автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Конструкторские и технологические решения по повышению безопасности и надежности реакторной установки РБМК-1000

На правах рукописи

КОВАЛЕВ Сергей Минаевич

КОНСТРУКТОРСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ РБМК-1000

Специальность 05.14.03 — Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ 2004

Работа выполнена в филиале концерна «Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция» и во ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ».

Научный руководитель - доктор технических наук профессор

A. П. Еперин

Научный консультант - доктор технических наук профессор

B. Г. Крицкий.

Официальные оппоненты:

доктор технических наук А. В. Судаков;

кандидат химических наук А. А. Ефимов.

Ведущая организация - ФГУП НИКИЭТ (Москва).

Защита диссертации состоится « »_2004 г. в 10 часов

на заседании диссертационного совета'Д 520.023.01 в открытом акционерном обществе «Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И. И. Ползунова» (ОАО «НПО ЦКТИ») по адресу: 194021, С.-Петербург, Политехническая, ул., д. 24.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке института.

Автореферат разослан « »_2004 г.

Ученый секретарь диссертационного совета кандидат технических наук

В. М Ляпунов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. В настоящее время многие объекты ядерно-промышленного комплекса и первые блоки атомных станций выработали свой ресурс или подошли к 30-ти летней границе назначенного срока эксплуатации.

Встал принципиально новый вопрос об управлении сроком службы АС, который включает в себя комплекс работ, объединяющий в единый непрерывный процесс модернизацию, продление эксплуатации, обращение с отработавшим ядерным топливом, отходами и вывод из эксплуатации АС с РБМК. Главным при этом является совершенствование технологических процессов для предупреждения отказов оборудования и обеспечения безопасности.

При получении долгосрочной лицензии на дальнейшую эксплуатацию необходимо показать, что энергоблок АС на момент завершения назначенного срока службы находится в работоспособном состоянии с приемлемым уровнем безопасности в соответствии с современной нормативной базой. Количественная оценка безопасности предусматривает разработку вероятностных моделей развития аварийных ситуаций и способов их предупреждения. Учитывая сложность и многообразие процессов, приводящих к отказу элементов оборудования, вероятностные показатели надежности получают, как правило, путем статистических испытаний и обобщения опыта эксплуатации. Вследствие сложности получения статистической информации актуальность приобретает моделирование физико-химических процессов, протекающих в элементах" оборудования с целью поиска взаимосвязей между отдельными физико-химическими явлениями и процессами, приводящими к отказу оборудования.

Помимо работоспособности и безопасности эксплуатации блоков АС в проблеме управления сроком службы существенным фактором является экономическая эффективность эксплуатации за пределами назначенного срока службы. Важной характеристикой экономической эффективности является глубина выгорания топлива. Повышение глубины выгорания приводит к снижению стоимости электроэнергии за счет уменьшения затрат на приобретение ядерного топлива. Решение проблемы повышения надежности оболочек твэлов и темпов их разгерметизации в режимах нормальных условий эксплуатации и останова имеет следствием увеличение безопасности эксплуатации энергоблоков АС и экономической эффективности. Эти же цели преследует решение вопросов повышения надежности элементов реакторной установки РБМК-1000: тракта технологического канала, защиты плато реактора, контроль сварных соединений нержавеющих трубопроводов.

С 2000 г. на АС внедрены более жесткие нормативы радиационной безопасности НРБ-99, что вызывает необходимость дальнейшей минимизации мощности доз радиации от оборудования. Повышение надежности оборудования и безопасности персонала является необходимым компонентом комплекса работ по УСС, что соответствует приказу Министра по атомной энергии №599 от 9 сентября 1998 г. о признании внедрения технологии УСС АС приоритетным направлением деятельности.

Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена

3 .—--

. ОС НАЦИОНАЛЬНАЯ

БИ&1 I СП

• О»

разработке и обоснованию научно-технических решений по обеспечению эффективности, надежности и безопасности АС с РБМК при продлении их срока службы.

Цели работы:

1. Анализ и исследование проблем надежности элементов и систем РБМК-1000 в связи с задачей управления сроком службы ЛАЭС.

2. Установление механизмов образования дефектов и разработка способов повышения надежности ряда элементов и систем РБМК, относящихся к барьерам безопасности.

3. Разработка научных и технических решений по модернизации оборудования РБМК.

4. Повышение экологической безопасности, снижение поступления радиоактивного йода в окружающую среду, разработка комплексной технологии подготовки рабочих мест перед ремонтом КМПЦ.

Методика проведения работы.

Методика исследований заключалась в последовательном выполнении следующих этапов.

- детерминистский анализ безопасности и надежности отдельных элементов и систем АС,

- рассмотрение потоков отказов и выявление действующих факторов,

- выбор модели описания процессов, приводящих к снижению надежности элементов и систем,

- разработка конструкторских и технологических решений для предупреждения отказов повышения безопасности, экологичности и экономичности АС.

Научная новизна состоит:

- в определении комплекса ключевых проблем для обеспечения надежности, безопасности и экономической эффективности эксплуатации энергоблоков АЭС при продлении сроков их службы;

- в создании на основе теории надежности моделей образования дефектов оборудования КМПЦ РБМК-1000, впервые количественно описывающих влияние показателей качества ВХР на надежность элементов оборудования;

- в выявлении ключевых факторов, влияющих на надежность ряда элементов конструкции РБМК, определении причин деградации элементов защиты реактора, оболочек твэлов, трубопроводов КМПЦ, температурных компенсаторов технологических каналов, на основе чего разработаны и реализованы способы их модернизации;

- в установлении условий и ограничений, оптимизирующих перестановки топливных сборок в процессе эксплуатации реакторов РБМК,

- в установлении на примере блоков ЛАЭС количественных закономерностей влияния режима эксплуатации реактора на дозовые затраты персонала и выброса.

Достоверность. Достоверность полученных результатов подтверждена эффективно-

стью практического использования технических решений на АС.

Практическая значимость работы. Для реализации комплекса работ по продлению срока службы энергоблока АС необходимым условием является обеспечение надежности, безопасности и экономической эффективности. Разработанные технологии позволили повысить надежность и безопасность барьеров безопасности (оболочек твэл, оборудования КМПЦ), снизить мощности доз перед ППР и КПР РУ РБМК-1000.

Автором разработаны и внедрены на ЛАЭС:

• способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора,

• способ восстановления работоспособности температурного компенсатора ТК,

• программа по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблоков ЛАЭС,

• технология снижения мощности доз на рабочих местах при проведении ремонтов оборудования КМПЦ,

• по итогам разработок внедрено 5 патентов РФ.

На защиту выносятся:

1. Результаты анализа надежности безопасности элементов оборудования РУ с РБМК-

1000.

2. Модели образования дефектов элементов оборудования РУ РБМК-1000.

3. Способы восстановления работоспособности элементов реакторной установки.

4. Решение по повышению эффективности топливного цикла ядерного канального реактора.

5. Технологические решения по повышению эксплуатационной надежности ТВС и трубопроводов КМПЦ.

6. Комплексная технология снижения дозозатрат.

Апробация работы. Результаты работы изложены в 11 статьях, 6 докладах, защищены 9 патентами РФ. Отдельные результаты докладывались на конференциях по УСС (Санкт-Петербург, 1999, 2000 гг.), ВХР (Москва 2001 г.), безопасности АЭС (Санкт-Петербург, 2001, 2003), ВХР АЭС (Авиньон-2002), надежности (The 7 International conference material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. 17-21 June 2002, Prometey, St.-Petersburg).

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав и выводов. Изложена на 142 страницах, иллюстрирована 45 рис., 11 табл. Список литературы содержит 86 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении определены цели и задачи диссертационной работы, ее научная новизна и практическая ценность.

Первая глава диссертации содержит анализ влияния результатов изучения проблем

надежности оборудования реакторной установки энергоблоков РБМК-1000 на управление сроком службы АС и безопасность персонала

Для большинства АС в мире назначенный проектный ресурс основного и вспомогательного оборудования, трубопроводов, систем мониторинга и управления, других компонентов близок к исчерпанию Ключевое направление сегодняшних работ - это управление старением АС в целях сохранения проектных показателей и функций, важных для ее безопасности, через взаимосвязанную систему мероприятий по техническому и диагностическому обслуживанию, своевременному ремонту и модернизациям При этом под модернизациями следует понимать также и внедрение новых технологий эксплуатации и ремонта, в том числе и по управлению работой АС, позволяющих уменьшить отказы, скорость деградации свойств и параметров оборудования, инженерных систем конкретных энергоблоков

Управление сроком службы блока АС - комплекс мероприятий по осуществлению оценки технического состояния и экономического планирования для принятия решения о дальнейшей эксплуатации или выводе из эксплуатации блока АС, включающий обеспечение условий и пределов безопасности, технической возможности и экономической эффективности эксплуатации блока АС за пределами назначенного срока службы

Изучение физико-химических процессов, способных привести к изменению характеристик элемента, предшествующих появлению отказов элементов, на основе теории надежности создает возможности научно обоснованного выбора наиболее эффективных конструктивно-технологических путей повышения надежности элементов и устройств, прогнозирования надежности каждого экземпляра элемента или устройства

