогательных систем», концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ», 2001 г.[13],

- «Комплексная программа работ по решению проблемы повреждений по механизму межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением 9 сварных соединений элементов реакторных установок РБМК-1 ООО действующих блоков АЭС, изготовленных из сталей аустенитного класса», 2001 г. [14].

В разработанной с участием автора отраслевой «Программе работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС РБМК-1 ООО в соответствии с требованиями НРБ-99» [15] предусмотрена реализация усовершенствований химической технологии на АЭС с РБМК, в том числе, направленных на подавление коррозионных процессов и на уменьшение поступления продуктов коррозии в КМПЦ.

Автор являлся руководителем рабочей подгруппы «Внебюджетной программы МАГАТЭ (IAEA-EBP-IGSCC) по проблеме межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением (МКРПН) на АЭС с РБМК» (2000-2002 г.), в рамках деятельности которой разработаны как международные банки данных по ведению ВХР и дезактиваций на АЭС, так и технические рекомендации по совершенствованию ВХР и химической технологии с целыо предотвращения коррозионных повреждений на АЭС с РБМК [16-31].

В рамках Международной программы «Эксплуатационные показатели АЭС» Всемирной ассоциации организаций, эксплуатирующих атомные электростанции (ВАО АЭС), используется показатель «Химический индекс». Автором разработаны методические рекомендации для расчета «Химического индекса», которые приняты ВАО АЭС и используются до настоящего времени, включая АЭС с реакторами РБМК [32-36].

В рамках Международной программы МАГАТЭ по анализу аномальных событий на АЭС автором разработаны методические рекомендации по анализу событий, связанных с коррозионными повреждениями и отклонениями при ведении ВХР на АЭС мира, а также выполнен соответствующий анализ данных событий на АЭС России, включая энергоблоки РБМК [37-40].

10

Цель и задачи исследования

Целью диссертационной работы является разработка и внедрение на АЭС с РБМК-1000 усовершенствованного ВХР, обеспечивающего минимизацию коррозионных процессов и предотвращение коррозионных повреждений, который также способствует сокращению коллективных дозовых нагрузок персонала, повышению надежности эксплуатации топлива и сокращению количества радиоактивных отходов.

Достижение поставленной цели потребовало решения следующих задач:

- проведения комплекса коррозионных исследований различных конструкционных материалов в реальных условиях на действующей АЭС с РБМК-1000 при различной коррекционной обработке теплоносителя как с целью оптимизации водно-химического режима, так и разработки рекомендаций по обоснованному выбору конструкционных материалов для КПТ АЭС,

- методической проработки и выполнения исследований дисперсионного, элементного и фазового анализа примеси ПК в теплоносителе при ведении различных ВХР на АЭС с РБМК-1000,

- проведения прецизионных измерений радиолитических примесей теплоносителя, включая перекись водорода, при работе на мощности энергоблока РБМК-1000 для корректной оценки коррозионной агрессивности теплоносителя,

- подготовки технического обоснования и программы, а также проведения опытно-промышленной отработки технологии деаэрации воды КМПЦ в периоды пусков энергоблоков АЭС с РБМК-1000,

- подготовки технического обоснования и программы, а также проведения опытно-промышленного опробования нейтрально-кислородного ВХР в конденсатном тракте АЭС с РБМК-1000,

- разработки банков данных химического контроля теплоносителя и проведения дезактиваций КМПЦ на АЭС с РБМК для оценки влияния ведения ВХР и проведения дезактиваций на развитие коррозионных повреждений.

11

Научная новизна работы

Выполненные в рамках диссертационной работы экспериментальные исследования, разработанные методические рекомендации, а также технологические процессы являются новыми.

Представленные в литературных источниках результаты стендовых коррозионных испытаний имеют довольно широкий разброс и не могут быть использованы для разработки и обоснования ВХР АЭС [41]. Использование результатов исследований на тепловых электростанций (ТЭС) также оказалось недостаточным для обоснования внедрения окислительного ВХР на АЭС [45-47]. Технологические схемы КПТ ТЭС и АЭС с РБМК-1000 имеют ряд характерных отличий. В частности, использование в последнем случае каскадного слива дренажей с их очисткой обеспечивает существенное снижение загрязнений в теплоносителе. Важным отличием ВХР ТЭС и АЭС является более жесткое ограничение концентрации кислорода в питательной воде АЭС с РБМК-1000 до 0,02 мг/дм3 [61-62]. Согласно проекту АЭС с РБМК-1000 деаэраторы питательной воды рассчитаны на предельную концентрацию кислорода 0,05 мг/дм . Чрезмерное увеличение концентрации кислорода в конденсате значительно повышает нагрузку на деаэраторы и может приводить к нарушениям ВХР, связанным с превышением предельной концентрации кислорода в питательной воде. Опыт отработки окислительного ВХР в конденсатном тракте на АЭС с РБМК-1000 показал, что для обеспечения эффективной работы деаэраторов целесообразно поддержание концентрации кислорода в конденсате на стабильном уровне не более 0,25 мг/дм . Для проведения комплекса коррозионных исследований конструкционных материалов на действующей АЭС с РБМК-1000 при непосредственном участии автора разработаны и смонтированы специальные установки для проведения коррозионных испытаний индикаторных образцов.

