Разработка и совершенствование технологий очистки контуров ЯЭУ с водяным теплоносителем от продуктов коррозии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Гусев, Борис Александрович

• Гусев, Борис Александрович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Гусев, Борис Александрович

СОДЕРЖАНИЕ

стр.

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЪЕКТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

в

1.1. Общая характеристика объектов исследования

1.2. Пробоотбор исследуемых сред

1.3. Методы анализа

ГЛАВА 2. ОЧИСТКА 1-ЫХ КОНТУРОВ ЯЭУ ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ

2.1. Общие предпосылки поиска способов повышения эффективности

удале11ия радиоактив] 1ых загряз! iei!ий из 1 -б1х koi1туров ЯЭУ

2.2. Направления совершенствования технологий химической дезактивации

2.3. Получение дополнительных исходных данных о закономерностях образова11ия и maccohepei юса ПК в 1 -ых контурах ЯЭУ

2.4. усовершенствование технологии дезактивации КМГГЦ РБМК-1000

2.5. Усовершенствование технологий дезактивации первых контуров для АЭС с ВВЭР

2.6. Оп тимизация параметров «штатной» технологии дезактивации оборудования первого контура в сборе ЯЭУ III поколения

2.7. Технология безреагентной «дезактивации на ходу»

ГЛАВА 3. ТЕХНОЛОГИЯ ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ ОТ ВЗВЕСЕЙ ПК МЕТОДОМ ВЫСОКОГРАДИЕНТНОЙ МАГНИТНОЙ ФИЛЬТРАЦИИ

3.1. магнит11ая фильтрация. история вопроса (литератур11ый обзор)

3.2. Обоснование общих подходов к разработке ВГМФ для очистки водных сред от взвесей ПК в атом! юй энергетике

3.3. Математическое моделирование процесса высокоградиентной магнитной фильтрации

3.4. Разработка конструкции ВГМФ и проведение их промышленных испытаний па воде бассейнов выдержки ОТВС

3.5. Проведение испытаний разработанного ВГМФ на байпасной линии

первого контура стенда прототипа транспортной ЯЭУ

3.6. Перспективные области применения ВГМФ в атомной и тепловой энергетике

ГЛАВА 4. ТЕХНОЛОГИЯ ОЧИСТКИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС С ВВЭР ОТ ЖЕЛЕЗООКСИДНЫХ МЕДЬСОДЕРЖАЩИХ ОТЛОЖЕНИЙ

4.1. Проблема и способы ее решения (литературный обзор)

4.2. Поиски новых технологических решений в проблеме отмывки ПГ со стороны 2-ых контуров

4.3. Практические pekomei щации по выбору технологий промывки ПГ со стороны 2-ых контуров

4.4. Промышленные испытания модернизированной технологии промывки ПГ на расхоложенных РУ

ВЫВОДЫ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и совершенствование технологий очистки контуров ЯЭУ с водяным теплоносителем от продуктов коррозии»

ВВЕДЕНИЕ

Атомная энергетика вносит существенный вклад в энергетический баланс развитых промышленных стран, включая РФ. Динамику развития атомной энергетики характеризуют следующие числа. В 1976г. в 20 странах мира эксплуатировалось 168 АЭС, а их общая электрическая мощность составляла « 100 млн. кВт [1]. Через 30 лет (2006 г.) 31 страна мира эксплуатировала 437

АЭС, а 10 стран строили еще 29 энергоблоков АЭС (рисунок В.1) [2].

<

• гчптГЛтТТПТП

~ ,,00 4.---------.

5 ГТ ; * '■• •

2 300 -----------------------

5 .Г .

5. гГи 1 ' ' "

200 ----~г > ..

>■ Г' • г ■ •; * ■ . •I ' 5 • - - : ..."}

| юо----- |-|Г |

i о ~м111!1[111м1.111,1.!■м1.,11111]1!1ш1

7 1356 1960 1970 1980 1990 2000 2005

Год

Рисунок В.1 - График числа эксплуатируемых в мире АЭС (данные на 31.12.2005)

Отмеченная тенденция, во многом, определяется надежностью оборудования ЯЭУ, более низкой стоимостью вырабатываемой электроэнергии и, как это не парадоксально, более низкой экологической нагрузкой на окружающую среду в условиях нормальной безаварийной эксплуатации АЭС. В 2006 г. эксплуатация АЭС позволила избежать выброса в атмосферу около 2,5 млрд. т углекислого газа, или примерно 10 % от его ежегодных выбросов (29 млрд. т). Достигнутый показатель потенциальных выбросов значительно превышает целевой показатель, документированный в международных протоколах и в соглашениях о защите от изменений климата (например, Киотском протоколе) на период до 2008...2012 гг. [3,4].

Однако история развития атомной энергетики знает примеры, когда неадекватные технически решения приводили к крупным авариям и даже к катастрофам мирового масштаба. В связи с этим, решение' проблем обеспечения безопасной эксплуатации ядерных энергетических установок является важнейшей задачей, от адекватных решений которой зависит будущее атомной энергетики. Одним из направлений повышения безопасности ЯЭУ является снижение дозо-вых нагрузок па персонал АЭС, в том числе разработка мер по уменьшению количества радиоактивных отложений на поверхностях оборудования 1-ых контуров. Показано, что при сокращении дозозатрат на 100 бэр в год экономия за счет уменьшения количества ремонтного персонала составляет от 2 до 20 млн. франков. [5]. В США 1 чел.-бэр. оценивается в -5000 долл., а в Канаде подсчитано, что затраты в размере до 16000 долл. окупаются, если они снижают дозовую нагрузку на 1 бэр в год [6].

Начиная с создания первых объектов атомной энергетики, существовало понимание того, что коррозионная стойкость реакторных материалов является важнейшим факюром их надежности и безопасности. Это предопределило большое внимание к материаловедческим аспектам проблемы при проектировании ЯЭУ, к исследованиям коррозионных процессов и поиску способов снижения их влияния на эксплуатационные характеристики РУ при эксплуатации объектов атомной энергетики с учетом специфики используемых конструкционных материалов [7... 13].

По данным международной организации \VANO в период с 1990 по 1997 гг. улучшение эксплуатационных характеристик ядерных энергетических установок привело к снижению коллективной дозы облучения персонала с 1,73 до 1,09 чел.-Зв 11а энергоблок [14].

Надежность работы реакторного и вспомогательного оборудования, во многом, определяется «служебными» свойствами конструкционных материалов, т.е. их способностью длительное время сохранять работоспособность в условиях радиационных полей, высоких давлений и температур. Основными процессами, приводящими к деградации механических свойств конструкционных материалов, являются процессы коррозии-эрозии. Особую актуальность проблема образования и массопереноса продуктов коррозии I контурах ЯЭУ приобретает в связи с тем, что программа повышения безопаснэсти атомной энергетики вклю-

чает необходимость резкого увеличения назначенного срока службы оборудования ядерных энергетических установок до 60 лет.

Для аустенитных нержавеющих сталей, наиболее широко используемых в качестве конструкционных материалов ЯЭУ, скорость общей коррозии крайне мала и основное внимание уделяется специфическим видам коррозии. Тем не менее, даже использование легированных сталей и специальных коррозионно-стойких сплавов не может полностью исключить общую коррозию этих материалов в водных теплоносителях и связанные с ней процессы образования и массопереноса ГТК, диспергированных в теплоносителе, которые по разным оценкам [15] составляют от 1 до 5 % от общего количества ПК, присутствующих в контурах ЯЭУ. Помимо существования в форме диспергированных в теплоносителе частиц различной дисперсности, от ионных форм до грубодисперс-ных взвесей [ 111, находящиеся в контурах ЯЭУ ПК, присутствуют в них в виде коррозионных пленок и рыхлых отложений на поверхностях конструкционных материалов [ 16... 18J.

На поверхностях металла образуется топотаксиальный и эпитаксиальный слои продуктов коррозии. Топотаксиальная часть слоя непосредственно прилегает к металлу и состоит из кристаллов оксидов железа (смешанных оксидов железа, шпинелей), кристаллографические параметры которых близки к кристаллографическим параметрам покрытого ими металла. Отмечено, что топотаксиальный слой на образцах аустенитпой нержавеющей стали состоит из ма-гемита и смешанных шпинелей железа, хрома и никеля с общим составом [Fe, Ni]0 ■ [Fe, Ст2103 [ 19|. Такой слой, обладающий минимальной пористостью, является защитным по отношению к металлу. Эпитаксиальный слой, в основном, сформирован из наносных отложений продуктов коррозии, непрочно связанных с металлом, которые переносятся по контуру под воздействием изменений теплового потока (мощности реактора), гидродинамических возмущений и концентрации корректирующих добавок в теплоносителе. Эпитаксиальные пленки при концентрировании в них коррозионио-агрессивных примесей, таких как хлорид-ионы (явление «хайд-аут») могут вызывать ускоренную общую и/или специфические виды коррозии.