Решение вопроса увеличения суммарного сопротивления плитного настила, устранение возможности вылета сборки из канала под давлением теплоносителя существенно повысит безопасность эксплуатации реактора

Восстановление утраченной в условиях радиационной усадки графита работоспособности телескопической связи верхнего тракта технологического канала с колонной кладки реактора также является важной задачей

Существенный вклад в экономическую конкурентоспособность атомной энергетики вносят затраты на ядерное топливо Поэтому разработка способов повышения эффективности топливного цикла является постоянной задачей На период начала работы было необходимо выработать алгоритм перемещения и выдержки сборок в каждой из зон реактора и решить ряд технических вопросов, необходимых для реального повышения глубины выгорания ядерного топлива

Целостность барьеров по ограничению распространения радионуклидов в значительной степени определяется параметрами теплоносителя В литературе практически отсутствует количественный анализ взаимосвязи дефектности элементов оборудования АС с РБМК-1000, являющихся барьерами безопасности, с характеристиками водно-химического режима Количественная оценка влияния качества ВХР на надежность ряда элементов оборудования АС с

РБМК-1000 является актуальной и полезной для повышения надежности АС. Радиационная обстановка в обслуживаемых помещениях АС, расположенных в непосредственной близости от реактора, определяется проникающим излучением (нейтронами и у-квантами) из активной зоны, прилегающих слоев защиты или собственной активностью теплоносителя. Снижение мощности дозы на рабочих местах при проведении ремонтных работ также актуально в связи с увеличением числа инспекций, модернизаций и исследования надежности элементов по программе УСС. Одним из существенных вопросов безопасности реактора, особенно при продлении срока службы, является снижение радиоактивных газоаэрозольных выбросов.

В связи с вышеизложенными проблемами эксплуатации и продления срока службы блоков РБМК-1000 нами сформулированы следующие цели исследований:

1. Анализ проблем надежности элементов и систем РБМК-1000 в связи с задачей управления сроком службы ЛАЭС.

2. Установление механизмов отказов и разработка способов повышения надежности элементов и систем РБМК.

3. Разработка научных и технических решений по модернизации оборудования РБМК.

4. Повышение экологической безопасности, снижение поступления йода-131 в окружающую среду, разработка комплексной технологии подготовки рабочих мест перед ремонтом КМПЦ.

Во второй главе проведен анализ надежности элементов верхней защиты реактора РБМК-1000 с учетом возможного выхода ТВС в центральный зал из-за внешнего воздействия. Разработаны способы модернизации закрепления верхних элементов защиты и укрепления защиты в целом, а также исследованы причины деградации элементов, определяющих работоспособность температурного компенсатора Установлена определяющая роль "усадки" графита под действием облучения. Разработаны способы и инструмент дистанционного восстановления работоспособности температурного компенсатора.

Верхняя защитная конструкция канальных ядерных реакторов выполнена с учетом проведения, перегрузок топлива на мощности. На плитном настиле реактора используется индивидуальная съемная защита для каждого канала в отдельности, обеспечивающая оперативный доступ к ним для выполнения операций по перегрузке топлива. Анализ многолетней эксплуатации РУ РБМК-1000 показал, что требуется рассмотреть необходимость дополнительной защиты плато реактора, создание дополнительного защитного барьера. На начальном этапе развития ядерной энергетики слабо учитывались факторы глобальных катаклизмов: землетрясений, падения грузоподъемного оборудования, самолета, приводящих к разрушению объектов и радиационному заражению местности. Не учитывался человеческий фактор - ошибочные действия персонала при проведении технологических операций, к примеру, при перегрузках ТВС на мощности. Расчет по демпфированию сборки указывает, что усилие воздействия теплоносителя на топливную кассету в 30 раз превышает вес съемной защиты канала. Это

означает, что в случае аварийной разгерметизации ТК может произойти "вылет" сборки вверх, в реакторный зал

Разработан ряд технических решений, основная идея которых сводится к следующему ограничить возможность выхода ТВС из ТК вверх в реакторный зал за счет элементов пассивной защиты - дополнительной весовой нагрузки, замены материала весовой нагрузки, создание дополнительного защитного барьера За счет механической связи индивидуальных съемных блоков реактора, установленных над каждым технологическим каналом и снабженных индивидуальными узлами крепления, формируется единый экран, суммирующий защитные свойства его составляющих, в том числе и за счет возросшей общей массы В результате исключается возможность выброса топливных сборок из реактора Проведенный расчет позволяет сделать следующий вывод защитный экран массой 240 т с амортизаторами, связанный по всему периметру с боковой защитой реакторной установки, является эффективной защитой реактора Рис 1 иллюстрирует разработанное научно-техническое решение

При усилении связи "верх ТК - защита" в развитие предыдущего решения каждый защитный блок снабжается узлом крепления к тракту технологического канала Узел крепления выполнен в виде запорных элементов, вводимых в полость, образованную на наружной поверхности трактов технологических каналов Разработанный комплекс технических решений по повышению надежности защиты реактора (защищен 4 патентами) при поэтапном внедрении позволит достичь качественно нового уровня надежности и экологической безопасности ядерных канальных реакторов и может быть использован при реконструкции действующих блоков РБМК и при создании замещающих блоков

В процессе эксплуатации ядерного уран-графитового реактора в результате радиаци-рнно-термических воздействий в графитовых блоках происходит объемная радиационная

усадка, которая приводит к значительному сокращению геометрических размеров активном зоны реактора. По результатам контроля, проведенного на Ленинградской АЭС, установлено уменьшение линейного размера высоты колонн графитовой кладки реактора на величины до 130 мм за 17 лет эксплуатации. Это явление снижает надежность работы и безопасность реактора.

В разработанном нами способе восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала, выполненного в виде телескопического соединения верхнего трубного тракта и соединительного патрубка, закрепленного на верхней защитной плите графитовой кладки реактора, предложено в канал графитовой кладки вводить полую штангу с разжимаемой цангой и манипулятор. С помощью штанги приподнимают и фиксируют положение кладки и в зазор, образовавшийся между опорной плитой кладки и стаканом, закрепленным в нижней металлоконструкции, составляющих нижний тракт, манипулятором устанавливают опорные сегментные вкладыши с характерными поперечными раз-«мерами меньше диаметра канала кладки, на которые затем опускают кладку. Кроме того, предложено опорные сегментные вкладыши в канал графитовой кладки вводить сверху через полость штанги и со стороны ее нижнего торца, причем высота вкладышей должна составлять 0,4 - 0,6 величины рабочего хода температурного компенсатора. На рис.2 представлен тракт технологического канала с опорными сегментными вкладышами.

Разработанный нами метод позволяет восстановить работоспособность температурного компенсатора тракта технологического канала, увеличить ресурс работы реактора. Метод используется при проведении капитальных ремонтов блоков ЛАЭС.

Технология, устройство для ремонта и инструмент защищены патентами.

Третья глава посвящена повышению эффективности использования ядерного топлива.

Важная характеристика, определяющая эффективность использования ядерного топли-

ва на АС - глубина выгорания топлива. На РБМК-1000 для компенсации выгорания ядерного топлива ведется замена выгоревшего топлива свежим или повторно используемым. Сущность оптимизации топливного цикла ядерного канального реактора, принятого на ЛАЭС, заключается в программных перестановках топливных сборок в пределах технологических каналов трех выделенных зон активной зоны реактора. При этом замену уплотнительных узлов на подвесках топливных сборок, подлежащих перестановке, предложено производить непосредственно на реакторе, а зоны по глубине выгорания топливных сборок формировать из условия

зона 1 - от центра реактора до 0,5 радиуса активной зоны;

зона 2 - 0,5-г0,8 радиуса активной зоны;

зона 3 - 0,8-г1,0 радиуса активной зоны.

В пределах каждой зоны перегрузка топливных сборок осуществляется по программе таким образом, чтобы в первой зоне достигалось максимальное среднее энерговыделение. При этом средняя глубина выгорания топлива в первой зоне должна поддерживаться на уровне средней глубины выгорания топлива в реакторе. Во второй зоне энерговыделение в топливных сборках принимается в пределах от 1,0 до 0,5 номинального значения, при этом средняя глубина выгорания должна поддерживаться меньше на 40н-50%, чем в первой зоне, чтобы иметь возможность переставлять топливные сборки второй зоны в первую и третью зоны. В третьей зоне формируется глубина выгорания топлива больше средней глубины выгорания в реакторе и энерговыделение в среднем составляет менее 0,5 номинального значения. Для реализации принятой программы перегрузок топливных сборок из зоны в зону и выгрузки из активной зоны топлива с максимальным выгоранием в реакторе создается такой набор топливных сборок, при котором спектр их распределения по выгоранию соответствовал бы зависимости

где п(В) - число топливных сборок с определенной глубиной выгорания, взятой в-единицах МВтсут. кассета; <Хг> - среднее значение макроскопического сечения деления ЯТ.

При использовании изложенных условий и ограничений в процессе эксплуатации реакторов РБМК достигается максимально возможная глубина выгорания топлива и более равномерное распределение энерговыделения по объему реактора, что ведет к повышению безопасности работы реактора в целом как объекта регулирования.

