Способ удаления отложений с поверхности радиационноопасного оборудования

Способ удаления отложений с поверхности радиационноопасного оборудования

Реферат

 

Использование: ядерная технология, а именно удаление отложений с поверхности радиационно опасного оборудования, например ТВЭлов, накопителей радионуклидов. Сущность изобретения: способ заключается в том, что поверхность радиационно опасного оборудования обрабатывается водным раствором, содержащим спирт, выбранный из группы: этиленгликоль, диэтиленгликоль, глицерин, и этилендиаминтетраацетат натрия, при этом раствор подвергают дополнительному облучению до значения поглощенной дозы более 600 кГр. Достигаемый технический результат: предотвращение вторичного осадкообразования, повышение эффективности очистки. 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технологии, а именно к способам, предназначенным для удаления отложений с поверхности радиационно опасного оборудования ТВЭлов и тепловыделяющих сборок атомных установок, сборок - накопителей радионуклидов и т.п.

Процесс удаления отложений при этом сводится, как правило, к растворению их составами на основе органических и минеральных кислот. Поскольку основными компонентами этих отложений являются оксиды железа, в состав растворов входит щавелевая кислота, наиболее эффективно растворяющая эти оксиды [1] Особенностью процесса удаления отложений с поверхности радиационно опасного оборудования является то, что он протекает в присутствии мощных полей гамма-излучения, вызывающих отрицательные последствия вторичное осадкообразование и т.п. и приводящих к снижению эффективности процесса очистки. С целью предотвращения вторичного осадкообразования в растворы на основе щавелевой кислоты вводят различные добавки, например нитрат-ионы [2] Однако введение нитрат-ионов в щавелевокислый раствор в присутствии полей гамма-излучения приводит к снижению эффективности процесса очистки от отложений.

Наиболее близким аналогом заявляемого технического решения является способ удаления отложений с поверхности тепловыделяющихся элементов, заключающийся в том, что в раствор для удаления отложений вводят спирт, выбранный из группы: этиленгликоль, глицерин, диэтиленгликоль, и обеспечивают контакт указанного раствора с отложениями на обрабатываемой поверхности до достижения требуемой степени растворения отложений. В качестве кислотного агента используют щавелевую и азотную кислоты [3] В данном способе нитрат-ионы позволяют исключить вторичное осадкообразование до значений поглощенной дозы не менее 500 кГр, а присутствие этиленгликоля и др. позволяет повысить эффективность удаления отложений по сравнению с аналогами.

Недостатком данного способа является вторичное осадкообразование при значениях поглощенной дозы раствора более 600 кГр и вследствие этого невысокая эффективность очистки.

Задача изобретения, заключается в повышении эффективности удаления отложений путем предотвращения вторичного осадкообразования.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе удаления отложений с поверхности радиационно опасного оборудования путем обработки поверхности водным раствором, содержащим спирт, выбранный из группы: этиленгликоль, диэтиленгликоль, глицерин, в водный раствор дополнительно вводят этилендиаминтетраацетат натрия (Трилон Б) и раствор подвергают дополнительно облучению до значения поглощенной дозы более 600 кГр.

Способ осуществляют следующим образом. Навески порошка оксида железа (гематит марки "х.ч.", размер частиц 40-70 мкм) в количестве 200 мг помещают в стеклянные сосуды и заливают 10 мл исследуемого раствора. Сосуды устанавливают в термостатируемые условия (55^oC) и выдерживают заданное время в поле гамма-излучения при мощности поглощенной дозы 9 кГр/ч. Каждый эксперимент проводят на трех параллельных образцах. По окончании эксперимента в растворе определяют содержание истинно растворенного железа и наличие вторичных осадков оксалата двухвалентного железа.

В таблице приведены основные результаты экспериментов. Из этих данных видно, что раствор по наиболее близкому аналогу эффективно растворяет оксиды железа в отсутствии осадкообразования при значениях поглощенной дозы менее 600 кГр. Однако при дальнейшем возрастании поглощенной дозы более 600 кГр в растворе наблюдают интенсивное вторичное осадкообразование, а также снижение эффективности процесса растворения. В растворе по предлагаемому способу при полном отсутствии осадкообразования эффективность растворения непрерывно возрастает при увеличении поглощенной дозы. Следует отметить, что подобный эффект наблюдали только при одновременном присутствии в растворе Трилона Б и спиртов, а также при наличии полей гамма-излучения. Так, в отсутствие спиртов эффективность растворения в поле гамма-излучения снижается в три-четыре раза, а в отсутствие гамма-излучения наличие спиртов оказывает тормозящий эффект. Подобные факты являются неожиданными и ранее не отмечены.

Таким образом, введение этилендиаминтетраацетата натрия в раствор для удаления отложений с поверхности радиационно опасного оборудования при значениях поглощенной дозы раствором более 600 кГр позволяет предотвратить вторичное осадкообразование и повысить эффективность очистки в среднем в 1,5 раза по сравнению с раствором наиболее близкого аналога.

Литература 1. Нестеренко А. П. и др. Кинетика растворения оксидов железа и расчет ионных равновесий в дезактивирующих растворах. Препринт ВНИПИЭТ 87-3. М. ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1987.

2. Нестеренко А.П. и др. Образование отложений на поверхности ТВЭлов кипящих реакторов и методы их удаления. ГКАЭ СССР, М. ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1987.

3. Сенин Е.В. и др. Изучение влияния добавок акцептеров первичных продуктов радиолиза воды на растворение оксидов железа, имитирующих отложения на ТВЭлах. Вопросы атомной науки и техники. Сер. физика и техника ядерных реакторов, 1987, вып.5, с.75.

Формула изобретения

Способ удаления отложений с поверхности радиационноопасного оборудования путем обработки поверхности водным раствором, содержащим спирт, выбранный из группы: этиленгликоль, диэтиленгликоль, глицерин, отличающийся тем, что в водный раствор дополнительно вводят этилендиаминтетраацетат натрия и раствор подвергают дополнительно облучению до значения поглощенной дозы более 600 кГр.

РИСУНКИ

Рисунок 1