Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации

Диссертация: Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Однако на момент начала проведения диссертантом исследований сведения о количественном распределении элементов отложений по высоте твэлов представлены в минимальном объеме и только для реакторов РБМК. Практически во всех публикациях результаты анализа отложений ограничены небольшим набором основных элементов, входящих в состав конструкционных материалов реакторов, и присутствующихв отложениях… Читать ещё >

Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • Глава 1. Анализ литературы по образованию поверхностных отложений и методам их исследования на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем
    • 1. 1. Основные характеристики ядерных реакторов и их водно-химических режимов, определяющие источники, элементный состав и структуру отложений на оболочках твэлов
    • 1. 2. Существующие методы исследования отложений

Актуальность работы. Развитие атомной энергетики России в среднесрочной перспективе определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года» ! Согласно этой программе, одной из ключевых задач является повышение: экономичности иконкурентоспособности продукции российских организации ядерного топливного цикла при сохранении высокой надежности и безопасности, которая в. значительнойстепени определяется надежностью тепловыделяющих элементов (твэлов);

Поверхностные отлржения являются одним из факторов-, влияющих на состояние материала оболочек твэлов. Рост отложений приводит к локальному перегреву оболочки и, как следствие, к ухудшению механических свойств ее материала. Кроме того, отложенияспособствуют ускорению коррозионных процессов на поверхности: твэлов. Механизм" локального разрушения оболочки под отложениями до конца не изучен, и для решения этой материа-ловедческой проблемысегодня актуально исследование химического состава отложений, особенно-в местах образования дефектов.

Важность задачи с одной стороны и ограниченный объем экспериментальных данных с другой способствуют разработкам: моделей поведения продуктов коррозии в теплоносителе и методик прогнозирования их накопления на твэлах реакторов. Тем не менее, экспериментальные данные являются наиболее достоверными и определяющими. Их ограниченное количество на, данный момент объясняется отсутствием технологий исследования^ элементов отложений, позволяющих получать результаты с высокими показателями точности и чувствительности, а также сложностью и дороговизной проведения подобных экспериментов. Практическая важность этой проблемы определяет актуальность выбранной темы исследования:

К моменту проведения настоящей работы, существующие методы по-слереакторных исследований отложений не удовлетворяли по метрологическим характеристикам, представительности исследуемой пробы и по числу контролируемых элементов. Поэтому стояла задача повышения информативности и достоверности результатов элементного распределения отложений на оболочках твэлов путем применения новой технологии послереакторного исследования, что обуславливает актуальность работы.

Целью работы • является, разработка технологии и получение экспериментальных данных количественного распределения поверхностных отложений на оболочках тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с водным теплоносителем.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• анализ данных о составе, структуре и методах исследования поверхностных отложений на оболочках твэлов из циркониевых сплавов реакторов РБМК, ВК-50, ВВЭР, зарубежных реакторов типа BWR и Р^й^Я;

• разработка дистанционного метода, включающего способ и устройство для снятия отложений в радиационно-защитных камерах с поверхности участков оболочки твэла различной длины;

• разработка методологии количественного элементного анализа отложений на циркониевых оболочках различного химического состава отработавших твэлов РБМК, ВК-50 и ВВЭР с использованием атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой;

• получение и анализ экспериментальных данных распределения элементов отложений по высоте твэлов реакторов РБМК, ВВЭР и ВК-50 с разным значением выгорания топлива.

Научная новизна.

1. Разработано устройство для дистанционного снятия отложений в радиационно-защитных камерах с участков оболочки твэлов реакторов РБМК, ВК-50 и ВВЭР. Научная новизна устройства подтверждена патентом на изобретение.

2. Разработан состав раствора, температурно-временной режим и технологические операции проведения процедуры полного снятия отложений с поверхности циркониевых оболочек. Научная новизна разработок подтверждена патентом на изобретение способа для снятия поверхностных отложений с протяженных изделий.

3. Разработана и метрологически аттестована методика количественного анализа элементов отложений на основе метода ИСП-АЭС, произведена адаптация серийного спектрометра Spectroflame Modula S для возможности исследования радиоактивных материалов, что позволило впервые применить метод ИСП-АЭС в реакторном материаловедении для анализа элементного состава отложений на оболочках отработавших твэлов.

4. Получены новые экспериментальные данные количественного распределения элементов* отложений по высоте оболочек отработавших твэлов реакторов РБМК-1000 для высоких значений выгорания 14,3—26,16 МВт-сут/кги, ВВЭР-1000 (среднее выгорание 38−58 МВт-сут/кгЦ) и ВК-50 (выгорание 18,3 МВт-сут/кгЦ).

