Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Разработка способов снижения коррозии оболочечного циркониевого сплава и повышение надежности ТВС РБМК-1000 при их эксплуатации и хранении ОЯТ

Диссертация: Разработка способов снижения коррозии оболочечного циркониевого сплава и повышение надежности ТВС РБМК-1000 при их эксплуатации и хранении ОЯТ
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Результаты работы докладывались на международном совещании МАГАТЭ по влиянию ВХР на поведение оболочек твэл (Чешская республика) в 1993 г., на IV и V межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград) в 1995 г. и 1997 г., на научных конференциях в Германии, США и Японии в 1997;1998 гг. Результаты работы вошли в отчеты ВНИПИЭТ, опубликованы в материалах МАГАТЭ, сборниках… Читать ещё >

Разработка способов снижения коррозии оболочечного циркониевого сплава и повышение надежности ТВС РБМК-1000 при их эксплуатации и хранении ОЯТ (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • 1. ВЛИЯНИЕ КАЧЕСТВА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ПАРАМЕТРОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС НА КОРРОЗИЮ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛ
    • 1. 1. Цикл топлива и условия его использования на АЭС с РБМК
    • 1. 2. Факторы, влияющие на коррозию сплавов циркония
      • 1. 2. 1. Кинетика коррозии циркония. Виды коррозии
      • 1. 2. 2. Влияние температуры и теплового потока
      • 1. 2. 3. Внутриреакторное облучение
      • 1. 2. 4. Паросодержание теплоносителя
      • 1. 2. 5. Влияние химии теплоносителя а) Влияние окислителей. б) Влияние водорода. в) Примеси. г) Добавки ингибиторов
      • 1. 2. 7. Факторы, влияющие на коррозию циркония в условиях хранения
    • 1. 3. Модели, описывающие коррозию сплавов циркония
      • 1. 3. 1. Физико-химические теории твердофазного окисления
      • 1. 3. 2. Моделирование внутриреакторной коррозии сплавов циркония
  • Выводы по главе 1
  • 2. РАЗРАБОТКА МОДЕЛИ КОРРОЗИИ ОБОЛОЧЕЧНОГО ЦИРКОНИЕВОГО СПЛАВА (гг+ 1%КЬ) В УСЛОВИЯХ АЭС
    • 2. 1. Физико-химическое обоснование модели
    • 2. 2. Модель равномерной коррозии
    • 2. 3. Модель нодулярной коррозии
    • 2. 4. Оценка применимости разработанной модели
  • Выводы по главе 2
  • 3. РАЗРАБОТКА СПОСОБОВ ПОВЫШЕНИЯ НАДЕЖНОСТИ ТВС РБМК-1000 ПРИ РАБОТЕ В РЕАКТОРЕ
    • 3. 1. Влияние коррозии на надежность твэл в условиях РБМК
    • 3. 2. Способы снижения коррозии циркония в активной зоне кипящего реактора
      • 3. 2. 1. Снижение концентрации железа в теплоносителе
      • 3. 2. 2. Дозирование меди, как способ снижения концентрации радиолитической перекиси водорода
    • 3. 3. Опытно-промышленная проверка влияния меди на радиолиз воды
    • 3. 3. Л. Условия проведения испытаний
      • 3. 3. 2. Результаты и их обсуждение
    • 3. 4. Разработка способа повышения надежности ТВС
  • Выводы по главе 3
  • 4. ОПТИМИЗАЦИЯ ТЕХНОЛОГИИ ДЛИТЕЛЬНОГО ПРОМЕЖУТОЧНОГО ХРАНЕНИЯ ОЯТ РБМК
    • 4. 1. Коррозионное поведение
  • ОТВС РБМК при промежуточном хранении ОЯТ
    • 4. 1. 1. Оценка коррозионного состояния конструкционных материалов
  • ОТВС и пеналов при хранении ОЯТ
    • 4. 1. 2. Оценка факторов, влияющих на низкотемпературную коррозию конструкционных материалов в условиях промежуточного хранения
    • 4. 2. Разработка способа оптимизации условий хранения ОТВС в пеналах ХОЯТ
    • 4. 2. 1. Теоретическое и экспериментальное обоснование применения ингибиторов на основе смеси СаО+СаСОЗ
    • 4. 2. 2. Опытно-промышленная проверка способа оптимизации режима хранения ОЯТ
  • Выводы по главе 4
  • ВЫВОДЫ

Одной из проблем эксплуатации АЭС является преждевременный выход из строя тепловыделяющих сборок (TBC), от надежности которых в значительной степени зависят работоспособность реактора, многие технико-экономические характеристики всей АЭС, а также поведение реактора в аварийных условиях.

