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

• Смирнова, Ирина Михайловна
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Смирнова, Ирина Михайловна

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. Анализ литературы по образованию поверхностных отложений и методам их исследования на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем.

1.1. Основные характеристики ядерных реакторов и их водно-химических режимов, определяющие источники, элементный состав и структуру отложений на оболочках твэлов.

1.2. Существующие методы исследования отложений.

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

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

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

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

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

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

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

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

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

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

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

Научная новизна

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

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

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

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

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

Практическая значимость

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

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

На защиту выносится:

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

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

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

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

Степень обоснованности научных положений и рекомендаций, сформулированных в диссертации

Достоверность полученных научных результатов и выводов подтверждается:. воспроизводимостью полученных экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов; метрологической, аттестацией методик: исследований^ и использованием аттестованного оборудования; наличием системы обеспечения качества в ФГУГТ 'ТНЦ РФ НИИАР" в соответствии с государственной аккредитацией научной организации, свидетельство № 3656 от 29 января 2002г., серия AHO 002246, а также аттестатом аккредитации испытательной лаборатории (центра) № ИК 0008 (РОСС RU 0001 01 АэщОО.73.22.0008) от 19.02.2001г.; верификацией методов исследований по результатам^ измерений другими методами и сравнением с литературными данными; основные результаты исследований обсуждались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях.

Апробация.работы и публикации.

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

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

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

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

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

16—18 ноября 2009г.;

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

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

17-20 мая 2011 г;

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

Личный вклад автора

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

Структура диссертации

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

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

Основные результаты и выводы

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

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

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

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

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

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

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

Для твэлов ВВЭР11000'установлено, что основу отложений составляет железо с содержанием в среднем для сплава Э110 — 57 %, для сплава Э635 — 69 %. Расчетная величина максимальной толщины слоя отложений на оболочках исследованных твэлов РБМК и ВВЭР не превышает 5 мкм.

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

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

Автор считает своим долгом выразить благодарность:

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

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

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

1.3. Заключение

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

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

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

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

1. Топорова В.Г., Клочков Е.П., Смирнов П.С. Исследование процессаобразования отложений на твэлах ядерных реакторов / Обзор.-М.: ЦНИИ-атоминформ, 1990. С. 68.

2. Maintaing a good dose record at French PWR / Nucl. Engng Intern. 1990. V. 35. № 427. P. 33-36.3., Water chemistry technology maces steady-progress, contributing to operational safety of plants / Atoms in Japan. 1988. V. 321 № 5: P. 15-18.

3. Некрасова Г.А., Раевский И.И., Бибилашвили Ю.К. и др. Цирконии в атомной промышленности. Вып. 12. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах / Обзор: АИНФ 619, 1984. С. 72.

4. Roberts J. е. а. In.: Proc. Specialists' Meeting on Examination of Fuel Assembly for Water Cooler Power Reactors. Vienna. IAEA. IWGFPT / 12. 1982.P. 62.

5. Горский B.B. Роль неразрушающего контроля в решении проблемы повышения выгорания ядерного, топлива в ,реакторах PWR и BWR / Атомная техника за рубежом. 1983. № 1. С. 11-19.

6. Тяпков В.Ф., Хамьянов Л.П., Чудакова И.Ю. и др. Образование продуктов коррозии в теплоносителе и отложениях в контуре многократной принудительной циркуляции АЭС с РБМК-1000 / Теплоэнергетика. 2007. № 12. С. 55-58.

7. Крицкий В.Г. — В кн.: Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. СПб.: СИНТО,1996. С. 264.

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

9. Ефимов А.А., Москвин JI.H., Бредихин В.Я. и др. Анализ продуктов коррозии в тракте циркуляции теплоносителя АЭС с РБМК / Теплоэнергетика. 1984. № 11. С. 8-10.

10. Рождественская JI.H., Забелин А.И., Чечеткин Ю.В. и др. Распределение отложений и активности на поверхностях оборудования и коммуникаций одноконтурного реактора ВК-50 / Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 2. С. 122-126.

11. Крицкий В:Г., Тяпков В.Ф., Белоус В.Н. и др. Анализ ведения водно-химических режимов АЭС с РБМК-1000 и основные направления их совершенствования / Теплоэнергетика. 2005. № 7. С. 26-35.

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

13. Брусаков В.П. Закономерности выделения вещества на теплопере-дающих:поверхностях под действием, термоэлектрических эффектов / Атом- . ная энергия. 1971. Т. 30; Вып. Г. О. 10-13.

