CC BY
12001: 10.12737/22250
Павленко В.И., д-р техн. наук, проф., Ястребинский Р.Н., канд. физ.-мат. наук, доц.
Белгородский государственный технологический университет им. В.Г. Шухова
СНИЖЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ ПОВЕРХНОСТИ СТАЛЬНЫХ
КОНСТРУКЦИЙ*
yrndo@mail.ru
В работе представлены результаты экспериментов по сорбции радионуклидов на поверхности легированной и перлитной стали и замечена ее связь с величиной равновесного электрохимического потенциала.
При переводе стали в пассивное состояние путем пассивации в азотной кислоте (рН=3) наблюдается значительное снижение сорбции радионуклидов 60Со, 137 Сs (в 7-10 раз) по сравнению с не пассивированной сталью. На нержавеющей стали сорбция 137Cs значительно превосходит сорбцию 60Со, тогда как на поверхности перлитной стали, которая в этих условиях находится в активном состоянии, наблюдается обратная картина - сорбция 60Со превосходит сорбцию 137С8.
Обработка как легированной, так и перлитной стали золями оксида алюминия позволяет дополнительно снизить сорбцию радионуклидов: а) по на легированной стали в 6 раз, а на перлитной стали - в 9 раз; б) по 60Со на легированной стали в 6 раз, а на перлитной стали - в 4 раза.
Ключевые слова: перлитные стали, легированные стали, радионуклиды, сорбция, стационарный потенциал, химическая обработка, снижение радиоактивности._
Введение.
Обеспечение радиационной и технической безопасности на объектах АЭС достигается реализацией комплексного подхода к решению этой сложной проблемы при эксплуатации ядерно-энергетических установок (ЯЭУ). Внутри-контурные процессы в значительной степени определяют характер формирования радиационной обстановки на объектах с ЯЭУ. К таким процессам относятся: коррозионное разрушение металла, сопровождающееся образованием продуктов коррозии (ПК); образование прочно сцепленных с металлом пленок продуктов коррозии и их рыхлых отложений на поверхности металла; переход продуктов коррозии в теплоноситель и их перенос по контуру; формирование вторичных отложений продуктов коррозии на внутриконтурных поверхностях и другие процессы. Интенсивность протекания указанных процессов в значительной степени определяется водно-химическим режимом и состоянием внут-риконтурных металлических поверхностей. Снижение скорости коррозии конструкционных материалов приводит к повышению уровня обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации ЯЭУ [1-3].
В процессе эксплуатации на внутренних поверхностях контурного оборудования АЭС накапливаются радиоактивные продукты коррозии, причем при длительной работе реактора активность радионуклидов Со (в основном долгоживущего 60Со) составляет не менее 90% общей активности отложений. Основным источником радиоактивного кобальта являются про-
дукты коррозии нержавеющей стали, содержащей 10 % никеля, в котором много примесного кобальта. И чем выше коррозионная стойкость конструкционных сталей (которая может быть достигнута за счет пассивирующих обработок), тем меньшее количество продуктов коррозии перейдет в теплоноситель и тем в меньшей степени они будут активироваться в нейтральном поле ядерного реактора.
Улучшить радиационную обстановку можно также за счет снижения сорбции радионуклидов на внутренних поверхностях оборудования. Не сорбированные и находящиеся в теплоносителе радионуклиды будут удаляться из контура на ионообменных фильтрах очистки теплоносителя.
В связи с этим авторами рассмотрены возможные пути снижения сорбции радионуклидов
60^ 137/-1
Со и С8 поверхностью перлитных и легированных сталей с целью снижения их радиоактивности.
Методика.
В работе использованы образцы углеродистой перлитной стали марки Ст20 и хромонике-левой аустеновой сталь марки 08Х18Н10Т.
При изучении сорбции радионуклидов радионуклидов 60Со и 137С8 образцы стали, представлявшие собой продольно распиленные пополам трубки парогенератора длиной 50 мм с площадью поверхности 50 см2, помещали в стеклянные стаканчики с водной средой, содержащей указанные радионуклиды. Удельная активность водной среды составляла (2-5) 106 Бк/л. Выдержка образцов проводилась при 20-
25 оС и при периодическом перемешивании в течение времени, достаточного для достижения сорбционного равновесия. Соотношение объем раствора/площадь поверхности образцов поддерживали равным 10/1 см3/см2. По достижении сорбционного равновесия образцы извлекали из водной среды, промывали дистиллированной водой, высушивали на воздухе и радиомет-рировали. Измерение активности проводили на установке, включающей блок детектирования РАДЭК БДЭГ2-СП и пересчетный прибор РА-
Влияние условий обработки стали 08Х18Н10Т потенциала РЭХП и на сорбцию
ДЭК БПВН-2000-12. Для перехода от относительной активности к абсолютной, проводили калибровку измерительной аппаратуры по стандартным мерам активности с учетом геометрии образцов.
