Выбор типа будущих атомных электрических станций (АЭС

ОСОБЕННОСТИ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА И
ПРОБЛЕМЫ КОРРОЗИОННОЙ ЗАЩИТЫ НА АЭС С
РЕАКТОРАМИ НА СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРАХ
В.А.Юрманов, В.Н.Васина, Е.В.Юрманов, В.Н.Белоус
НИКИЭТ имени Н.А. Доллежаля, Москва, Россия
АННОТАЦИЯ
В докладе рассмотрены основные принципы и подходы к организации
водно-химического режима для атомных электростанций нового поколения
с реакторами на сверхкритических параметрах воды. Представлены
рекомендации к организации водно-химического режима на основе опыта
тепловой энергетики с энергоблоками сверхкритического давления, а также
эксплуатации канальных кипящих реакторов АМБ-1 и АМБ-2 Белоярской
АЭС с использованием ядерного перегрева пара до температуры 510-550ºС.
ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ
Выбор типа будущих атомных электрических станций (АЭС) будет
определяться следующими требованиями, включая:
- обеспечение безопасности,
- низкие капитальные затраты (менее $1000/1 кВт-ч),
- приемлемые решения по экологии,
- экономичность.
В определенной степени перечисленным выше требованиям
удовлетворяют ряд перспективных реакторов, включая охлаждаемые натрием
быстрые реакторы, а также реакторы с быстрым или безрезонансным спектром
нейтронов, охлаждаемые водой сверхкритических параметров (СКП).
Последние из указанных включены в перечень реакторов 4 поколения.
Реализация проточной схемы охлаждения реактора без парогенераторов
обеспечивает повышение КПД до 44-48% по сравнению с лучшими в данном
отношении действующими АЭС (не более 33%). Вода СКП (при давлении
более 22,12 МПа и температуре более 374,30С) является однофазной средой,
свойства которой существенно зависят от температуры. Тепло от реактора
отводится, в основном, в области псевдокритической температуры, которая
соответствует максимуму теплоемкости. Для давления 25 МПа эта температура
составляет 3850С.
ХАРАКТЕРИСТИКА ЭНЕРГОБЛОКОВ №1 И №2 БЕЛОЯРСКОЙ АЭС
Белоярской АЭС накоплен уникальный опыт эксплуатации реакторов с
ядерным перегревом пара. На рисунках 1 и 2 приведены принципиальные
тепловые схемы энергоблоков №1 и № 2 Белоярской АЭС, которые были
включены в энергосистему в 1964 и 1967 годах, соответственно.
Рисунок 1 - Принципиальная тепловая схема энергоблока №1 Белоярской АЭС
1 – реактор; 2 – испарительный канал; 3 – пароперегревательный канал;
4 – барабан-сепаратор; 5 – испаритель; 6 и 7 – первая и вторая ступени
экономайзера, соответственно; 8 – циркуляционный насос; 9 – бак аварийного
расхолаживания; 10 – насос технологического конденсатора, 11 – конденсатор; 12 –
технологический конденсатор; 13 – турбогенератор; 14 – конденсатоочистка; 15 –
регенеративные подогреватели низкого давления; 16 – регенеративные
подогреватели высокого давления; 17 – теплообменник
Рисунок 2 - Принципиальная тепловая схема энергоблока №2 Белоярской АЭС
На энергоблоке №1 Белоярской АЭС вода с температурой 3000С и
давлением 15,2 МПа поступает в рабочие каналы реактора, откуда пароводяная
смесь направляется в барабан-сепаратор. Насыщенный пар второго контура из
испарителя с давлением 10,8 МПа направляется в пароперегревательные
каналы реактора, где нагревается до температуры 500-5500С. Затем перегретый
пар подается на турбину мощностью 100 МВт типа К-100-90. Опыт работы
энергоблока №1 Белоярской АЭС показал, что радиационная безопасность
может быть обеспечена и при реализации одноконтурной схемы. По опыту
энергоблока №1 выполнен одноконтурный энергоблок №2 Белоярской АЭС с
ядерным перегревом пара и электрической мощностью 200 МВт, оснащенный
двумя турбинами типа К-100-90 [1-3].