Конструкция разработанных автором установок для проведения коррозионных испытаний обеспечивала максимально приближенный к реальному в конденсатном тракте гидродинамический режим обтекания образцов конденсатом.

12

Коррозионная среда на протяжении всей экспозиции испытаний образцов соответствовала качеству конденсата на всем температурном диапазоне конденсатного тракта. Благодаря применению специально разработанной методики подготовки и обработки образцов получены сопоставимые результаты исследований коррозионной стойкости различных конструкционных материалов во всем температурном диапазоне КПТ (40-140°С). Проведение сравнительных коррозионных исследований в идентичных условиях для широкого спектра использующихся и перспективных конструкционных материалов (включая стали с содержанием хрома до 0,3, около 1, 5, 8, 14 и 18%) позволило разработать обоснованные рекомендации по выбору конструкционных материалов для изготовления оборудования и трубопроводов КПТ АЭС [42-44]. В результате выполненных автором коррозионных исследований с переменной концентраций растворенного кислорода в пределах практически значимого диапазона (0,02, 0,05, 0,1, 0,2 и 0,4 мг/дм3) оптимизирована концентрация кислорода в конденсате, что использовано при опытно-промышленном опробовании окислительного ВХР на АЭС с РБМК-1000 [48-51].

Автором разработана и применена оригинальная методики отбора проб теплоносителя и обработки данных результатов аналитических измерений, позволившая в условиях действующей АЭС при работе реактора на мощности определить кинетику разложения перекиси водорода и ее распределение в КМПЦ [52], использованные для оценки коррозионной агрессивности теплоносителя и разработки корректирующих мероприятий [16-31]. На АЭС с РБМК выполнялись измерения концентрации перекиси водорода в воде КМПЦ в периоды остановов, а также в воде контура охлаждения СУЗ и воде системы биологической защиты реактора РБМК, где ее концентрация выше на порядок и более [53-56] по сравнению с водой КМПЦ при энергетическом режиме. На зарубежных АЭС до настоящего времени не выполнялись прямые аналитические измерения концентрации перекиси водорода в теплоносителе при работе на мощности кипящих реакторов, а результаты расчетного моделирования поведения перекиси водорода [16-31] довольно хорошо согласуются с выполненными автором оценками для РБМК-1000.

13

Для оценки влияния дозировки кислорода в турбинный конденсат на радиационную обстановку у реакторного оборудования при стоянках автором исследован фазовый, дисперсный и элементный состав продуктов коррозии в теплоносителе АЭС с РБМК-1000 при ведении различных ВХР.

Анализ представленных в литературе результатов исследований состава продуктов коррозии в теплоносителе АЭС [57] показал необходимость изучения влияния изменений ВХР на поведение продуктов коррозии, что может оказаться крайне важным при формировании радиационной обстановки. Для решения данной задачи автором выполнены сравнительные исследования оксидных пленок на сталях, формирующихся на различных участках КПТ на действующей АЭС с РБМК-1000 при ведении бескоррекционного и окислительного ВХР в конденсатном тракте, методами мессбауэровской спектроскопии и сканирующей электронографии. Для изучения влияния дозировки кислорода на фазовый состав взвешенных в теплоносителе продуктов коррозии выполнено их предварительное накопление на мембранах при ведении бескоррекционного и окислительного ВХР на АЭС с РБМК-1000. Для анализа поведения продуктов коррозии, включая их склонность к образованию отложений, автором отработана и внедрена на ряде АЭС методика дисперсионного анализа примесей теплоносителя, предварительно накопленных на фильтрационных мембранах с различным размером пор. Учитывая низкую чувствительность штатных химико-аналитических методик измерения концентраций радиационно-опасных продуктов коррозии на АЭС автором отработана методика измерений элементного состава дисперсных примесей теплоносителя АЭС с РБМК-1000 методом нейтронно-активационного анализа, с помощью которой измерены концентрации ряда важных микропримесей теплоносителя АЭС с РБМК-1000 [58].

На основании экспериментальных результатов исследования химического состава коррозионной среды и расчетного моделирования обоснована связь коррозионных повреждений переходников технологических каналов (ТК), опускных (ОТ) и водо-уравнительных трубопроводов (ВУТ) барабан-сепараторов (БС) с ведением ВХР, что использовано при разработке и внедрении мероприятий по устранению коррозионной повреждаемости на АЭС с РБМК [9-14,26-31,59].