Процессы массопереноса ПК в контурах ЯЭУ, приводящие к образованию рыхлых отложений, существенно влияют на эксплуатационные параметры ЯЭУ с точки зрения теплообмена [20J, а для 1-ых контуров и на радиационную об-

становку в зоне обслуживания реактора [21] и, кроме того, на проходное сечение для потока теплоносителя через активную зону. Уменьшение последнего приводи г к росту перепада давления в активной зоне реактора. Такой эффект, связанный с отложениями продуюов коррозии на дпстанционирующих решетках тепловыделяющих элементов, проявился в последние годы па российских и зарубежных АЭС с ВВЭР-440 с корпусами без наплавки аус1енитных сталей (Кольская АЭС, АЭС «Ловииса», АЭС «Пакш», НВАЭС).

Радиационное воздействие на персонал при проведении ремонтных работ, в основном, определяется долгоживущими радионуклидами продуктов коррозии. По данным [22] для персонала АЭС с РБМК коллективная доза облучения може1 возрасти в 3 раза при увеличении выноса продуктов коррозии из конден-сатно-гштательного тракта (КПТ) в контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) в 2 раза (с 75 до 150 кг/год). Там же показано, что для реакторов шпа РБМК-1000 с ростом выноса продуктов коррозии конструкционных материалов из КПТ увеличивается количество вышедшего из строя оборудования КМПЦ, что приводит к дополнительным экономическим затратам и уменьшению КИУМ. Высказано предположение, что повреждение твэлов может прог исходить по двум причинам: фреттинг-коррозия [23] и локальная коррозия оболочек, вызванная их перегревом из-за отложений ПК.

Проблемы образования ПК и их влияния на эксплуатационные характерна стики объекюв атомной энергетики достаточно остро стоят' и для вторых, и других технологических контуров ЯЭУ. Учитывая, что в состав конструкционных материалов вторых кошуров из экономических соображений включены менее коррозионно-стойкие стали и сплавы, количество отложений на поверхности ПГ со стороны второго контура на ВВЭР-1000 досп гает 1000 кг и более, что существенно влияет на эффективность их работы.

Существует два общих подхода к решению проблемы удаления ПК из контуров ЯЭУ. Во-первых, учитывая, что замет-гая доля от общего количества ПК постоянно находится в диспергированном состоянии в водном теплоносителе, возможно их выведение из контуров с помощью систем очистки теплоносителя, функционирующих в эксплуатационных режимах ЯЭУ. Во-вторых, ПК в форме коррозионных отложений могут удаля ться в период вывода ЯЭУ из действия с номощыо химических промывок контуров растворами специальных реагентов, обеспечивающих растворение ПК при минимальном коррозионном воз-

действии на сами конструкционные материалы. Промывки оборудования ЯЭУ играют важнейшую роль в обеспечении последующей безаварийной эксплуатации [24]. В случае первых контуров химические промывки обеспечивают очистку внутренних поверхностей оборудования 1-ых контуров одновременно от коррозионных отложений и продуктов размыва топлива из негерметичных твэл, что является одним из условий обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ.

Широкое развитие атомной энергетики стационарного и транспортного назначения в СССР в 60-70-е годы 20-го века сопровождалось разработкой адекватных технологий дезактивации и химических промывок оборудования. В результате выполнения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, преимущественно во ВНИГ1ИЭТ и в ряде других профильных организаций, к концу восьмидесятых годов были решены следующие важнейшие задачи в области дезактивации:

• исследована эффективнос ть разнообразных рецептур промывных растворов;

• разработаны физико-химические основы процессов дезактивации, включая установление закономерностей образования, накопления, поведения в растворах и на поверхностях дезактивируемого оборудования ПК;

• проведена оценка коррозионного воздействия растворов различных рецептур на конструкционные материалы 1-ых контуров ЯЭУ и т.п. [24, 25];

• проведена систематизация химических рецептур, методов и технических средств, а на ее основе создана нормативно-правовая база применения методов дезактивации (ГОСТы, РД, РТК, ТУ и пр.) [25, 26];

• созданы головные образцы оборудования и проведены опытно-экспериментальные и промышленные испытания базовых рецептур дезактивирующих растворов.

К сожалению, приходится констатировать, что созданная в те годы технологическая база осталась практически без измепзпий, вследствие как объективных, так и субъективных причин переходного периода в пашей экономике. Поэтому, несмотря на отмеченные успехи в решении химико-технологических проблем атомной энергетики в нашей стране в 30-е годы прошлого века и постоянный интерес к этим проблемам в других странах с развитой атомной энергетикой в период нового всплеска интереса к ней, решение проблем повышения ее надежности и экономической эффективности невозможно без углубления наших представлений о происходящих в ЯЭУ коррозионных процессах и зако-

номерностях массопереноса продуктов коррозии и без поиска новых технологических решений, направленных на очистку контуров ЯЭУ от накапливающихся в них ПК. :

Представленная работа охватывает весь комплекс проблем, связанных с образованием и массопереносом ПК, диспергированных в водных теплоносителях ЯЭУ.

Цель работы — разработка новых и совершенствование существующих технологий очистки контуров ЯЭУ с водяным теплоносителем от ПК в рамках обоих вышеотмеченных общих подходов к решению этой проблемы: за счет удаления взвешенных в теплоносителе ГГК на работающем или остановленном реакторе и за счет растворения отложений ПК в стояночных режимах.

В рамках намеченной цели решался следующий круг задач:

1. Усовершенствование штатной технологии дезактивации КМПЦ на АЭС с реакторами РБМК;

2. Усовершенствование технологии дезактивации первых контуров ВВЭР с финишным оксидированием отмытых поверхностей реакторного оборудования;

3. Разработка технологии очистки теплоносителей от взвешенных частиц ПК методом высокоградиептпой магнитной фильтрации;

4. Установление характера влияния переходных режимов работы реактора на распределение взвешенных частиц ПК между теплоносителями 1-ых контуров ВВЭР и поверхностями внутриконтурпого оборудования;

5. Разработка технологии безреагептной дезактивации первых контуров ВВЭР от продуктов коррозии на работающем и остановленном реакторе;

6. Разработка технологии химической очистки ПГ АЭС с ВВЭР от отложений ПК со стороны второго контура;

7. Внедрение разработанных технологий на действующих объектах атомной энергетики.

Научная новизна. Теоретически и экспериментально обоснован и разработан метод высокоградиентной магнитной очистки технологических сред ЯЭУ от взвесей ПК.

Предложена, теоретически и экспериментально обоснована принципиальная схема безотходных технологий дезактивации первых контуров ЯЭУ на ра-

ботающем и остановленном реакторе и предложено три варианта ее практической реализации.

Обоснован критерий повышения эффективности штатной технологии дезактивации КМПЦ на реакторах РБМК, основанный на установленных закономерностях массопереноса АГГК в КМПЦ.

Обоснована возможность совмещения в одном технологическом цикле растворов различных рецептур, последовательно обеспечивающих эффективное растворение ПК и защитное оксидирование отмытых поверхностей.

Предложены и экспериментально обоснованы оригинальные рецептуры растворов для эффективного удаления коррозионных отложений с ПГ, образующихся на них со стороны 2-х контуров ВВЭР.

Практическая значимость.

1. Разработаны конструкции высокоградиентных магнитных фильтров на постоянных магнитах для удаления из водных сред ЯЭУ взвесей ПК конструкционных материалов.

2. Разработана безотходная технология дезактивации первых контуров ЯЭУ на работающем и остановленном реакторе.

3. Повышена эффективность штатной технологии дезактивации КМПЦ на АЭС с реакторами РБМК-1000. Временные затраты на проведение /дезактивации сокращены более чем в пять раз.

4. Усовершенствована технология дезактивации первых контуров ЯЭУ с ВВЭР в плане снижения скорости коррозии конструкционных материалов и уменьшения вероятности вторичного осадкообразования с захватом выводимых радионуклидов.

5. Разработана технология химической очистки ПГ от эксплуатационных отложений со стороны 2-х контуров па АЭС с ВВЭР.

6. Все технологические разработки внедрены на действующих объектах атомной энергетики: Ленинградской, Балаковской, Ыово-Воронежской АЭС, стендах-прототипах ЯЭУ транспортного назначения в НИТИ им. А.I I. Александрова и на ряде объектов ВМФ.

Достоверность и обоснованность результатов работы подтверждается физической обоснованностью предложенной математической модели, удовлетворительным совпадением расчетных и экспериментальных данных и техническими решениями, полученными в ходе выполнения работы, применением из-

вестных методик исследований, а также действующей нормативной и эксплуатационной документацией на разработанное оборудование и технологии. Достоверность результатов выполненных исследований подтверждена результатами испытаний разработанных технологий. Работоспособность разработанного оборудования доказана их практическим использованием на атомных электростанциях и других объектах ядерной энергетики.

Положения и результаты, выносимые на защиту.

Метод высокоградиентной магнитной фильтрации водных сред, обеспечивающий их очистку от взвесей ПК, и конструкции ВГМ-фильтров на постоянных магнитах.

Технология «безреагеитной» дезактивации первых контуров ЯЭУ с ВВЭР на работающем и остановленном реакторе и результаты ее промышленных испытаний на стенде-прототипе НИТИ им. А.П. Александрова и НВАЭС.

Оптимизированная по временным затратам и усовершенствованная по эффективности вывода радионуклидов технология дезактивации КМГТЦ и результаты ее внедрения на ЛАЭС.

Усовершенствованная технология дезактивации первых контуров ВВЭР, включающая стадию оксидирования отмытых поверхностей.