Следующий аспект этой проблемы - повышение надежности ТВС. В настоящее время эксплуатационная надежность твэлов реакторов РБМК существенно отличается год от года не только для различных АС, но и для разных блоков в пределах одной АС. На качественном уровне очевидно, что чем больше солесодержание и количество ПК в воде КМПЦ, тем больше вероятность выхода из строя ТВС до достижения ресурсного выгорания. При этом следует

отметить, что на АС химический фактор - состав теплоносителя - является ведущим в рпреде-лении индивидуального для каждого блока количества разгерметизированных ТВС сверх некоего минимума, обусловленного одинаковым для всех блоков числом заводских дефектов.

За основу нашего подхода была выбрана модель, связывающая надежность ТВС с параметрами качества ВХР АЭС с РБМК-1000 и, соответственно, с коррозией элементов ТВС:

где - номинальное число извлеченных из реактора дефектных твэлов при данном выгорании, В, - удельная величина выгорания всех ТВС данной серии в реакторе; ш - число твэлов, извлеченных в >той серии; - вариация ]-того параметра (в данном случае коррозии оболочки твэла) за год, определенная из серии данных; - коэффициент, определяющий степень влияния ]-той ковариаты на интенсивность отказов твэлов (по существу коэффициент Ьс может характеризовать вклад конструкции ТВС в ее надежность); N - число рассматриваемых параметров. Пример зависимости числа п от одного из показателей качества теплоносителя (удельной электропроводимости) показан на рис.3. Вероятность дебриз-поражения оболочек твэла учтена в модели опосредованно также через показатели качества теплоносителя (х, Срс, Ссь Ссиог " т.п.). Это связано с тем, что любая крупная частица, попавшая в теплоноситель, дробится, частично растворяется и изменяет измеряемые химические параметры теплоносителя.

п к-ф ТВС/101

/

/

У / 1

/м

Рисунок 3 - Соотношение числа дефектных ТВС (2% обогащения) за год на блок АЭС (при достижении выгорания 2500 МВт-сутЛГВС) и наблюдавшихся максимальных значений границы интервала электропроводимости (интервал и усреднение по значениям для всех блоков АЭС). Уравнение регрессии п=-6,5+70х, коэффициент корреляции R=0,98

0,1 ' 0,2 IIJ X, WVCM/CW

-К>рАЭС "Mi «АЭС

*—ЛАЭС CuAJC топливо 2% Ымгшснт X ЛАЭС 21101-2002 IT. U-Er тишшво 2,4%

Переход на U-Er топливо с 2,4% обогащением резко снизил дефектность ТВС, очевидно за счет снижения неравномерности распределения плотности нейтронного потока по объему активной зоны. Однако, как показывает рис.3, механизм влияния ВХР на надежность сохраняется.

В настоящий момент отсутствуют расчетные модели, оценивающие роль конструктивных факторов ТВС в обеспечении ее надежности. "Необъяснимые" отказы связаны с наличием таких неучтенных факторов, как особенности конструкции ТВС, заводские дефекты, культура эксплуатации и т.п. Выбранная нами модель обеспечивает коэффициент корреляции ме-

жду наблюдаемыми и расчетными факторами >0,75, что считается достаточным для инженерных целей и выработки рекомендаций по обеспечению надежности ТВС реакторов РБМК. На основе выбранной модели разработаны способы повышения надежности ТВС при эксплуатации в активной зоне реактора РБМК-1000:

- оптимизация переходных процессов;

- очистка теплоносителя из тупиковых зон РГК для снижения концентрации железа;

- введение ингибиторов;

- поддержание в теплоносителе соотношения концентраций продуктов коррозии меди и железа в пределах от 1 до 3 при общей концентрации ПК <20 мкг/кг.

Отклонения параметров качества ВХР при нормальной эксплуатации (в стационарном режиме) от установившегося уровня носят, как правило, эпизодический непродолжительный характер. Хронологический анализ отказов ТВС по данным АС показывает, что .такой переходный процесс как пуск после останова на планово-предупредительный ремонт выявляет на различных блоках РБМК от 5 до 36% негерметичных ТВС от общего числа негерметичных сборок за год. На рис.4 приведена корреляция суммарного количества извлеченных дефектных ТВС в течение кампании от пуска до пуска, включая нормальные условия эксплуатации, останов и ППР. В первом приближении выход из строя ТВС от времени в течение кампании (между двумя пусками, включая режим НУЭ, останов и ППР) можно описать уравнением типа

2X* = n„+i«m (3)

t

где n0 - const, т - время, к - коэффициент скорости развития дефектов, ш - 0,5^0,7 - показатель степени.

Рисунок 4 - Корреляция суммарного количества извлеченных дефектных (на момент т) ТВС в течение кампаний от пуска до пуска (включая НУЭ, останов и ППР) А - первые 15 дней; В — первые 30 дней; С — вся кампания (среднее по 4 блокам до останова), Ci - ЛАЭС за 1994-2000 гг.; С2 -КурАЭС за 1995-1999 гг.; D - ППР (D, -КурАЭС, D: - ЛАЭС). Расчет t=Ix/XN-S (N -

число блоков, S - кол-во остановов, 2т -суммарная наработка АЭС). £п,-количество

дефектных ТВС на момент времени т. SNmax-максимальное количество дефектных ТВС на АС за год.

>

По форме уравнение (3) совпадает с уравнениями накопления отложений (показатель степени т~0,5) и развития в глубину питтинговой коррозии (показатель степени т~0,6).

Количество дефектов зависит не только от ВХР, но и от физических (физико-

механических) процессов внутри твэлов, поэтому требуется не только улучшение качества ВХР, но и оптимизация переходных процессов, в частности, оптимизация скоростей изменения мощности при останове и пуске реактора

В повышении скорости коррозии циркониевого сплава основную роль играет образование радиолитических окислительных продуктов, в том числе перекиси водорода. Установлено, что ионы Си2+ являются активаторами разложения перекиси водорода, поэтому можно ожидать, что в присутствии ионов будет снижаться скорость коррозии циркониевого

сплава, темпы разгерметизации твэлов и, в конечном итоге, выброс йода-131. Действительно, наблюдается корреляция (обратная пропорциональность) между нормированной величиной газовых выбросов, непосредственно связанных с разгерметизацией твэлов, и концентрацией меди в теплоносителе КМПЦ РБМК-1000 Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС (рис 5). Очевидно, что наряду с влиянием перекиси водорода на скорость разгерметизации оболочек твэлов, способствует образованию летучих форм радиойода за счет окисления

йода в форме йодида до молекулярного йода, особенно при и появлению органических

соединений, в образовании которых является промежуточной формой Соответственно снижение содержания приводит к уменьшению доли радиойода в летучей форме и его

выброса, что и влияет на решение оператора о выгрузке ТВС.

Рисунок 5 - Зависимость выброса Ш1 от концентрации меди в воде КМПЦ РБМК-1000 (по среднегодовым наблюдениям на ЛАЭС, СмАЭС, КурАЭС)

I IV

|( ц|, мы /м

Аналогичные данные (для В"№к-) известны из литературы. Необходимая для снижения выброса концентрация меди в теплоносителе КМПЦ невысока (порядка 3-8 мкг/кг) и находится в пределах нормируемого содержания меди (не более 10 мкг/кг). Для большей эффективности концентрацию меди в воде активной зоны следует задавать по отношению к общей концентрации продуктов коррозии железа. Оптимальное соотношение [Си]/[Ге] должно быть в пределах 1-3, как следует из данных по темпам разгерметизации ТВС в функции от соотношения [Си]/[Ре] для ЛАЭС, СмАЭС и КурАЭС (рис.6). На разработанный "способ" получен патент РФ.

Рисунок 6 - Гистограмма распределения количества негерметичных TBC от показателя |Cu)/|Fe] (в воде КМПЦ) в интервале концентраций железа 3-50 мкг/кг, меди -1+20 мкг/кг (по данным эксплуатации ЛАЭС, СмАЭС, Кур АЭС за 1990-93 гг.)

Четвертая глава посвящена повышению надежности элементов реакторной установки энергоблоков РБМК-1000 в аспекте проблемы продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК. В главе изложены разработанные рекомендации по совершенствованию водно-химического режима АС для снижения интенсивности повреждений (способы ведения, нормы оценки качества теплоносителя, способы контроля параметров ВХР, включая мониторинг с применением высокотемпературных датчиков), позволяющие продлить срок надежной работы блоков РБМК.

Известно, что типовыми решениями по повышению надежности элементов оборудования являются:

• замена конструкционного материала на более стойкий;

• изменение конструкции элемента или режима эксплуатации;

• снижение агрессивности среды.

Количественно влияние параметров ВХР на надежность элементов оборудования в первом приближении можно оценить по функциональной зависимости типа, где п - показатель надежности, а аргументы, соответствующие значениям параметров

ВХР. В опубликованных нами работах разработана модель влияния ВХР на надежность на основе уравнения типа

(4)

Достаточность числа i привлекаемых для анализа параметров ВХР (х,) определяет коэффициент корреляции уравнений регрессии и другие статистические характеристики. Для некоторых зависимостей сумму поступивших продуктов коррозии железа в КМПЦ за год можно использовать как параметр величины загрязненности теплоносителя КМПЦ.