5. Получены новые данные о структуре отложений в трещинах открытого типа слоя оксида циркония. Установлено, что отложения состоят из плотных и рыхлых участков, не разделенных послойно. Плотные отложения содержат до 90% оксида меди (СиО). В рыхлых отложениях, кроме оксида меди, присутствуют соединения элементов Fe, Si, Cr, Ni, Zn.

Практическая значимость.

1. Разработанная технология изучения поверхностных отложений на оболочках твэлов реакторов с водным теплоносителем внедрена и используется в ГНЦ НИИАР в процессе проведения послереакторных исследований сборок реакторов РБМК, ВВЭР и ВК-50, что расширило экспериментальные возможности исследования твэлов после эксплуатации. Дистанционный метод позволяет снимать отложенияв радиационно-защитных камерах с отдельных участков оболочки без нарушения целостности изделия, материала оболочки и оксидного слоя циркония (Акт о вводе в эксплуатацию установки для снятия отложений № 70/53 от 28.12.2006 г.).

2. Экспериментальные данные автора о накоплении элементов отложений на оболочках твэлов вошли в научно-исследовательские отчеты в обоснование работоспособности TBC ВВЭР-1000 Запорожской, Калининской АЭС, РБМК-1000 Ленинградской АЭС, ВК-50 (Акт о внедрении результатов диссертационной работы № 82/55 от 12.09.2011 г.).

На защиту выносится:

1. Дистанционный метод снятия отложений с поверхности циркониевых оболочек твэлов в радиационно-защитных камерах, включающий способ снятия-отложений и устройство для выполнения этой технологической операции,. позволяет с высокой точностью получать результаты распределения элементов отложений на участках оболочки твэла без нарушения целостности изделия, материала оболочки и поверхностного слоя-оксида циркония.

2. Разработанная методология количественного г анализа элементов’отложений на оболочках отработавших твэлов водо-водяных реакторов на основе метода атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно-связанной1 плазмой и адаптация спектрометра к условиям работы с облученными материалами позволяют получать результаты с низкими' значениями относительной погрешности (1,7. .5%) и высокой чувствительностью (до 0−01 нг/см3).

3. Для каждого типа реакторов: РБМК, ВВЭР и ВК-50 разработан, теоретически обоснован-и экспериментально проверен набор элементов, отложений, рекомендуемый^ для контроля методомИСП-АЭС после эксплуатации твэлов в штатных режимах.

4. По-результатам исследований количественного накопления элементов отложений на оболочках твэлов реактора РБМК-1000 Ленинградской АЭС (среднее выгорание 14,3−26,16 МВт-сут/кгЦ), ВВЭР-1000 Запорожской, Калининской АЭС (среднее выгорание 38−58 МВт-сут/кги) и ВК-50 (выгорание 18,3 МВт-сут/кги) установлено, что распределение элементов отложений неравномерно как по высоте твэлов, так и по процентному соотношению их содержания на единичном участке, выявлена структура отложений в трещинах открытого типа слоя оксида циркония.

Степень обоснованности научных положений и рекомендаций, сформулированных в диссертации.

Достоверность полученных научных результатов и выводов подтверждается:. воспроизводимостью полученных экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцовметрологической, аттестацией методик: исследований^ и использованием аттестованного оборудованияналичием системы обеспечения качества в ФГУГТ 'ТНЦ РФ НИИАР" в соответствии с государственной аккредитацией научной организации, свидетельство № 3656 от 29 января 2002 г., серия AHO 2 246, а также аттестатом аккредитации испытательной лаборатории (центра) № ИК 0008 (РОСС RU 0001 01 АэщОО.73.22.0008) от 19.02.2001 г.- верификацией методов исследований по результатам^ измерений другими методами и сравнением с литературными даннымиосновные результаты исследований обсуждались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях.

Апробация.работы и публикации.

По теме диссертационной работы опубликовано 25 научных работ, из них 4 статьи в журналах, рекомендованных ВАК, два патента на изобретения- 7 докладов в сборниках и трудах международных конференций, 5 статей в российских и зарубежных изданиях и 7 докладов в сборниках и трудах российских конференций.