ПОДАВЛЕНИЕ РАДИОЛИЗА ВОДЫ В РЕАКТОРАХ ЭНЕРГОБЛОКОВ
№1 И №2 БЕЛОЯРСКОЙ АЭС
Специально проведены исследования по эффективности подавления
радиолиза воды водородом в реакторе в период парообразования, а также
возможность подавления радиолиза пара водородом в пароперегревательных
каналах реактора.
Пробы воды и пара отбирались из барабан-сепаратора и с напора главных
циркуляционных насосов (ГЦН). При проведении исследований пробы для
анализа также отбирались на входе и выходе из пароперегревательных каналов.
Для определения количества водорода, необходимого для подавления
радиолиза воды и пара, перед началом рассматриваемого эксперимента
прекращено дозирование аммиака в питательную воду, использовавшегося для
поддержания необходимого водородного показателя рН и для подавления
радиолиза воды, образующегося при частичном разложении аммиака. В период
16-18.06.65 в насыщенном паре сепаратора концентрация водорода составляла
45-88 нмл/кг. В циркуляционной воде на напоре ГЦН концентрация
растворенного в воде водорода находилась в диапазоне 2,75-12,8 нмл/кг.
Несмотря на избыток водорода, концентрация кислорода в газовой фазе
составляла в начале эксперимента 2,28 мг/дм3, а затем снизилась до 0,1 мг/дм3.
Концентрация растворенного кислорода в контурной воде на напоре ГЦН не
превышала 0,01-0,03 мг/дм3 [3-5].
На втором этапе изучался радиолиз пара в пароперегревательных каналах
и возможность его подавления за счет повышения концентрации водорода. В
процессе экспериментов в период 01-07.07.65 концентрация водорода в паре
составляла 1,2-6,2 нмл/кг, а в циркуляционной воде - 1,2-1,8 нмл/кг.
Концентрация кислорода в паре не превышала 0,15 мг/кг, а в циркуляционной
воде находилась на уровне 0,02 мг/дм3. Полученные результаты
свидетельствуют об эффективном подавлении радиолиза воды [4-6].
Дополнительно были проведены исследования на уровне мощности
реактора около 60% от номинальной, при этом параметры пара составляли:
давление 8,5 и 6,5 MПа и температура 297,70С и 3950С на входе и на выходе
пароперегревательных каналов, соответственно.
В пароперегревательных каналах при давлении 12,5 МПа и температуре
172 С концентрация водорода составляла 20-45 нмл/л. При этом концентрация
кислорода в насыщенном паре составляла около 0,01 мг/кг, а в перегретом паре
на выходе из пароперегревательных каналов - около 0,1 мг/дм3 [1-6].
Результаты исследований показывают, что концентрация кислорода
снижается на выходе из пароперегревательных каналов до 0,03 мг/кг лишь при
концентрации водорода 45 нмл/кг. В эжекторе турбины парогазовая смесь
состоит из водорода (62-65%) и кислорода (8-10 %) при концентрации водорода
в паре 40-45 нмл/кг. В связи с этим возникает необходимость разбавления
данной смеси воздухом до взрывобезопасной, т.е. до снижения объемной доли
водорода менее 2-3 % [7].
Уран-графитовый кипящий реактор энергоблока №2 Белоярской АЭС
работал по одноконтурной тепловой схеме: генерируемый в реакторе пар
направляется непосредственно в турбину, а конденсат этого пара служит
основной составляющей питательной воды реактора. Водный режим должен
был обеспечивать минимальные отложения на поверхности ТВС и
минимальную
скорость
коррозии
конструкционных
материалов
технологического контура при сочетании различных конструкционных
материалов, включая аустенитную сталь 08Х18Н10Т, перлитную сталь и
медный сплав МНЖ-5-1, которые заменили в последствии на аустенитную
сталь [1-5].
Основная трудность обеспечения водного режима данных реакторов
связана с необходимостью надежного управления процессами радиолиза
теплоносителя. Газообразные молекулярные продукты радиолиза водного
теплоносителя (водород и кислород) с паром поступают в турбину, затем с
отборным паром направляются в регенеративный подогреватель высокого
давления (ПВД), вызывая усиленную коррозию пароводяного тракта [5].