Нормирование позволяет сравнивать между собой параметры, имеющие разные размерности и несопоставимые цифровые значения.

С ростом выноса продуктов коррозии железа из КПТ увеличивается количество вышедших из строя элементов оборудования КМПЦ. Наличие функциональной зависимости подтверждает значительное влияние химических факторов на повреждаемость рассматриваемых элементов оборудования, причем коэффициенты корреляции настолько велики, что для

N ш грм.» rVfi.iub.iirc JU 1-

70 10

у 1 ■■■■ - - ■ I--I

« М 1.6 2.4

Си/Fr

п = а + £Ь;Х

прогнозных целей можно использовать количественные закономерности типа (4)

В диссертации рассматриваются конкретные механизмы деградации элементов конструкций и потоки отказов в виде функциональной зависимости от качества ВХР X,=f(BXP) Анализ влияния качества ВХР на надежность элементов оборудования РБМК-1000 позволяет выявить следующую иерархию событий

Возможность реализации и обеспечения более высокого качества водно-химического режима возникает в результате проведения следующих мероприятий

- реконструкции части оборудования (конденсаторов паровых турбин и систем очистки),

- использования корректирующих технологий,

- разработки и реализации программы оснащения энергоблоков подсистемой химического и коррозионного мониторинга,

изменения нормативов ВХР

В таблице 1 помещена рекомендуемая нами сводка корректирующих технологий для реакторов кипящего типа

Таблица 1 - Сводка корректирующих технологий для реакторов кипящего типа

№ Корректирующая технология Ожидаемый эффект

1 Оптимизация соотношения Си/Те Снижение концентрации окислительных продуктов радиолиза, снижение коррозии Zr, повышение надежности TBC

2 Продувка ТЗ РГК Уменьшение концентраций ПК Fe, снижение дозо-вых затрат, выхода из строя TBC и другого оборудования, активность 6üCo в КМПЦ ниже пределов обнаружения

3 Введение Ог в КПТ

4 Деаэрированный пуск Снижение вероятности МКРН трубопроводов ДуЗОО Возможность управления качеством ВХР (х, (Ь)

5 Измерение электрохимического коррозионного потенциала Снижение вероятности МКРН трубопроводов ДуЗОО Возможность управления качеством ВХР (/, Ог)

6 Ступенчатый останов Снижение поступления ГПД в контур, уменьшение МД от оборудования

В совокупности усилия и затраты на модернизацию оборудования, повышение качества водно-химического режима естественным путем обеспечивают, по нашему мнению, только высокое значение КИУМ, снижение расходов на ремонт и замену оборудования при эксплуатации, но являются условием продления сроков службы энергоблоков сверх проектных

Известны многочисленные случаи повреждений сварных соединений трубопроводов АС из сталей аустенитного класса под влиянием водного теплоносителя, содержащего кислород и другие примеси. Причиной коррозионного растрескивания околошовных зон трубопроводов из аустенитных сталей в воде реакторных установок BWR и РБМК-1000 принято считать неблагоприятное сочетание трех параметров.

- сенсибилизация металла а&арных соединений;

- высокий уровень напряжений,

- низкое качество водно-химического режима (рН воды, электропроводимость, наличие примесей кислорода и др. окислителей)

Было установлено, что в режиме гидроиспытаний (140-150 °С, Р=10,7 МПа) напряжения, возникающие в местах расположения швов на опускных трубопроводах КМПЦ РБМК-1000, на 30% выше, чем в режиме условий эксплуатации при работе на номинальной мощности. Кроме того, оценка влияния качества водно-химического режима, в частности, величины удельной электропроводимости, на скорость растрескивания аустенит-ной стали показала, что растрескивание на ОТ 3 блока ЛАЭС произошло скорее всего в результате проведения не менее чем 10 пятичасовых циклов горячих гидроиспытаний. Это было обусловлено очень низким качеством воды заполнения (удельная электропроводимость в интервале 0,7-1,5 мкСм/см и высокое содержание кислорода 1000-3000 мкг/кг). При работе на мощности условия эксплуатации более благоприятны, т.к. удельная электропроводимость в среднем была на уровне -0,2 мкСм/см, а концентрация кислорода в интервале 10-70 мкг/кг. Кроме того, при высоких температурах (~300 °С) скорости возникновения и распространения трещин ниже, чем при 150 °С.

Разработанная нами технология организации деаэрированного пуска РБМК-1000 позволяет снизить вероятность растрескивания сварных соединений аустенитных трубопроводов КМПЦ.

При подготовке к пуску блоков ЛАЭС и пуске в результате выполнения специальных программ в 1998-2000 гг. нами было показано, что деаэрация и кондиционирование качества воды заполнения КМПЦ возможны в ходе выдержки теплоносителя контура при постоянной температуре ниже критической (150 °С) и сбросе пара через системы БРУ-Б (при гидроиспытаниях) и БРУ-Д (при пуске). Очистка воды производится на работающей БО.

Разработанная технология вошла в проект руководящего документа ЭО-0451-03 "Росэнергоатома": "Типовая программа деаэрации водного теплоносителя в период пуска энергоблоков атомных электростанций с реакторами РБМК-1000".

Для контроля за вероятностью возникновения МКРН в разных режимах работы реакторов и, соответственно, эффективности мероприятий по предотвращению трещинообразова-ния целесообразна разработка и организация системы коррозионного мониторинга (СКМ), начиная с момента проведения гидравлических испытаний

Известен критический электрохимический потенциал, ниже которого сталь 304SS(Ha аналог стали Х18Н10Т) не восприимчива к МКРН (<—230...-250 мВ н.в э.),

что соответствует концентрации кислорода <5... 10 мкг/кг. Для прогнозирования возникновения и развития трещин, определения момента "наихудшего" сочетания факторов, влияющих на МКРН, целесообразно производить одновременные измерения потенциала коррозии) и электропроводимости (х) Для диагностирования причин отклонений ВХР необходимо оперативно измерять в воде.

Датчик измерения потенциала коррозии состоит из рабочего электрода и двух электродов сравнения В качестве рабочего электрода используются образцы стали Х18Н10Т (см рис 7) На ЛАЭС смонтирован и проходит испытания датчик в составе системы коррозионного мониторинга, подключенной на линии воды из барабан-сепаратора.

Рисунок 7 - Общий вид трехэлек-тродного датчика электрохимического потенциала 1 - корпус датчика; 2 - чувствительный элемент электрода (платина, цирконий, нержавеющая сталь); 3 - уплотнение электрода;

4 - радиатор охлаждения

СКМ включает в себя блок охлаждения с механическими фильтрами продуктов коррозии, высокотемпературные датчики, блок доохлаждения и низкотемпературные датчики.

В результате проведенных работ нами установлена количественная связь значений показателей качества ВХР с надежностью важнейших элементов оборудования контура КМПЦ. Качество ВХР в большей степени определяется надежностью эксплуатации конденсаторной группы, эффективностью работы конденсатоочистки, а также чувствительностью и достаточностью датчиков АХК.

Повышение надежности эксплуатации элементов оборудования РБМК возможно с использованием корректирующих технологий при гидравлических испытаниях, пуске, НУЭ и останове Деаэрированный пуск внедрен на всех блоках ЛАЭС.

Пятая глава содержит методику и результаты разработки комплексной технологии подготовки рабочих мест перед ремонтом оборудования КМПЦ.

Из результатов исследования закономерностей поведения в системах реактора РБМК-1000 следует, что концентрация радиойода в водном теплоносителе КМПЦ коррелирует с изменениями мощности реактора и возрастает в момент останова

Реактор в основном эксплуатируется на рабочей мощности, поэтому его конструкция и системы обеспечения, включая систему байпасной очистки, рассчитаны прежде всего на стационарный режим рабочей мощности, характеризующийся минимальными значениями коррозии и массопереноса продуктов коррозии При останове реактора, длительность которого несопоставимо мала по сравнению с работой на мощности, протекают переходные процессы, характеризующиеся высокими значениями массопереноса продуктов коррозии При останове, после заглушения реактора в теплоносителе резко возрастает концентрация продуктов коррозии, которые являются носителями радиоактивных изотопов и поэтому фактически определяют уровни радиационного загрязнения оборудования циркуляционного контура реактора и, соответственно, индивидуальные и коллективные дозы ремонтного и обслуживающего персонала Радиойод и другие ПД в процессе нормальной эксплуатации сорбируются в отложениях на поверхности каналов и твэлов, а при останове выходят в теплоноситель вместе с растворимыми формами ПК или со смываемыми частично отложениями (явление хайд-аут)

