close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

Межрегиональная правозащитная общественная;pdf

код для вставкиСкачать
ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
«РОСАТОМ»
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
СЕДЬМАЯ МЕЖОТРАСЛЕВАЯ
НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ
«Проблемы и перспективы
развития химического
и радиохимического контроля
в атомной энергетике»
(Атомэнергоаналитика-2014)
16–18 сентября 2014 г.
г. Сосновый Бор
тезисы докладов
г. Сосновый Бор
2014
П78 . . . Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике. Тезисы докладов Седьмой межотраслевой научно-технической конференции (Атомэнергоаналитика—2014). 16–18 сентября 2014 г., г. Сосновый Бор: Изд-во
ВВМ, 2014. — 177 с.
© ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»,2014
© Изд-во ВВМ, 2014
Организатор кОНФЕРЕНЦИИ:
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Оргкомитет VII межотраслевой научно-технической конференции
«ПРОБЛЕМ Ы И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ХИМ ИЧЕСКОГО И
РАДИОХИМ ИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ В АТОМ НОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ»
16 - 18 сентября 2014 г.
Председатель оргкомитета
Василенко Вячеслав Андреевич (д. т.н.), профессор, генеральный директор
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Заместители председателя:
Пыхтеев Олег Юрьевич (к. х.н.), помощник генерального директора ФГУП
«НИТИ им. А. П. Александрова»
Мирошниченко Игорь Вадимович, начальник отдела химико-техноло­ги­
чес­ких исследований ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Ученый секретарь оргкомитета
Цапко Юрий Владимирович, к. х.н., старший научный сотрудник
отдела химико-технологических исследований ФГУП «НИТИ им.
А. П. Александрова»
Члены оргкомитета:
Анискевич
Юрий Николаевич
Афанасьев
Александр Анатольевич
Буланов
Александр Васильевич
Вилков
Николай Яковлевич
Ефимов
Анатолий Алексеевич
Карпов
Юрий Александрович
к. т. н., учёный секретарь
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
к.т.н., зам. начальника отдела химикотехнологических исследований
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
д.т. н., генеральный директор
ООО «Ядерные технологии»
к.х.н., в. н.с. отдела химико-технологических
исследований
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
к.х.н., в. н.с. отдела химико-технологических
исследований
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
д.х.н., профессор, член-корр. РАН,
руководитель НПК –3 ОАО ГНЦ Гиредмет
3
Крицкий
Владимир Георгиевич
Крюков
Юрий Васильевич
Кудрявцев
Константин Германович
Москвин
Леонид Николаевич
Румынин
Вячеслав Гениевич
Семенов
Валентин Георгиевич
Темников
Юрий Иванович
Тяпков
Владимир Федорович
Ушаков
Сергей Владимирович
Шовиков
Геннадий Петрович
Юрманов
Виктор Анатольевич
д.т.н., г. н.с.
ОАО «Головной институт ВНИПИЭТ»
к.т.н., начальник отдела научно-технической
информации
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Главный инженер Ленинградской АЭС
д.х.н., профессор, заведующий кафедрой
аналитической химии СПбГУ
д.г.м.н., чл.корр. РАН, директор СанктПетербургского отделения Института
геоэкологии им. Е. М. Сергеева РАН «ИГЭ РАН»
д.ф. - м. н., профессор кафедры аналитической
химии СПбГУ
начальник хим. цеха
Ленинградской АЭС-2
к.т.н., начальник отдела
ОАО ВНИИАЭС
начальник хим. цеха
Ленинградской АЭС
начальник отдела
НИЦ «Курчатовский институт»
к.т.н., начальник отдела
ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
НАУЧНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАБОТЫ КОНФЕРЕНЦИИ
1. Методическое и метрологическое обеспечение, инструментальные
средства химического и радиохимического контроля
технологических сред АЭС и ЯЭУ;
2. Технические и программные средства автоматизации химического
и радиационного контроля на АЭС и ЯЭУ;
3. Экология и радиоэкология в местах расположения объектов атомной
энергетики;
4. Химические и радиохимические технологии, технологии обращения
с радиоактивными отходами;
5. Эксплуатационный и исследовательский контроль на объектах
атомной энергетики.
4
ПЛЕНАРНЫЕ ДОКЛАДЫ
ЭКСПРЕССНЫЙ РАДИОХИМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ
В СИСТЕМЕ РАДИОХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Москвин Л. Н., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Классическая схема радиохимического анализа, включающая операции выделения радионуклидов на изотопных носителях
с определением «химического выхода» последних, не адекватна задачам радиохимического контроля на объектах атомной энергетики
в первую очередь из-за длительности радио-аналитических процедур.
Альтернативой ему явился экспрессный радиохимический анализ, сущность которого заключается в том, что для идентификации
и определения активности отдельных радионуклидов по их γ-спектрам
достаточным является разделение радионуклидов на группы с соизмеримыми уровнями активности радионуклидов в составе каждой
группы и концентрирование по отношению к радионуклидам с более высокой активностью. В конечном итоге идея метода сводится
к тому, что для радиохимического анализа с γ-спектрометрической
регистрацией радионуклидов можно ограничиться групповым выделением и концентрированием радионуклидов. Эта идея впервые
была реализована в методе экспрессного хроматографического анализа (ЭХРА).
Для реализации ЭХРА были созданы специальные блочные сорбенты, представляющие собой пористые политетра-фторэтиленовые
матрицы, модифицированные сорбционно-активными компонентами, селективными к определенным радионуклидам, комплекты которых, ориентированные на решение всего комплекса задач радиохимического контроля на объектах с ЯЭУ в настоящее время выпускаются
5
в НИТИ им. А. П. Александрова. ЭХРА обеспечил решение задач
определения радионуклидов, обладающих характеристическим g-из­
лу­чением.
Следующим шагом в развитии идеи экспрессного радиохимического анализа явился экспрессный мембранно-сорбционный радиохимический анализ (ЭМРА), обеспечивший возможность определения в водных и газовых средах радионуклидов a- и β-излучателей.
Каждая из разновидностей экспрессного радиохимического анализа в настоящее время обеспечена инструментальными решениями
в виде специализированных приборов.
ИНФОРМАЦИОННО-АНАЛИТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА
«ЦЕНТР ХИМИЧЕСКОЙ ПОДДЕРЖКИ АТОМНЫХ
СТАНЦИЙ» НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ
(К 15-ЛЕТИЮ СОЗДАНИЯ)
Федосеев М. В.
ОАО «ВНИИАЭС», г. Москва
Информационно-аналитическая система «Центр химической
поддержки атомных электростанций» (ЦХП АЭС) начала работать
в 1999 г. — вначале для сбора данных по ведению химической технологии были выбраны Балаковская и Калининская АЭС; во ВНИИАЭС был создан центральный узел, включающий, помимо рабочих
мест, сервер и сетевое оборудование. Была разработана оригинальная оболочка в СУБД MS Access — для центрального узла и для удалённых узлов на АЭС.
В течение 2000–2006 годов в состав ЦХП АЭС были включены
все АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК. В 2012 г. подключена Белоярская АЭС.
В настоящее время работа ЦХП АЭС регламентируется РД
ЭО 1.1.2.25.0734 «Требования к структуре, видам обеспечения и порядку функционирования». Информационный обмен и доступ к системе Web-серверов ОИС ОЭ обеспечивается по цифровым каналам
сети передачи данных Концерна «Росэнергоатом» из центрального
аппарата, информационных сетей АЭС и ВНИИАЭС.
6
Информационные ресурсы ЦХП АЭС на отраслевом уровне
представлены разделами «Ведение водно-химического режима»
и «Характеристики оборудования подготовки проб, средств и систем
химического контроля».
Подготавливаются оперативные справки, квартальные и годовые отчеты, которые включают разделы: анализ качества и стабильности поддержания показателей качества питательной и продувочной воды ПГ; анализ эффективности работы систем обеспечения
и поддержания ВХР (установки ХВО, БОУ, СВО-5, установки дозирования корректирующих реагентов и деаэрирования, баковое
хозяйство); оценка влияния ВХР на протекание коррозионных процессов.
Расчетный анализ ведения ВХР второго контура включает: расчет
присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин; расчет высокотемпературных значений рН продувочной воды ПГ; расчет показателей качества питательной воды ПГ; сопоставление результатов
расчетов с эксплуатационными данными.
Аналитические материалы распространяются путём размещения
в системе Web-серверов ОИС ОЭ отраслевого уровня по направлению «Химическая технология».
В докладе предлагаются следующие направления развития БД
«Ведение водно-химического режима».
1) Формализация описаний предметной области на принципах
классификатора KKS с последующей корректировкой атрибутов для
всего массива записей серверного раздела структуры записей основной таблицы данных.
2) Размещение серверного раздела БД ВХР, включая весь массив
исходных данных, на информационных ресурсах ОИС ОЭ в составе
БД информационных подсистем.
3) Организация запросов на выборку данных с помощью стандартных статистических пакетов — в том числе, для корректной первичной обработки и эффективной организации исходных данных.
4) Разработка клиентских разделов на основе WEB-технологий
программирования.
5) Переход на автоматизированный еженедельный анализ исходных данных с размещением аналитических материалов на информационных ресурсах ОИС ОЭ.
7
Реализация перечисленных мероприятий позволит обеспечить:
высокую степень сохранности и защиты исходных данных; управление структурой записей с использованием всех современных возможностей разработки и администрирования БД; эффективную
синхронизацию записей БД станционного и отраслевого разделов;
оперативное формирование и распространение корректных аналитических материалов, высокую степень их сохранности; в сочетании
с достаточным перечнем нормативной документации, справочных,
научно-технических и других материалов — создание реального банка знаний по химическим технологиям на АЭС.
БД «Характеристики оборудования подготовки проб, средств
и систем химического контроля» развивалась вместе с российским
рынком средств и оборудования химического контроля: от технического отчёта, объединившего сведения по всем доступным на тот
момент приборам (1996 г.), до БД в СУБД MS Access (2004 г., с учётом сведений опросных листов по эксплуатации на АЭС) и поисковоссылочной системы в виде HTML-страниц (2008 г.).
Сейчас очевидно, что пассивный сбор данных и их размещение
в жёстких структурах неэффективно и — невозможно: темпы количественного и качественного изменения рынка СИ опережают физические
возможности сбора, анализа, оформления и распространения информации; «толщина отчётов» обратно пропорциональна их актуальности.
В докладе предлагаются следующие направления развития БД
«Характеристики оборудования подготовки проб, средств и систем
химического контроля».
1) Обоснование и организация разработки виртуальной информационной системы на принципах «интернет-магазина» с размещением, например, на ресурсах сайта ОАО «ВНИИАЭС».
2) Вовлечение в систему максимального количества предприятий-разработчиков / продавцов средств и оборудования химического
контроля.
3) Организация и размещение на ресурсах сайта ОАО «ВНИИАЭС» (или системы WEB-серверов ОИС ОЭ) виртуальных опросных
листов для сбора оценок эксплуатационных характеристик приборов
и оборудования.
4) Разработка, распространение и поддержка мобильного приложения.
8
5) Разработка WEB-структуры и размещение на ресурсах сайта
ОАО «ВНИИАЭС» виртуального конструктора нижнего уровня системы АХК (логистика проектов АХК).
Реализация перечисленных мероприятий позволит обеспечить:
естественное оперативное и корректное обновление информационных ресурсов по мере поступления нового оборудования на рынок;
высокую степень объективности оценок эксплуатационных характеристик; высокую степень доступности информации в сочетании
с возможностью оперативного сопоставления сведений из разных
источников; в сочетании с достаточным перечнем нормативной документации, справочных, научно-технических и других материалов —
создание реального банка знаний по средствам, оборудованию и системам химического контроля на АЭС.
КОРРОЗИОННЫЙ МОНИТОРИНГ В КОНТУРАХ ЯЭУ
ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Ефимов А. А., Пыхтеев О. Ю., Гусев Б. А., Орленков И. С.,
Москвин Л. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Радиационная опасность объектов атомной энергетики определяется объективно присущими ей накоплением радиоактивных продуктов деления ядерного топлива и активированных продуктов коррозии
реакторных контуров ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Образующиеся в контурах в процессе эксплуатации ЯЭУ радионуклиды, отделены от окружающей среды рядом барьеров безопасности,
начиная с оболочек твэлов и заканчивая корпусом реактора. Надежность барьеров безопасности прямо или косвенно связана с процессами коррозии металлов в технологических средах. В середине 90-х
годов прошлого века НИТИ им. А. П. Александрова была разработана концепция коррозионного мониторинга ЯЭУ транспортного назначения [1].
В концепции были проанализированы существовавшие на то время два подхода к понятию «коррозия металла» [2]. Первый рассматривает коррозию с позиций процесса разрушения структуры металла
под воздействием внешней среды (ГОСТ-5272). Второй определяет
9
коррозию как процесс физико-химического взаимодействия между
металлом и средой, в результате которого изменяются свойства и часто происходит ухудшение функциональных характеристик металла,
среды или включающей их технологической системы (ИСО 8044).
Выполненный в [1] анализ двух подходов к понятию «коррозия» выявил ряд преимуществ в использовании второго, как позволяющего более полно и точно раскрыть особенности механизмов
развития и замедления коррозии с привлечением закономерностей массопереноса вещества в гетерогенных системах «металлжидкость» и «металл-газ». Второе определение коррозии вызвало потребность введения новых оперативных терминов, ранее
не употреблявшихся в «коррозионной» литературе. В частности,
потребовалось уточнение самого понятия «коррозионный мониторинг», носившего на то время расплывчатое и отличающееся у разных авторов толкование.
В докладе обосновывается предложение рассматривать коррозионный мониторинг, как «процесс систематически повторяющихся
в пространстве и во времени наблюдений за коррозионными показателями в коррозионной системе с целью выявления в ней изменений,
вызванных коррозией». Исходя из приведенной выше трактовки понятия «коррозионный мониторинг», была выдвинута идея его реализации в виде трехуровневой системы наблюдения, анализа и прогнозирования коррозионной обстановки в контурах ЯЭУ. Был предложен
перечень необходимых для создания «идеальной» системы коррозионного мониторинга показателей, характеризующих коррозионную
обстановку в замкнутой системе «сталь-водный теплоноситель».
В целом, предложения НИТИ по организации системы коррозионного мониторинга, включенные в проект АЭС средней мощности
с реактором ВВЭР-640, пока на практике еще не реализованы. В сокращенном виде концепция заявленной системы коррозионного
мониторинга была реализована в НИТИ на ЯЭУ малой мощности
(полномасштабные наземные стенды-прототипы ЯЭУ транспортного назначения). В докладе в качестве примера приведены основные
итоги коррозионного мониторинга контуров стенда КВ-2 НИТИ в течение I кампании ресурсных испытаний ЯЭУ с февраля 1996 года
(начало межведомственных испытаний) по май 2012 года (окончание
последнего цикла испытаний).
10
На нижнем уровне коррозионного мониторинга в I кампании
стенда КВ-2 осуществлялись сбор и накопление результатов определения показателей коррозионной стойкости сталей и показателей
коррозивности среды в объемах регламентного и исследовательского
контроля в соответствии с программами, учитывающими специфику
выполняемых задач на каждом этапе испытаний.
На среднем уровне проводилось обобщение первичной информации, приведение ее к виду, удобному для хранения и компьютерной
обработки.
На верхнем уровне коррозионного мониторинга по итогам каждого цикла испытаний проводилось обобщение результатов и прогнозирование коррозионной обстановки на последующие очередные
этапы испытаний. В настоящее время в рамках верхнего уровня коррозионного мониторинга выполняется итоговая оценка последствий
коррозии металлов в I кампании стенда КВ-2 [3].
В заключение авторы выражают глубокую благодарность
В. Я. Бредихину, В. Т. Ракову, А. А. Петухову, И. А. Гореву, А. А. Змитродану, В. М. Красноперову, В. Ф. Дегтеву, Г. Р. Шматко, принимавших активное участие в экспериментальной части настоящей работы
на различных этапах ее 15-летнего выполнения.
Список литературы
1. Ефимов А. А. Коррозионный
мониторинг
на объектах
ядерной энергетики //«Проблемы и перспективы развития
химического контроля в атомной энергетике». Научнотехническое совещание. 16–18 октября 2001 г., Сосновый Бор
Ленинградской обл. (Тезисы докладов). СПб.: Изд-во «НИТИ
им. А. П. Александрова». 2001. С. 32.
2. Ефимов А. А. Вилков Н. Я., Пыхтеев О. Ю. Системный подход
к ор­ганизации коррозионно-эрозионного мониторинга и кон­
тро­ля водно-химических режимов АЭС //Теплоэнергетика.
1998. № 12. С. 11–14.
3. Георге В. Я. Опыт эксплуатации, испытания и НИР ЯЭУ КВ-2
в 1 кампании //Межотраслевая научно-техническая конференция
«Корабельная ядерная энергетика XXI века (КЯЭУ-2012)».
23–25 октября 2012 г. НИТИ им. А. П. Александрова (тезисы
докладов). Изд.: НИТИ, г. Сосновый Бор. 2012. С. 12–13.
11
Ресурсные центры Санкт-Петербургского
государственного университета — новый
взгляд на проблемы обеспечения научных
исследований
Москвин А. Л., Грунский О. С., Мельниченко А. Н.
Санкт-Петербургский государственный университет,
г. Санкт-Петербург
Ресурсные центры СПбГУ (в дальнейшем РЦ) «Методы анализа
состава вещества» и «Рентген-дифракционные методы исследования» были созданы для обеспечения стандартизованными методами
и средствами анализа научных исследований на естественнонаучных
факультетах университета и в заинтересованных сторонних организациях на уровне современных достижений в соответствующих областях знаний.
Специалисты РЦ обеспечивают функционирование оборудования, оказывают помощь при разработке новых методов и методик
анализа, а также проведения исследований образцов, предоставляемых подразделениями СПбГУ и по заказам заинтересованных предприятий и организаций. Очень важным отличием от классических
исследовательских лабораторий является равнодоступность аналитического сервиса в РЦ для сотрудников всех подразделений, при
этом все необходимые исследовательские компоненты выполняются
в тесном контакте с ведущими специалистами РЦ, т. е. всегда доступна возможность детального обсуждения каждого шага проводимых
исследований. Второе очень важное отличие — наличие исключительно широкого спектра аналитического оборудования, что позволяет выполнять самые сложные комплексные исследования. Принцип «одного окна» при обращении в РЦ позволяет минимизировать
временные затраты на обсуждение и организацию проведения комплексных исследований, позволяя за одно обращение спланировать
все необходимые научные исследования в РЦ СПбГУ.
РЦ «Методы анализа состава вещества» укомплектован современным аналитическим оборудованием по направлениям исследований:
– молекулярная спектроскопия;
– элементный анализ;
12
– фазовый и элементный анализ поверхности;
– газовая и жидкостная хроматография и хромато-масс-спек­тро­
мет­рия;
– MALDI-TOF масс-спектрометрия;
– анализ размеров частиц;
– оборудование для пробоподготовки и вспомогательное оборудование.
В РЦ «Методы анализа состава вещества» проводятся исследование состава сталей и сплавов разрушающими и неразрушающими
методами в зависимости от стоящей задачи исследования, определение микропримесей в конструкционных материалах, исследование
распределения по размерам наноразмерных частиц, исследования водных растворов и органических растворителей на наличие примесей,
практически все виды анализа сложных органических соединений.
Сочетание различных методов позволяет получить максимально полную информацию об исследуемых объектах.
РЦ «Рентгенодифракционные методы исследования» укомплектован современным аналитическим оборудованием по направлениям
исследований:
– рентгенофазовый анализ;
– рентгеноструктурный анализ;
– дифрактометрия высокого разрешения;
– терморентгенография.
В РЦ «Рентгенодифракционные методы исследования» исследуются моно- и поликристаллические природные и синтетические
образцы, содержащие в своем составе актинидные комплексы. Проведение сравнительного кристаллохимического анализа на основании структурных данных этих соединений, дает представление о механизмах образования и преобразования различных структурных
комплексов, что имеет важное значение для понимания и контроля
реакций, протекающих в условиях урановых месторождений или
геологических могильников облученного ядерного топлива. Так, например, минералы шестивалентного урана образуются как в процессе изменения рудных урановых пород (например, уранинита) в зонах гипергенеза, являясь, таким образом, вторичными минералами
урана, так и в процессе изменения отработанного ядерного топлива
в условиях геологического могильника.
13
Важным направлением рентгеновских исследований является изучение дефектной субструктуры материалов, в том числе и металлов.
Такие количественные характеристики как средняя величина микронапряжений и средний размер кристаллитов, а также функция распределения по размеру могут как непосредственно соотноситься с размерами зерен, частиц порошка и пр., так и отличаться от них в случае
присутствия дефектов. Например, на рентгенограммах обычно хорошо заметны изменения в сталях, происходящие в процессе закалки,
отпуска, механического или деформационного старения и пр.
Основная стратегическая цель Ресурсных центров — обеспечение в СПбГУ и в заинтересованных организациях всех научных исследований в области research and development (R&D, «от исследований к развитию») современными методами аналитического контроля
и диагностики.
Методы термического анализа при
исследовании материалов
Зверева И. А.
Санкт-Петербургский государственный университет,
г. Санкт-Петербург
В докладе будет представлена информация о возможностях исследования материалов и приборной базе Ресурсного центра «Термогравиметрические и калориметрические методы исследования» Научного парка Санкт-Петербургского государственного университета.
Деятельность центра — сопровождение фундаментальных и прикладных исследований, требующих проведения термического анализа и определения термодинамических свойств веществ и материалов.
Сфера деятельности — исследования химических и физико-химических процессов, (химические реакции, фазовые переходы, растворение, сорбция, адсорбция, полимеризация и др.), исследование
термической устойчивости материалов, их теплоемкости и других
термических свойств, важных для эксплуатации материалов в различных газовых средах и в широком диапазоне температур.
Основные методы, представленные в ресурсном центре:
– термогравиметрический анализ (TГА);
14
– дифференциальная сканирующая калориметрия (ДСК);
– синхронный термический анализ (ТГА и ДСК);
– термомеханический анализ;
– изотермическая калориметрия;
– динамический сорбционный анализ;
– визуальный термический анализ;
– стандартная порометрия.
В качестве вспомогательных методов, применяемых для анализа газовой фазы, используются масс-спектрометрия и ИКспектрометрия.
Исследование материалов проводятся в широком температурном
интервале — от температуры жидкого азота до 1600 °C.
Для исследования твердофазных и жидкофазных материалов используется следующие приборы:
– комплекс оборудования для термогравиметрического и синхронного термического анализа с возможностью исследования газовой фазы методами ИК-спектроскопии и массспектрометрии (NETZSCH TG 209 F3 Iris and NETZSCH STA
409 Jupiter).
– парк калориметров на базе дифференциально-сканирующего калориметра NETZSCH DSC 204 F1 Phoenix, калориметр
C80 SETARAM и изотермический калориметр TAM III TA
Instruments.
– гравиметрический анализатор сорбции TGA Q5000SA TA
Instruments и анализатор термической десорбции и хемосорбции AutoChem 2920.
– микрокалориметры смешения μDSC 3 EVO SETARAM.
К уникальному оборудованию относятся:
– дифференциальный сканирующий калориметр высокого давления DSC 204 HP Phoenix для изучения процессов до 150 бар.
– высокотемпературная скиммерная система TG-DSC Skimmer
Coupling System на базе NETZSCH STA 409 и QMS 422 для изучения материалов до 2000 °C.
Будут даны примеры результатов исследования методами термического анализа и калориметрии материалов широкого спектра (высокотемпературных материалов, полимеров, композитных материалов).
15
СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО ВОССТАНОВЛЕНИЮ
ПРОИЗВОДСТВА ОТЕЧЕСТВЕННЫХ СОРБЕНТОВ
ЯДЕРНОГО КЛАССА
Лузаков А. В., Катанова Е. А., Уртенов Д. С., Шовиков Г. П.
НИЦ «Курчатовский институт»
В соответствии с нормативной документацией в системе очистки 1 и 3 контуров ЯЭУ ВМФ должны использоваться катионит КУ2–8чС ГОСТ 20298–74 и анионит АВ-17–8чС ГОСТ 20301–74.
Производителем ионитов ядерного класса в СССР являлся один
из цехов ПО «Азот» в г. Кемерово. Из-за не рентабельности производство этих сорбентов в 2007 г. сначала было законсервировано,
а затем и прекращено.
Сложившиеся обстоятельства привели к необходимости в качестве вынужденной и временной меры, до восстановления производства сорбентов ядерного класса в РФ, использования на кораблях
ВМФ зарубежных аналогов.
Производители зарубежных аналогов самостоятельно в России
не работают и ответственности за некачественный продукт не несут,
перенося ее на дилеров, которые не всегда в состоянии гарантировать
качество поставляемых на рынок сорбентов.
Для исключения технологической зависимости ВМФ в потребностях сорбентов ядерного класса от зарубежных поставок, зачастую
не качественных, перед ВМФ возникла необходимость восстановления производства сорбентов ядерного класса на территории РФ.
Для решения проблемы восстановления производства сорбентов
ядерного класса в рамках Федеральной целевой программы № 1 была
открыта ОКР «Разработка технологий создания и восстановления отечественного производства ионообменных смол для корабельных ЯЭУ»
Данная работа выполнена НИЦ «Курчатовский институт» в кооперации с ООО ПО «Токем».
На первом этапе выполнения ОКР по возобновлению производства ионитов ядерного класса было принято решение о разработке
проекта восстановления участка производства сорбентов на базе
ООО ПО «Токем», после чего изготовить на нем опытные образцы
сорбентов, и провести их тестирование.
16
При восстановлении производства отечественных ионитов ядерного класса было взято направление на отработку и использование
передовых технологий, позволяющих получать конкурентно-способную продукцию на уровне лучших мировых образцов, которая будет
пользоваться спросом не только в корабельной, но и в большой энергетике.
В настоящее время разработаны:
– технический проект и РКД по возобновлению промышленного
выпуска отечественных ионитов ядерного класса на Кемеровском ООО ПО «Токем»;
– временные технологические регламенты производства монодисперсных сорбентов ядерного класса на основе монодисперсного гелевого сополимера с дивинилбензолом;
– проведены радиационно-термические испытания партий лабораторных образцов катионита и анионита и по результатам
этих испытаний отобраны и рекомендованы к опытно-промышленному производству наиболее эффективные образцы
марки А-14 и К-14;
– изготовлена опытная партия ИОС ядерного класса и испытана
в системе очистки одного их реакторов НИЦ «Курчатовский
институт»
Вывод: По результатам испытаний разработанные образцы монодисперсных ИОС соответствуют уровню мировых образцов.
ИОННАЯ ХРОМАТОГРАФИЯ В ОБЕСПЕЧЕНИЕ
ХИМИКО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Гурский В. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»,
г. Сосновый Бор
Ионная хроматография получила широкое распространение
в ядерной энергетике благодаря целому ряду достоинств, в том числе: возможности определения большого числа ионов в одной пробе,
достаточно высокой чувствительности, селективности и экспресс17
ности анализа, малых объемов проб, необходимых для выполнения
анализов, возможности автоматизации процесса анализа. На АЭС
ионная хроматография используется как при контроле систем подготовки воды высокой чистоты, так и при контроле технологических
водных сред. В сборники методик выполнения измерений для АЭС
с ВВЭР и РБМК (стандарты Концерна «Росэнергоатом») входят 10
ионохроматографических методик, разработанных ФГУП НИТИ.
В докладе обсуждаются преимущества и недостатки используемых методических и инструментальных подходов к проведению ионохроматографического анализа. Проведен обзор использующегося
на российских АЭС ионохроматографического оборудования.
Рассмотрены метрологические аспекты обеспечения ионохроматографического анализа высокочистых сред, в том числе возможные
способы установления метрологических характеристик методик измерения. Особое внимание уделено проблемам градуировки анализаторов в области микроконцентраций. Рассмотрены различные подходы к решению этой проблемы — использование различных систем
автоматического приготовления градуировочных растворов, реализация калибровки с применением растворов высоких концентраций,
в том числе с использованием дополнительных петлевых кранов-переключателей потоков.
Проведена оценка перспектив применения хроматографов online, возможных схем их реализации, в том числе и для анализа высокорадиоактивных водных сред.
Обсуждаются перспективы расширения использования ионной
хроматографии на объектах атомной энергетики с целью унификации
методов анализа.
18
Секция 1
МЕТОДИЧЕСКОЕ И МЕТРОЛОГИЧЕСКОЕ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ, ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫЕ
СРЕДСТВА ХИМИЧЕСКОГО И РАДИОХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД АЭС и ЯЭУ
АНАЛИЗ ПРИМЕНИМОСТИ ИОННОГО
ХРОМАТОГРАФА В РЕЖИМЕ ON-LINE В СИСТЕМЕ
АХК II КОНТУРА РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ТИПА
ВВЭР ДЛЯ КОНТРОЛЯ ПОТОКОВ ТУРБИННОГО
КОНДЕНСАТА
Спиридонов Д. В., Миловская Л. А., Яшкин А. В.
ОАО «НИАЭП», г. Нижний Новгород
Соблюдение требований нормативной документации, разработанной для новейших энергоблоков проекта ВВЭР-ТОИ, вызывает
необходимость включения ионного хроматографа в режиме on-line
в систему АХК второго контура для контроля потоков конденсата
турбины, в случае охлаждения конденсаторов турбины водой высокой минерализации (общее солесодержание > 1000 мг/дм 3).
В то же время, эффективность и состоятельность (массив данных
с определенным интервалом) оперативных оценок ионного состава
контролируемых сред с использованием ионохроматографического
комплекса непосредственно на линиях отбора из системы конденсата
второго контура не является очевидной по ряду причин.
Схема единичного анализа методом ионной хроматографии является дискретной по определению и включает несколько стадий, последовательно развернутых во времени — подготовка аналитической
системы ионохроматографического комплекса к серии измерений,
19
отбор и подготовка пробы, ввод пробы для предварительного концентрирования (при необходимости) и разделения аналитов, формирование хроматограммы и ее расшифровка для получения результата
измерения. Таким образом, понятие on-line не может в полной мере
относиться к ионохроматографическому комплексу, подразумевая
только отсутствие вмешательства оператора в процесс выполнения
анализа. Применительно к анализу нерадиоактивной среды, преимущество автоматизации процесса выполнения измерения (принимая
во внимание стоимость хроматографического комплекса) выглядит
сомнительно. При этом существенного увеличения скорости выполнения анализа, по сравнению с лабораторным способом, не происходит. Кроме того, как показывает опыт использования лабораторных
ионных хроматографов на действующих АЭС, при определении содержания анионов и катионов на уровне ≤ 50 мкг/дм 3, как правило,
требуется ручная разметка хроматограмм для последующих вычислений значения концентрации аналитов опытным оператором-аналитиком.
Для анализа водных сред конденсатно-питательного тракта
с удельной электропроводностью, близкой к теоретической проводимости «абсолютно чистой воды», производителями ионохроматографического оборудования к настоящему времени не предложено
однозначного методического решения по обеспечению в производственных условиях стабильности качества «эталонной воды» для
приготовления элюентов и градуировочных растворов, достаточной для безусловной реализации приписанной паспортной точности измерений (с учетом показателя правильности) в области менее
10–6 моль/дм 3 (рХ≥6,0).
Кроме того, дискретный характер измерений, объективно присущий ионохроматографическому анализу в отличие от иономеров
с проточными датчиками, неизбежно вызывает дополнительную
случайную погрешность текущих количественных оценок, обусловленную естественной вариацией ионного состава контролируемых
высокочистых водных технологических сред второго контура в стационарных режимах работы оборудования, влияющего на ВХР объекта.
В соответствии с СТО 1.1.1.07.003.0727–2009 «Лабораторный химический анализ водных сред атомных электростанций с водо-водяным
энергетическим реактором. Методики выполнения измерений» весь
20
цикл выполнения измерения с помощью ионного хроматографа длится около 40–50 минут. Если рассмотреть конкретную реализацию
ионохроматографического канала измерения на примере проекта
АЭС «Аккую» (Турция), то для контроля трех потоков (2-конденсат
турбины, 1-конденсат после КЭН-1), с учетом времени подготовки
пробы, промывки линий отбора проб, подготовки аналитического
канала, собственно измерения могут быть обеспечены с ожидаемой
периодичностью отдельного анализа по каждой точке не чаще 2-х раз
в смену. Охлаждение конденсаторов турбины АЭС «Аккую» водой
высокой минерализации (~ 43 г/дм 3) требует оперативного реагирования на возникновение протечки (начиная с конструктивной —
0,3 дм 3/ч) охлаждающей воды в конденсаторах турбины. Очевидно,
что в данном случае, ионный хроматограф в режиме on-line не в состоянии обеспечить необходимую оперативность измерения ионного
состава конденсата турбины, так как при возникновении течи в конденсаторе турбины, за промежуток времени между двумя последовательными измерениями в одной точке, ионный состав среды второго
контура существенно изменится.
Необходимость выполнения калибровки ионохромато-графического комплекса один раз в месяц вызывает сложности с осуществлением автоматизированного контроля за ионным составом конденсата
на время калибровки, которая, в зависимости от количества точек калибровки, может занять продолжительное время.
Как показали результаты инженерных изысканий на площадке
строительства АЭС «Аккую», концентрация хлорид-ионов в охлаждающей воде составляет 22,6–23 мг/дм 3, а концентрация ионов натрия — 12,8–13,3 мг/дм 3. При этом нижний предел измерения концентрации ионов натрия автоматическими анализаторами
натрия с проточными датчиками составляет 0,1 мкг/ дм 3 (например, AMI Sodium P). Предел обнаружения ионов натрия, хлоридов и сульфатов методом ионной хроматографии в соответствии
с СТО 1.1.1.07.003.0727–2009 «Лабораторный химический анализ
водных сред атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором. Методики выполнения измерений» составляет
0,5 мкг/ дм 3. Исходя из этого, следует, что нижняя граница диапазона измерений анализаторов натрия позволяет оперативно отреагировать на возникновение протечки в конденсаторе турбины
21
не позднее, чем это может сделать ионохроматографический комплекс.
Исходя из написанного выше, необходимость применения ионного хроматографа в режиме on-line, для контроля нерадиоактивной
среды второго контура (турбинный конденсат) неочевидна. В то же
время, по опыту эксплуатации действующих блоков, оперативный
контроль стабильности ионного состава конденсата турбины с достаточной надежностью обеспечивается измерением удельной электропроводимости и концентрации ионов натрия с помощью кондуктометров и анализаторов натрия с проточными датчиками.
ИОННЫЙ ХРОМАТОГРАФ ДЛЯ АНАЛИЗА
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД ПЕРВОГО КОНТУРА
АЭС С ВВЭР
Гурский В. С., Харитонова Е. Ю., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Для решения исследовательских задач в области систем непрерывного аналитического контроля на принципах ионной хроматографии в ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» был разработан
экспериментальный измерительный канал для наземного стенда-прототипа транспортной ЯЭУ. Этот канал был реализован на базе оте­
чественного ионного хроматографа «Стайер А» и предназначен для
дистанционного анализа в режиме on-line высокочистых радиоактивных водных сред (анионный и катионный анализ).
На основании опыта и результатов эксплуатации предложена схема хроматографа для анализа технологических сред первого контура
АЭС с ВВЭР. Хроматограф обеспечивает определение нормируемых
ионных компонентов — натрия, калия, лития («сумма щелочных
металлов»), аммония (катионный канал), фторид-, хлорид-, нитрати сульфат- ионов (анионный канал). Предложенная схема анализа позволяет проводить параллельное определение катионных и анионных
компонентов за один ввод пробы. Для снижения дозовых нагрузок
на персонал предусмотрены автоматизированный ввод пробы в хроматограф из пробоотборных емкостей. Для этого в гидравлическую
22
схему включен автоматический многоходовой кран-переключатель,
обеспечивающий последовательное введение в хроматограф анализируемых проб, а также градуировочных растворов. Предусмотрен
периодический контроль погрешности методики автоматическим
введением в хроматограф стандартных образцов.
Предложенный ионный хроматограф может быть использован
в составе системы АХК первого контура.
Ионный хроматограф как часть ахк вхр
аэс и лабораторного контроля в атомной
энергетике
Рыбакова Е. В.
Московское представительство компании «Абакус ГмбХ», Германия
В докладе излагаются принцип работы ионных хроматографов
производства Dionex, США, их техническое устройство и возможности. Место и роль ионного хроматографа в составе АХК ВХР и в лабораториях ХЦ. Объем информации, получаемых от хроматографа,
принципы обработки результатов анализа, передачи и хранения данных. Параметры контроля теплоносителей и возможности использования ионной хроматографии как для лабораторного, так и автоматического контроля. Основные подходы к реализации технических
задач строящихся и действующих АЭС. Другие возможности ионной
хроматографии для химического контроля в энергетике.
С 1977 года Ионная хроматография (ИХ) применяется в мировой
атомной энергетике и в настоящее время большинство АЭС оснащены ионохроматографическим оборудованием. Ионные хроматографы Dionex широко используются для контроля технологических
процессов в отечественной энергетике. Пользователями ионохроматографических систем Dionex являются крупнейшие промышленные
предприятия «Росатома», исследовательские институты и научные
лаборатории, атомные электростанции и другие предприятия и организации в России и за рубежом.
Использование ионных хроматографов для контроля вводно-химического режима АЭС решает две основные проблемы: своевре23
менный мониторинг содержания ионов в технологических средах
позволяет эксплуатировать станцию в безопасном режиме и снижает риск аварийных остановок и капитального ремонта оборудования
станции.
Весьма актуальна автоматизация рутинных операций, посредством автоматизированного контроля, что позволяет высвободить
время на выполнение персоналом важной оперативной работы.
В своем развитии атомная энергетика России, безусловно, учитывает отечественный и мировой опыт контроля за эксплуатацией
АЭС в отношении ее безопасности. Культура безопасности является одним из основных принципов обеспечения безопасности
атомной станции, в своей практической реализации этот термин
тесным образом связан с повышением автоматизации контроля
за безопасным функционированием систем АЭС, повышением
технического оснащения АЭС и с уменьшением влияния человеческого фактора.
Задачи, решаемые с помощью ионной хроматографии:
Производство Электроэнергии
1. Водоподготовка:
– контроль качества вод;
– контроль эффективности работы
и регенерации обессоливающих
установок;
2. Контроль воды электростанций:
– анализ воды теплоносителя
– контроль качества пара;
– контроль питательной воды;
– анализ продувочной воды
парогенераторов;
– анализ конденсата пара;
– контроль работы конденсатоочистки;
3. Входной контроль
– контроль чистоты реагентов для работы
обессоливающих установок;
– контроль чистоты реагентов для
поддержания ВХР
ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА
Обработка сточных вод:
– анализ стоков;
– контроль радиоактивных отходов
Производство ТВЭЛ
1. Водоподготовка:
– контроль качества технологических вод;
– контроль водоподготовки
2.Контроль качества продукции (ТВЭЛ):
– примеси анионов
– примеси катионов и аммония
ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА
Обработка сточных вод:
– анализ стоков;
24
Технология, хорошо знакомая персоналу электростанций
Ионный хроматограф прост в использовании. Его принцип действия подобен принципам действия обессоливающих ВПУ и ионообменных конденсатных фильтров.
Одновременный многокомпонентный анализ ионов
Ионная хроматография — многокомпонентный метод анализа
катионов и анионов. Под определением катионов понимается одновременное определение содержания катионов щелочных и щелочноземельных металлов и аммония. Под определением анионов понимается одновременное определение содержания фторида, хлорида,
нитрата, нитрита, бромида, сульфата и фосфата. Например, хроматографическая система ICS-5000 является 2х канальной системой. Т.о
на ней происходит параллельное одновременное измерение концентраций анионов и катионов, например: определение анионов производится на канале 1, а катионов на канале 2.
Анализ следовых количеств
Примеси в технологических средах и нарушения ВХР являются
основными виновниками аварий на электростанциях. Вследствие
этого эксперты энергетической индустрии предъявляют высокие требования к качеству технологических сред. В эти требования включают анализ следовых количеств коррозионно-активных компонентов,
таких как хлориды, сульфаты, немаловажен контроль катионов и низкомолекулярные органических кислот. Эти задачи решаются ионной
хроматографией.