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

15. Займовский A.C., Калашников В.В., Костров В.Н. и др. Конструкция и основные характеристики твэла ВВЭР-1000 / Атомная энергия: 197 Г. Т. 30. Вып. 2. С. 226-228.

16. Белокопытов B.C., Вотинов С.Н., Сарычев В.М. и др. Исследование твэлов кассеты, проработавшей 17000: ч в активной зоне реактора ВК-50 / Атомная энергия. 1971. Т. 30. Вып. 2. С. 228-231.

17. Никулина А.В; Циркониевые сплавы в атомной энергетике / Металловедение и термическая обработкашеталлов. 2004. №11. С. 8-12.

18. Никулина A.B. Цирконийниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением / Металловедение и термическая обработка металлов. 2003. № 8. С. 7-12.

19. Цыканов В.А., Шамардин В.К., Андреева А.Б. и др. Материаловед-ческие исследования TBC реактора ВК-50 / Атомная энергия.- 1984. Т. 56. Вып. 3. С. 131-134.

20. Лиханский В.В., Евдокимов И.А. Влияние легирующих элементов на склонность циркониевых сплавов к нодулярной коррозии / Атомная энергия. 2009. Т. 106. Вып. 2. С. 94-99.

21. Рябова JI.B., Терсин В.А., Рассохин Н.Г. и др. Оценка перехода в воду циркония при испытании5 сплава циркония в потоке воды высокой температуры/Теплоэнергетика. 1970. № 3. С. 57-58.

22. Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е. В'кн.: Радиационная стойкость циркония; и1 сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. - Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996. С. 176.

23. Громова А.И., Морозова И.К., Герасимов В.В. и др. О переходе продуктов коррозии сталей в воду и их отложениях на поверхностях* конструкционных материалов в статических условиях / Теплоэнергетика. 1970. № 6. С. 54-56.

24. Сагань И.И., Разладин Ю.С. Борьба с накипеобразованием в теплообменниках.—Киев: Техника, 1986. С. 134.

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

26. Морозова И.К., Громова А.И., Герасимов В.В. и др. В кн.: Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов. - М.: Атомиздат, 1975. С. 280.

27. Аас A.C. Условия работы и поведение твэлов / Proceedings of the Joint Topicel Meeting on Commercial Nuclear Fuel Technology Today. CNS.ISSN 0068-8517. Apr. 1975. C. 49.

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

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

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

31. Некрасова Г.А., Рыбальченко И.Л., Хитров Ю.А. и др. Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 12. Влияние водно-химического режима на поведение оболочек твэлов водо-водяных реакторов. / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1984.

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

33. ОСТ 95 10259-87. Режим АЭС с РБМК-1500 водно-химический. Нормы качества водного теплоносителя основного контура и контура охлаждения системы управления и защиты, средства их обеспечения.

34. Стандарт предприятия "Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000м. СТП ЭО 0005-01. М.: Концерн "Росэнергоатом", 2001.

35. Trans. Amer. Soc. 1988. V. 56. P. 63-64. (Suppl.2).

36. Reactor water chemistry conference /Nucl. Energy. 1990. V. 29, № 1. P. 8-9.

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

38. Некрасова Г.А., Щепинова JI.C., Ямников B.C. Цирконий в атомной промышленности. Вып. 19. Отложения продуктов коррозии на твэлах реакторов BWR/ Обзор: М. ЦНИИатоминформ, 1991. С. 67.

39. Крицкий В.Г., Королев A.C., Березина И.Г. и др. Вынос продуктов коррозии с поверхности стали в. водный теплоноситель АЭС / Атомная энергия. 1985. Т. 59. Вып. 6. С. 401-408.

40. Ефимов A.A., Пыхтеев О.Ю., Москвин JI.H. Ультрадисперсные гидролитические полимеры железа (III) предшественникик коррозионных отложений в контурах АЭС с РБМК / Теплоэнергетика. 2001. № 8. С. 9-12.

41. Зубченко A.C., Колосков М.М., Каширский Ю.В. и др. В кн.: Марочник сталей и сплавов. -М.: Машиностроение, 2003. С. 784.

42. Corrosion product buildup on LWR fuel rods. New-York: SM Stoller Corp. 1985.

43. Перехожев В.И. Механизм и мотематическая модель нодульной. коррозии циркониевых сплавов; пути повышения их коррозионной стойкости и- методология проведения испытаний / Вопросы атомной науки и техники.

44. Герасимов В.В*., Громова А.И., Денисов В.Г. Оценка коррозии циркониевых сплавов в условиях эксплуатации / Атомная энергия. 1976. Т. 41. Вып. 1. С. 14.

