Конструкторские и технологические решения по повышению безопасности и надежности реакторной установки РБМК-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Ковалев, Сергей Минаевич

• Ковалев, Сергей Минаевич
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ковалев, Сергей Минаевич

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.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Конструкторские и технологические решения по повышению безопасности и надежности реакторной установки РБМК-1000»

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.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Ковалев, Сергей Минаевич

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.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ковалев, Сергей Минаевич, 2004 год

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.