Минимальная подготовка пробы к анализу
Ионная хроматография предполагает ввод образца в хроматографическую систему без предварительных ручных манипуляций
(добавка реагентов, разбавление, фильтрование и проч). Температура пробы допускается не более 50 °C. При использовании хроматографа в составе АХК ВХР требуется дополнительно обеспечить
скорость подачи контролируемых сред: 10–100 мл/мин (при давлении 70–525 кПа) и предусмотреть фильтрацию от частиц размером
>50 мкм.
Быстрый, точный анализ
Передовая технология разделения и детектирования компонентов
предоставляет возможности производительного, экономически эффективного использования времени специалиста.
25
Контролируемые параметры на отечественных АЭС: анионы неорганических и органических кислот, катионы металлов I и II
групп, а также аммоний, морфолин, этаноламин и другие добавки.
На зарубежных станциях с помощью хроматографов Dionex контролируют также кремний (силикат), бор (борат), цинк и продукты коррозии в водных средах.
Достоинства — метод получил широкое распространение
по всему миру в энергетической отрасли благодаря целому ряду достоинств:
– определение большого числа ионов в одной пробе.
– высокая чувствительность определения.
– высокая селективность и экспрессность.
– малый объем анализируемой пробы:
– возможность полной автоматизации.
– работа в режиме «on line».
– во многих случаях — полное отсутствие пробоподготовки.
В ионной хроматографии:
– нет продолжительных «мокрых» химических процедур;
– не используются дорогие реагенты;
– анализ не ограничивается определением одного иона;
– погрешности минимальны.
Все хроматографы Dionex обеспечивают блестящую эффективность разделения, стабильность и точность определения контролируемых параметров.
Стационарные хроматографы Dionex много лет с успехом работают в лабораториях Химических цехов отечественных АЭС. Эти
хроматографы обеспечивают постоянный контроль параметров и отслеживание состояние водно-химического режима при ручном отборе проб оператором.
Ионные хроматографы для непрерывного контроля в составе
АХК ВХР компании Dionex (модели ICS5000 и ICS2100 в защитном
кожухе) обеспечивают постоянный контроль параметров и отслеживание состояние водно-химического режима. Они могут работать
до одного месяца без непосредственной работы оператора в опасной
зоне. Данные системы работают в безреагентном режиме. К модулю
выбора проб подводятся линии отбора проб (до 21 линии). Анионный
и катионный каналы хроматографа обеспечивают ввод проб, прове26
дение анализа и выдачу результатов через установленные оператором промежутки времени. При этом периодически обеспечивается
анализ стандартных растворов (калибровка) в автоматическом режиме. Хроматографы Dionex входят на данный момент в состав АХК
ВХР: НВАЭС-1, НВАЭС-2, ЛАЭС-2, Белоярская АЭС, Блок № 4.
Выгоды от широкого применения ионной хроматографии
на АЭС:
— Предупреждение аварий на электростанциях
Ионная хроматография продемонстрировала временем способность бдительно следить за целой гаммой соединений, являющихся
причиной аварий ЭУ.
Кроме того, ее уникальная многосторонность в выполнении многокомпонентного анализа ионов делают ее необходимым многоцелевым инструментом.
— Повышение производительности
По сравнению с другими методами определения ионов экономический эффект от использования ионной хроматографии огромен,
если принять во внимание такие факторы как количество определяемых ионов, пробоподготовка, потребление реагентов и электроэнергии, лабораторный труд специалиста. Выбор вариантов автоматизации ионохроматографического анализа — от применения
автосамплеров до включения хроматографа в состав АХК обеспечивает максимум производительности как лаборатории, так и контроля
ВХР в целом.
— Диагностика неисправностей оборудования
Когда в работе систем АЭС встречается неисправность (присосы, падения качества работы фильтров и т. п.), необходимо как можно
быстрее определить ее природу и источник. Для этих целей ионный
хроматограф является незаменимым средством. Его уникальная многосторонность позволяет обнаружить, идентифицировать и провести количественное определение множества ионов на таких уровнях
следовых количеств, которые кажутся недостижимыми. Вследствие
этого могут быть быстро предприняты действия по восстановлению
нормального рабочего состояния систем.
Ионная хроматография широко применяется химиками электростанций не только для рутинного анализа, но и в исследовательских
программах и при разработке и тестирования опытных установок.
27
Технические инновации в области ионной хроматографии, используемые в хроматографах Dionex, обеспечивают надежную работу и длительный срок службы оборудования на АЭС и других предприятиях отрасли.
Определение в водных теплоносителях
объектов атомной энергетики
методом капиллярного электрофореза
антикоррозионных добавок
Каменцев М. Я., Москвин Л. Н., Якимова Н. М.
Санкт-Петербургский Государственный Университет,
Институт химии, г. Санкт-Петербург
На объектах атомной энергетики для подавления коррозионных
процессов применяют целый ряд корректирующих добавок в теплоносители. В зависимости от типа реактора и водно-химического
режима чаще всего используются аммиак, гидразин, органические
амины. Среди последних используются более десяти органических
аминов, индивидуально и в различных сочетаниях. Наиболее распространенными из них являются морфолин и этаноламин.
Для определения корректирующих добавок в водных теплоносителях, как правило, используют ионную хроматографию (ИХ).
Однако для определения аминов, часто, требуется достаточно длительная перенастройка оборудования, вплоть до замены колонок.
В этом плане более привлекателен метод капиллярного электрофореза (КЭ).
В настоящей работе рассмотрено несколько вариантов определения перечисленных аналитов, оптимизирован состав ведущего электролита и условия анализа. Предложена схема одновременного определения основных корректирующих добавок, таких как этаноламин,
морфолин, гидразин, триэтаноламин, диметиламин в контурной воде
электростанций, присутствующих как индивидуально, так и в различных сочетаниях. Диапазон определяемых концентраций составляет от 0,1 до 10 мг/л. Время одного анализа составляет 4–5 минут.
Определению не мешают катионы щелочных и щелочноземельных
28
5
металлов, аммиак, другие амины, в т. ч. возможные продукты разложения корректирующих добавок.
mAU
8
3
2
1
6
8
7
4
7
6
5
2
3
4
мин
5
Электрофореграмма модельной смеси корректирующих добавок.
1 — аммоний — 10 мг/л; 2 — гидразин — 10 мг/л; 3 — диметиламин —
10 мг/л; 4 — натрий — 0,1 мг/л; 5 — этаноламин — 10 мг/л; 6 —
морфолин — 10 мг/л; литий — 0,1 мг/л; триэтаноламин — 10 мг/л.
Определение микроконцентраций хлориди сульфат-ионов в воде высокой чистоты
методом капиллярного электрофореза
Каменцев М. Я., Москвин Л. Н., Якимова Н. М.
Санкт-Петербургский Государственный Университет,
Институт химии, г. Санкт-Петербург
Определение микроконцентраций хлорид- и сульфат-ионов
в воде высокой чистоты (ВВЧ) является актуальной задачей в первую
очередь при контроле её качества на объектах атомной энергетики.
Концентрация данных компонентов нормируется в теплоносителях
и других водных средах атомных электростанций. Превышение этих
значений способствует локальным видам коррозии конструкционных
материалов.
29
В настоящее время для определения указанных аналитов преимущественно применяется метод ионной хроматографии (ИХ), предел
обнаружения которого находится на уровне единиц мкг/л.
В качестве альтернативного метода определения микрограммовых
концентраций хлорид- и сульфат-ионов в ВВЧ может использоваться
метод капиллярного электрофореза (КЭ), обладающий по сравнению
с ИХ такими преимуществами как экспрессность и относительно
низкая стоимости приборов, малый объем расходуемых реактивов
и генерируемых отходов. Но при прямом КЭ-определении хлориди сульфат-ионов не обеспечивается необходимая чувствительность.
Предложена методика определения микроконцентраций хлорид- и сульфат-ионов в воде высокой чистоты методом капиллярного электрофореза с on-line концентрированием (т. н. ввод с усилением поля с «водной пробкой»). Для определения аналитов
использован ведущий электролит на основе хромат-иона. Косвенное
фотометрическое детектирование проводилось при длине волны
254 нм. В качестве внутреннего стандарта использован бромид-ион.
Методика протестирована на образцах дистиллированной, бидистиллированной и деионизованной воды. Правильность подтверждена
методом «введено–найдено». Достигнутый предел обнаружения составляет 0,3 мкг/л для обоих аналитов. Диапазон определяемых концентраций составляет 1–50 мкг/л для хлорида и сульфата. Время выполнения одного анализа составляет 4–5 минут.
10 mAU
2
1
Capel
1
2
3
3
4
5
мин
Электрофореграмма деионизованной воды.
1 — хлорид — 1,5 мкг/л; 2 — бромид (внутренний стандарт) — 10 мкг/л;
3 — сульфат — 1,4 мкг/л.
30
ВАРИАНТЫ АВТОМАТИЗАЦИИ АНАЛИЗА ОСОБО
ЧИСТЫХ ВОД МЕТОДОМ ИХ, НА ОБОРУДОВАНИИ
“JETCHROM”
Шаталов И. А.
ООО «Энерголаб», г. Москва
Задача по созданию надежной и простой в эксплуатации отечественной ИХ системы и, при этом обладающей необходимыми элементами автоматизации для атомной энергетики, стоит достаточно
остро. Попытка решить именно эту проблему была предпринята при
разработке хроматографической системы серии JETChrom.
Хроматографическое оборудование JETChrom представляет собой традиционные модульные хроматографические блоки, которые
полностью совместимы между собой и могут быть скомбинированы
с блоками некоторых других отечественных производителей в соответствие с пожеланиями заказчика. За основу насосов высокого давления и блоков ввода образца были взяты механические части, проверенные временем. Электронные модули были разработаны на основе
современных комплектующих, что позволило, например, понизить
пульсации и шум ВЭЖХ насосов и реализовать двухстороннюю
связь ПК со всеми хроматографическими блоками через USB порты.
Для решения задачи по автоматизации ИХ анализа были разработаны два новых хроматографических блока: автосамплер на 90 виал
— CSR48 (два ряда по 45 виалы) и блок автоматизации единичного
анализа — Autoblock. Внешний ряд автосамплера может быть изготовлен в соответствии с пожеланиями заказчика (например, подпенициллиновые флаконы или пластиковые 15 мл пробирки) Крометого,
автосамплер CSR48 и Autoblock могут быть укомплектованы в варианте автоматической смены петель или для одновременного ввода
образца в две системы. Autoblock может иметь функцию автоматического забора образца из произвольной емкости или из подготовленной линии.
Система JETChrom для анализа особо чистых вод методом ИХ
может иметь:
1. возможность одновременного анализа катионов и анионов;
2. два независимых жидкостных тракта разделения;
31
3. одновременную или поочередную подача образца в систему;
4. автоматическую промывку жидкостного тракта (включая ко­
лонки);
5. возможность работы с прямым вводом образца с системой
переключения петель (без вмешательства в гидравлические
линии прибора);
6. возможность установки любых типов колонок;
7. динамическую систему подавления фоновой электропро­вод­
нос­ти для анионного анализа;
8. программное обеспечение с возможностью создания таймерных
программ для всех хроматографических блоков;
9. создание очередей анализа с автоматическим забором образца.
ИОННАЯ ХРОМАТОГРАФИЯ МЕТРОМ.
АВТОМАТИЧЕСКАЯ МНОГОТОЧЕЧНАЯ
КАЛИБРОВКА В ОБЛАСТИ
МИКРОКОНЦЕНТРАЦИЙ ИОНОВ
Колбягин Н. П.
ЗАО «АВРОРА Лаб», г. Москва
В 2013 г. компания МЕТРОМ АГ (Швейцария) выпустила новую
линейку ионных хроматографов 930 IC Flex и 940 IC Vario Pro. Эти
модели сменили соответственно 881/882 IC Compact и 850 IC Vario.
Хроматографы выполнены в едином корпусе, содержащем все
необходимые компоненты: насосы высокого давления, дегазаторы
пробы и элюента, инжекционные краны, разделительные колонки
и детекторы. Для определения микроконцентраций анионов используется классическое химическое подавление фона. На химический
подавитель револьверной конструкции предоставляется гарантия МЕТРОМ — 10 лет.
По сравнению с предыдущей линейкой хроматографов конфигурацию новых моделей можно выбирать еще более гибко. Выпущены
также новые версии детекторов, кондуктометрический, амперометрический и фотометрический (UV–VIS) с еще большей функциональностью, — для профессионального анализа.
32
Традиционной особенностью аналитического оборудования
METROHM является высокая степень автоматизации. К средствам
автоматизации анализа относятся также системы встроенной онлайн пробоподготовки.. Сюда относятся: автоматическое разбавление и концентрирование пробы, автоматическая ультрафильтрация
и диализ, удаление матрицы образца при определениях микро- и наноколичеств ионов методом ионной хроматографии, и другие. Примеры использования методов он-лайн пробоподготовки при анализе
вод АЭС были даны ранее [1].
Очень важным вопросом при анализе микроконцентраций ионов
в водах высокой чистоты является получение достоверной калибровки. Получить надежные точки для калибровки прибора в области нескольких мкг/л методом последовательного разбавления практически невозможно. МЕТРОМ предлагает технологию автоматической
калибровки хроматографа в интервале до 2 порядков концентрации,
например от 0,1 до 10 мкг/л по каждому иону.
Показана отличная воспроизводимость высот и площадей пиков
при калибровке, а также времен выхода ионов.
Список литературы
1. Колбягин Н. П. Ионная хроматография
Метром. Системы
автоматической пробоподготовки для анализа вод АЭС,
Колбягин Н. П. // Материалы 6-го научно-технического
совещания
«Проблемы
и перспективы
развития
химического и радиохимического контроля вод АЭС
(Атомэнергоаналитика–2011). 13–15. 09.2011 г. г. Сосновый
Бор. Тезисы докладов. СПБ.: ВВМ. — 2011. — С.77–79.
РЕШЕНИЯ МЕТРОМ-АППЛИКОН ДЛЯ ОН-ЛАЙН
КОНТРОЛЯ ВОД АЭС
Д-р Тимоер Фрелинк
Metrohm-Applikon B. V. Нидерланды
Компания Метром-Аппликон (Metrohm-Applikon B.V.), с главным
офисом в г. Шиедам (Голландия), имеет более чем 35-летний опыт
разработки решений для ин-лайн и он-лайн контроля состава жидко33
стей. С начала 1980 годов компания специализируется на разработке
и производстве промышленных анализаторов жидкостей, работающих на принципах титрования, колориметрии, ионометрии, ионной
хроматографии и вольтамперометрии.
Являясь частью группы МЕТРОМ АГ (METROHM AG,
Switzerland), компания Аппликон имеет доступ к огромной базе лабораторных методик анализа, которые в свою очередь используются
при разработке приложений для ин-лайн и он-лайн анализаторов.
Компания Метром-Аппликон имеет разветвленную сеть представительств и дистрибютерских компаний по всему миру. Это позволяет активно использовать накопленный международный опыт для
решения нестандартных задач и осуществления оперативной технической поддержки пользователей оборудования Аппликон.
Для энергетической отрасли и, в частности, для атомной энергетики Метром-Аппликон предлагает широкий набор решений для
контроля качества контурных вод и пара. Разработаны анализаторы
для он-лайн контроля параметров, таких, как ТОС (исходная вода
на ХВО), концентрация гидразина, кремния, аммиака, хлора и других. В настоящем докладе будут подробно рассмотрены анализаторы
для определения концентрации борной кислоты и ультранизких концентрация натрия.
Анализ микроконцентраций натрия.
Концентрация натрия в воде высокой чистоты может быть надежно измерена на уровне мкг/л и ниже. При этом никаких реагентов
(буферные растворы, аммиак, амины, и др.) кроме стандартов натрия
не требуются. Решение обеспечено применением специальной конструкции натрий-селективного электрода и запатентованного алгоритма измерения, заложенного в программу работы промышленного
анализатора ADI 2018 Na.
Анализ борной кислоты.
Растворы борной кислоты используются в водо-водяных реакторах, как замедлитель нейтронов, для управления процессами деления. Поэтому знание концентрации бора в режиме реального времени
жизненно важно. Для определения борной кислоты Метром-Аппликон предлагает анализаторы, работающие по методу кислотно-основного титрования ADI 2016 и ADI2045Ti.
34
Секция 2
ТЕХНИЧЕСКИЕ И ПРОГРАММНЫЕ
СРЕДСТВА АВТОМАТИЗАЦИИ
ХИМИЧЕСКОГО И РАДИАЦИОННОГО
КОНТРОЛЯ НА АЭС И ЯЭУ
ПЕРСПЕКТИВЫ СОЗДАНИЯ ДОПОЛНИТЕЛЬНОЙ
СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА ПИК НА
БАЗЕ ПРОМЫШЛЕННОГО ФУРЬЕ-СПЕКТРОМЕТРА
В БЛИЖНЕЙ ИНФРАКРАСНОЙ ОБЛАСТИ
Воронина Т. В., Запитецкая И. В.
ФГБУ «ПИЯФ», г. Гатчина
Актуальной задачей при эксплуатации любого реактора является
обнаружение на ранней стадии нарушения герметичности корпуса
реактора. Базовым подходом к обеспечению безопасной эксплуатации оборудования реактора в настоящее время является концепция
«исключение разрушения». Такой подход требует надежного фиксирования течи для регистрации сквозных дефектов. При использовании существующих штатных датчиков (по давлению и по уровню)
на исследовательском тяжеловодном реакторе ПИК по расчету время
обнаружения дефектов корпуса реактора составляет не менее часа.
Однако для реактора ПИК можно предложить более чувствительный
метод контроля целостности корпуса реактора. Не имеющий аналогов
на действующих реакторных установках контур жидкостного регулирования (ЖР) реактора ПИК представляет собой кольцевую полость
вокруг корпуса реактора, в щелевых зазорах которой циркулирует
концентрированная тяжелая вода. Эта конструктивная особенность
позволяет организовать контроль целостности корпуса реактора ПИК
по снижению содержания дейтерия в концентрированной тяжелой
воде охлаждающего контура ЖР при появлении малой протечки лёг35
кой воды первого контура. Для этого необходимо создать систему дистанционного прецизионного мониторинга содержания протия в тяжелой воде контура ЖР на базе проточного автоматического анализатора.
Ранее [1] было показано, что решить эту задачу можно методом
инфракрасной спектрометрии на основе спектрометра, работающего
в средней инфракрасной области (4000–400) см-1. Несмотря на явные
преимущества такого подхода: для анализа используются самые информативные и чувствительные валентные и деформационные колебания воды, методика анализа на лабораторном ИК спектрометре
(Tensor 37) уже отработана, он имеет существенные недостатки. 1)
Из-за большого поглощения для измерений требуются «тонкие» кюветы (<1 мм), работать с которыми в условиях контура ЖР (давление
13–16 атм.) сложно. Кроме того, для изготовления оптических окон
потребуется сапфир, что сделает кюветы дорогостоящими. 2) Кюветное отделение такого спектрометра неотделимо от прибора, поэтому
прибор придется ставить прямо в линию контура. 3) Оптоволокно
в среднем ИК-диапазоне только разрабатывается. Так как оно заметно ослабляет сигнал, то использовать можно не более 2 м такого оптоволокна. 4) Спектрометры в средней инфракрасной области — это,
как правило, однолучевые приборы, которые требуют регистрации
фона перед каждым измерением.
В отличие от среднего ИК — диапазона, ближний ИК (БИК,
от 12500 до 4000 см-1) диапазон состоит из обертонов и составных колебаний воды, коэффициенты поглощения которых в 20–50 раз слабее
коэффициентов поглощения основных колебаний в среднем ИК —
диапазоне. Это позволяет увеличить толщину проточной кюветы.
Для кювет можно использовать дешевые оптические окна из кварца,
прозрачные в этой области ИК спектра. Для БИК разработано и используется специальное кварцевое оптоволокно, которое снижает
сигнал незначительно. Сам прибор надежнее, приспособлен для длительной работы и для работы в сложных промышленных условиях,
так как оснащен кварцевой оптикой. Такой прибор (MATRIX-F) уже
разработан и используются в промышленности для on-line контроля.
Он имеет выносное кюветное отделение и возможность одновременного контроля до 6 точек анализа.
В работе показана возможность применения БИК фурье-спектроскопии для точного и воспроизводимого изотопного анализа тяжелой
36
воды. Исследования проведены на лабораторном спектрометре MPA.
Для эксперимента была собрана герметичная проточная схема, чтобы избежать разбавления тяжелой воды. Были подобраны параметры и условия измерения спектров тяжелой воды. В результате были
построены градуировочные модели в двух диапазонах: для концентрированной тяжелой воды (99,0–99,9 ат.%) и в широком диапазоне
концентраций. Погрешность градуировки для концентрированной
тяжёлой воды составила 0,002 ат.%, что совпадает с погрешностью
градуировки на лабораторном фурье-спектрометре среднего ИК диапазона Tensor-37; и лучше, чем погрешность градуировки старого
проточного датчика «Анализ-3» (0,01 ат.%). Для широкого диапазона концентраций тяжелой воды была получена градуировка, погрешность которой составила 0,01 ат.%, что на порядок лучше, чем погрешность калибровки Tensor-37 (0,4 ат.%), и чем погрешность калибровки
«Анализ-3» (0,4 ат.%). Качество работы градуировочных моделей
было протестировано на независимых образцах тяжелой воды. По полученным результатам, рекомендована комплектация системы для online измерения изотопного состава тяжелой воды в контуре ЖР.
Список литературы
1. Воронина Т. В. Организация контроля изотопного состава
тяжелой воды на реакторе ПИК методом ИК-спектрометрии
// Материалы VI НТС «Проблемы и перспективы развития
химического и радиохимического контроля в атомной
энергетике» (Атомэнергоаналитика —2011). Сосновый Бор. —
2011. — С. 148–159.
СПОСОБ ПОВЫШЕНИЯ ИНФОРМАТИВНОСТИ
КГО ТВЭЛОВ
Орлов С. Н., Епимахов В. Н., Мысик С. Г., Фоменков Р. В.,
Амосова О. А., Зверев А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В ходе испытаний автоматизированной спектрометрической системы радиационного контроля водных сред, установленной на пробоотборной линии реакторной установки стендовой базы НИТИ,
37
было выявлено значительное повышение минимально-определяемого уровня активности реперных радионуклидов КГО твэлов, вследствие высокого содержания радионуклида 56Mn в отбираемых пробах
теплоносителя.
Для повышения чувствительности системы спектрометрического контроля по отношению к радионуклидам йода было предложено удалять марганец методом селективной сорбции. По результатам лабораторных и макетных испытаний для использования
в узле селективной фильтрации выбран комбинированный блочный сорбент на основе пантооксида сурьмы с фторопластовой матрицей (СКК).
Было показано, что степень очистки марганца на выбранном сорбенте составляет не менее 95 %. При этом, потери радионуклидов
йода на фильтре не превышают 7 %.
Дополнительно подтверждена применимость сорбента СКК для
удаления других радионуклидов коррозионного происхождения, таких как 51Cr, 58Co, 60Co, 95Zr.
Разработана схема узла фильтрации с возможность дистанционной замены блочных сорбентов. Узел фильтрации изготовлен и смонтирован на пробоотборной линии реакторной установки, проведены
послемонтажные испытания.
Независимый регистратор
солесодержания воды второго контура
транспортных ЯЭУ
Сандлер Н. Г., Тряев П. В., Крестьянинов П. А., Иванов П. С.,
Пряхин Д. А., Авдеев В. А., Макаров В. А., Мамилов С. В.,
Плисовский А. Ю., Тихонов А. М.
ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород
Во время эксплуатации во втором контуре транспортных ЯЭУ
поддерживается нейтральный бескоррекционный водно-химический режим. Как показывает опыт эксплуатации, поддержание
его в соответствии с требованиями нормативной документации
обеспечивает надежную работу трубных систем парогенераторов
38
из титановых сплавов. Наиболее опасным для трубных систем является работа в условиях нарушения водно-химического режима
при «засолении» питательной воды вследствие попадания в контур морской воды или рассола водоопреснительных установок, при
этом солесодержание воды второго контура увеличивается. Работа
в таких условиях может привести к потере герметичности трубных
систем вследствие протекания локальной (питтинговой, горячесолевой) коррозии труб под эксплуатационными отложениями. Коррозионные процессы сопровождаются наводороживанием металла
труб в области их протекания, что приводит к ухудшению его прочностных характеристик.
Как показал опыт эксплуатации транспортных ЯЭУ, с целью
получения объективной информации по засолениям и их продолжительности, необходимо организовать независимую регистрацию
солесодержания воды второго контура. Это позволит оценить состояние трубных систем, определить необходимость проведения
компенсирующих мероприятий (химической отмывки трубных систем и др.) и своевременно их провести. Организация регистрации
солесодержания возможна на эксплуатирующихся солемерах посредством снятия аналогового сигнала с устройств дистанционной
передачи вторичных приборов солемеров. При отсутствии таких
устройств сигналы возможно снять непосредственно с рабочих реохордов, что и было выполнено на опытном образце регистратора,
разработанного ОАО «ОКБМ Африкантов». На август 2014 г. наработка опытного образца составила ~ 18000 ч. Также по заказу ОАО
«ОКБМ Африкантов» ЗАО «Электронприбор» г. Рязань разработаны солемеры ДУМ-Р, предназначенные для использования в КПС
транспортных ЯЭУ взамен эксплуатирующихся в настоящее время.
Они обладают встроенной памятью в которой фиксируются значения солесодержания воды. Их можно использовать, как отдельно,
так и подключенными к независимому регистратору. При этом будет
получена общая картина изменения солесодержания в конденсатнопитательной системе ЯЭУ.
39
НОВЫЕ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА
УПРАВЛЕНИЯ ПРОБООТБОРОМ АСРК АЭС
Смирнов В. Д., Козин М. И.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В автоматизированных системах радиационного контроля (АСРК)
атомных электростанций (АЭС) для автоматизации доставки проб
воздуха в измерительные камеры радиометров и спектрометрических мониторов используются газодувки (компрессоры) и запорные
клапаны с электромагнитными и электрическими приводами.
На АЭС, эксплуатируемых в РФ используются в настоящее время
в основном клапаны типа:
– ПЗ26107–015М с двумя электромагнитными приводами переменного тока;
– У26161 с электрическим приводом;
Клапаны ПЗ26107 в настоящее время могут использоваться
только при модернизации АСРК существующих энергоблоков АЭС
и не могут применяться в проектах АСРК вновь строящихся АЭС,
так как производятся только в общепромышленном исполнении и соответствуют 4 классу безопасности по классификации НП-001–97.
В настоящее время в проектах АСРК вновь строящихся АЭС могут применяться клапаны КЭО-2,5–10, ТУ3742–049–04787296–2011,
соответствующие требованиям НП-68–05 и категории 3Н по классификации НП-001–97.
Для управления газодувками и перечисленной трубопроводной
арматурой ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова и ФГУП НПО выполнена разработка комплекса программных и технических средств,
включающих:
– блоки управления БУ4К01, БУ4К10, и блоки силовые
БСБУ4К01;
– специальное программное обеспечение (СПО) блоков управления БУ4К01, для управления клапанами типа КЭО, СПО
блоков управления БУ4К10, для управления клапанами
ПЗ26107 и СПО комплекса блок управления БУ4К10- блок силовой БСБУ4К01 для управления электроприводами клапанов
У26161 и электроприводами газодувок.
40
Основным элементом каждого блока управления является: контроллер, имеющий автономный кнопочный пульт управления с буквенно-цифровым индикатором, порт ввода-вывода типа RS-485 для
связи с информационной технологической сетью и дополнительный
порт ввода-вывода типа RS-232 для ввода в него СПО, с помощью которого в микроконтроллере формируются сигналы управления клапанами, информация о состоянии клапанов и ее индикация.
В контроллере предусмотрена также возможность установки
встраиваемых модулей ввода и вывода дискретных сигналов и ввода
аналоговых сигналов.
Формирование сигналов управления электромагнитными и электрическими приводами клапанов и газодувок и сигналов состояния
клапанов и газодувок в блоках управления осуществляют модули
управления МУ2 в блоках БУ4К01, МУ3 в блоках БУ4К10 и МУ4
в блоках БУ4К02.
Через порт ввода-вывода типа RS-485 в блоках управления осуществляется прием управляющей информации из технологической
вычислительной сети и передача информации о состоянии исполнительных механизмов в технологическую вычислительную сеть
по протоколу ModBUS/RTU.
Разработка блоков управления БУ4К01, БУ4К02, БУ4К10 и блоков силовых БСБУ4К и БСБУ4К01 базируется на результатах, полученных при разработке и эксплуатации блоков управления БУПГС,
созданных для обеспечения автоматизации пробоотбора газовых сред
в системах химического контроля испытательных стендов НИТИ.
При разработке блоков был учтен опыт, полученный при выполнении пуско-наладочных работ и работ по обеспечению гарантийных обязательств и сопровождению эксплуатации блоков БУ1-БУ4,
БСБУ3, БСБУ4 на 1 и 2 энергоблоков ТАЭС в КНР и 3 и 4 энергоблоков Калининской АЭС.
Поставку блоков БУ4К, БУ4К10 и комплекса блоков, БУ4К10БСБУ4К01 с встроенным специальным программным обеспечением
осуществляет ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова».
Блоки управления самостоятельно или совместно с силовыми
блоками управления в зависимости от исполнения обеспечивают
управление исполнительными механизмами (ИМ), представленными в таблице.
41
Таблица. Перечень исполнительных механизмов (ИМ), управляемых
блоками управления.
Наименование ИМ
Кол-во
ИМ
Исполнение
БУ4К
Кол-во
и исполнение
БСБУ4К01
6
БУ4К01
–
6
БУ4К10
–
4
4
БУ4К10
4БСБУ4К01
Клапаны с 2 электромагнитными приводами
постоянного тока и сигнализацией одного
состояния типа КЭО
Клапаны с 2 электромагнитными приводами
переменного тока типа ПЗ26107
Электропривод компрессора (насоса)
Клапан с 1 электрическим приводом типа
У26507
Блоки БУ4К01, БУ4К10, БСБУ4К01 разработаны по инициативе
ОАО СПбАЭП и ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» для применения в АСРК 4 энергоблока Белоярской АЭС.
Блоки БУ4К10 13 шт. и БСБУ4К01 2 шт. были включены в состав
АСРК при модернизации 3 энергоблока Белоярской АЭС и безотказно работают с октября 2010 года.
Блоки управления ЭМК КЭО-2,5–15 БУ4К01, разработаны на общей элементной базе с блоками БУ4К10, надежность работы которых
проверена в процессе приемочных испытаний и в процессе безотказной эксплуатации блоков БУ4К10 на 3 энергоблоке БАЭС.
Новизна программно-технических решений автоматизации пробоотбора в АСРК 3 блока БАЭС, обеспечивающих повышение информационной надежности за счет использования блоков БУ4К10
и БСБУ4К01защищена патентом РФ № 2487372.
В настоящее время блоки БУ4К01 18 шт, БУ4К10 6 шт.
и БСБУ4К01 6 шт. включены в состав АСРК 4 энергоблока БАЭС,
из которых 15 шт. БУ4К01, 5 шт. БУ4К10 и 6 шт. БСБУ4К01 смонтированы. Проведен шефмонтаж и пуско-наладочные работы на смонтированных блоках и на управляемых с их помощью клапанах и газодувках.
42
АНАЛИЗ И ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ
АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ ОЦЕНКИ ВЕЛИЧИНЫ
ТЕЧИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ НА АЭС С ВВЭР-1000
ПО ИНФОРМАЦИИ ОТ АСРК
(НА ПРИМЕРЕ ТЯНЬВАНЬСКОЙ АЭС В КНР)
Гайко В. Б., Крюков Ю. В., Ситникова Т. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В докладе приведен анализ возможности использования информации АСРК для получения достоверных оценок надежности защитных барьеров, отработки алгоритмов прогнозирования изменения активности технологических сред, разработки новых методов контроля
надежности защитных барьеров на примере АСРК, разработанной
для ТАЭС в КНР.
Приводится обзор информации, необходимой (пригодной) для реализации процедур контроля величины течи теплоносителя первого
контура (ТПК) в парогенераторы (ПГ) и в другие технологические
контура энергоблока АЭС с ВВЭР 1000. Отмечается, что правильный
выбор точек, методов и средств контроля позволяет установить факт
течи на ранних стадиях ее появления, определить место течи и корректно провести расчеты по оценке величины течи ТПК.
На примере Тяньваньской АЭС в КНР с ВВЭР 1000 в докладе
представлены данные по контролю объемной активности радионуклидов в ТПК, котловой воде парогенераторов, эжекторных сдувках.
Приведены результаты оценки величины течи ТПК в ПГ на основе
значений мощности дозы излучения от трубопроводов острого пара,
полученных от монитора SGLM201. Отмечаются недостатки данного
способа контроля течи парогенераторов по острому пару, применяемого в настоящее время на ряде АЭС с ВВЭР.
Рассмотрен вопрос формирования требований к техническим
средствам контроля герметичности оборудования и трубопроводов
первого контура для эффективного решения задач радиационного контроля на действующих и проектируемых энергоблоках АЭС
с ВВЭР.
Обоснован вывод, что получаемая на основе имеющихся средств
измерения информация по значениям объемных активностей в тех43
нологических системах второго контура позволяет провести автоматизацию расчетов величины течи парогенератора по существующей
штатной схеме, а с привлечением данных лабораторного контроля,
фиксируемых в серверной БД, появляется возможность реализации
методики контроля течи ПГ в полном объеме.
Реализация квазинепрерывного метода контроля протечек теплоносителя в парогенераторе обеспечит повышение оперативности,
а также снижение трудозатрат и доз облучения персонала. Дальнейшее совершенствование метода радиационного контроля протечек
теплоносителя в парогенераторе связано с обеспечением его непрерывности.
ОСОБЕННОСТИ ДИНАМИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ
ПОКАЗАТЕЛЯ рН ВОДНЫХ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ
СРЕД ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Вилков Н. Я., Воронина Н. В., Матвеев В. Н., Блинов С. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Широкое использование микропроцессорной техники в современных аналити­ческих приборах с выводом результата анализа непосредственно на экран монитора в цифровом виде превращает их
в средства прямых измерений (СПИ). Российская зако­нодательная
база в области обеспечения единства измерений требует от производителя СПИ детального описания в эксплуатационных документах методической схемы формирования выходного сигнала
первичного преобразователя и процедур его преобразования в результат измерения в цифровом виде. Следует констатировать, что
указанное требование все чаще в полной мере производителями
аналитической измери­тельной техники не выполняется. В том
числе из-за опасений раскрытия используемых «ноу-хау» или недостаточного объема исходных данных и корректности решений,
принятых производителем в обоснование аналитической схемы
прибора.
Усилия производителей средств динамических измерений показателя рН водных технологических сред для объектов энергетики
44
в течение последних десятилетий были сосредоточены, главным образом, на совершенствовании элементной базы проточных потенциометрических датчиков, направленной прежде всего на минимизацию
погрешностей измерения, обусловленных известной нестабильностью диффузионного потенциала при вариации расхода анализируемой среды в тракте измерительных гальванических элементов.
Наибольшим достижением в этом направлении является освоение
массового производства комбинированных водород-чувствительных
электро­дов с электролитическим контактом из полимерных материалов или гелей. Потреби­телям СПИ следует, однако, обращать внимание на рекомендацию эксплуатационных документов ответственных
производителей о предпочтительности применения подобного типа
электродов для измерений рН технологических водных растворов
с достаточно высокой ионной силой.
В настоящей работе приводятся систематизированные данные
по опыту испытаний и эксплуатации в рабочих условиях объектов
атомной энергетики ряда современных отечественных и зарубежных
рН-метров с проточными датчиками на основе комби­нированных водород-чувствительных электродов. Во всех случаях после остановки
потока неизменной по составу анализируемой среды через тракт измерительной ячейки наблюдается значимый дрейф измеряемых значений показателя рН. По мнению авторов работы полученные экспериментальные данные:
- свидетельствуют о значимом влиянии на результаты измерений
известных электро­кинетических явлений на границе раздела
«сенсор (или твердый электролити­ческий контакт) /разбавленный раствор электролита», никак не комментируемом производителями при описании схемотехнических, конструктивных
решений для измерительных ячеек и программных модулей
преобразования значения первич­ного электрического сигнала
в значение концентрации аналита;
- ставят вопрос о корректности градуировки СПИ с проточным
датчиком для рабочих измерений рН согласно Руководству
по эксплуатации (погружением электродной сборки, изымаемой
из датчика, в стакан со стандартным буферным раствором).
При этом авторы допускают возможность использования схемы
с извлечением электродной сборки в качестве методики первичной
45
или периодической поверки СПИ для оценки исправности составных
частей и комплекта в целом в условиях испытательной лаборатории.
Следует также иметь в виду, что представление о безусловном
подчинении обра­тимого потенциала водород-чувствительного сенсора уравнению Нернста справедливо лишь для редко встречающихся в практике измерений ситуаций. Например, когда в анализируемом растворе отсутствуют ионы, которые по своей природе
или действи­тельной концентрации могли бы обеспечить значимую
по отношению к ионам водорода конкуренцию по величине потенциалопределяющей сорбции на поверхности или в матрице стекла,
используемого в качестве материала водород-чувствительного сенсора. Так, еще в классической монографии Р. Бейтса «Измерение рН.
Теория и практика» (Л.: «Химия», 1968) указывается на высокую
вероятность грубых промахов в измерении рН растворов в области
≥ 9,0 вследствие так называемой «щелочной ошибки», если для градуировки рН-метров в качестве стандартных образцов исполь­зуются
буферные растворы, включающие компоненты со значимым содержанием ионов натрия.
Реализация электрометрических устройств с цифровым преобразованием первич­ного электрического сигнала датчика СПИ в значение рН с использованием упрощен­ных расчетных моделей, основанных на формальном применении зависимости Нернста в широком
диапазоне измерений (до 10÷15 порядков концентрации водородных
ионов), создает у пользователя иллюзию:
- безусловного выполнения линейного закона Нернста во всем
теоретическом диапазоне полулогарифмических координат (рН-Е) не только для водород-чувствительного сенсора,
но и для гальванического измерительного элемента в целом
независимо от условий использования СПИ;
- равноточности измерений физико-химической величины (молярной концентрации водородных ионов) в широком диапазоне концентраций аналита вследствие отождествления показателя рН, являющегося значением отрицательного логарифма
физической величины, с самой физической величиной.
Реализация интерфейсов электрометрических устройств в известных авторам рН-метрах с проточными датчиками исключает возможность оценки пользователем обла­стей значимого отклонения ионной
46
характеристики датчика (рН-Е) от линейности в действительных
условиях применения СПИ. А, следовательно, и введения поправок
в измеренное значение параметра на основании полученных оценок.
В докладе высказанные положения иллюстрируются экспериментальными и экс­плуатационными данными для серийных СПИ с проточными датчиками рН. В том числе полученными с использованием
ранее описанного комплекта средств динами­ческой бездемонтажной
калибровки проточных датчиков анализаторов ионных приме­сей, предназначенного для приготовления и подачи градуировочных растворов
на вход измерительных каналов систем (комплексов) аналитического
контроля объектов атом­ной энергетики (Аттестат Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии № 242–903/12).
концепция радиационного контроля
теплоносителя основного контура
газоохлаждаемой реакторной установки
методом гамма-спектрометрии
Фоменков Р. В., Орлов С. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Наведённая активность теплоносителя основного контура газоохлаждаемой реакторной установки, создаваемой на стендовой базе
НИТИ, при работе на мощности более 100 суток, согласно расчётам,
может достигать 0,1 Ки/н.л. Данный уровень активности более чем
на 60 % будет обусловлен долгоживущими изотопами 125I (Т 1/2 = 60
дней) и 133Xe (Т 1/2 = 5 дней), что обуславливает необходимость проведения радиационно-технологического и исследовательского контроля на установке беспробоотборным способом с применением гаммаспектрометрического оборудования.
Непрерывная циркуляция теплоносителя через измерительную
ёмкость обеспечивается созданием байпасной линии. Для измерений
гамма-излучения от данной ёмкости решено использовать полупроводниковый гамма-спектрометр с электромашинным охлаждением.
Загрузку спектрометрического тракта предложено регулировать набором свинцовых коллиматоров, управляемых дистанционно.
47
В качестве реперных радионуклидов для проведения контроля
герметичности оболочек твэлов на основании данных дискретнонепрерывного радиационного контроля теплоносителя предложены
нуклиды 88Kr и 138Xe. Доказана применимость данных нуклидов для
решения задач КГО твэлов, в том числе и на ранней стадии образования дефектов оболочек.