45. Самойлов А.Г. — В кн.: Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1985.

46. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А.- В кн.: Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Атомиздат, 1982.

47. Sedov V.M., Simanovsky Ju.M., Smirnov V.V. Decontamination of equipment and premises contaminated during operation of water-cooled nuclear power units / Peaceful Uses of Atomic Energy. Geneva, 1971 / IAEA, Vienna, 1972. Vol.2. P. 215-231.

48. Герасимов В.В: — В кн.: Водный режим атомных электростанций -М.: Атомиздат, 1975.

49. Харитонов Ю.В., Брыков С.И., Трунов^.Б. Прогнозирование накопления отложений продуктов коррозии на теплообменных поверхностях парогенераторов ПГВ-ЮООМ/ Теплоэнергетика. 2001. № 8. С. 20-22.

50. Brutschy Е.J. et.al. The behaviour of corrosion products in BWR's / Corrosion of Reactor Materials / IAEA, Vienna, 1962. Vol.l. P. 133-159.

51. Breden C.R. BWR technology status of the art report. V. 11. Water chemistry and corrosion. ANL-6562, Feb: 1963.

52. Potesta A.M., Watkins R.M. A proposed water cooled reactors decon-'-tamination system / Energia Nucleare. 1961. V. 8, № 2. P. 99-104.

53. Фридрихсберг Д.А.- В кн.: Курс коллоидной химии. — Д.: Химия,1984.

54. Simon G.P. е.а. Van de Graaff study. Deposition of corrosion products under irradiation. WApD-ADC-96.

55. Simon G.P. Van de Graaff study: third interim report on the deposition of corrosion products under irradiation. WAUD-BT-11. H. 18-28.

56. Мамет В.А., Копчинский Г.А., Доленко A.B. и др. Поведение окислов железа в контуре АЭС с РБМК-1000 / Теплоэнергетика. 1979. № 12. С.53-55.

57. Pourbaix Marcel. Atlas d'équilibrés electrochimiques. Paris, 1963.

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

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

60. Варовин И.А., Никифоров С.А., Еперин АЛ. и др. К вопросу о формировании отложений на поверхности' твэлов РБМК-1000' / Атомная энергия. 1985. Т. 59. Вып. 6. С. 405-409. .

61. Забелин А.И., Пшеничников Б.В., Светышева Т.С. Отложения на твэлах АЭС ВК-50 / Атомная энергия. 1973. Т.34. Вып. 2. С. 81-84.

62. Garlick A., Sumerling R., Shires G.L. Crud-Induced Overheating Defects in Water Reactor Fuel Pins / J. of British Nuclear Rnergy Society. 1977. V. 16. Л« 1. P. 77-80. ■ Г

63. Moon J;R. A metallographic examination of general white spottiny in oxide films on,Zircaloy-2 / Corrosion Science. 1968. V. 8. P. 109-110.

64. Коняшов B.B., Краснов A.M. Опыт эксплуатации РУ ВК-50 с негерметичными твэлами / Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ .РФ НИИАР, 2000.Вып.З. С. 47-60.

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

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

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

68. Некрасова Г.А., Чечина О.А., Ямников B.C. Цирконий в атомной промышленности. Вып: 18. Отложения продуктов.коррозии на твэлах реакторов PWR: / Обзор.- М.: ЦНИИатоминформ, 1990. С. 40.

69. Gadiyar H.S. Corrosion and hydriding of fuel cladding materials. Bha-bha Atomic Research Centre. India. Bombay, 1981.

70. Орленков И.С., Красноперов B.M., Гусев Б.А. и др. Повышение эффективности вывода продуктов коррозии штатными фильтрами очистки теплоносителя из первых контуров водо-водяных реакторов (ВВР) / Теплоэнергетика. 1998. № 11. С. 17-19.

71. Парфенов В.В., Горбатых В.П. Кинетика образования питтингов при наличии меди в отложениях. / Теплоэнергетика. 2006. № 12. С. 68-71.

72. Solomon Y., Roesiner I. Measurement of fuel element crud deposits in pressurized water reactors / Nucl. Tech. 1976. V. 29, N 5. P. 166-173.

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

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

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

76. Чудновская И.И., Штернг З.Ю., Заричняк Ю.П. и др. Метод и результаты исследования внутритрубных образований, / Температурный-режим и гидравлика парогенераторов. JL: Наука; 1978. С. 21-32.