Наиболее сильное влияние на вероятность нарушения герметичности циркониевых оболочек тъэлов оказывает следующая группа факторов: воздействие теплоносителя (общая и локальная коррозия оболочки твэла) — процессы, происходящие внутри твэла (взаимодействие оболочки твэла с топливом и продуктами деления) — потеря механической прочности за счет наводороживания материала оболочки твэладефекты изготовлениямеханическое повреждение сборок.

В целом надежность эксплуатации TBC определяется исходными механическими свойствами материала оболочки твэлов, физическими параметрами эксплуатации и химическим фактором — составом теплоносителя.

С увеличением длительности кампании роль химического фактора становится ведущей в определении индивидуального для каждого блока количества разгерметизированных TBC сверх некоего минимума, обусловленного одинаковым для всех блоков числом дефектов конструкционного материала и изготовления. При этом усиливается равномерная и появляется нодулярная коррозия, особенно в месте контакта с дистанционирующими решетками. Величина нодулей достигает в отдельных случаях 290 мкм. (По правилам ядерной безопасности глубина локальной коррозии не должна превышать 18% от исходной толщины оболочки — 162 мкм).

Выгруженное с такими повреждениями отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) поступает на хранение в пристанционное хранилище (ХОЯТ), где по проекту должно храниться до 10 лет. Из-за остаточного энерговыделения в воде пеналов продолжают протекать процессы коррозии, приводящие к существенному ухудшению пластических свойств оболочек и к разгерметизации твэлов.

Все эти и другие факторы должны учитываться при формировании требований к химии воды реактора и сред хранения для конкретных условий работы твэла. Важно правильно понять механизм процессов, происходящих на поверхности оболочки твэла, чтобы принять меры, в максимальной степени ослабляющие отрицательное воздействие химических и физических факторов на коррозионную стойкость оболочки твэлов.

Данная работа посвящена теоретическому и экспериментальному изучению влияния физических и химических факторов на коррозионное поведение циркониевых сплавов в условиях эксплуатации реакторов РБМК-1000, созданию феноменологической модели, позволяющей прогнозировать коррозию циркониевых оболочек твэлов в условиях легководных реакторов и разработке способов регулирования качества теплоносителя и водных сред хранения с целью снижения коррозии циркониевых оболочек твэлов и повышения надежности TBC при их работе в активной зоне и при длительном безопасном хранении ОЯТ в водных бассейнах.

Актуальность работы. В современных условиях в свете решений 5-ой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (г.Димитровград, 8 -12 сентября 1997 г.), которая в целях повышения радиационной безопасности и снижения радиоэкологического риска рекомендует интенсифицировать работы по экспериментальному и теоретическому изучению поведения конструкционных материалов реакторов типа РБМК и ВВЭР в условиях отклонения качества ВХР от нормы (особенно при высоких выгораниях), по проблемам безопасного длительного водного хранения отработавшего ядерного топлива, по созданию теоретических моделей поведения конструкционных материалов с целью прогнозирования ресурса элементов активных зон и при существующей тенденции роста степени обогащения и выгорания топлива, возврата его на дожигание, повышения требований к надежности и безопасности эксплуатации TBC, увеличения сроков «мокрого» хранения до 50 и более лет предлагаемая работа является чрезвычайно актуальной.

Цель работы. В связи с требованиями практики по увеличению выгорания топлива и сроков хранения ОЯТ, по итогам анализа результатов исследований по механизмам коррозии циркониевых оболочек в условиях АЭС с РБМК-1000 сформулированы следующие задачи исследования:

1) Экспериментальное и теоретическое исследование влияния состава теплоносителя (продуктов радиолиза и примесей) на коррозионное поведение циркониевого сплава Zr+l%Nb в условиях облучения.

2) Разработка модели коррозионного поведения циркониевого сплава Zr+l%Nb в зависимости от влияния физических и химических параметров в условиях эксплуатации легководных реакторов, выявление связи надежности TBC с параметрами среды охлаждения.