Основные положения и результаты работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах, совещаниях и конференциях: международное научно-техническое совещание «Водно-химический режим АЭС», г. Десногорск, 14—16 октября 2003 г.;

XVII и XVIII Уральские конференции по спектроскопии, г. Ново-уральск, 12—15 сентября 2005 г. и 10—14 сентября 2007 г.- семинар координационного научно-технического Совета по реакторному материаловедению «Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации», Ди-митровград, 22—23 ноября 2005 г.;

VIII" и IX Российские конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 21—25 мая 2007 г. и 14—18 сентября 2009 г.;

IV и V Российские научно-технические конференции «Физические свойства металлов и сплавов», г. Екатеринбург 19—21 ноября 2007 г. и.

16—18 ноября 2009 г.;

9-ая, 10-ая и 11-ая международные конференции «Проблемы материалов в конструировании, производстве и эксплуатации оборудования АЭС», проводимых, соответственно, в г. Пушкин-Санкт-Петербург, 6—8 июня 2006 г., в г. Санкт-Петербург, 6—9 октября 2008 г. и в г. Пушкин-Санкт-Петербург, 14—18 июня 2010 г.;

6-я и 7-я международные научно-технические конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 19—21 мая 2009 г. и.

17−20 мая 2011 г;

The 47th Annual Meeting of the Working Group «Hot Laboratories and Remote Handling», Dimitrovgrad, JSC «SSC RIAR», 6−10 September, 2010.

Личный вклад автора.

Личный вклад автора определяется как основной в постановке задач, создании экспериментальной установки, разработке методологии изучения состава отложений, а также в проведении исследований и получении результатов, изложенных в диссертации. Анализ результатов данной работы проведен автором совместно с ведущими сотрудниками отделения реакторного материаловедения.

Структура диссертации.

Диссертационная работа состоит из введения, трех глав и выводов. Работа содержит 133 страницы, 35 рисунков, 26 таблиц и список литературных источников из 126 наименований.

Основные результаты и выводы.

1. Разработана технология изучения поверхностных отложений на оболочках отработавших твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем, основанная на применении методологии количественного элементного анализа отложений и дистанционного метода снятия отложений.

1.1. Разработан и внедрен дистанционный метод снятия отложений в радиационно-защитных камерах с поверхности оболочек твэлов. Для реализации метода разработаны и запатентованы устройство и способ, включающий состав водного раствора (60 объемных процентов соляной кислоты концентрацией 5,5 моль/дм и 20 объемных процентов азотной кислоты конценл трацией 12,5 моль/дм) и температурно-временной режим снятия отложений. Метод позволяет полностью снимать отложения с участков циркониевых оболочек твэлов без нарушения целостности изделия, материала оболочки и поверхностного слоя оксида циркония.

1.2. Разработана методология количественного элементного анализа отложений на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем с использованием метода атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой. Для* аналитических измерений определены спектральные линии контролируемых элементов и построены градуировочные графики, позволяющие достигать максимально низких пределов обнаружений (от 0,01 нг/см), оптимизирована операция подготовки пробы, установлены основные метрологические характеристики погрешности (относительная ошибка анализа для большинства элементов составляет 1,7.5%). Произведена адаптация серийного спектрометра Spectroflame Modula S для работы с облученными материалами.

2. Теоретически обоснован и экспериментально установлен набор контролируемых элементов по разработанной технологии изучения поверхностных отложений на оболочках отработавших твэлов ядерных реакторов РБМК, ВВЭР и ВК-50. Для реактора Вк-50 это Fe, Cr, Ni, Са, Mg, Na, Cu, Al,.

Si, Mn, Zn, Sn, Zr, Mo, Со, Nb, Ti, В. Для реактора РБМК следует исключить Ti и В, для реактора ВВЭР — Al и Sn.

3. Получены экспериментальные данные распределения элементов отложений по высоте оболочек твэлов РБМК-1000 Ленинградской АЭС в интервале среднего выгорания! 14,3- — 26,16 МВт-сут/кги (сплав Э110), ВВЭР-1000 Запорожской (сплав Э110) и Калининской (сплав Э635) АЭС в интервале среднего выгорания 38−58 МВт-сут/кги и ВК-50 с выгоранием 18,3 МВт-сут/кги (сплав Э110). Для всех реакторов установлена’неравномерность распределения’элементов отложений по высоте твэлов и по процентному соотношению их содержания на единичном участке. Участок оболочки твэла с максимальным содержанием коррозионно-активных элементов может не соответствовать участку с наибольшей массой отложений.

Для твэлов реактора РБМК-1000 установлено повышенное содержание основного элемента отложений — железа’на твэлах наружного ряда по* сравнению с твэлами внутреннего ряда нижнего пучка при сравнительно одинаковом распределении меди. Максимальная толщина отложений на внешнем твэле составила 3,6 мкм, на внутреннем — 1,5 мкм.