На энергоблоке №2 Белоярской АЭС проводились исследования по
изучению кинетики радиолиза воды, радиолитического разложения
дозируемого в питательную воду аммиака, образования нитритов и нитратов
теплоносителе. При этом изучены способы подавления радиолиза воды и
удаления радиолитического кислорода. Опыты проводились в широком
диапазоне изменения мощности реактора от 45 до 130 МВт [5].
На энергоблоке №2 проводилась гидразин-аммиачная обработка
питательной воды, применение которой в данных условиях связано с
определенными недостатками. Под действием излучения в активной зоне
реактора присутствующий в теплоносителе аммиак разлагается на азот и
водород c образованием нитритов и нитратов. Количество нитратов возрастает
пропорционально мощности реактора и при 130 МВт их концентрация
достигает 1,24 мг/дм3. Результаты исследований показали, что образование
нитратов в таком количестве не оказывает значительного влияния на
водородный показатель рН теплоносителя [5].
0
ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ БЛОКОВ №1 И №2 БЕЛОЯРСКОЙ АЭС
В технологических контурах энергоблоков №1 и №2 Белоярской АЭС
используются различные конструкционные материалы. На блоке №2 доля
поверхностей из коррозионно-стойкой стали (каналы, реакторные
трубопроводы и сепарационные устройства в БС) составляет 22%, а 78%
приходятся на перлитную сталь, латунь и мельхиор. Подавление радиолиза в
контуре испарительных каналов блока №1 достигается дозировкой аммиака. На
блоке №2 это не допустимо из-за коррозии трубок конденсаторов и ПНД,
поэтому для связывания радиолитического кислорода в паре изначально
дозировался гидразингидрат, а с 1972 г. применялся нейтральный
бескоррекционный ВХР, что снизило отложение на ТВС. В таблицах 1 и 2
представлены нормы качества воды и пара энергоблока №2, а также
фактические данные по качеству теплоносителя в периоды нормальной
эксплуатации.
Таблица 1 - Нормы качества воды и пара энергоблока №2 Белоярской АЭС
Таблица 2 - Фактические данные по качеству теплоносителя при эксплуатации
энергоблока №2 Белоярской АЭС
Согласно результатам сравнения данных таблиц 1 и 2 нормируемые
показатели качества теплоносителя в периоды нормальной эксплуатации
находились в пределах заданных норм водно-химического режима [1-10].
ОПЫТ ВЕДЕНИЯ ВОДНОГО РЕЖИМА НА БЛОКАХ СКД ТЭС
Опыт совершенствования водного режима тепловых электростанций
(ТЭС) с энергоблоками сверхкритического давления (СКД) показал, что
применение подщелачивающих реагентов значительно усложняет организацию
водного режима, но не обеспечивает исключения роста отложений на
теплонапряженных трубах котлов. ЭНИН им. Г.М.Кржижановского в 1970-х
годах разработан и внедрен нейтрально-кислородный водный режим (НКВР),
показавший по сравнению с ранее применявшимся гидразин-аммиачным ВХР
(ГАВР) значительные преимущества, включая снижение коррозии и
отложений, а также экологические аспекты [6-7].
Основные достижения при внедрении НКВР на ТЭС включают:
- снижение отложений в радиационных поверхностях нагрева;
- увеличение межпромывочного периода котлов (вплоть до прекращения
проведения эксплуатационных промывок);
- повышение надежности работы трубных систем котла;
- уменьшение интенсивности эрозионно-коррозионного износа (ЭКИ)
входных участков змеевиков ПВД со стороны воды;
- увеличение продолжительности фильтроциклов фильтров смешанного
действия (ФСД) блочной обессоливающей установки (БОУ);
- сокращение потребления реагентов;
- сокращение объема сбросных вод.
Основные условия успешной реализации НКВР:
- глубокое обессоливание конденсата до удельной электропроводимости
менее 0,15 мкСм/см;
- исключение применения медьсодержащих сплавов для изготовления
теплообменного оборудования конденсатно-питательного тракта и тщательная
предварительная отмывка от медьсодержащих отложений;
- исключение попадания потенциально кислых органических загрязнений,
а также выноса фильтрующих материалов БОУ в пароводяной тракт;
- обеспечение плотности конденсаторов турбин;
- внедрение системы химико-технологического мониторинга и
автоматизация дозирования кислорода.