При охлаждении теплоносителя после останова реактора в интервале температур от 200 до 100 °С увеличивается растворимость смешанных окислов железа (магнетита в 103-104 раз) и происходит ускоренное поступление радиоактивных продуктов коррозии в теплоноситель Фильтры системы байпасной очистки, ориентированные на работу при номинальной мощности, не справляются с быстрым выводом радионуклидов различного происхождения из теплоносителя и оставшаяся часть радионуклидов неравномерно распределяется по разветвленному циркуляционному контуру В результате происходит перенос активности, ее сорбция и осаждение в других местах циркуляционного контура, прежде всего в застойных и тупиковых зонах. Это ведет к ухудшению санитарно-гигиенических условий работы персонала при ремонтах с вскрытием оборудования Газообразные продукты деления при этом попадают вместе с газовыми сдувками в атмосферу, увеличивая экологическую нагрузку на окружающую среду

Результаты всех наших исследований показали, что "выброс" газовых продуктов деления нелинейно зависит от мощности, на которой работает реактор перед остановом, и скорости снижения этой мощности На рис 8 представлены результаты наших активных экспериментов на энергоблоках ЛАЭС по оценке изменения удельной активности йода-131 в теплоносителе через 2-5 суток после останова в зависимости от мощности, с которой осуществлялся останов реактора Каждая точка представляет собой отдельный останов энергоблока Экспериментальные точки на рис 8 аппроксимируются с высокой достоверностью экспоненциальной зависимостью С[ = а^)", где Сг - активность йода-131 в относительных единицах, УУ - тепловая мощность реактора перед заглушением в МВт, а - множитель со значением (2-9)-10'2, п - показатель степени со значением 3,8-4,0 Таким образом, при останове реактора

с 50% мощности от номинальной наблюдается снижение выхода йода-131 практически в 1216 раз по сравнению с остановом с номинальной мощности

Снижение мощности реактора до нуля с остановкой на пониженных мощностях характеризуется меньшими значениями температур топлива, температурных градиентов между топливом и оболочкой твэла (~в 2 раза) и, соответственно, меньшими значениями остаточного энерговыделения (на 15-40%).

В таблице 2 приведены значения активностей радиоактивных благородных газов и долгоживущих нуклидов в сдувках реактора в вентиляционную систему при останове реактора с полной мощности и с половинной мощности. Снижение выброса радионуклидов при останове с 50% мощности в сравнении с остановом со 100% составило по РБГ 2,1-3,6 раза; по ДЖН—1,4-3,9 раза

Аыннниыь1111 И 0111 С1

Рисунок 8 - Зависимость удельной активности 1311 на 1 после останова в зависимости от тепловой мощности, с которой реактор был остановлен

Таблица 2 - Средние значения активностей РБГ и ДЖН (относит.ед.) в сдувках реактора в вентиляционную систему при останове реактора с полной мощности и с половинной мощности

Тепловая мощность перед заглушением реактора, МВт Время после заглушения реактора, час Активность РБГ Активность ДЖН

3200 1 И 25

24 15 30

1600 1 5 6

24 9 21

В таблице 3 представлено изменение усредненных значений мощности доз гамма-излучения, характеризующих уровень радиационного загрязнения оборудования, в помещениях размещения описанного оборудования, между барабан-сепараторами и в точках на расстоянии 0,1 м от тупиковой зоны. Для наглядности значения мощности доз гамма-излучения после останова со 100% мощности приняты за 100%. Из таблицы 3 видно, что при останове 1-го блока в 2002 г. произошло существенное снижение мощности доз - почти в 5 раз возле ба-

рабан-сепараторов и в 2-3 раза в тупиковых зонах.

Таблица 3 - Изменение усредненных значений мощностей доз гамма-излучения, характеризующих уровень радиационного загрязнения оборудования

Способ останова Степень радиационного загрязнения оборудования в процентах относительно штатного способа, останова в точках контроля'

Между барабан-сепараторами Тупиковая зона раздаточных групповых коллекторов

левая сторона правая сторона левая сторона i правая сторона

штатный 100 100 100 100

поэтапный 17,9 20,8 55,4 73,7

При ступенчатом заглушении в результате выдержки на половинной мощности реактора в течение 50-120 часов интенсивность процессов массопереноса существенно меньше, в частности, поступление солей, продуктов коррозии и радионуклидов в теплоноситель в 5-20 раз меньше, чем при снижении мощности от рабочей до нуля.

Для кардинального решения проблемы снижения мощности доз на рабочих местах перед ремонтом нами была разработана комплексная технология дезактивации, включающая 7 этапов.

1 этап. Поэтапный останов энергоблока. Цель: поэтапное снижение мощности энергоблока с целью уменьшения содержания радионуклидов в теплоносителе и выведения подвижной фазы радиоактивных отложений на байпасной очистке (БО) КМПЦ.

2 этап Барботалсный режим. Цель: перевод активной зоны в кипящий режим с разорванной циркуляцией с целью удаления нерастворимых радиоактивных отложений с поверхностей ТВС.

3 этап. Безреагентная промывка. Цель: выведение нерастворимых радиоактивных продуктов коррозии и продуктов деления на фильтрах БО КМПЦ с целью повышения эффективности последующей химической дезактивации КМПЦ.

4 этап Химическая дезактивация КМПЦ. Цель: удаление радиоактивных отложений с внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования КМПЦ.

5 этап. Барботажный режим. Цель: перевод активной зоны в кипящий режим с разорванной циркуляцией с целью удаления с поверхностей ТВС взрыхленных после 4 этапа нерастворимых радиоактивных отложений последующим выводом их на БО КМПЦ.

6 этап. Безреагентная промывка. Цель: выведение нерастворимых радиоактивных продуктов коррозии на фильтрах БО КМПЦ.

7 этап. Подготовка рабочих мест. Цель: обеспечение допустимой радиационной обстановки на рабочих местах.

Проверка технологии проведена на 3 блоке Л АЭС.

Барботажный режим и безреагентная промывка с использованием технологических схем управления потоками позволяют выводить из КМПЦ радиоактивные отложения (до

200 Ки) Сравнение результатов дезактивации 3 энергоблока в 2001 году по новой технологии с результатами дезактивации в 1995-2000 гг. представлено на рис 9, где показано соотношение максимальных уровней МД до отмывки и после отмывки. Сравнение проводилось по 10 позициям На 3 энергоблоке в 2001 г. по большинству позиций МД снизилась, тогда как в 1995 г более чем на половине участков МД повысилась, те. дезактивация по предложенной технологии оказалась более эффективной, что способствует переходу ЛАЭС на 2-х бэрную

Рисунок 9 - Сравнение уровней мощностей доз радиации до и после отмывки на 3 блоке ЛАЭС в 1995-2001 гг. по помещениям КМПЦ

ВЫВОДЫ

1 Проведен комплекс исследований и инженерных разработок с целью обеспечения продления ресурса работы ядерной энергетической установки РБМК-1000 путем предупреждения отказов основного оборудования на базе анализа функционального состояния систем и разработок по восстановлению работоспособности, модернизации систем, влияющих на надежность и безопасность энергоблоков:

- барьеров безопасности (оболочки твэла, ТК и трубопроводов КМПЦ);

- температурного компенсатора тракта ТК;

- верхних элементов биологической защиты реактора и укрепления их в целом для исключения возможного выброса ТВС в центральный зал;

- технологии снижения мощности доз на рабочих местах.

2 Проведена оценка степени «усадки» графитовой кладки по высоте реактора под влиянием облучения, разработаны технология и инструмент дистанционного восстановления температурного компенсатора тракта ТК.

3. Разработаны и реализованы на практике условия и правила формирования радиальных зон активной зоны канального реактора (в пределах которых осуществляют программные перестановки свежих и повторно используемых топливных сборок) для обеспечения расчет-

концепцию дозозатрат по требованиям НРБ-99.

МД И» ОГМЫВкН, ,1кР/с

■ 3-19'Л 2-1 крдния И'Ы1Л ni.itпня (яы и'рлкя |><1сгнп||ц я КМПЦ-11Н) час) А 3-21МН1 и ИЮкрДШЛЯ ДС;4к111Я41Н1М (ВЫ К*рм>я ])ЯС1НО|М И КМПЦ-4Я ЧИС) д Д-21И11 мивмшроалшм IП1К1 юшя {выкрика рдегяоря я КМПЦД-8 '!.<'! - Л|ШН> КД=1 - ЛШШЯ КД-кОзффнИШ'Щ 1(ГМК1МП411НИ

ной оптимальной глубины выгорания слабообогащенного ядерного топлива, более равномерного распределения энерговыделения по объему реактора и повышения безопасности работы реактора в целом.

4. Впервые определено количественно влияние показателей качества ВХР на надежность элементов КМПЦ, накопление доз облучения эксплуатационным и ремонтным персоналом и образование дефектов ТВС.

5. На основании проведенных исследований были разработаны и реализованы технологии и способы повышения надежности оборудования, снижения дозовых затрат персонала и выброса1311:

- промывка тупиковых зон РГК от продуктов коррозии на мощности;

- поддержание соотношения концентраций продуктов коррозии меди и железа в пределах от 1 доЗ;

- корректирующие технологии при гидроиспытаниях, пуске, работе на мощности и останове реактора, применение высокотемпературных датчиков для контроля коррозии.