Для твэлов ВВЭР11 000'установлено, что основу отложений составляет железо с содержанием в среднем для сплава Э110 — 57%, для сплава Э635 — 69%. Расчетная величина максимальной толщины слоя отложений на оболочках исследованных твэлов РБМК и ВВЭР не превышает 5 мкм.

Для твэлов ВК-50 основу отложений* составляют медь и железо, соотношение Cu/Fe по высоте твэлов колеблется в интервале 1,24.3,19. Наибольшее количество' отложений расположено на нижнем участке твэлов, где отмечается локальное осыпание отложений:

4. Выявлена структура отложений, в полостях открытых тангенциальных трещинах слоя оксида циркония на оболочках твэлов РБМК-1000— участки плотной и рыхлой массы, не разделенные послойно. Плотные отложения содержат до 90% оксида меди (СиО). В рыхлых отложениях кроме оксида меди присутствуют соединения элементов Fe, Si, Cr, Ni, Zn. В местах выхода меди к оболочке твэла выявлены участки коррозионных повреждений, указывающие на существенный вклад элемента в развитие ноду-лярной коррозии.

Автор считает своим долгом выразить благодарность:

Рисованому В.Д. за руководство диссертационной работой, помощь и поддержку при написании диссертации.

Маркову Д.В., Лядову Г. Д., Чесанову В. В., Жителеву В. А., Кузьмину C.B., Филякину Г. В. за помощь в организации и проведении исследований.

Клочкову Е.П., Поленку B.C. и Прохорову В. И. за внесение замечаний, предложений, рекомендаций в процессе оформления диссертационной работы.

1.3.

Заключение

.

В опубликованных работах для реакторов с водным теплоносителем достаточно полно изложены процессы образования продуктов коррозии реакторных материалов и переноса их в теплоноситель, образования на поверхностях твэлов отложений, отмечено влияние составляющих отложения элементов на работоспособность оболочек твэлов.

Несомненно, определяющими при оценке и понимании процесса воздействия отложений на материал оболочек твэлов являются химические соединения, входящие в состав отложений. Тем не менее, немаловажную информацию несут и сведения количественного распределения элементного состава отложений как в виде соотношения между компонентами в пробе, так и в виде изменения содержания элементов на различных участках оболочки по высоте твэлов. Именно результаты элементного состава отложений позволяют выявить места их критического накопления и концентрирования коррози-онно-активных элементов, особенности и закономерности образования отложений в зависимости от условий эксплуатации твэлов и величины топливного цикла. Имея подробную информацию распределения элементного состава отложений, можно проводить дальнейшие материаловедческие исследования твэлов конкретно на высотных координатах, представляющих наибольший интерес для понимания физико-химического состояния поверхности оболочки.

Однако на момент начала проведения диссертантом исследований сведения о количественном распределении элементов отложений по высоте твэлов представлены в минимальном объеме и только для реакторов РБМК [24]. Практически во всех публикациях результаты анализа отложений ограничены небольшим набором основных элементов, входящих в состав конструкционных материалов реакторов, и присутствующихв отложениях в заметных, количествах (Fe, Cu, Ni, MnCr, Zr, Zn, Со), хотя из проведенного анализа? литературных данных, складывается значительно более полная картина о возможном’составе отложений^ (табл. 1.10). Кроме того, публикуемые результаты сложно трактовать правильно, поскольку нет привязки к высотной координате оболочки твэла и' совершенно непонятно:'это усредненные данные по всей высоте твэла или какого-то определенного участка оболочки? То есть результаты неоднозначны из-за зависимости от методов отбора-ианализа проб, i.