Возможные проблемы при внедрении НКВР включают:
- усиление окалинообразования металла пароперегревательных
поверхностей с выносом мелкодисперсных (5–50 мкм) железноокисных частиц;
- усиление коррозии под напряжением аустенитных сталей труб
пароперегревателей в присутствии хлорид-иона в воде;
- усиление эрозионного износа проточной части ЦВД и ЦСД турбины;
- усиление коррозии змеевиков пароохладителей ПВД.
Условия минимизации указанных негативных явлений включают:
- удаление неконденсирующихся газов из теплообменников;
- работа деаэратора с открытым выпаром;
- дозирование кислорода на всас КЭН 2 ступени и бустерного насоса.
ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ ЭНЕРГОБЛОКА С РЕАКТОРОМ
ВГЭРС НА СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРАХ
На
стадии
проектирования
прямоточного
водо-графитового
энергетического реактора со сверхкритическими параметрами (ВГЭРС) со
сверхкритическими параметрами пара (24,5 МПа, 540ºС) необходим
тщательный выбор реакторных материалов в связи с большим сроком
эксплуатации (60 лет). При проектировании целесообразно полное исключение
медьсодержащих сплавов и применение титанового конденсатора для
обеспечения его надежной плотности. Кроме этого необходимо исключить
рост отложений на ТВС и в проточной части турбины (ЦСД и ЦВД) за счет
минимизации поступления в теплоноситель продуктов коррозии и кремниевой
кислоты. От выбора ВХР реактора на сверхкритических параметрах зависит
состав отложений в узкой проточной части турбины - заведомо слабом
элементе схемы для прямоточного реактора (рисунок 3). Приоритет отдается
теплоносителю с высокой чистотой воды за счет повышения требований к
качеству добавочной воды водоподготовительной установки (ВПУ). В данных
условиях наиболее приемлем нейтральный бескоррекционный ВХР с
обессоливанием полного потока конденсата турбины на установке
конденсатоочистки [7-10].
Организация нейтрально-кислородного водного режима (НКВР) с
дозированием кислорода в конденсат до концентрации на уровне 200 мкг/дм3
приведет к снижению выноса продуктов коррозии железа. Однако данный
режим применим лишь в условиях использования деаэрации питательной воды.
Применение подавления радиолиза водного теплоносителя за счет
дозирования газообразного водорода на всас питательного насоса создаёт
определенные технические сложности [10].
На стадии проектирования предлагаются следующие требования к
качеству питательной воды в условиях поддержания нейтрального
бескоррекционного водно-химического режима:
- удельная электрическая проводимость - не более 0,1 мкСм/см;
- концентрация хлорид-иона - не более 2 мкг/дм3;
- концентрация кислорода, не более 20 мкг/дм3;
- концентрация натрия - не более 2 мкг/дм3;
- водородный показатель рН при 25ºС - 6,8 – 7,1;
- концентрация меди - не более 2 мкг/дм3;
- концентрация железа - не более 5 мкг/дм3;
- концентрация нефтепродуктов - не более 100 мкг/дм3;
- концентрация кремниевой кислоты - не более 20 мкг/дм3;
При организации водородного режима поддерживается концентрация
водорода, при которой за счет рекомбинации ограничивается концентрация
кислорода на низком уровне.
Рисунок 3 - Реакторная установка ВГЭРС-850
На дальнейших стадиях разработки проекта ВГЭРС требуют решения:
- выбор конструкционных материалов;
- выбор ВХР, технологий очистки теплоносителя и обоснование
обслуживания тепломеханического оборудования в условиях выноса из
реактора с паром радиоактивных продуктов коррозии (ПК).
Окончательно ВХР будет выбран после принятия проектной схемы
энергоблока на сверхкрититических параметрах. Вне зависимости от ВХР
необходима разработка эффективной очистки теплоносителя от ПК.
В качестве фильтрующего материала для высокотемпературного фильтра
(ВТФ) возможно использование сорбентов типа «термоксид» с рабочей
температурой до 350ОС на основе титана, для которых обеспечена возможность
периодических отмывок от осадка продуктов коррозии и гидроперегрузок.