Оригинальная рецептура растворов для удаления медьсодержащих желе-зооксидных отложений и технология их удаления с поверхностей Г1Г со стороны 2-х контуров ВВЭР и результаты ее внедрения на ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

ГЛАВА 1. ОБЪЕКТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

1.1. Общая характерце гика обьектов исследовании

Объектами исследования процессов образования и массопереноса ПК в контурах ЯЭУ с водяным теплоносителем являлись все основные типы последних, созданные и эксплуатируемые в нашей стране. В их число входят ЯЭУ транспортного назначения с ВВР, в первую очередь, научно-исследовательские стенды, функционирующие в НИТИ им. А.П.Александрова, которые являются полномасштабными стендами-прототипами ЯЭУ, созданными для оснащения АПЛ, надводных кораблей с атомными энергоустановками и атомных ледоколов, а в последние годы рассматриваемые и как источники энергоснабжения труднодоступных регионов в форме плавучих АЭС малой мощности. Исследования также выполнялись на различных АЭС с энергоблоками типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000.

Наибольшие возможности для выполнения экспериментальных исследований обеспечивали полномасштабные сгенды-ирототипы транспортных ЯЭУ. То же самое относится и к проведению промышленных испытаний разработанных технологий. Поэтому все исследования на работающем реакторе, требующие специальных режимов его эксплуатации, выполнялись на стенде-прототипе, а полученные при этом результаты использовались при разработке программ исследований и внедрении технологий на ЯЭУ других типов.

Специфика каждого объекта при проведении коррозионных исследований и разработке технологий удаления ПК из контуров проявляется, в первую очередь, в используемых в нем конструкционных материалах и применяемых водно-химических режимах, влияющих на формы существования ПК в них. Общие подходы к выполнению экспериментальных исследований и к выбору методов исследования при этом остаются неименными. Во всех случаях использовались методы исследования, включающие стадию иробоотбора исследуемых сред и последующие операции их элементного, радиохимического, дисперсного и фазового анализа, Специфика иробоотбора зависела от гомогенности и агрегатного состояния исследуемой среды.

1.2. Пробоотбор исследуемых сред

Обор проб теплоносителя. При отборе проб теплоносителей для определения фазового, дисперсного, химического и радионуклидного состава продуктов коррозии строго соблюдались изокинетические условия отбора, т.е. линейная скорость теплоносителя в точке отбора и линейная скорость пробы в пробо-отборпой линии были сопоставимы (±10... 15%). Для получения представительной пробы через пробооборную линию предварительно сбрасывался теплоноситель в трехкратном объеме трубопровода пробоотборпой линии.

Для отбора и транспортировки проб теплоносителя, храпения обессоленной воды и реактивов применяли полиэтиленовую тару по ТУ 6-19-110-78 или емкости из нержавеющей стали. Предварительно внутренний объем полиэтиленовых банок обрабатывался кашицей из фильтрованной бумаги или беззольных фильтров по ТУ 6-09-1978-77, приготовленной на обессоленной воде с добавкой натрия углекислого с массовой концентрацией 50 г/дм . Обработанную таким образом посуду 3-кратно обмывали обессоленной водой и хранили заполненной обессоленной водой. Перед отбором пробы емкости дополнительно трижды ополаскивались отбираемой средой. Для каждой системы (каждой точки отбора пробы теплоносителя) использовались отдельные пробоотборпые банки с соответствующей маркировкой.

Анализ дисперсного состава Г1К и подготовка проб для определения их фазового состава выполнялись с минимальным временным разрывом от момента отбора пробы, чтобы исключить влияние процессов осаждения взвесей и сорбции примесей на внутренних поверхностях посуды. В том случае, когда проба предназначалась для элементного анализа и он выполнялся не сразу, про-

3 3

ба консервировалась добавкой 1 см" концентрированной НС1 па 100 см пробы. При составлении графика отбора проб теплоносителей первых контуров для определения АПК, преимущественно присутствующих в них в грубодисперсной форме, учитывался известный факт изменения их содержания в теплоносителе в переходных режимах работы реактора: при изменении его мощности, включении-отключении фильтров очистки теплоносителя, подпитки контура растворами корректирующих добавок в теплоносители: аммиака, гидразин-гидрата, борной кислоты и т.п. Детально эти эффекты рассмотрены в главе 3. Их сущность

проявляется в том, что переходные режимы работы реактора приводят к изменению теплогидравлических или физико-химических параметров теплоносителя и вызывают «сброс» рыхлых отложений с внутриконтурных поверхностей и их переход в теплоноситель во взвешенном состоянии с последующим повторным осаждением на поверхностях оборудования первого контура и/или их выведением фильтром очистки. Поэтому для получения представительных результатов отбор проб теплоносителей проводился через определенные промежутки времени после окончания переходного режима, достаточные для стабилизации концентраций взвесей ПК в объеме теплоносителя. Критерием окончания процесса возрастания или спада активности нуклидов в теплоносителе являлась величина изменения их активности за определенное время. Подробное обоснование выбора подобного критерия дано в главе 2, где он был использован для определения момента окончания процесса растворения «рыхлых» отложений при химической дезактивации КМПЦ 3-го и 4-го энергоблоков ЛАЭС.

Отбор проб взвесей ПК из теплоносителя непосредственно на пробо-отборных линиях. Для исследования состава ПК в водных средах с их минимальным содержанием, в таких, как вода в КПТ РБМК, были использованы специальные методики, включающие операции предварительного выделения ПК методом мембранной фильтрации [27] с последующим определением содержания ПК, выделенных на фильтрах. С использованием рентгенофлуоресцентного анализатора «Спектроскан» была разработана универсальная методика выполнения измерений (МВИ) [28], предназначенная для определения состава продуктов коррозии в пробах технологических водных сред любых паросиловых установок, которая предполагает их выделение на мембранных фильтрах и последующее определение непосредственно на поверхности фильтров.

Для концентрирования взвесей применяли ацетатцеллюлозные фильтры с диаметром пор 0,15...0,25 мкм. Процесс концентрирования на микрофильтрах проводился с применением фторопластового фильтродержателя с подложкой из пористого фторопласта-4, которая обеспечивала равномерность осаждения ПК по площади фильтра. Схема такого устройства приведена на рисунке 1.1. В качестве образцов для градуировки применялись фильтры, на которые наносилось заданное количество определяемых элементов в форме аликвот растворов, приготовленных на основе государственных стандартных образцов растворов металлов с последующим высушиванием мембран.

Рисунок 1.1- Схема фильтродержателя для установки мембранных фильтров, подключаемого непосредственно к пробоотборной линии: 1 - детали разборного корпуса; 2 - мембранный микрофильтр с калиброванным размером пор; 3 - подложка из пористого политетрафторэтилена; 4 - герметизирующая прокладка

Отбор проб поверхностных отложений. Снятие рыхлых поверхностных отложений проводилось с фиксированной трафаретом площади в 100 см с помощью тканевого тампона, смоченного этанолом. Полнота снятия гарантировалась последовательным трехкратным повторением операций снятия отложений и их анализа. При этом было установлено, что при однократной обработке поверхности снимается 90...95% рыхлых отложений. Затем тампоны переноси-

-5

лись в бюкс объемом 40 см , растворялись в царской водке и раствор упаривался

л

досуха. Сухой остаток повторно растворялся в 40 см 0.1М НЖ)3. Аликвоты полученного раствора использовались для выполнения анализа элементного и ра-дионуклидного состава отложений.

Отбор проб «плотных» слоев отложений осуществлялся по оригинальной электрохимической методике в соответствии со схемой, представленной на рисунке 1.2. Схема предусматривает анодное растворение отложений с использованием источника питания постоянного тока, работающего в гальваностатическом режиме. Пыж прижимается к поверхности образца держателем из нержа-

веющей стали, включенной в цепь в качестве катода, тогда как сам образец служит анодом. При этом происходит послойное анодное растворение оксидной пленки. Толщина растворяемого слоя регулируется временем контакта пыжа с поверхностью образца и силой тока в цепи. Пыж пропитывался раствором электролита (0,4М Н2804 + 0,7М Н3Р04) в который и переходят ионы растворяемого металла. Варьируя силу тока и время контакта пыжа с образцом можно послойно растворять оксидные слои вплоть до металлической подложки. Пыжи с отобранными пробами помещались в промаркированные бюксы для последующего определения элементного и радионуклидного состава оксидных пленок на поверхностях исследуемых образцов.

ДЕРЖАТЕЛЬ

ОСНОВНОЙ МЕТАЛЛ

Рисунок 1.2 - Схема электрохимического отбора проб отложений продуктов коррозии

Отбор проб шихты фильтров очистки теплоносителя. Усредненную информацию о содержании ПК в теплоносителе за межперегрузочный период работы фильтров очистки теплоносителя дают результаты анализа ионообменной шихты, выгружаемой из фильтров. Экспериментальная система отбора проб включала насос Камовского и колбу Бунзена на 5 дм , соединенных гибким толстостенным полиэтиленовым шлангом с внутренним диаметром 6 мм. Для отбора проб гибкий полиэтиленовый шланг опускался в штатную трубу загрузки-выгрузки ионитов. Перед отбором проб последних фильтр отсекался от 1-го контура запорной арматурой. Вначале в колбу Бунзена поступает вода из свободного объема фильтра, а затем смесь шихты с водой. В зависимости от момента отбора пробы относительно времени начала гидровыгрузки ионообменной шихты, могут быть отобраны пробы последней, соответствующие ее раз-

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Гусев, Борис Александрович, 2014 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. «Power Engng». - 1976. - V. 80. - N 11. - P. 24.