Показать весь текст

Список литературы

  1. В.Г., Клочков Е. П., Смирнов П. С. Исследование процессаобразования отложений на твэлах ядерных реакторов / Обзор.-М.: ЦНИИ-атоминформ, 1990. С. 68.
  2. Maintaing a good dose record at French PWR / Nucl. Engng Intern. 1990. V. 35. № 427. P. 33−36.3., Water chemistry technology maces steady-progress, contributing to operational safety of plants / Atoms in Japan. 1988. V. 321 № 5: P. 15−18.
  3. Г. А., Раевский И. И., Бибилашвили Ю. К. и др. Цирконии в атомной промышленности. Вып. 12. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах / Обзор: АИНФ 619, 1984. С. 72.
  4. J. е. а. In.: Proc. Specialists' Meeting on Examination of Fuel Assembly for Water Cooler Power Reactors. Vienna. IAEA. IWGFPT / 12. 1982.P. 62.
  5. B.B. Роль неразрушающего контроля в решении проблемы повышения выгорания ядерного, топлива в, реакторах PWR и BWR / Атомная техника за рубежом. 1983. № 1. С. 11−19.
  6. В.Ф., Хамьянов Л. П., Чудакова И. Ю. и др. Образование продуктов коррозии в теплоносителе и отложениях в контуре многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК-1000 / Теплоэнергетика. 2007. № 12. С. 55−58.
  7. В.Г. — В кн.: Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. СПб.: СИНТО, 1996. С. 264.
  8. П.Г., Еперин А. П., Беляев М. Б. и др. Отложения на основных конструкционных материалах реактора РБМК / Теплоэнергетика. 1978. № 6. С. 13−14.
  9. А.А., Москвин JI.H., Бредихин В. Я. и др. Анализ продуктов коррозии в тракте циркуляции теплоносителя АЭС с РБМК / Теплоэнергетика. 1984. № 11. С. 8−10.
  10. JI.H., Забелин А. И., Чечеткин Ю. В. и др. Распределение отложений и активности на поверхностях оборудования и коммуникаций одноконтурного реактора ВК-50 / Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 2. С. 122−126.
  11. Крицкий В: Г., Тяпков В. Ф., Белоус В. Н. и др. Анализ ведения водно-химических режимов АЭС с РБМК-1000 и основные направления их совершенствования / Теплоэнергетика. 2005. № 7. С. 26−35.
  12. D. е: а. Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981. v. 38. P. 718,
  13. В.П. Закономерности выделения вещества на теплопере-дающих:поверхностях под действием, термоэлектрических эффектов / Атом-. ная энергия. 1971. Т. 30- Вып. Г. О. 10−13.
  14. КН., Крутиков П. Г., Осминин 3.С. и др. В кн.: Продукты коррозии в контурах атомных станций: — М:-Энергоиздат, 1989. С. 168.
  15. A.C., Калашников В. В., Костров В. Н. и др. Конструкция и основные характеристики твэла ВВЭР-1000 / Атомная энергия: 197 Г. Т. 30. Вып. 2. С. 226−228.
  16. B.C., Вотинов С. Н., Сарычев В. М. и др. Исследование твэлов кассеты, проработавшей 17 000: ч в активной зоне реактора ВК-50 / Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 2. С. 228−231.
  17. Никулина А. В- Циркониевые сплавы в атомной энергетике / Металловедение и термическая обработкашеталлов. 2004. № 11. С. 8−12.
  18. A.B. Цирконийниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением / Металловедение и термическая обработка металлов. 2003. № 8. С. 7−12.
  19. В.А., Шамардин В. К., Андреева А. Б. и др. Материаловед-ческие исследования TBC реактора ВК-50 / Атомная энергия.- 1984. Т. 56. Вып. 3. С. 131−134.
  20. В.В., Евдокимов И. А. Влияние легирующих элементов на склонность циркониевых сплавов к нодулярной коррозии / Атомная энергия. 2009. Т. 106. Вып. 2. С. 94−99.
  21. JI.B., Терсин В. А., Рассохин Н. Г. и др. Оценка перехода в воду циркония при испытании5 сплава циркония в потоке воды высокой температуры/Теплоэнергетика. 1970. № 3. С. 57−58.
  22. Г. П., Новоселов А. Е. В'кн.: Радиационная стойкость циркония- и1 сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. — Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996. С. 176.
  23. А.И., Морозова И. К., Герасимов В. В. и др. О переходе продуктов коррозии сталей в воду и их отложениях на поверхностях* конструкционных материалов в статических условиях / Теплоэнергетика. 1970. № 6. С. 54−56.
