RU2164714C2 - Method for extracting mercury from primary circuit of water-cooled nuclear reactor - Google Patents

Abstract

FIELD: removal of potentially detrimental materials from reactor circuit. SUBSTANCE: method involves mercury absorption on ion-exchange resins. Steam-gas mixture heated to at least 200 C is extracted from circuit of shut-down reactor where coolant temperature is 200-250 C, steam is condensed, and steam condensate as well as non-condensing gases are passed through electron-exchange ion exchanger. Rate of mercury outlet from circuit is maintained equal to that of mercury feed to steam-gas medium from coolant. EFFECT: reduced probability of emergency situations; improved safety of process. 2 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технологии, а именно к удалению из контура ядерного реактора потенциально опасных веществ. The invention relates to nuclear technology, namely to the removal of potentially hazardous substances from a nuclear reactor loop.

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. During the manufacturing, installation, commissioning and operation of a nuclear reactor, it is possible that substances can enter the circuit that can affect the reliability and safety of the nuclear power plant (NPP) as a whole. One of such substances is mercury, which belongs to the group of potentially hazardous elements, the presence of which in the form of impurities of structural materials, media and reagents, as well as the use in equipment manufacturing technologies is unacceptable. From the point of view of reliability and safety, mercury can accelerate the dissolution of a number of structural materials used in reactor engineering: aluminum, titanium, uranium, zirconium. High cross sections for the activation of mercury nuclides lead to the accumulation in the circuit of large quantities of long-lived radionuclides 203-Hg and 197-Hg and, as a consequence, the deterioration of the radiation environment during the operation of nuclear power plants. Thus, to ensure the reliability of the equipment and the safety of the operation of the nuclear power plant, it is necessary to clean the reactor circuit from mercury.

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. Known methods for removing contaminants by passing the coolant through ion-exchange filters [1]. The disadvantage of these methods is the low mercury removal efficiency, as under the conditions of a nuclear reactor with a reducing water-chemical regime, it is in the form of neutral atoms and is distributed between the surfaces of the circuit, the coolant, and the vapor-gas medium.

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. Known methods for removing contaminants from the surfaces of structural materials by chemical dissolution [2]. The disadvantage of these methods is the low efficiency associated with the decommissioning of the reactor for a long time, the use of additional reagents and the formation of a large amount of radioactive waste.

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].The closest in technical essence analogue is a method for removing mercury from aqueous solutions by passing them through various fibrous and granular ion exchangers: weakly and very weakly acid cation exchangers with phenolic, carboxyl and sulfohydrol groups in the Na form; strongly and weakly basic anion exchangers in salt form (powdered and granular, gel, isoporous and macroporous strongly and medium ionized organic cation exchangers in H, NH ₄ or Li form and OH form anion exchangers are used for water purification in the circuits of nuclear power plants), on which absorption of mercury in various forms: doubly charged cations, organic neutral and cationic complexes, inorganic neutral or anionic complexes [3].

Недостатком этого способа является низкая эффективность удаления ртути, находящейся в виде нейтральных атомов. The disadvantage of this method is the low removal efficiency of mercury in the form of neutral atoms.

Задачей предлагаемого способа является повышение эффективности удаления ртути из первого контура водо-водяного реактора. The objective of the proposed method is to increase the efficiency of removal of mercury from the primary circuit of a water-water reactor.

Техническим результатом изобретения является снижение вероятности возникновения аварийных ситуаций и повышение безопасности практической реализации процесса удаления ртути из первого контура ядерного реактора. The technical result of the invention is to reduce the likelihood of emergencies and increase the safety of the practical implementation of the process of removing mercury from the primary circuit of a nuclear reactor.

Сущность изобретения состоит в том, что удаление ртути проводят путем выведения из контура ядерного реактора парогазовой смеси при температуре не менее 200^oC, пар конденсируют, и конденсат пара и неконденсирующиеся газы очищают на электроноионообменнике, процесс проводят на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250^oC при скорости вывода ртути из контура, равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду.The essence of the invention lies in the fact that the removal of mercury is carried out by removing a vapor-gas mixture from the circuit of a nuclear reactor at a temperature of at least 200 ^o C, the steam is condensed, and the steam condensate and non-condensing gases are purified on an electron-ion exchanger, the process is carried out on a stopped reactor at a coolant temperature of 200-250 ^o C at a rate of mercury removal from the circuit equal to the rate of mercury from the coolant to the vapor-gas medium.