Исходя из рассчитанных значений активности реперных радионуклидов выбраны оптимальные параметры установки спектрометрического оборудования.
КОНТРОЛЬ ХИМИЧЕСКОГО СОСТАВА ГАЗОВОГО
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ВЫХОДА ПРИМЕСЕЙ ИЗ
КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ
Булычев И. Г., Стрелков Ю. Ю., Иванов А. Д., Шутько К. И.,
Юрманов В. А.
ОАО «НИКИЭТ», г. Москва
Важным вопросом при разработке реакторной установки (РУ)
космического назначения является контроль химического состава
газового теплоносителя, который может изменяться в процессе эксплуатации оборудования.
Возможность воздействия на химический состав теплоносителя
при эксплуатации РУ ограничена. В связи с этим развитие коррозионных и других процессов взаимодействия теплоносителя с реакторными материалами (окисление, науглероживание, обезуглероживание, эрозия) должно быть проверено экспериментально.
0Применительно к ВГС, создаваемому в ОАО «НИКИЭТ», была
разработана и изготовлена аналитическая система контроля теплоносителя (АСКТ) для анализа основных компонентов и примесных элементов в инертных средах высокой чистоты. Эту работу выполнили
специалисты ООО «Хром», которые в 2013 г. в ОАО «НИКИЭТ» осуществили монтаж и пуско-наладку указанного оборудования, а также
обучение персонала.
Система контроля теплоносителя состоит из двух хроматографов,
рампы с газом носителем и вакуумного поста.
48
Все средства измерений, входящие в состав АСКТ, проходят поверку.
Для определения состава газообразных сред используются аттестованные методики измерений, а так же специальные поверочные
газовые смеси.
Аналитический стенд является уникальным по своим техническим возможностям в области анализа микропримесей в инертных
газах и смесях и позволит определять содержание примесей от 10 ppb
и выше, а некоторых компонентов с нижним пределом 0,1 ppb.
В докладе обсуждены вопросы пробоотбора и технологии подготовки пробоотборников для проведения контроля газовых сред.
В настоящее время проведены анализы по определению содержания микропримесей в ксеноне высокой чистоты (на стадии входного
контроля) и содержания аргона в смеси гелия с аргоном. Приведены
результаты измерений.
Аппаратурное обеспечение
газоаналитических исследований
на петлевой установке ПГ-1 реактора МИР
Ижутов А. Л., Романовский С. В., Свистунов В. А.,
Бендерская О. С., Владимирова О. Н., Васильев В. И.,
Двойнишникова С. А.
ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград
Государственный научный центр «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» обладает обширной исследовательской
базой, в состав которой входит, в том числе, реактор МИР, оснащенный экспериментальными петлевыми установками (ПУ). На них проводятся испытания перспективных изделий для ядерных объектов
различного назначения.
В настоящее время возникла необходимость в проведении испытаний экспериментальных твэлов в газовой среде. Для этой цели
на реакторе МИР имеется петлевая установка ПГ-1, предназначенная для исследований работоспособности твэлов энергетических реакторов с газовым теплоносителем, содержание отдельных компонентов и примесей в котором жестко регламентируется. Это, в свою
49
очередь, требует постоянного химико-аналитического сопровождения.
На реакторе МИР был разработан и реализован проект системы
отбора и контроля проб газового теплоносителя первого контура
ПУ ПГ-1 на основе прецизионного газоаналитического оборудования.
Измерительный комплекс включает в себя многодетекторные
хроматографы «Хромос-1000», гигрометр «ИВА-9», технические
средства подготовки аналитических трактов и подачи газовых потоков на приборы. В результате обеспечена высокая точность измерения широкого спектра нормируемых микропримесей (на уровне долей ppm) в пробах газовых теплоносителей различного состава.
В докладе приведены результаты пуско-наладочных работ, освоения оборудования и градуировки детекторов с применением стандартных образцов и обработки данных на основе программного обеспечения «Хромос».
СИСТЕМА ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ
НЕКОНДЕНСИРУЮЩИХСЯ ГАЗОВ В ВОДНЫХ
И ГАЗОВЫХ СРЕДАХ
Щербаков Е. Е., Кирюшкин М. Ю., Горшков А. И.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Система предназначена для определения качественного и количественного состава газообразных примесей в водных и газовых технологических средах при. проведении исследовательского контроля
на объектах атомной энергетики.
Система обеспечивает:
– охлаждение отбираемых водных и газовых сред;
– регулирование и поддержание расходов анализируемых сред;
– подачу анализируемых сред на газоанализаторы;
– анализ водорода, гелия, кислорода и азота в отобранных пробах.
Система включает в себя:
– устройство подготовки проб (запорная и регулирующая арматура, теплообменники, блоки извлечения растворенных газов);
50
– газовый хроматограф «Кристалл-5000» с двумя детекторами
по теплопроводности;
– четыре анализатора кислорода АКПМ-02;
– анализатор водорода АВП-02;
Для управления распределителями блоков извлечения растворенных газов, хроматографом и сбора информации от анализаторов
кислорода используется персональный компьютер Pentium 4 с 8-ми
портовым асинхронным сервером RS-232 в Ethernet типа NPORT
6510–8DT.
Система обеспечивает контроль газов по четырем независимых
водным линиям и одной газовой линии.
СОСТОЯНИЕ НОРМАТИВНОЙ БАЗЫ ПО
ОБЩИМ ТЕХНИЧЕСКИМ ТРЕБОВАНИЯМ
К СРЕДСТВАМ КОНТРОЛЯ ДЛЯ СИСТЕМ
АВТОМАТИЗИРОВАННОГО ХИМИЧЕСКОГО
КОНТРОЛЯ (АХК) ВХР В СОСТАВЕ АСУ ТП АЭС
Денисова Л. Г.
ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва
Практика внедрения новых средств химического контроля ВХР
на АЭС показала, что в последние годы имеет место неопределённость в достоверности качества вновь разработанных приборов, поставляемых на АЭС.
Для обеспечения программ качества для АЭС должны быть сформулированы общие технические требования к приборам и к условиям поставки приборов для систем АХК в составе АСУ ТП АЭС,
отвечающих положениям закона «Об обеспечении единства измерений». Эксплуатирующей организации необходимо усилить контроль
качества средств химического контроля ВХР, поступающих на АЭС,
на соответствие требованиям нормативных документов в области использования атомной энергии.
51
Секция 3
ЭКОЛОГИЯ И РАДИОЭКОЛОГИЯ В МЕСТАХ
РАСПОЛОЖЕНИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ
ЭНЕРГЕТИКИ
ИНЖЕНЕРНО-ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ
И ГИДРОГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ
СОЗДАНИЯ ПУНКТОВ ОКОНЧАТЕЛЬНОЙ
ИЗОЛЯЦИИ ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТХОДОВ
Румынин В. Г.1, Никуленков А. М.1, Панкина Е.Б2, Глухова М. П.
2
, Щварц А. А.3, Синдаловский Л. Н.3
1
— Санкт-Петербургское отделение Института геоэкологии РАН
им. Е. М. Сергеева, Санкт-Петербург,
2
— ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор,
3
— Санкт-Петербургский государственный университет, Институт
наук о Земле, Санкт-Петербург.
Государственная политика РФ в сфере обращения с радиоактивными
отходами (РАО), в соответствие с Федеральным законом № 190-ФЗ, предусматривает переход от практики долговременного хранения отходов,
к окончательной изоляции всего объема накопленных и производимых
в стране РАО посредством создания единой государственной системы
обращения. Управляющая организация (ФГУП «НО РАО») планирует
создать сеть региональных и федеральных пунктов окончательной изоляции РАО по всей стране. Наиболее проработанными на данный момент являются проекты двух объектов: региональный пункт изоляции
низко- и среднеактивных отходов в вендских глинах (г. Сосновый Бор)
[1] и федеральный пункт изоляции средне- и высокоактивных отходов
в кристаллическом массиве гранитогнейсов (г. Железногорск) [2].
52
Концепция окончательной изоляции твердых радиоактивных
отходов в геологической среде является наиболее перспективной
и имеет мировое признание, поскольку позволяет надежно изолировать отходы и обеспечить долговременную безопасность объекта захоронения [3].
При выборе площадки, как правило, рассматриваются три типа
пород, которые могут послужить вмещающей средой для радиоактивных отходов — это кристаллические породы, глинистые отложения и соли. Каждая из этих пород обладает уникальными свойствами
и имеет свои достоинства и недостатки.
Так, кристаллические породы обладают высокой прочностью
и приурочены к наиболее стабильным в геологическом отношении
областям и структурам Земли. Высокая прочность обеспечивает хорошую устойчивость горных выработок и практически не ограничивает их форму и размеры. Однако, наряду с прочностью, кристаллические породы являются довольно хрупкими, формируя сложную
сеть трещиноватости в массиве. Наличие и ориентацию трещин часто
невозможно предсказать даже при детальных инженерно-геологических изысканиях. Трещины могут образовывать быстрые пути миграции радионуклидов, что является основным фактором, влияющим
на долговременную безопасность. Такие инженерно-геологические
свойства кристаллических пород (природного барьера) обязывают
более внимательно подходить к разработке эффективных инженерных барьеров, которые бы смогли продолжительное время сдерживать миграцию радионуклидов.
Соли обладают меньшей прочностью, что может приводить к образованию локальных зон разуплотнения и трещиноватости при
проходке горных выработок. Тем не менее, после заполнения хранилища, происходит постепенное залечивание трещин, со временем
выработка деформируется, и порода герметично обволакивает контейнеры РАО за счет текучих свойств соляных отложений. Соляная
толща рассматривается как наиболее герметичная среда для захоронения РАО, которая исключает попадание свободной воды в горную
выработку. Однако хорошая герметичность одновременно является
плюсом и минусом, поскольку может приводить к накоплению газа
и росту давления в камере, и как следствие — к аварийным ситуациям.
53
Глинистая толща является одним из самых надежных природных
барьеров, обладая высокими коэффициентами адсорбционного распределения по отношению к радионуклидам, низкой проницаемостью и коэффициентами молекулярной диффузии. Наряду с этим,
порода имеет ряд недостатков, в первую очередь, связанных с низкой механической прочностью. Это ограничивает размеры горной
выработки и обязывает к разработке дополнительных мероприятий
по укреплению стенок сооружения.
Федеральный объект окончательной изоляции высокоактивных
РАО планируется разместить вблизи г. Железногорск в массиве кристаллических пород. Проведены детальные гидрогеологические
исследования с целью выявления потенциальных зон разгрузки.
Показано, что участок находится на водоразделе в зоне питания
подземных вод. Это обуславливает нисходящее направление потока, т. е. миграция по зонам быстрого транспорта будет происходить
не на поверхность, а в глубину массива до региональной зоны разгрузки. Доказано, что верхняя часть разреза (до глубины 20–50 м)
дренируется местными водотоками второго порядка (ручьи Шумиха, Студеный, Безымянный, Байкал), а нижняя часть разреза подчинена законам региональной гидродинамики, которую контролируют
региональные дрены — реки Енисей и Кан. Такое разделение потоков гарантирует, что миграция с подземными водами радионуклидов по зонам быстрого транспорта возможна лишь по направлению
к региональным дренам и исключает быстрый выход на поверхность
вблизи локальных водотоков. Расчетное время миграции инертного
компонента до зоны разгрузки, по полученным оценкам, составляет
несколько десятков тысяч лет.
В промышленной зоне г. Сосновый Бор планируется разместить региональный пункт окончательной изоляции низко- и среднерадиоактивных отходов в толще вендских глин. В рамках детальных инженерно-геологических исследований были изучены
миграционные, физико-механические и деформационные свойства
глин. Доказано, что глина может рассматриваться в качестве надежного природного барьера, обеспечивая безопасность на весь
постэксплуатационный период. Дополнительно рассмотрен ряд
осложняющих инженерно-геологических и гидрогеологических
факторов, которые могут потенциально оказать негативное вли54
яние при сооружении подземной выработки в г. Сосновый Бор:
наличие палеодолин, присутствие смежных водоносных горизонтов, разуплотнение в верхней части разреза. В целях минимизации
и исключения влияния негативных факторов предложено расположить подземную выработку в цельном массиве глин не пересекая
проекции палеодолин на оптимальной глубине 60 м, где залегают
самые прочные слои глин на достаточном удалении от водоносных
горизонтов.
На основе проведенных лабораторных и полевых экспериментов [4] дана оценка максимальной зоны воздействия и времени
полной реабилитации геологической среды при возможных аварийных сценариях высвобождения радионуклидов из ПЗРО. Показано, что хорошие барьерные свойства вендских глин и короткие
периоды полураспада радионуклидов обеспечивают локализацию
ореолов загрязнения вблизи источника, даже при аварийных сценариях, в том числе, при попадании в водоносные горизонты, тем
самым гарантируя безопасность пункта окончательной изоляции
РАО.
Список литературы
1. Пункт захоронения радиоактивных отходов низкого и среднего
уровня активности в районе расположения Ленинградского
отделения филиала «Северо-Западного территориального
округа ФГУП «РосРАО». Предварительные материалы
по оценке воздействия на окружающую среду. Москва, 2013.
2. Строительство первоочередных объектов окончательной
изоляции РАО (Красноярский край). Оценка воздействия
на окружающую среду. Москва, 2011.
3. Pusch R., Geological Storage of Highly Radioactive Waste. Current
Concepts and Plans for Radioactive Waste Disposal. Springer, 2008.
4. Rumynin V.G, Subsurface Solute Transport Models and Case Histories, Theory and Applications of Transport in Porous Media. Springer, 2011.
55
РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ОБЩЕСТВЕННЫХ
ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ЭКСПЕРТИЗ ОБЪЕКТОВ АЭС
Максимов А. Ю., Абрамова Л. К.
Проектно-конструкторский филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»,
г. Москва
Авторами проведен анализ замечаний общественных экологических экспертиз, проведенных в 2009–2014 гг. при участии Проектно-конструкторского филиала. Предметом экспертизы являлись как
размещение и строительство новых энергоблоков АЭС, так и модернизация существующих АЭС (новые объекты в составе АЭС, переход
на повышенный уровень мощности и т. д.). На экологическую экспертизу представляются материалы обоснования лицензии (МОЛ)
на определенный вид деятельности, в которых основную часть составляют материалы оценки воздействия на окружающую среду
(ОВОС). По всем объектам заключение общественной экспертизы
было положительным, но с рядом замечаний и рекомендаций.
Вопросы, поставленные экспертизой можно разбить на следующие основные блоки:
1. Анализ аварий. Должны быть более подробно представлены
сценарии, исходные данные.
2. Необходим более подробный анализ риска. В том числе д. б.
представлены оценки экологического риска, как одного из видов риска.
3. Экономико-экологические оценки. В том числе: прогноз стоимости природоохранных мероприятий и их экономической эффективности.
4. Необходимо учесть последние изменения нормативных требований по классификации, организации учета и контроля РАО.
5. Необходима более детальная проработка альтернативных
вариантов достижения деятельности. В том числе д. б. представлены социально-экономические оценки.
6. Данные по площадке строительства. В т. ч. необходимо представлять более подробные данные непосредственно для площадки
(не для района) строительства: характеристики почв, грунтов, растительного и животного мира и т. д.
Следует отметить, что часть замечаний касалась глубины проработки материалов оценки воздействия на окружающую среду в МОЛ, т. е.,
56
в основном, степени представления в МОЛ результатов инженерных
изысканий и проектных данных. Ряд вопросов, поднимаемых экспертизой, основан на требованиях документов, регламентирующих состав
и содержание МОЛ и ОВОС [1–3], но для полноценного ответа на них
в настоящее время имеется недостаток методического обеспечения.
Список литературы
1. МУ 1.5.1.99.0097–2012 «Методические указания. Разработка
материалов оценки воздействия на окружающую среду
в составе проектной и иной документации на осуществление
видов деятельности в области использования атомной энергии».
2. Методические рекомендации по подготовке представляемых
на государственную экологическую экспертизу материалов
обоснования лицензии на осуществление деятельности
в области использования атомной энергии. Утв. Приказом
Ростехнадзора от 10.10.2007 № 688.
3. Положение об оценке воздействия намечаемой хозяйственной
и иной деятельности на окружающую среду в Российской
Федерации. Утв. Приказом Госкомприроды от 16.05.2000 № 372.
ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ ОБСТАНОВКА В 30-КМ ЗОНЕ
СТРОЯЩЕЙСЯ БЕЛОРУССКОЙ АЭС
Шевцова О. В., Жигунова Л. Н.
Государственное научное учреждение «Объединенный институт
энергетических и ядерных исследований — Сосны» НАН Беларуси,
г. Минск
В данной работе показана важность применения системного подхода для решения экологических задач, возникающих при строительстве АЭС. Рассмотрен Островецкий район Гродненской области как
единая систе­ма, в которой взаимодействуют между собой все природные среды: приземный воздух, поверхностные и грунтовые воды,
почва. Кроме того исследована растительная и мясомолочная продукция, производимая на данной территории, обоснована необходимость учета трансформации и биотрансформации первичных загрязнителей. В качестве показателя характеризующего одновременно как
57
загрязнение окружающей среды, так и состояние здоровья человека,
использован уровень содержания нитрозодиметиламина (НДМА).
Данные по загрязнению окружающей среды, опубликованные
в Национальной системе мониторинга окружающей среды Республики Беларусь с формальных позиций исполнения требований нормативной документации, говорят об относительном благополучии
состояния среды по его нормативным показателям. Однако анализ
медицинской статистики, показывает, что уровень заболеваемости
злокачественными новообразованиями находится на высоком уровне. Данное противоречие послужило толчком к более тщательному
изучению одной из важнейших проблем — загрязнению объектов
окружающей среды токсичными нитрозосоединениями, которые
по своей канцерогенной активности стоят в одном ряду с 3,4-бенз (а)
пиреном. При этом следует учитывать трансформацию и биотрансформацию первичных загрязнителей, в частности, приводящую к образованию НДМА, определение которого осуществлялся с помощью
программно-аналитического комплекса «КАНАС-2».
Приведены результаты исследования содержания первичных
и вторичных азотсодержащих загрязнителей — НДМА и его предшественников — в почве, воде, атмосферном воздухе, в продуктах питания и продовольственном сырье, входящих в продуктовую корзину
населения рассматриваемого региона. С учетом рациональных норм
потребления пищевых продуктов рассчитана среднесуточная доза поступления НДМА с продуктами питания в организм человека, которая составила 0,007 мкг/кг. Полученные нами данные по содержанию
НДМА были использованы для оценки канцерогенного риска населению Островецкого района при ингаляционном, пероральном и накожном поступлении данного химического канцерогена в организм
человека, при этом рассматривалось хроническое воздействие нитрозодиметиламина на организм человека без учета дополнительной экспозиции вредными веществами в процессе трудовой деятельности.
В результате выполненных исследований рассчитан суммарный
индивидуальный канцерогенный риск развития злокачественных
новообразований у жителей обследованного района при многомаршрутном многосредовом поступлении НДМА. Наибольший уровень
риска отмечен для НДМА, содержащегося в питьевой воде, вклад
в общий риск от которого составил 36,1 %.
58
Новые возможности
радиоэкологического мониторинга
с вводом АСКРО ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова»
Панкина Е. Б., Леонтьев Г. Г., Мирошниченко И. В.,
Черных В. П., Ильин В. Г., Гайко В. Б., Глухова М. П.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В настоящее время функции, связанные с радиоэкологической
безопасностью ФГУП НИТИ, выполняют два отдела (ОХТИ и ЭОРБ),
аттестованные на техническую компетентность Федеральным агентством по техническому регулированию и метрологии. Область аккредитации в рамках аттестатов отделов охватывает весь объем регламентного радиоэкологического и дозиметрического контроля
в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения предприятия.
Важным условием обеспечения радиоэкологической безопасности
объектов атомной энергетики является создание адекватных методов
и средств контроля их функционирования и воздействия на окружающую среду. Специалистами ФГУП НИТИ разработаны, отработаны
и бессрочно аттестованы во ВНИИМ им. Д. И. Менделеева комплексные радиоэкологические методики, позволяющие определять радионуклиды на глобальном уровне и выше, которые распространяются
на воздушные, наземные и водные объекты внешней среды, сбросные
воды и атмосферные выбросы. Для идентификации гамма-излучающих радионуклидов разработано специализированное программное
обеспечение «SPECTR-L». Аппаратурный парк ФГУП НИТИ позволяет на современном уровне с высокой чувствительностью проводить все виды радиометрических, гамма и бета-спектрометрических
измерений и выполнять детальный радиохимический анализа проб
внешней среды. Это гамма-спектрометры с полупроводниковыми
детекторами из особо чистого германия («ГАММА-1П», «DSPEC»),
спектрометрометры «TRI–CARB», низкофоновые радиометры типа
УМФ-2000, радиометрические установки РКС-07П и др. аппаратура.
В 2014 году в ФГУП НИТИ завершается разработка автоматизарованной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО). Объектовая АСКРО ФГУП НИТИ предназначена для непрерывного контроля
59
радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения во всех режимах эксплуатации ЯЭУ, включая проектные и запроектные аварии (рис. 1). Основной целью функционирования АСКРО
является получение достоверной информации, позволяющей принять
оперативные решения, направленные на предупреждение облучения
персонала и отдельных лиц из населения, а также радиоактивного загрязнения окружающей природной среды выше допустимых норм.
В основу АСКРО положен гибридный мониторинг, включающий прямые автоматизированные и лабораторные измерения:
· мощности амбиентного эквивалента дозы (МАД) гамма-излучения;
· загрязнения воздушной среды радиоактивными аэрозолями;
· загрязнения поверхности территории радиоактивными веществам;
· содержания радиоактивных веществ в почве, в донных отложениях и воде открытых водоёмов, в грунтовых водах и в биологических объектах;
· нуклидного состава радиоактивного загрязнения;
· метеорологических параметров;
· а также расчетные оценки, включающие:
· расчеты распространения радиоактивных загрязнений, обусловленных поступлением в окружающую среду газо-аэрозольных выбросов;
· оперативную оценку и прогнозирование изменения радиационной обстановки в зоне влияния деятельности ФГУП НИТИ
на основании указанных данных.
На этапе опытной эксплуатации АСКРО проверяется работоспособность средств нижнего и верхнего уровня и системы в целом.
Работа 8 постов АПРК МЭД, расположенных по периметру ФГУП
НИТИ, дает оперативную информацию о радиационной обстановке
на промплощадке предприятия. С вводом 4 постов автоматизированного радиационного контроля воздушной среды (САРКАВ) значительно расширен спектр регистрируемых радионуклидов и улучшен
порог определения их активности. Это связано с большой производительностью фильтровентиляционных установок, позволяющих прокачивать через фильтры ФПП-15–1,5 атмосферный воздух объемом
500–700 тыс. м 3 в месяц. Поступающая с АСКРО метеоинформация
60
61
Рис.1. Структурная схема АСКРО ФГУП НИТИ
АРМ ТОиК — автоматизированное рабочее место технического
обслуживания и калибровки;
АРМ ЦПК — автоматизированное рабочее место центрального поста
контроля;
АСРК — автоматизированная система радиационного контроля;
БЛК — блок локального контроля;
ЛИДАР — установка для измерения направления и скорости ветра
на высотах от 10 до 200 м;
МСОХД — модуль сбора, обработки и хранения данных;
ПРКВ — пост радиационного контроля воды;
ПРЛ — передвижная радиометрическая лаборатория;
САРКАВ — система автоматизированного радиационного контроля
атмосферного воздуха;
СС БД — серверная система базы данных;
ССД — станция сбора данных;
УД — устройство детектирования.
позволяет в оперативном режиме использовать систему информационной поддержки принятия решений RECASS NT в случае аварийных
ситуаций. Проведена отработка программного комплекса RECASS
NT в соответствии с выбранными сценариями потенциальных радиационных аварий и автономными метеопараметрами. Проведено моделирование потенциальных аварий по перечню сценариев. Построены
дозовые поля и поля распространения загрязнения (рис. 2).
Рис/ 2. Расчетная оценка изодозных полей при гипотетической радиационной
аварии
62
С вводом в эксплуатацию АСКРО будет существенно повышена
оперативность и информативность радиоэкологического мониторинга и оценки воздействия ядерных энергетических установок ФГУП
НИТИ на окружающую среду.
АНАЛИТИЧЕСКОЕ ОБОРУДОВАНИЕ
PerkinElmer ДЛЯ АНАЛИЗА
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД АЭС ИСП-МС NexION
350 ДЛЯ САНИТАРНЫХ, ЭКОЛОГИЧЕСКИХ
И РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ
В МЕСТАХ РАСПОЛОЖЕНИЯ ОБЪЕКТОВ
АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Тимофеев П. В.
Представительство АО Шелтек АГ (Швейцария), г. Москва
Методы атомной эмиссионной спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой (ИСП-ОЭС), хроматографических (ГХ и ЖХ) и спектрофотометрических методов (УФ/ВИД/ИК), методов термоанализа
(ТА) широко применяются в системах контроля на АЭС.
Элементный анализ воды в контурах АЭС осуществлялся методами мокрой химии, молекулярной и атомно-абсорбционной спектрофотомерии. За последние 10 лет эти методы успешно вытесняются
методом оптической эмиссионной спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой (ИСП-ОЭС) — быстрым и экономным методом анализа. Во многом это произошло благодаря возможностям приборов
PerkinElmer серии OPTIMA. Сейчас для этого поставляются OPTIMA
серий 8000 и 8300. Имеется официальная методика анализа. Спектрометры такого типа поставлены на Ленинградскую, Смоленскую,
Курскую, Ростовскую и ряд других АЭС. Обучение персонала ведется отраслевым ЦИПК в г. Обнинск совместно с компанией Шелтек.
Применение хроматографического анализа на атомных станциях:
ГХ Clarus 580, 580D, 580S и ГХ–МС на его основе, ГХ Clarus 680
и ГХ–МС Clarus 680D, 680S, 680T, 680C; автоматические приставки для ГХ Turbomatrix: для термодесорбции, дозаторы равновесного
пара, дозаторы равновесного пара с встроенной ловушкой.
63
Жидкостные хроматографы: ВЭЖХ Flexar, Flexar FX10 и FX15
для быстрой жидкостной хроматографии высокого разрешения
Новейшее программное CHROMERA, необходимые колонки
и комплектующие.
Специализированные анализаторы для АЭС на основе ГХ (решение «под ключ»): анализаторы отработанных масел и трансформаторных масел, анализаторы воздуха рабочей зоны, анализаторы
чистых газов.
В качестве примера можно перечислить хроматографы, используемые на ЛАЭС:
1)модифицированный анализатор легких газов модель 4017 для
АЭС — используется для анализа газов реакторного пространства: двойной ДТП конструкции Arnel имеет широкий динамический диапазон от 0.001 до 100 % об., ячейку большого
объема и постоянный баланс нитей малого сопротивления;
устойчивые, надежные, насадочные колонки большой емкости
и защитные колонки во всех каналах. Предел детектирования
по СО и СО2–0,5 ppm (0,00005 % об.)
2)модернизированный анализатор сверхчистых газов модель
4040 — для входного контроля чистых газов: гелия, азота, аргона. Имеет детекторы для высокочувствительного анализа
(предел детектирования 50 ppb).
3)анализатор газов растворенных в трансформаторном масле модель
4087 — используется для контроля состояния трансформаторов.
4)ВЭЖХ Series 200 — используется для анализа фурановых соединений в трансформаторном масле для контроля состояния
электрической изоляции трансформаторов и концентрации
присадок в трансформаторном масле.
Термический и элементный (органический) анализ компании
PerkinElmer на атомных станциях: дифференциальная сканирующая калориметрия — DSC 8500, 8000, 6000 и 4000; термогравиметрия — Pyris
1 TGA, STA 6000, TGA 4000. Термомеханический анализ: DMA 8000.
Органический элементный (C, H, N, S) анализ представлен приборами PE 2400 Series и PE 2410 Series. В качестве примера — система
для анализа методом ТГ-ИК выделяющихся газов TL 8000 (RedShift):
уникальная ячейка с дополнительным компрессором, нет застойных
явлений, более четкое разделение и идентификация выделяющих64
ся газов. Системы совместимы с ТГ-анализаторами TGA 4000, STA
6000, Pyris 1 TGA, Pyris 6 TGA и ИК-Фурье спектрометрами Spectrum
100, Spectrum 400 и Spectrum Two.
Система для анализа методом ТГ-МС (ТГ-ГХ/МС) — TL 2000.
Совместима с масс-спектрометрами Hiden, хромато-масс спектрометрами Clarus 560 и 600.
Указанные выше системы применяются для анализа ионообменных смол — вода, летучая часть, органическая часть, неорганическая
часть.
До недавнего времени масс-спектрометрический анализ элементного и изотопного состава практически не применялся из-за сложности и высокая цена техники, требований к персоналу и отсутствия
регламентов и методик. Развитие техники масс-спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой (ИСП-МС) давно поставило задачу
пересмотра большинства регламентов. Перспективные пределы обнаружения для анализа воды и чистых металлов в контурах АЭС,
а также санитарного и экологического контроля в помещениях АЭС
и окружающих территорий приведены в таблице.
Al <0,1 мкг/л
Ca <1 мкг/л
Co <0,01 мкг/л
Cr <0,1 мкг/л
Cu <0,1 мкг/л
Pu< 0,0001 мкг/л
K < 0,5 мкг/л
Mg <0,1 мкг/л
Mn <0,01 мкг/л
Mo <0,01 мкг/л
Fe <0,1 мкг/л
Np<0,0001 мкг/л
Na <0,5 мкг/л
Ni <0,01 мкг/л
Si <1 мкг/л
S <1 мкг/л
Pb <0,1 мкг/л
Th <0,0001 мкг/л
Zn <0,1 мкг/л
Zr <0,01 мкг/л
Ag <0,1 мкг/л
U <0,001 мкг/л
РЗЭ <0,001 кг/л
I < 0,001 мкг/л
Дополнительные требования к аналитической системе: возможность анализа изотопного состава бора (В), урана (U), плутония (Pu),
тория (Th), Cs, I, РЗЭ и других стабильных и долгоживущих изотопов
и элементов. Требованиям удовлетворяют современные ИСП-МС серии NexION 350Q и 350X. А варианты комплектации 350D, 350XX
и 350S — на перспективу 10–15 лет. В качестве примера эффективного многоцелевого применения ИСП-МС: NexION 300D введен в эксплуатацию на ЗАЭС.
Системы NexION не требует специальных лабораторных условий.
В базовой комплектации они обеспечивают точный количественный
анализ элементного и изотопного состава, в том числе изотопного
состава бора (прямой анализ растворов борной кислоты). Готовый
65
метод определения изотопного состава имеется в ПО спектрометра,
для калибровки прибора подходит любой образец природного бора.
У NexION намного проще текущее обслуживание и намного проще
работать с программным обеспечением, скорость анализа намного
выше. Квадрупольная Универсальная система устранения наложений масс (UCT) NexION намного превосходит альтернативные системы и не требует обслуживания. Она дает возможность выполнять
уникальные санитарные и радиоэкологические измерения, например,
определение изотопов Th и U, изотопов Pu на фоне U, I-129 на фоне
Xe, нестабильных изотопов Cs на фоне природных изотопов Ba в водах, почвах, смывах, в медицинских и биологических образцах.
В докладе обращается внимание на необходимость пересмотра ряда регламентов и структуры лабораторий на существующих и строящихся АЭС. Ведь применение универсальных
методов дает возможность выполнения на одном приборе таких аналитических задач, которые ранее выполнялись в разных структурных подразделениях или выполнялись на стороне. Обучение методу
ИСП-МС персонала АЭС и других предприятий отрасли уже 7 лет
ведется в НОУ ДПО «ЦИПК» (Обнинск), при этом нет необходимости в прежнем опыте работы с масс-спектрометрией.
66
Секция 4
Химические и радиохимические
ТЕХНОЛОГИИ, технологии обращения
с радиоактивными ОТХОДАМИ
ОПТИМИЗАЦИЯ ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ
РАДИОАКТИВНЫХ ТРАПНЫХ ВОД ЯДЕРНЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Епимахов В. Н., Олейник М. С., Смирнов В. Д., Прохоркин С. В.,
Ткаченко В. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
При эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) образуются жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) различной засоленности: бессолевые (воды бассейнов выдержки, протечки контура,
конденсаты и др.), малосолевые (протечки охлаждающей воды, обмывочные воды и др.), высокосолевые (дезактивационные воды, регенераты, лабораторные сбросы и др.) и содержащие поверхностноактивные вещества (ПАВ) воды саншлюзов. В целом усредненные
ЖРО ЯЭУ, собираемые в систему трапов (так называемые, «трапные»
воды) имеют засоленность не более 1 г/л. В России в качестве типовой
для переработки усредненных ЖРО ЯЭУ используется схема, включающая осветление отходов на насыпных фильтрах, двухступенчатое
упаривание (с дистилляцией и предварительным концентрированием
в 10–20 раз и доупариванием до насыщения по солям), сорбционную
(на ионообменных смолах и активированных углях) очистку конденсата и отверждение кубового остатка. Основным недостатком данной
схемы является ее высокая энергоемкость, так как при ней приходится упаривать весь объем усредненных ЖРО, тогда как на 1 м 3 упариваемого раствора расходуется около 1 т греющего пара.
67
В то же время развитие мембранных нанотехнологий, технологий гиперфильтрации (обратного осмоса) показывает, что их применение позволяет существенно повысить эффективность существующей системы переработки ЖРО. При этом обратноосмотический
фильтрат предполагается доочищать ионным обменом до сбросных
норм, а концентрат упаривать до насыщения по солям. Таким образом, предварительная обработка «трапных» вод мембранными
методами позволит в оптимальных условиях использовать ионный обмен и существенно сократить энергозатраты уменьшением
масштабов упаривания. Так как в этом случае обратный осмос выполняет роль первой ступени дистилляции в типовой схеме, то конденсат от упаривания его концентрата должен перед ионообменной
доочисткой возвращаться на переработку в обратноосмотический
фильтр для отделения таких органических загрязнений как масла,
ПАВ и аммиак.
По опыту эксплуатации модульной мембранно-сорбционной
установки очистки и концентрирования ЖРО (ММСУ), включающей модули микро- и ультрафильтрации (ММФ, МУФ), обратного
осмоса (МОО) и ионного обмена (МИО), в НИТИ им. А. П. Александрова оптимальным является использование двух последовательных обратноосмотических модулей (МОО). При этом первый
модуль обратного осмоса при невысокой степени концентрирования (до 5 г/л) обеспечивает максимальную очистку «трапных» вод
НИТИ (солесодержанием ~ 0,5 г/л) от радионуклидов (не менее
99 %), а второй — максимальное концентрирование (до 50 г/л) при
невысокой степени очистки (не менее 95 %). Эксплуатация второго «концентрационного» МОО, в отличие от первого, затрудняется
интенсивным отложением солей жесткости и других взвесей на обратноосмотических элементах (ООЭ), что приводит к снижению
производительности оборудования (до 0,05 м 3/ч) и повышению
мощности дозы γ-излучения от МОО (до 400 мкЗв/час вплотную
к МОО). В связи с этим для концентрирования ЖРО для ММСУ разработан автоматизированный модуль обратного осмоса (МОО-А)
со вспомогательным модулем промывки обратноосмотических элементов (МПООЭ).
МОО-А при производительности по фильтрату до 500 л /ч, потребляемой мощности не более 5 кВт, при максимальном рабочем
68
давлении до 5 МПа обеспечивает переработку ЖРО с солесодержанием от 5 г/л и активностью до 10 кБк/л от растворенных солей
и концентрирование до 50 г/л. Для промывки обратноосмотических
элементов используется МПООЭ, в состав которого входит емкость
объемом 150 л, оборудованная сигнализаторами верхнего и нижнего уровня, а также электронагревателями для нагрева промывочного
раствора. Для ежесуточной промывки обратноосмотических элементов используется финишная вода установки, а для ежемесячной — приготовленные на ее основе химические растворы (раствор
лимонной кислоты 20 г/л, рН=4–5). Эффективность работы МОО-А
оперативно контролируется по датчикам электропроводности
МОО-А и модуля химического контроля (МХК-А), а процесс концентрирования ЖРО и отмывки радиоактивных отложений МПООЭ
автоматически управляется с помощью технических средств блоков
управления (БУ).
Испытания МОО-А проводили на реальных концентратах ЖРО
ММСУ, солевой состав которых определяется в основном карбонатами, хлоридами и сульфатами щелочных и щелочноземельных
элементов, т. е. близок к природным водам. Радионуклидный состав
отходов (до 1×104 Бк/л) определялся в основном 134, 137Cs, 90Sr и 60Co.
В целом коэффициент обессоливания на МОО-А составлял около
75. В то же время коэффициенты очистки от радионуклидов превосходили степень общего обессоливания ЖРО и достигали почти
103, а в случае 90Sr даже 104.При проведении промывки ООЭ МОО-А
до 85 % вымываемых отложений составляют соединения кальция,
до 5 % соединения магния, до 5 % соединения железа и до 1,5 % соединения алюминия. Удельная активность промывочных растворов
при испытаниях составляла до 1 106 Бк/л и определялась в основном
90
Sr. При опытной эксплуатации МОО-А с МПООЭ было установлено, что управление режимами работы и контроль технологических
параметров модулей не требует нахождения эксплуатирующего персонала в непосредственной близости от технологического оборудования (при мощности дозы в рабочем зале до 60 мкЗв/ч), так как
осуществляется от компьютера автоматизированного рабочего места
(АРМ), установленного в другом помещении с использованием программного комплекса «Пульс».
69
МОДУЛЬ УПАРИВАНИЯ КОНЦЕНТРАТОВ
УСТАНОВКИ ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ ЖРО
Епимахов В. Н., Олейник М. С., Смирнов В. Д., Кондратьев В. А.,
Прохоркин С. В., Ткаченко В. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Модуль упаривания концентратов (МУК) предназначен для концентрирования низкоактивных ЖРО, с последующим их отверждения на модульной установке цементирования (МУЦ). МУК обеспечивает повышение солесодержания низкоактивных концентратов
ЖРО методом упаривания до 200–400 г/л для сокращения объемов
отходов, подлежащих цементированию. На МУК была реализована технология упаривания ЖРО горячим воздухом при температуре
ниже температуры кипения ЖРО. Подача горячего воздуха (с температурой около 150 °C) осуществляется непосредственно в 200-литровую бочку с ЖРО, в которой потом осуществляется отверждение концентрата. Теплопередача внутри бочки с ЖРО является в основном
конвективной, поверхность кипения отсутствует, и в этих условиях
коэффициент очистки паров значительно увеличивается. Загрязнение паров может происходить только в результате молекулярного
уноса (летучести) и эффекта растворения солей и радионуклидов
в паре. Однако, последнее при атмосферном давлении незначительно. Температура ЖРО в бочке температуры кипения, вследствие чего
повышается безопасность эксплуатации оборудования, так как снимает проблему инкрустации солей и накипи на греющих поверхностях. В целом подобная система практически безаварийна, так как
подогреватель воздуха и ЖРО территориально разнесены и разделены воздушной средой.
Модуль упаривания концентратов монтируется на металлоконструкции МУЦ и включает следующее основное оборудование:
– бак-концентратор (бочка-контейнер);
– электронагреватель воздуха;
– конденсатор-теплообменник;
– вентилятор;
– мерник-сборник конденсата;
– насос-дозатор ЖРО.
70
Основные технические характеристики МУК:
– удельная производительность по конденсату, кг/м 2·ч . . 7–10
– температура воздухоподогрева, °C. . . . . . . . . . . . . . . . . . 80–150
– температура нагрева ЖРО, °C.. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 60–90
– скорость потока воздуха над зеркалом испарения, м/с . ≤ 5
– потребляемая электрическая мощность, кВт/ч, не более 20
– напряжение сети электропитания, В . . . . . . . . . . . . . . . . 220/380
При удельной активности бета-излучающих радионуклидов
упариваемых ЖРО до 105 Бк/кг с Коч на МУК более 103 обеспечивает получение конденсата, удовлетворяющего требованиям сброса в окружающую среду (менее 500 Бк/кг) и кубового остатка, при
включении которого в портландцемент образуются отвержденные
радиоактивные отходы, относящиеся к очень низкоактивным (до 106 Бк/кг), что позволяет их захоранивать в хранилищах, размещаемых на одном уровне с поверхностью земли.