  24. И.И., Разладин Ю. С. Борьба с накипеобразованием в теплообменниках.—Киев: Техника, 1986. С. 134.
  25. А.Б., Маершина Г. И., Кобылянский Г. П. Очаговая коррозия циркониевых сплавов. Факторы и механизмы / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1989. С. 42.
  26. И.К., Громова А. И., Герасимов В.В. и др. В кн.: Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов. — М.: Атомиздат, 1975. С. 280.
  27. Аас A.C. Условия работы и поведение твэлов / Proceedings of the Joint Topicel Meeting on Commercial Nuclear Fuel Technology Today. CNS. ISSN 0068−8517. Apr. 1975. C. 49.
  28. T.X., Мартынова О.И.— В кн.: Водные режимы тепловых и атомных электростанций. — М.: Высш. шк., 1987. С. 319.
  29. Т.Х. — В кн.: Атомные электрические станции. М.: Высш. шк., 1974. С. 359.
  30. H.A., Емельянов И. Я. В кн.: Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.
  31. Г. А., Рыбальченко И. Л., Хитров Ю. А. и др. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 12. Влияние водно-химического режима на поведение оболочек твэлов водо-водяных реакторов. / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1984.
  32. ОСТ 95 743−79. Качество теплоносителя атомных электростанций с реакторами типа РБМК, средства его обеспечения и контроля.
  33. ОСТ 95 10 259−87. Режим АЭС с РБМК-1500 водно-химический. Нормы качества водного теплоносителя основного контура и контура охлаждения системы управления и защиты, средства их обеспечения.
  34. Стандарт предприятия «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000м. СТП ЭО 0005−01. М.: Концерн „Росэнергоатом“, 2001.
  35. Trans. Amer. Soc. 1988. V. 56. P. 63−64. (Suppl.2).
  36. Reactor water chemistry conference /Nucl. Energy. 1990. V. 29, № 1. P. 8−9.
  37. О.И., Живилова Л. М., Субботина Н. П. В кн.: Химический контроль водного режима атомных электростанций. — М.: Атомиздат, 1980. С. 208.
  38. Г. А., Щепинова JI.C., Ямников B.C. Цирконий в атомной промышленности. Вып. 19. Отложения продуктов коррозии на твэлах реакторов BWR/ Обзор: М. ЦНИИатоминформ, 1991. С. 67.
  39. В.Г., Королев A.C., Березина И. Г. и др. Вынос продуктов коррозии с поверхности стали в. водный теплоноситель АЭС / Атомная энергия. 1985. Т. 59. Вып. 6. С. 401−408.
  40. A.A., Пыхтеев О. Ю., Москвин JI.H. Ультрадисперсные гидролитические полимеры железа (III) предшественникик коррозионных отложений в контурах АЭС с РБМК / Теплоэнергетика. 2001. № 8. С. 9−12.
  41. A.C., Колосков М. М., Каширский Ю.В. и др. В кн.: Марочник сталей и сплавов. -М.: Машиностроение, 2003. С. 784.
  42. Corrosion product buildup on LWR fuel rods. New-York: SM Stoller Corp. 1985.
  43. В.И. Механизм и мотематическая модель нодульной. коррозии циркониевых сплавов- пути повышения их коррозионной стойкости и- методология проведения испытаний / Вопросы атомной науки и техники.
  44. Герасимов В. В*., Громова А. И., Денисов В. Г. Оценка коррозии циркониевых сплавов в условиях эксплуатации / Атомная энергия. 1976. Т. 41. Вып. 1. С. 14.
  45. А.Г. — В кн.: Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1985.
  46. Н.И., Симановский Ю. М., Трапезников А.А.- В кн.: Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Атомиздат, 1982.
  47. Sedov V.M., Simanovsky Ju.M., Smirnov V.V. Decontamination of equipment and premises contaminated during operation of water-cooled nuclear power units / Peaceful Uses of Atomic Energy. Geneva, 1971 / IAEA, Vienna, 1972. Vol.2. P. 215−231.
  48. Герасимов В. В: — В кн.: Водный режим атомных электростанций -М.: Атомиздат, 1975.
  49. Ю.В., Брыков С. И., Трунов^.Б. Прогнозирование накопления отложений продуктов коррозии на теплообменных поверхностях парогенераторов ПГВ-ЮООМ/ Теплоэнергетика. 2001. № 8. С. 20−22.
  50. Brutschy Е.J. et.al. The behaviour of corrosion products in BWR’s / Corrosion of Reactor Materials / IAEA, Vienna, 1962. Vol.l. P. 133−159.