Отличительными признаками предлагаемого способа от наиболее близкого аналога являются выведение из контура парогазовой смеси при температуре не менее 200^oC, очистка конденсата пара и неконденсирующихся газов на электроноионообменнике, проведение процесса на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250^oC и при скорости вывода ртути из контура, равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду.Distinctive features of the proposed method from the closest analogue are the removal of the vapor-gas mixture from the circuit at a temperature of at least 200 ^o C, purification of steam condensate and non-condensable gases on the electron-ion exchanger, the process on a stopped reactor at a coolant temperature of 200-250 ^o C and at a rate of mercury removal from contour equal to the rate of mercury from the coolant to the vapor-gas medium.

Эффективность процесса удаления ртути достигается за счет уменьшения объема теплоносителя, необходимого для очистки, сокращения времени процесса, снижения вероятности возникновения аварийных ситуаций и повышения безопасности. The efficiency of the mercury removal process is achieved by reducing the volume of coolant needed for cleaning, reducing the process time, reducing the likelihood of emergencies and increasing safety.

Перечень чертежей:
фиг. 1 - зависимость коэффициента распределения (K_р) ртути между парогазовой и водной фазами от температуры, K_р - 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.The list of drawings:
FIG. 1 - temperature distribution coefficient (K _p ) of mercury between the gas-vapor and water phases, K _p - the ratio of volume concentrations of mercury in the gas-vapor phase and water;
FIG. 2 - temperature dependence of the amount of mercury adsorbed on the surface of structural materials (in% of the total mercury content in the circuit - m).

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 200^oC практически вся ртуть распределяется между водной и парогазовой средами первого контура, а при температуре ниже 100^oC ртуть в основном находится на поверхностях оборудования.We found that when mercury and / or its compounds get into the first circuit of a nuclear reactor with a reducing water-chemical regime of the coolant, it transforms into neutral atoms, whose behavior in the loop is characterized by temperature-dependent distribution coefficients of mercury between the surfaces of the loop, the coolant, and the gas-vapor Wednesday. These dependencies in the form of graphs are shown in FIG. 1, 2. According to the results obtained, at a coolant temperature of more than 200 ^o C almost all mercury is distributed between the aqueous and gas-vapor media of the primary circuit, and at temperatures below 100 ^o C mercury is mainly located on the surfaces of the equipment.

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 200^oC и примерно в 4 раза меньше, если процесс проводится при температуре теплоносителя 300^oC. 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 200-250^oC обеспечивает минимальное количество конденсата пара, выводимого из реактора.Improving the efficiency of the removal process is achieved by the fact that, firstly, the process proceeds at coolant temperatures, which, as shown in FIG. 2, the almost complete transfer of mercury from surfaces to technological environments. Secondly, the equality of the rates of removal of mercury from the circuit and its transition from the coolant to the vapor-gas medium provides an optimal mode of purification of the circuit from mercury from the point of view of cleaning time and the amount of vapor-gas medium discharged. Finally, the data of FIG. 1, 2 show that to reduce the mercury content by a factor of 10 by removing mercury “with the heat carrier”, at least two to three masses of the heat carrier must be passed through the purification system. In the case of removal of mercury from the circuit by removing and purifying a gas-vapor mixture ("through gas") under the same conditions, steam condensate must be passed through the purification system in an amount of about 10% of the mass of the coolant at a coolant temperature of 200 ^o C and about 4 times less if process is conducted at a temperature of coolant 300 ^o C. Since the output of the circulation circuit technology nuclear reactor environments relates to potentially dangerous operations, especially at nominal parameters, holding them in a shutdown reactor CH zhaet probability of accidents, which increases the safety of the practical implementation of the method. Maintaining the same temperature of the coolant at the level of 200-250 ^o C provides a minimum amount of steam condensate discharged from the reactor.