Физико-химические характеристики типичных сорбентов типа
«термоксид» приведены в таблице 3.
Таблица 3 - Физико-химические характеристики сорбентов марки «Термоксид»
Марка сорбента
Наименование показателя
Внешний вид
Размер гранул, мм
Насыпная плотность, кг/дм3
Механическая прочность гранул,
МПа
Статическая обменная емкость по
щелочным металлам при рН = 7,0
Емкость поглощения продуктов
коррозии, кг/м3
Термоксид 3А
ГДТ-М
Стеклообразные
Светло-желтые
сферические
зерна неправильной
белые гранулы
формы
0,4 – 1,8
0,4 – 2,0
1,05
1,85 – 1,95
12 - 18
49 - 98
2,6 – 2,8
-
-
30 - 40
Очистка теплоносителя перед реактором с помощью ВТФ, а также
установка конденсатоочистки должны быть предусмотрены проектом для
поддержания установленного качества теплоносителя.
С целью высокоэффективной очистки жидких и газообразных
высокотемпературных и агрессивных сред кроме высокотемпературной
фильтрации следует рассмотреть и другие перспективные технологии, включая
микрофильтрацию.
ВЫВОДЫ
1.
На начальной стадии проектирования предложена организация
нейтрального бескоррекционного водно-химического режима с полнопоточной
установкой конденсатоочистки и предреакторной механической очисткой
питательной воды высокотемпературными фильтрами. Рекомендуется
использование конденсатора с титановыми трубками для минимизации
присосов в конденсаторе. Необходима оптимизация выбора фильтрующего
материала для высокотемпературной фильтрации теплоносителя.
2.
Радиолиз насыщенного пара в реакторах может быть подавлен при
повышении концентрации водорода посредством дозировки водорода, аммиака
или гидразингидрата.
3.
Для минимизации коррозионных процессов и снижения
накопления радионуклидов кобальта могут оказаться весьма эффективными
микродобавки в теплоноситель обедненного по изотопу 64Zn цинка.
4.
В условиях ядерного перегрева пара в пароперегревательных
каналах энергоблока №2 Белоярской АЭС не наблюдалось дополнительного
образования продуктов радиолиза воды. Суммарный выход продуктов
радиолиза воды Gеaq+Gон*+Gн* при температурах порядка 4000С является
функцией плотности воды.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Водный режим и подавление радиолиза воды и пара на Белоярской АЭС /
А.А.Кот и др. Электрические станции. 1968. №1.
2. Исследование радиолитических процессов в контурной воде реактора /
А.А.Кот и др. Теплоэнергетика. 1972. №1.
3. Л.С.Стерман,
С.А.Тевлин,
А.Т.Шарков.
Тепловые
и
атомные
электростанции. М.: Энергоиздат. 1982. С.194-195.
4. Атомной энергетике ХХ лет. М.: Атомиздат. 1974. С.82-93.
5. Водно-химический режим на АЭС с канальным реактором и ядерным
перегревом пара / О.Т.Коновалова и др. Атомная энергия. Т.30. Вып. 2.
Февраль 1971.
6. D.Guzonas, P.Temaine et al. Chemistry control challenges in a supercritical water
cooling reactor. International conference VGB on water chemistry of nuclear
reactor systems. Berlin, September 2008.
7. М.Е.Шицман. Нейтрально-кислородный водный режим на энергоблоках
СКД. М.: Энергоатомиздат. 1983.
8. Belous V.N., Vasina V.N., Yurmanov V.A., Yurmanov Е.V. Recent
improvements of water chemistry, decontamination and corrosion control at
Russian design plants with boiling reactors. International conference on water
chemistry of nuclear reactor systems. 15–18.09.2008, Berlin, Germany
9. Исследования прочности конструкционных элементов топливных каналов
реакторов Белоярской АЭС / И.Я.Емельянов и др. Атомная энергия. Т.33.
Вып. 3. Сентябрь 1972.
10.В.А.Гашенко, В.А.Юрманов, А.Р.Преловский. Современное состояние
кислородных водных режимов на ТЭС и АЭС. Водно-химический форум
МЭИ и МГУ инженерной экологии. 7-9.04.2008.