2. Атомная энергетика мира // Отчет за 2006 г. - Kernenergie: Weltreport. -2006. - atw 52. - Jg. (2007) Heft 4. - S. 273-277.

3. Гордина B.M., Теплицкий В.А., Ширяева Т.А. Состояние и перспективы развития ядерной энергетики США / Гордина В.М., Теплицкий В.А., Ширяева Т.А. // Атомная энергия за рубежом. - 1977 - № 8. - С. 13-17.

4. «Nature». - 1975. - № 257 (5525). - Р. 346.

5. Lhuillery A. Influence of operating problem on nuclear plants design / Lhuillery A. // Trans Amer. Nucl. Soc. - 1975. - V. 20. - P. 424.

6. Dickson H. Controlling occupational radiation exposure at operating nuclear power stations / Dickson H. // Nucl. Safety. - 1977. - V. 18. - N 4. - P. 492-501.

7. Справочник rio коррозии и износу в водоохлаждаемых реакторах / По ред. Э.С. Саркисова. - М.: Атомиздат, 1960. - 402 с.

8. Коэп. П. Технология воды энергетических реакторов / Коэн. П.; пер. с англ. - М.: Атомиздат, 1973. - 327 с.

9. Коррозионная стойкость реакторных материалов. Справочник / Под ред. В.В. Герасимова. - 2-е изд. - М.: Атомиздат,1976. - 508 с.

10. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим АЭС / Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. - М.: Атомиздат, 1976. -400 с.

11. Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. Водные режимы тепловых и атомных электростанций / Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. - Высшая школа, 1981. - 320 с.

12. Герасимов В. В. Коррозия реакторных материалов. / Герасимов В.В. -М.: Атомиздат, 1980. - 256 с.

13. Крутиков П.Г., Шишкунов В.А., Осминин B.C. Физико-химическое состояние металлических поверхностей оборудования ядерных энергетических установок: Обзорная информация. АИНФ 599 / Крутиков П.Г., Шишкунов В.А., Осминин B.C. - М.: ЦНИИатоминформ, 1983. - 104 с.

14. Гагаринский Ю.А. Ядерная энергетика в ближайшем будущем и дальней перспективе / Гагаринский Ю.А. // Теплоэнергетика. - № 7. - 200. - С. 72-75.

15. Динов К.А., Колев С.Т. Поведение продуктов коррозии в первом контуре АЭС с ВВЭР во время переходных режимов / Динов К.А., Колев С.Т. // Теплоэнергетика. - 1985. - № 12 - С. 72-75.

16. Francis J. M., Whitlow W. IT. The Morphology of Oxide Film Growth on AISI Type 504 Stainless Steel in High Temperature Water at 300 and 350 C. / Francis J. M„ Whitlow W. IT. // J. Nucl. Mater. - 1966. - V. 20. - P. 1.

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

18. Чудновская И.IT., Штерн З.Ю., Брук М.Д. Результаты исследования структуры внутритрубных образований при четырех водно-химических режимах / Чудновская И.Т1, Штерн З.Ю., Брук М.Д. // Труды ЦКТИ. - 1978. - Вып. 158. - С. 55-59.

19. Атомная техника за рубежом. - 1985 - № 2. - С. 16-19.

20. И.К. Морозова, H.A. Громова, В.В. Герасимов и др. Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов / И.К. Морозова, H.A. Громова, В.В. Герасимов и др. - М.: Атомиздат, 1975.

21. Москвин JI.II., Гумеров М.Ф., Ефимов A.A. и др. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике / Москвин Л.Н., Гумеров М.Ф., Ефимов A.A. и др. - М.: Эиергоагомиздат, 1989.

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

23. Р. Б. Уотерхауз. Фрепинг-коррозия / Р. Б. Уотерхауз. - Л.: «Машиностроение», 1976. - 270 с.

24. Маргулова Т.Х. Химические очистки теплоэнергетического оборудования / Маргулова Т.Х. - М.: Энергия, 1969.

25. Седов В.М., Ампелогова ТРИ. и др. Дезактивация в ядерной энергетике / Седов В.М., Ампелогова II.И. и др. - М.: Энергоиздат, 1982.

26. Соловьев Б.В., Константинов Е.А. Предпусковые очистки и промывки оборудования ядерных энергетических установок / Соловьев Б.В., Константинов Е.А. - М.: Энергоатомнздаг, 1984 - 160 с.

27. Ефимов A.A., Москвин Л.Н., Бредихин В.Я. и др. Анализ продуктов коррозии в тракте циркуляции теплоносителя АЭС с РБМК / Ефимов A.A., Москвин J1.H., Бредихин В.Я. и др. // Теплоэнергетика. - 1984. - № 11. - С. 8-10.

28. Методика выполнения измерений содержания продуктов коррозии реакторных материалов в технологических водных средах методом рентгенофлуо-ресцентного анализа: свидетельство об аттестации № 234/02 от 11.12.2002.

29. Методика выполнения измерений содержания железа, меди, никеля, хрома, марганца и цинка в шихте ионообменных смол АЭС методом реитгепоф-луоресцентного анализа: свидетельство об аттестации № 01.05.285/05 от 18.02.2005.

30. Марченко 3. Фотометрическое определение элементов / Марченко 3. -М: «Мир», 1971.- 501 с.

31. Методика выполнения измерений массовой концентрации никеля, хрома, марганца и кобальта в водных средах АЭС и жидких радиоактивных отходах: свидетельство об апесшции № 01.05.254/04 от 16.07.2004.

32. Методика выполнения измерений содержания железа, меди, никеля, хрома, марганца и циркония в пробах природных, очищенных сточных, сточных вод и технологических сред АЭС методом рентгенофлуоресцентного анализа: свидетельство об аттестации № 01.05.269/04 от 16.07.2004.

33. Химические применения мессбауэровской спектроскопии: пер. с англ.; под ред. В.И. Гольданского. - М.: «Мир», 1970.

34. Семенов В.Г., Москвин JI.II., Ефимов A.A. Аналитические возможности мессбауэровской спектроскопии / Семенов В.Г., Москвин JT.IT., Ефимов A.A. // Успехи химии. - 2006. - Т. 75. - № 4. - С. 354-365.

35. A.A. Ефимов, В.Г.Семенов, Л.Н. Москвин, Б.А.Гусев. Расширение возможностей мессбауэровской спектроскопии в исследовании коррозии сталей па объектах атомной энергетики / A.A. Ефимов, В.Г.Семенов, Л.Н. Москвин, Б.А.Гусев // Радиохимия. - 2011. - Т. 53. - № 1. - С. 26-33.

36. Ефимов A.A., Семенов В.Г., Гуссв Б.А. и др. Анализ фазового состава отложений продуктов коррозии на поверхностях трубного пучка парогенератора ПГ-440 методом мессбауэровской спектроскопии / Ефимов A.A., Семенов В.Г., Гусев Б.А. и др. // Теплоэнергетика. - 2009. - № 2 - С. 64.

37. Москвин Л.Н., Гумсров М.Ф., Ефимов A.A. и др. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике / Москвин Л.PI., Гумеров М.Ф., Ефимов A.A. и др. -М.: Энергоатомиздат, 1989.

38. Свидетельство № 116/98. НПО «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева», 1998.

39. В.П. Шведов, В.М. Седов, И.Л. Рыбальчепко, И.Н. Власов. Ядерная технология / В.П. Шведов, В.М. Седов, И.Л. Рыбальчепко, И.Н. Власов. - М.: Атомиздат, 1979.

40. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим атомных электростанций / Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. -М.: Атомиздат, 1976.

41. Брусов К.Н, Крутиков П.Г., Осминин B.C. и др. Продукты коррозии в контурах атомных станций / Брусов К.Н, Крутиков П.Г., Осминин B.C. и др. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

42. Егоров Ю.А., Носков А.А., Скляров В.П. и др. Исследование и применение модели ТРАКТ-1 для расчета активности продуктов коррозии в технологическом контуре АЭС с канальным реактором / Егоров Ю.А., Носков А.А., Скляров В.П. и др. // Радиационная безопасность и защита АЭС. - 1981. - Вып. 5. - С. 1022.

43. Decontamination of Nuclear Facilities to Permit Operation, Inspection, Maintenance, Modification or Plant Decommisioning. TRS no.249. - IAEA, 1985.

44. Н.И. Ампслогова, Ю.М. Симаповский, A.JI. Тропезников «Дезактивация в ядерной энергетике» / Н.И. Ампслогова, Ю.М. Симаповский, АЛ. Тропезников. - М.: Энергатомиздат, 1982. - 192 с.

45. Ervc М.. Maussner G., Wieling N., Tenckoff E. Aging assessmentand plant life management / Erve M., Maussner G., Wieling N., Tenckoff E. // Kerntachnik. -1992. - V. 57. - № 6. - P. 353-359.

46. Антикайн П.А. Продление срока службы оборудования и трубопроводов АЭС / Антикайн П.А. // Атомная техника за рубежом. - 1995. - № 1. - С. 3-6.

47. Bartlett J. Radioactivity build-up in reactor systems components / Bartlett J. // Power Engineering. - 1969. - № 2. - P. 36-37.

48. Experience from operating and fuelling nuclear power plants. — Vienna, IAEA, 1974.

49. Уринцев Я.С. Радиационное облучение персонала при ремонте и обслуживании зарубежных АЭС / Уринцев Я.С. // Энергохозяйство за рубежом. -1977.-№4.-С. 7-14.

50. Lhuillery A. Influence of operating problem on nuclear plants design / Lhuillery A. // Trans. Amer. Nucl. Soc. - 1975. - V. 20. - P. 424.

51. Dickson IT. Controlling occupational radiation exposure at operating nuclear power stations / Dickson PI. //Nucl. Safety. - 1977. - V. 18. - № 4. - P. 492-501.

52. Nucl. Engng Intern. - 1979. - N 281. - P. 36.

53. Шульга H.A., Блинова И.В., Соколова И.Д. Технологии дезактивации оборудования при выводе из эксплуатации ядерных установок / Шульга Н.А., Блинова И.В., Соколова И.Д. // Атомная техника за рубежом. - 2007. - № 6.

54. Юрманов В.А., Амосов М.М., Мамет В.А. Водно-химический режим реакторов ВВЭР в периоды останов энергоблоков / Юрмаиов В.А., Амосов М.М., Мамет В.А. // Теплоэнергетика. - 1996. - № 8. - С. 7-16.

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

56. Лузанова Л.М., Проселков В.Н. Роль переходных режимов работы реактора в перераспределении радиоактивных продуктов коррозии в первом контуре. / Лузанова Л.М., Проселков В.Н. // В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. - Вып. 5.-М.: Атомиздат, 1981. - С. 8-11.

57. Y. Rosenberg, Y.C. Alug, I-I. Kohan, Y. Robert. Выход активированных продуктов коррозии при термических ударах в 1-м циркуляционном контуре реактора / Y. Rosenberg, Y.C. Alug, II. Kohan, Y. Robert // International Conference on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems/British Nuclear Energy Society. 27 октября 1976. - Т. 226. - 178. - С. 72-74.

58. Динов Т.А., Колев С.Т. Поведение продуктов коррозии в первом контуре АЭС с ВВЭР во время переходных режимов / Динов Т.А., Колев С.Т. // Теплоэнергетика. - 1985. - № 12. - С. 72-73.

59. Sohulz K.D., Winkler R. Unterauchungen zur Ilanptguelle radioaktiven Korrosionsprodukte in Primarkreislauf von Druokwasserreactoren / Sohulz K.D., Winkler R. // Kernenergie. - 1978. - 2. - P. 45-48.

60. Aizowa M. и др. Эксплуатационные меры по снижению уровня радиоактивных отложений в системах расхолаживания BWR / Aizowa М. и др. // J. Nucí. Sei. andTechnol. -2002. -39. -№ 10.-С. 1051-1059.

61. Поведение продуктов коррозии в главном контуре BWR. // J. Nucl. Sei. and Technol. - 1992. - 29. - № 5. - С. 493-496.

62. Винклер Р. 10-летие АЭС в Рейнсберге / Винклер Р. // Атомная техника за рубежом. - № 1. - 1977. - С. 36.

63. СТО 1.1.1.03.004.0795-2009. Дезактивация оборудования и помещений атомных станций. Критерии качества и средства проведения дезактивации.

64. МУ 1.2.1.02.001.0056-2009. Технологии дезактивации оборудования, помещений и средств индивидуальной защиты персонала атомных станций. Методические указания.

65. МУ 1.3.3.99.0029-2010. Технологии дезактивации оборудования, помещений, зданий, сооружений, транспорта и территории при подготовке энергоблока атомной электростанции к выводу из эксплуатации. Методические указания.

66. Р 1.3.3.99.0028-2010. Критерии выбора технологий дезактивации, применяемых при выводе энергоблока атомной электростанции из эксплуатации.

67. Nucl. Engng. and Design. - 2004. V. 229. - No 1. P. 91-100; J. Nucl. Sci. & Technol. - 1999. - V. 36. - No 9, - P. 798-804.

68. J. Nucl. Sci. & Technol. - 1999. - V. 36. - No 9. - P. 798-804.

69. Trans. ANS. - 2001. - V. 85. - P. 363-364.

70. Trans. ANS. - 2005. - V. 94. - P. 295-296.

71. Wille II. Recent Developments and Experience with the CORD UV Process / WillcH. //Ibid. - P. 510-515.

72. Decontamination and Decommissioning of Nuclear Facilities. - New York and London, Plenum Press, 1980.

73. Murray A.P., Eckhardt D.A., Weisberg S.L. Dilute Chemical Decontamination Process for pressurized and boiling water reactor applications. / Murray A.P., Eckhardt D.A., Weisberg S.L. // Nuclear Technology. - 1985. - Vol. 71. - N 2. - P. 482497.

74. Vclmurugan S., Narasimhan S.V., Mathur P.K., Venkateswarlu K.S. Evalu-tion of a dilute chemical decontamination for pressurized heavy water reactors / Velmu-rugan S., Narasimhan S.V., Mathur P.K., Venkateswarlu K.S. // Nuclear Technology. -Dec. 1991. - Vol. 96. - P. 248-258.

75. Methodology and Technology of Decommissioning Nuclear Facilities // International Atomic Energy, Technical Reports Series. - N 267. - VIENNA., 1986.

76. E.B. Захарова, В.И. Казарии, Г.1Т. Мешкова. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС / Е.В. Захарова, В.И. Казарии, Г.Р1. Мешкова//Атомная энергия. - 1995. - Т. 79. - Вып.1. - С.71-74.

77. Парогенератор ПГВ-1000М с опорами. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. Часть 3. Дезактивация. 320.05.00.ОО.ОООТОЗ. - ОКБ «Гидропресс», 2000.

78. Рекомендации по дезактивации технологического оборудования в атомной энергетике. СЭВ. Постоянная комиссия по использованию атомной энергии в мирных целях. - М. 1970.

79. В.А. Юрманов. Международный опыт отработки технологии контурной дезактивации. Семинар ВАО АЭС-МЦ «Использование новых химических технологий при дезактивации оборудования АЭС» «Дезактивация парогенераторов АЭС». - г. Ново-Воронеж, 16-20.12.2002.

80. Технологии обеспечения радиационной безопасности на объектах с ЯЭУ: Монография: под общ. ред. В.А. Василенко. - СПб.: ООО «НИЦ «Морин-тех», 2010.

81. Ефимов A.A., Крицкий В.Г., Гусев Б.А. и др. Влияние концентрации растворенного кислорода на поведение диспергированных в теплоносителе кипящего реактора продуктов коррозии / Ефимов A.A., Крицкий В.Г., Гусев Б.А. и др. // Теплоэнергетика. - 1988. - № 4. - С. 37-39.

82. Седов В.М., Сенин Е.В., Нестеренко А.П., Захаров Е.В. Дезактивация АЭС / Седов В.М., Сенин Е.В., Нестеренко А.П., Захаров Е.В. // Атомная энергия. - 1988. - Т. 65. - № 6. - С. 399-402.

83. Алешин A.M., Гусев Б.А., Епихин А.И., Красноперов В.М., Орленков И.С. Опыт проведения дезактиваций КМПЦ энергоблоков с РБМК / Алешин A.M., Гусев Б.А., Епихин А.И., Красноперов В.М., Орленков И.С. // В сб. докладов Международного научно-технического совещания «Водно-химический режим АЭС, Смоленская АЭС». - М. - 2005. - С. 255-261.

84. Алешин A.M., Гусев Б.А., Красноперов В.М., Орленков И.С. Способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора / Алешин A.M., Гусев Б.А., Красноперов В.М., Орленков И.С. - Патент РФ, № 2331125.

85. Р. Рипап, И. Четяну. Неорганическая химия, том 2 / Р. Рипан, И. Четя-пу. — М.:. Мир, 1971.-С. 430.

86. Б.В. Некрасов. Основы общей химии, том 1 / Б.В. Некрасов. - М.: Химия, 1965.-С. 150.

87. Патент, Япония, № 62-22119. Публикация от 15.05.87 № 6-553 в журнале «Изобретения стран мира».

88. М Пик, М. Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании / М Пик, М. Сегал // Атомная техника за рубежом. - № 12. - С.28.

89. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов / Коэн П. - М.: Атомиздат, 1973.

90. Активированные продуктов коррозии в главном циркуляционном контуре ВВЭР-1000 / J1.M. Лузанова, Н.В. Задонский, А.Ф. Швоев и др. // Атомная энергия. - 1990. - Т. 68. - Вып. 1. - С. 52-54.

91. Анализ эффективности работы высокотемпературного механического фильтра на действующих АЭС с ВВЭР-1000 / В.Г. Крицкий, В.В. Царев, H.A. Прохоров и др. // Теплоэнергетика. - 1992. - № 7. - С. 15-19.

92. Влияние высокотемпературной фильтрации на состав примесей теплоносителя первых контуров энергоблоков с ВВЭР-1000 / A.A.' Ефимов, JI.H. Москвин, Б.А. Гусев и др. // Теплоэнергетика. - 1992. - № 10. - С. 49-52.

93. Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов / И.К. Морозова, А.И.Громова, В.В. Герасимов и др. - М.: Атомиздат, 1975.

94. Анализ продуктов коррозии в трактате циркуляции теплоносителя АЭС с РБМК / А.А.Ефимов, Л.Н.Москвин, В.Я.Бредихин и др. // Теплоэнергетика. -1984. -№ 11.-С. 8-10.

95. Фазовый анализ диспергированных в теплоносителе АЭС продуктов коррозии методом мессбауэровской спектроскопии / А.А.Ефимов, Л.Н.Москвин, Г.П.Белозерский и др. // Атомная энергия. - 1989. - Т.67. - Вып. 6. - С. 389-392.

96. Брусов K.II., Крутиков П.Г., Осминин B.C., Чекмарев A.M. Продукты коррозии в контурах атомных станций / Брусов К.Н., Крутиков П.Г., Осминин B.C., Чекмарев A.M. - М.: Эпергоатомиздат, 1988.

97. Л.А. Кульский, С.С. Душкин. Магнитное поле и процессы водообра-ботки / Л.А. Кульский, С.С. Душкин. - Киев: Наукова Думка, 1987.

98. Сандуляк A.B. Магнитно-фильтрационная очистка жидкостей и газов / Сандуляк A.B. -М.: Химия, 1988. - 136 с.

99. Тебенихин Е.Ф. Безреагентные методы обработки воды в энергоустановках / Тебенихин Е.Ф. - М.: Эпергоатомиздат, 1985. - 144 с.

100. Патент, Бельгия, № 460560, 1945.

101. Зубов И.В., Кузмичева Л.В., Богачко Ю.И. и др. Работа электромагнитного фильтра в схеме энергоблока сверхкритического давления / Зубов И.В., Кузмичева Л.В., Богачко Ю.И. и др. // Теплоэнергетика. - 1976. - № 12. - С. 66-69.

102. Мартынова О.И., Копылов A.C. О применении электромагнитных фильтров для удаления из воды ферромагнитных примесей / Мартынова О.И., Копылов A.C. // Теплоэнергетика. - 1972. - № 3. - С. 67-69.

103. Тебенихин Е.Ф. Безреагентные методы обработки воды в энергоустановках / Тебенихин Е.Ф. - М.: Эпергоатомиздат, 1985. - 144 с.

104. Сандуляк A.B., Федоткин И.М. Магнитное обезжелезивание конденсата / Сандуляк A.B., Федоткин И.М. - М.: Эпергоатомиздат, 1983.

105. Работа электромагнитного фильтра в схеме энергоблока сверхкритического давления / И.В.Зубов, Л.В .Кузмичева, Ю.И.Богачко и др. // Теплоэнергетика. - 1976.-№ 12.-С. 66-69.

106. Обезжелезивание вод теплоэнергетических установок с помощью электромагнитных фильтров / В.С.Кириченко, М.Я.Полянский, К.А.Бликов,

Е.В.Шевченко // Водоподготовка, водный режим и хим. контроль. - 1976. - Вып.6. - С.139-142.

107. Мартынова О.И. Вопросы очистки и обработки добавочной воды на крупных ТЭС / Мартынова О.И. // М.: Энергия, 1974.

108. Промышленные испытания электромагнитного фильтра на питательной воде АЭС / Л.А.Кудряшов, Г.Д.Волгин, А.П.Еперин, М.Н.Леопов // Вопросы атомной науки и техники; сер.: физ. и техн. ядерных реакторов. - 1986. - Вып. 3. -С. 40-43.

109. Schneider V. I-Ieitman H.G. Rehfeld H. Versucher - gebnisse mit Hochlais-tungs - Electromagnetlilter und deren genetable Bedentung fur die Korrosionsproductfil-tration in kraftwerke / Schneider V. I-Ieitman H.G. Rehfeld H. // V.G.B. - kraftwerkstec-nics. - 1987. - V. 67. -№ 5. - S. 514-519.

110. Результаты испытаний электромагнитного фильтра на втором контуре АЭС с ВВЭР-440 / Д.Л.Цырульников, Е.В.Юрчевский, Ф.И.Велан и др. // Теплоэнергетика. - 1987. - № 4. - С.34-37.

111. Heitmann H.G., Donath G., Beyer W. Einrichtung zur elektromagnetischen Entfernung von Eisenoxyden aus Flüssigkeit. Патент, ФРГ, № 1277488. - опубл. 30.04.1969.

112. Heitmann H.G., Donath G., Beyer W. Einrichtung zur elektromagnetischen Entfernung von Eisenoxyden aus Flüssigkeit. Патент, ФРГ, № 1277488. - опубл. 30.04.1969.

113. Штереншис И.П., Лазарев И.П., Фартуков С.В. Исследование магнитных фильтров для обезжелезивания питательной воды парогенераторов АЭС / Штереншис И.П., Лазарев И.П., Фартуков С.В. // Теплоэнергетика. - 1976. - № 9. -С. 18-20.

114. Kolm H.H. Magnetism and Magnetic Materials Conference, Proceedings / Kolm H.H. - Abstract, 1971.

115. Kolm H.H. Magnetic Devece, U.S. Patent 3.676.337, 1972.

116. Marston P. Magnetic Separator, U.S. Patent 3.627.678, 1971.

117. Kolm H.H. - IEEE Trans. Magnetics. - 1976. - V. MAG-12. - N 5. - P.

450.

118. Melville D., Paul F., Roath S. - IEEE Trans. Magnetics. - 1975. - V. MAG-11.-P. 1701.

119. Gill S., Malone C. Force on a small particle in the vicinity of a cylinder in a homogeneous magnetic field / Gill S., Malone C. // Rev. Sei. Instrum. - 1963 - V. 34. -N7.-P. 788-790.

120. Oberteuffer J. High gradient magnetic separation / Oberteuffer J. // IEEE. Trans, on Magnetics. - 1973. - V. 9. - P. 303-306.

121. Watson Y.II.P. - J. Appl. Phys. - 1973. - V. 44. - № 9. - P. 4209.

122. Watson Y.II.P. - JEEL Trans. Magnetics. - 1975. - V. MAC-11. - P. 1597.

123. Дергач В.Г., Владимиров Т.Е., Кармазин В.В., Павлов О.С. Магнитный сепаратор. Авт. свид., № 194677. - Бюл. изобр. - 1967. - № 9.

124. Maxwell S. - Criogenics. - 1975. - N 4. - P. 179.

125. Watson J.H.P. - J. Appl. Phys. - 1973. - V. 44. - N 9. - P. 4209.

126. Watson J.H.P. - IEEE Trans. Magnetics. - 1975.-V. MAG-ll.-P. 1597.

127. Watson J.H.P., Hocking D. - IEEE Trans. Magnetics. - 1975. - V. MAG-

11.-P. 1588.

128. Stckly Z.J.J., Minervini J.V. - IEEE Trans. Magnetics. - 1976. - V. MAG-

12.-P. 474.

129. Prieve D.G., Ruckenstein E. - Alonej. - 1974. - V. 20. - P. 1179.

130. Gumming D.L., Prieve D.C., Powers G.J. - IEEE Trans. Magnetics. - 1976. - V. MAG-12.-P. 471.

131. Zebel G.J. - Colloid Science. - 1965. - V. 20. - P. 522.

132. Luborsky P.E., Drummond B.J. - IEEE Trans. Magnetics. - 1975. - V. MAG-ll.-P. 1696.

133. Luborsky F.E., Drummond B.J. - IEEE Trans. Magnetics. - 1976. V. MAG-12. P. 463.

134. Birss E.R., Gerber В., Parker H. Proceeding II Conference on advances in Magnetics Material. - Sept. 1976. - P. 74.

135. Cowen CM Friedlaender P.J., Jaluria R. - IEEE Trans. Magnetics. - 1975. -V. MAG-ll.-P. 1600.

136. Cowen C, Friedlaender F.J., Jaluria R. - IEEE Trans. Magnetics. - 1976. -V. MAG-12. - P. 446.

137. Ефимов А.А., Москвин JI.II., Гусев Б.А. и др. Применение ЯГР-спектроскопии для определения фазового состава мелкодисперсных продуктов коррозии реакторных материалов в водном теплоносителе / Ефимов А.А., Москвин JI.IT., Гусев Б.А. и др. // Атомная энергия. - 1981. - Т. 51. - Вып. 6. - С. 383386.

138. Ефимов А.А., Москвин Л.Н., Белозерский Г.IT. и др. Фазовый анализ диспергированных в теплоносителе АЭС продуктов коррозии методом мессбауэровской спектроскопии / Ефимов А.А., Москвин Л.Н., Белозерский Г.Н. и др. //Атомная энергия. - 1989. - Т. 67. - Вып. 6. - С. 389-392.

139. Высокоградиентный магнитный фильтр. A.C., № 1785104, 1992.

140. Высокоградиентный магнитный фильтр. Патент РФ, № 2190453, 2002.

141. Высокоградиентный магнитный фильтр. A.C., № 1777269, 1991.

142. Высокоградиентный магнитный фильтр. Патент РФ, № 2203124, 2003.

143. Высокоградиентный магнитный фильтр. Патент РФ, № 2360740, 2007.

144. Высокоградиентный магнитный фильтр. Патент на полезную модель, № 109004, 2010.

145. Сертификат соответствия, № РОСС 1Ш.ГС03.С00021 от 06.12.2007.

146. Штольцснберг II., Томас Р. Применение химического способа очистки трубных досок парогенераторов от шлама / Штольценберг II., Томас Р. // Атомная техника за рубежом. - 1987. - № 11. - С. 30-33.

147. Опыт эксплуатации парогенераторов на АЭС. Основные проблемы и пути их решения. - Атомная техника за рубежом. - 1992. - № 8. — С. 23-25.

148. Tapping R.L., Turner C.W., Thompson R.H. Steam generator deposits - a detailed analysis and some interferences / Tapping R.L., Turner C.W., Thompson R.H. // Corrosion. - 1991. - V. 47. - № 7. - P. 489- 495.

149. Химическая очистка парогенераторов АЭС Doel, Бельгия. - РЖ, сер. «Атомные станции». - 1993. - № 2. - Реф. 2471.

150. Paks SGs clcancd. Nucl. Eng. Int. - 1991. - V.36. - № 447. - P. 3.

151. Химическая очистка парогенератора на АЭС Paks. - РЖ, сер. «Ядерные реакторы». - 1992. - № 3. - Реф. 3.50.167.

152. Развитие робототехники для нужд ядерной энергетики. - Атомная техника за рубежом. - 1992. - № 7. - С. 21 -24.

153. Bohmann W., Potz F. Servicing NPPs in Japan, Korea and Taiwan / Boh-mann W., Potz F. //Jbid. - 1991. - P. 20-21.

154. Мартынова О.П., Копылов A.C. Водно-химические режимы АЭС, системы их поддержания и контроля / Мартынова О.И., Копылов A.C. - М.: Энерго-атомиздаг, 1983.

155. Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС / Крицкий В.Г. - Санкт-Петербург, 1996.

156. Мартынова О.И., Мамет В.А. Проблема выбора ВХР второго контура ВВЭР-1000 / Мартынова О.И., Мамет В.А. // Теплоэнергетика. - № 7. - 1991.

157. Морозова И.К., Громова А.И., Герасимов В.В. и др. Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных материалов / Морозова И.К., Громова А.И., Герасимов В.В. и др. - М.: Атомиздат, 1975.

158. Герасимов В.В. Коррозия реакторных материалов / Герасимов В.В. -М.: Атомиздат, 1980.

159. Брусов К.Н., Крутиков П.Г., Осминин B.C., Чекмарев A.M. Продукты коррозии в контурах атомных станций / Брусов К.Н., Крутиков П.Г., Осминин B.C., Чекмарев A.M. - М.: Эпергоатомиздат, 1988.

160. Мамет В.А., Мартынова О.И. Процессы "хайд-аут" (местного концентрирования) примесей котловой воды парогенераторов АЭС и их влияние на надежность работы оборудования / Мамет В.А., Мартынова О.И. // Теплоэнергетика. - № 7. - 1993.

161. Мамет В.А., Ерпылева С.Ф., Башок Г.Ф., Харитонов Ю.В., Шарафут-динов Р.Б. О подходе к нормированию водного режима второго контура АЭС с ВВЭР-1000.

162. Буланова Т.Х. и др. Анализ механизмов коррозионного повреждения теплообмеппых трубок парогенераторов 2ПГ1 и 2ПГЗ Балаковской АЭС / Буланова Т.Х. и др. // Пятая межотраслевая конференция по реакторному металловедению. Димитровград, 8-12 сентября 1997 г.: Сб. тезисов докладов. - Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР.

163. Маргулова Т.Х. Химические очистки теплоэнергетического оборудования / Маргулова Т.Х. - М.: Энергия, 1969.

164. Маргулова Т.Х. Применение комплексонов в теплоэнергетике / Маргулова Т.Х. - М.: Эпергоатомиздат, 1986.

165. Дятлова Н.М., Темкина В.Я., Попов К.И. Комплексоны и комплексона-ты металлов / Дятлова Н.М., Темкина В.Я., Попов К.И. - М.: Химия, 1988.

166. Douglas J. Longer life for steam generators / Douglas J. // EPRI Journal. -1984,- 10.-P. 20-27.

167. D.IT. Chemi. Balakrishman cal cleaning P.U of nuclear steam generator / D.IT. Chemi. // Water chemistry. - 2 BNES. - 1980. - P. 417-422, Lister.

168. A.J.G.Maroto, M.A.Blesa et al. The Dissolution of Magnetite by Nitrilotri-acetatoferrate (II) / A.J.G.Maroto, M.A.Blesa et al. // J. Chem. Soc. - Faraday Trans 1. -1988.- 84 (1).-P. 9-18.

169. J.A.Ayres. Decontamination of Nuclear Reactors and Equipment / J.A.Ayres. - New York: The Ronald Press Company, 1970.

170. Способ очистки теплоэнергетического оборудования от эксплуатационных медесодержащих железооксидных отложений. А.С., 1254834, 1984.

171. Ермолаев H.I1., Смыков В.Б., Шевченко IT.IT. Опыт эксплуатационных химических промывок испарителей парогенераторов энергоблоков с реакторами

на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600 / Ермолаев Н.П., Смыков В.Б., Шевченко Н.Н. // Теплоэнергетика. - 1997. - № 8.

172. Balackrisnan P.V. е.с. Chemical Cleaning Process for Nuclear Stem Generators / Balackrisnan P.V. e.a. //Nucclear Technology. - V.55. - № 11.- 1981.

173. J.R.Gatewood, e.c. Chemical Cleaning of Secondary Units of PWR Power System / J.R.Gatewood, e.c. // Materials Perfomance. - V.18. -№ 7. - 1979.

174. Pocock F.J., Leedy W.S. Chemical Cleaning research for nuclear steam generators / Pocock F.J., Leedy W.S. in: Proc. 32nd Int.Water Conf. Engineers Society of Western Pennsylvania. - Pittsburg, Pennsilvania, November 3, 1971. - P. 67.

175. Парогенератор ПГВ-ЮОМ с торами. TO и ИЭ № 320.05.00.00.000 ТО,

1991.

176. Брыков С.И., Архипов О.П., Сиряпина J1.A., МаметВ.А. Опыт проведения химических промывок парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 в период ППР / Брыков С.И., Архипов О.П., Сиряпина JI.A., МаметВ.А. // Теплоэнергетика. -1999.-№6.

177. Способ очистки теплообменной поверхности парогенератора АЭС с водо-водяным энергетическим реакюром. Патент РФ, № 2011948, 1994.

178. Lahner К. New ABB Reactor tackles inspection, repair and cleaning of SG tubes / Lahner K. //Nuclear Engineering Intarnational. - V.36. -№438.- 1991. -P.38-39.

179. Stolzenberg N., Thomas R. Employing a Chemical method for Tubesheet Sludge Removal / Stolzenberg N., Thomas R. // Nuclear Engineering Intarnational - V. 32.-№390,- 1987.

180. Брыков С.И., Башок Г.Ф., Шарафутдинов Р.Б. Опыт проведения эксплуатационной химической огмывки ПГ второго блока АЭС "Козлодуй" в период ПГ1Р-88 / Брыков С.И., Башок Г.Ф., Шарафутдинов Р.Б. // Доклад па совещании •'Поддержание водно-химического режима АЭС с ВВЭР". - г. Нетешин. - 1989.

181. Парогенератор ПГВ-ЮООМ с опорами. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 320.05.00.000 ТО. ОКБ "Гидропресс", 1981.

182. Гуссв Б.А., Ефимов А.А. Анализ результатов промывки парогенераторов Балаковской АЭС на расхоложенном оборудовании с использованием растворов на основе ацепгга аммония / Гусев Б.А., Ефимов А.А. // Доклад на 6-м международном семинаре по химии воды 1-2-го контуров атомных электростанций. -Будапешт, 16-19.05.2005.

183. Брыков С.И., Башок Г.Ф., Ерпылева С.Ф., Круглов Н.С. Опытно-промышленное проведение химической отмывки парогенератора ПГВ-1000 при

расхолаживании энергоблока / Брыков С.И., Банюк Г.Ф., Ерпылева С.Ф., Круглов Н.С. // Теплоэнергетика. - 1993. - № 7. - С. 18-20.

184. Способ отмывки парогенератора. Патент РФ, № 2203461, 2001.

185. Архипов О.П., Брыков С.И., Гусев Б.А. и др. Совершенствование технологии химических промывок парогенераторов АЭС с ВВЭР / Архипов О.П., Брыков С.И., Гусев Б.А. и др. // Теплоэнергетика. - 2001. - № 8. - С. 13-19.

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

187. Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. Водные режимы тепловых и атомных электростанций / Маргулова Т.Х., Мартынова О.И. - М.: Высшая школа, 1981.

188. Петрова J1.B., Якимец Е.М. О поведении металлической меди при растворении накипи композициями па основе трилона Б / Петрова J1.B., Якимец Е.М. // Теплоэнергетика. - 1969. - № 7. - С. 45-47.

189. Способ отмывки парогенератора. Патент РФ, № 2153644, 2000.

ПРИЛОЖЕНИЕ ОПИСАНИЕ ПРОГРАММЫ МАСЕГЬТЯ

Программа ¡У^РПЦ предназначена для расчета вероятности удержания частиц широкого спектра фазового и дисперсного состава, проходящих через рабочий объем высокоградиентных магнитных фильтров различных конструкций.

В модели, принятой за основу этой программы, высокоградиентное магнитное поле создастся элементами матрицы, помещенными в рабочий объем, через который проходит среда, содержащая удерживаемые частицы. Элементы матрицы представлены в виде ферромагнитных сферически-симметричных частиц или тонких нитей, расположенных равноудалено друг от друга.

Окружающее матрицу магнитное поле обеспечивается постоянными цилиндрическими магнитами, расположенными вне или внутри рабочего объема. По взаимному расположению магнитов системы разделяются на два типа: с последовательным (Б-ГЯ) и встречным (ТЧ-Ы или Б-Б) включением.

Для магнитной системы предусмотрена возможность изменения типа магнитной системы и ее параметров. Несущая среда характеризуется магнитной проницаемостью, скоростью потока, вязкосгыо, плотностью, температурой и давлением. Удерживаемые частицы описываются магнитной проницаемостью, плотностью и их диаметром.

На рисунке П. 1 показано главное окно программы. В верхней части окна расположены поля, предназначенные для ввода параметров. Ниже этих полей находятся элементы управления программой (справа) и поле вывода результатов. Результаты работы программы отображаются в виде значения доли удержанных частиц в поле "'Захват" или в виде ¡рафика зависимости доли удержанных частиц от их размера расположенном в поле вывода графика.

Поля ввода параметров разбиты на три основные группы - "магнитная система", "среда" и "частицы".

Группа "магнитная система" используется для ввода:

- типа магнитного фильтра (кнопка "тип"). Более подробно о вводе параметров магнитной системы и выбора ее типа см. в разделе "Выбор магнитной системы";

-остаточной магнитной индукции постоянных магнитов, задающих магнитное поле ("Во") в кЭ;

- длины магнитной системы, на протяжении которой действует магнитное поле, созданное постоянными магнитами ("L(sys)") в см;

- диаметра (геометрических размеров) канала, через который проходит среда с удерживаемыми частицами "D(tube)" в см;

- диаметра элемента матрицы магнитной системы ("D(m.p") в см;

-доли заполнения матрицей объема, через который проходит среда с удерживаемыми частицами ("w(%)") в %.

магнитная система Тип: Стержневой Х2

Во

L(sys)

кЭ Н(г)

D(tube) 10

D(m.p) 10.005

см см

CM

10

Расчет

Захват. 27.6441 %

Диам. частиц (см)

0.0001 до (0 01

Г" Распр. [ Расчет Гр. j|

Г MagFtr.dat Расчет окончен

Закрыть

£ а. а> =1

«к с о

среда м.п. ск. пот.

вязк. плот.

-1.3е-005

0.01

Темп. 120 Дав л.

см/с

г7смЗ С

атм

SUM=20933.92

юо ■

90 • 80 70 60 ■ 50 ■ 40 30 20 ■ 10 -0

частицы м.п. 10.0001

ДЧ. плот.

0.001

5.1

В-во |a-Fe203

конц-я

см

г/смЗ г/л

Диаметр частиц (мкм)

Рисунок П. 1 - Главное окно программы

Группа "среда" используется для задания параметров несущей среды:

- магнитной проницаемости среды ("м.п.");

- скорости движения среды ("ск. пот.") в см/с;

- вязкости среды ("вязк.");

- плотности среды ("плот.") в г/см ;

- температуры среды ("Темп.") в °С;

- давления среды ("Давл.") в атм.;

Группа "частицы" предназначена для задания параметров удерживаемых частиц:

- магнитной проницаемости ("м.п.") и плотности ("плот.") частицы. Для удобства ввода этих параметров в программе реализована поддержка базы данных, содержащая значения плотности и магнитной проницаемости для некоторых оксидов железа. Выбор соединения осуществляется из списка под названием "В-во";

- диаметра частицы ("Д.Ч.") в см.;

- общего количества проходящего через фильтр вещества, которое определяется произведением объема прошедшей через фильтр несущей среды ("V") и содержанием в ней удерживаемого вещества ("конц-я"). Объем задается в литрах, а содержание в граммах/литр. Если эти поля содержат пулевые значения, результатом работы программы будет вероятность удержания частиц без учета их осаждения на элементы матрицы. В противном случае вероятность будет рассчитана с учетом осаждения.

Расчет вероятности осуществляется нажатием кнопки "Расчет", расположенной ниже полей ввода параметров. Вероятность удерживания в процентах от общего количества прошедших через фильтр частиц выводится в окне "Захват:", расположенной под этой кнопкой. Расчет зависимости доли удержанных частиц от их диаметра осуществляется нажатием кнопки " Расчет гр.", находящейся в группе "Диам. частиц (см)". Диапазон изменения диаметра частиц задается в полях "от" -начальный диаметр и "до" - конечный диаметр. После окончания расчета график будет выведен на экран в поле отображения графика, а массив данных, состоящий из двух колонок (диаметр частиц и вероятность их удерживания) в файл MagPlr.dat, находящийся в папке с программой, если был установлен флаг "MagPtr.dat".

В данной программе также предусмотрена возможность определения профиля распределения содержания частиц от их размеров, прошедших через фильтр с заданным распределением частиц входящих в фильтр. Данные о начальном распределении извлекаются из файла, который должен содержать в себе две колонки.

Первая колонка - размер частиц, вторая колонка - содержание частиц с соответствующим размером. Для выбора этой функции необходимо установить флаг "Распр." и с помощью кнопки "..." выбрать файл, содержащий профиль начального (до фильтра) распределения частиц. После нажатия кнопки "Расчет гр." В окне графиков появятся две линии - синего и красного цвета. График зависимости си-пего цвета соответствует начальному распределению частиц, красным - распределению частиц после фильтра.

Выбор типа магнитной системы и ее характеристик осуществляется в окне настройки магнитной системы (рисунок П.2), вход в которое осуществляется нажатием кнопки "Тип" в главном окне. К характеристикам магнитной системы относятся - геометрические размеры входящих в нее магнитов, их остаточная намагниченность и способ включения, геометрические размеры самой системы, диаметр элементов матрицы и их доля заполнения относительно общего объема трубы.

Выбор способа включения магнитов относительно проходящего потока осуществляется с помощью окна "Тип системы". Возможен выбор из трех вариантов системы: "Лабиринтный", "Стержневой" и "Стержневой Х2". "Лабиринтный" тип предназначен для моделирования системы с последовательным включением магнитов (S-N). При этом поток с удерживаемыми частицами проходит между магнитами, создающими магнитное поле направленное перпендикулярно потоку. В "Стрежневой" и "Стрежневой Х2" системах магниты расположены навстречу друг к другу полюсами (S-S или N-N). В данном случае магнитное поле "выталкивается" в проходящий поток. Таким образом, максимальная величина поля возникает около магнита и быстро убывает по ширине (диаметру) системы. В типе "Стрежневой Х2" .магниты находятся с двух сторон магнитной системы и моделируют ситуацию, когда магнитное поле "выталкивается" к центру системы. Ввод остаточной намагниченности магнитов осуществляется в окне "Во". Геометрические параметры магнита определяются: длиной магнита (окно "L mag"); высотой магнита (окно "hM", для лабиринтного типа высота магнита равна длине магнитной системе); расстоянием между магнитами при встречном включении (окно "с1М"). К геометрическим размерам магнитной системы относятся: длина системы (окно "L(sys)") и диаметр системы (окно "D tube"). Тип матицы определяется в окне "пап.". Тип "точки" - элементы матрицы представлены в виде равноудаленных друг от друга сферических частиц диаметром, заданным в окне "D (т.р)". Тип "прут." - элементами матрицы служат цилиндры с диаметром заданным в окне "D (т.р)" . Ввод доли матрицы от общего объема магнитной системы осуществляется в окне "\v(%)".

а)

Magnet system

T ип системы

Стержневой Х2

ВО

D Mag hM |1 dM [l L(sjis) D(tube)

10

Проек. D(m.p)

0.005

w{%) ¡10

кЭ

CM

CM CM

H wall j1 см

Han. ¡Точки

град

см

l -J Магнитов: 4

D (tube)

M point (w %)

Wf I

\ Magne

itll

Jbs)

Magnet (BO)

OK

Cancel

6)

Рисунок П.2 - Окно для выбора типа магнитной системы и задания ее параметров:

а) — лабиринтный, б) - стержневой

198

Запуск программы МадРМг

Выбор типа магнитной системы

Ввод параметров магнитной системы

Ввод параметров среды потока и частиц

Запуск расчета

Расчет величины магнитного поля в каждой точки системы

Расчет магнитной силы, действующей на частицы со стороны намагниченных элементов матрицы

Расчет магнитной силы, действующей на частицы со стороны намагниченных элементов матрицы

Расчет гравитационной силы и силы гидродинамической вязкости действующих на частицы

Расчет доли удержанных частиц

Вывод и сохранение результатов расчета

Рисунок П.З - Алгоритм работы программы