Для практической реализации способа реактор расхолаживают до температуры 200-250^oC 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±5^oC. 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.For the practical implementation of the method, the reactor is dipped to a temperature of 200-250 ^o C and maintain this temperature due to residual heat. The vapor-gas mixture is discharged using standard vapor-gas mixture discharge systems (for example, a steam volume compensator system [4]) or sampling lines [5] containing shut-off and control valves and heat exchangers that allow the gas-vapor mixture to be cooled to a temperature of 30 ± 5 ^o C. B the composition of the sampling lines, in addition, includes elements that can be used to implement a method for removing mercury, for example, rotameters for measuring the flow rate of liquid and gas media, a degasser for degassing the coolant and eniya gas phase and automatic meters total radioactivity gases or activity of the reference isotope gases. Steam condensate and non-condensable gases are passed through columns filled with an electron exchanger, for example, EI-21 [6]. Maintaining equality of the rates of removal of mercury from the circuit and its transition from the coolant to the gas-vapor medium is carried out by controlling the flow rate of the gas-vapor mixture, which is carried out by measuring the ratio of the radionuclide content of 197-Hg and (or) 203-Hg (selected as reference for automatic measurement of activity) in samples of the coolant (for this purpose, a sampling line is used to select the coolant) and steam condensate, keeping it close to the distribution coefficient between the coolant and steam for a given temperature (Fig. 1). By increasing the ratio of these radionuclides in the coolant and steam condensate by more than 10%, the steam consumption is reduced.

Очищенный конденсат пара может быть возвращен в контур ядерного реактора с помощью штатных питательных насосов. Purified steam condensate can be returned to the circuit of a nuclear reactor using standard feed pumps.

Источники информации
1. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. - Л.: Химия, 1983, с. 243-246, 260-265.Sources of information
1. Ion exchange wastewater, solutions and gases. - L .: Chemistry, 1983, p. 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. 1. Chemical technology of coolants of nuclear power plants. Textbook manual for universities / Ed. V.M. Sedova. - M .: Energoatomizdat, 1985, p. 132-137.

2. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. Учеб. пособие для вузов / Под ред. В.М. Седова. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 240-306. 2. Chemical technology of coolants of nuclear power plants. Textbook manual for universities / Ed. V.M. Sedova. - M .: Energoatomizdat, 1985, p. 240-306.

3. Аширов А. Ионообменная очистка сточных вод, растворов и газов. - Л.: Химия, 1983, с. 243-246, 260-265. 3. Ashirov A. Ion-exchange wastewater treatment, solutions and gases. - L .: Chemistry, 1983, p. 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. 4. Margulova T. Kh. Nuclear power plants: Textbook for universities. - 3-ed., Revised. and add. - M.: Higher School, 1978, p. 196-198.

5. Мартынова О.И., Живилова Л.М., Субботина Н.П. Химический контроль водного режима атомных электростанций. - М.: Атомиздат, 1980, с. 198-200. 5. Martynova OI, Zhivilova L. M., Subbotina N. P. Chemical control of the water regime of nuclear power plants. - M .: Atomizdat, 1980, p. 198-200.

6. Патент РФ N 2109565, Бюл. "Изобретения", N 12, 1998 г. 6. RF patent N 2109565, bull. "Inventions", N 12, 1998

Claims (2)

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 - 250^oC из контура выводят парогазовую смесь при температуре не менее 200^oC, конденсируют пар и пропускают конденсат пара и неконденсирующиеся газы через электроноионообменник.1. A method of removing mercury from the primary circuit of a nuclear reactor with an aqueous coolant by absorbing it on ion exchangers, characterized in that a vapor-gas mixture is removed from the loop at a temperature of 200 to 250 ^° C from the circuit at a temperature of at least 200 ^° C, steam is condensed and steam condensate and non-condensable gases are passed through an electron-ion exchanger. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что скорость вывода ртути из контура поддерживают равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую среду. 2. The method according to claim 1, characterized in that the rate of removal of mercury from the circuit is maintained equal to the rate of entry of mercury from the coolant into the vapor-gas medium.

Images