14

Основные положения, вынесенные на защиту:

На защиту вынесены следующие основные положения диссертационной работы, являющиеся результатами выполненного комплекса работ по совершенствованию водно-химического режима для снижения коррозионной повреждаемости оборудования и трубопроводов АЭС с РБМК-1000:

- исследования коррозионной стойкости различных конструкционных материалов в условиях КПТ при различных ВХР, использованные при оптимизации ВХР и выборе конструкционных материалов,

- исследования фазового, дисперсионного и элементного состава продуктов коррозии в теплоносителе при ведении бескоррекционного и окислительного ВХР, использованные при оптимизации ВХР конденсатного тракта,

- исследования поведения перекиси водорода и других радиолитических примесей теплоносителя на различных участках КМПЦ, использованные для оценки возможности развития МКРПН аустенитных трубопроводов КМПЦ и разработки усовершенствованного ВХР,

- разработка, техническое обоснование и внедрение на энергоблоках РБМК-1000 технологии деаэрированного пуска для предотвращения МКРПН аустенитных трубопроводов КМПЦ.

Апробация работы и публикации

По теме диссертации опубликованы 23 научные работы и доклада, в которых отражено основное содержание диссертационной работы.

Основные положения и результаты исследований докладывались и обсуждались на научно-технических конференциях и семинарах:

Всесоюзная научно-техническая конференция. «Проблемы водно-химических режимов технологических контуров АЭС», г. Припять, 1983 г.,

Совещания ВАО АЭС по программе эксплуатационных показателей АЭС в 1992 г. в г. Праге, в 1997 г. на АЭС Богунице, в 1998, 2000 и 2002 г. в г. Москве,

15

Международный семинар экспертов МАГАТЭ по анализу эксплуатационной безопасности АЭС, г. Вена, Австрия, 20-24.11.1995,

Международный семинар экспертов МАГАТЭ по анализу аномальных событий на АЭС, связанных с коррозией, эрозионно-коррозионным износом и образованием отложений, г. Вена, Австрия, апрель 1996,

Научно-техническая конференция по опыту проведения дезактиваций на АЭС, 30.01-02.02.96, Курская АЭС, г. Курчатов,

8-я международная конференция по водно-химическим режимам АЭС, организованная Британским ядерным обществом, г. Борнмут, 2000 г.,

Научно-техническое совещание "Водно-химический режим действующих АЭС», г. Москва, ВНИИАЭС, 19-21 сентября, 2000 г.,

1-й международный семинар экспертов РГ-4 в рамках Внебюджетной программы МАГАТЭ (IAEA-EBP-IGSCC) по проблеме межкристаллитного коррозионного растрескивания на АЭС с РБМК, г. Сосновый Бор, 2000 г.,

2-й международный семинар экспертов РГ-4 в рамках Внебюджетной программы МАГАТЭ (IAEA-EBP-IGSCC), г. Висагинас, 2001 г.,

3-й международный семинар экспертов РГ-4 в рамках Внебюджетной программы МАГАТЭ (IAEA-EBP-IGSCC), г. Москва, ВНИИАЭС, 2001 г., международный семинар экспертов Внебюджетной программы МАГАТЭ (IAEA-EBP-IGSCC), г. Гундремминген и Филипсбург, 7-9 ноября 2001 г.,

2-я международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», ВНИИАЭС, 2001 г.,

Международная конференция по водно-химическим режимам АЭС, организованная Французским ядерным обществом, г. Авиньон, 2002 г.

16

105 ВЫВОДЫ

1 Разработан комплексный подход к оценке влияния водно-химического режима и химико-технологических операций на коррозионное состояние оборудования и трубопроводов при эксплуатации АЭС с РБМК-1000. В рамках данного подхода выполняется анализ и оптимизация водно-химического режима и химико-технологических операций для различных участков основного технологического контура теплоносителя в течение эксплуатационных режимов энергоблоков АЭС, а также совершенствование коррозионного контроля оборудования и трубопроводов при эксплуатации АЭС с РБМК-1000. Для реализации данного подхода разработаны и внедрены технические рекомендации:

- по оптимизацию ведения водно-химического режима КМПЦ и КПТ в энергетическом режиме,

- по технологии консервации КПТ на периоды стоянок,

- по технологии дезактивации КМПЦ.

В рамках совершенствование коррозионного контроля оборудования и трубопроводов при эксплуатации АЭС с РБМК-1000 разработана и используется методология оценки влияния ведения водно-химического режима и химико-технологических операций в течение продолжительных периодов эксплуатации на коррозионное состояние оборудования и трубопроводов АЭС с РБМК-1000, необходимая для оценки остаточного ресурса и обоснования продления срока эксплуатации.

2 Проведен комплекс коррозионных исследований различных конструкционных материалов в реальных условиях на действующей АЭС с РБМК-1000 с помощью индикаторных образцов. Получены сопоставимые результаты исследований коррозионной стойкости различных конструкционных материалов во всем температурном диапазоне КПТ (40-150°С). В результате сравнительных коррозионных исследований широкого спектра использующихся и перспективных конструкционных материалов разработаны рекомендации по выбору конструкционных материалов для изготовления оборудования и трубопроводов КПТ электростанций [42-44].