3) Разработка способов снижения коррозии (на основе применения ингибиторов) циркониевого оболочечного сплава в условиях работы TBC в активной зоне РБМК-1000 и при хранении ОЯТ в водных бассейнах.

Научная новизна. Впервые предложена модель коррозионного поведения оболочек твэлов в условиях АЭС, учитывающая одновременно и физические, и химические параметры среды при эксплуатации TBC в активной зоне и хранении ОЯТ в водных бассейнах.

Установлено, что ускорение коррозии сплавов циркония под действием облучения обусловлено взаимодействием двуокиси циркония с радиолитической Н2О2 с образованием на поверхности термически нестойких соединений Zr03 ¦ 11Н2О: Zr02 + 2Н2О2 ZrOa H2O+I/2O2.

Эта неизвестная ранее закономерность зарегистрирована РАЕН как научное открытие (Диплом № 67).

По результатам теоретических и экспериментальных исследований разработаны способы снижения коррозии циркониевого сплава и повышения надежности TBC РБМК-1 ООО при их эксплуатации в активной зоне и длительном хранении ОЯТ в водных бассейнах, основанные на применении ингибиторов и подтвержденные патентами и авторскими свидетельствами. Достоверность полученных результатов подтверждается применением совокупности современных методов исследования (электрохимических, коррозионных, термодинамических и математических), соответствием теоретических выводов и экспериментальных результатов, опытом эксплуатации.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

1. Разработанные способы снижения коррозии оболочечного сплава Zr+l%Nb позволяют повысить надежность эксплуатации TBC РБМК-1000 в условиях роста степени обогащения и выгорания топлива.

2. На основе предложенного нами способа регулирования качества теплоносителя введением продуктов коррозии меди в КМПЦ РБМК-1000 разработана программа крупномасштабного внедрения на ЛАЭС.

3. Разработанный способ снижения коррозии циркониевого сплава при хранении ОЯТ в водных бассейнах на основе ингибитора СаО+СаСОз внедряется в ХОЯТ. Сроки безопасного хранения ОТВС в водных бассейнах, осуществляемого по разработанной технологии, могут быть увеличены до 50 — 100 лет (против проектных 10 лет).

В результате проведения работ автором на защиту выносятся:

1. Физико-химическое обоснование механизма коррозии, трактовка влияния состава теплоносителя (примесей и продуктов радиолиза) на коррозионное поведение оболочечного циркониевого сплава в модельных растворах и теплоносителях АЭС.

2. Феноменологическая модель коррозии оболочек твэл в условиях эксплуатации легководных реакторов.

3. Способы снижения коррозии циркониевых оболочек твэл при их работе в активной зоне реактора и при хранении ОЯТ в водных бассейнах выдержки, заключающиеся в использовании ингибиторов коррозии.

Личный вклад автора.

Автор диссертации:

1) Провел анализ совместного влияния физических и химических параметров теплоносителя на механизм коррозии циркониевых сплавов и определил основные факторы, влияющие на коррозию циркониевых оболочек при их эксплуатации в активной зоне реактора и при хранении ОЯТ в водных бассейнах.

2) Сделал предварительную оценку влияния этих параметров на коррозию Zr и определил структуру и форму уравнений математической модели.

3) Провел комплекс лабораторных электрохимических, гравиметрических и микроскопических исследований по влиянию перекиси водорода на усиление коррозии циркониевых сплавов в условиях эксплуатации TBC и хранения ОЯТ РБМК-1000 и подбору ингибиторов коррозии циркониевых сплавов в условиях активной зоны РБМК и в условиях хранения в бассейнах выдержки.

4) Определил цели и задачи промышленных испытаний.

5) Обработал эксплуатационные данные о влиянии состава теплоносителя на надежность TBC.

Апробация работы.

Результаты работы докладывались на международном совещании МАГАТЭ по влиянию ВХР на поведение оболочек твэл (Чешская республика) в 1993 г., на IV и V межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (г.Димитровград) в 1995 г. и 1997 г., на научных конференциях в Германии, США и Японии в 1997;1998 гг. Результаты работы вошли в отчеты ВНИПИЭТ, опубликованы в материалах МАГАТЭ, сборниках докладов ряда конференций, в журнале «Теплоэнергетика» (№ 7, 1998 г.). Разработанная модель под названием «Russian models» вошла в IAEA-TECDOC-996.

