Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат технических наук Смирнова, Ирина Михайловна

  • Смирнова, Ирина Михайловна
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2011, Димитровград
  • Специальность ВАК РФ01.04.07
  • Количество страниц 133
Смирнова, Ирина Михайловна. Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации: дис. кандидат технических наук: 01.04.07 - Физика конденсированного состояния. Димитровград. 2011. 133 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Смирнова, Ирина Михайловна

ВВЕДЕНИЕ.

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.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Физика конденсированного состояния», 01.04.07 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации»

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.значительной; степени 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, отложения- способствуют ускорению коррозионных процессов на поверхности: твэлов. Механизм» локального разрушения оболочки под отложениями до конца не изучен, и для решения этой материа-ловедческой проблемы; сегодня 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 отложения- в 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 28.12.2006г.).

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 12.09.2011г.).

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 методом- ИСП-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 образцов; метрологической, аттестацией методик: исследований^ и использованием аттестованного оборудования; наличием системы обеспечения качества в ФГУГТ 'ТНЦ РФ НИИАР" в соответствии с государственной аккредитацией научной организации, свидетельство № 3656 от 29 января 2002г., серия AHO 002246, а также аттестатом аккредитации испытательной лаборатории (центра) № ИК 0008 (РОСС RU 0001 01 АэщОО.73.22.0008) от 19.02.2001г.; верификацией методов исследований по результатам^ измерений другими методами и сравнением с литературными данными; основные 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 2003г.;

XVII и XVIII Уральские конференции по спектроскопии, г. Ново-уральск, 12—15 сентября 2005г. и 10—14 сентября 2007г.; 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 2005г.;

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

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

16—18 ноября 2009г.;

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 2006г., в г. Санкт-Петербург, 6—9 октября 2008г. и в г. Пушкин-Санкт-Петербург, 14—18 июня 2010г.;

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

Похожие диссертационные работы по специальности «Физика конденсированного состояния», 01.04.07 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Смирнова, Ирина Михайловна

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 ВВЭР11000'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 присутствующих- в отложениях в заметных, количествах (Fe, Cu, Ni, Mn; Cr, 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

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Смирнова, Ирина Михайловна, 2011 год

1. Топорова 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. Некрасова 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. Roberts 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. Горский 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. Тяпков 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. Крицкий В.Г. — В кн.: Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. СПб.: СИНТО,1996. С. 264.

8. Крутиков П.Г., Еперин А.П., Беляев М.Б. и др. Отложения на основных конструкционных материалах реактора РБМК / Теплоэнергетика. 1978. №6. С. 13-14.

9. Ефимов 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. Рождественская 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. Franklin D. е: а. Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981. v. 38. P. 718,

13. Брусаков 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. Брусов КН., Крутиков П.Г., Осминин 3.С. и др. В кн.: Продукты коррозии в контурах атомных станций: - М::;Энергоиздат, 1989. С. 168.

15. Займовский 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. Белокопытов B.C., Вотинов С.Н., Сарычев В.М. и др. Исследование твэлов кассеты, проработавшей 17000: 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. Никулина A.B. Цирконийниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением / Металловедение и термическая обработка металлов. 2003. № 8. С. 7-12.

19. Цыканов 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. Лиханский 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. Рябова 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. Кобылянский 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. Громова 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. Сагань И.И., Разладин Ю.С. Борьба с накипеобразованием в теплообменниках.—Киев: Техника, 1986. С. 134.

25. Андреева А.Б., Маершина Г.И., Кобылянский Г.П. Очаговая коррозия циркониевых сплавов. Факторы и механизмы / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1989. С. 42.

26. Морозова 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. Маргулова T.X., Мартынова О.И.— В кн.: Водные режимы тепловых и атомных электростанций. — М.: Высш. шк., 1987. С. 319.

29. Маргулова Т.Х. — В кн.: Атомные электрические станции. М.: Высш. шк., 1974. С. 359.

30. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. В кн.: Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.

31. Некрасова 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 95743-79. Качество теплоносителя атомных электростанций с реакторами типа РБМК, средства его обеспечения и контроля.

33. ОСТ 95 10259-87. 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. Мартынова О.И., Живилова Л.М., Субботина Н.П. В кн.: Химический контроль водного режима атомных электростанций. - М.: Атомиздат, 1980. С. 208.

38. Некрасова 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. Крицкий 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. Ефимов 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. Зубченко 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. Перехожев 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. Самойлов А.Г. — В кн.: Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1985.

46. Ампелогова 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. Харитонов 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. Фридрихсберг Д.А.- В кн.: Курс коллоидной химии. — Д.: Химия,1984.

54. Simon 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. Мамет 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'équilibrés electrochimiques. Paris, 1963.

58. Стырикович M.A., Резников М.И., Толмачева И.К. Растворимость окислов меди в кипящей воде / Теплоэнергетика. 1973. № 11. С. 81-82.

59. Герасимов B.B. В кн.: Коррозия-реакторных материалов. - М.: Атомиздат, 1980. С. 256.

60. Варовин 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. Забелин 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. Коняшов 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. Крицкий 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. Гартнер Р., Уэстуотер Дж. Плотность центров парообразования в процессе теплоотдачи при пузырьковом кипении / Вопросы физики кипения. М.: Мир, 1964. С.301-330.

67. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е. и др. Исследование разбавления бора в реакторе ВВЭР-1000-/ Теплоэнергетика. 2002. № 5. С. 22-26.

68. Некрасова 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. Орленков 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. Парфенов 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. Крутиков П.Г., Еперин А.П., Беляев М.Б. и др. Отложения на основных конструкционных материалах реактора РБМК / Теплоэнергетика. 1978. № 6. С. 13-16.

74. Плотников Р.И., Пшеничный Г.А. Флуоресцентный рентгенорадио-метрический анализ / М.: Атомиздат, 1973. С. 225.

75. Мартынова О.И., Рогацкин Б.С. Отложений солей и продуктов коррозии в.проточной части турбин сверхкритических параметров,/ Теплоэнергетика. 1970. №-5. G. 50-54.

76. Чудновская 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. Чудинов Э.Г. Атомно-эмиссионный анализ с индукционной' плазмой. Итоги науки и техники. Аналитическая химия. М.: ВИНИТИ, 1990. Т.2. С. 251.

79. Пупышев 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. Томпсон М., Уолш Д.Н. Руководство по спектрометрическому анализу с индуктивно-связанной плазмой. Пер. с англ. М.: Недра, 1988. С. 288.

81. Смирнова 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 2263161. 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. Ермолаев 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. Ермолаев 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. Смирнова 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. Смирнова 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», 2010г. С. 216.

89. Смирнова 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 55371. 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. Смирнова 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. Чесанов 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. Петрова 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. Коняшов В.В., Краснов A.M. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. 2000. Вып.З. С.47-60.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.