106

В результате сравнительных коррозионных исследований определена оптимальная концентрация кислорода в воде КПТ 0,1-0,2 мг/дм\ что использовано при опытно-промышленном опробовании окислительного ВХР на действующих АЭС с РБМК-1000 [48-51]. Согласно результатам коррозионных исследований скорость коррозии углеродистой стали при ведении окислительного ВХР в конденсатном тракте снижается в 7-8 раз [48,89,118].

3 В КПТ энергоблока АЭС с РБМК-1000 [48-49] проведены экспериментальные исследования стояночной коррозии конструкционных материалов. Скорость стояночной коррозии трубопроводов из углеродистой стали на начальном участке КПТ оказалась на порядок выше эксплуатационной, что потребовало разработки технологии консервации КПТ на период продолжительных стоянок. Разработанная технология нитритной консервации обеспечила снижение скорости коррозии углеродистой стали в 2-9 раз даже по сравнению с энергетическим режимом. Разработана Типовая программа предремонтной пассивации внутренних поверхностей оборудования и трубопроводов конденсатно-питательного тракта АЭС с РБМК-1000 (РД ЭО 023600) [66].

4 Разработана методика отбора проб теплоносителя и обработки данных результатов аналитических измерений, позволившая в условиях действующей АЭС при работе реактора на мощности определить кинетику разложения перекиси водорода и ее распределение в КМПЦ [52], использованные для оценки коррозионной агрессивности теплоносителя и разработки корректирующих мероприятий [16-31].

5 Для оценки влияния дозировки кислорода в турбинный конденсат на радиационную обстановку у реакторного оборудования при стоянках проведены экспериментальные исследования фазового, дисперсионного и элементного состава взвешенных в теплоносителе продуктов коррозии, предварительно накопленных на мембранах, при ведении бескоррекционного и окислительного ВХР на АЭС с РБМК-1000.

107

Для анализа поведения продуктов коррозии, включая их склонность к образованию отложений, отработана и внедрена на АЭС методика дисперсионного анализа примесей теплоносителя с помощью фильтрационных мембран с различным размером пор. Отработана методики прецизионных измерений элементного состава дисперсных примесей теплоносителя АЭС с РБМК-1000 методом нейтронно-активационного анализа для измерения концентраций микропримесей теплоносителя АЭС с РБМК-1000 [58]. Исследования форм существования примеси ПК в теплоносителе свидетельствуют о благоприятном изменении фазового и дисперсионного состава при организации окислительного ВХР в конденсатном тракте АЭС с РБМК-1000.

6 На основании экспериментальных результатов исследования химического состава коррозионной среды и расчетного моделирования в рамках настоящего исследования обоснована связь коррозионных повреждений переходников технологических каналов, опускных и водо-уравнительных трубопроводов барабан-сепараторов с ведением ВХР, что использовано при разработке и внедрении мероприятий по устранению коррозионной повреждаемости на АЭС с РБМК [9-14,26-31,59].

7 На основании результатов анализа процессов трещинообразования по механизму межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением в сварных соединениях аустенитных трубопроводов разработаны техническое обоснование и программа опытно-промышленного опробования технологии деаэрированного пуска АЭС с РБМК-1000 [116]. Промышленно отработанная на АЭС с РБМК-1000 под научным руководством автора технология деаэрированного пуска обеспечила предотвращение коррозионного растрескивания сварных соединений аустенитных трубопроводов в течение наиболее опасных в данном отношении периодов эксплуатации.

108

8 Для исключения таких негативных последствий штатных химических дезактиваций КМПЦ, как значительный объем отходов и затраты реагентов, а также коррозия оборудования и трубопроводов разработана типовая отраслевая программа опытно-промышленного опробования технологии малореагентной азотно-щавелевокислой дезактивации. Опробование данной технологии на Смоленской АЭС подтвердило ее достаточно высокую эффективность при отсутствии существенной коррозии и большого количества отходов. На основании анализа положительных результатов опробования рассматриваемой технологии дезактивации разработана «Типовая технология малореагентной азотно-щавелевокислой дезактивации КМПЦ АЭС с РБМК-1000» [72].

9 Результаты диссертационного исследования внедрены на АЭС и использованы при разработке отраслевой нормативной документации: стандарт СТП Э0-0005-01 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем АЭС с РБМК-1000» [64]; проект стандарта РФ "Водно-химический режим атомных электрических станций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества водного теплоносителя основного технологического контура и воды контура системы управления и защиты реактора» [65];

Программа опытно-промышленного опробования деаэрации водного теплоносителя в период гидравлических испытаний КМПЦ и в процессе пуска энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000» (4.016ПМ) [116];

РД 30-0143-99 «Положение о годовых отчетах по оценке состояния безопасности при эксплуатации энергоблоков АЭС» [73];

РД ЭО 0236-00 «Типовая программа предремонтной пассивации внутренних поверхностей оборудования и трубопроводов КПТ АЭС с РБМК-1000» [66];

Типовая технология малореагентной азотнощавелевокислой дезактивации КМПЦ энергоблока АЭС с реактором РБМК-1000» [72];

РД ЭО-0152-99 «Основные положения организации отраслевой информационной системы по опыту эксплуатации атомных станций» [119].