Результаты работы могут быть использованы на отраслевом уровне, МСЗ, ВНИИНМ, ВНИИАЭС, НИАР и АЭС при конструировании TBC, выработке требований к теплоносителям АЭС с реакторами РБМК-1000.

Структура и объем диссертации

.

Диссертация содержит теоретическую (разработка модели) и экспериментальную часть и состоит из введения, четырех глав, выводави приложений.

выводы.

1. Выявлены основные факторы, влияющие на коррозию циркониевого оболочечного сплава при эксплуатации и при хранении ОЯТ:

— в активной зоне — температура, нейтронный поток, паросодержание, концентрация перекиси водорода и продуктов коррозии;

— в ХОЯТ — содержание перекиси водорода и примесей.

2. Проведено исследование влияния концентрации перекиси водорода на коррозию циркониевого сплава гг+1%№> при 300 °C. Установлено, что облучение действует на электрохимическое поведение циркониевого сплава адекватно образующейся при этом перекиси водорода. Действие перекиси водорода носит нелинейный характер и при концентрациях, соответствующих концентрациям Н2О2 в активной зоне РБМК-1000 (Стог > 1 мг/л), способно вызвать ускоренную коррозию оболочечного сплава за счет образования нестойких быстрорастворимых соединений типа 2г0з-пН20. Результаты исследований признаны РАЕН научным открытием и официально зарегистрированы в декабре 1997 г.

3. Впервые создано модельное описание совместного влияния физических и химических факторов на коррозию циркониевого оболочечного сплава в условиях эксплуатации легководных реакторов.

Произведен выбор химических параметров, которые влияют на коррозию циркония и могут быть оптимизированы в процессе работы реактора. Впервые учтено влияние содержания примесей в теплоносителе и паросодержания.

Расчетные формулы проверены на основе экспериментальных и эксплуатационных данных по коррозии циркониевых оболочек твэл в исследовательских петлях и на АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР.

4. Химическая основа модели базируется на влиянии температуры, величины рНт и концентрации перекиси водорода на растворимость продуктов коррозии циркония. Модель описывает коррозию циркониевого сплава во всем цикле топлива на АЭС с РБМК-1000 (при нормальной эксплуатации TBC в активной зоне и при хранении ОТВС в водных бассейнах) и может быть использована для прогнозирования влияния изменений качества ВХР на коррозию циркониевого сплава и при разработке способов снижения коррозии.

5. Исследовано совместное влияние продуктов коррозии меди и железа на дефектность TBC при эксплуатации в активной зоне РБМК-1000 и определена область оптимальных соотношений их концентраций.

Разработан способ повышения надежности TBC при эксплуатации в активной зоне реактора РБМК-1000, основанный на введении в теплоноситель ингибитораионов меди в количестве 3−16 мкг/кг в виде продуктов коррозии меди при поддержании соотношения концентраций меди и железа в пределах от 1 до 3.

На разработанный способ получено положительное решение на выдачу патента.

6. Исследовано влияние компонентов системы СаО-СаСОз-НгО на коррозию циркониевого сплава и нержавеющей стали при хранении ОЯТ в водных бассейнах и разработан способ снижения коррозии циркониевого сплава Zr+l%Nb в этих условиях, основанный на применении в качестве ингибитора смеси СаО+СаСОз в соотношении 2:1 в количестве 3 г/л. Применение способа позволит увеличить срок хранения ОТВС до 50 и более лет.