6. Разработана и внедрена комплексная технология подготовки рабочих мест перед ремонтом оборудования КМПЦ в периоды ППР, включающая 7 этапов работ, с коэффициентом дезактивации выше 10 и снижение радиоактивных выбросов, что позволило достичь индивидуальной дозы ремонтного персонала группы А меньше 20 мЗв/год. Первым этапом работ обоснован и реализован регламент ступенчатого снижения мощности до 50% штатными средствами с выдержкой времени с номинального уровня до останова в течении 50-120 часов, что позволило резко снизить радиоактивность газовых сдувок, загрязненность внутренних поверхностей элементов КМПЦ, повысить надежность работы твэл и уменьшить дозовое воздействие на персонал при освидетельствовании и ремонте оборудования.

7. Выполнение перечисленных работ подтверждено 12 патентами, удостоверениями на изобретения, печатными работами.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ изложено в следующих работах:

1. Ковалев С М , Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Крупенникова В.И. и др. Формирование выбросов радиоактивного йода на АЭС с РБМК-1000. - Атомная энергия, 1997, т.82, с. 125-130.

2. Крицкий В.Г., Стяжкин П.С., Березина И.Г., Ковалев СМ. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика. №7,2000, с.2-9.

3. Крицкий В.Г., Ковалев СМ., Родионов Ю.А., Стяжкин П.С. и др. Моделирование поведения активированных продуктов коррозии при пуске РБМК-1000 после капитального ремонта. Атомная энергия. Т.90, вып.5, май 2001, с.366-371.

4. Kovalev S.M. Corrosion cracking of austenitic steel under nuclear installation operating conditions. Seventh international conference on fiision reactor materials. September 25-29, Obninsk, Russia, 1995.

5. Kovalev S.M., Stjazhkin P.S., Kritski V.G., Simanovski V.M., Malov M.Ju., Butorin S.L. Extent estimation of different factors influence on the corrosion cracking of steels type X18H10T in NPP. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 22-26 April 2002.

6. Kovalev S.M., Kritski V.G., Berezina I.G., Stjazhkin P.S., Olejnik P.V. Determination of water chemistry parameters which influence on failure intensity of RBMK equipment. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 22-26 April 2002.

7. Ковалев СМ., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Еперин А.П. и др. Защита плато ядерного канального реактора. Патент RU №1563. Бюл.№1 16.10.96.

8. Ковалев СМ., Еперин А.П., Богданов В.И., Шмаков Л.В. и др. Способ восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора. Патент RU №2075117. Бюл.№7 10.03.97.

9. Ковалев СМ., Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Завьялов А.В. и др. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. Патент RU №2083004. Бюл.№18 27.06.97.

10. Ковалев СМ., Тищенко В.Н., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В. и др. Способ очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора. Решение о выдаче патента по заявке №98101298/25 (11.02.99). Приоритет 06.01.98.

11. Ковалев СМ., Еперин А.П., Крицкий В.Г., Лебедев В.И. и.др. Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов. Патент RU. №2107956 Бюл.№9 27.03.98.

12. Ковалев СМ., Черников О.Г., Шмаков Л.В., Крицкий В.Г. и др. Способ останова энергетического ядерного реактора. Патент на изобретение № 2234753. Бюл. №23 20.08.2004.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

АС атомная станция

АХК автоматический химический контроль

БО байпасная очистка КМПЦ

БРУ-Б быстрое редукционное устройство для сброса пара в барботер

БРУ-Д быстрое редукционное устройство для сброса пара в деаэратор

БС барабан-сепаратор

ВУТ водо-уравнительный трубопровод

ВХР водно-химический режим

ГПД газообразные продукты деления

ГЦН главный циркуляционный насос

ДЖН долгоживущие нуклиды

ЗРК запорно-регулирующий клапан

КИУМ коэффициент использования установленной мощности

КМПЦ контур многократной принудительной циркуляции

КПР капитальный принудительный ремонт

КПТ конденсатно-питательный тракт

КурАЭС Курская атомная электростанция

ЛАЭС Ленинградская атомная электростанция

МГЦ мультигидроциклон

МД мощность дозы радиации

МКРН межкристаллитное коррозионное растрескивание под напряжением

.НК-ВК нижние коммуникации — верхние коммуникации

НУЭ нормальные условия эксплуатации

ПД продукты деления

ПК продукты коррозии

ППР планово-предупредительный ремонт

ПСС продление срока службы

РБГ радиоактивные благородные газы

РБМК реактор большой мощности канальный

РГК раздаточный групповой коллектор

РУ - реакторная установка

СКМ система коррозионного мониторинга

СмАЭС Смоленская атомная электростанция

СПП сепаратор перегретого пара

СУЗ система управления и защиты

ТВС тепловыделяющая сборка

ТЗ тупиковая зона

ТК технологический канал

УСС управление сроком службы

ШАДР шариковый автоматический дросселирующий регулятор

ПЛД №69-378 от 09.06 1999.

Ротапринт. Подписано в печать 04.11.2004. Формат бумаги 60x84'/^.

Объем 1,0 уч.-изд. л. Бумага офсетная. Тираж 60. Заказ 256.

ОАО «НПОЦКТИ». 191167, Санкт-Петербург, ул. Атаманская, д. 3/6

^239 12

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ ВЛИЯНИЯ ПРОБЛЕМ НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ РБМК-1000 НА УПРАВЛЕНИЕ СРОКОМ СЛУЖБЫ АС И БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРСОНАЛА.

1.1. Управление процессами старения АС.

1.2. Пути обеспечения надежности и безопасности действующей ЯЭУ.

1.3. Задачи исследования (цели работы).

ГЛАВА 2. ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ И ВОССТАНОВЛЕНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ РБМК-1000.

2.1. Разработка элементов защиты ядерного канального реактора.

2.2. Восстановление работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала.

Выводы по главе 2.

ГЛАВА 3. ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.

3.1. Повышение эффективности топливного цикла.

3.2. Повышение эксплуатационной надежности ТВС РБМК-1000.

Выводы по главе 3.

ГЛАВА 4. ПОВЫШЕНИЕ НАДЕЖНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ РБМК-1000 В АСПЕКТЕ ПРОБЛЕМЫ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКОВ С РЕАКТОРАМИ РБМК.

4.1. Анализ влияния параметров эксплуатации на надежность элементов РБМК.

4.2. Деаэрированный пуск.

4.3. Система измерения электрохимического потенциала коррозии нержавеющей стали в КМПЦ.

Выводы по главе 4.

ГЛАВА 5. РАЗРАБОТКА КОМПЛЕКСНОЙ ТЕХНОЛОГИИ ПОДГОТОВКИ РАБОЧИХ МЕСТ ПЕРЕД РЕМОНТОМ ОБОРУДОВАНИЯ КМПЦ.

5.1. Снижение уровня газоаэрозольных выбросов Ш1 как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК-1000 при продлении срока их службы.

5.2. Разработка способа управления канальным реактором РБМК при останове

5.3. Технология снижения мощности доз гамма-излучения на рабочих местах перед ремонтом оборудования КМПЦ.

Выводы по главе 5.

ВЫВОДЫ.

Актуальность проблемы. В настоящее время многие объекты ядерно-промышленного комплекса и первые блоки атомных станций выработали свой ресурс или подошли к 30-ти летней границе назначенного срока эксплуатации.

Встал принципиально новый вопрос об управлении сроком службы АС, который включает в себя комплекс работ, объединяющий в единый непрерывный процесс модернизацию, продление эксплуатации, обращение с отработавшим ядерным топливом, отходами и вывод из эксплуатации АС с РБМК. Главным при этом является совершенствование технологических процессов для предупреждения отказов оборудования и обеспечения безопасности.

При получении долгосрочной лицензии на дальнейшую эксплуатацию необходимо показать, что энергоблок АС на момент завершения назначенного срока службы находится в работоспособном состоянии с приемлемым уровнем безопасности в соответствии с современной нормативной базой. Количественная оценка безопасности предусматривает разработку вероятностных моделей развития аварийных ситуаций и способов их предупреждения. Учитывая сложность и многообразие процессов, приводящих к отказу элементов оборудования, вероятностные показатели надежности получают, как правило, путем статистических испытаний и обобщения опыта эксплуатации. Вследствие сложности получения статистической информации актуальность приобретает моделирование физико-химических процессов, протекающих в элементах оборудования с целью поиска взаимосвязей между отдельными физико-химическими явлениями и процессами, приводящими к отказу оборудования.

Помимо работоспособности и безопасности эксплуатации блоков АС в проблеме управления сроком службы существенным фактором является экономическая эффективность эксплуатации за пределами назначенного срока службы. Важной характеристикой экономической эффективности является глубина выгорания топлива. Повышение глубины выгорания приводит к снижению стоимости электроэнергии за счет уменьшения затрат на приобретение ядерного топлива. Решение проблемы повышения надежности оболочек твэлов и темпов их разгерметизации в режимах нормальных условий эксплуатации и останова имеет следствием увеличение безопасности эксплуатации энергоблоков АС и экономической эффективности. Эти же цели преследует решение вопросов повышения надежности элементов реакторной установки РБМК-1000: тракта технологического канала, защиты плато реактора, контроль сварных соединений нержавеющих трубопроводов.