Основная часть.
В табл. 1 представлены результаты экспериментов по сорбции радионуклидов и замечена ее связь с величиной равновесного электрохимического потенциала.
Таблица 1
на величину равновесного электрохимического
60^. 137/-1
радионуклидов Со и цезия- С8
№ п/п Способ обработки поверхности образца Сорбция радионуклидов Бк/см2 Величина стационарного равновесного потенциала, мВ (отн. н.в.э.)
1 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом 137Сз 1627 60Со 276 + (130-140)
2 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом с последующей обработкой образца концентрированной (разбавление дистиллятом 1:1)соляной кислотой в течение 10 минут при 20-25 оС с окончательной промывкой образца дистиллятом. 13^ 2019 60Со 576 +80 с постепенным повышением в течение 20-25 минут до стационарного значения +135
3 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом. Обработка образца в течение 3 час. при 90-100 оС в 3 % растворе щавелевой кислоты. Промывка образца дистиллятом после кислотной обработки. 13^ 1811 60Со 309 + (150-160)
4 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом. Обработка образца в течение 3 час. при 90-100 оС в 3 % растворе щавелевой кислоты, содержащем 0,1 % пероксида водорода. Промывка образца дистиллятом после кислотно-пероксидной обработки. 13^ 1738 60Со 301 + (170-172)
5 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом. Обработка образца в течение 3 час. при 90-100 оС в 3 % растворе щавелевой кислоты. Пассивация в 10-3 моль/л растворе азотной кислоты в течение 4 час. при 90-100 оС. Промывка запассивированного образца дистиллятом. 13^ 1524 60Со 254 + (160-165)
6 Механическая зачистка образца наждачной бумагой № 2-3, промывка дистиллятом. Обработка образца в течение 3 час. при 90-100 оС в 3 % растворе щавелевой кислоты. Пассивация в 10-3 моль/л растворе азотной кислоты с добавкой нитрата алюминия (золь А1203-А(20мг/л в пересчете на алюминий) в течение 4 час. при 90-100 оС. Промывка запассивированного образца дистиллятом. 13^ 1103 60Со 87 + (188-190)
Примечания:
1. Образцы имели форму полуцилиндров (распиленная на две части парогенераторная трубка) высотой около 50 мм с площадью поверхности 21—25 см2 (первая партия образцов) и сегменты парогенераторной трубки (вторая партия образцов) с высотой около 50 мм и площадью поверхности 8—9 см2.
2. При обработке образцов растворами поддерживали соотношение Ур-ра/8образца =10/1 мл/см2.
3. Равновесный стационарный потенциал определяли, помещая образец в боратный буферный раствор.
Видно, что чем выше РЭХП, тем ниже цах, обработанных раствором нитрата алюминия сорбция. Наибольшая она на стали, обработан- с азотной кислотой, где электрохимический поной соляной кислотой, где стационарный потен- тенциал наибольший (рис. 1-2). циал минимальный, а наименьшая - на образ-
Рис. 1. Кинетика сорбция радионуклидов 137Cs и 60Co на поверхности стали после пассивации в азотной
Бк/см' 350 п
250 -200 -150 -100 -50 -0
кислоте (50мг/л, рН=3): 1 - легированная сталь 08Х18Ш0Т; 2 - перлитовой стали Ст20
Бк/см2
5
х, час
5
х, час
Рис. 2. Кинетика сорбция радионуклидов 137Cs и 60Co на поверхности стали после пассивации в азотной кислоте (50мг/л, рН=3) + гидрозолем Al2O3 (В) (10мг/л) + обработка нитритом натрия (10мг/л): 1 - легированная сталь 08Х18Ш0Т; 2 - перлитовой стали Ст20
Сорбция цезия-137 почти на порядок выше сорбции кобальта-60.
Объяснение полученного эффекта простое: чем положительнее заряжена поверхность металла, тем в большей степени происходит оттал-
кивание от нее положительных ионов и, как следствие, сорбция снижается. Более положительные ионы Со2+ отталкиваются от положительно заряженной поверхности в большей степени, чем ионы Cs [4-5].