На разработанный способ получен патент и начато внедрение в ХОЯТ.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Н.А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М., Атомиздат, 1980,208 с.
  2. А.С., Никулина А. В., Решетников Н. Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике. М., Энергоатомиздат. 1994. 256 с.
  3. Ф.Г., Бибилашвили Ю. К., Головнин И. С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Кн.1. М., Энергоатомиздат, 1995.
  4. И.Я., Михан В. И., Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1982.
  5. И.Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки. М., Энергоатомиздат, 1986.
  6. Corrosion of Zirconium alloys in nuclear power plants. IAEA, Vienna, 1993. IAEA-TECDOC 684.
  7. Г. П., Новоселов A.E. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. Под ред. В. А. Цикалова. Димитровгад, 1996.
  8. В.Б., Канашов Б. А., Кузьмин В. И. и др. Исследование работоспособности твэлов реакторов ВВЭР-1000. Сб.докл. Третьей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 27−30 октября 1992 г. Димитровград, 1994, т.1, с.73−87.
  9. В.А., Давыдов Е. Ф., Шамардин В. К. и др. К вопросу коррозионно-механического поведения сплавов циркония в условиях облучения. Препринт. НИИАР-32(485). Димитровград, 1981.
  10. .Г., Герасимов В. В., Бенедиктова Г. И. Коррозия циркония и его сплавов. М., Атомиздат, 1967. 260 с.
  11. Сох В. Oxidation of Zirconium and its Alloys. Advances in Corrosion Science and Technology, 1976, Vol.5, P.278−291.
  12. Evans U.K. The corrosion and oxidation of metals. Lond., 1960.
  13. Douglass D.L. Corrosion mechanism of zirconium and its alloys. U.S. Atomic Energy Commission. GEAP-3999, 1963.
  14. Dawson J.K. et al. Electrochem. Tech. 4, 137,1966.
  15. Cabrera N., Mott N.F. Repts. Progr. Phys., 12, 162, 1949.
  16. Engell H., Hayffe K.Z., Electrochem., 58,476, 1956.
  17. Uhlig H.H. Acta metallurgica, 541, 1956.
  18. Cox B. Mechanism of oxide film growth and breakdown on zirconium and Zircaloy-2. J.Electrochem. Soc., 108, 1961, p.24−30.
  19. Cox B. J.Nucl. Energy. Part. B, 2, 166, 1962.
  20. Vrtilkova V., Valach M., Molin L. Oxiding and hydriding properties of Zr-l%Nb cladding material in comparison with Zircaloy. IAEA-TECDOC-927. Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behavior, 1993.
  21. David G., Geschier R., Roy C. Etude de la croissance de l’oxyde sur le zirconium et le Zircaloy-2. J. Nucl. Mater.38 (1971) 329−339.
  22. Van der Linde Cladding Metallurgy Quarterly, Vol. 11, Jan.-Mar., 7−19, 1972.
  23. Urquhart A.W., Vermilyea D.A. A preliminary correlation between the accelerated corrosion of Zircaloy in BWRs and in high temperature high pressure steam. J. Nucl. Mater. 62, 1976, p. l 11−114.
  24. Papers on nodular corrosion. Zirconium in the Nuclear Industry: 7th Int. Symp., ASTM-STR-939, (Adamson R.V., Van Swam L.F.P. eds.), American Society for Testing and Materials, W. Conshohocken, PA., 1987.
  25. Cox B. Proceeding of conference on reactor metallurgy. Alushta, USSR, June 1978.
  26. Papers on nodular corrosion, Zirconium in the Nuclear Industry: 7th Int. Symp., ASTM-STR-633, (Johnson A.B., and Horton R.M.), American Society for Testing and Materials, 1977, p.295−311.
  27. Ф., Хольцер P. Водная коррозия твэлов LWR. Атомная техника за рубежом. № 10, октябрь, 1993. с.20−29.
  28. Gadiyar H.S. Corrosion and hydriding of fuel cladding materials. Bombay, India, 1981.
  29. Цирконий в атомной промышленности. Выпуск 12. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах. Обзор по зарубежным источникам 1975−1982 гг. Москва, 1984.
  30. Ф., Хольцер P. Водная коррозия твэлов LWR. 4. II Атомная техника за рубежом. № 11, ноябрь, 1993.
  31. Garzarolli F., Jung W., Schoenfeld H., Garde A.M., Parry G.W., Smerd P.G. Waterside corrosion of Zircaloy fuel rods. U.S. Rep. EPRI-NP-2789, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA., 1982.