С 2000 г. на АС внедрены более жесткие нормативы радиационной безопасности НРБ-99, что вызывает необходимость дальнейшей минимизации мощности доз радиации от оборудования. Повышение надежности оборудования и безопасности персонала является необходимым компонентом комплекса работ по УСС, что соответствует приказу Министра по атомной энергии №599 от 9 сентября 1998 г. о признании внедрения технологии УСС АС приоритетным направлением деятельности.

Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена разработке и обоснованию научно-технических решений по обеспечению эффективности, надежности и безопасности АС с РБМК при продлении их срока службы.

Цели работы:

1. Анализ и исследование проблем надежности элементов и систем РБМК-1000 в связи с задачей управления сроком службы ЛАЭС.

2. Установление механизмов образования дефектов и разработка способов повышения надежности ряда элементов и систем РБМК, относящихся к барьерам безопасности.

3. Разработка научных и технических решений по модернизации оборудования РБМК.

4. Повышение экологической безопасности, снижение поступления радиоактивного йода в окружающую среду, разработка комплексной технологии подготовки рабочих мест перед ремонтом КМПЦ.

Методика проведения работы.

Методика исследований заключалась в последовательном выполнении следующих этапов:

- детерминистский анализ безопасности и надежности отдельных элементов и систем АС,

- рассмотрение потоков отказов и выявление действующих факторов,

- выбор модели описания процессов, приводящих к снижению надежности элементов и систем,

- разработка конструкторских и технологических решений для предупреждения отказов повышения безопасности, экологичности и экономичности АС.

Научная новизна состоит:

- в определении комплекса ключевых проблем для обеспечения надежности, безопасности и экономической эффективности эксплуатации энергоблоков АЭС при продлении сроков их службы;

- в создании на основе теории надежности моделей образования дефектов оборудования КМПЦ РБМК-1000, впервые количественно описывающих влияние показателей качества ВХР на надежность элементов оборудования;

- в выявлении ключевых факторов, влияющих на надежность ряда элементов конструкции РБМК, определении причин деградации элементов защиты реактора, оболочек твэлов, трубопроводов КМПЦ, температурных компенсаторов технологических каналов, на основе чего разработаны и реализованы способы их модернизации;

- в установлении условий и ограничений, оптимизирующих перестановки топливных сборок в процессе эксплуатации реакторов РБМК,

- в установлении на примере блоков ЛАЭС количественных закономерностей влияния режима эксплуатации реактора на дозовые затраты персонала и выброса 1311.

Достоверность. Достоверность полученных результатов подтверждена эффективностью практического использования технических решений на АС.

Практическая значимость работы. Для реализации комплекса работ по продлению срока службы энергоблока АС необходимым условием является обеспечение надежности, безопасности и экономической эффективности. Разработанные технологии позволили повысить надежность и безопасность барьеров безопасности (оболочек твэл, оборудования КМПЦ), снизить мощности доз перед ППР и КПР РУ РБМК-1000.

Автором разработаны и внедрены на ЛАЭС:

• способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора,

• способ восстановления работоспособности температурного компенсатора ТК,

• программа по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблоков ЛАЭС,

• технология снижения мощности доз на рабочих местах при проведении ремонтов оборудования КМПЦ,

• по итогам разработок внедрено 5 патентов РФ.

На защиту выносятся:

1. Результаты анализа надежности и безопасности элементов оборудования РУ с РБМК-1000.

2. Модели образования дефектов элементов оборудования РУ РБМК

1000.

3. Способы восстановления работоспособности элементов реакторной установки.

4. Решение по повышению эффективности топливного цикла ядерного канального реактора.

5. Технологические решения по повышению эксплуатационной надежности ТВС и трубопроводов КМПЦ.

6. Комплексная технология снижения дозозатрат.

Апробация работы. Результаты работы изложены в 11 статьях, 6 докладах, защищены 9 патентами РФ. Отдельные результаты докладывались на конференциях по УСС (Санкт-Петербург, 1999, 2000 гг.), ВХР (Москва 2001 г.), безопасности АЭС (Санкт-Петербург, 2001, 2003), ВХР АЭС (Авиньон-2002), надежности (The 7 International conference material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. 17-21 June 2002, Prometey, St.-Petersburg).

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав и выводов. Изложена на 142 страницах, иллюстрирована 45 рис., 11 табл. Список литературы содержит 86 наименования.

ВЫВОДЫ

1. Проведен комплекс исследований и инженерных разработок с целью обеспечения продления ресурса работы ядерной энергетической установки РБМК-1000 путем предупреждения отказов основного оборудования на базе анализа функционального состояния систем и разработок по восстановлению работоспособности, модернизации систем, влияющих на надежность и безопасность энергоблоков:

- барьеров безопасности (оболочки твэла, ТК и трубопроводов КМПЦ);

- температурного компенсатора тракта ТК;

- верхних элементов биологической защиты реактора и укрепления их в целом для исключения возможного выброса ТВС в центральный зал;

- технологии снижения мощности доз на рабочих местах.

2. Проведена оценка степени «усадки» графитовой кладки по высоте реактора под влиянием облучения, разработаны технология и инструмент дистанционного восстановления температурного компенсатора тракта ТК.

3. Разработаны и реализованы на практике условия и правила формирования радиальных зон активной зоны канального реактора (в пределах которых осуществляют программные перестановки свежих и повторно используемых топливных сборок) для обеспечения расчетной оптимальной глубины выгорания слабообогащенного ядерного топлива, более равномерного распределения энерговыделения по объему реактора и повышения безопасности работы реактора в целом.

4. Впервые определено количественно влияние показателей качества ВХР на надежность элементов КМПЦ, накопление доз облучения эксплуатационным и ремонтным персоналом и образование дефектов ТВС.

5. На основании проведенных исследований были разработаны и реализованы технологии и способы повышения надежности оборудования, снижения дозовых затрат персонала и выброса I:

- промывка тупиковых зон РГК от продуктов коррозии на мощности;

- поддержание соотношения концентраций продуктов коррозии меди и железа в пределах от 1 до 3;

- корректирующие технологии при гидроиспытаниях, пуске, работе на мощности и останове реактора, применение высокотемпературных датчиков для контроля коррозии.

6. Разработана и внедрена комплексная технология подготовки рабочих мест перед ремонтом оборудования КМПЦ в периоды ППР, включающая 7 этапов работ, что позволило достичь индивидуальной дозы ремонтного персонала группы А меньше 20 мЗв/год. Первым этапом работ обоснован и реализован регламент ступенчатого снижения мощности до 50% штатными средствами с выдержкой времени с номинального уровня до останова в течении 50-120 часов, что позволило резко снизить радиоактивность газовых сдувок, загрязненность внутренних поверхностей элементов КМПЦ, повысить надежность работы твэл и уменьшить дозовое воздействие на персонал при освидетельствовании и ремонте оборудования.

7. Выполнение перечисленных работ подтверждено 12 патентами, удостоверениями на изобретения, печатными работами.

1. Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme IAEA. Safety Reports Series, №15. Vienna. 1999. p. 35.

2. Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety IAEA. Technical Reports Series. №338. Vienna- 1998.

3. Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Ковалев C.M. и др. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблока Ленинградской АЭС. Архив ПТО ЛАЭС, инв.№ЦН-199,1999.

4. Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing IAEA. Safety Practices Publications, №50-P-3. Vienna. 1997.

5. Крицкий В.Г., Стяжкин П.С., Березина И.Г., Ковалев C.M. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика. №7, 2000, с.2-9.

6. Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т.8. М., Машиностроение, 1990.

7. Нормативно-методологические требования к управлению ресурсными характеристиками элементов АЭС. РД-ЭО-0039-95 (разрешен к применению письмом Госатомнадзор России №14-05/686 от 02.11.95 г.).

8. Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и ВХР АЭС. СИНТО, СПб, 1996.

9. ГОСТ 27.203-83. Надежность в технике. Состав и общие правила задания требований по надежности.

10. Дэниэл К. Применение статистики в промышленном эксперименте. М.: Мир, 1979, 299 с.

11. Абагян А.А., Бирюков Г.И., Брюнин С.В. и др. Состояние и проблемы развития ядерной энергетики в СССР. Атомная энергия. Т.69, вып.2,1990, с.67-79.

12. Черкашов Ю.М., Петров А.А., Потапов А.А., Брюнин С.В., Коньков Ю.В. Технические и экономические аспекты продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК. Препринт НИКИЭТ. М., НИКИЭТ. ЕТ-97/37, 1997.

13. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97).

14. Обеспечение качества для безопасности атомных электростанций и других ядерных установок. Свод положений и Руководства по безопасности Q1-Q14. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1998.

15. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК. ТС ОУОБ, РБ-12-42-97. Госатомнадзор РФ, М., 1997.

16. Руководство МАГАТЭ по безопасности, S0-SG012. МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1999.

17. Адамов Е.О., Иванов В.А., Еперин А.П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М.: Энергоатомиздат, 1997.

18. Белянин Л.А., Лебедев В.И., Еперин А.П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М., Энергоатомиздат, 1996.