  51. Breden C.R. BWR technology status of the art report. V. 11. Water chemistry and corrosion. ANL-6562, Feb: 1963.
  52. Potesta A.M., Watkins R.M. A proposed water cooled reactors decon-'-tamination system / Energia Nucleare. 1961. V. 8, № 2. P. 99−104.
  53. Д.А.- В кн.: Курс коллоидной химии. — Д.: Химия, 1984.
  54. G.P. е.а. Van de Graaff study. Deposition of corrosion products under irradiation. WApD-ADC-96.
  55. Simon G.P. Van de Graaff study: third interim report on the deposition of corrosion products under irradiation. WAUD-BT-11. H. 18−28.
  56. В.А., Копчинский Г. А., Доленко A.B. и др. Поведение окислов железа в контуре АЭС с РБМК-1000 / Теплоэнергетика. 1979. № 12. С.53−55.
  57. Pourbaix Marcel. Atlas d’equilibres electrochimiques. Paris, 1963.
  58. M.A., Резников М. И., Толмачева И. К. Растворимость окислов меди в кипящей воде / Теплоэнергетика. 1973. № 11. С. 81−82.
  59. B.B. В кн.: Коррозия-реакторных материалов. — М.: Атомиздат, 1980. С. 256.
  60. И.А., Никифоров С. А., Еперин АЛ. и др. К вопросу о формировании отложений на поверхности' твэлов РБМК-1000' / Атомная энергия. 1985. Т. 59. Вып. 6. С. 405−409. .
  61. А.И., Пшеничников Б. В., Светышева Т. С. Отложения на твэлах АЭС ВК-50 / Атомная энергия. 1973. Т.34. Вып. 2. С. 81−84.
  62. Garlick A., Sumerling R., Shires G.L. Crud-Induced Overheating Defects in Water Reactor Fuel Pins / J. of British Nuclear Rnergy Society. 1977. V. 16. Л» 1. P. 77−80. ¦ Г
  63. Moon J-R. A metallographic examination of general white spottiny in oxide films on, Zircaloy-2 / Corrosion Science. 1968. V. 8. P. 109−110.
  64. B.B., Краснов A.M. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами / Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ .РФ НИИАР, 2000.Вып.З. С. 47−60.
  65. В.Г., Стяжкин П. С., Березина И. Г. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000 / Теплоэнергетика. 2000. № 7. С. 2−9.
  66. Р., Уэстуотер Дж. Плотность центров парообразования в процессе теплоотдачи при пузырьковом кипении / Вопросы физики кипения. М.: Мир, 1964. С.301−330.
  67. В.И., Мелихов О. И., Якуш С. Е. и др. Исследование разбавления бора в реакторе ВВЭР-1000-/ Теплоэнергетика. 2002. № 5. С. 22−26.
  68. Г. А., Чечина О. А., Ямников B.C. Цирконий в атомной промышленности. Вып: 18. Отложения продуктов. коррозии на твэлах реакторов PWR: / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1990. С. 40.
  69. Gadiyar H.S. Corrosion and hydriding of fuel cladding materials. Bha-bha Atomic Research Centre. India. Bombay, 1981.
  70. И.С., Красноперов B.M., Гусев Б. А. и др. Повышение эффективности вывода продуктов коррозии штатными фильтрами очистки теплоносителя из первых контуров водо-водяных реакторов (ВВР) / Теплоэнергетика. 1998. № 11. С. 17−19.
  71. В.В., Горбатых В. П. Кинетика образования питтингов при наличии меди в отложениях. / Теплоэнергетика. 2006. № 12. С. 68−71.
  72. Solomon Y., Roesiner I. Measurement of fuel element crud deposits in pressurized water reactors / Nucl. Tech. 1976. V. 29, N 5. P. 166−173.
  73. П.Г., Еперин А. П., Беляев М. Б. и др. Отложения на основных конструкционных материалах реактора РБМК / Теплоэнергетика. 1978. № 6. С. 13−16.
  74. Р.И., Пшеничный Г. А. Флуоресцентный рентгенорадио-метрический анализ / М.: Атомиздат, 1973. С. 225.
  75. О.И., Рогацкин Б. С. Отложений солей и продуктов коррозии в.проточной части турбин сверхкритических параметров,/ Теплоэнергетика. 1970. №-5. G. 50−54.
  76. И.И., Штернг З. Ю., Заричняк Ю. П. и др. Метод и результаты исследования внутритрубных образований, / Температурный-режим и гидравлика парогенераторов. JL: Наука- 1978. С. 21−32.
  77. Глебов В.П.', ЭскинН.Б., Зусман В. М. Влияние внутренних железо-окисных отложений на температурный режим работы труб радиационных поверхностей нагревашарогенераторов сверхкритического давления / Теплоэнергетика. 1980. № 4. G. 51−55.
  78. Э.Г. Атомно-эмиссионный анализ с индукционной' плазмой. Итоги науки и техники. Аналитическая химия. М.: ВИНИТИ, 1990. Т.2. С. 251.