Для определения качества получаемых продуктов в лабораторных условиях имитирующих параметры установки, была отработана
технология переработки на МУК МУЦ натурного обратноосмотического концентрата ММСУ с солесодержанием около 5 г/л (электропроводность 0,286 См/м, жесткость 10 мг-экв/л, щелочность 28 мгэкв/л, взвесей до 20 мг/л, рН = 9,9). Концентраты содержали 8,7·102
Бк/кг 137Cs, 1,81·104 Бк/кг 90Sr и 1,6·102 Бк/кг 60Co. Упаривание концентрата проводили при рН~11 до 50 г/л, 200 г/л и 400 г/л.
Во время упаривания происходило вспенивание ЖРО, которое
уменьшилось после уменьшения объема отходов в 2 раза. В процессе
упаривания наблюдалось постепенное выпадение солей в соответствии с их растворимостью. При этом в процессе сокращении объема
отходов в 80 раз выделялись в основном соли жесткости, оседающие
на дно, а в случае дальнейшего упаривания начинали выделяться
кристаллические осадки солей щелочных металлов, которые создавали монолитный слой осадка. При упаривании подщелаченных
ЖРО до содержания в кубовом остатке растворимых солей до 400 г/л
количество выделившихся осадков солей жесткости (с учетом исходных взвесей) достигло 200 г/л. При этом удельная активность по 137Cs
(с учетом осадков) достигала 6,96×104 Бк/л, что недостаточно для достоверного определения скорости их выщелачивания из продуктов
их цементирования по ГОСТу 29114–91. В связи с этим во все три
71
концентрата (50 г/л, 200 г/л и 400 г/л) перед их отверждением была
внесена дополнительная квота 137Cs до 1,0·108 Бк/кг.
Отверждение кубовых остатков ЖРО вместе с взвесями проводили при раствороцементном отношении 0,7 и добавке глины в количестве 10 % от массы цемента. Цементные компаунды отверждали в форме кубических образцов размерами 2х2х2 см, выдерживая
в воздушно-влажной атмосфере в течение 28 суток.
Вспучивание или растрескивание образцов во всем диапазоне солесодержания отсутствовало, образование налета солей на поверхности блоков не наблюдалось. Прочность отвержденных компаундов
превосходит 10 МПа, что обеспечивает не только требования к их безопасную транспортировке по ГОСТ Р51883–2002 (не менее 5 МПа),
но и сохранность при транспортных авариях (не менее 10 МПа) [7].
При этом прочность отвержденных продуктов даже нарастает с увеличением солесодержания концентратов ЖРО. Это объясняется, скорее всего, тем, что при одинаковом раствороцементном отношении
по мере роста солесодержания растворов снижается водоцементное
отношение в компаундах. Коэффициент увеличения объема отходов
при цементировании во всех случаях составлял около 1,5, а удельная
активность отвержденных отходов по 137Cs составляла 4·107 Бк/кг.
Определение химической устойчивости цементированных концентратов ЖРО проводили по исследованию выщелачиваемости
радионуклидов из образцов остеклованных отходов согласно ГОСТу
29114–91. При этом образцы размещали в стеклянных стаканах емкостью 150 мл (предварительно выдержанных наполненными водой
в течение суток), подвешивая их на проволоке и заливая 50 мл контактного раствора — водопроводной воды хозяйственно-питьевого
назначения солесодержанием около 300 мг/л и накрывали крышками
(во избежание испарения воды). Контактный раствор меняли через
1, 7 дней от начала испытания, затем через две недели, месяц. При
смене контактного раствора образцы извлекали из емкости, а после
взятия раствора на анализ возвращали назад и заливали свежим контактным раствором.
Максимальная скорость выщелачивания (в первую неделю контакта с водой) определяется быстрым растворением солей на поверхности образцов. Последующее значительное снижение скорости
выщелачивания определяется тем, что дальнейшее вымывание про72
исходит лишь после диффузии радионуклидов изнутри цементного
компаунда на его поверхность. Поэтому при длительном хранении
в воде, начиная с определенного периода, соотношение между долей
вымываемой активности и корнем квадратным от времени приближается к линейному и может быть описано уравнением Фика.
Таким образом, данные цементированные отходы по химической устойчивости приближаются к битумным компаундам, в которых в настоящее время и захораниваются РАО ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова» в Ленинградском филиале ФГУП «РосРАО»
(ранее Ленинградский специализированный комбинат «Радон») [11].
При этом как коэффициент диффузии, так и фактор поверхностного
выщелачивания 137Cs из цементных компаундов даже несколько снижаются по мере повышения солесодержания отверждаемых концентратов. Это объясняется, вероятно, большей плотностью цементных
компаундов на основе насыщенных по солям концентратов.
ОТВЕРЖДЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТРАБОТАННЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ ПОСЛЕ
ТЕРМИЧЕСКОЙ ОБРАБОТКИ
Олейник М. С., Епимахов В. Н.
3ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Для повышения степени включения отработанных ионитов в цементное связующее рассматривали вариант их предварительной
термической обработки, обеспечивающей утрату набухаемости, т. е.
к сокращению объема ионитов по сравнению с влажной смолой в два
раза. При температуре 100–250 °C происходит в основном обезвоживание ионитов, дальнейшее повышение температуры приводит
к почернению ионитов и выделению газообразных продуктов разложения, а при температуре около 400 °C зерна ионита начинают
вспучиваться и при дальнейшем повышении температуры спекаться.
Если в бессолевой (Н+- и ОН-) форме иониты теряют способность
к набуханию после термообработки уже при температуре свыше
300 °C, то в солевых (Na+- и SO42–) формах они требуют термообработки вплоть до температуры 400 °C. Это объясняется тем, что соле73
вые формы ИОС значительно более устойчивы к нагреванию, причем
при температурах до 400 °C продукты их разложения в значительной
мере остаются в самой смоле.
При конденсации парогазовой фазы газовые выбросы, проходя
(барботируясь) через конденсат, в значительной мере очищаются.
Таким образом, в конденсате остаются практически все спиртовые
фракции (CH3OH, C2H4O, C2H6O2 и др.), до 80 % ароматики, до 90 %
предельных и непредельных углеводородов, до 70 % хлорсодержащих и до 80 % серосодержащих соединений. Конденсат, составляющий вместе с парами воды до 65 % от массы влажной ИОС, имеет щелочную реакцию, определяемую, вероятно, наличием аминов
(в основном NH (CH3) OH и N (CH3) 4OH). В конденсате отслаиваются масляная (вверху) и смоляная (внизу) фазы, суммарный объем
которых не превышает 3–5 %. В то же время практически все радионуклиды, за исключением радиойода, остаются в твердой фазе продуктов термообработки. При этом термообработанные иониты теряют ионообменные свойства и удерживают радионуклиды только
физической сорбцией.
В конденсате содержится значительное количество меркаптанов
(CH4S) и других органических соединений, имеющих неприятный
запах (горелой кости). Поэтому рассматривалась возможность предварительного окисления этих веществ перед отверждением. При термообработке ИОС в конденсат паров воды, отгоняемых из влажной
смолы при температуре 200 °C, вводили перманганат калия в количестве 0,2–0,3 мас. ч. KMnO4 на 1 мас. ч. конденсата и газовые выбросы обработки при более высоких температурах (350 °C, 375 °C
и 395 °C) пропускали (барботировали) через этот раствор перманганата при температуре около 100 °C. При этом неприятный запах как
в конденсате, так и в газовой фазе практически полностью исчезал,
а перманганат обесцвечивался и выделялся в осадок в виде двуокиси марганца. При отверждении термообработанной смолы совместно
с окисленным конденсатом, по сравнению с неокисленным, качество
и основные параметры цементных компаундов практически не менялось. В процессе цементирования и дальнейшего хранения отвержденных продуктов неприятный запах отсутствовал, следовательно,
все меркаптаны были обезврежены. Для сравнения рассматривали
дополнительно выщелачивание из продуктов битумирования тер74
мообработанных ионитов совместно с конденсатом при степени наполнения по сухому остатку 50 % мас. (образец БСТК-50), а также
из битумных компаундов с исходной ИОС при степени наполнения
по сухому остатку 50 % мас. (образец БСС-50).
Таблица 1. Характеристика цементных компаундов, полученных при
включении термообработанных ионитов (смеси катионита
КУ-2 и анионита АВ-17 в массовом соотношении 1:1
в солевой форме) в глиноземистый цемент.
1,5
1,5
1,5
1,5
(1,5)
(1,5) 2)
1,8
0,2
0,2
0,2
0,2
22,0/32,2
18,0/26,5
16,0/23,4
17,5/25,7
17,5/25,7
17,5/25,7
-/19,2
1,8
2,0
2,2
2,0
2,0
2,0
-
по исходной
влажной ИОС
2,0
3,0
1,5
3,0
3,0
3,0
2,2
Степень
наполнения
по термообработанной/сухой
смоле,%
Коэффициент
увеличения
объема КV
по термообработанной ИОС
Верминкулит
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,01)
Глиноземистый
цемент
Вода
(Конденсат)
ГЦСТ-32,3
ГЦСТ-26,5
ГЦСТ-23,4
ГЦСТВ-25,7
ГЦСТКВ-25,7
ГЦСТКОВ-25,7
ГЦСВ-19,2
Термообра-
Марка
образца
ботанная ИОС
Состав компаунда
в мас.ч.
0,9
1,0
1,1
1,0
1,0
1,0
1,4
Предел
прочности,
МПа
(Водостоек)
2,1 (да)
6,0 (да)
10,1 (да)
6,0 (да)
5,9 (да)
10,0 (да)
5,1 (да)
Примечание: 1) — исходная нетермообработанная смола;
2) — конденсат окислен KMnO4 при 100 °C.
При этом если на водостойкость битумных компаундов термообработка ИОС практически не сказывается, то выщелачивание радионуклидов из продуктов цементирования термообработанных ионитов на порядок ниже, чем из нетермообработанных (что является
следствием разрушения ионообменных групп в процессе термообработки). В этом случае глиноземистоцементные компаунды с сорбционной добавкой вермикулита по прочности фиксации радионуклидов
(как радиоцезия, так и радиостронция) превосходят даже битумные
компаунды. Окисление конденсата перманганатом несколько повы75
шает выщелачивание радионуклидов из отвержденных продуктов,
что, вероятно, объясняется увеличением пористости цементных
компаундов при включении в них аморфной двуокиси марганца.
При этом двуокись марганца, являясь эффективным сорбентом для
стронция, снижает его выщелачивание в начальный (поверхностное
вымывание) период. Во всех случаях через 2 недели после вымывания поверхностной активности объемная скорость выщелачивания
радионуклидов, определяемая как доля активности, перешедшая
за сутки из единицы объема компаунда через единицу его поверхности, из цементных продуктов составляет менее 1×10–4 см/сут, что позволяет захоранивать их даже в простейшие грунтовые могильники.
Следовательно, термообработка ИОС обеспечивает не только сокращение объема отвержденных отходов, но и повышение их экологической безопасности.
Таблица 2. Скорость выщелачивания радионуклидов из продуктов
отверждения термообработанных и нетермообработан­
ных ионитов.
Марка
образца
БСС-50
БСТК-50
ГЦСТВ-25,7
ГЦСТКВ-25,7
ГЦСТКОВ-25,7
ГЦСВ-19,2
Радионуклид
Cs-137
Sr-90
Cs-137
Sr-90
Cs-137
Sr-90
Cs-137
Sr-90
Cs-137
Sr-90
Cs-137
Sr-90
Объемная скорость выщелачивания, см/сут, через
1 сут.
7 сут.
14 сут.
30 сут.
0 сут.
4,5×10
3,1×10–3
7,2×10–3
3,3×10–3
4,7×10–4
1,2×10–4
5,3×10–4
8,8×10–5
2,8×10–4
3,2×10–5
1,2×10–2
3,1×10–3
2,2×10
2,2×10–4
2,4×10–3
2,4×10–4
7,5×10–5
8,8×10–5
7,4×10–5
5,5×10–5
1,1×10–4
2,8×10–5
3,8×10–3
1,7×10–3
1,7×10
8,7×10–5
1,4×10–3
6,2×10–5
5,8×10–5
2,6×10–5
4,9×10–5
2,9×10–5
6,5×10–5
2,7×10–5
2,1×10–3
1,1×10–5
7,0×10
4,7×10–5
8,5×10–4
5,1×10–5
4,1×10–5
8,6×10–6
4,0×10–5
1,6×10–5
4,7×10–5
2,6×10–5
1,0×10–3
7,3×10–4
5×10–4
4×10–5
6×10–4
5×10–5
3×10–5
5×10–6
3×10–5
1×10–5
4×10–5
2×10–5
7×10–4
5×10–4
–3
–3
76
–3
–4
КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТРАБОТАННЫХ ПЛАСТИКАТОВЫХ
МАТЕРИАЛОВ
Олейник М. С., Алешин А. М., Афанасьев А. А., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
На МосНПО «Радон» для кондиционирования отходов спецодежды (фартуки, бахилы, нарукавники и т. п.) и пленки из поливинилхлорида (ПВХ) используют метод горячего прессования. Измельченные
отходы нагревают до 190–230 °C, помещают в прогретую матрицу
и прессуют на гидравлическом таблетирующем прессе при давлении 9,0–39,2 МПа в течение 15–30 минут. При этом получают монолитные блоки со скоростью выщелачивания радионуклидов от 10–2
до 10–3 см /сут. в начале температурного интервала и от 10–4 до 10–5 см/
сут) в конце. Таким образом, горячее прессование позволяет получать компактные блоки с низким выщелачиванием радионуклидов.
Однако сравнительно высокие температуры (более 190 °C) приводят
к загрязнению газовой фазы токсичными продуктами термического
разложения пластиков (предельно допустимая концентрация (ПДК)
паров хлористого водорода (HCl) в воздухе производственных помещений составляет 5 мг/м 3).
В связи с этим рассмотрена возможность горячего прессования
радиоактивных пластикатовых отходов из ПВХ при температуре
ниже температуры плавления ПВХ, составляющей 160 °C. В качестве
прессуемых отходов использовали натурные отработанные покрытия полов из пластиката марки 57–40 (плотностью 1380–1400 кг/м 3),
в которые добавляли от 20 до 50 % масс. отходов резиновых изделий
(шланги, коврики и др.) на основе бутадиен-стирольных и изопреновых каучуков марки СКС и СКИ (плотностью 910–940 кг/м 3). Перед прессованием отходы измельчали до крупности 6–8 мм. Горячее
прессование осуществляли на вертикальном гидравлическом прессе,
имеющим пресс-форму (квадратного сечения 41×41 см), состоящую
из матрицы, пуансона (для передачи давления на отходы ПВХ) и выталкивателя (для удаления спрессованных в блок отходов), обогреваемых паром или охлаждаемых водой. Пресс-форма обеспечивала
разовую загрузку измельченных отходов до 25–30 дм 3 получение
77
блоков массой ~ 15–17 кг. Прессование осуществляли при давлении 3–3,5 МПа и выдержке при температуре 140–150 °C в течение
в течение часа (время нагрева пресс-формы около 15 минут). После
выдержки в нагретой пресс-форме блок должен быть охлажден под
давлением до температуры не более 30 °C при сохранении давления
в течение часа.
Таблица 1. Характеристика полимерных
методом горячего прессования
№ 
п/п
1
2
3
4
5
6
7
8
Состав блока,% масс. Высота загрузки
отходов в прессПВХ
резина
форме, см
100
100
90
80
70
60
50
90
0
0
10
20
30
40
50
10
17,0
18,5
18,5
17,0
17,0
18,5
18,5
20,5
блоков,
Высота блока, см
в центре
у краев
8,0
7,2
9,6
8,1
9,0
8,0
8,4
7,4
9,3
7,5
11,2
8,2
Блок разрушен
Блок разрушен
полученных
Коэффициент
уменьшения объема
2,1
1,9
2,05
2,0
1,83
1,65
Данный режим прессования обеспечивал проплавление (сплавление) измельченных отходов ПВХ на поверхностях блоков на толщину до 8–10 мм (то есть на всю глубину внешнего слоя частиц
пластиката). Скорость выделения хлористого водорода при данном режиме прессования составляла не более 0,01 мг HCl на 1 кг
ПВХ в час, что обеспечивало даже в случае отключения местного
отсоса воздуха пресс-формы и при наличии только общеобменной
вентиляции недопущение достижения в воздухе производственного помещения ПДК по HCl (менее 5 мг/м 3). В целом же за цикл
прессования блока массой 15–17 кг выделяется менее 0,2 мг HCl.
При температуре свыше 150 °C глубина проплавления ПВХ увеличивалась незначительно (до 12 мм при 180 °C), но при этом существенно возрастало газовыделение за счет интенсификации термического разложения ПВХ. С другой стороны, повышение давления
прессования с 3,4 МПа до 34 МПА позволяет снизить температуру
процесса с 140–150 0С только до 120–1300С, но требует примене78
ния более мощных прессов и более металлоемких (прочных) обогреваемых пресс-форм. Проведенные испытания показали, что при
толщине блоков из ПВХ до 8,2 см (загрузка отходов в пресс-форму
до высоты 18,5 см) обеспечивается целостность блоков (объем
до 13,5 дм 3) после (со вспучиванием в центре на 10–20 %) снятия
давления (при большей толщине блоки после снятия давления растрескиваются и разрушаются). Коэффициент сокращения объема
отходов при горячем прессовании уменьшается с увеличением содержания резины и составляет без учета вспучивания блоков около
2,3, а с учетом вспучивания от 1,83 до 2,1. С учетом же снижения
объема отходов при предварительном измельчении эта величина достигает значений 4–5. У спрессованных блоков ПВХ, не содержащих резины поверхность гладкая и отдельные частицы пластиката
сплавлены в единую массу. У блоков, содержащих до 20 % резины,
отдельные частицы резины окружены монолитной пластикатной
массой, а в блоке с 30 % резины имеются отдельные микротрещины на границе резина-пластикат. При наличие же более 30 % резины пластикатные блоки разрушались при снятии давления. Даже
в случае проплавления блока на всю глубину (с предварительным
нагревом ПВХ) при наличии более 30 % резины происходит ее выкрашивание из блоков.
Таблица 2. Скорость
выщелачивания
из пластикатовых блоков
Радионуклид
Состав блока
Cs
Sr
ПВХ с 30 % 137Cs
масс. резины 90Sr
ПВХ без
резины
137
90
радионуклидов
Скорость выщелачивания, см/сут, через
1 сут.
7 сут.
14 сут.
28 сут.
56 сут.
1 сут.
6,0∙10
4,0∙10–3
1,4∙10–1
1,0∙10–2
4,1∙10
1,9∙10–4
1,2∙10–1
6,0∙10–4
2,8∙10
9,0∙10–5
3,2∙10–2
3,0∙10–4
9,4∙10
4,2∙10–5
1,6∙10–2
2,8∙10–4
8,8∙10
3,7∙10–5
6,3∙10–3
1,8∙10–4
5,7∙10–5
3,0∙10–5
3,9∙10–3
1,5∙10–4
–3
–3
–3
–4
–5
Из представленных данных следует, что зависимость выщелачивания радионуклидов от времени имеет сложный характер. Высокая
начальная скорость выщелачивания из пластикатовых блоков с учетом
их плотности около 1,4 г/см 3 на уровне (5,6–8,4) ∙10–3 г/ (см 2∙сут) связана со сравнительно быстрым смывом радионуклидов с поверхности
79
блока. Затем скорость выщелачивания значительно снижается (5,6–8,4)
∙10–5 г/ (см 2∙сут) и стабилизируется, так как дальнейшее выщелачивание происходит лишь после диффузии радионуклидов изнутри блока
на его поверхность через слой спекшегося пластиката. Эти значения
хорошо коррелируются с данными МосНПО «Радон» для продуктов
горячего прессования при температуре выше температуры плавления
пластиката (190–230 °C), т. е. полностью проплавленных пластикатовых блоков. При этом для пластикатовых блоков скорость выщелачивания 137Cs лишь в 2–3 раза превосходит скорость выщелачивания 90Sr
и по этим показателям не уступает по прочности фиксации радионуклидов в битумных блоках. Таким образом, наличие резиновых изделий
в пластикатовых отходах нежелательно, т. к. значительно снижает качество продуктов горячего прессования. Кроме того, резины различных
марок начинает разлагаться при температурах начиная с 120–150 °C,
т. е. в пределах температурного режима горячего прессования ПВХ.
При включении в пластикатовые блоки фторопласта и других реактопластовых полимеров из-за малой упругой деформации их добавки
меньше, чем резина, сказываются на качество продуктов прессования.
В то же время наличие в прессуемых отходах, например, полиэтилена,
обеспечивает сплавление поверхностного слоя блоков в монолит уже
с 120–130 °C, особенно при повышении давления прессования.
НЕОРГАНИЧЕСКОЕ СВЯЗУЮЩЕЕ ДЛЯ ЖИДКИХ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС С РБМК
Олейник М. С., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Отверждению подвергали кубовый остаток от упаривания усредненных (смесь трапных вод и вод спецпрачечных) ЖРО Смоленской
АЭС, содержащих до 70 г/л NO3-, 40 г/л Na+, 50 г/л PO3-,, 20 г/л СO32-,
9 г/л С2O42-,6 г/л SO42-, 0,2 г/л Cl-, 44 г/л ПАВ, 2,5 мг-экв/л жесткости
и бета-активных нуклидов до 1·10–5 Бк/л (концентрат I). Кроме того,
при обследовании заполненных емкостей хранилищ жидких отходов
на Смоленской АЭС на дне был обнаружен слой толщиной не менее
0,5 м рыхлых осадков с содержанием сухого остатка 500–600 г/л.
Удельная активность осадков имеет порядок 107 Бк/л, причем основ80
ной вклад вносит 60Со, тогда как в жидкой фазе активность в основном (75–95 %) определяет 134–137Cs. При извлечении из емкости ХЖО
гидротранспортом пульпа (концентрат II) направляемая на отверждение содержала 160 г/л взвесей (Т: Ж около 1:5), а в жидкой фазе — 1
г/л NaCl, 3,5 г/л Na2C2O4, 140 г/л NaNO3, 9 г/л Na2SO4, 20 г/л (NaPO3)6,
1 г/л Na2SiO3, 16 г/л ПАВ и 1 г/л масел.
Из данных, представленных в табл. 1, следует, что по сравнению
с кубовым остатком (концентрат I) пульпа осадка Смоленской АЭС
(концентрат II) обеспечивает при цементировании в 1,5 раза большую прочность отвержденных продуктов. Это позволяет при сохранении достаточной прочности (не менее 5 МПа) уменьшить расход
цемента и повысить наполнение цементных компаундов по солям
до 9,5 % мас., а по сухому остатку (смеси солей и осадка), соответственно уменьшить и Кv до 1,5. Следовательно, химический состав
кальциевых осадков кубового остатка имеет благоприятное влияние
на процесс цементирования.
Таблица 1. Характеристика продуктов отверждения натурных ЖРО
Смоленской АЭС.
50
(1,67)
0,2
1,67
1,0
1,43
1,43
3,0
1,5
1,0
0
0
0
0
0
0,03
0,03
0,3 {2,0}
0,08 (0,5)
0,03
0
0,2
0
0
0,2
0,23
(0,23)
048
0,24
(0,1)
Степень
наполнения
по солям,
% мас.
Коэффициент
увеличения объема Кv
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
1,0
NaOH
(Зола
от сжигания)
{Фильтрперлит}
Вермикулит
(Глина)
Б-I
ЦВ-I
Б-II
Ц-II
ЦВ-II
ШЩВ- I
ШЩГ- I
ШЩПВ- I
ШЩЗВ- I
ШЩГ- II
Битум (Цемент)
{Доменный шлак}
Марка
образца
Концентрат (I)
Состав компаунда в мас. ч.
Предел
прочности,
МПа
50
7,4
35,7 (50)
7,9 (11,2)
9,5 (13,7)
7,9
7,9
4,4 (46,0)
8,9 (47,8)
9,8 (14,1)
0,33
1,7
0,55
1,7
1,5
1,7
1,7
1,21)
0,91)
1,65
Пластичен
12,0
Пластичен
16,1
7,0
5,5
5,8
6,1
7,1
7,0
Примечание: 1) — Кv по суммарному объему пульпы кубового остатка и ФП или золы.
81
Кроме того, рассматривалась возможность включения в отверждаемый кубовый остаток дополнительных радиоактивных отходов — отработанный фильтрперлит (ФП) и золу от сжигания целлюлозно-бумажных радиоактивных отходов. Удельная активность
отработанного ФП, хранящаяся на Смоленской АЭС в виде пульпы
с Т: Ж около 1:4 достигает 104 Бк/л и определяется в основном радионуклидами, сорбирующимися на гидроокисях продуктов коррозии
(60Сo, 90Sr, 106Ru, 144Ce и др.). Поскольку растворошлаковое отношение (Р/Щ) при отверждении перлита составляло около 0,3, то величину добавки щелочи для активации шлака пришлось довести до 10 %
от массы шлака. В то же время, зольный остаток (плотностью 40–50
г/см 3 с удельной активностью до 106 Бк/кг) сам обладает водовяжущими свойствами и его введение требует повышенного добавки щелочи до 5 % от массы шлака.
Из приведенных в табл. 2 данных следует, что продукты битумирования и цементирования пульпы осадков по прочности фиксации
радиоцезия значительно превосходят продукты отверждения кубовых
остатков. Так при цементировании концентрата II даже без сорбционной добавки вермикулита после смыва поверхностной активности
через три месяца скорость выщелачивания радиоцезия не превышает 1×10–3 см/сут. При этом в наибольшей степени присутствие в ЖРО
пульпы осадков сказывается на скорости выщелачивания радиоцезия
из продуктов цементирования с добавкой вермикулита. В этом случае цементные компаунды с добавкой вермикулита удовлетворяют
требованиям безопасного захоронения даже в простейших грунтовых могильниках (скорость выщелачивания через 2 месяца с учетом
плотности не более 1·10–4 см/сут).
Выщелачиваемость радиоцезия из продуктов отверждения кубовых остатков шлакощелочным цементом с добавками вермикулита несколько выше, чем из портландцементных продуктов. Добавки
к кубовому остатку фильтроперлита и золы от сжигания горючих отходов на выщелачиваемость радионуклидов из шлакощелочных компаундов сказываются незначительно. В то же время, замена вермикулита на кембрийскую глину позволила снизить выщелачиваемость
радиоцезия через 60 суток до значений менее 1·10–3 см 2/сут, что соответствует требованиям к качеству радиоактивных цементов по ГОСТ
Р 51883–2002.
82
Таблица 2. Выщелачиваемость 137Cs из продуктов отверждения
нату­рных ЖРО Смоленской АЭС.
Марка
Скорость выщелачивания, см/сут через
образца
1 сут.
7 сут.
14 сут.
30 сут.
60 сут.
90 сут.
Б-I
ЦВ-I
Б-II
Ц-II
ЦВ-II
ШЩВ- I
ШЩГ- I
ШЩПВ- I
ШЩЗВ- I
ШЩГ- II
4,8·10
9,5·10–3
5,1·10–3
6,0·10–2
3,8·10–4
4,3·10–2
5,1·10–3
5,8·10–2
4,7·10–2
2,8·10–4
2,4·10
7,1·10–3
4,5·10–4
1,7·10–2
2,3·10–4
1,4·10–2
4,7·10–3
1,4·10–2
1,2·10–2
1,6·10–4
1,3·10
3,3·10–3
3,8·10–4
1,5·10–2
1,4·10–4
7,5·10–3
2,3·10–3
6,7·10–3
6,7·10–3
1,0·10–4
6,8·10
1,4·10–3
2,5·10–4
7,0·10–3
7,5·10–5
2,7·10–3
7,4·10–4
2,6·10–3
2,3·10–3
5,4·10–5
5,7·10
7,6·10–4
2,3·10–4
1,9·10–3
5,2·10–5
2,1·10–3
5,0·10–4
1,8·10–3
2,0·10–3
3,7·10–5
5,6·10–4
5,5·10–4
2,1·10–4
8,0·10–4
3,5·10–5
1,7·10–3
3,5·10–4
1,2·10–3
1,5·10–3
2,5·10–5
–2
–3
–3
–4
–4
Таким образом, неорганические (портландцементные или шлакощелочные) связующие при отверждении концентратов могут составить конкуренцию битумам только при наличие сорбционных добавок (вермикулита или глины) для радиоцезия. При этом наиболее
эффективны эти связующие при отверждении осадков, скопившихся
за время эксплуатации АЭС на дне хранилищ кубовых остатков. Изза постоянного доупаривания (вплоть до 400 г/л) декантатов из этих
хранилищ объемы осадков постоянно растут. В то же время битумирование на типовых роторно-пленочных аппаратах этих осадков,
в отличие самих кубовых остатков, вызывает определенные затруднения (пригары, абразивный износ и т. д.). В результате даже на АЭС,
имеющих установки битумирования, осадки накапливаются практически за весь период эксплуатации станции, и использование для их
кондиционирования неорганических вяжущих представляет реальный интерес.
83
ПЕРЕРАБОТКА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
ОТРАБОТАННОЙ КАБЕЛЬНОЙ ПРОДУКЦИИ
Алешин А. М., Олейник М. С., Афанасьев А. А., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В качестве объекта испытаний переработки отходов использовали натурный отработанный контрольный кабель для сетей управления марки КПоСГ наружным диаметром 14,9 мм, с наружной
защитной изоляцией из поливинилхлоридного пластиката (ПВХ)
толщиной 2 мм, защитной свинцовой оболочкой толщиной 1,05 мм
и медными токоведущими жилами сечением 1,5 мм 2, изолированных сшитым полиэтиленом толщиной 0,8 мм, с массой кабеля 914 г
на 1 м длины. Поверхностное загрязнение β-радионуклидами, определяемое с использованием переносного прибора РУП-1, составляло
до 6000 част/см 2∙мин (100 Бк/см 2), что соответствует уровню низкоактивных отходов. Проводились испытания по дезактивации 1 % раствором СФ-3К (по сухому веществу 50 % щавелевой кислоты, 35 %
гексаметафосфата натрия и 15 % сульфанола) с использованием пароэжекционного распылителя ПР-1М (производительность по раствору 1,0–1,5 л/мин, рабочее давление пара на входе 3–5 кгс/см 2,
расход пара 0,5–0,7 кг/мин, температура раствора на входе до 70 °C)
и ультразвуковой установки УЗУ7–25/16 (рабочий объем 0,9 м 3, рабочая температура раствора до 80 °C, рабочая ультразвуковая частота
16 КГц, ультразвуковая мощность 25 кВт).
Таблица 1. Характеристика дезактивации кабельной продукции
(КПоСГ)
№ п/п
1
2
3
4
Способ дезактивации
Пароэжекционный метод с 1 % раствором СФ3К
Погружная дезактивация с горячей (80 0С) водой
Погружная дезактивация с 1 % раствором СФ3К
Ультразвуковой метод с 1 % раствором СФ3К
Коэффициент
дезактивации
60
3
50
80
После пароэжекционной дезактивации остаточное загрязнение
84
кабелей составляло до 100 β-част/см 2∙мин, однако в местах нарушения наружной защитной пластикатовой изоляции наблюдалось
и превышение уровней 500 β-част/см 2∙мин. В связи с этим производили вспарывание наружной пластикатовой (ПВХ) оболочки кабеля, после чего остаточное загрязнение кабеля (защитной свинцовой
оболочки) не превышало 0,5 β-част/см 2∙мин, то есть коэффициент
диффузии составлял более 200. При необходимости проводилась дополнительная дезактивация свинцовой оболочки раствором СФ-3К,
снижающая β-загрязненность поверхности не менее чем в 10 раз.
При этом удельная активность цветных металлов (свинца и меди)
в кабеле составляла менее 5 Бк/кг. Следовательно, после такой переработки металлические отходы кабельной продукции могут поставляться на предприятия вторцветмета на переплавку для повторного
использования.
Рассматривалась также утилизация ЖРО дезактивации (концентрата СФ-3К солесодержанием 140 г/л) путем включение в битум
марки БНД 90/13 со степенью наполнения по сухому остатку 50 %
масс. и в портландцемент марки 500 с водоцементным отношением
0,6 и сорбционной добавкой вермикулита в количестве 20 % от массы
цемента. Следует учитывать, что поверхностно-активные вещества
(ПАВ) пластифицируют битум, делают его более текучим, но в то же
время нарушают его целостность, переводя частично в коллоидный
раствор. При этом нарушаются гидроизолирующие свойства битума. Кроме того, входящие в состав концентрата СФ-3К фосфаты,
оксалаты и продукты их разрушения карбонаты натрия, имеющие
щелочную реакцию, вызывают омыление органических соединений
битума, вызывая его эмульгацию, что тоже снижает водостойкость.
С другой стороны, ПАВ отрицательно сказываются и на качестве
цементных камней, но в то же время оксалаты и продукты их разрушения карбонаты, а также фосфаты образуют с входящим в состав
цемента Ca, труднорастворимые соединения, повышающие химическую стойкость цементных продуктов. Однако если в битумном компаунде содержание сульфанола достигает 7,5 % масс., в цементном
не превышает 0,7 % масс. В целом через 28 суток твердения прочность цементных блоков составляла ≥ 10 МПа, что обеспечивает сохранение их целостность в аварийных ситуациях даже при падении
с высоты до 9 м.
85
Таблица 2. Скорость выщелачивания радионуклидов из продуктов
отверждения концентрата раствора СФ-3К
Образец
компаунда
Битумный
компаунд
Цементный
компаунд
Радионуклид
1 сут.
7 сут.
30 сут.
60 сут.
90 сут.
Cs
5,9∙10–2
1,9∙10–2
4,5∙10–3
2,1∙10–3
Sr
4,8∙10
3,7∙10
7,9∙10
Cs
Sr
4,1∙10
6,4∙10–4
1,5∙10
5,9∙10–4
6,5∙10
4,8∙10–4
137
90
137
90
Скорость выщелачивания, см/сут через
–3
–4
–4
–4
–5
–5
120 сут.
150 сут.
1,2∙10–3
7,8∙10–4
5,5∙10–4
4,3∙10
2,7∙10
2,7∙10
–5
2,7∙10–5
2,5∙10
3,7∙10–4
1,3∙10
1,3∙10–4
9,1∙10
8,1∙10–5
5,6∙10–6
6,2∙10–5
–5
–5
–5
–5
–6
При изучении химической стойкости отвержденных продуктов исследовалась выщелачиваемость радионуклидов в дистиллированной воде согласно ГОСТу 29114–91. Из данных приведенных
в табл. 2 видно, что битумные блоки по скорости выщелачивания
радионуклидов, определяемой как их доля, переходящая из единицы
объема компаунда через единицу его поверхности за единицу времени, отличаются в начальный период гораздо большими значениями за счет растворения солей с поверхности. В дальнейшем, когда
процесс выщелачивания определяется скоростью диффузии радионуклидов из внутренних слоев компаунда скорости выщелачивания
90
Sr из битумных и цементных компаундов выравниваются, снижаясь
до значений 10–5 см/сут. Скорость выщелачивания 137Cs и в диффузионном процессе остается для битумных блоков на два порядка выше,
чем из цементных, так как в последнем случае определяющим является удержание 137Cs сорбционной добавкой вермикулита. Так, коэффициент диффузии De для 137Cs из битумных компаундов составляет
2,5∙10–8 см 2/сут, из цементных 2,0∙10–4 см 2/сут.
При расчете возможного выхода в окружающую среду 137Cs, как
наиболее подвижного из радионуклидов, из 200 литрового блока
отвержденных отходов (отношение объема блока к площади поверхности около 10 см 3/см 2) максимальный выход (с учетом периода полураспада 137Cs в 30 лет) определяется в срок около 20 лет и составляет
для битумных отвержденных продуктов около 9 %, а для цементных
не более 0,1 % от исходной активности. При диффузионной скорости
выщелачивания менее 10–4 см/сут цементные блоки, полученные при
отверждении ЖРО с удельной активностью по 137Cs до 105 Бк/кг, мо86
гут считаться достаточно безопасными даже для захоронения в простейшие грунтовые могильники траншейного или курганного типа).
Таким образом, наиболее предпочтительный способ кондиционирования вторичных ЖРО, образующихся при переработке радиоактивной кабельной продукции является цементирование, тем более что
оно может осуществляться на простейшем оборудовании даже в полевых условиях.
МОДЕРНИЗАЦИЯ ЛОКАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ
ОЧИСТКИ СБРОСНЫХ ВОД
Калинин А. В., Епимахов В. Н., Фоминых А. И., Четвериков В. В.,
Шустов В. П., Олейник М. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» на локальную установку очистки поступают замасленные сбросные воды, включающие
обессоленные воды (протечки из II контурна), технические (водопроводные) воды солесодержанием до 300 мг/л и морские воды (протечки охлаждающей воды) солесодержанием до 4000 мг/л. При этом
усредненные сбросные воды могут содержать до 1000 мг/л взвесей,
до 70 мг/л нефтепродуктов, а также поверхностно-активные вещества (ПАВ), тяжелые металлы и другие загрязнения. Максимальное
количество замасленных сбросных вод, которые могут поступать
на локальную установку может достигать 5 м 3/сут.
Существовавшая в НИТИ с начала 70-х годов XX-го века локальная установка очистки сбросных вод от нефтепродуктов совмещала
в одном корпусе двухступенчатую очистку сбросной воды от нефтепродуктов — грубую и тонкую. Грубая очистка осуществляется
за счет разности удельных весов воды и нефтепродуктов в приемной
камере. Тонкая очистка осуществляется тремя фильтрами с заполнением из смеси активированного угля и древесной стружки. Установка
была выполнена в виде стального прямоугольного бака, разделенного перегородками на сообщающиеся секции для прохождения сбросных вод (масса без фильтрующих материалов — 1127 кг). Загрузка
и выгрузка сорбента из фильтров производилась в сетчатой корзине
емкостью 200 л (масса без загрузки 35,8 кг), что требовало участия
87
нескольких человек. Сорбент — смесь древесных опилок с активированным углем марки АГ-3.
После почти 40-летней эксплуатации к концу первого десятилетия XXI века установка пришла в негодность и требовала модернизации. При модернизации локальной установки необходимо было улучшить условия труда при обслуживании оборудования. В 2009 году
«НИТИ им. А. П. Александрова» совместно с ООО НПП «ПОЛИХИМ» (г. Сосновый Бор) была разработана модернизированная локальная установка очистки сбросных вод. Прежде всего, был заменен
материал корпусов фильтров из стали 3 на листовой полиэтилен низкого давления, а загрузку фильтров — на модифицированный азотсодержащий уголь марки МАУ-2А, обеспечивающий по сравнению
с активированным углем марки АГ-3 в 5–7 более высокую адсорбционную емкость и глубокую очистку от нефтепродуктов (масел)
до уровня менее 0,1 мг/л, ПАВ (сульфонол, ОП-10) до уровня менее
0,03 мг/л и другой органики.
Принципиальная схема модернизированной локальной установки представлена на рисунке.
Рис. Принципиальная схема модернизированной локальной установки
очистки.
88
Сбросные воды, загрязненные взвесями нефтепродуктами, через
решетчатую корзину объемом 10 литров для сбора мусора поступают в бак сбора сбросных вод объемом 5 м 3, где происходит их усреднение и расслоение при отстаивании на поверхностную пленку
нефтепродуктов и осадок крупных взвесей. Бак оснащен сигнализаторами верхнего и нижнего уровней, люком для ручной очистки бака
и системой слива верхнего слоя загрязнений вод в сборник нефтепродуктов. Сборник нефтепродуктов емкостью до 0,2 м 3 был оборудован
системой слива нефтепродуктов для их последующей утилизации
(сжигания). После отстоя и слива поверхностной масляной пленки
в сборник нефтепродуктов сбросные воды насосом низкого давления
ВК4/24 принудительно подаются в промежуточную емкость объемом
1 м 3. Перекачка воды из бака сбора сбросных вод в промежуточную
емкость может производиться в автоматическом и в ручном режиме.
В составе оборудования имеются информационное табло уровней
воды в баках локальной установки на щитах управления в помещениях на отметках 0,0 и –3,8 м.