19. Группа по оценке значимых с точки зрения безопасности событий (миссия ASSET МАГАТЭ). Отчет. Вена, Австрия, 1994.

20. Международная информационная система в области ядерной энергии. INIS, МАГАТЭ, Вена, Австрия, 1995.

21. ASSET Missions to NPPs Eguipped With the RBMK Type of Reactors. Report of the Consultants' Meetings, 93 CT 1243 (CM-23). Vienna, 6-10 September 1993.

22. Атомные электрические станции с реакторами РБМК: общие проблемы безопасности. Публикация Внебюджетной программы МАГАТЭ по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР. Апрель 1997 г. (IAEA-EBR-РБМК

23. Основные правила обеспечения безопасности АЭС (ОПЭ АС-96).

24. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99, М., 1999.

25. Ковалев С.М., Крицкий В.Г., Ампелогова Н.И., Крупенникова В.И. и др. Формирование выбросов радиоактивного йода на АЭС с РБМК-1000. -Атомная энергия, 1997, т.82, с. 125-130.

26. Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т. 10. М., Машиностроение, 1990.

27. Надежность и эффективность в технике: Справочник, в 10 т. Т.4. М., Машиностроение, 1990.

28. 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. ГОСТ 26841-86, М.: 1986.

29. Еперин А.П., Лебедев В.И., Иванов В.А. и др. Вопросы безопасности АЭС с канальными реакторами. Барьеры безопасности. М., Энергоатомиздат, 1996.

30. Ковалев С.М., Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Еперин А.П. и др. Защита плато ядерного канального реактора. ПатентRU №1563. Бкш№116.10.96.

31. Ковалев С.М., Еперин А.П., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В. и др. Защита плато ядерного канального реактора. Патент RU №2163. Бюл.№516.05.96.

32. Лебедев В.И., Еперин А.П., Иванов В.А. и др. Барьеры безопасности на АЭС с канальными реакторами. М., Энергоатомиздат, 1997.

33. Ковалев С.М., Еперин А.П., Московский В.П., Павлов М.А. и др. Способ ремонта графитовой кладки активной зоны канального ядерного реактора. Патент RU №2035071. Бкж№13.10.05.95.

34. Ковалев С.М., Богданов В.И., Павлов М.А., Московский В.П. и др.

35. Устройство для ремонта графитовой кладки активной зоны канального ядерного реактора. Патент RU №2459. Бкш№716.07.96.

36. Ковалев С.М., Еперин А.П., Богданов В.И., Шмаков JI.B. и др. Способ восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора. Патент RU №2075117. Бюл№710.03.97.

37. Ковалев С.М., Еперин А.П., Лебедев В.И., Павлов М.А. и др. Опорный вкладыш для восстановления вертикальной компенсационной способности графитовой кладки ядерного реактора и устройство для его установки. Патент RU№2117340. Бкж№2210.08.98.

38. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный энергетический реактор. М., Атомиздат, 1980,208 с.

39. Kupalov-Yarooplk A.I., Nikolaev V.A., Cherkashov Y.M. et. al. Upgrading of RBMK Fuel Assembly Design and Production Technology. ICONE-4 ASME March 1996, Volume 4, p.235-242.

40. Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатом -издат. 1990. 352 с.

41. Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Завьялов А.В. и др. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. Патент RU №2083004. Бкш№18 27.06.97.

42. Сборник докладов научно-технического семинара "Модернизация, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК". г.Электросталь, 25-27 октября 2000.

43. Крицкий В.Г., Гарусов Ю.В., Гасанов И.К., Ковалев С.М., Стяжкин П.С. и др. Обеспечение эксплуатационной надежности элементов оборудования РБМК-1000 средствами водно-химического режима. Тезисы доклада, ПСС АЭС-99. 23-28 мая 1999 г. СПб- Сосновый Бор.

44. Крицкий В.Г., Стяжкин П.С., Березина И.Г., Ковалев С.М. и др. Влияние качества теплоносителя на эксплуатационную надежность элементов оборудования АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика. №7, 2000, с.2-9.

45. Ковалев С.М., Еперин А.П., Крицкий В.Г., Лебедев В.И. и.др. Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов. Патент RU. №2107956 Бюл№9 27.03.98.

46. Ковалев С.М., Тищенко В.Н., Шмаков Л.В., Гарусов Ю.В. и др. Способ очистки теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора. Полож. решение на заявку №98101298/25 (11.02.99). Приоритет 06.01.98.

47. Стандарт предприятия "Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000". СТП ЭО 0005-01.

48. Ford Е.Р. Quantitative Prediction of Environmentally Assisted Cracing. NACE International, 1996.

49. Kovalev S.M., Kritski V.G., Berezina I.G., Stjazhkin P.S., Olejnik P.V. Determination of water chemistry parameters which influence on failure intensity of RBMK equipment. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 22-26 April 2002.

50. Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system. Патент US №4842811, Jun.27, 1989.

51. Крицкий В.Г., Бабкин Д.Н., Шведова М.Н. и др. Многофункциональный стенд для моделирования фрагмента системы автоматизированного химического контроля и коррозионного мониторинга ВХР АЭУ. МНТС "Водно-химический режим АЭС" на Смоленской АЭС, октябрь 2003.

52. Предотвращение коррозионного растрескивания трубопроводов на АЭС США (обзор). "Атомная энергия за рубежом", №9, 1988, с.20.

53. Auerbach С. et all Pipe Crack Evaluation in Operating Boiling Water Reactors. NUREG/CR-4545,1986.

54. Macdonald D.D. et all. Theoretical Estimation of Crack Growth Rates in Type 304 Stainless Steel in Boiling-Water Reactor Coolant Environments. NACE International, 1996.

55. Andersen P.Z. Effect of transients in water chemistry, temperature and loading on integranular stress corrosion cracking of AISI304 stainless steel// Corrosion (USA), 1986, В.42, №3, p.169-180.

56. Ковалев C.M., Лебедев В.И., Черников О.Г. и др. Оптимизация пуска энергоблока РБМК-1000. Экология и атомная энергетика. Вып.1, Сосновый Бор, 2002, с.71-75.

57. Программа 2Пр-2095, ЛАЭС, 1998, Программа 2Пр-2127, ЛАЭС,2000.

58. Назаров А.А. Защита металлов. Т.ЗЗ, №4, 1997, с.378.

59. Kovalev S.M. Corrosion cracking of austenitic steel under nuclear installation operating conditions. Seventh international conference on fusion reactor materials. September 25-29, Obninsk, Russia, 1995.

60. Kovalev S.M., Stjazhkin P.S., Kritski V.G., Simanovski V.M., Malov

61. MJu., Butorin S.L. Extent estimation of different factors influence on the corrosion cracking of steels type X18H10T in NPP. SFEN/Chimie 2002 Avignon (France) 2226 April 2002.

62. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. М., Атомиздат, 1973, 328с.

63. Деменьтьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатом-издат. 1990. 352 с.

64. Крицкий В.Г., Симановский В.М., Ковалев С.М. и др. Снижение газоаэрозольных выбросов I как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК-1000 при продлении срока их службы. Теплоэнергетика, №5, 2000, с.39-42.

65. Крицкий В.Г., Стяжкин П.С., Ковалев С.М. и др. Некоторые особенности поведенияв КМПЦ РБМК. Доклад на НТС "Водно-химический режим действующих АЭС". Концерн "Росэнергоатом", Москва, 19-21 сентября 2000, с.25.

66. Lin С. Radiochemistry in nuclear power reactors. Washington, National Academy Press. 1996.

67. Стырикович М.А., Полонский B.C., Циклаури Г.В. Тепломассобмен и гидродинамика в двухфазных потоках атомных энергетических станций. М., "Наука". 1982, 370 с.

68. Kritskij V.G., Berezina I.G. Influence of water chemistry on corrosion be-hawiour of Zr+l%Nb alloy in NPP. 1998 JAIF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. WATER CHEMISTRY'98, Kashiwazaki, Japan. October 13-16, 1998.

69. Lin C.C. Radiochemistry in nuclear power reactors. NAS-NS-3119. National Academy Press, Washington, D.C., 1996.

70. EPRI BWR Water Chemistry Guidelines 1993. Revision Normal and Hydrogen rates chemistry. 1993.

71. Ковалев C.M., Березина И.Г., Крицкий В.Г., Стяжкин П.С. Способ длительного хранения отработанного ядерного топлива в бассейнах выдержки. Пат.№2034346 РФ. БИ№12, 1995.

72. Герасимов В.В., Рябов М.И. Количественная оценка отложений продуктов коррозии железа на твэлах. В сборнике докладов первой межотраслевой конференции по водно-химическим режимам теплоносителей АЭС. Т.1. ВНИПИЭТ, с.102-113.

73. Фрейман Л.И. Стабильность и кинетика развития питтингов. ИНТ Коррозия и защита от коррозии, т.11, Москва, 1985, с.3-71.

74. Березина И.Г., Крицкий В.Г., Стяжкин П.С. Особенности коррозионного поведения сплава Zr+l%Nb в теплоносителе АЭС с РБМК-1000. Теплоэнергетика, №7, 1998, с.62-67.