109

Методология и критерии оценки ведения ВХР регламентированы отраслевой нормативной документацией (РД ЭО-0143-99) [73] и ежегодно используются при оценке безопасности эксплуатации всех АЭС России [120].

110

1. V.Mamet, V.Yurmanov. Present status and recent improvements of water chemistry at WWER and RBMK plants. BNES8. Bournemouth 22-26.10.00. Proc. . V.l. P. 373-378.

2. V.Mamet, V.Yurmanov. Water chemistry at RBMK plants: Problems and solutions. SFEN. Avignon. 22-26.04.02. Proc.

3. Leningrad Nuclear Power Plant. A general Description. Leningrad NPP (Russia) STUK (Finland). 1994.

4. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат. 1980. 256 с.

5. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года» . Май 2002 г.

6. Стратегия развития ядерной энергетики в первой половине XXI века".

7. Федеральная целевая программа на 2002-2005 годы и на период до 2010 года "Энергоэффективная экономика", подпрограмма "Безопасность и развитие атомной энергетики".

8. Энергетическая стратегия в период реформ. Вестник концерна «Росэнергоатом» .2002. №10/34.

9. Report of the Safety Assessment Group: Mitigation of Intergranular Stress Corrosion Cracking in austenitic stainless steel piping of RBMK reactors Programme proposal, IAEA-EBP-IGSCC-P03, Vienna, 1999.

10. Programme Status update for the Steering Committee November 2000, IAEA-EBP-IGSCC-06, Vienna, 2001.

11. Programme Status update for the Steering Committee November 2000, IAEA-EBP-IGSCC-012, Vienna, 2001.

12. Minutes of the 1st meeting of the Programme's Steering Committee, IAEA-EBP-IGSCC-Ol, May 2001, Vienna, 2001.

13. Minutes of the 2nd meeting of the Programme's Steering Committee, IAEA-EBP-IGSCC-07, Vienna, 2001.

14. Minutes of the 3rd meeting of the Programme's Steering Committee, IAEA-EBP-IGSCC-14, Vienna, 2001.

15. Minutes of the 1st meeting of the Programme's Working Group 4 on Water Chemistry and Decontamination, IAEA-EBP-IGSCC-05, Vienna, 2001.

16. Minutes of the 2nd meeting of the Programme's Working Group 4 on Water Chemistry and Decontamination, IAEA-EBP-IGSCC-11, Vienna, 2001.112

17. Minutes of the 3rd meeting of the Programme's Working Group 4 on Water Chemistry and Decontamination September 2001, IAEA-EBP-IGSCC-16, Vienna, 2001.

18. Workshop on Water Chemistry Monitoring (Gundremmingen and Philipsburg NPPs), IAEA-EBP-IGSCC-40, Vienna, 2001.

19. IAEA Extrabudgetary Program on Mitigation of Intergranular Stress Corrosion Cracking in RBMK Reactors Final Report of the Programme's Working Group 4 on Water Chemistry and Decontamination. IAEA-EBP-IGSCC-24, Vienna, 2002.

20. Root causes / Ulla Ehrnsten. Seminar on the results of the IAEA Extrabudgetary Programme on Mitigation of Intergranular Stress Corrosion Cracking in RBMK Reactors 18-20 September, Vienna, 2002.

21. Water Chemistry and Decontamination / U.Staudt and A.Roberts. Seminar on the results of the IAEA Extrabudgetary Programme on Mitigation of Intergranular Stress Corrosion Cracking in RBMK Reactors 18-19 September, Vienna, 2002.

22. V.A.Yurmanov, V.F Tiapkov, V.A.Mamet Water Chemistry Level Characteristic of NPP with VVER and RBMK Reactors. Report on PERFORMANCE INDICATOR WORKING GROUP MEETING WANO. 17-18 March 1992, Prague.

23. WANO Performance Indicators Definitions IG 19.1 Annex 1 Detailed descriptions. June 30, 1998.

24. WANO Performance Indicators. PI Definitions. 4/4/2002.113

25. Minutes of PIWG Meeting 26-27 February 1998, WANO Moscow Centre. Памятная записка рабочей встречи по уточнению новых предложений и определению показателей работы энергоблоков АЭС. Москва, Россия, 26-27 февраля 1998 г. Московский центр В АО АЭС.

26. Отчет Атлантского центра В АО АЭС о положительных результатах реализации Программы «Эксплуатационные показатели АЭС», GP002/96.

27. V.Yurmanov "TOPICAL STUDIES OF RUSSIAN NPPs OPERATIONAL EVENTS CONNECTED WITH WATER CHEMISTRY PROBLEMS". Report on IAEA Tech. Conf. "Operational Safety Experience Feedback: National Topical/Generic Studies", Vienna, Austria, 20-24 November 1995.