Из промежуточной емкости вода самотеком подается на две параллельные линии трехступенчатых цилиндрических угольных фильтров емкостью по 40 литров. Из угольных фильтров при исчерпании
их емкости производят выгрузку отработавших сорбентов и загрузку
новых. Отработанные сорбенты при насыщении нефтепродуктами
более 15 % по массе подлежат вывозу на полигон и сжиганию. Фильтрат из угольных фильтров поступает в бак объемом очищенной
воды, из которого перед сливом воды в сбросной канал морской воды
при полном заполнении бака (10 м 3) отбираются пробы (в количестве
не менее 10 л) для лабораторного анализа на содержание взвесей, нефтепродуктов, СПАВ и радионуклидов. В случае превышения нормативов нефтепродуктов на сброс (более 0,1 мг/л) возвращают воды
в бак сбросных вод.
Наличие двух параллельных линий трехступенчатых фильтров
(локальных установок доочистки сбросных вод) производительностью по 0,3 м 3/ч (масса в рабочем состоянии 420 кг) позволяет
производить замену сорбентов на одной из линий, не останавливая
всю локальную установку. Очищенная на локальной установке вода
сбрасывается в производственно-ливневую канализацию и далее поступает в сбросной канал морских вод. При превышении удельной
89
активности выше (1х10–9 Ки/л) замасленные воды рассматриваются,
как радиоактивно-загрязненные транспортируются на переработку
на модульную мембранно-сорбционную установку (ММСУ) очистки
ЖРО. Изготовленная модернизированная локальная установка обеспечивает более качественную очистку сбросных вод, облегчает обслуживание и снижает трудозатраты.
Создание стенда нейтронного облучения
на основе рабочих источников нейтронов
Кирпиков Д. А., Паньгин А. В., Фоменков Р. В., Костин М. М.,
Орлов С. Н., Зверев А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
При проведении ресурсных испытаний ядерных энергетических
установок на стендовой базе НИТИ в качестве рабочих источников
нейтронов использовались источники типа 55НК252М12.29 на основе изотопа 252Cf. После снижения плотности потока нейтронов в связи с радиоактивным распадом изотопа дальнейшее применение рабочих источников по прямому назначению стало невозможным, и они
были выведены из действия.
Специалистами ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» было
предложено использовать данные источники нейтронов для создания
специализированных стендов нейтронного облучения, позволяющих
проводить радиационно-физические исследования перспективных материалов вспомогательных систем ядерных энергетических установок.
Определение нейтронно-физических условий облучения на стендах (определение абсолютной величины плотностей и спектров потоков нейтронов) проводилась расчетным моделированием треков
движения испускаемых нейтронов методом Монте-Карло с применением прецизионного кода MCU и библиотеки нейтронных сечений
ENDF/B-VI. Общая интенсивность нейтронного излучения каждого
из созданных стендов составила порядка 109 нейтронов/с.
Верификация расчётной модели осуществлялась путем измерений скоростей реакций нейтронной активации в облучаемых растворах солей магния, никеля, железа (в титановых пеналах), а также
в мишенях из набора активационных комплектов АКН-Т-3.
90
СТРУКТУРА И СПЕКТРАЛЬНЫЕ СВОЙСТВА AcO2
(VI) -НИТРАТОКОМПЛЕКСОВ (Ac = U, Np, Pu)
В РАСТВОРЕ И В ТВЕРДОЙ ФАЗЕ
Скрипкин М. Ю.1, Линдквист-Райс П.2,
Шиммелпфенниг Б.2, Апостолидис К.3, Вальтер О.3
Санкт-Петербургский государственный университет, Институт
химии, Санкт-Петербург
2
Institute for Nuclear Waste Disposal, Karlsruhe Institute of Technology,
Karlsruhe, Germany
3
European Commission, Joint Research Centre, Institute for
Transuranium Elements, Karlsruhe, Germany
1
Исследования в области координационной химии ионов актиноидов в водных растворах имеют как фундаментальное, так и прикладное значение. С одной стороны, знание зависимости форм и строения
соединений актиноидов в растворе необходимо для точного термодинамического описания их гидролиза, комплексообразования и окислительно-восстановительных свойств, что позволит усовершенствовать имеющиеся подходы к термодинамическому моделированию
многокомпонентных систем, содержащих соединения актиноидов,
в том числе, к моделированию реальных объектов. С другой стороны,
знание координационной химии ионов актиноидов в растворах необходимо для дальнейшего усовершенствования процессов переработки использованного ядерного горючего. В используемых в настоящее
время на практике экстракционных процессах, таких как PUREX,
DIANEX и SANEX, водная фаза содержит наряду с ионами актиноидов (главным образом, в форме Ac (VI)) избыток азотной кислоты
и нитрат-ионов. Данное сообщение и посвящено анализу состояния
нитратокомплексов актинил-ионов в растворе и равновесной с ним
твердой фазе.
На основании данных колебательной спектроскопии показано
существенное сходство состояния нитратокомплексов в растворе
и в твердой фазе. Рассмотрены четыре основные формы соединений, кристаллизующихся из растворов в зависимости от соотношения металл/лиганд и от ионной силы раствора: AcO2 (NO3) 2·2H2O,
AcO2 (NO3) 2·3H2O, AcO2 (NO3) 2·2H2O и МAcO2 (NO3) 3 (Ac = U, Np,
91
Pu). Для указанных соединений определены (в случае отсутствия
данных в литературе) кристаллические структуры, измерены колебательные (ИК и КР) спектры. На основании сопоставления с данными
квантовохимических (DFT) расчетов выполнено полное отнесение
полос в колебательных спектрах. Рассчитаны силовые постоянные
связей — характеристики их прочности. На основании полученных
данных сделан вывод о влиянии стерических факторов и взаимодействия лигандов с окружающими молекулами воды на прочность связи металл-нитрато-лиганд.
Исследования выполнены при финансовой поддержке Европейской FP7 программы TALISMAN (проект TALI–С01–07) и гранта
СПбГУ (Мероприятие 6, проект 12.42.1270.2014).
КОМПЛЕКСООБРАЗОВАНИЕ В СИСТЕМЕ НИТРАТ
АКТИНИЛА — ВОДА — АЗОТНАЯ КИСЛОТА КАК
ХИМИЧЕСКАЯ ОСНОВА PUREX-ПРОЦЕССА
Горбунов А. О.1, Линдквист-Райс П.2, Марсак Р.2
Санкт-Петербург, Санкт-Петербургский государственный
университет,
2
Карлсруэ, Технологический институт Карлсруэ, Институт
переработки ядерных отходов
1
Одними из актуальных задач современной химии радиоактивных
элементов являются проблемы разделения актиноидов и утилизации
переработанных ядерных отходов. В основе решения этих проблем лежит разработанная методика PUREX (plutonium and uranium recovery
by extraction). Эта методика заключается в обработке ядерного топлива концентрированной азотной кислотой с последующей экстракцией
в органическую фазу актиноидов. На дальнейшем этапе реэкстракции
происходит разделение плутония и урана, однако полученный реэкстракт плутония содержит значительное количество урана, поэтому
этот процесс проводят неоднократно. на стадии второго экстракционного цикла уран дополнительно очищают от примесей нептуния.
Для повышения технологической эффективности PUREX-процесса
актуальной задачей является разработка методов полного разделения
92
урана, нептуния и плутония в кислых водных средах. Литературные
данные содержат недостаточно информации о поведении соединений
этих трех актиноидов в сильно кислых водных средах, в связи с чем
была проведена работа по изучению состояния ионов уранила, нептунила и плутонила в смесях вода — азотная кислота. По результатам спектрофотометрических измерений (UV–Vis) с помощью метода
главных компонент (PCA) было получено распределение нитратных
комплексов плутонила и нептунила в системе нитрат актинила — азотная кислота — вода. Экспериментальные диаграммы распределения
были сравнены с рассчитанными теоретически по методу Питцера
и модели SIT. Также были рассчитаны параметры взаимодействия
Питцера и константы устойчивости нитратных комплексов.
Работа выполнена при финансовой поддержке программы
EuropeanFP7 TALISMAN.
ОПТИЧЕСКИЙ ДАТЧИК ДЛЯ КОНТРОЛЯ
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПЕРЕРАБОТКИ
ОЯТ В ПУРЕКС- И ПИРОВАРИАНТАХ
Агафонова-Мороз М.С., Жаринов К. А., Катрузов А.Н,
Крашенинников А. А., Лумпов А. А., Попов А. П.,
Шахвердов П. А.
ООО «Люмэкс-АвтоХимКонтроль»,
Радиевый интитут им. В. Г. Хлопина,
г. Санкт-Петербург
Проведен обзор современного состояния применения методов
прямой спектрофотометрии для определения концентрации урана,
плутония и нептуния в жидких растворах [1,2,3].
С использованием БИК анализатора «ИнфраЛЮМ ФТ-10» выполнена серия измерений спектров поглощения в ближней ИК области. растворов церия в азотной кислоте и в трибутилфосфате (после его экстракции) с учетом эмульсии, образующейся в процессе
перемешивания органической и водной фазы. Использование этой
системы при варьировании концентрации церия от 0,1 до 40 г/л и водной эмульсии от 0,1 до 1 % позволило построить хемометрическую
93
модель, дающую возможность оценить концентрацию компонентов
смеси в анализируемых пробах с высокой степенью точности.
Также показаны хорошие корреляционные зависимости (коэффициент детерминации R2= 0,998÷0,999 и ошибка предсказания
на уровне SECV=0,01÷0,02 г/л) между полученными спектральными
данными для анализируемых растворов, содержащих ионы церия,
празеодима, неодима, нептуния и плутония и концентрациями этих
ионов в растворах. Также существует хорошая корреляция (величина
ошибки предсказания составляет SECV= 2,06 г/л. (R2= 0,92) между
полученными спектральными данными анализируемых растворов
и концентрацией в них азотной кислоты до 22 г/л. Присутствие ионов
урана в концентрации до 0,5 г/л не влияет на корреляционные зависимости между спектральными данными анализируемых растворов
и содержанием ионов нептуния и плутония.
Список литературы
1. N. A. Smith [et.al.] Fluorescence and absorbance spectroscopy of
the uranyl ion in nitric acid for process monitoring applications/
N. A. Smith [et.al] // J Radioanal Nucl Chem. — 2013. — Vol.
295. — P. 1553–1560.
2. Meinrath G. Uranium (VI) speciation by spectroscopy / Meinrath G.// J Radioanal Nucl Chem. — 1997. — Vol. 224. — № 1–2. —
P. 119–126.
3. Справочник по методам измерения ядерных материалов /
Д. Роджерс [и др.]. — ВНИИА — 2007. — 718 с.
АВТОНОМНЫЙ МОДУЛЬ ДЕОКСИГЕНАЦИИ
ВЫСОКОЧИСТОЙ ВОДЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ
ЭЛЕКТРОМЕМБРАННЫХ КАТАЛИТИЧЕСКИХ
ПРОЦЕССОВ
Гурский В. С., Кирпиков Д. А., Цапко Ю. В., Яснев И. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Предложен новый способ каталитической деоксигенации высокочистой воды с использованием мембранных технологий. Сущность
94
предлагаемого метода заключается в реализации процесса взаимодействия растворенного в воде кислорода с водородом, генерируемом на каталитической поверхности ионообменных мембран. Использование этого принципа позволяет одновременно осуществлять
дополнительно (при необходимости) насыщение получаемой воды
растворенным водородом.
Для повышения эффективности удаления остаточного кислорода
поток высокочистой воды после мембранного устройства подается
на колонку со сферическим сорбентом, поверхность которого покрыта каталитическим слоем палладия.
На основании проведенных исследований разработан, изготовлен и испытан автономный модуль деоксигенации воды, включающий насосный блок, блок ионообменной предочистки воды (ФСД),
мембранно-электродный блок, колонку с каталитическим сорбентом и блок контроля качества воды в потоке (УЭП и содержание
растворенного кислорода). При расходе воды через устройство
0,25 м 3/ч содержание в финишной воде растворенного кислорода —
менее 10 мкг/дм 3, удельная электропроводность — не более 0,1
мкСм/см (25оС). Проведены испытания опытного образца устройства. Разработанный метод деоксигенации высокочистой воды может
быть с успехом использован при разработке систем водоподготовки
с производительностью до (1–2) м 3/ч.
Для получения деоксигенированной воды, насыщенной водородом, в устройстве предусмотрен режим работы при повышенных токовых параметрах. При работе в режиме наводораживания содержание растворенного водорода в воде — на уровне 1,5 мг/л. Повышение
давления в устройстве и соответствующее увеличении тока приводит
к пропорциональному увеличению концентрации растворенного водорода.
Возможность получения высокочистой обескислороженной воды
с ее насыщением водородом позволяет использовать предложенный
метод при создании систем, обеспечивающих замену дозирования
в первый контур аммиака на дозирование газообразного водорода
(АЭС с ВВЭР ТОИ).
95
УСТРОЙСТВО ДЛЯ КАТАЛИТИЧЕСКОГО
УДАЛЕНИЯ ВОДОРОДА В ВОДОРОДНОВОЗДУШНЫХ СРЕДАХ
Горшков А. И., Щербаков Е. Е., Прохоркина О. В.,
Кирюшкин М. Ю.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В период эксплуатации стенда КВ-1 в 2013–2014 годах концентрация водорода в газовой фазе расширительных баков системы водной защиты (III контур) несколько раз превышала 3 % об. Поэтому
в целях обеспечения безопасности эксплуатации стенда КВ-1 необходимо принимать меры для снижения концентрации водорода в газовой фазе расширительных баков (или в теплоносителе III контура).
Обычно для снижения концентрации водорода в теплоносителе
и газовой фазе применяют подпитку III контура водой, «сдувку» газа
из расширительных баков и далее «слив» воды и заполнение расширительных баков воздухом.
Данный метод имеет существенные недостатки: во‑первых —
расходуется значительный объем дистиллированной воды и образуются радиоактивные отходы, во вторых — ухудшается радиационная
обстановка, так как газ, сдуваемый из расширительных баков содержит радиоактивный аргон, в третьих — с воздухом в расширительные баки поступает диоксид углерода, который далее поглощается
ионообменными фильтрами и снижает их ресурс, в четвертых — концентрация водорода достигает своего равновесного значения уже через двое-трое суток при работе на повышенных уровнях мощности.
Для поддержания взрывобезопасной концентрации водорода
в водородно-воздушных средах разработано устройство удаления
водорода, которое состоит из насоса, контактного аппарата с платиновым катализатором, регуляторов и измерителей расхода и анализатора водорода.
Проведены лабораторные и стендовые испытания устройства,
которые показали, что эффективность дожигания водорода в смеси
с воздухом составляет не менее 95 % при расходах до 1 м 3/ч.
Использование устройства для удаления водорода из расширительных баков системы водной защиты стенда КВ-1 обеспечивает
96
безопасность эксплуатации стенда и продление ресурса работы ионообменных фильтров.
РАЗРАБОТКА ИННОВАЦИОННОЙ ТЕХНОЛОГИИ
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ ПАРО-ХИМИЧЕСКОЙ
ОЧИСТКИ ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ
ПАРОГЕНЕРАТОРОВ
Юрманов В.А., Шутько К. И., Юрманов Е. В., Булычев И. Г.
ОАО «НИКИЭТ», г. Москва
Полевич А. Н., Кирилина А. В.
ОАО «ВТИ», г. Москва
Безопасность и экономичность эксплуатации энергоблока с реакторной установкой (РУ) БРЕСТ-ОД-300 в значительной степени
зависит от надежной работы его уникальных парогенераторов (ПГ).
С этой целью в процессе их эксплуатации должен ограничиваться
рост отложений на поверхностях теплообменных труб (ТОТ) во избежание усиления интенсивности процессов их деградации, в первую
очередь, коррозионного растрескивания в локальной зоне досыхания
остаточной влаги. Согласно расчетным оценкам даже в условиях поддержания совершенных водно-химических режимов и снижения концентрации продуктов коррозии в питательной воде до минимального
уровня передовых АЭС (~1 мкг/дм 3) предельно-допустимое значение
удельной загрязненности поверхности ТОТ отложениями может быть
достигнуто до завершения 30-летнего срока эксплуатации ПГ. В связи
с этим проектом предусматриваются технические средства очистки
ПГ от отложений со стороны пароводяной среды второго контура.
Дренирование свинцового теплоносителя из ПГ РУ БРЕСТОД-300 в течение периода эксплуатации не предусмотрено, поэтому
химические очистки ТОТ со стороны второго контура могут проводиться лишь при температурах выше точки плавления свинца (600
К). В связи с этим для химических отмывок рассматриваемых ПГ
не могут быть использованы традиционные для АЭС технологии, поэтому потребовалась разработка инновационной технологии высокотемпературной химической очистки поверхностей ТОТ ПГ.
97
Результаты экспериментальной отработки на стенде ОАО «НИКИЭТ» технологии отмывки образцов с натурными отложениями
из трубных вырезок ТЭС с использованием композиций на основе трилона Б показали, что при температурах моющей среды выше
300 °C реализация данного метода бесперспективна из-за высокой
скорости термического разложения комплексона. На основе анализа
опыта очисток теплообменного оборудования ТЭС для решения рассматриваемой проблемы совместно ОАО «ВТИ» и ОАО «НИКИЭТ»
разработан инновационный способ паро-химической очистки (ПХО)
поверхностей ТОТ от эксплуатационных отложений с дозированием
в пар органической кислоты, которая выбрана с учетом ее термолиза
в рассматриваемых условиях и коррозионных свойств.
С целью отработки данной технологии на специальном экспериментальном стенде в ОАО «ВТИ» проведено несколько циклов ПХО
при температуре около 400 °C образцов с натурными отложениями.
В результате экспериментальной отработки технологии ПХО определены её режимные параметры, а также подтверждена её эффективность, экономичность и экологическая безопасность при допустимых
коррозионных потерях металла. На основании полученных результатов разработан технологический регламент проведения ПХО модулей
ПГ в режиме работы РУ БРЕСТ-ОД-300 на пониженной мощности.
СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ
ЧИСТОТЫ ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ
ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Канаев Д. Н.
ОАО «ЦТСС», г. Санкт-Петербург
Кирпиков Д. А., Зверев А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Безопасность и надежность эксплуатации, стабильность режимов
работы объектов морской техники зависят от качественной технологии изготовления, монтажа систем и их оборудования. К некоторым
системам, таким как технологические контуры ядерных энергетических установок и вспомогательные контуры охлаждения судового
98
оборудования выставляются повышенные требования к чистоте внутренних полостей. Недостаточное качество воды и присутствие механических примесей различного происхождения, отклоняют рабочие
параметры процессов от расчетных, ухудшают процессы теплосъёма,
а также способствуют раннему износу и выходу из строя механизмов, арматуры, нарушает режимы управления, повышает уровень наведенной активности теплоносителя первого контура ЯЭУ.
В период с 2008 по 2013 годы в нормативной документации по вопросам чистоты внутренних полостей ЯЭУ произошли существенные изменения. Взамен документов ОСТ 95 306–75, ОСТ В95.750–79,
ОСТ В5.4335–80, РД В5.9684–80, ОСТ В5.9911–83 были выпущены
два документа:
— ОСТ 95 306–75 изм. № 7 «Чистота изделий КЯЭУ (ППУ). Технические требования»;
— ОСТ В5Р.95121–2013 «Военный стандарт судостроения. Корабли. Ядерные энергетические установки. Типовые технологические процессы обеспечения чистоты внутренних полостей
оборудования и систем».
В последнем документе впервые было рекомендовано применение унифицированного стенда промывки и приведено его описание
конструкции, реализующей методы интенсификации промывки —
барботажа промывочной воды и пульсации потока.
В настоящем докладе представлены основные результаты ОКР по разработке и изготовлению опытных образцов установок пульсации и барботажа промывочной воды, выполненных ОАО «ЦТСС». Представлены
технические описания установок и подробные характеристики.
Устройства пульсации (слева) и барботажа (справа) промывочной воды
99
В докладе представлены результаты испытаний опытных образцов установок, проведенных на стендах промывки ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова» и ООО «Балтийский завод — Судостроение». По результатам испытаний установок получены следующие
показатели эффективности:
· для установки пульсации промывочной воды ускорение удаления загрязнений по усредненным показателям составляет:
– на начальной стадии промывки — в 2 раза;
– на конечной стадии промывки — в 3,5 раза.
· для установки барботажа ускорение удаления загрязнений
по усредненным показателям составляет:
– на начальной стадии промывки — до 300 раз;
– на промежуточной стадии — в 3–5 раз;
– на конечной стадии — в 3,3 раза.
Для установки барботажа определена возможность снижения
расхода промывочной воды и электропотребления до 50 %.
Применение указанных устройств позволяет сократить время
промывки систем и оборудования до 30 %.
РАЗРАБОТКА И ИСПЫТАНИЯ МАКЕТА
МОДУЛЬНОЙ СИСТЕМЫ ОЧИСТКИ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА
ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯЭУ
Гусев Б. А., Алешин А. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Накопленный опыт эксплуатации реакторных установок показывает, что постоянная работа ионообменных фильтров нецелесообразна, поскольку при штатной эксплуатации транспортных ЯЭУ ионообменный фильтр является практически единственным источником
поступления примесей в теплоноситель первого контура. Кроме того,
исключение системы очистки из состава оборудования первого контура позволит повысить надежность и безопасность ЯЭУ.
В докладе приведены результаты испытаний на стенде-прототипе
транспортной ЯЭУ созданного в рамках Межотраслевой целевой про100
граммы «Энергетика-А-2020» макета автономной модульной системы
береговой очистки теплоносителя первого контура перспективных
транспортных ЯЭУ («БОТ»), подключаемого к расхоложенному оборудованию первого контура. В состав макета входят насосный блок
и два одноразовых фильтрующих картриджа. В качестве фильтрующей загрузки сменных картриджей в зависимости от фазово-дисперсных характеристик примесей теплоносителя используется широкий
спектр рабочих материалов. Для очистки от гетерогенных примесей
используется механические фильтры грубой и тонкой очистки из пористого сетчатого материала, а также высокоградиентный магнитный
фильтр. Ионные примеси удерживаются на фильтре селективного
сорбента и ионообменном фильтре смешанного действия.
Для примера, ниже приведены данные по изменению суммарной
удельной активности a- и b-излучающих радионуклидов и реперных
радионуклидов НПД и АПК в теплоносителе при проведении испытаний макета МСО.
Время, ч å А (a) уд.
å А (β) уд.
131
I
51
Сr
Co
58
95
Zr
Nb
95
0 час.
1,9Е-08
4,9Е-06
2,9E-07
6,1E-06
1,2E-06
1,5E-06
1,8E-06
18 час.
5,3Е-09
2,4Е-06
4,8E-08
2,5E-06
5,1E-07
2,3E-07
3,5E-07
Опыт применения «малоотходной»
технологии химической дезактивации
первого контура АЭУ с ВВЭР
Кривобоков В. В., Москвин Л. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Опыт проведения дезактивации первых контуров АЭУ в сборе
показал, что для улучшения радиационной обстановки при плановопредупредительных работах (ППР), для улучшения радиационно-технологического контроля (РТК) вновь загружаемых активных зон (АЗ),
наиболее эффективно проведение химических дезактиваций контуров.
В процессе эксплуатации АЭУ радиоактивные загрязнения в основном накапливаются на поверхностях первого контура. Радиону101
клиды — активированные продукты коррозии (АПК), «нелетучие»
продукты деления (НПД), включены в рыхлые и плотно — фиксированные отложения продуктов коррозии (ПК). Растворение ПК, перевод в растворы элементов, определяющих их состав, вместе с ними
основного количества АПК, ПНД, удаление из контуров дезактивирующих растворов, позволяет нормализовать (улучшить) радиационную обстановку, и улучшить (повысить информативность) проведение РТК.
В зависимости от типа реакторных установок, от состояния радиационной обстановки на момент останова реактора, применяют
различные технологии дезактивации первых контуров. Универсальных технологий химической дезактивации на сегодняшний
день нет. Современный подход к выбору технологий требует учета различных факторов. К ним относят: эффективность технологий по отношению к конкретно решаемым задачам дезактивации,
допустимое коррозионное воздействие на конструкционные материалы; освоенность применения; объемы жидких радиоактивных отходов (ЖРО); вторичных радиоактивных отходов (РАО);
возможность переработки отходов; достаточность и доступность
производственных и технологических ресурсов для реализации
технологий и т. д.
При эксплуатации стенда КВ-1 с ВВЭР (ФГУП НИТИ) дважды
возникала необходимость проведения дезактивации первого контура
в сборе. Целью проводимых работ являлось улучшение радиационной обстановки при проведении ППР после выгрузки АЗ, снижение
уровня активности ПД, влияющих на проведение РТК вновь загружаемых зон.
С целью сокращения ЖРО, с учетом характера загрязнения поверхностей контура было обосновано применение однованной обработки контура в сборе восстановительным раствором оксиэтилидендифосфоновой кислоты (ОЭДФ) с гидразином. Емкость раствора
сравнима с растворами на основе этилендиаминтетрауксусной кислоты (ЭДТА) для растворения рыхлой составляющей ПК. Преимуществом ОЭДФ являлось удобство приготовления концентратов
растворов, поддержание температуры растворов, которая обеспечивалась за счет тепловыделений циркуляционных насосов контура.
Было показано, что процесс растворения ПК, перехода в растворы
102
элементов, входящих в состав ПК, основного количества АПК, «нелетучих» ПД, можно совместить с ионообменной очисткой растворов на ионообменных фильтрах с загрузкой, которая обеспечивает
регенерацию действующего реагента. При этом эффективность
дезактивации повышается, количество ЖРО может быть сведено
до минимума. Отработанные ионообменные смолы были переданы
на захоронение.
ТЕХНОЛОГИя Безреагентной дезактивации
оборудования первого контура
транспортной ЯЭУ
Гусев Б. А., Орленков И. С., Москвин Л. Н., Фоменков Р. В.,
Алешин А. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Технологии химической дезактивации должны обеспечивать
эффективное удаление радиоактивных отложений с поверхностей
оборудования первого контура при минимальном количестве образующихся ЖРО. Кроме того, рецептуры не должны содержать
реагентов, приводящих к сверхнормативным уровням коррозионных потерь конструкционных материалов и осложняющих переработку образующихся ЖРО. Поскольку переработка больших объемов образующихся высокосолевых ЖРО вызывает наибольшие
трудности при реализации существующих технологий дезактивации, основные усилия необходимо направить на их максимальное
сокращение. С учетом этих, во многом взаимоисключающих друг
друга требований, представляется целесообразным более широкое
внедрение безреагентных технологий дезактивации. В докладе
приведены данные комплексных исследований поведения продуктов коррозии, диспергированных в теплоносителе ЯЭУ, обоснованы технологические параметры проведения «безреагентной»
дезактивации на остановленном реакторе и проведено сравнение
результатов химической и «безреагентной» дезактивации оборудования первого контура ЯЭУ малой мощности с водным теплоносителем.
103
РАЗРАБОТКА И ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМ
ЛАКОКРАСОЧНЫХ ПОКРЫТИЙ ДЛЯ
АНТИКОРРОЗИОННОЙ ЗАЩИТЫ ВНУТРЕННИХ
ПОВЕРХНОСТЕЙ И МОНТАЖНЫХ ШВОВ
ГЕРМООБЪЁМА ВВЭР
Слугин В. А., Финогенов В. А., Прокопенко В. А.
ЗАО «Спецхиммонтаж», г. Сосновый Бор
Епимахов Т. В., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Основной объем строительно-монтажных работ по возведению
гермообъема реактора ВВЭР-1250 (1-го энергоблока Ленинградской
АЭС-2) производится в жёстких климатических условиях. По проекту окраску гермообъема необходимо производить тремя слоями
эпоксидной эмали ЭП-1155Д после тщательной абразивно-струйной
очистки, придания поверхности степени шероховатости Ra=50–70
мкм и электродугового напыления слоя алюминия толщиной 200
мкм. Эти операции, как и сама окраска, производятся при температурах выше +10 °C. Таким образом, данная схема антикоррозионной защиты (АКЗ) в большей степени применима только в цеховых
условиях. В реальных условиях сборка и укрупнение конструкций
гермообъема производятся на открытом воздухе и часто при температурах ниже +10 °C. Генпроектировщик выпустил техническое
решение, по которому требуется разработать схему АКЗ гермообъема реактора при температурах ниже +10 °C и в труднодоступных
местах. Кроме этого, такие системы покрытий должны быть устойчивы в условиях режима «Большой течи», включая максимальную
проектную аварию. В лабораториях ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова и ЗАО «Спецхиммонтаж» выполнен большой объем работ
по подбору и исследованию систем ЛКП для антикоррозионной защиты сварных (монтажных) швов на внутренних поверхностях гермообъема реактора ВВЭР. В этом направлении был проведен ряд экспериментов с различными рецептурами лакокрасочных материалов.
Полученные результаты показали правильный выбор направления
исследований и позволили подобрать систему ЛКП, которая может
104
быть использована для АКЗ швов гермообъема реактора в требуемых условиях, а наноситься даже при отрицательных температурах.
Исследования показали, что для таких условий эксплуатации наиболее применимы лакокрасочные покрытия из высоконаполненных
протекторных грунтовок и соответствующих эмалей, устойчивые
в аварийных условиях и которые можно наносить при отрицательных температурах.
СИНТЕЗ МОНОДИСПЕРСНЫХ ИОНИТОВ ДЛЯ
КОРАБЕЛЬНЫХ ЯЭУ
Тихомиров В. А., Бородина О. В.
ООО ПО «Токем», г. Кемерово
Иониты ядерного класса в настоящее время в России в промышленном масштабе не выпускаются. Производства сорбентов ядерного
класса (ОАО «Азот» г. Кемерово и «Омскхимпром» г. Омск), по разным причинам были остановлены и закрыты.
Иониты ядерного класса в России выпускались только полидисперсного типа. Это были катионит КУ-2–8чc по ГОСТ 20298–74
и анионит АВ-17–8 чc по ГОСТ 20301–74. Качество ионитов ядерного класса характеризуется минимальным содержанием органических и минеральных примесей, в частности хлора и железа. Монодисперсные иониты отечественного производства не производились,
и ядерные энергетические установки России вынуждены были перейти на закупку зарубежных смол.
Цель данных исследований — разработка технологии синтеза
монодисперсного сильнокислотного катионита и сильноосновного
анионита ядерного класса для корабельных ЯЭУ.
Работы проводились по следующим направлениям:
– получение концентрированного дивинилбензола (сшивающий
агент для сополимеров) с минимальным содержанием исходных компонентов;
– разработка технологии синтеза монодисперсного сополимера
стирола с дивинилбензолом;
– разработка технологии синтеза анионита через хлорметили-рующий комплекс;
105
– разработка технологии получения катионита и анионита ядерного класса.
Были проведены исследовательские, опытные и опытно-промышленные исследования по разработке технологии получения
монодисперсного сополимера стирола с дивинилбензолом, являющегося полимерной матрицей для ионитов. Технология синтеза монодисперсных сополимеров запатентована ООО ПО «ТОКЕМ».
Для получения дивинилбензола с минимальным содержанием
диэтилбензола на стадии ректификации внедрена насадка Зульцера
и выбран ингибирующий комплекс. Это позволило исключить влияние диэтилбензола.
Выбрана оптимальная технология получения катионитов и анионитов ядерного класса, удовлетворяющих требованиям Заказчика.
Установлено, что иониты, синтезированные на основе монодисперсных сополимеров ТОКЕМ, имеют регулярную структуру, хорошие
емкостные показатели, высокую механическую и осмотическую
прочность.
В ходе проведения исследовательских работ подобраны условия
сульфирования, синтезированных монодисперсных сополимеров,
в непрерывном и периодическом вариантах, с целью получения сильнокислотного катионита марки ТОКЕМ-140. Содержание сшивающего агента — дивинилбензола, варьировалось от 8 до 10 %.
Разработана технология синтеза катионита ядерного класса марки ТОКЕМ –145. Для получения опытных партий катионита ТОКЕМ-145 была рекомендована технология обработки технического
катионита растворами сильных кислот с концентрацией 15 % для
удаления органических и минеральных примесей.
Разработана технология получения монодисперсного сильноосновного анионита марки ТОКЕМ-840. Содержание сшивающего
агента для монодисперсного анионита варьировалось от 6 до 8 %.
Подобраны условия хлорметилирования монодисперсного сополимера через монохлордиметиловый эфир и хлорметилирующий
комплекс. Разработана технология синтеза монодисперсного анионита ядерного класса марки ТОКЕМ-845. В основе технологии — обработка технического анионита марки ТОКЕМ-840 щелочными растворами для удаления органических и минеральных примесей, далее
перевод в гидроксильную форму.
106
На пилотной установке объемом 10 литров выпущены опытные
образцы монодисперсных ионитов ядерного класса.
Опытные образцы ионообменных смол были отправлены в НИЦ
им. Курчатова для проведения технологических и радиационно-термических испытаний. Исследованы физико-химические свойства
монодисперсных катионитов и анионитов до и после радиационнотермических испытаний. По результатам испытаний определены
оптимальные условия синтеза ионитов ядерного класса. Основой
синтеза ионитов ядерного класса принята технология получения
монодисперсного сополимера. Подобраны оптимальные содержания сшивающих агентов для катионита ТОКЕМ-145 и для анионита
ТОКЕМ-845. Технология синтеза сильнокислотного катионита —
непрерывная, с последующей обработкой технического катионита
растворами сильных кислот. Технология синтеза сильноосновного
анионита — через монохлордиметиловый эфир или хлорметилирующий комплекс.
Технологии получения монодисперсного катионита и анионита
ядерного класса для корабельных ЯЭУ рекомендованы для промышленного внедрения.
107
Секция 5
ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ
И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ КОНТРОЛЬ
НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
ПРИМЕНЕНИЕ НИЗКОВОЛЬТНОЙ
ВЫСОКОРАЗРЕШАЮЩЕЙ ЭЛЕКТРОННОЙ
МИКРОСКОПИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Кремер Е. В.
ООО «Интерлаб», г. Москва
Исследование материалов, чувствительных к электронному лучу,
требует применения низковольтных электронных микроскопов, способных получать высокие разрешения при использовании результирующих ускоряющих напряжений в 1 кВ и менее. Работа при таких
малых значениях ускоряющего напряжения требует решения ряда нетривиальных задач, а именно:
1)конструирования источника электронов со сверхмалой дисперсией по энергии;
2)создания детекторов с развитой системой фильтрации электронов по энергиям;
3)устранения влияния потенциала детекторов SE на первичный пучок.
Последние разработки Hitachi в области низковольтной микроскопии привели к созданию приборов, обладающих разрешение в 1.1
нм при ускоряющем напряжении 1 кВ. Эти микроскопы оснащены
холодными автоэмиссионными источниками электронов, обеспечивающими дисперсию по энергии в первичном пучке не более 0.2 эВ,
что позволяет минимизировать негативное влияние хроматической
аберрации.
108
Моделирование при выборе значений
параметров водно-химического режима
на стадии проектирования
Крицкий В. Г., Прохоров Н. А., Софьин М. В., Стяжкин П. С.,
Николаев Ф. В.
ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург
Надежность эксплуатации ядерных энергоблоков с жидкометаллическим теплоносителем существенным образом определяется
процессами коррозии и массопереноса пароводяных контуров установок. На стадии проектирования в качестве критерия при выборе
значений параметров оптимального ВХР для трубопроводов из аустенитной стали было постулировано образование дефекта по механизму межкристаллитного растрескивания под напряжением
(МКРН).
Нами разработан алгоритм расчета скорости подроста трещин,
учитывающий влияние температуры, величины удельной электропроводимости среды, величины ЭХП и уровня растягивающих напряжений. Алгоритм разработан с учетом СТО 1.1.1.02.013.0715–2009,
РД ЭО 0513–03, результатов опытно-промышленной эксплуатации, теоретических сведений и экспериментальных данных из литературных источников. Алгоритм расчета подроста трещин стали
08Х18Н10Т верифицирован по экспериментальным данным, полученным на ЛАЭС, Курской и Смоленской АЭС.
Для условий энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 были проведены
расчеты скоростей роста трещин при концентрациях кислорода от 10
до 100 мкг/кг. Концентрация водорода была рассчитана в соответствии с реакцией растворения железа в чистой воде:
Fe + 2H2O → Fe (OH) 2 + H2↑.
Для оперативного прогноза коррозионного состояния труб
на всех этапах жизненного цикла энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300
и определения момента «наихудшего» сочетания факторов, влияющих на МКРН, необходимо измерять ЭХП, СО2, СН2, χ25 в питательной
воде.
109
Совершенствование технологии
поддержания ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА
ПЕТЛЕВЫХ УСТАНОВОК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО
РЕАКТОРА МИР
Ижутов А. Л., Романовский С. В., Свистунов В. А.,
Бендерская О. С., Владимирова О. Н., Васильев В. И.,
Двойнишникова С. А.
ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград
На высокопоточном исследовательском реакторе МИР, оснащенном экспериментальными петлевыми установками (ПУ), в течение
многих лет проводятся реакторные испытания изделий для ЯЭУ
с последующими материаловедческими исследованиями. Реализуются ресурсные испытания, скачкообразные набросы мощности,
осуществляется имитация различных аварийных ситуаций.
В связи с необходимостью обеспечения повышенной коррозионной устойчивости материалов тепловыделяющих сборок (ТВС) изза возрастающей продолжительности топливного цикла в последнее
время уделяется большое внимание вопросам имитации в ПУ воднохимических режимов (ВХР) первых контуров отечественных и зарубежных легководных ЯЭУ.
Длительное время в первых контурах ПУ реактора МИР поддерживались нейтральный, аммиачный и аммиачно-калиевый с дозированием борной кислоты водно-химические режимы. Их реализация
основана на использовании технологий, предусматривающих ионообменную очистку, механическую фильтрацию теплоносителя и дозирование режимообразующих химических реагентов (борная кислота, гидроксиды аммония и калия) при одновременном обеспечении
низких концентраций кислорода.
Для осуществления химического контроля ВХР разработан и аттестован комплекс методик измерения основных параметров моделируемых ВХР, в том числе на основе автоматизированных систем
и ионной хроматографии.
В последние годы в связи с необходимостью выхода отечественной продукции на зарубежный рынок появилась потребность в моделировании в первых контурах ПУ водных режимов, реализуемых
110
в реакторах PWR западного типа. С этой целью были дополнительно отработаны технологии дозирования, поддержания и контроля
равновесных концентраций гидроксида лития и газообразного водорода.
В докладе дан обзор ранее выполненных работ по поддержанию
экспериментальных ВХР и приведены результаты технической модернизации систем дозирования режимообразующих реагентов в ПУ
реактора МИР.
ОПТИМИЗАЦИЯ ДОЗИРОВАНИЯ ЦИНКА
В ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ РБМК И ВВЭР
Григорович С. М., Юрманов Е. В., Корнеев А. Е., Европин С. В.,
Иванов А. Д., Юрманов В. А.
ОАО «НИКИЭТ» имени Н. А. Доллежаля, г. Москва
Усиление локального подкипания теплоносителя и исключение
высокотемпературной фильтрации теплоносителя новых реакторов
ВВЭР обуславливает увеличение скорости накопления радиоактивных продуктов коррозии в первых контурах, что может приводить
к ухудшению радиационной обстановки при ремонтных стоянках
и условий работы топлива. Использование в качестве превентивной
меры регулярных химических дезактиваций контурного оборудования приведет к дополнительному образованию отходов и снижению экономичности. В качестве компенсирующей меры в проектах
ВВЭР-ТОИ и АЭС-2006 предусматривается малозатратная технология микродозировки цинка в теплоноситель, которая успешно зарекомендовала себя на многих западных АЭС. По опыту зарубежных
АЭС внедрение данной технологии наиболее эффективно при пуске
новых энергоблоков, что особенно актуально с учетом перспектив
ввода в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР. Внедрение технологии
дозирования цинка на заключительных этапах эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 обеспечит выведение из реакторного контура
радионуклидов кобальта и, тем самым, возможность отказа от применения жестких химических дезактиваций, опасность проведения
которых продемонстрировал опыт вывода из эксплуатации блока № 1
Игналинской АЭС.
111
Для зарубежных АЭС предприятиями Росатома с начала 1990-х
гг. поставляются обедненные по изотопу Zn 64 оксид и ацетат цинка
согласно сертификатным требованиям заказчиков. С целью обеспечения возможности дозирования цинка на АЭС российских проектов
ОАО «ПО Электрохимический завод» (ЭХЗ) разрабатывает технические условия (ТУ) на обедненный оксид цинка. В рамках данной
работы ОАО «НИКИЭТ» с учетом особенностей водно-химического
режима (ВХР) отечественных АЭС разработаны технические требования на порошок обедненного оксида цинка, которые включают характеристики его гранулометрического и изотопного состава, удельную поверхности и влагосодержания, а также ограничение примесей.