  32. Thomazet J. et al. Power reactor experience and experimental program to control crud build-up on fuel. IAEA Specialists Mtg., San Miniato, Italy, IAEA, Vienna, 1981.
  33. Справочник. Защита от коррозии, старения и биоповреждений машик, оборудования и сооружений. В 2-х т. Т.1. Под ред. А. А. Герасименко. М., 1. Машиностроение, 1987.
  34. Ф. Коррозия и защита от коррозии. Л., Химия, 1967, 710 с.
  35. Rybalchenko I. Water chemistry aspects of power reactor development. Specialists meeting on influence of power reactor water chemistry on fuel cladding reliability. Italy, San Miniato, 1981, IAEA, IWGFPT/11, 1981, p. l3−21.
  36. Cowan R.L., Marble W.J. Hydrogen water chemistry effects on BWR radiation fields. Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA., Report TR-101 463, 1992.
  37. Bignold G.J., C.H. de Whalley, Garbett K., et al. // Proc. 8th Int. Congress Metallic Corrosion, DECHEMA, West Germany, 1981, V. l 1, p.1548.
  38. Fizotti C. Survey of fuel cladding to coolant physicochemical interaction in water-cooled power reactors. Specialists meeting on influence of power reactor water chemistry on fuel cladding reliability. Italy, San Miniato, 1981, IAEA, IWGFPT/11, 1981.
  39. В.Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. С.-Пб.: СИНТО, 1996,264 с.
  40. Bramweel I.L., Parsons P.D., Tice D.R. Corrosion of Zircaloy-4 RWR fuel cladding in lithiated and borated water environments. Proc. 9th Int.Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, Kobe, Japan, Nov.5−8, 1990, ASTM-STP-1132, 1991, p.628.
  41. Т.Ф., Крицкий В. Г., Тихонов Н. С. Современные тенденции хранения отработавшего ядерного топлива. Обзор. J1.: ВНИПИЭТ, 1989, 29 с.
  42. Umezono A. Nucl.Sci. Abstrs., 15, Abstr. 1153а, 1961.
  43. В.В. Теоретические основы коррозии металлов. Л., Химия, 1973,214 с.
  44. Hauffe К. Oxidation of metals. Plenum, N.-Y., 1965.
  45. Fromhold A.T., Jr., Theory of metal Oxidation. Vol.1, Fundamentals, North-Holland, Amsterdam, 1976.
  46. Tammann G. Zeitschrift fur anorganische und allgemeine. Chem., 11, 1920, 78.
  47. Van Swam L., Shann S.N. The corrosion of zircaloy-4 fuel cladding in pressurized water reactors. Zirconium in the Nuclear Industry. 9th Int.Symp., ASTM-STP-1132, American Society for Testing and Materials. W. Conshohocken, PA, 1992, p.758−781.
  48. Polley M.V., Evans N.E. A comparison of zircaloyoxide thickness on Millstone-3 and North Anna-1 PWR fuel cladding. U.S. Report TR-102 826, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, 1993.
  49. Cox, B. Modelling the corrosion of zirconium alloys in nuclear reactors cooled by high temperature water. Proc. NATO Adv. Research Workshop on Modelling Aqueours Corrosion, RNEC Manadon, Plymouth, UK, NATO, ASI Series E., Vol.266, Kluwer Acad.
  50. Pub., Dortrecht, 1993, p. 183−200.
  51. Cox, B. A new model for the in-reactor corrosion of zirconium alloys. Proc. IAEA Tech. Comm. Meeting on the Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour, Rez, Czech. Rep., Oct. 1993 IAEA-TECDOC-927, Vienna, 1997, p.91−110.
  52. Motta А.Т., Lefebvre F., Lemaignan C. Amorphisation of precipitates in Zircaloy under neutron and charged particle irradiation. Zirconium in the Nuclear Indastry. 9th Int.Symp. ASTM-STP-1132, 1991, p.718−739.
  53. Garde A.M. Gauses of a second transmission point occuring during oxidation of zirconium alloys. Corrosion, 18, 1962, p.33−36.
  54. Cox B. An assessment of irradiation corrosion mechanisms for zirconium alloys in high temperature water. Materials presented for IAEA CS on Influence of Radiation on Corrosion of Structural Materials. IAEA, Vienna, Austria, June & December 1989.
  55. В.Г., Березина И. Г., Петрик Н. Г. Разработка физико-химической модели коррозии циркониевых сплавов и поведения продуктов коррозии в контурах АЭС. Отчет ВНИПИЭТ по дог.№ 234/603.