0
0
2
3
4
0
2
3
4
Интересно, что на поверхности перлитной стали, которая в этих условиях находится в активном состоянии, наблюдается обратная картина - сорбция 60Со значительно превосходит сорбцию 137С8 (рис. 2).
Как перлитная сталь СТ-3, так и легированная сталь 08Х18Н10Т, подвергнутые обработке золем Al203 (В) в 7-10 раз снижает сорбцию радионуклидов 60 Со и 137С8 (рис. 2).
В заключении следует еще раз отметить, что добавка коллоидного раствора - золя А1203 в пассивирующие кислые азотнонитратные растворы позволяет значительно повысить защитные свойства образовавшихся покрытий и предотвратить развитие местных видов коррозии (язв, питтингов, растрескивания и т.п.). Ионы алюминия необходимы для инициирования образования защитных покрытий на тех участках поверхности металла, где нет центров кристаллизации оксидов, т.е. на активных участках.
Выводы.
Представлены результаты экспериментов по сорбции радионуклидов на поверхности легированной и перлитной стали и замечена ее связь с величиной равновесного электрохимического потенциала.
При переводе стали в пассивное состояние путем пассивации в азотной кислоте (рН=3) наблюдается значительное снижение сорбции радионуклидов 60 Со, 137 С8 (в 7-10 раз) по сравнению с не пассивированной сталью. На нержавеющей стали сорбция 137С8 значительно превосходит сорбцию 60Со, тогда как на поверхно-
сти перлитной стали, которая в этих условиях находится в активном состоянии, наблюдается обратная картина - сорбция 60Со превосходит сорбцию 137Cs.
Обработка как легированной, так и перлитной стали золями оксида алюминия позволяет дополнительно снизить сорбцию радионуклидов: а) по 137Cs на легированной стали в 6 раз, а на перлитной стали - в 9 раз; б) по 60Co на легированной стали в 6 раз, а на перлитной стали - в 4 раза.
*Работа выполнена при поддержке гранта РФФИ, проект №14-41-08067.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
1. Малышев А.Б. О развитии ядерной энергетики в Российской Федерации // Бюллетень по атомной энергии. 2007. №8, С.17-19.
2. Radiation resistance of structural radiation-protective composite material based on magnetite matrix / R. N. Yastrebinskii, G. G. Bondarenko, V. I. Pavlenko // Inorganic Materials: Applied Research, 2016, Vol. 7, No. 5, pp. 718-723.
3. Морозова И.К., Громова А.И., Герасимов В.В. и др. Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов. Атомиздат. М.. 1975, 190 с.
4. Антропов Л.И. Теоретическая электрохимия. М.: 1975, 235 с.
5. Шаталов А.Я. Электрохимические основы теории коррозии металлов. Воронеж:, 1971. 220 с.
Yastrebinsky R. N., Pavlenko V.I.
DECREASE IN RADIOACTIVE POLLUTION OF THE SURFACE OF STEEL STRUCTURES
In work results of experiments on sorption of radionuclides on the surface of the alloyed and perlitny steel are presented and her communication with the size of equilibrium electrochemical potential is noticed. At transfer of steel to a passive state by passivation in nitric acid (рН =3) considerable decrease in sorption of radionuclides 60Co, 137Cs (at 7-10 times) in comparison with not passivated steel is observed. On stainless steel sorption 137Cs considerably surpasses sorption 60so whereas on the surface of perlitny steel which in these conditions is in an active state the return picture is observed - sorption 60so surpasses sorption 137Cs.
Processing as alloyed, and perlitny steel of a zolyama of oxide of aluminum allows to reduce sorption of radionuclides in addition: a) on 137Cs on the alloyed steel by 6 times, and on perlitny steel - by 9 times; b) on 60Co on the alloyed steel by 6 times, and on perlitny steel - by 4 times.
Key words: perlitny became, alloyed became, radionuclides, sorption, stationary potential, chemical processing, decrease in radioactivity
Павленко Вячеслав Иванович, доктор технических наук, директор химико-технологического института. Белгородский государственный технологический университет им. В.Г. Шухова. Адрес: Россия, 308012, Белгород, ул. Костюкова, д. 46. E-mail: belpavlenko@mail.ru
Ястребинский Роман Николаевич, кандидат физико-математических наук, доцент кафедры теоретической и прикладной химии.
Белгородский государственный технологический университет им. В.Г. Шухова. Адрес: Россия, 308012, Белгород, ул. Костюкова, д. 46. E-mail: yrndo@mail.ru