  79. А.А., Данилова Д. А. Атомно-эмиссионный спектральный анализ с индуктивно связанной плазмой и тлеющим разрядом по Гримму. -Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ, 2002. С. 202.
  80. М., Уолш Д. Н. Руководство по спектрометрическому анализу с индуктивно-связанной плазмой. Пер. с англ. М.: Недра, 1988. С. 288.
  81. И.М. Метод аналитического контроля поверхностных отложений на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем // Заводская лаборатория. Диагностика материалов, 2009. № 11, Том 75. С. 3−7.
  82. Патент 2 263 161. МПК7 C23G /12. Способ получения проб продуктов отложений с поверхности оболочек циркониевых твэлов для проведения количественного анализа / И. М. Смирнова, И. Н. Кучкина, Г. Д. Лядов, Д. В. Марков // БИПМ. 2005. № 30. Ч. 3. С. 725.
  83. Н.П., Смыков В. Б., Шевченко H.H. Опыт эксплуатационных промывок испарителей парогенераторов энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-350 / Теплоэнергетика. 1997. № 8. С. 25−30.
  84. Н.П., Смыков В. Б., Иванов В. Н. Новая технология эксплуатационной химической промывки парогенераторов ВВЭР / Теплоэнергетика. 2002. № 7. С. 39−42.
  85. Бок Р. — В кн.: Методы разложения в аналитической химии. М.: Химия, 1984. С. 428.
  86. И.М., Кузьмин C.B., Филякин Г. В. Исследование поверхностных отложений на оболочках твэлов реактора РБМК-1000 / Сборник докладов Vin Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 2007. С.269−280.
  87. И.М., Филякин Г. В., Кузьмин С. В. Послереакторные исследования отложений на оболочках твэлов РБМК // Атомная энергия, 2008. Т. 105. Вып. 2. С. 113−115.
  88. Павлов.С.В., Сухих A. Bs, Сагалов С. С. Вихретоковые методы контроля в реакторном материаловедении. Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2010 г. С. 216.
  89. И.М., Кучкина И. Н., Костюченко А.Н1 и др. Определение состава продуктов отложений и толщины оксидной пленки на поверхности твэлов ВВЭР и РБМК // Атомная энергия, 2005. Т. 98. Вып. 1. С. 50−54.
  90. Патент 55 371. МПК7 C23G 3/00. Устройство для снятия поверхностных отложений с протяженных изделий / И. М. Смирнова, И. Н. Кучкина, Д. В. Марков, Д. С. Неугодников // БИПМ. 2006. № 22. Ч. 4. С. 918.
  91. Boss С.В. Concept, Instrumentation and Techniques in Inductively Coupled. Plasma Optical Emission Spectrometru / C.B. Boss, K.J. Fredeen. Per-kin Elmer, 1997.
  92. Смирнова И. М1, Марков Д. В. Результаты исследований поверхностных отложений на оболочках твэлов РБМК-1000 // Теплоэнергетика, 2010. № 7. С. 17−20.
  93. Smirnova I.M., Markov D.V. Results from Studies of Surface Deposits on the Claddings of Fuel Rods Uset in RBMK-1000 Reactors // Thei-mal Engineering, 2010. Vol.57, № 7, pp. 560−565.
  94. И.М., Марков Д. В. Результаты послерёакторных' исследований поверхностных отложений" на оболочках,: твэлов реактора РБМК-1000- Сборник трудов: НИИАРа. — Димитровград: ОАО «П-Щ НИИАР», 2009, вып.4, С. 15−22.
  95. Смирнова ИМ-, Марков Д. В. Результаты послереакторных: исследований}- поверхностных отложений на. оболочках твэлов реактора РБМК-1000 / Сборник докладов IX. Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 2009. 0.271−278. «'
  96. Smirnova I.M. A Method for Analytical Monitoring of Surface Deposits on Jackets of Fuel Elements of Reactors with Water Heat Carrier, 7 Inorganic Materials, 2010- Vol.46, No.15, pp. 1640−1644.
  97. В.В., Костюченко А. Н., Смирнова*И.М. и др. Результаты послереакторных исследований TBC РБМК-1000. Сборник трудов НИИАРа. — Димитровград: ОАО ТНЦНИИАР», 2010, вып. 3, С., 16−21.
  98. Т.И., Кашинский В:И, Семенов В. Н. и др. Влияние теплового потока на скорость образования отложений продуктов коррозии железа и меди в котлах // Теплоэнергетика, 2008. № 7. С. 2−5.
  99. В.В., Краснов A.M. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. 2000. Вып.З. С.47−60.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!