28. V.Yurmanov, Yu.M.Shestakov, V.M.Vitkov "EXPERIENCE OF SOVIET-DESIGNED NUCLEAR POWER PLANTS IN 1991-1995". Report on IAEA Tech. Conf. "Operational Safety Experience Feedback: National Topical/Generic Studies", Vienna, Austria, 20-24 November. 1995.

29. IAEA-J4-CS-12/97 Corrosion, Erosion and their Product Sedimentation: IRS Lessons. Rep.of Consultant Meeting. Vienna. 21-27 April. 1997.

30. IAEA-J4-CS-13/97. Topical study on IRS Events Involving Foreign Material Intrusions in Reactor System. Rep.of Consultant Meeting. Vienna. 14-18 April. 1997.

31. Герасимов В.В. Коррозия реакторных материалов. М.: Атомиздат. 1980.

32. Маргулова Т.Х., Мамет В.А., Тяпков В.Ф., Юрманов В.А. О возможности отказа от стали 08Х18Н10Т в системе ПНД одноконтурных АЭС // Теплоэнергетика. 1983. №10. С.65-66.

33. Маргулова Т.Х., Зорин В.М., Тяпков В.Ф., Юрманов В.А. О водно-режимной схеме АЭС с РБМК-1500 // Теплоэнергетика. 1983. №12. С.7-11.

34. Маргулова Т.Х., Мамет В.А., Юрманов В.А., Тяпков В.Ф. О водно-режимной схеме АЭС с РБМК // Совершенствование уровня эксплуатации АЭС. Сб. статей. М: Энергоатомиздат. 1989. С.248-263.

35. Временные указания по организации нейтрально-кислородного водного режима на энергоблоках сверхкритического давления. М.: Союзтехэнерго. 1981

36. Маргулова Т.Х., Акользин П.А., Разумовская Е.Д. О концентрациях газообразного кислорода при дозировании его в конденсат энергоблоков СКД // Теплоэнергетика. 1983. №7. С.3-5.114

37. Жимерин Д.Т. Об итогах внедрения нейтрального кислородного водного режима на энергоблоках сверхкритического давления // Теплоэнергетика. 1984. №12. С.71-72.

38. Исследование влияния кислорода на коррозионную стойкость перлитной стали в конденсатном тракте АЭС / В.А.Мамет, В.А.Юрманов и др. // Атомные электрические станции. Сб. статей под ред. Л.М.Воронина. Вып. 11. М: Энергоатомиздат. 1989. С.116-121.

39. Результаты опытно-промышленного внедрения водного режима с дозированием кислорода в конденсат энергоблока №3 Курской АЭС /

40. B.А.Гашенко, В.Ф.Тяпков, В.А.Юрманов и др. // Сб. тезисов докладов научно-технического совещания «Водно-химический режим действующих АЭС». Москва. ВНИИАЭС. 19-21.09.2000. С.29-31.

41. Маргулова Т.Х., Мамет В.А., Федулова Е.В., Юрманов В.А. Содержание перекиси водорода и радиолитических газов в теплоносителе АЭС с РБМК-1000 при работе на мощности // Теплоэнергетика. 1985. №8. С.56-58.

42. Мамет В.А., Юрманов В.А., Заболотных В.Л. Поведение перекиси водорода в контуре охлаждения каналов СУЗ реактора РБМК // Теплоэнергетика. 1986. №3.1. C.45-46.

43. Крутиков П.Г., Л.И.Лошкова, А.К.Медников. Химико-технологические режимы вспомогательных контуров АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1983.

44. Маргулова Т.Х., Шавлова Т.С., В.С.Кузнецов и др. Методика определения микроколичеств перекиси водорода. Теплоэнергетика. 1977. №4. С.91.115

45. Лукашенко М.Л., Милаев А.И., Тевлин С.А. Математическая модель радиолиза воды в условиях активной зоны РБМК. Атомная энергия. Т.72. Вып.6. Июнь 1992. С.570-575.

46. Брусов К.Н., Крутиков П.Г., Осминин B.C., Чекмарев A.M. Продукты коррозии в контурах атомных станций. М.: Энергоатомиздат. 1988.

47. Дисперсионный анализ продуктов коррозии в теплоносителе одноконтурной АЭС / В.А.Юрманов, В.А.Мамет и др. // Атомные электрические станции. Сб. статей под ред. Л.М.Воронина. Вып.Ю. М: Энергоатомиздат. 1988. С.125-134.

48. РБ Г-12—43-97. Водно-химический режим атомных станций. Основные требования безопасности. 1997.

49. ОСТ 95743-79 «Качество теплоносителя атомных электростанций с реакторами типа РБМК, средства его обеспечения и контроля». ГР №1149 от 22.10.79.

50. Типовой технологический регламент по эксплуатации АЭС с реактором РБМК-1000. НИКИЭТ.

51. Стандарт предприятия СТП ЭО 0005-01. "Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем АЭС с РБМК-1000». Концерн "РОСЭНЕРГОАТОМ". 2001.

