СПОСОБ УДАЛЕНИЯ РТУТИ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
METHOD OF REMOVING MERCURY FROM FIRST CIRCUIT OF NUCLEAR POWER PLANT WITH WATER COOLANT

Изобретение относится к ядерной технологии, а именно к удалению из теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ) потенциально опасных веществ, в частности ртути.
203
197
В процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации ядерного реактора не исключена возможность попадания в теплоноситель ртути. Необходимость удаления ртути из теплоносителя первого контура обусловлена потенциальной опасностью инициирования ртутью коррозии ряда конструкционных материалов, используемых в реакторостроении: алюминия, титана, урана, циркония. Кроме того, высокие сечения активации нуклидов ртути приводят к накоплению в контуре большого количества сравнительно долгоживущих Hg и Hg и, как следствие, ухудшение радиационной обстановки.
Известен способ очистки конденсата теплоносителя ЯЭУ от радионуклидов на ионообменных смолах [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 6].
Основным недостатком этого способа является то, что ионообменные смолы (как катиониты, так и аниониты в любой форме) не способны эффективно удалять из конденсата ртуть, часть которой находится в виде нейтральных атомов.
Известен способ удаления ртути из конденсата теплоносителя ЯЭУ на электроионообменнике [Патент РФ №2164714, опубл. 27.03.2001]. При этом на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250°C из контура выводят парогазовую смесь при температуре не менее 200°C, которую охлаждают в теплообменнике до температуры 30±5°C, конденсируют пар и затем пропускают конденсат пара и неконденсирующиеся газы через колонки, заполненные электроионообменником, например ЭИ-21. Скорость вывода ртути из контура поддерживают равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую фазу. Данный способ по своей технической сущности наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.
Основным недостатком данного способа является проведение процесса удаления ртути из первого контура на расхоложенном до температуры 200-250°C реакторе, которую необходимо постоянно поддерживать за счет остаточного тепловыделения, а также существует необходимость предварительной конденсации парогазовой смеси и охлаждения конденсата до температуры 30±5°C перед очисткой на электроионообменнике. Все это значительно осложняет проведение процесса.
Задачей изобретения является создание более эффективного, простого и дешевого способа удаления ртути из теплоносителя первого контура ЯЭУ.
Техническим результатом предлагаемого способа является повышение эффективности очистки теплоносителя, упрощение и, как следствие, удешевление технологии удаления ртути.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе удаления ртути из первого контура ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающем вывод из первого контура парогазовой смеси теплоносителя при температуре не менее 200°C и последующую очистку теплоносителя от ртути на сорбенте, согласно изобретению вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя осуществляют без расхолаживания реактора при температуре до 300°C, а удаление ртути производят непосредственно из парогазовой смеси теплоносителя при температуре 200-300°C на минеральном термостойком пористом сорбенте, модифицированном серебром.
По сравнению с известным способом удаления ртути из теплоносителя ЯЭУ использование минерального термостойкого сорбента позволяет:
- осуществлять вывод из реактора парогазовой смеси теплоносителя при температуре до 300°C и осуществлять процесс очистки парогазовой смеси от радионуклидов ртути при температуре 200-300°C, что приводит к увеличению эффективности выхода ртути и повышению эффективности очистки;
- производить очистку парогазовой смеси без предварительной конденсации пара, пропуская ее через колонку с сорбентом, что приводит к упрощению процесса и, как следствие, к удешевлению технологии за счет отсутствия необходимости использования теплообменников для охлаждения парогазовой смеси;
- проводить удаление ртути и ее радионуклидов без расхолаживания реактора, то есть постоянно снижать коррозию конструкционных материалов в реакторе и не допускать ухудшения радиационной обстановки.
При этом именно использование термостойкого минерального носителя сорбента и позволяет проводить работы при температуре 200-300°C без предварительной конденсации пара
Следует учитывать, что ранее минеральный сорбент применялся для сорбции радионуклидов йода и возможность использования его для удаления ртути не следует явным образом из уровня техники, т.е. заявляемое техническое решение соответствует критерию «изобретательский уровень».
Заявленный способ осуществляется следующим образом.
Парогазовую смесь теплоносителя первого контура выводят из контура остановленного реактора при температуре 200-300°C и без предварительного охлаждения пропускают в течение часа для удаления ртути через колонки, заполненные минеральным термостойким пористым сорбентом, модифицированном серебром. В качестве сорбента для ртути используется минеральный сорбент на основе оксида кремния, который импрегнирован нитратом серебра. На ЯЭУ этот сорбент ранее применялся для очисти газообразных радиоактивных отходов от радиоактивного йода [Епимахов В.Н., Четвериков В.В., Мысик С.Г. и др. Разработка технологии сорбента радиоактивного йода. // Сб. тезисов докладов Научно-практической конференции «Обращение с отходами. Материалы природоохранного назначения», 28-31 октября 2003, г.  Санкт-Петербург, с.  26].
Пример конкретного выполнения заявленного способа.
4
Парогазовую смесь, содержащую радионуклиды ртути, выводили из контура реактора при температуре 200-300°C и пропускали в течение часа через колонку, заполненную слоем минерального термостойкого пористого сорбента на основе оксида кремния, импрегнированного нитратом серебра, высотой 150 мм с линейной скоростью 0,15 м/с в течение часа. Радиоактивность парогазовой смеси измеряли на входе и выходе слоя сорбента. Коэффициент очистки парогазовой смеси от радионуклидов ртути в этих условиях составил 1,0-1,1·10.
Сброс парогазовой смеси осуществляли с использованием штатных систем сброса парогазовой смеси (например, система парового компенсатора объема) или пробоотборных линий, содержащих запорную и регулирующую арматуру.
Предлагаемый способ позволяет проводить более эффективное удаление ртути и ее радионуклидов без расхолаживания, то есть постоянно снижать коррозию конструкционных материалов в реакторе и не допускать ухудшения радиационной обстановки.
Предлагаемый способ может осуществляться на штатном оборудовании ЯЭУ и с использованием серийно выпускаемого сорбента, т.е. является промышленно применимым.