Высокие требования к чистоте оксида цинка исключают ухудшение качества теплоносителя при дозировке. Учитывая негативные
последствия поступления органики в теплоноситель, особенно для
надежной работы топлива, в нормах ВХР для АЭС с ВВЭР и РБМК
недавно введены ограничения по концентрации общего органического углерода (ООУ). Дозирование цинка в виде ацетата повышает
содержание ООУ в теплоносителе, а в случае передозировок нельзя
исключать риск коксования органики и перегрев топливных оболочек,
что приводило к повреждениям ТВС на ряде АЭС (Южноукраинская,
Кольская, Нововоронежская, Ловииса, Пакш и др.). В условиях РБМК1000 радиолиз органики усиливает накопление органических кислот
и эрозионно-коррозионный износ неплакированных элементов.
Оксид цинка имеет ограниченную растворимость в воде, поэтому предлагается его дозирование в виде коллоидного раствора. Дозирование коллоидного раствора исключает опасность коксования
органики, поскольку доля ООУ в производимом ЭХЗ оксиде цинка
в 1500 раз меньше, чем в ацетате. Эффективность коллоидообразования порошка оксида цинка производства ЭХЗ в модельных водных
средах теплоносителей РБМК и ВВЭР экспериментально подтверждена ОАО «НИКИЭТ» при использовании экспериментальной техники и методик ООО «Функциональные наноматериалы».
Анализ опыта зарубежных АЭС с середины 1980-х гг., а также
ВК-50 с 1965 г. показывает, что дозирование оксида цинка наиболее эффективно не только при подготовке к выводу из эксплуатации
энергоблоков РБМК-1000, но и на АЭС с ВВЭР, особенно в период
подготовки к пуску новых энергоблоков.
112
ОПТИМИЗАЦИЯ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА
ВТОРОГО КОНТУРА АЭС
С РЕАКТОРОМ БРЕСТ-ОД-300
Крицкий В. Г., Прохоров Н. А., Стяжкин П. С., Родионов Ю. А.,
(ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург)
Юрманов В. А.
(ОАО «НИКИЭТ», г. Москва)
Согласно Федеральной целевой программе ОАО «НИКИЭТ»
в качестве главного конструктора и ОАО «ГИ «ВНИПИЭТ» в качестве генпроектировщика с привлечением других организаций отрасли разрабатывают АЭС с охлаждаемым свинцом опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300 и замкнутым топливным
циклом. Передовой опыт действующих отечественных и зарубежных
АЭС, так и тепловых электростанций, учитывая повышенные теплотехнические параметры рабочей среды второго контура, использован
при разработке уникальных «свинец — вода» парогенераторов (ПГ)
и турбоустановки (ТУ) с паром докритических параметров с целью
обеспечения безопасной, надежной и экономичной эксплуатации
в течение 30-летнего проектного срока.
Для изготовления элементов ПГ и конденсатно-питательного тракта ТУ планируется применять лишь коррозионно-стойкие конструкционные материалы, часть которых должна быть совместимой не только
с водной и паровой средами, но и со свинцовым теплоносителем. Повышенные требования к водно-химическому режиму (ВХР) второго
контура обусловлены необходимостью снижения коррозионного износа и исключения коррозионного растрескивания теплообменных труб
ПГ, а также минимизации роста отложений на их поверхностях.
С целью обеспечения длительных механических свойств и коррозионной стойкости для изготовления теплообменных труб (ТОТ) ПГ
ФГУП «ЦНИИЧермет» разработана специальная сталь аустенитного
класса (ЭП302М), стойкая к различным видам коррозии в воде, паре
и свинце. С целью предотвращения коррозионного растрескивания
труб ПГ под напряжением предъявляются повышенные требования
к качеству рабочей среды, включая ограничение содержания окислителей (кислород, медь) и коррозионно-активных анионов (хлори113
ды, сульфаты). Конструкция ПГ не предусматривает дренирование
свинца из ПГ при стоянках, поэтому эксплуатационные отмывки ПГ
от отложений могут проводиться при температурах выше точки плавления свинца, что требует разработки инновационных технологий.
Согласно инвариантным расчетам минимальное поступление продуктов коррозии в ПГ обеспечивается в условиях ведения нейтрального ВХР и изготовления элементов второго контура из коррозионностойких материалов.
С целью минимизации коррозионной агрессивности рабочей среды предъявляются жесткие требования к конденсатору ТУ по ограничению присосов, а также предусматривается полнопоточная очистка
конденсата ТУ намывными ионитными фильтрами.
В условиях отказа от традиционного для АЭС применения термических деаэраторов функция деаэрации рабочей среды возлагается на подогреватели низкого давления (ПНД) смешивающего типа,
опыт работы которых имеется на Калининской АЭС.
Технические предложения по организации химического контроля
и коррозионного мониторинга рабочей среды основаны на опыте отечественных АЭС. Создание экспертной системы позволит не только
оптимизировать ведение ВХР, но и прогнозировать коррозионный износ и остаточный ресурс элементов ПГ и ТУ в период эксплуатации.
В докладе рассмотрены технические решения по выбору и обоснованию ВХР второго контура, рекомендации по выбору конструкционных материалов, по системам подготовки воды для заполнения второго
контура и очистки турбинного конденсата, по деаэрации питательной
воды, организации химического и коррозионного мониторинга.
Ионохроматографическое оборудование
производства компании Аквилон для
контроля водно-химического режима АЭС
Приданцев А. А.
ЗАО «Аквилон», г. Москва
Многие знакомы с хроматографами серии «Стайер» и «Стайер-А»,
которые на протяжении более чем 10 лет выпускала и продолжает
114
выпускать компания «Аквилон» и которые все эти годы успешно работают на самых различных предприятиях атомной энергетики.
За это время были наработаны новые технические решения, расширились наши технологические и производственные возможности.
В этом году наша компания начала серийный выпуск новой серии
жидкостных хроматографов «Стайер — М».
С одной стороны, «Стайер-М» — некое логическое продолжение
линейки «Стайер», а с другой — это принципиально новая система
с другими, лучшими метрологическими и пользовательскими характеристиками, созданная на принципиально ином уровне конструктивных и технологических решений.
Что же существенно нового?
· Новая линейка двухголовочных насосов с низким уровнем
пульсаций в полимерном и стальном исполнении.
· Малошумящий кондуктометрический детектор со значительно
лучшей чувствительностью.
· Усовершенствованные блоки подготовки щелочного элюента
и подавления фоновой электропроводности элюента.
115
· Система атоматизации ввода и концентрирования, позволяющая проводить автоматизированные циклические измерения.
· Моноблочный термостат колонок с
· Усовершенствованное программное обеспечение, позволяющее в автоматическом режиме конфигурировать систему.
Особое внимание мы уделили показателям надежности, эргономичности и простоты в эксплуатации.
Сервисное обслуживание прибора в значительной степени стало
возможно проводить дистанционно, в том числе и изменение внутреннего программного обеспечения процессоров блоков.
Возможности по модернизации систем.
Как и большинство современных ВЭЖХ — систем, «Стайер-М»
предполагает возможность легкой модернизации комплектации прибора с расширением или изменением перечня решаемых аналитических задач.
Все блоки системы связаны между собой по современному промышленному протоколу CAN, все блоки «знают» о существовании
друг друга и «понимают» процессы, происходящие в соседних блоках. Подключение любого следующего блока сводится к его физической установке в систему и подключению к любому из уже находящихся в приборе блоков CAN-соединителем.
КОМПЛЕКСНЫЙ АНАЛИЗ КОРРОЗИОННОЙ
АГРЕССИВНОСТИ ВОДНЫХ СРЕД
Сыровой А. С., Юрманов В. А., Марченков Д. А., Юрманов Е. В.
ОАО «НИКИЭТ», г. Москва
При нормировании водного теплоносителя и других водных
сред реакторных установок (РУ) устанавливаются эксплуатационные диапазоны интегральных показателей, добавки корректирующих реагентов, а также максимально-допустимые концентрации
опасных примесей. При их обосновании учитываются назначенный ресурс работы водоохлаждаемых конструктивных элементов,
теплотехнические параметры среды, коррозионная стойкость конструкционных материалов, воздействие ионизирующих излучений
и другие факторы. Устойчивое поддержание водно-химического
116
режима (ВХР) с учетом вышеотмеченных ограничений, как правило, обеспечивает надежную эксплуатацию энергооборудования.
В случае обнаружения коррозионных повреждений или признаков
развития коррозионных процессов требуется определение коррозионного состояния соответствующих элементов, а также оценки
коррозионной агрессивности водных сред. Качество коррозионных
сред в процессе эксплуатации может ухудшиться не только в случае
возникновения внештатных ситуаций, но и в переходных режимах,
а также при возможных изменениях ВХР. С целью устранения причин и предотвращения развития коррозионных повреждений при
дальнейшей эксплуатации проводится расширенный химический
контроль водных сред с определением широкого спектра диагностических показателей.
Как показывает опыт расследования причин аномальных событий на АЭС мира с различными типами РУ, последовательное выполнение с указанной целью измерений большого количества аналитических измерений отдельных показателей качества водных сред
по индивидуальным методикам приводит к значительным затратам
времени и средств.
Исходя из накопленного опыта разработки и авторского сопровождения многочисленных РУ различного типа специалистами ОАО
«НИКИЭТ» используется комплексный подход для оперативной
оценки коррозионной агрессивности водных сред практически любого химического состава. Данный подход основан на использовании
минимального количества современных анализаторов, каждый из которых позволяет определить в одной пробе с прецизионной точностью содержания больших групп возможных примесей водных систем.
В качестве примера в докладе рассмотрено определение химического состава и коррозионной агрессивности воды после финального
этапа отмывки заменяемых конструктивных элементов при модернизации водоохлаждаемой РУ.
117
ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ
И УСТРОЙСТВА ДЛЯ ТЕСТИРОВАНИЯ
КОРРОЗИОННОЙ СТОЙКОСТИ МАТЕРИАЛОВ
И ЭЛЕКТРОАНАЛИЗА
Ялда К. Д., Жужельский Д. В., Урчукова М. М., Кирьяков В. С.,
Кондратьев В. В.
ООО «Научно-техническая фирма «Вольта», г. Санкт-Петербург
Исследования коррозионной стойкости конструкционных материалов и разработки методов их защиты от коррозии, разработки новых электрохимических методов контроля состава технологических
сред и сточных вод остаются важными и актуальными на отраслевых
предприятиях Росатома России. Проведение таких разработок и исследований требует использования электрохимического оборудования, прежде всего потенциостатов-гальваностатов.
Существенным расширением возможностей исследований и анализа коррозионной стойкости материалов может стать применение
потенциостатов-гальваностатов зарубежного производства компании
Gamry Instruments (США), которые прошли тестирование и апробацию в наших лабораториях. Потенциостаты Gamry являются, пожалуй, лучшим выбором для изучения коррозии. Их наиболее важные
для коррозионных измерений особенности связаны с удачными техническими решениями по гальванической развязке измерительных
цепей с землей, что позволяет использовать потенциостаты при выполнении электрохимических измерений с заземленными образцами,
а также низким уровнем шумов, что позволяет проводить надежные
измерения при низких токах. Кроме того, потенциостаты Gamry могут быть портативными, легко переносятся и подключаются к любому ноутбуку.
Модельный ряд потенциостатов фирмы Gamry начинается с младшей модели потенциостата — Interface 1000, доступного в двух вариантах, как для самостоятельного использования, так и в составе моноканальной системы Interface Power Hub™. Потенциостат Reference
600, высокоскоростной, с широким диапазоном измерений тока и наименьшим уровнем шума среди существующих потенциостатов. Потенциостат Reference 3000 также позволяет проводить эксперименты
118
с регистрацией очень низких токов, однако спектр его применений
включает также исследования, требующие токов до 3 А. Использование модуля Reference 30k Booster позволяет проводить исследования
с токами вплоть 30 А. Многопотенциостатные системы Interface Power
Hub™ применяются для проведения нескольких одновременных экспериментов. Мультиплекстер ECM8 Multiplexer используется с потенциостатами Gamry для автоматического сбора данных с восьми ячеек
в последовательном режиме. Отметим, что потенциостаты Gamry всех
серий комплектуются модулем регистрации фарадеевского импеданса. Gamry Instruments предоставляет широкую библиотеку программ
для различных электрохимических исследований. Модульная система
позволяет пользователю самостоятельно комплектовать программы,
необходимые для решения конкретных задач. Легко инсталлируемые,
они совместимы со всеми моделями потенциостатов. Также компания
выпускает широкий спектр электрохимических аксессуаров: электрохимические ячейки для работы с микрообъемами электролита, ячейки
для изучения коррозионных свойств материалов и ячейка для определения критической температуры питтинговой коррозии и др.
Электрохимическое оборудование компании Gamry Instruments
успешно работает в таких известных предприятиях и университетах,
как ОАО «Газпром», ООО «Газпром ВНИИГАЗ», Казанский федеральный университет, ФГУП ЦНИИ «Прометей», ЗАО «ЭЛТОН»,
г. Троицк и др.
Эксклюзивным дистрибьютором оборудования Gamry Instruments
в России является ООО «НТФ «Вольта».
Научно-техническая фирма «Вольта» имеет богатый опыт оснащения лабораторий, в том числе и лабораторий отраслевых предприятий Минатома России. Мы предлагаем комплексные решения —
от подбора необходимого оборудования для решения конкретной
задачи до его инсталляции и обучения специалистов Заказчика, гарантийного и постгарантийного обслуживания. За время сотрудничества с лабораториями ЛАЭС нам удалось изучить специфические
отраслевые требования, предъявляемые закупаемому оборудованию,
сопроводительной и эксплуатационной документации, в соответствии с действующими инструкциями и РД Росатома РФ.
Приборы производства ООО «НТФ «Вольта» успешно применяются для исследования коррозии сплавов и сталей, являющихся
119
основными конструкционными материалами оборудования атомных
электростанций, в ряде отраслевых институтов Росатома РФ (ФГУП
НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля, ОАО «Головной институт» ВНИПИЭТ, ПО «Маяк», Петербургский институт ядерной физики им. Константинова.
КОРРОЗИОННАЯ СТОЙКОСТЬ СТАЛЕЙ
В СВИНЦОВОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ РЕАКТОРА
БРЕСТ-ОД-300
Каштанов А. Д., Марков В. Г., Яковлев В. А.
ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург
Применение тяжелых жидкометаллических теплоносителей
(ТЖМТ) в ядерных энергетических установках на быстрых нейтронах имеет ряд преимуществ по сравнению с водными теплоносителями и теплоносителями на основе Na.К числу этих преимуществ относятся: высокая температура кипения теплоносителя исключающая
возможность парового взрыва и обеспечивающая низкое давление
в корпусе реактора, инертность теплоносителя к воздуху и воде, возможность дожигания долгоживущих изотопов.
Большинство этих преимуществ реализованы в РУ БРЕСТОД-300, БРЕСТ-1200 на быстрых нейтронах, с естественной безопасностью, со свинцовым теплоносителем. В установке реализуется
возможность использования 238U для загрузки (отвальный 238U), что
позволяет включить РУ в замкнутый пристанционный топливный
цикл. Отличительной особенностью конструкции РУ является наличие корпуса-лайнера, представляющего собой бетонную конструкцию служащую термобарьером в связи с высокой температурой теплоносителя, которая плакирована низколегированной сталью, что
накладывает дополнительные требования по защите от агрессивного
воздействия теплоносителя.
Как известно, основной особенностью теплоносителей на основе свинца, является их агрессивное воздействие на металл, которое
проявляется в растворимости основных легирующих компонентов
стали. Преодоление этой проблемы за счет создания и поддержания
120
оксидных пленок на поверхности металла, было найдено уже на стадии создания первых атомных энергетических установок с эвтектикой свинец-висмут. Данный способ защиты, получивший название
кислородное ингибирование, достигался за счет предварительного
оксидирования и поддержания требуемой концентрации кислорода
в жидкометаллическом теплоносителе в процессе эксплуатации. Известна зависимость изменения механизма коррозионного повреждения конструкционных материалов в зависимости от содержания
кислорода в тяжелом теплоносителе. Существует зона содержания
кислорода в которой реализуется механизм растворения, т. е. жидкометаллическая коррозия, а при увеличении содержания кислорода,
реализуется механизм окисления с образованием оксидных пленок
на поверхности металла. В настоящее время эксплуатация всех конструкционных материалов в контакте с тяжелым теплоносителем
предполагается в зоне пассивации. Соответственно корректировалась и схема легирования сталей, а именно, в состав композиции
стали вводились кремний и хром, наличие которых способствовало созданию устойчивых оксидных пленок. В соответствии с этим
при изготовлении первого поколения реакторов с тяжелыми теплоносителями на основе свинца в качестве конструкционных материалов применялись низколегоированные стали марки 15Х1МФБС
и 12Х1МФ и аустенитного класса — сталь марки 10Х15Н9С3Б1
(ЭП 302).
В процессе проведения испытаний в замкнутых циркуляционных неизотермических стендах получены зависимости толщины оксидной пленки на поверхности стали различных марок при
температурах эксплуатации 550˚С. Для более легированных марок
стали толщина оксидной пленки ниже. При испытаниях в потоке
свинца при температуре 550 °C на поверхности образцов образуется двухслойная оксидная пленка, состоящая из магнетита Fe3O4
(наружный слой) и железохромовой шпинели, легированной кремнием (Fe1-xCrxSix) 3O4 (внутренний слой). Под пленкой наблюдается
тонкий слой внутреннего окисления по границам зерен. Изучена
кинетика роста оксидной пленки на исследуемых материалах стали
марок 10Х9НСМФБ и 10Х15Н9С3Б в процессе испытаний в течении более 53 000 ч. в потоке жидкого свинца. Зависимость носит
степенной характер. Показатель степени для хромистой стали 0,46,
121
для аустенитной 0,40. Установлено, что на нагруженных образцах
образуются более толстые оксидные пленки, чем на ненагруженных.
Для обоснования работоспособности монометаллического варианта лайнера корпуса РУ БРЕСТ было проведено сравнение окисления стали марок 09Г2СА-А и 10Х15Н9С3Б-Ш (ЭП302-Ш) в потоке
Pb с регламентированным содержанием кислорода при температуре
460оС в течение 2000 часов. Выполненный расчет показывает, что
для монометаллического варианта толщина оксидного слоя за ресурс
в два раза выше, чем для плакированного и составляет соответственно 120 мкм и 60 мкм, что по условиям эксплуатации систем технологии теплоносителя ЯЭУ вполне приемлемо.
Кроме коррозионного воздействия в процессе испытаний под нагрузкой было обнаружено, что ТЖМТ оказывает на конструкционные материалы адсорбционное воздействие. Причем в зависимости
от температуры теплоносителя это воздействие оказывается различным. Так при низких температурах до 400–450˚С контакт с ТЖМТ
в соответствии с классическим проявлением эффекта Ребиндера
вызывает снижение пластичности, и как следствие снижение циклической прочности и повышение скорости роста трещин при циклическом нагружении, причем после достижения длины трещины
определенной величины происходит лавинообразное разрушение
в течение 2-х, 3-х циклов нагружения. Максимальное воздействие
проявляется при температуре 360˚С.
В настоящее время оптимальный выбор конструктивного исполнения для основных узлов установки БРЕСТ-ОД-300 включает:
· парогенератор —
сталь
марки
03Х18Н13АМ2С-Ш
(ЭП302М-Ш) (сталь легирована азотом повышающим сопротивление питтинговой и язвенной коррозии), с обеспечением
необходимого уровня качества воды второго контура;
· корпус-лайнера — монометалл 09Г2СА-А, c применением
предварительной подготовки поверхности или нанесением защитных покрытий (типа микродугового оксидирования);
· внутрикорпусные устройства — сталь марки 10Х15Н9С3Б-Ш
(ЭП302-Ш) для элементов с флюенсом ниже 9 сна, для
элементов с флюенсом выше 9 сна — 16Х12ВМСФБР-Ш
(ЭП823-Ш).
122
ВЛИЯНИЕ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА
РЕАКТОРА ВВЭР-440
НА ПРОЯВЛЕНИЕ ЭФФЕКТА АОА
Крицкий В. Г., Родионов Ю. А., Березина И. Г., Гаврилов А. В.
ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург
Основными причинами роста перепада давления на реакторе
ВВЭР-440 являются присутствие в теплоносителе большого количества продуктов коррозии, которые генерируются после дезактивации,
и отложение их в верхней части тепловыделяющей сборки, а также
подкипание теплоносителя, которое при стандартном водно-химическом режиме приводит к ускорению отложения продуктов коррозии,
и соответственно росту радиоактивности теплоносителя.
Моделирование изменения перепада давления осуществлялось
на основе штатных данных водно-химического режима, эксплуатационных характеристик реактора и фундаментальных термодинамических параметров с целью прогноза роста перепада давления.
Проведенные исследования и моделирование процессов массопереноса продуктов коррозии позволили уточнить относительный
вклад теплогидравлических и химических параметров в эти процессы и выполнить следующий ряд мероприятий:
1.Осуществлять эксплуатацию энергоблоков при водно-химическом режиме с максимально допустимым содержанием щелочных металлов.
2.Увеличить расход теплоносителя через активную зону, для
чего: проведена замена дроссельных шайб и удалены кассетыэкраны.
3.Количество дезактивируемых парогенераторов снизить до двух
в год на одном энергоблоке.
Достигнута минимизация накопления отложений в тепловыделяющих сборках и отсутствует разгерметизации твэл, исключено ограничения тепловой мощности реакторов.
123
ХИМИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ КАЧЕСТВА
КОРРОЗИОННЫХ СРЕД АВТОКЛАВНЫХ
КОМПЛЕКСОВ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ
КОРРОЗИОННЫХ И КОРРОЗИОННОМЕХАНИЧЕСКИХ ИСПЫТАНИЙ
Марченков Д. А., Юрманов В. А., Алешин А. А., Шутько К. И.
ОАО «НИКИЭТ», г. Москва
Для получения достоверной и оперативной информации о состоянии водно-химического режима в процессе коррозионных и коррозионно-механических испытаний, а также в целях поддержания
качества рабочей среды организован химический контроль качества
рабочей среды автоклавных комплексов.
Методика проведения коррозионных и коррозионно-механических автоклавных испытаний образцов кандидатных конструкционных материалов для перспективных энергетических установок
обеспечивает возможность устойчивого поддержания заданного качества коррозионной водной среды, моделирующей рабочую среду
в условиях ведения водно-химического режима.
Устойчивое поддержание удельной электрической проводимости, водородного показателя рН, а также солевых (хлориды, сульфаты, натрий, кальций, магний и др.) и взвешенных примесей (продукты коррозии, кремнекислота и др.) обеспечивается качеством
приготовления исходной воды высокой чистоты для заполнения
автоклава с использованием дистиллятора и автономной установки
водоочистки Purelab Flex, а также её очисткой в процессе испытаний с помощью ионообменных и механических фильтров, которые
включены в состав оборудования водного контура автоклавного
комплекса.
Для химического контроля качества рабочей среды автоклавных
комплексов в процессе проведения испытаний используется встроенная система непрерывного контроля концентрации растворённого
кислорода и удельной электрической проводимости среды, а также
проводится отбор и подготовка проб для проведения анализа в лабораторных условиях. Техническое обеспечение системы химического
контроля включает следующее измерительное оборудование:
124
–
–
–
–
рН-метр Metrohm 827 pH lab;
ионный хроматограф Dionex ICS 2100;
анализатор общего и органического углерода vario TOC cube;
система непрерывного контроля концентрации растворённого
кислорода и удельной электрической проводимости MettlerToledo Thornton 770 Max.
Объем и периодичность химического контроля обеспечивают получение в достаточном количестве информативных данных, достоверно отражающих текущее состояние водно-химического режима
в процессе коррозионных и коррозионно-механических автоклавных
испытаний.
ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗАТОРОВ
ЖИДКОСТИ В СИСТЕМАХ ХИМИЧЕСКОГО
КОНТРОЛЯ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Петров Ю. Ф., Шмелёв С. Г., Баланин А. П., Абрамов В. И.,
Знаменский Д. П.
ЗАО «НПП «АВТОМАТИКА» г. Владимир
ЗАО «НПП «Автоматика» г. Владимир сотрудничает с предприятиями Госкорпорации «Росатом» с 2001 года. За это время на предприятиях отрасли внедрено более 200 анализаторов жидкости для
контроля величины рН, удельной электропроводимости, концентрации растворов кислот, щелочей солей.
За последние два года предприятие разработало и серийно выпускает новые средства аналитического контроля.
1. Анализатор ионов натрия АН-7101, диапазон измерения
0,1–10000 мкг/л.
2. Модифицированный и унифицированный ряд двухканальных
анализаторов рН, удельной электропроводимости и концентрации растворенного кислорода с гидропанелями для подготовки проб (Рис. 1).
Гидропанели из нержавеющей стали разработаны на основе рекомендаций специалистов Балаковской АЭС и ВНИИАЭС. Автоматический контроль расхода пробы осуществляется импульсным расходомером.
125
Рис. 1. Гидропанели анализаторов
Конструкция гидропанелей обеспечивает герметичность подачи
пробы на сенсор (что особенно важно при контроле растворенного
кислорода), а также быструю сборку-разборку отдельных элементов
гидропанелей. В гидропанели для измерения удельной электропроводимости имеется возможность установки двух сенсоров, что позволяет осуществлять контроль истощения катионитового фильтра.
Все анализаторы, расположенные на гидропанелях, имеют графический дисплей, архив, возможность построения трендов, имеют
схожие меню и набор выходных сигналов.
3. При наличии ионизирующего излучения в местах установки сенсоров применен так называемый «разнесенный» вариант исполнения
анализаторов. «Моноблочное» исполнение первичного преобразователя
предполагает конструктивное единство датчика (сенсора) с арматурой
и электронного блока первичного преобразователя. При «разнесённом»
варианте электронный блок первичного преобразователя вынесен из активной зоны. Датчик соединяется с электронным блоком при помощи
кабеля длиной до 20 м со специальными разъемами, что значительно
сокращает время монтажа-демонтажа и калибровки датчика.
126
4. Для Белоярской АЭС разработан и изготовлен рН-метр с функцией очистки рН-электрода при помощи ультразвука. Анализатор выполнен в «разнесенном» варианте, т. е. генератор излучения устройства очистки и первичный преобразователь анализатора вынесены
в обслуживаемое помещение (Рис. 2).
5. Для контроля концентрации растворов азотной, серной
кислот и щелочей разработан и изготавливается двухканальный анализатор жидкости АЖК-3122.Н с бесконтактными индуктивными датчиками. В настоящее время анализатор проходит опытно-промышленную эксплуатацию на Курской АЭС.
6. При утилизации отходов ядерных материалов иногда
требуется автоматический контроль величин рН и удельной
электропроводимости на больших глубинах. Для этих целей
разработана гибкая сворачиваемая герметичная арматура
из нержавеющей стали для установки сенсоров. Необходимо
отметить, что ЗАО «НПП «Автоматика» разработало более
20 видов проточной и погружной арматуры для монтажа аналитических сенсоров. Арматура изготавливается из различных материалов, таких как нержавеющая сталь, титан, поРис. 2
липропилен.
7. В настоящее время разработан модульный многопараметрический анализатор жидкости АЖМ-6101 (Рисунок 3). Анализатор реализован на базе блоков модулей БМ-8, БМ-4 и индустриального панельного компьютера с сенсорным дисплеем. Размеры дисплея:
7», 10,4», 15», — выбираются заказчиком в зависимости от количества (Рис. 3) измеряемых параметров. В блоки модулей пользователь
может устанавливать любой нужный ему модуль.
Имеется 6 различных модулей. В том числе двухканальные модули измерения рН; измерения удельной электропроводимости; универсальный (Аi2) для измерения температуры, напряжения, а также
других параметров, преобразованных в унифицированный токовый
сигнал (4–20) мА; трехканальные модули ввода дискретных сигналов
(Di3), вывода дискретных сигналов (Do3); четырехканальный модуль
вывода аналоговых сигналов (Аo4);
Анализатор АЖМ-6101 обеспечивает мониторинг параметров
технологического процесса с представлением их в виде таблиц и графиков. Все данные записываются в архив. Анализатор ведет журнал
127
событий, в который автоматически заносятся данные о состоянии оборудования, граничные данные параметров, результаты диагностики
анализатора, учет сроков и результатов калибровки. Анализатор обеспечивает калибровку измерительных модулей и расчет погрешности.
Рис. 3.
Достоинствами АЖМ-6101 являются:
– возможность добавления или замены измерительных модулей
в процессе эксплуатации;
– автоматическое распознавание модуля и простота его конфигурирования;
– сенсорный дисплей и интуитивно понятная структура меню;
– наличие протокола событий и диагностика измерительных каналов.
О ЦЕНТРЕ ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ
ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫХ ПРОГРАММ ИНСТИТУТА
ХИМИИ СПБГУ
Ермаков С. С., Наволоцкая Д. В.
ФГБОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный
университет», г. Санкт-Петербург
Центр дополнительных образовательных программ Института
химии (ЦДОП ИХ) Санкт-Петербургского государственного универ128
ситета (свидетельство о государственной аккредитации от 26 января
2012 года, рег. № 1313, лицензия от 26 января 2012 года, рег. № 2446)
проводит обучение по программам повышения квалификации специалистов испытательных, технологических и аналитических лабораторий различных отраслей промышленности и специалистов служб
контроля: Центров стандартизации и метрологии, Госсанэпиднадзора, Центров контроля качества лекарственных средств, Служб ветеринарного контроля, экологических и других служб. Одним из направлений деятельности ЦДОП ИХ является и повышение квалификации
специалистов в области химико-технологического контроля на объектах атомной энергетики.
Обучение проводится профессорско-преподавательским составом высшей научной квалификации. Программы разработаны специалистами Института химии Санкт-Петербургского государственного
университета и Всероссийского научно-исследовательского института метрологии им. Д. И. Менделеева при технической поддержке
ЗАО «НПО Аквилон», группы компаний «Аналит», СКБ «Хроматэк»
и НПП «Томьаналит». Программы обучения составлены таким образом, что слушатели получают как знания теоретических основ различных физико-химических методов, так и навыки работы на современных аналитических приборах. По окончании курсов слушателям
выдается удостоверение о краткосрочном повышении квалификации
в СПбГУ.
Курсы охватывают практически все разнообразие методов химического анализа: оптико-физические методы (фотометрия, спектрофотометрия), физические методы (атомно-эмиссионная и атомно-абсорбционная спектрометрия, рентгеноспектральный анализ,
рентгеновский фазовый анализ); электрохимические методы (инверсионная вольтамперометрия, кондуктометрия, потенцио-метрия);
хроматографические методы (газовая хроматография, высокоэффективная жидкостная хроматография, ионная хромато-графия). Особое
внимание уделяется вопросам пробоотбора и пробоподготовки. Каждая программа предусматривает изучение проблем метрологического
обеспечения измерений.
ЦДОП ИХ имеет собственную учебную лабораторию, оснащенную современным хроматографическим, спектральным и электрохимическим оборудованием. Часть практических занятий также
129
проводится в ресурсных центрах СПбГУ. Кроме того, ЦДОП ИХ организовывает обучение специалистов на базе предприятий-заказчиков по индивидуальным учебным планам.
СИСТЕМА КАЧЕСТВА КАК ИНСТРУМЕНТ
АНАЛИТИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
Воронина Н. В., Вилков Н. Я., Мирошниченко И. В.,
Костин М. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Действующая во ФГУП НИТИ с февраля 2010 года общая структурная схема системы менеджмента качества определена Приказом
Генерального директора института «О внедрении системы менеджмента качества». Система качества Отдела химико-технологических
исследований (ОХТИ) организуется согласно разработанному на основе актуальной НТД в области аналитического контроля «Руководству по качеству ОХТИ», утвержденному Генеральным директором
в декабре 2012 года, и охватывает следующие виды деятельности:
- регламентный аналитический контроль водных, газовых
и вспомогательных сред и материалов в эксплуатационных
и стояночных режимах стендовых ЯЭУ;
- исследовательский аналитический контроль химического и радионуклидного соста­ва водных, газовых и вспомогательных
сред и материалов стендовых ЯЭУ и объек­тов ВМФ в базовых
и корабельных условиях;
- разработка и аналитическое обеспечение химических и радиохимических техноло­гий промывки и дезактивации оборудования, коррозионно-химических исследова­ний конструкционных материалов стендовых ЯЭУ и других объектов атомной
энергетики;
- регламентный аналитический контроль химического и радионуклидного состава ЖРО, водных сбросов и газоаэрозольных
выбросов стендовых ЯЭУ;
- радиоэкологический мониторинг в целях оценки радиационного и химического воздействия стендовых ЯЭУ на окружающую среду;
130
- разработка и совершенствование химических и радиохимических технологий обращения с радиоактивными отходами;
- входной контроль веществ, химпродукции и материалов;
- разработка, изготовление и испытание опытных и серийных
образцов технических средств и средств измерения для аналитического контроля водных и газовых сред;
- проектирование, разработка и внедрение автоматизированных
систем химического и радиационного контроля на объектах
атомной энергетики.
При разработке «Руководства» определенную сложность представляла объективная необходимость гармонизации различий в расстановке акцентов по структуре и содер­жанию аналитического контроля, а также нюансов трактовки отдельных понятий и терминов
в действующих нормативных документах в области контроля качества количественного химического анализа с учетом положений
и терми­нологии НТД по общей метрологии.
В качестве основы при разработке «Руководства по качеству
ОХТИ» учитывалось определение «аналитического контроля объекта» по ГОСТ Р 52361–2005, согласно которому содержанием соответствующей деятельности является:
- определение химического состава и, в отдельных случаях,
структуры и свойств вещества [материала] объекта;
- оценивание соответствия объекта установленным требованиям
при их наличии.
При разработке положений «Руководства…» в части технического обеспечения и организации менеджмента при создании и внедрении системы качества в подразделе­ниях ОХТИ учитывались
требования ГОСТ ISO 9001–2011 и ГОСТ ИСО/МЭК 17025–2009.
При организации системы качества по направлениям деятельности ОХТИ, как аналитической службы предприятия, принимались
во внимание методологические наработки, изложенные в ряде монографий признанных специалистов по аналитическому контролю.
Окончательная редакция «Руководства по качеству ОХТИ» согласована с отделом контроля качества и метрологической службой института.
В докладе приводятся практические примеры эффективного применения в повсе­дневной деятельности подразделений отдела проце131
дур контроля, предусмотренных действующим «Руководством по качеству ОХТИ», для:
- оценки пригодности стандартизованных методик измерений
применительно к дейст­вительным рабочим условиям их использования;
- оценки показателей точности и оптимизации методических условий внутрилабора­торной прецизионности измерений;
- выявления и устранения причин невыполнения условия повторяемости для исполь­зуемых методик измерения, обусловленных неполадками в работе общелабораторно­го оборудования.
Приведенные примеры показывают, что, регулярно выполняя процедуры системы контроля и управления качеством, аналитический
персонал не только может гаранти­ровать получение достоверных
результатов анализа, но и использовать полученную информацию
для совершенствования методического и технического обеспечения
задач аналитического контроля на своем рабочем месте. Приобретенный опыт позволяет ут­верждать, что наиболее важным результатом внедрения системы качества является объединение осознанных
усилий специалистов разного профиля в решении задач по­стоянного
совершенствования аналитической деятельности на единой содержательной и методологической основе.
Нормирование и контроль водородного
показателя теплоносителя при
аммиачном водном режиме первого
контура транспортных ЯЭУ
Бредихин В. Я.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Действующие в настоящее время нормы качества воды первого
контура на судовых реакторных установках типа КЛТ-40 атомных
ледоколов и КЛТ –40 °C на плавучих атомных теплоэлектростанциях малой мощности, представленные в отраслевом стандарте ОСТ
95 10002–95, не регламентируют температурный режим отбора и анализа проб теплоносителя. Это допустимо только при анализе воды,
132
содержащей примеси сильных электролитов. Однако в определённых
условиях такой подход может привести к получению недостоверных
результатов измерений величины рН реакторной воды, например
на ЯЭУ транспортного назначения с аммиачным водным режимом
первого контура. Это связано с тем, что измерение рН водных растворов аммиака, являющегося слабым основанием, требует соблюдения особых условий отбора, подготовки к измерению и анализа
проб теплоносителя, т. к. константа электролитической диссоциации
NH4OH зависит от температуры не линейно. Следовательно, встроенный в рН-метр или в иономер, температурный компенсатор априори
не может обеспечить автоматическое приведение результатов измерений к общепринятым в мире стандартным условиям.
Действительно, контрольные измерения рН одной и той же пробы теплоносителя, содержащей 50мг/кг аммиака, на отечественном
лабораторном приборе рН-340 показали, что при изменении температуры термостатирование этой пробы от 10 до 40 °C з значение рН
изменяется в диапазоне от 10,7 до 9,8 ед. рН.
Следует также отметить, что регламентируемый отраслевым стандартом диапазон водородного показателя 9,0–10,5 ед. рН не соответствует нормируемому диапазону содержания аммиака 10–250мг/кг.
Как показывают расчёты и результаты многолетних измерений водородного показателя теплоносителя первых контуров стендовых ЯЭУ
указанному диапазону концентрации аммиака в воде должен соответствовать диапазон водородного показателя 10,0–11,0 ед. рН.
Для получения достоверных и воспроизводимых результатов измерений рН теплоносителя при аммиачном водном режиме первого контура ЯЭУ транспортного назначения необходимо обеспечить
эксплуатацию пробоотборного устройства при температуре, близкой
к 25 °C, отбирать пробу в герметичный пробоотборник, а перед анализом термостатировать пробу при температуре 25±2 °C. Пробоотборную ёмкость необходимо вскрывать непосредственно перед измерением рН, ибо экспериментально показано, что проба отобранная
при 40 °C за первый час хранения в открытом пробоотборнике может
потерять от 10 до 20 % аммиака за счёт улетучивания. При соблюдении перечисленных требований это позволит использовать результаты измерений рН теплоносителя в качестве диагностического параметра при анализе аммиачного ВХР первого контура судовых ЯЭУ.
133
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
ПОВЕДЕНИЯ ГЕЛИЯ (КАК ИМИТАТОРА
ВОДОРОДА) В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ
КРУПНОМАСШТАБНОГО СТЕНДА КМС
Засуха В. К., Ефимов В. К., Горшков А. И.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Для обоснования безопасности современных АЭС с водо-водяными реакторами требуется проведение расчетно-экспериментальных исследований термогидравлических процессов в защитной оболочке реакторной установки в условиях, характерных для проектных
и запроектных аварий.
Цель экспериментальных исследований, проведенных на стенде
КМС, заключалась в том, чтобы в сложной пространственной геометрии получить экспериментальные данные по процессам распространения, перемешивания и стратификации гелия (как имитатора
водорода) в помещениях (боксах) контейнмента при различных условиях.
Для контроля температуры, давления, расходов подаваемых сред
(гелия, воздуха, пара) создана система измерений теплофизических
параметров.
Для определения концентрации гелия создана система автоматизированного газового контроля, обеспечивающая отбор и анализ
проб из 34 точек.
Для приема информации от датчиков и преобразование ее в цифровой вид, регистрации информации на магнитных носителях ЭВМ
(жесткий диск), отображения информации на экранах мониторов
в удобном для экспериментатора виде, приема команд от экспериментатора и передачи ее на исполнительные механизмы, выполнения
алгоритмов регулирования и управления, отображения видеоинформации о состоянии оборудования, управления системой газового контроля создан измерительно-управляющий комплекс (ИВК-У КМС).
Полученные экспериментальные данные используются для валидации компьютерных кодов, описывающих процессы перемешивания и стратификации газов в защитных оболочках при обосновании
водородной безопасности проектов АЭС с ВВЭР.
134
ПУТИ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ
ВНУТРИКОНТУРНЫХ ИОНИТНЫХ ФИЛЬТРОВ
ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВОК
Заколодный И. Н., Змитродан А. А., Москвин Л. Н., Раков В. Т.
ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова, г. Сосновый Бор
Ионитные фильтры смешанного действия широко применяются
в системах водоподготовки исходной воды и поддержания водно-химического режима контурных сред в тепловой и атомной энергетике [1].