52. Проект стандарта РФ. "Водно-химический режим атомных электрических станций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества водного теплоносителя основного технологического контура и воды контура системы управления и защиты реактора». 2002.116

53. РД ЭО 0236-00. "Типовая программа предремоитной пассивации внутренних поверхностей оборудования и трубопроводов КПТ АЭС с РБМК-1000". Концерн "РОСЭНЕРГОАТОМ". 2002.

54. BWR Water Chemistry Guidelines 1993 Revision, EPRI, Febr. 1994.

55. Cowan R.L. "BWR Water Chemistry . A Delicate Balance" BNES8, Bournemouth 22-26.10.00, Proc., V.l.

56. BWR Water Chemistry Strategies for Simultaneously Minimizing Fuel Clad Corrosion, Mitigating IGSCC, and Minimizing Shut Down Dose Rate /R.L.Cowan et al/. ENS'98. Nice, France, Oct. 1998. P.25-28.

57. РД 0047-95. Дезактивация оборудования КМПЦ на АЭС с РБМК.

58. Анализ опыта проведения дезактиваций КМПЦ на АЭС с реакторами РБМК / В.А.Юрманов, Ю.Н.Филимонцев, В.Ф.Тяпков и др. // Доклады научно-технической конференции по опыту проведения дезактиваций на АЭС, 30.0102.02.96, Курская АЭС, г. Курчатов.

59. Типовая технология малореагентной азотнощавелевокислой дезактивации КМПЦ энергоблока АЭС с реактором РБМК-1000. Концерн "РОСЭНЕРГОАТОМ". 2002.

60. РД ЭО-0143-99. "Положение о годовых отчетах по оценке состояния безопасности при эксплуатации энергоблоков АЭС". ВНИИАЭС. 1998.

61. Юрманов В.А., Богданов Н.И. О влиянии деаэрации питательной воды на стационарную концентрацию кислорода в реакторной воде РБМК-1000 // Теплоэнергетика. 1985. №6. С.65-66.

62. О совершенствовании системы химической коррекции водного теплоносителя АЭС/ В.Н.Фатеев, В.П.Пахомов, В.А.Юрманов В.А. и др. // Теплоэнергетика. 1993. №2. С.59-61.

63. Мамет В.А., Тяпков В.Ф., Белянин B.C., Юрманов В.А. Измерения окислительно-восстановительного потенциала для оценки поведения соединений железа в конденсатно-питательном тракте АЭС // Теплоэнергетика. 1979. №12. С.23-26.

64. Поведение газовых и органических примесей в теплоносителе АЭС с РБМК / В.А.Мамет, В.А.Юрманов и др. // Теплоэнергетика. 1982. №7. С.14-17.117

65. Сравнение расчетных и экспериментальных концентраций железа в пароводяном контуре АЭС с РБМК-1000 / В.А.Мамет, В.А.Юрманов и др. // Атомные электрические станции. Сб. статей под ред. Л.М.Воронина. Вып.5. М: Энергоатомиздат. 1983. С. 107-110.

66. Эффективность применения нейтрально-кислородного водно-химического режима при эксплуатации АЭС с кипящим корпусным реактором /Е.П.Ананьев, А.Б.Андреева, А.И.Забелин и др. Атомная энергия. 1982. Т.52. Вып.1. С.10-14.

67. Забелин А.И., Андреева А.Б. Водно-химические режимы и выбор конструкционных материалов АЭУ. Сб. тр. Всесоюзной конференции «Проблемы водно-химических режимов технологических контуров АЭС». Припять. 13-16 сентября 1983 г. М.: ВНИИАЭС. 1984. С.200-211.

68. Исследование дозирования перекиси водорода в конденса одноконтурного энергоблока Белоярской АЭС / Т.Х.Маргулова, Г.А.Щапов, Н.И.Груздев и др. -Теплоэнергетика. 1977. №10. С.76-77.

69. Груздев Н.И., Щапов Г.А. и др. Поведение продуктов коррозии в системе кипящего ядерного энергетического реактора канального типа одноконтурной АЭС. Теплоэнергетика. 1977. №1. С.70.

70. Тяпков В.Ф, Андропова Г.А. Определение концентрации железа в конденсате АЭС с РБМК методом накопления // Теплоэнергетика. 1983. №7. С.71-72.

71. Коррозионное поведение углеродистой стали в кислородсодержащей воде высокой чистоты / В.Н.Белоус, А.И.Громова, А.Н.Толстых и др. // Теплоэнергетика. 1983. №12. С.58-59.

72. Effect of dissolved oxygen in carbon steel corrosion in pure water //M.Matsudairu, M.Suzuki, Y.Sato et. al. // Boshcku gijwsu. Corrosion Engng. 1979. Vol.29. N.l.P.32-37.118

73. Колотыркин Я.М., Флорианович Г.М. Теоретические аспекты и экспериментальное обоснование метода кислородной защиты оборудования в энергетике // Теплоэнергетика. 1985. №6. С.2-7.