77. Глебов В.П.', ЭскинН.Б., Зусман В.М. Влияние внутренних железо-окисных отложений на температурный режим работы труб радиационных поверхностей нагревашарогенераторов сверхкритического давления / Теплоэнергетика. 1980. № 4. G. 51-55.

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

79. Пупышев А.А., Данилова Д.А. Атомно-эмиссионный спектральный анализ с индуктивно связанной плазмой и тлеющим разрядом по Гримму. -Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ, 2002. С. 202.

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

81. Смирнова И.М. Метод аналитического контроля поверхностных отложений на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем // Заводская лаборатория. Диагностика материалов, 2009. №11, Том 75. С. 3-7.

82. Патент 2263161. МПК7 C23G /12. Способ получения проб продуктов отложений с поверхности оболочек циркониевых твэлов для проведения количественного анализа / И.М. Смирнова, И.Н. Кучкина, Г.Д. Лядов, Д.В. Марков // БИПМ. 2005. № 30. Ч. 3. С. 725.

83. Ермолаев Н.П., Смыков В.Б., Шевченко H.H. Опыт эксплуатационных промывок испарителей парогенераторов энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-350 / Теплоэнергетика. 1997. № 8. С. 25-30.

84. Ермолаев Н.П., Смыков В.Б., Иванов В.Н. Новая технология эксплуатационной химической промывки парогенераторов ВВЭР / Теплоэнергетика. 2002. № 7. С. 39-42.

85. Бок Р. — В кн.: Методы разложения в аналитической химии. М.: Химия, 1984. С. 428.

86. Смирнова И.М., Кузьмин C.B., Филякин Г.В. Исследование поверхностных отложений на оболочках твэлов реактора РБМК-1000 / Сборник докладов Vin Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 2007. С.269-280.

87. Смирнова И.М., Филякин Г.В., Кузьмин С.В. Послереакторные исследования отложений на оболочках твэлов РБМК // Атомная энергия, 2008. Т. 105. Вып. 2. С. 113-115.

88. Павлов.С.В., Сухих A.Bs, Сагалов С.С. Вихретоковые методы контроля в реакторном материаловедении. Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2010г. С. 216.

89. Смирнова И.М., Кучкина И.Н., Костюченко А.Н1 и др. Определение состава продуктов отложений и толщины оксидной пленки на поверхности твэлов ВВЭР и РБМК // Атомная энергия, 2005. Т. 98. Вып. 1. С. 50-54.

90. Патент 55371. МПК7 C23G 3/00. Устройство для снятия поверхностных отложений с протяженных изделий / И.М. Смирнова, И.Н. Кучкина, Д.В. Марков, Д.С. Неугодников // БИПМ. 2006. № 22. Ч. 4. С. 918.

91. Boss С.В. Concept, Instrumentation and Techniques in Inductively Coupled.Plasma Optical Emission Spectrometru / C.B. Boss, K.J. Fredeen. Per-kin Elmer, 1997.

92. Смирнова И.М1, Марков Д.В. Результаты исследований поверхностных отложений на оболочках твэлов РБМК-1000 // Теплоэнергетика, 2010. №7. С. 17-20.

93. Smirnova I.M., Markov D.V. Results from Studies of Surface Deposits on the Claddings of Fuel Rods Uset in RBMK-1000 Reactors // Thei-mal Engineering, 2010. Vol.57, № 7, pp. 560-565.

94. Смирнова И.М., Марков Д.В. Результаты послерёакторных' исследований поверхностных отложений« на оболочках,: твэлов реактора РБМК-1000; Сборник трудов: НИИАРа. - Димитровград: ОАО "П-Щ НИИАР",2009, вып.4, С. 15-22.

95. Смирнова ИМ-, Марков Д.В. Результаты послереакторных: исследований}; поверхностных отложений на. оболочках твэлов реактора РБМК-1000 / Сборник докладов IX. Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 2009. 0.271-278. " '

96. Smirnova I.M. A Method for Analytical Monitoring of Surface Deposits on Jackets of Fuel Elements of Reactors with Water Heat Carrier,7 Inorganic Materials, 2010; Vol.46, No.15, pp. 1640-1644.

97. Чесанов В.В., Костюченко А.Н., Смирнова*И.М. и др. Результаты послереакторных исследований TBC РБМК-1000. Сборник трудов НИИАРа. - Димитровград: ОАО ТНЦНИИАР", 2010, вып. 3, С., 16-21.

98. Петрова Т.И., Кашинский В:И, Семенов В.Н. и др. Влияние теплового потока на скорость образования отложений продуктов коррозии железа и меди в котлах // Теплоэнергетика, 2008. № 7. С. 2-5.

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