Положительный опыт эксплуатации стационарных объектов тепловой и атомной энергетики предопределил применение ионитных фильтров на транспортных ядерных энергетических установках
(ЯЭУ) в системах водоподготовки и поддержания водно-химических
режимов контурных сред [2,3].
В контуре циркуляции теплоносителя первого контура на ЯЭУ
с водо-водяными реакторами для поддержания качества теплоносителя применяются ионитные фильтры, загруженные сильнокислотным
катионитом (типа КУ 2–8чС) в аммиачной форме и сильноосновным
анионитом (типа АВ 17–8чС) в гидроксильной форме. Фильтры первого контура установлены на байпасной линии основного контура
циркуляции теплоносителя: реактор → насос → парогенератор →
реактор. Фильтры предназначены для постоянного выведения накапливающихся в теплоносителе продуктов коррозии, солевых примесей и радионуклидов для поддержания нормируемого содержания
и удельной активности [2–4].
В контуре циркуляции рабочего тела (второй контур) установлены полнопоточные ионитные фильтры, загруженные смесью сильнокислотного катионита в Н+-форме и сильноосновного анионита
в ОН–-форме. Фильтры размещены в конденсатно-питательном тракте. Они предназначены для удаления из турбинного конденсата солевых примесей и продуктов коррозии и исключения их попадания
в парогенераторы [2–4].
В промежуточном контуре воды охлаждения (третий контур) основного оборудования первого контура ионитный фильтр смешанного действия с загрузкой ионитов аналогичной фильтрам второго
135
контура установлен на байпасной линии основному циркуляционному контуру: бак СВЗ → теплообменник → насос → охлаждаемое
оборудование первого контура → бак СВЗ. Фильтр предназначен для
удаления из контурной воды солевых примесей и продуктов коррозии [2–4].
При эксплуатации ионитных фильтров в условиях транспортных
ЯЭУ существует ряд ограничений по ионообменной технологии водоочистки контурных вод, связанных со спецификой конструкции
паропроизводящих установок транспортных ЯЭУ. Например, для охлаждения конденсатора и воды третьего контура используется сильно
минерализованная вода (забортная вода).
В ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова накоплены экспериментальные данные по технологии эксплуатации внутриконтурных ионитных фильтров смешанного действия, полученные в результате
длительной работы полномасштабных стендов-прототипов транспортных ЯЭУ. Предложены варианты оптимизации работы ионитных
фильтров транспортных ЯЭУ.
Список литературы
1. Громогласов А. А. и другие Водоподготовка. Процессы
и аппараты М.: Атомиздат,1977. С. 352.
2. Ракитский Б. В. Судовые ядерные энергетические установки. —
Л.: Судостроение,1976. С. 384.
3. Головизин А. М. и другие Судовые ядерные энергетические
установки. — М.: Атомиздат, 1976. С.376.
4. Шведов В. П. и др. Ядерная технология. — М.: Атомиздат,
1979. — С. 158–159.
136
ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИОЛИЗА
КОРРЕКТИРУЮЩИХ ДОБАВОК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
ВТОРОГО КОНТУРА РУ СВБР-100
Родионов Ю. А., Прохоров Н. А., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С.
(ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург)
Гурский В. С., Костин М. М., Кирпиков Д. А., Харитонова Е. Ю.
(ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», Сосновый Бор)
Проект реакторной установки (РУ) малой мощности СВБР-100 является результатом конверсии уникальной российской технологии судовых реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем. РУ СВБР-100
предназначена для использования в составе региональных энергоисточников различной мощности и назначения, размещаемых в непосредственной близости от населенных пунктов. Одной из основных отличительных особенностей проекта является интегральная (моноблочная)
компоновка первого контура, при которой все оборудование, в частности, реактор с активной зоной и модули парогенераторов, размещено
в едином корпусе с полным отсутствием трубопроводов и арматуры.
Моноблочная конструкция РУ предполагает движение теплоносителя второго контура в непосредственной близости от активной зоны
реактора, что обуславливает высокую радиационную нагрузку. Очевидно, что в данных условиях в теплоносителе второго контура будут
протекать радиационно-химические процессы, связанные с радиолизом воды и корректирующих добавок. В качестве теплоносителя второго контура проектом РУ СВБР-100 предусмотрено использование
воды с противокоррозионными добавками моноэтаноламина (МЭА),
аммиака и гидразина. В результате в период эксплуатации может происходить радиационное разложение моноэтаноламина со снижением
его концентрации ниже нормируемых значений. Отсутствие литературных данных о стойкости растворов МЭА к ионизирующему излучению обусловило необходимость проведения экспериментальных
научно-исследовательских работ.
В ходе работы выполнен комплекс экспериментов по изучению
радиационной стойкости водных растворов моноэтаноламина с концентрациями на уровне 2, 9 и 50 мг/дм 3, а также растворов, моделирующих состав теплоносителя второго контура РУ СВБР-100, включаю137
щих добавки аммиака и гидразина. Получены зависимости изменения
концентрации МЭА от поглощенной дозы гамма-излучения.
В результате выполненной работы установлено, что полное радиационное разложение моноэтаноламина в растворах с его концентрацией на уровне 2 мг/дм 3 наблюдается при поглощенных дозах от 0,6
до 1,0 кГр. Добавки аммиака и гидразина на уровне 1 мг/л и 40 мкг/л
соответственно не оказывают влияния на характер и скорость изменения концентрации МЭА.
Анализ продуктов радиолиза показал, что этаноламин разлагается, главным образом, на аммиак и углекислый газ. Образования
аморфного углерода, формиатов и ацетатов не зарегистрировано.
При использовании растворов МЭА в условиях второго контура
РУ СВБР-100 при мощности дозы гамма-излучения, действующего
на теплоноситель, на уровне 30 Гр/ч и отсутствии подпитки постоянная распада этаноламина за счет радиолиза под действием гамма-излучения составляет Rr=2,8 ч–1. Время распада половины количества
этаноламина составляет 0,25 часа, за 2 часа распадется 99,6 % этаноламина. Таким образом, для поддержания концентрации МЭА в теплоносителе на уровне 1,4–2 мг/дм 3 потребуется постоянный ввод
дополнительного количества корректирующей добавки в объем второго контура.
При отключении системы очистки турбинного конденсата необходимый объем подпитки для обеспечения концентрации этаноламина в питательной воде составит 13,7 г/ч в расчете на один сепаратор.
Общая потребность на реактор в этаноламине на период 50000 эфф.
ч составит около 2,7 т.
В том случае, если работает система очистки турбинного конденсата, то количество выводимого ЭТА будет определяться производительностью этой системы и концентрацией этаноламина в турбинном конденсате.
Для условий СВБР производительность системы очистки турбинного конденсата составляет около 50 % (299 м 3/ч) от паропроизводительности (583 м 3/ч). Конденсаты греющих паров ПНД и ПВД
и сепарат СПП направляются в конденсатно-питательный тракт и деаэратор, минуя конденсатор. При этом с сепаратом СПП уходит основная часть этаноламина. Исходя из распределения концентрации
этаноламина по второму контуру, его ожидаемая концентрация в тур138
бинном конденсате будет составлять около 60 % от его концентрации
в питательной воде, то есть 720 мкг/дм 3. Необходимый объем подпитки для восполнения концентрации до 1200 мкг/дм 3 потребуется
77 г/ч (с учетом работы БОУ, продувки и разложения) на сепаратор
или 14,5 т за 50000 эфф. ч на весь реактор.
РЕЗУЛЬТАТЫ ЛАБОРАТОРНЫХ И НАТУРНЫХ
ИСПЫТАНИЙ ИМПОРТНЫХ СОРБЕНТОВ ДЛЯ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НА ТРАНСПОРТНЫХ ЯЭУ
Гурский В. С., Жижин А. В., Заколодный И. Н., Змитродан А. А.,
Раков В. Т., Петухов А. А., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Лузаков А. В., Шовиков Г. П.
ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт»
С 2007 года единственное на территории РФ предприятие (ОАО
«Азот» г. Кемерово), изготавливающее особо чистые иониты «ядерного класса»: катионит КУ-2–8чC, анионит АВ-17–8чС и термостойкий анионит АВ-17Тч, прекратило их выпуск. В результате было
принято решение для нужд ВМФ РФ и полномасштабных стендовпрототипов использовать сорбенты импортного производства.
Исследования ресурсных характеристик импортных сорбентов
проводились во ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» и ФГБУ
НИЦ «Курчатовский институт». Наряду с экспериментальными исследованиями образцов сорбентов также был проанализирован опыт
использования импортных сорбентов на атомных ледоколах. При тестировании ресурсных характеристик сорбентов в лабораторных условиях были проведены испытания их термической и радиационной
стойкости, а также выполнены исследования по выходу продуктов их
деструкции. По результатам испытаний 19 партий импортных сорбентов AMBERLITE, LEWATIT, PUROLITE и DOWEX были выбраны наиболее оптимальные. Натурные испытания выбранных импортных сорбентов ведутся в штатных ионообменных фильтрах первого,
второго и третьего контуров полномасштабного стенда-прототипа
во ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова».
139
КОНТРОЛЬ ПАРАМЕТРА ООУ
В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ВОДАХ АТОМНЫХ
СТАНЦИЙ. МЕТОДИЧЕСКОЕ И ПРИБОРНОЕ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ
Кожевникова Т. И., Ильин А. А.
ЗАО «НеваЛаб», г. Санкт-Петербург
В настоящее время предприятия атомной энергетики предъявляют к качеству воды высокие требования, так как надежность и экономичность работы энергетических установок в значительной степени
зависит от ее качества. Для безаварийной эксплуатации энергоустановок необходимо обеспечить минимальное содержание как неорганических примесей, так и минимальное содержание органических
примесей и природного, и техногенного происхождения. Необходимо отметить, что наличие органических примесей в технологических
водах способствует деструкции ионитов, участвующих в процессе
очистки воды, что приводит к «вторичному загрязнению» очищенной
воды продуктами их разрушения. Опыт эксплуатации энергоблоков
показывает, что снижение содержания органических примесей в водных средах повышает надежность работы энергетического оборудования.
Таким образом, необходим надежный аналитический метод определения органических примесей различной природы происхождения
в технологических водах АЭС, описывающий достоверную картину
их содержания. Методика определения органических примесей должна обладать такими характеристиками как достоверность, воспроизводимость, правильность, экспрессность и универсальность, что позволит использовать ее для рутинного анализа в лабораториях АЭС.
Несколько ранее для количественной оценки органических соединений в воде применялись косвенные методы определения. Как
правило, для этого использовался показатель «окисляемость». Наиболее применимы следующие методы определения окисляемости:
биохимическое потребление кислорода, перманганатная окисляемость и химическое потребление кислорода. У каждого из указанных методов есть недостатки, обусловленные тем, что органические
соединения имеют разную способность к окислению. Также вклад
140
в ошибку эксперимента вносит наличие неорганических восстановителей в анализируемой воде. Таким образом, показатель «окисляемость» не позволяет адекватно определить суммарное содержание
органических примесей и, следовательно, не обеспечивает объективность контроля содержания органических примесей в технологических водах АЭС.
В настоящее время в качестве достоверной величины, характеризующей содержание органических загрязнений в анализируемой воде,
в соответствии с отраслевым стандартом СТО 1.1.1.07.003.0727–2009
и ГОСТ Р 52991–2008 применяется параметр «общий органический
углерод» (ООУ). Как неоднократно отмечалось в публикациях, пересчет величины окисляемости на общее содержание углерода является
некорректным.
Методы определения ООУ заключаются в полном окислении пробы и определении количества содержащегося в ней углерода по количеству выделившегося углекислого газа. Существует несколько методов определения ООУ:
1.Высокотемпературное окисление, как правило, с использованием катализатора.
2.Ультрафиолетовое окисление. Органические соединения окисляются под воздействием УФ-излучения.
3.Химическое окисление. Используется сильный окислитель —
персульфат.
В соответствии со стандартом СТО 1.1.1.07.003.0727–2009 качество технологической воды рекомендуется оценивать по показателю
ООУ в концентрационном диапазоне от 0,02 до 10 мг/л, в соответствии с ГОСТ Р 52991–2008 — от 1 до 1000 мг/л.
Кроме того, в указанных нормативных документах описана только
методика каталитического окисления. Причем в ГОСТ Р 52991–2008
изложено два варианта измерения ООУ — прямой и дифференциальный, а в СТО 1.1.1.07.003.0727–2009 только дифференциальный метод
определения, прямой метод находится на стадии разработки. При этом
применение прямого метода позволяет получать результаты с меньшей
погрешностью, чем при использовании дифференциального метода.
Для определения ООУ стандартами предусматривается использование анализаторов углерода, принцип действия которых основан на каталитическом окислении соединений углерода, содержа141
щихся в пробе воды, до оксида углерода (IV) и последующем его
определении на ИК-детекторе или на пламенно-ионизационном
детекторе.
Таким образом, в качестве средства измерения мы рекомендуем
к использованию анализатор суммарных параметров производства
компании Analytik Jena (Германия) серии multi N/C PW HT, принцип
действия которого полностью соответствует требованиям вышеуказанных стандартов. Регистрация сигнала осуществляется на ИКдетекторе. Но каталитическое окисление имеет ряд ограничений при
исследовании проб с высоким содержанием солей.
Компания «НеваЛаб» совместно с ВНИИМ им. Д. И. Менделеева разработала методику измерений массовой концентрации общего
органического углерода в технологических водах атомных и тепловых станций методом химического окисления в присутствии УФизлучения. Диапазон измерений массовой концентрации общего
органического углерода лежит в диапазоне от 0,05 до 10000 мг/дм 3.
Измерение массового содержания общего органического углерода
в разработанной методике основано на химическом окислении в присутствии УФ-излучения до оксида углерода (IV) и последующем его
детектировании на ИК-детекторе.
Для определения общего органического углерода принят «прямой» метод измерения. Из пробы воды предварительно полностью
удаляют соединения неорганического углерода. Затем в пробе определяют содержание общего органического углерода. Полученный
при окислении органических веществ газ подвергают сушке от паров воды, и образовавшийся оксид углерода (IV) регистрирует ИКдетектор.
В качестве средства измерений мы предлагаем использовать анализатор углерода серии multi N/C V HS. К преимуществам анализатора с UV-реактором можно отнести следующее:
– возможность использования для разложения устойчивых
к окислению соединений энергию двух длин волн 254 нм и 185
нм и при повышенной температуре (до 80ºС), что позволяет
избежать добавления окислителя;
– возможность вводить до 20 мл анализируемой пробы, что позволяет работать в области низких концентраций; предел детектирования составляет 2 мкг/л;
142
– возможность анализировать пробы с высоким содержанием
солей в матрице, что особенно актуально для аналитических
лабораторий АЭС.
В качестве вывода, хотелось бы еще раз отметить, что контроль
показателя ООУ является наиболее объективным методом оценки
качества технологических вод АЭС. Аналитическое решение, предложенное компанией НеваЛаб, обладает всеми необходимыми характеристиками: разработанная методика является достоверной и воспроизводимой, время проведения исследования занимает от 4 до 8
минут, что обеспечивает экспрессность анализа. Все преимущества
оборудования обеспечивают универсальность его применения в лабораториях АЭС.
Анализаторы уже поставлены на четырех действующих и в составе одной строящейся АЭС.
Нами предложено готовое аналитическое решение для приборов серии multi N/C UV HS и серии multi N/C PW HT производства
компании Analytik Jena (Германия), подкрепленное аттестованной
методикой. Данное решение позволит расширить возможности лабораторий в области контроля качества технологических АЭС по показателю ООУ.
ИССЛЕДОВАНИЕ МАССОПЕРЕНОСА
ОРГАНИЧЕСКИХ ПРИМЕСЕЙ В СИСТЕМАХ
СТЕНДОВОЙ ЯЭУ ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Кирпиков Д. А., Раков В. Т., Цапко Ю. В.
ФГУП НИТИ им. А. П. Александрова, г. Сосновый Бор
На научно-техническом совещании в 2011 году были доложены
результаты измерений «общего органического углерода» (ООУ) в водных средах контура циркуляции рабочего тела (второго контура) наземного стенда-прототипа КВ-2 [1].
В процессе проведения ресурсных испытаний наземного стендапрототипа КВ-1 в 2012–2014 гг. были проведены циклы измерений
содержания органических веществ в теплоносителе первого контура,
в контуре циркуляции рабочего тела и в воде третьего контура, кото143
рая охлаждает оборудование первого контура.
Определение содержания органических веществ осуществлялось
косвенными и прямыми методами [2], включающими:
– определение перманганатной окисляемости в мгО/л в режиме
«off line»;
– определение бихроматной окисляемости в мгО/л в режиме «off
line»;
– определение содержания общего органического углерода
в мгС/л в режиме «off line»;
– определение содержания общего органического углерода
в мгС/л в режиме «on line»
При определении перманганатной окисляемости избыток перманганата оп0ределялся титриметрически с щавелевой кислотой.
Бихроматная окисляемость также определялась титриметри-ческим способом с добавлением соли Мора, избыток которой оттитровывался перманганатом калия.
Содержание общего органического углерода в отобранных пробах определялось на лабораторном анализаторе ООУ TOC–Vwp фирмы «Shimadzu». При определении ООУ на пробоотборных линиях
применялись проточные анализаторы: отечественный прибор АТОС200S и импортный прибор ТОС Monitor A-10 фирмы «Millipore».
В результате проведенных исследований установлены закономерности поведения примесей органического происхождения в контурах
стендовой ЯЭУ транспортного назначения.
Список литературы
1. Цапко Ю. В., Стецюк А. Л. Определение общего органического
углерода в теплоносителе второго контура водо-водяного
реактора // Межотраслевое научно-техническое совещание
«Проблемы и перспективы развития химического и радио­хи­
ми­ческого контроля в атомной энергетике» Сосновый Бор. Сб.
докладов. — С-Пб.: ВВМ,2011. — С.321–329
2. Гоголашвили Э. Л.,
Нуриев М. И. Органический
углерод
в водах. Методы анализа и приборы // Энергетика Татарстана,
2010, № 3. С.82–88.
144
анализатор общего органического
углерода АТОС. определение
органических примесей в высокочистых
технологических средах ТЕПЛОВОЙ
И атомной энергетики
Гурский В. С., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Козлов А. М., Маруков Н. В., Сивоволов В. А., Трофимов А. Н.
ООО «Практик-НЦ», г. Зеленоград
Постоянно повышающийся интерес к влиянию, оказываемому
органическими примесями в технологических средах на оборудование тепловых и атомных энергетических установок, обуславливает актуальность выбора метода и оборудования для обеспечения
надежного контроля загрязненности органическими соединениями.
В настоящее время наиболее перспективным оказывается использование инструментальных средств — анализаторов общего органического углерода (ООУ). Для контроля этого показателя возможно
использование различных приборов от ряда фирм-производителей
Anatel, Elementar, Millipore, Shimadzu и других. Все они отличаются по габаритам, техническим возможностям, назначению, принципу
действия. Наиболее часто используются приборы в основе которых
лежит мокрое окисление под действием различных факторов (ввод
сильных окислителей, УФ-излучение или/и высокой температуры)
с последующим детектированием выделяющегося СО2 или регистрацией разницы удельной электропроводности среды до и после
окисления. Первая группа представлена в виде лабораторных стационарных приборов, вторая — в виде компактных анализаторов,
которые, как правило, предназначены для контроля загрязненности
органическими примесями высокочистых потоков различных производств, в том числе, и на объектах теплоэнергетики. Безусловно,
каждая группа обладает определенными преимуществами и недостатками, что и обуславливает различия в устройстве и назначении
того или иного прибора. В виду того, что на любом промышленном
объекте, нуждающемся в использовании высокочистых водных сред
145
(полупроводниковая промышленность, теплоэнергетика, фармацевтика и т. д.) одним из источников поступления примесей является
исходная вода, контроль ее качества представляет первостепенную
важность. Требования, предъявляемые к ее качеству, могут быть
достаточно жесткими, в том числе, и по содержанию органических
примесей. А с учетом то, что в таких случаях, как правило, используются методы водоподготовки с получением глубокообессоленной
воды на ионитах (УЭП менее 0,1 мкСм/см), использование проточных портативных анализаторов с безреагентным окислением и кондуктометрическим детектированием является наиболее целесообразным. Также использование таких приборов является удобным для
контроля содержания ООУ в условиях ведения бескоррекционных
ВХР (АЭС с РБМК, транспортных ЯЭУ). Изучению возможностей
применения проточных анализаторов для контроля загрязнения органическими примесями в технологических средах тепловой и атомной энергетики на примере анализатора АТОС (ООО «Практик-НЦ»,
г. Зеленоград) посвящена настоящая работа.
Получены оценки метрологических характеристик анализатора
и его возможностей для контроля загрязнения органическими примесями высокочистой воды в тепловой и атомной энергетике. Изучены
факторы оказывающие влияние на результат определения: время пробоподготовки (УФ-облучения), полнота окисления модельных соединений в фиксированных условиях. Установлены ограничения в применении проточного АТОС-анализатора, особенности определения
концентрации ООУ полученных в проточном и пробоотборном режимах. Получены данные по определению концентрации ООУ с использованием анализаторов углерода ведущих фирм-производителей
и отечественного прибора АТОС в различных технологических средах ЯЭУ и объектах тепловой энергетики. Результаты сравнительных
измерений в технологических водных средах между АТОС и приборами других производителей находят хорошее согласование. Установлены характеристики модернизированного анализатора и оценены возможности его использования на объектах тепловой и атомной
энергетики.
Результаты испытаний анализатора серии АТОС свидетельствуют о широких возможностях его использования для контроля ВХР
на объектах тепловой и атомной энергетики, а также позволяют ре146
комендовать его для применения в автоматизированных системах
дискретно-непрерывного контроля качества высокочистой воды, используемой для заполнения (подпитки) контуров и в качестве теплоносителя тепловых и ядерных установок.
РЕАЛИЗАЦИЯ МЕТОДА ЖИДКОСТНО-ГАЗОВОЙ
ХРОМАТОГРАФИИ ДЛЯ АНАЛИЗА РАСТВОРЕННЫХ
ГАЗОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ХРОМАТОГРАФА
«ХРОМАТЭК-КРИСТАЛЛ-5000»
Горшков А. И., Щербаков Е. Е., Прохоркина О. В., Амосов А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
По разработанной ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова» схеме в ОАО «Хроматэк» изготовлен хроматограф «Хроматэк-Кристалл-5000», который был дополнительно оснащен элементами
устройства для извлечения растворенных газов, а именно:
– автоматическим 6-ти ходовым краном-дозатором;
– автоматическим запорным клапаном.
Для извлечения растворенных газов методом жидкостно-газовой
хроматографии к автоматическому крану-дозатору подсоединяются
следующие элементы устройства:
– колонка для извлечения растворенных газов;
– водоотделительный сосуд;
– осушитель.
Для отбора проб водных растворов применяется переносной пробоотборник с 4–8 пробоотборными петлями, объемом 2–5 см 3.
Управление краном-дозатором и запорным клапаном в автоматическом режиме осуществляется по программе «Хроматэк-Аналитик».
Хроматограф используется для анализа водорода, кислорода
и азота, растворенных в теплоносителе ЯЭУ.
147
Уникальное оборудование для
элементного анализа от ведущего
мирового производителя компании
Agilent Technologies
Баклыков В. Г.
ООО «Энерголаб», г. Москва
Компания Agilent Technologies является мировым лидером в производстве оборудования для элементного анализа. Под маркой
Agilent Technologies выпускается вся линейка приборов от атомноабсорбционных спектрофотометров до масс-спектрометров с индуктивно-связанной плазмой. Кроме того, компания выпускает несколько уникальных приборов — оптический эмиссионный спектрометр
с микроволновой плазмой Agilent 4200 и тандемный трехквадрупольный ICP-MS-спектрометр Agilent 8800.
Атомно-абсорбционные
спектрометры
(ААС)
Agilent
Technologies отличаются производительностью, удобством в эксплуатации и высочайшей надежностью. Они широко применяются как
для сложных аналитических задач, требующих весьма высоких рабочих параметров, так и для поточного анализа в лабораториях, где
главное — надежность и простота в эксплуатации.
• Спектрометры Agilent 140 и 240 сочетают гибкость конфигурации с надежностью оборудования. Они обеспечивают высокие
рабочие параметры при поточном анализе во всех режимах:
пламенной и электротермической атомизации, генерации гидридов и при работе методом холодного пара.
• Agilent 240FS/280FS — самые быстродействующие и высокопроизводительные ААС с пламенным атомизатором в мире.
Режим быстрого последовательного анализа (Fast Sequential)
позволяет увеличить вдвое производительность анализа
и резко снизить эксплуатационные расходы. Эти спектрометры существенно упрощают процедуру анализа при определении большого количества элементов и идеально подходят
для лабораторий в пищевой промышленности, сельском хозяйстве и других отраслях, требующих обработки большого
количества проб.
148
• ААС Agilent 240 и 280 с электротермическим атомизатором
(ЭТА) и коррекцией фона с использованием эффекта Зеемана
отличаются высокой производительностью, точностью, прекрасными параметрами печи и точной коррекцией.
• Agilent Duo — уникальный, единственный в мире приборный
комплекс, позволяющий проводить одновременный анализ методами пламенной и электротермической атомизации. Система
DUO более, чем в два раза повышает пробопоток, исключая
необходимость переключения между атомизаторами.
Атомно-эмиссионные спектрометры с микроволновой плазмой (МП-АЭС) Agilent 4200 безопасны в эксплуатации (не потребляет горючие газы) и экономичны, имеет исключительно высокую
чувствительность и низкие пределы обнаружения (менее миллиардной доли), превосходят по быстродействию и чувствительности пламенные атомно-абсорбционные спектрометры (ААС).
Основным преимуществом МП-АЭС Agilent 4200 является возможность работы с самым широким спектром образцов при минимальных эксплуатационных расходах.
Отличительные особенности МП-АЭС Agilent 4200.
• Низкие эксплуатационные расходы — МП-АЭС Agilent 4200
может работать в автономном режиме, не потребляет горючих
и дорогостоящих газов, для его эксплуатации требуется только
воздух.
• Повышение уровня безопасности в лаборатории — МП-АЭС
Agilent 4200 не потребляет горючих и окисляющих газов, соответственно, не требуются ни устройство коммуникаций для
этих газов, ни работа с баллонами.
• Высокая эффективность — источник микроволновой плазмы
с магнитным возбуждением обеспечивает лучшие, чем в пламенных ААС, пределы обнаружения.
• Простота эксплуатации — наличие программных приложений
для конкретных аналитических задач и аппаратные средства,
подключаемые без дополнительной настройки, позволяют работать с прибором без настройки и разработки методов и снижают требования к квалификации пользователей.
• Устойчивость и надежность — прибор пригоден для эксплуатации в горнодобывающей и пищевой промышленности, сель149
ском хозяйстве, химии и нефтехимии, непосредственно на производстве и в полевых лабораториях.
Оптические эмиссионные спектрометры с индуктивно-связанной плазмой Agilent 5100 являются единственными в мире
приборами, на которых возможно одновременное измерение аналитических сигналов от аксиального и радиального обзора плазмы. Основные особенности прибора:
• Самый быстрый анализ методом ИСП-ОЭС с минимальным
расходом газа.
• Одновременное измерение во всем диапазоне длин волн с высочайшей точностью и скоростью анализа.
• Детектор Vista Chip II нового поколения прогревается за минимальное время и не требует газа для продувки.
• Вертикальная горелка для анализа самых сложных проб —
от высокосолевых, до проб летучих органических растворителей.
• Минимизация интерференций благодаря интерфейсу с охлаждаемым конусом (Cooled Cone Interface, CCI).
• Исключительная аналитическая стабильность благодаря новейшему твердотельному ВЧ-генератору, который обеспечивает высокую устойчивость плазмы. Простота и удобство проведения анализа
• Интуитивно понятное программное обеспечение ICP Expert
нового поколения (на русском языке) и технология дихроичного спектрального сумматора позволяют быстро и легко разработать метод.
Масс-спектрометры с индуктивно-связанной плазмой Agilent
7900 значительно превосходят своих конкурентов практически
по всем основным характеристикам: непревзойденная устойчивость к матрице, линейный динамический диапазон до 11 порядков,
самый эффективный в отрасли режим удаления полиатомных интерференций с применением гелия гарантируют получение высококачественных результатов при решении самых сложных аналитических задач.
До недавнего времени технические ограничения метода ИСПМС не позволяли производить исследования образцов с общей засоленностью свыше 0,1–0,2 %. Предложенная компанией Agilent
150
Technologies технология ввода проб с ультравысоким содержанием
матрицы (UHMI) обеспечивает возможность проводить повседневный анализ проб с общим содержанием растворенных твердых веществ до 25 %, что в 100 раз превышает традиционный предел и значительно превосходит возможности других ИСП-МС.
Новая система с ортогональным детектором обеспечивает динамический диапазон работы в 11 порядков, что возможность определять за один ввод образца элементы, присутствующие в образцы
в макро- и микроконцентрациях, что упрощает разработку методов
и практически исключает возможность получения результатов, выпадающих из калиброванного диапазона.
Единственный в мире тандемный масс-спектрометр типа
«тройной квадруполь» Agilent 8800 — революция в технологии
масс-спектрометрического элементного анализа. Agilent Technologies
представила прибор с непревзойденным механизмом устранения полиатомных интерференций — уникальные возможности октопольной реакционной ячейки и режима «дискриминации по энергиям»
дополняются оптимизированными возможностями реакционного
режима. Такая комбинация аналитических возможностей позволяет
с легкостью исследовать самые сложные образцы со самыми сложными матрицами.
Технические характеристики прибора удовлетворят требованиям самых взыскательных лабораторий как выполняющих большое
количество исследований в день, так и исследовательских центров,
от экологических до полупроводниковых приложений. Сочетание
гибкости, простоты использования и непревзойденных аналитических характеристик поднимает возможности масс-спектрометрии
с индуктивно-связанной плазмой на совершенно другой уровень эффективности.
151
ТЕРМИЧЕСКАЯ И РАДИАЦИОННАЯ СТОЙКОСТЬ
ПЕРСПЕКТИВНОГО КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОГО
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯЭУ
Костин М. М., Кирпиков Д. А., Буряков Т. И., Цапко Ю. В.,
Орлов С. Н., Фильчаков И. Ф.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Кремнийорганическая жидкость ФМ-1 относится к классу органических соединений потенциально пригодных для работы в открытом космосе в качестве теплоносителей систем отвода низкопотенциального тепла ЯЭУ.
Жидкость ФМ-1 представляет собой смесь метилфенил-силоксановых олигомеров с примесями, основным компонентом которой
является триметилпентафенилтрисилоксан.
К настоящему времени проведены достаточно обширные исследования термической стабильности метилфенилсилоксановых олигомеров и в меньшей степени их радиационной стойкости, которые
в основном направлены на получение информации о механизмах
процессов деструкции и в целом оказываются недостаточно информативными для оценки стабильности жидкости в условиях эксплуатации в качестве теплоносителя ЯЭУ.
Для подтверждения работоспособности жидкости ФМ-1 в качестве теплоносителя ЯЭУ в НИТИ был выполнен комплекс экспериментальных работ по исследованию влияния воздействия высоких
температур и жесткого гамма-излучения на её состав и основные теплофизические характеристики.
В качестве образцов для исследований использовали образцы
жидкости ФМ-1, производимые ФГУП «ГНИИХТЭОС» по ТУ 6–02–
758–73.
Комплексный анализ исходной жидкости с использованием высокоэффективной жидкостной хроматографии с УФ-детектированием
и масс-спектрометрическим детектированием, ИК-спектроскопии
показал, что в ее состав входит более 20 примесных компонентов,
содержание которых варьируется на уровне десятых и сотых долей
весовых процентов. Нейтронно-активационный анализ одного из образцов жидкости поставки 2013 г. показал, что в её составе при152
сутствует существенное количество хлорпроизводных (около 1 г/кг
по хлору).
Исследования термоокислительной стабильности жидкости показали, что при температурах от 300 °C кислород интенсивно окисляет органические группы у атомов кремния, что приводит к сшиванию
олигомеров и увеличению вязкости жидкости.
По результатам исследований термической стабильности жидкости определено, что верхний предел температурного диапазона
эксплуатации кремнийорганического теплоносителя следует ограничить температурой 350 °C. При этой температуре в теплоносителе наблюдается умеренная деструкция его основных компонентов. В ходе
лабораторных экспериментов было определено, что скорость разложения жидкости по триметил-пентафенилтрисилоксану при температуре 350 °C в течение 500 часов не превышает 1 % масс., а при
температуре 380 °C разложение жидкости протекает уже значительно
более интенсивно. При этой температуре в течение 360 часов разлагается не менее 50 % содержания триметилпентафенилтрисилоксану
по массе. Основными газообразными продуктами термолиза жидкости ФМ-1 являются: бензол, водород, метан, этан.
Результаты проведенных исследований свидетельствуют о существенно более низкой термической стойкости жидкости ФМ-1, чем
представлено для данного класса соединений и самой жидкости в литературных источниках. Это, возможно, связано с тем, что исследуемые образцы жидкости ФМ-1 имеют недостаточную степень чистоты.
По результатам исследования радиационной стойкости образцов
жидкости определено, что заметные изменения свойств жидкости
происходят при достижении поглощенных доз гамма-излучения свыше 0,5 МГр, а при дозах около 1,2 МГр содержание в низкомолекулярных продуктов радиационного крекинга может достигать уровней, при которых начнется их осаждение в виде аморфной массы, что
при эксплуатации теплоносителя негативно скажется на процессах
тепло- и массообмена.
В докладе представлены основные результаты лабораторных исследований влияния воздействия температуры в диапазоне от 100
до 380 °C в инертной и окислительной атмосферах и гамма-излучения от источника Cs-137 в диапазоне поглощенных доз от 0,18 кГр
до 1,2МГр в статических условиях на свойства жидкости ФМ-1.
153
ИССЛЕДОВАНИЕ РАСТВОРИМОСТИ ГАЗОВ
В КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ
Прохоркина О. В., Щербаков Е. Е., Горшков А. И.,
Кирюшкин М. Ю.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В соответствии с проектно-технической документацией на создание испытательного комплекса «Ресурс» в качестве теплоносителя
контуров имитаторов холодильников-излучателей и имитатора вспомогательного холодильника-излучателя выбрана кремний-органическая жидкость ФМ-1, производимая ФГУП «ГНИИХТЭОС» по ТУ
6–02–758–73 с изм. 1–11.
В процессе эксплуатации кремнийорганического теплоносителя
в нем будут накапливаться продукты деструкции или полимеризации
его основных и примесных компонентов. Накопление газообразных
и низкокипящих соединений будет приводить к росту давления паров
теплоносителя в контуре, повышению скорости его разложения, снижению его плотности и вязкости.
Накопление водорода — одного из основных продуктов радиационно-термического крекинга кремнийорганических жидкостей
может приводить к ухудшению механических характеристик материалов — эффект наводороживания.
Накопление водорода, метана, бензола и других веществ, склонных к воспламенению и взрыву, необходимо должным образом учитывать при обеспечении длительной и безопасной эксплуатации
кремнийорганического теплоносителя.
Поэтому одной из задач определения свойств кремнийорганической жидкости ФМ-1 является исследование растворимости в ней газообразных веществ.
Создан экспериментальный стенд и разработаны методики для
определения коэффициентов растворимости газов в жидкости ФМ-1
в зависимости от температуры.
Получены экспериментальные зависимости коэффициентов растворимости водорода, кислорода, аргона, криптона, ксенона и диоксида углерода от температуры в диапазоне от 20 до 200оС.
154
ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕРМИЧЕСКОЙ ДЕСТРУКЦИИ
КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Гурский В. С., Цапко Ю. В., Яснев И. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Лебедев А. В., Шелудяков В. Д.
Государственный научно-исследовательский институт химии
и технологии элементоорганических соединений (ГНИИХТЭОС)
г. Москва
К жидкостному теплоносителю, используемому для отвода тепла
от первого контура перспективных ЯЭУ, предъявляются требования
высокой термической и радиационной стабильности, обеспечивающие неизменность эксплуатационных характеристик теплоносителя
в процессе его длительного непрерывного использования. В качестве
перспективного жидкостного теплоносителя в настоящее время рассматривается кремнийорганическая жидкость ФМ-1, основным компонентом которой является триметилпентафенилтрисилоксан.
Для исследования термической и радиационной стабильности
жидкости ФМ-1 в процессе длительной эксплуатации был разработан комплекс методического обеспечения анализа, включающий
аналитическое определение компонентного состава методом высокоэффективной жидкостной хроматографии (ВЭЖХ). В настоящей работе приведены результаты исследования термической стабильности
ФМ-1 в диапазоне температур (280–380) °C. Исследовано влияние
микродобавок кислорода, воды, перекиси водорода на стабильность
ФМ-1 во времени. Проведена оценка стабильности ряда конструкционных материалов (алюминий, титан, нержавеющая сталь) при контакте с жидкостью ФМ-1 при повышенных температурах.
Установлено, что при температуре 380 °C через 1500 часов более
50 % основного компонента жидкости ФМ-1 преобразуется в кремнийорганические соединения как с меньшей (деструкция), так и большей (полимеризация) молекулярной массой. Реперным компонентов
начала термической деструкции может служить образующийся при
термолизе дифенил.
На основании полученных результатов проведена оценка верхнего температурного предела эксплуатации жидкости ФМ-1.
155
ОПЫТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВЭЖХ МС ДЛЯ
ОПРЕДЕЛЕНИЯ И КОНТРОЛЯ СОСТАВА
КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКИХ ЖИДКОСТЕЙ
Буряков Т. И., Мацаев В. Т., Фильчаков И. Ф.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
Кремнийорганические жидкости (КЖ) — перспективные материалы для ядерных энергетических установок нового поколения. Их
преимущества — низкие давления паров и радиационная стойкость.
Следовательно, исследование и контроль состава кремнийорганических жидкостей являются актуальными аналитическими задачами. Учитывая интенсивное развитие высокоэффективной жидкостной хроматографии с масс-спектрометрическим детектированием
(ВЭЖХ МС) в последние десятилетия, представляется целесообразным рассмотреть перспективы ее использования для указанных аналитических задач.
В работе использовали жидкостный хроматограф с массспектрометрическим (МС) детектором производства «Shimadzu»
и программное обеспечение «LCMS Solution Ver.5©». Конфигурация использованного оборудования: блок управления CBM-20A,
насос LC-20AB, термостат CTO-20A, диодно-матричный детектор
SPD-M20A (УФ-детектор), МС-детектор LCMS 2020. Для ионизации использовали: электрораспылительный источник (ESI) и источник химической ионизации при атмосферном давлении (APCI). Для
обратно-фазовой хроматографии использовали колонку Supelco HS
C18 25 см x 2,1 мм x 5 мкм. Исследовали следующие КЖ: ФМ-1 различных составов, ФМ-0, ФМ-2, смеси индивидуальных силоксанов
и силоксанов, подвергшихся термической обработке и гамма-, нейтронному облучению.
Для поисковых научных исследований состава КЖ использовали
ESI. Предварительные исследования показали, что рассматриваемые
КЖ содержат несколько основных компонентов и большое количество примесных. Сфокусировавшись на примесных компонентах,
были выбраны следующие условия пробоподготовки: смесь ацетонитрила с КЖ приготавливали в соотношении 100: 1, соответственно.
Такая пробоподготовка приводила к превышению сигнала от основ156
ных компонентов максимально регистрируемого сигнала («зашкал»),
но при этом позволяла получить значимый сигнал от примесей.
В качестве элюента для разделения КЖ выбран раствор ацетонитрила с водой в соотношении 80: 20. Расход элюента 0,2 ÷ 0,5 мл/мин
(варьировали в зависимости от состава КЖ). Часть компонентов КЖ
не были разделены полностью и имели область наложения. Тем не менее, такого разделения, минимизирующего взаимное проникновение
различных примесных компонентов, было достаточно для получения
качественных масс-спектров и их корректной интерпретации. Для
исследований были выбраны следующие параметры ВЭЖХ МС. Значения температур: ячейки УФ-детектора — 50 °C, колонки — 55 °C,
блока нагрева ввода пробы — 250 °C, трубки ввода в МС-детектор —
280 °C. Расходы газа распылителя — 1 л/мин, газа осушителя — 8
л/мин. Газом распылителем и осушителем являлся N2 (99 %).
В результате проведенных исследований были получены 3D
УФ-хроматограммы в области 190–800 нм. Их срезом по времени являлись УФ-спектры индивидуальных компонентов КЖ. Все
УФ-спектры компонентов КЖ располагались в области до 300 нм.