  56. Maroto A.J.G. and al. Crowth and characterization of oxide layers on zirconium alloys. IAEA Meeting on Influence of Water Chemistry on Fuel Cladding Behaviour. Rez, Czech Republic, October 04−08, 1993.
  57. V.G., Kritskij A.V., Berezina I.G., Svobodov A.A. «Solubility Zr-oxide and effect of water chemistry on Zr+l%Nb cladding corrosion». 13 Symposium on Thermophysical Properties June 22−27, 1997, Boulder, Colorado, USA.
  58. A.B. Растворимость продуктов коррозии циркония и хрома в водных растворах при 298−623 К. Автореф. дис. канд. хим. наук. СПб., 1992.
  59. Burns w.G., Moore Р.В. Water radiolysis and its effect upon in-reactor Zircaloy corrosion.- Radiation Effects, 1976, Vol.30, P.233−242.
  60. A.K., Улько H.B. Перекисные комплексы циркония. Укр.хим.ж., 1960, т.26, с.290−295.
  61. С.З., Ладейникова JI.B. Перекисные соединения циркония как продукты взаимодействия гидроокиси с перекисью водорода. Изв. АН СССР. Отд.хим.н. 1961, с.1169−1175.
  62. П. Технология воды энергетических реакторов. Перевод с англ. М.: Атомиздат, 1973, с. 328.
  63. В.Г., Гарусов Ю. В., Шмаков JI.B., Березина И. Г., Стяжкин П. С. Закономерность коррозии циркониевых сплавов в средах в условиях облучения. Открытие ЛАЭС. Диплом № 67 на открытие Российской Академии естественных наук от 25.12.97.
  64. Garzarolli F. and Holzer P. Waterside corrosion performance of loght water power reactor fuel Nuclear Energy, 1992, V.31, № 2, p.65−86.
  65. Kritskij V.G. Influence of water chemistry regimes on fuel cladding failure in LWRs. IAEA TECDOC-709 Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experiments, Mechanisms and Management. VIENNA, 1993, p.282.
  66. В.Г., Доильницына B.B., Петрик Н. Г., Березина И. Г. Влияние водно-химических режимов и параметров эксплуатации на коррозию оболочек и надежность твэлов легководных реакторов. IV Межотрасл.конф., Димитровград, 1995.
  67. Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experiments, Mechanisms and Management. TECDOC-709, VIENNA, 1993, p.39.
  68. В.Г., Доильницына В. В., Березина И. Г. Моделирование коррозии циркониевых сплавов в теплоносителях АЭС. V Межотрасл.конф., Димитровград, 1997.
  69. В.Г., Доильницына В. В., Шманцарь О. П., Лебедев В. И., Гарусов Ю. В. Анализ влияния параметров ВХР на отказы ТВС на АЭС. Теплоэнергетика, № 7, 1995, с.7−11.
  70. Надежность и эффективность в технике: Справочник. В 10 т. Ред. совет: В. С. Авдуевский (пред.) и др. М.: Машиностроение, 1990. (В пер.). Т.8: Эксплуатация и ремонт/ Под ред. В. И. Кузнецова и Е. Ю. Барзиловича. 320 с.
  71. ГОСТ 26 841–86 Режим атомных электростанций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Нормы качества водного теплоносителя основного контура и контура системы управления и защиты, средства их обеспечения.
  72. Modeling Hydrogen Water Chemistry for BWR Applications. NP-6386 Research Project 2816−12. Final Report. June 1989. Prepared by GE NUCLEAR ENERGY.
  73. Hayashi Y., Matsumoto T., Kuzushima M., Muramoto T., Okubo T. Fuel failure at Hamaoka Unit 1. IAEA TECDOC-709 Fuel Failure in Normal Operation of Water Reactors: Experiments, Mechanisms and Management. VIENNA, 1993, p. 128.
  74. Перекись водорода и перекисные соединения. Под ред.проф. М. Е. Позина. M.-JI.: ГХИ, 1951,475 с.
  75. А.О. Радиационная химия воды и водных растворов. М.: Госатомиздат, 1963.
  76. Отчет ВНИПИЭТ «Теоретическое и экспериментальное исследование термодинамических свойств примесей в водных теплоносителях АЭС». (Заключительный). Инв.№ 5690. Л.: 1988, 273 с.
  77. McDuffie H.F., Compere E.L., Stone Н.Н. е.а.// J.Phys.Chem. 1958. Vol.62.
  78. Оценка воздействия катионов меди на повышение надежности ТВС РБМК-1000. Отчет ВНИПИЭТ. Договор № 142/22 706/119н, при. к исх№ 0922−3970.
