Дезактивация крупногабаритного оборудования

 
 
   Одна  из проблем развития ядерной энергетики является проблема продления срока  эксплуатации и снижение доз облучения оперативного персонала. Практика длительной эксплуатации водоохлаждаемых реакторов показывает, что с течением времени на внутренних поверхностям реакторных систем происходят постепенное накопление коррозионных отложений и одновременное, увеличение их активности.На рисунках показан рост количества коррозионных отложений и мощности дозы, создаваемой этими отложениями, на поверхностях трубопроводов и оборудования реактора

   Тенденция увеличения интенсивности излучения  от оборудования первого контура проявляется независимо от типа реактора, его конструктивных особенностей, применяемых материалов, выбора водного режима и т. п., т. е. является общей для АЭС   всех   типов Необходимость периодического обслуживания реактора делает неизбежным контакт эксплуатационного персонала с радиоактивным оборудованием, что значительно осложняет проведение ремонтных работ, так как соблюдение требований радиационной безопасности строго обязательно.

   Во  многих странах, в том числе и  нашей , допустимая доза облучения не должна превышать 5 бэр/год.В некоторых странах существует еще и ограничение квартальной дозы, которая не должна превышать 3 бэр. Практически мощность y-излучения на рабочем месте при повседневной работе не должна быть больше 3 мбэр/ч.

   Практика  работы АЭС показывает, что типичные уровни излучения от оборудования и трубопроводов водоохлаждаемых реакторов поело нескольких лет эксплуатации доходят до 200 мбэр/ч и более. В этих условиях рабочее время должно составлять всего 25 ч в год. Но иногда требуется проводить работы с оборудованием, мощность дозы от которого доходит до 1—3 бэр/ч (см. табл. 7.4). В этих условиях рабочему разрешено находиться вблизи ремонтируемого оборудования всего 2—5 ч в год.Отсюда следует, что количественный состав ремонтного персонала зависит не только от технологических потребностей, но и от уровня излучения па рабочих местах. В качестве примера можно привести АЭС «Лишен» (ФРГ), где ремонт парогенератора (v-доза более 1 бэр/ч) продолжался 7 мес., а суммарная доза облучения составила 300 бэр. Устранение протечки в ГЦН на той же АЭС заняло 40 дней, суммарная доза облучения при этом 55 бэр. Эти же работы в отсутствие облучения могли быть выполнены в течение нескольких дней и значительно меньшим (в 5—10 раз) количеством рабочих 1137]. Проблема радиоактивного загрязнения оборудования становится еще более острой в связи с ростом числа установок, проработавших 20 лет и более, так как происходят нарастание уровней излучения и одновременно увеличение объема ремонтных работ. Объем ремонта определяется ненадежностью систем, которая обычно высока в период пусконаладочных работ, затем по окончании этапа освоения понижается и стабилизируется на относительно низком уровне, а далее вновь увеличивается по мере износа и коррозии оборудования 

   Работа  ядерных реакторов неизбежно сопровождается нарастанием пленки окисных отложений на всех внутренних поверхностях циркуляционного тракта. Этот процесс приводит к снижению теплофизических параметров, следствием чего могут быть перегрев оболочек твзлов и понижение КПД установки. Кроме того, накопление продуктов коррозиии в активной зоне вызывает ухудшение ядерно-физических характеристик реактора вследствие увеличения доли нейтронов, взаимодействующих с отложениями. Накапливающиеся продукты коррозии в значительной степени радиоактивны и создают сложности экономического и социального порядка при ремонте и обслуживании установок. Все это диктует необходимость проведения периодических химических дезактиваций (очисток) первичных контуров АЭС. Химическая очистка отдельных участков контура, как правило, малоэффективна и осложняется некоторыми конструктивными особенностями. В то же время дезактивация всего контура способствует улучшению эксплуатационных показателей ядерных реакторов и показателей, характеризующих радиационную обстановку.

   Таким образом, химическая дезактивация первого  контура является особым режимом его эксплуатации, который наряду с другими мерами обеспечивает надежную, экономичную и безопасную работу оборудования основного контура АЭС. Поэтому в действующих у нас в стране «Правилах по проектированию и строительству АЭС» записано требование, обязывающее предусматривать в проектах возможность дезактивации основного оборудования АЭС, контактирующего с радиоактивным теплоносителем