74. Resch G. Einflug der Saerstoffkonzentration auf die Bestandigkeit von Stahl in wasseringen losung Sonderheft//YGB-Speiswassertagung. 1969. S.17-22.

75. Мамет B.A. О применении нейтрально-кислородного режима на АЭС. Теплоэнергетика. 1986. №3. С.64.

76. Hersleb G. Spannungstiskkorrosion von sensibilisierten austenischen chrom-nickel Stahl 5CrNil9-9 reinwasser bei erhehten Temperaturen // VGB-Kraftwerkstechnik. 1982. H.64. N2. S.138-145.

77. Займовский A.C, Никулина A.B., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М.: Энергоиздат. 1981. С. 163.

78. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. М.: Атомиздат. 1973. 327 с.

79. Кабакчи С.А., Пикаев А.К. Методы расчета газовыделения и оценки взрывоопасности радиационно-химических аппаратов с водяным теплоносителем или биологической защитой. М.: Энергоиздат. 1981. 50 с.

80. Ален А.О.Радиационная химия воды и водных растворов. М.: Госатомиздат. 1963.203 с.

81. Jenks G.H. Effects of reactor operation on HFIR coolant. ORNL-3848. Oak Ridge National Laboratory. Oct. 1965.

82. Спинке Дж., Вудс P. Введение в радиационную химию. М.: Атомиздат. 1967. 408 с.

83. Uchida Sh., Asakura Y. et. al. // J. Nucl. Sci. Techn. 1983. V.20. N6. P.414-421.119

84. Коррозионные отложения и их удаление с теплообменных поверхностей реакторов типа РБМК / И.А.Варовин, А.П.Еперин, Е.А.Константинов и др. Н Атомные электрические станции. М.: Энергоатомиздат. 1985. Вып.8. С.84-86.

85. Ishigure К./ Kawaguchi М. // IAEA Meet, on Influence of Water Chemistry on Fuel Element Cladding Behavior in Water Cooled Power Reactors. Leningrad, USSR 610 June 1983.

86. Поведение окислов железа в контуре АЭС с РБМК-1000 / В.А.Мамет, В.А.Юрманов и др. // Теплоэнергетика. 1979. №12. С.53-55.

87. The Effect of Deaeration During ВWR Startup on Stress Corrosion Cracking of Stainless Steel, EPRI NP-4276-LD, September 1985.

88. Stellwag В. et al. Investigations into Alternatives to Hydrogen Water Chemistry in BWR Plants. Proc. Int. Conf. JAIF98. Kashiwazaki. 1998.

89. Mitigation Effect of Alkaline Water Chemistry upon IGSCC of Sensitized 304 SS. Y.Wada et al. Journal of Nuclear Science and Technology. Vol.38. №8. P.621-632 (August 2001).

90. Kritsky V.G., Styzkin P.S., Berezina I.G., Belous V.N., Kovalev S.M., Korchemkina I.V., Malashkin S.Yu., Alemaskina E.A., Tiapkov V.F. Corrosion monitoring system. 3rd WG4 meeting in frame of IAEA EBP IGSCC RBMK. VNIIAES, Moscow, Russia, 13-14.09.2001

91. Cowan R. et al. "Electrochemical Potential Monitoring in Boiling Water Reactors". Japan. International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. Oct. 1998.

92. Moglichkeiten einer alternativen Wasserchemie in SWR Anlagen // M.Lasch, U.Ulg, K.H.Kienberger. 2001.

93. ECP-Messungen in der SWR-Anlage Gundremmingen // M.Lasch, M.Trobitz, W.Straub. 2001.120

94. Renewal of Austenitic Stainless steel piping in German BWRs 11 U.Ulg. IAEA Reg. Training Course. Oct. 18, 2001, Karsruhe.

95. Белоус B.H., Шутько К.И. Межкристаллитное растрескивание аустенитных сталей в кипящих реакторах ФРГ. Атомная техника за рубежом. 2000. №7. С.9-16.

96. Изотопы. Свойства, получение, применение. М : ИздАТ. 2000.

97. Чабак А.Ф. Возможности использования новых комплексных соединений металлов при корректировке теплоносителя АЭС. Сб.докладов 2й Всероссийской конференции «Физико-химические процессы при селекции атомов и молекул», 23.09-03.10.1997 г., г. Звенигород.

98. Инструкция по техническому контролю коррозионного состояния оборудования и трубопроводов АЭС с РБМК с помощью индикаторных образцов. Проект РД. ФГУДП ВНИИАЭС. 2002.

99. Коррозионное состояние конденсатного тракта АЭС с РБМК в период стоянки / Т.Х.Маргулова, В.А.Мамет, В.А.Юрманов и др. // Теплоэнергетика. 1985. №6. С.14-16.

100. Сводные отчеты по состоянию эксплуатационной безопасности энергоблоков атомных электростанций за 1991-2001 г. ВНИИАЭС. 1992-2002.