  79. Marsh G.P., Taylor K.J., Kryan G., Worthington S.E. Corrosion science. Vol.26, № 11, 1986, p.971−982.
  80. ГОСТ 26 280–84 Режим атомных электрических станций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Показатели качества вспомогательных систем.
  81. Снижение интенсивности выхода из строя ТВС и выноса радиационно-опасных радионуклидов. Сбор исходных данных и анализ реальных тепловых схем различных блоков АЭС с РБМК-1000. Отчет ВНИПИЭТ. Договор № 74/22 706, прил. к исх.№ 0922−8745б 1993.
  82. Л.М., Куравлев Г. И. Химия и технология ферритов. Л., Химия, 1983,256 с.
  83. С. Химическая физика поверхности твердого тела. Пер. под.ред.Ф. Ф. Валькенштейна. М., Мир, 1980,488 с.
  84. И.Г., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С., Еперин А. П. и др. Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов. Положит, решение о выдаче патента на изобретение № 96 107 512/25(13 144) от 19.04.96.
  85. BWR water chemistry guidelines 1993 Revision. Normal and Hydrogen Water Chemistry.
  86. И.А., Калязин H.H., Шульгин A.B. и др. Отчет ВНИПИЭТ «Исследования надежности приреакторных бассейнов, поведение негерметичных кассет и пеналов». Инв.№ 050. Л., 1990,65 с.
  87. И.А., Андреева А. В., Маершина Г. И. и др. Исследование надежности конструкционных элементов ОТВС после длительного хранения в ХОЯТ. Отчет ВНИПИЭТ, НИИАР ЛАЭС. Инв.№ 2543, 1989, 94 с.
  88. Varovin I.A., Eperin А.Р., Nikiforov S.A. Behaviour of RBMK spent fuel assemblies in water cooled pools. Long Term. Wet Spent Fuel Storage, IAEA-TECDOC-418, Vienna, 1987, 113 p.
  89. Yan N.-L. Corrosion comparisons between zirconium and titanium. Werkst. una korros. 1992. V.48, № 7, s.358−368.
  90. Отчет НИКИЭТ «Ускоренное моделирование коррозионных процессов на элементах каркаса и гаэлах ТВС» по теме 1−00.05−03−02.91−1952К 150−02 34.310 ОТ. М., 1994, 18 с.
  91. Протокол механических испытаний сварных соединений ячеек ДР TBC, утвержденный В. Г. Аденом. М., 1992, 23.5018 Пр.
  92. И.Г., Крицкий В. Г., Стяжкин П. С. и др. Отчет по теме 3/2 603 «Разработка рекомендаций по обеспечению безопасного хранения отработавшего топлива». ВНИПИЭТ. 1991. 22 с.
  93. И.Л. Ингибиторы коррозии. М., Химия, 1977, 380 с.
  94. В.Г., Шмаков Л. В., Березина И. Г. и др. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки. Патент RU 2 034 346 приоритет от 29.04.1992. Бюл.№ 12 30.04.95.
  95. А.П., Жуков А. П. Кислородная коррозия оборудования химических производств. М., Химия, 1985, 240 с.
  96. А.П., Власов В. И., Головачев М. Г. и др. Применение гидроксида кальция для предупреждения питтинговой коррозии нержавеющей стали. Ж. Защита металлов, Т.20, 1984.
  97. И.А., Калязин H.H., Шульгин A.B. и др. Обследование надежности приреакторных бассейнов, поведения негерметичных кассет и пеналов. Отчет о НИР, ВНИПИЭТ, Л., 1990. Инв.№ 6050, 77 с.
  98. В.Г., Стяжкин П. С., Березина И. Г. и др. Отчет «Оптимизация качества воды пеналов ХОЯТ», ГИ ВНИПИЭТ, СПб, 1997, инв.№ 97−3 427, 19 с.
  99. АЭС атомная электростанция
  100. АЭУ атомная энергетическая установка
  101. БВК бассейн выдержки кассет
  102. ВВЭР водо-водяной энергетический реактор1. ВК водяные коммуникации
  103. ВХР водно-химический режим
  104. ДР дистанционирующая решетка
  105. КМПЦ контур многократной принудительной циркуляции
  106. КПТ конденсатно-питательный трактн.в.э. нормальный водородный электрод
  107. НВК нижние водяные коммуникации
  108. ОТВС отработавшие тепловыделяющие сборки
  109. ОЯТ отработавшее ядерное топливо1. ПК продукты коррозии
  110. РБМК реактор большой мощности канальный
  111. РГК распределительный групповой коллектор
  112. TBC тепловыделяющая сборка
  113. ХОЯТ хранилище отработавшего ядерного топлива
  114. BWR кипящий водяной реактор
  115. PHWR тяжеловодный реактор под давлением
  116. PWR легководный реактор под давлением
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!