УФ-спектры компонентов, как правило, имеют следующие локальные максимумы: ~ 210 нм, ~ 230 нм и пять локальных максимумов
в интервале 240–280 нм (соответствуют фенильной группе). Нами
был установлен следующий критерий наличия компонента в составе КЖ — двукратное превышение сигнала УФ-детектора колебаний
базовой линии на длине волны 196 нм (соответствует абсолютному
максимуму УФ-спектров компонентов КЖ).
Совместно с УФ-детектором осуществлял работу МС-детектор.
В результате были получены МС-хроматограммы в положительной
и отрицательной области. Интенсивности сигналов от компонентов
КЖ в положительной области на 1–2 порядка выше, чем в отрицательной. Срез МС-хроматограмм по времени представляет собой
МС-спектры индивидуальных компонентов КЖ. Не все компоненты
УФ-хроматограмм были отражены в МС-хроматограммах. Из тех, что
присутствовали, у большей части удалось определить молекулярную
массу, по которой определяли структурную формулу компонентов
КЖ. В ряде случаев, для определения структурной формулы компонентов КЖ по значениям их молекулярной массы привлекали результаты измерений ИК-спектров. Было показано, что рассматриваемые
157
КЖ могут содержать несколько десятков примесных компонентов.
Под воздействием различных факторов (температура, облучение) посредством УФ- и МС- детекторов были зафиксированы изменения
состава КЖ.
Для определения количественного состава основных компонентов КЖ ФМ-1 была разработана методика измерений, основанная
на использовании APCI. Данная методика предназначена для входного контроля и контроля качества состава в процессе эксплуатации
КЖ ФМ-1. В соответствии с этой методикой проводили градуировку
площадей пиков МС-хроматограммы по концентрации чистых основных компонентов КЖ ФМ-1 (98 % масс.). После измерения исследуемых образцов, полученные площади пиков сопоставляли с градуировочными зависимостями и вычисляли массовую концентрацию
основных компонентов КЖ ФМ-1.
Таким образом, высокоэффективная жидкостная хроматография
с масс-спектрометрическим детектированием зарекомендовала себя
как эффективный инструмент качественного и количественного анализа для решения исследовательских задач и контроля состава КЖ.
Тем не менее, при решении исследовательских задач определение
структурной формулы веществ из молекулярной массы не всегда возможно и требует привлечения результатов других методов анализа.
ОРГАНИЗАЦИЯ УПРАВЛЕНИЯ ДИНАМИЧЕСКОЙ
СИСТЕМОЙ «ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РАБОЧИЕ
СРЕДЫ — КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ» НА
ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Блинов С. В., Вилков Н. Я., Крюков Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
В соответствии с РБ Г-12–43–97, ПНАЭ Г-01–011–97, ПНАЭ
Г-7–008–89 основной целью организации и поддержания водно-химического режима (ВХР) атомных электро­станций (АЭС), является
обеспечение радиационной безопасности и сохранение цело­стности
защитных барьеров АЭС. Для достижения целей, установленных
нормативны­ми документами, концерном «Росэнергатом», как экс158
плуатирующей организацией, раз­работаны стандарты по ведению
ВХР для АЭС с реакторами всех используемых типов.
Во исполнение требований стандартов по ведению ВХР на действующих АЭС накоплен опыт внедрения и эксплуатации систем
автоматизированного химического контроля (АХК), которые, совместно с водно-химической лабораторией, достаточно успешно
обеспечивают проектные сроки эксплуатации оборудования и энергоблока в целом, радиационную безопасность и сохранение целостности защитных барьеров. В то же время, в действующих стандартах
по организации ВХР АЭС в явном виде отсут­ствуют правила его ведения, направленные на постоянную максимизацию эксплуата­ционных
характеристик и технико-экономических показателей энергоблока
в условиях нормальной эксплуатации по следующим критериям:
- минимизации объема отказов оборудования, вызванных взаимодействием конструкционных материалов с рабочей средой;
- минимизации глубины нарушений работоспособности оборудования;
- минимизации объемов неплановых остановов и ремонтов оборудования;
- увеличения временного интервала между плановыми ремонтами оборудования;
- минимизации выбросов и сбросов вредных веществ (в том числе радиоактивных), образующихся в процессе эксплуатации
и ремонта оборудования;
- минимизации суммарных дозовых нагрузок на персонал
и окружающую среду;
- минимизации суммарного вредного воздействия нерадиационных факторов, сопровождающих эксплуатацию и ремонт оборудования.
Предлагаемая постановка проблемы представляется актуальной
на современном этапе развития атомной энергетики, когда одной
из главных технико-экономических задач становится постоянное повышение коэффициента использования установленной мощности
(КИУМ) серийных и вновь проектируемых энергоблоков. Прежде
всего, в направлении увеличения фактического ресурса оборудования
за счет совершенство­вания условий и режимов его эксплуатации. Очевидно, что оптимальное решение этой задачи обеспечивает и более
159
высокий уровень безопасности АЭС. Тем не менее, при определении
объема функций и требований к целям создания и назначению систем
АХК АЭС на уровне заданий на их проектирование задача оптимизации ВХР в условиях нормальной эксплуатации пока не ставится.
Анализ известных решений для АХК АЭС показывает, что при
отсутствии в стандартах предприятия правил ведения ВХР в условиях нормальной эксплуатации функциональной структурой таких
систем предусматривается и закрепляется в технологических регламентах модель управления ВХР, в общем виде обладающая следующими свойствами:
- оперативная оценка характеристик процессов, определяющих
коррозию и формирование отложений на внутренних поверхностях оборудования и трубопроводов, приравнена к попаданию мгновенных значений результатов измерений нормируемых и диагностических показателей в интервал значений,
установленный пределами безопасной эксплуатации;
- действующие нормы качества ВХР являются сигнально-предупредительными уставками и не могут обеспечить оптимального оперативного управления оборудованием в рутинных режимах эксплуатации в рамках достигнутого для конкретного
энергоблока среднеэксплуатационного уровня параметров состояния рабочих сред и материалов.
Целью управления в соответствии критериями, сформулированными выше, явля­ется поддержание концентраций корректирующих
реагентов и примесей на уровне, обеспечивающем технологически
достижимую минимизацию статических и кинетиче­ских характеристик процессов взаимодействия конструкционных материалов
с рабочей средой нормированием контрольных уровней показателей
ВХР, обобщающих посто­янно накапливаемый технологический опыт
эксплуатации конкретного объекта. Такая постановка задачи отвечает методологии, принятой в общей теории и практике автоматического управления процессами химических производств.
Для построения модели управления процессами взаимодействия
рабочих сред с ко­нструкционными материалами, контур энергоблока
необходимо представить в виде ди­намической системы�, состоящей
из взаимосвязанных элементов (парогенераторы, конденсатор, ПНД,
ПВД, насосы, трубопроводы), в каждом из которых протекает про­
160
цесс взаимодействия между конструкционными материалами и рабочей средой. Отдель­ные элементы контура так же представляются
в виде динамической системы, на внут­ренних поверхностях которых,
протекают случайные и детерминированные процессы:
- доставки загрязнений из внешней среды в рабочую среду;
- доставки примесей в рабочей среде в зону химического преобразования;
- преобразования поверхностей и матрицы конструкционных
материалов под воздействием растворенных в рабочей среде
примесей в отложения и загрязнения.
Представление контура энергоблока и элементов контура с протекающими в них коррозионно-эрозионными процессами в виде динамической системы предъявляет следующие требования к оптимизированной системе управления (поддержания ВХР):
- постоянное подтверждение достоверности (с границами неопределенности) результатов измерений показателей, описывающих входной (расходы продувок ПГ, расходы подпитки и т. д.)
и выходной процессы (концентрации примесей в рабочей среде),
- ввод параметров динамической системы, обусловленных режимом эксплуатации энергоблока АЭС и могущих влиять
на внутриконтурные равновесия;
- формирование вектора управляющих входных сигналов
(управляющего воздействия) на основе модели, учитывающей характеристики процессов доставки и взаимодействия
веществ, растворенных в рабочей среде, с конструкционными
материалами;
- технические средства и человеко-машинный интерфейс программных средств системы управления должны обеспечить
персонал оперативным доступом к информации и функциями
в объеме, необходимом и достаточном для:
а) оценки характеристик процессов доставки примесей и загрязнений в зону реакции, взаимодействия растворенных в теплоносителе (рабочей среде) веществ с конструкционными материалами;
б) выработки, исполнения и контроля исполнения управляющего
воздействия на процессы доставки и взаимодействия веществ,
161
растворенных в теплоносителе (рабочей среде), с конструкционными материалами;
в) оценки технического состояния, остаточного ресурса оборудования контура и места предполагаемой неисправности;
г) оценки границ неопределенностей характеристик случайных
процессов, технического состояния и фактического остаточного запаса по ресурсу оборудования, трубопроводов и используемых материалов.
ПОВЫШЕНИЕ КВАЛИФИКАЦИИ СПЕЦИАЛИСТОВ
ОТРАСЛИ В СПб ФИЛИАЛЕ НОУ ДПО «ЦИПК
РОСАТОМА»
Бомбин Р.Н.
Санкт-Петербургский филиал Негосударственного образовательного
учреждения дополнительного профессионального образования
«Центральный институт повышения квалификации Госкорпорации
«Росатом», г. Санкт-Петербург
Особенности атомной отрасли, связанной с принадлежностью к
сфере высоких технологий, требуют определенного подхода к организации непрерывного образования специалистов, которые должны обладать большим количеством практических навыков и быть
способными грамотно работать в такой сложной и потенциально
опасной отрасли как атомная энергетика и промышленность. Возрастание роли интеллектуального капитала в современной корпорации делает необходимым превращение ее в «постоянно обучаемую
организацию».
Накопленный Санкт-Петербургским филиалом НОУ ДПО
«ЦИПК Росатома» более чем 45-летний опыт работы в интересах отрасли показывает возрастающую потребность в услугах института.
Растет качество обучения, совершенствуются учебные программы,
внедряются новые технологии и средства обучения, улучшаются социально-бытовые условия. Сегодня особая роль ЦИПК в отраслевой системе подготовки персонала закреплена теперь и в его имени,
включающем название Госкорпорации «Росатом».
162
Повышение квалификации в НОУ ДПО «ЦИПК Росатома» выстроено в соответствии с процессной моделью отрасли и осуществляется по направлениям:
­ Обеспечение безопасного использования атомной энергии,
включая все элементы безопасности, начиная с ядерной и радиационной безопасности, специфичной не только для атомной отрасли, а также промышленной, экологической безопасности и охраны труда и ряд других.
­ Обеспечение специальной безопасности, включая охрану государственной тайны, физическую защиту ядерных объектов,
противодействие техническим разведкам, в том числе, защиту
сетей, активов, а также обеспечение безопасности перевозки
специальных грузов.
­ Обеспечение компетенции персонала по операционным процессам, то есть по процессам, которые связаны с технологиями
атомной отрасли, начиная с добычи урана и заканчивая генерацией электроэнергии, а также работа с радиоактивными отходами, с отработавшим ядерным топливом. В эту же категорию
входят атомный флот и строительство АЭС.
Одним из перспективных направлений деятельности нашего
филиала является подготовка специалистов в области спектрометрии. Для создания материально-технической базы такого обучения
организована и оснащена вычислительной техникой, программным
обеспечением, приборами радиационного контроля учебная лаборатория.
Подготовка специалистов в области спектрометрии осуществляется с привлечением в качестве преподавателей опытных специалистов-практиков из ФГУП «АТЦ Минатома России», ФГУП «НПО
«Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», ФГУП «ВНИИМ им. Д.И.
Менделеева», ФГУП «ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова», ЗАО «Приборы», разработчиков программного обеспечения из ООО «ЛСРМ»
и др.
Востребованными оказались программы повышения квалификации «Приборно-методическое обеспечение радиационного контроля
воды», «Прикладная радиохимия и радиометрия на предприятиях
атомной отрасли», «Водо-химический режим ядерных энергетических установок».
163
Учебно-методический центр «Ядерная и радиационная безопасность», входящий в отделение Центра компетенций по безопасности
нашего филиала, также осуществляет подготовку по направлениям:
­ Обеспечение ядерной и радиационной безопасности – по 7
программам;
­ Радиационный и дозиметрический контроль, радиационный
мониторинг объектов окружающей среды – 8 программ;
­ Обращение с радиационными источниками, радиоактивными
веществами, РАО и опасными отходами - 7 программ;
­ Предупреждение и ликвидация чрезвычайных ситуаций -7
программ подготовки специалистов по аварийному реагированию.
­ Гражданская оборона, защита персонала и населения - 7 программ повышения квалификации, охватывающие все категории
от руководящего состава нештатных аварийно-спасательных
формирований и спасательных служб, нештатных формирований до руководителей организаций.
Кроме того, Центр компетенций по безопасности проводит подготовку руководителей предприятий, специалистов подразделений по
охране труда и промышленной безопасности.
К сожалению, мы вынуждены констатировать отсутствие собственной полноценной лабораторной базы для проведения практического обучения в области радиохимической и химико-аналитической
подготовки. В настоящее время такие занятия проводятся на базе лабораторий научно-исследовательских отраслевых организаций, расположенных в Санкт-Петербурге.
Для повышения эффективности обучения и усиления его практической направленности мы приглашаем руководителей и специалистов образовательных и научных организаций, производственных
предприятий к более тесному сотрудничеству. Привлечение преподавателей к участию в учебном процессе осуществляется с почасовой
оплатой на договорной основе.
Мы готовы принять предложения по расширению направлений
образовательного процесса, постановке новых востребованных учебных программ.
Мы также организуем подготовку и проведение целевых курсов,
выездных занятий по заявкам предприятий. Подробную информа164
цию о процессе обучения можно найти на официальном сайте филиала: www.atomprof.spb.ru.
Приглашаем слушателей от Ваших организаций для повышения
квалификации.
165
СОДЕРЖАНИЕ
пленарные доклады
ЭКСПРЕССНЫЙ РАДИОХИМИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ
В СИСТЕМЕ РАДИОХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Москвин Л. Н., Санкт-Петербургский государственный университет,
Епимахов В. Н. ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ИНФОРМАЦИОННО-АНАЛИТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА «ЦЕНТР
ХИМИЧЕСКОЙ ПОДДЕРЖКИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ».
НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ (К 15-ЛЕТИЮ СОЗДАНИЯ)
Федосеев М. В. ОАО «ВНИИАЭС»
КОРРОЗИОННЫЙ МОНИТОРИНГ В КОНТУРАХ ЯЭУ
ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Ефимов А. А., Пыхтеев О. Ю., Гусев Б. А., Орленков И. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Москвин Л. Н. Санкт-Петербургский государственный университет
Ресурсные центры Санкт-Петербургского
государственного университета — новый
взгляд на проблемы обеспечения научных
исследований
Москвин А. Л., Грунский О. С., Мельниченко А. Н.
Санкт-Петербургский Государственный университет
МЕТОДЫ ТЕРМИЧЕСКОГО АНАЛИЗА ПРИ
ИССЛЕДОВАНИИ МАТЕРИАЛОВ
Зверева И. А. Санкт-Петербургский государственный университет
СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО ВОССТАНОВЛЕНИЮ
ПРОИЗВОДСТВА ОТЕЧЕСТВЕННЫХ СОРБЕНТОВ
ЯДЕРНОГО КЛАССА (пленарный)
Лузаков А. В., Катанова Е. А., Уртенов Д. С., Шовиков Г. П.
ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт»
ИОННАЯ ХРОМАТОГРАФИЯ В ОБЕСПЕЧЕНИЕ ХИМИКОТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ В ЯДЕРНОЙ
ЭНЕРГЕТИКЕ
Гурский В. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
166
5
6
9
12
14
16
17
СЕКЦИЯ 1
МЕТОДИЧЕСКОЕ И МЕТРОЛОГИЧЕСКОЕ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ, ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫЕ СРЕДСТВА
ХИМИЧЕСКОГО И РАДИО-ХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД АЭС и ЯЭУ
АНАЛИЗ ПРИМЕНИМОСТИ ИОННОГО ХРОМАТОГРАФА
В РЕЖИМЕ ON-LINE В СИСТЕМЕ АХК II КОНТУРА
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ТИПА ВВЭР ДЛЯ КОНТРОЛЯ
ПОТОКОВ ТУРБИННОГО КОНДЕНСАТА
Спиридонов Д. В., Яшкин А. В., Миловская Л. А.
ОАО «НИАЭП»
ИОННЫЙ ХРОМАТОГРАФ ДЛЯ АНАЛИЗА
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД ПЕРВОГО КОНТУРА АЭС
С ВВЭР
Гурский В. С., Харитонова Е. Ю., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Ионный хроматограф как часть ахк вхр
аэс и лабораторного контроля в атомной
энергетике
Рыбакова Е. В.
Московское представительство компании «Абакус ГмбХ», Германия
Определение в водных теплоносителях
объектов атомной энергетики
методом капиллярного электрофореза
антикоррозионных добавок
Каменцев М. Я., Москвин Л. Н., Якимова Н. М.
Санкт-Петербургский Государственный Университет,
Институт химии, Санкт-Петербург
Определение микроконцентраций хлориди сульфат-ионов в воде высокой чистоты
методом капиллярного электрофореза
Каменцев М. Я., Москвин Л. Н., Якимова Н. М.
Санкт-Петербургский Государственный Университет,
Институт химии, Санкт-Петербург
Варианты автоматизации анализа особо
чистых вод методом ИХ, на оборудовании «JETChrom»
Шаталов И. А.
ООО «Энерголаб»
167
19
22
23
28
29
31
ИОННАЯ ХРОМАТОГРАФИЯ МЕТРОМ. АВТОМАТИЧЕСКАЯ
МНОГОТОЧЕЧНАЯ КАЛИБРОВКА В ОБЛАСТИ
МИКРОКОНЦЕНТРАЦИЙ ИОНОВ
Колбягин Н. П. ЗАО «АВРОРА Лаб»
РЕШЕНИЯ МЕТРОМ-АППЛИКОН ДЛЯ ОН-ЛАЙН
КОНТРОЛЯ ВОД АЭС
Frelink T.
ЗАО «АВРОРА Лаб»
СЕКЦИЯ 2
ТЕХНИЧЕСКИЕ И ПРОГРАММНЫЕ СРЕДСТВА
АВТОМАТИЗАЦИИ ХИМИЧЕСКОГО
И РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА АЭС И ЯЭУ
ПЕРСПЕКТИВЫ СОЗДАНИЯ ДОПОЛНИТЕЛЬНОЙ
СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА ПИК НА БАЗЕ
ПРОМЫШЛЕННОГО ФУРЬЕ-СПЕКТРОМЕТРА В БЛИЖНЕЙ
ИНФРАКРАСНОЙ ОБЛАСТИ
Воронина Т. В., Запитецкая И. В.
ФГБУ «ПИЯФ»
СПОСОБ ПОВЫШЕНИЯ ИНФОРМАТИВНОСТИ КГО
ТВЭЛОВ
Орлов С. Н., Епимахов В. Н., Мысик С. Г., Фоменков Р. В.,
Амосова О. А., Зверев А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Независимый регистратор солесодержания
воды второго контура транспортных ЯЭУ
Сандлер Н. Г., Тряев П. В., Крестьянинов П. А., Иванов П. С.,
Пряхин Д. А., Авдеев В. А., Макаров В. А., Мамилов С. В.,
Плисовский А. Ю., Тихонов А. М.
ОАО «ОКБМ им. И. И. Африкантова
НОВЫЕ ПРОГРАМНО-ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА
УПРАВЛЕНИЯ ПРОБООТБОРОМ асрк аэс
Смирнов В. Д., Козин М. И.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
АНАЛИЗ И ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ
АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ ОЦЕНКИ ВЕЛИЧИНЫ
ТЕЧИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ НА АЭС С ВВЭР-1000 ПО
ИНФОРМАЦИИ ОТ АСРК (НА ПРИМЕРЕ ТЯНЬВАНЬСКОЙ
АЭС В КНР)
Гайко В. Б., Крюков Ю. В., Ситникова Т. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
168
32
33
35
37
38
40
43
ОСОБЕННОСТИ ДИНАМИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ
ПОКАЗАТЕЛЯ рН ВОДНЫХ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД
ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Вилков Н. Я., Воронина Н. В., Матвеев В. Н., Блинов С. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
КОНЦЕПЦИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ОСНОВНОГО КОНТУРА
ГАЗООХЛАЖДАЕМОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ
МЕТОДОМ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИИ
Фоменков Р. В., Орлов С. Н. ФГУП
«НИТИ им. А. П. Александрова»
КОНТРОЛЬ ХИМИЧЕСКОГО СОСТАВА ГАЗОВОГО
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ВЫХОДА ПРИМЕСЕЙ ИЗ
КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ
Булычев И. Г., Стрелков Ю. Ю., Иванов А. Д., Шутько К. И.,
Юрманов В. А.
ОАО «НИКИЭТ»
АППАРАТУРНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ГАЗОАНАЛИТИЧЕСКИХ
ИССЛЕДОВАНИЙ НА ПЕТЛЕВОЙ УСТАНОВКЕ ПГ-1
РЕАКТОРА МИР
Ижутов А. Л., Романовский С. В., Свистунов В. А.,
Бендерская О. С., Владимирова О. Н., Васильев В. И.,
Двойнишникова С. А.
ОАО «ГНЦ НИИАР»
СИСТЕМА ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ
НЕКОНДЕНСИРУЮЩИХСЯ ГАЗОВ В ВОДНЫХ И ГАЗОВЫХ
СРЕДАХ
Е. Е. Щербаков, М. Ю. Кирюшкин, А. И. Горшков
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Состояние нормативной базы по общим
техническим требованиям к средствам
контроля для систем автоматизированного
химического контроля (АХК) ВХР в составе АСУ
ТП АЭС
Денисова Л. Г.
НТЦ ЯРБ
СЕКЦИЯ 3
ЭКОЛОГИЯ И РАДИОЭКОЛОГИЯ В МЕСТАХ
РАСПОЛОЖЕНИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
169
44
47
48
49
50
51
ИНЖЕНЕРНО-ГЕОЛОГИЧЕСКИЕ
И ГИДРОГЕОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ
РЕГИОНАЛЬНЫХ ПУНКТОВ ОКОНЧАТЕЛЬНОЙ
ИЗОЛЯЦИИ РАО (пленарный)
Румынин В. Г.1, Никуленков А. М.1, Панкина Е.Б2, Глухова М. П. 2,
Щварц А. А.3, Синдаловский Л. Н.3
1
— Санкт-Петербургское отделение Института геоэкологии
РАН им. Е. М. Сергеева, Санкт-Петербург, 2 — ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова»,
3
— Санкт-Петербургский государственный университет, Институт
наук о Земле, Санкт-Петербург.
РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ОБЩЕСТВЕННЫХ
ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ЭКСПЕРТИЗ ОБЪЕКТОВ АЭС
Максимов А. Ю., Абрамова Л. К. ПКФ Росэнергоатома
ЭКОЛОГИЧЕСКАЯ ОБСТАНОВКА В 30-КМ ЗОНЕ
СТРОЯЩЕЙСЯ БЕЛОРУССКОЙ АЭС
Шевцова О. В., Жигунова Л. Н. ГНУ «ОИЭЯИ — Сосны» НАН
Беларуси
Новые возможности радиоэкологического
мониторинга с вводом АСКРО ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова»
Панкина Е. Б., Леонтьев Г. Г., Мирошниченко И. В., Черных В. П.,
Ильин В. Г., Гайко В. Б., Глухова М. П. ФГУП «НИТИ
им. А. П. Александрова»
АНАЛИТИЧЕСКОЕ ОБОРУДОВАНИЕ PerkinElmer ДЛЯ
АНАЛИЗА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД АЭС ИСП-МС
NexION 350 ДЛЯ САНИТАРНЫХ, ЭКОЛОГИЧЕСКИХ
И РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ В МЕСТАХ
РАСПОЛОЖЕНИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Тимофеев П. В. Представительство АО Шелтек АГ (Швейцария),
Москва
СЕКЦИЯ 4
Химические и радиохимические ТЕХНОЛОГИИ,
технологии обращения с радиоактивными
отходами
ОПТИМИЗАЦИЯ ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ
РАДИОАКТИВНЫХ ТРАПНЫХ ВОД ЯДЕРНЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Епимахов В. Н., Олейник М. С., Смирнов В. Д., Прохоркин С. В.,
Ткаченко В. С. ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
170
52
56
57
59
63
67
МОДУЛЬ УПАРИВАНИЯ КОНЦЕНТРАТОВ УСТАНОВКИ
ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ ЖРО
Епимахов В. Н., Олейник М. С., Смирнов В. Д., Кондратьев В. А.,
Прохоркин С. В., Ткаченко В. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ОТВЕРЖДЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТРАБОТАННЫХ
ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ ПОСЛЕ ТЕРМИЧЕСКОЙ
ОБРАБОТКИ
Олейник М. С., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ
ОТРАБОТАННЫХ ПЛАСТИКАТОВЫХ МАТЕРИАЛОВ
Олейник М. С., Алешин А. М., Афанасьев А. А., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
НЕОРГАНИЧЕСКОЕ СВЯЗУЮЩЕЕ ДЛЯ ЖИДКИХ
РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС С РБМК
Олейник М. С., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ПЕРЕРАБОТКА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
ОТРАБОТАННОЙ КАБЕЛЬНОЙ ПРОДУКЦИИ
Алешин А. М., Олейник М. С., Афанасьев А. А., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
МОДЕРНИЗАЦИЯ ЛОКАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ ОЧИСТКИ
СБРОСНЫХ ВОД
Калинин А. В., Епимахов В. Н., Фоминых А. И., Четвериков В. В.,.
Шустов В.П, Олейник М. С.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Создание стенда нейтронного облучения
на основе рабочих источников нейтронов
Кирпиков Д. А., Паньгин А. В., Фоменков Р. В., Костин М. М.,
Орлов С. Н., Зверев А. А. ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Структура и спектральные свойства Ac (VI)
-нитратокомплексов (Ac = U, Np, Pu) в растворе
и в твердой фазе
Скрипкин М. Ю. Санкт-Петербургский государственный
университет,
Линдквист-Райс П., Шиммелпфенниг Б. Institute for Nuclear Waste
Disposal, Karlsruhe Institute of Technology, Karlsruhe, Germany,
Апостолидис К., Вальтер О. European Commission, Joint Research
Centre, Institute for Transuranium Elements, Karlsruhe, Germany
171
70
73
77
80
84
87
90
91
КОМПЛЕКСООБРАЗОВАНИЕ В СИСТЕМЕ НИТРАТ
АКТИНИЛА — ВОДА — АЗОТНАЯ КИСЛОТА КАК
ХИМИЧЕСКАЯ ОСНОВА PUREX-ПРОЦЕССА
Горбунов А. О.1, Линдквист-Райс П.2, Марсак Р.2
1
Санкт-Петербург, Санкт-Петербургский государственный
университет,
2
Карлсруэ, Технологический институт Карлсруэ, Институт
переработки ядерных отходов
ОПТИЧЕСКИЙ ДАТЧИК ДЛЯ КОНТРОЛЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ В ПУРЕКС
И ПИРОВАРИАНТАХ
Агафонова-Мороз М.С., Катрузов А.Н, Крашенинников А. А.,
Лумпов А. А., Попов А. П., Шахвердов П. А. ООО «Люмэкс-АХК»
АВТОНОМНЫЙ МОДУЛЬ ДЕОКСИГЕНАЦИИ
ВЫСОКОЧИСТОЙ ВОДЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ
ЭЛЕКТРОМЕМБРАННЫХ КАТАЛИТИЧЕСКИХ
ПРОЦЕССОВ
Гурский В. С., Кирпиков Д. А., Цапко Ю. В., Яснев И. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
УСТРОЙСТВО ДЛЯ КАТАЛИТИЧЕСКОГО УДАЛЕНИЯ
ВОДОРОДА В ВОДОРОДНО-ВОЗДУШНЫХ СРЕДАХ
Горшков А. И., Щербаков Е. Е., Прохоркина О. В., Кирюшкин М. Ю.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
РАЗРАБОТКА ИННОВАЦИОННОЙ ТЕХНОЛОГИИ
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ ПАРО-ХИМИЧЕСКОЙ
ОЧИСТКИ ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ
Юрманов В. А., Шутько К. И., Юрманов Е. В., Булычев И. Г.
ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
Палевич А. Н., Кирилина А. В. ОАО «ВТИ»
СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ ЧИСТОТЫ
ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Канаев Д. Н. ОАО «ЦТСС»
Кирпиков Д. А., Зверев А. А. ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
РАЗРАБОТКА И ИСПЫТАНИЯ МАКЕТА МОДУЛЬНОЙ
СИСТЕМЫ ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО
КОНТУРА ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯЭУ
Гусев Б. А., Алешин А. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»,
172
92
93
94
96
97
98
100
Опыт применения «малоотходной»
технологии химической дезактивации
первого контура АЭУ
с ВВЭР
Кривобоков В. В., Москвин Л. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
ТЕХНОЛОГИЯ БЕЗРЕАГЕНТНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ
ОБОРУДОВАНИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА ТРАНСПОРТНОЙ
ЯЭУ
Гусев Б. А., Орленков И. С., Москвин Л. Н., Фоменков Р. В.,
Алешин А. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
РАЗРАБОТКА И ИССЛЕДОВАНИЕ СИСТЕМ
ЛАКОКРАСОЧНЫХ ПОКРЫТИЙ ДЛЯ
АНТИКОРРОЗИОННОЙ ЗАЩИТЫ ВНУТРЕННИХ
ПОВЕРХНОСТЕЙ И МОНТАЖНЫХ ШВОВ ГЕРМООБЪЁМА
ВВЭР
Слугин В. А., Финогенов В. А., Прокопенко В. А. ЗАО
«Спецхиммонтаж»
Епимахов Т. В., Епимахов В. Н.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
СИНТЕЗ МОНОДИСПЕРСНЫХ ИОНИТОВ ДЛЯ
КОРАБЕЛЬНЫХ ЯЭУ
Тихомиров В. А., Бородина О. В.
ООО ПО «ТОКЕМ», Кемерово
101
103
104
105
СЕКЦИЯ 5
ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ
КОНТРОЛЬ НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
ПРИМЕНЕНИЕ НИЗКОВОЛЬТНОЙ
ВЫСОКОРАЗРЕШАЮЩЕЙ ЭЛЕКТРОННОЙ
МИКРОСКОПИИ В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Кремер Е. В.
ООО «Интерлаб», г. Москва
Моделирование при выборе значений
параметров водно-химического режима
на стадии проектирования
Крицкий В. Г., Прохоров Н. А., Софьин М. В., Стяжкин П. С.,
Николаев Ф. В.
ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург
173
108
109
СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ ПОДДЕРЖАНИЯ
ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА ПЕТЛЕВЫХ
УСТАНОВОК ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МИР
Ижутов А. Л., Романовский С. В., Свистунов В. А.,
Бендерская О. С., Владимирова О. Н., Васильев В. И.,
Двойнишникова С. А.
ОАО «ГНЦ НИИАР»
ОПТИМИЗАЦИЯ ДОЗИРОВАНИЯ ЦИНКА
В ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ РБМК И ВВЭР
Григорович С. М., Юрманов Е. В., Корнеев А. Е., Европин С. В.,
Иванов А. Д., Юрманов В. А.
ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
Оптимизация водно-химического режима
второго контура АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300
Крицкий В. Г., Прохоров Н. А., Стяжкин П. С., Родионов Ю. А.,
(ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург)
Юрманов В. А. ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
Ионохроматографическое оборудование
производства компании Аквилон для
контроля водно-химического режима АЭС
Приданцев А. А. ЗАО «Аквилон»
КОМПЛЕКСНЫЙ АНАЛИЗ КОРРОЗИОННОЙ
АГРЕССИВНОСТИ ВОДНЫХ СРЕД
Сыровой А. С., Юрманов В. А., Марченков Д. А., Юрманов Е. В.
ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ И УСТРОЙСТВА
ДЛЯ ТЕСТИРОВАНИЯ КОРРОЗИОННОЙ СТОЙКОСТИ
МАТЕРИАЛОВ И ЭЛЕКТРОАНАЛИЗА
Ялда К. Д., Жужельский Д. В., Урчукова М. М., Кирьяков В. С.,
Кондратьев В. В. ООО «Научно-техническая фирма «Вольта»,
г. Санкт-Петербург
КОРРОЗИОННАЯ СТОЙКОСТЬ СТАЛЕЙ В СВИНЦОВОМ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ РЕАКТОРА БРЕСТ-ОД-300
Каштанов А. Д., Яковлев В. А., Марков В. Г. ФГУП «ЦНИИ КМ
«Прометей»
ВЛИЯНИЕ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА РЕАКТОРА
ВВЭР-440 НА ПРОЯВЛЕНИЕ ЭФФЕКТА АОА
Крицкий В. Г., Родионов Ю. А., Березина И. Г., Гаврилов А. В.
ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ»
174
110
111
113
114
116
118
120
123
ХИМИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ КАЧЕСТВА КОРРОЗИОННЫХ
СРЕД АВТОКЛАВНЫХ КОМПЛЕКСОВ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ
КОРРОЗИОННЫХ И КОРРОЗИОННО-МЕХАНИЧЕСКИХ
ИСПЫТАНИЙ
Марченков Д. А., Юрманов В. А., Алешин А. А., Шутько К. И.
ОАО «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля»
ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ АНАЛИЗАТОРОВ ЖИДКОСТИ
В СИСТЕМАХ ХИМИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ В АТОМНОЙ
ЭНЕРГЕТИКЕ
Петров Ю. Ф., Шмелёв С. Г., Баланин А. П., Абрамов В. И.,
Знаменский Д. П.
ЗАО «НПП «Автоматика»
О ЦЕНТРЕ ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫХ
ПРОГРАММ ИНСТИТУТА ХИМИИ СПБГУ
Ермаков С. С., Наволоцкая Д. В. 
ФГБОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный университет»,
г. Санкт-Петербург
СИСТЕМА КАЧЕСТВА КАК ИНСТРУМЕНТ
АНАЛИТИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
Воронина Н. В., Вилков Н. Я., Мирошниченко И. В., Костин М. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
НОРМИРОВАНИЕ И КОНТРОЛЬ ВОДОРОДНОГО
ПОКАЗАТЕЛЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПРИ АММИАЧНОМ
ВОДНОМ РЕЖИМЕ ПЕРВОГО КОНТУРА ТРАНСПОРТНЫХ
ЯЭУ
Бредихин В. Я.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОВЕДЕНИЯ
ГЕЛИЯ (КАК ИМИТАТОРА ВОДОРОДА) В ЗАЩИТНОЙ
ОБОЛОЧКЕ КРУПНОМАСШТАБНОГО СТЕНДА КМС
Засуха В. К., Ефимов В. К., Горшков А. И.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ПУТИ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ ВНУТРИКОНТУРНЫХ
ИОНИТНЫХ ФИЛЬТРОВ ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Заколодный И. Н., Змитродан А. А., Москвин Л. Н., Раков В. Т.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИОЛИЗА КОРРЕКТИРУЮЩИХ
ДОБАВОК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ВТОРОГО КОНТУРА РУ
СВБР-100
175
124
125
128
130
132
134
135
137
Родионов Ю. А., Прохоров Н. А., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С.
ОАО «АТОМПРОЕКТ», г. Санкт-Петербург
Гурский В. С., Костин М. М., Кирпиков Д. А., Харитонова Е. Ю.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
РЕЗУЛЬТАТЫ ЛАБОРАТОРНЫХ И НАТУРНЫХ ИСПЫТАНИЙ
ИМПОРТНЫХ СОРБЕНТОВ ДЛЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НА
ТРАНСПОРТНЫХ ЯЭУ
Гурский В. С., Жижин А. В., Заколодный И. Н., Змитродан А. А.,
Раков В. Т., Петухов А. А., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Лузаков А. В., Шовиков Г. П.
ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт»
КОНТРОЛЬ ПАРАМЕТРА ООУ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ
ВОДАХ АТОМНЫХ И ТЕПЛОВЫХ СТАНЦИЙ.
МЕТОДИЧЕСКОЕ И ПРИБОРНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ
Кожевникова Т. И., Ильин А. А.
ЗАО «НеваЛаб»
ИССЛЕДОВАНИЕ МАССОПЕРЕНОСА ОРГАНИЧЕСКИХ
ПРИМЕСЕЙ В СИСТЕМАХ СТЕНДОВОЙ ЯЭУ
ТРАНСПОРТНОГО НАЗНАЧЕНИЯ
Кирпиков Д. А., Раков В. Т., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
анализатор общего органического углерода
АТОС. определение органических примесей
в высокочистых технологических средах
ТЕПЛОВОЙ И атомной энергетики
Гурский В. С., Цапко Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Козлов А. М., Маруков Н. В., Сивоволов В. А., Трофимов А. Н.
ООО «Практик-НЦ»
РЕАЛИЗАЦИЯ МЕТОДА ЖИДКОСТНО-ГАЗОВОЙ
ХРОМАТОГРАФИИ ДЛЯ АНАЛИЗА РАСТВОРЕННЫХ ГАЗОВ
С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ХРОМАТОГРАФА «ХРОМАТЭККРИСТАЛЛ-5000»
Горшков А. И., Щербаков Е. Е., Прохоркина О. В., Амосов А. А.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
УНИКАЛЬНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ ЭЛЕМЕНТНОГО
АНАЛИЗА ОТ ВЕДУЩЕГО МИРОВОГО ПРОИЗВОДИТЕЛЯ —
КОМПАНИИ AGILENT TECHNOLOGIES
176
139
140
143
145
147
148
Баклыков В. Г.
ООО «Энерголаб»
ТЕРМИЧЕСКАЯ И РАДИАЦИОННАЯ СТОЙКОСТЬ
ПЕРСПЕКТИВНОГО КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОГО
ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯЭУ
Костин М. М., Кирпиков Д. А., Буряков Т. И., Цапко Ю. В.,
Орлов С. Н., Фильчаков И. Ф.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ИССЛЕДОВАНИЕ РАСТВОРИМОСТИ ГАЗОВ
В КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ
Прохоркина О. В., Щербаков Е. Е., Горшков А. И., Кирюшкин М. Ю.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова», г. Сосновый Бор
ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕРМИЧЕСКОЙ ДЕСТРУКЦИИ
КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Гурский В. С., Цапко Ю. В., Яснев И. М.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
Лебедев А. В., Шелудяков В. Д.
Государственный научно-исследовательский институт химии
и технологии элементоорганических соединений (ГНИИХТЭОС)
г. Москва
ОПЫТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВЭЖХ МС ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ
И КОНТРОЛЯ СОСТАВА КРЕМНИЙОРГАНИЧЕСКИХ
ЖИДКОСТЕЙ
Буряков Т. И., Мацаев В. Т., Фильчаков И. Ф.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ОРГАНИЗАЦИЯ УПРАВЛЕНИЯ ДИНАМИЧЕСКОЙ СИСТЕМОЙ «ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РАБОЧИЕ СРЕДЫ — КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ» НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ
ЭНЕРГЕТИКИ
Блинов С. В., Вилков Н. Я., Крюков Ю. В.
ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»
ПОВЫШЕНИЕ КВАЛИФИКАЦИИ СПЕЦИАЛИСТОВ ОТРАСЛИ В СПб ФИЛИАЛЕ НОУ ДПО «ЦИПК РОСАТОМА»
Бомбин Р.Н.
«Центральный институт повышения квалификации Госкорпорации
«Росатом», г. Санкт-Петербург
177
152
154
155
156
158
162
Научное издание
СЕДЬМАЯ МЕЖОТРАСЛЕВАЯ
НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ
«Проблемы и перспективы развития
химического и радиохимического
контроля в атомной энергетике»
(Атомэнергоаналитика-2014)
16–18 сентября 2014 г.
г. Сосновый Бор
тезисы докладов
Компьютернач верстка: В.В. Мещерин
Подписано в печать 12.09.2014. Формат 60 × 84 1/16.
Бумага офсетная. Гарнитура Times. Печать цифровая.
Усл. печ. л. 10,28. Тираж 150 экз. Заказ № 6075.
Отпечатано в отделе оперативной полиграфии
Института химии Санкт-Петербургского государственного университета
198504, Санкт-Петербург, Старый Петергоф, Университетский пр. 26
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа