Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Владимирова, Ольга Николаевна

• Владимирова, Ольга Николаевна
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Владимирова, Ольга Николаевна

ВВЕДЕНИЕ

1. ОСОБЕННОСТИ И ПРОБЛЕМЫ ОРГАНИЗАЦИИ

ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

1.1. Контуры исследовательских ядерных реакторов и их водно-химические режимы

1.2. Инструментальная и методическая база исследования ВХР

1.3. Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам

1.4. Выводы по главе 1 и постановка задачи исследований

2. ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ ОСНОВНЫХ

КОНТУРОВ РЕАКТОРОВ МИР И СМ

2.1. Краткая характеристика реакторов, основных контуров и систем их водоочистки

2.2. Совершенствование методов химического контроля

2.3. Анализ ионного состава теплоносителя и оптимизация фильтроцикла

2.4. Исследование влияния радиолитических процессов на состояние водного теплоносителя

2.4.1. Первый контур реактора СМ

2.4.1.1. Особенности газо-химического режима

2.4.1.2. Стационарный режим работы

2.4.2. Другие контуры установок СМ и МИР

2.4.2.1. Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ

2.4.2.2. Первый контур реакторй МИР

2.5. Использование данных химического контроля для оценки состояния оборудования

2.5.1. О возможности косвенного контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР

2.5.2. О возможности косвенного контроля состояния подшипников циркуляционных насосов

2.6. Выводы по главе

3. ВХР ВТОРОГО КОНТУРА, КОНТРОЛЬ И

ПОДДЕРЖАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ

ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ

3.1. Некоторые технические особенности контуров оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР

3.2. Характеристика водного режима и режимов промывки

3.3. Контроль состояния теплообменного оборудования

3.4. Некоторые сводные показатели

3.5. Выводы по главе

4. РОЛЬ ВХР В УПРАВЛЕНИИ РЕЖИМОМ ЭКСПЛУАТАЦИИ СТАРЕЮЩИХ ВЫСОКОПОТОЧНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

Вывод по главе

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ»

Основные принципы дальнейшего развития и задачи энергетической стратегии России на период до 2020 г. были разработаны Правительством РФ в ноябре 2000 г. и уточнены в Постановлении от 22.05.03 г.

Для реализации этой стратегии были разработаны и выполняются несколько Федеральных целевых программ (ФЦП), в том числе:

- «Ядерная и радиационная безопасность России» на 200-2006 гг. (Постановление Правительства РФ от 22.02.2000 № 149), в составе г которой существует подпрограмма «Безопасность атомных электростанций и исследовательских ядерных установок»;

- «Национальная технологическая база» на 2000-2006 гг. (Постановление Правительства РФ от 08.11.2001 № 779);

- «Энергоэффективная экономика» на 2002-2005 гг. и на перспективу до 2010 г. (Постановление Правительства РФ от 17.11.2001 № 796).

Важным шагом стала подготовка «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], одобренной Правительством РФ 25.05.2000 г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие 10-15 лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше 30 лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании.

Исследовательские ядерные реакторы играют важную роль в развитии атомной науки и техники, так как именно на них проводят экспериментальное обоснование проектных решений, касающихся разработки перспективных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ), новых видов топлива и конструкционных материалов. Исследования актуальных проблем действующих атомных электростанций (АЭС), осуществляемые с использованием ИР, обусловлены необходимостью увеличения продолжительности топливного цикла энергетических реакторов, достижения в связи с этим высоких значений выгорания топлива [2].

В настоящее время подавляющая часть ИР мира представляет собой стареющие установки, относительно небольшой мощности, с экспериментальными возможностями, уже мало соответствующими современным научно-техническим потребностям. В связи с этим число фактически действующих ИР неуклонно сокращается [3]. На этом фоне особое значение приобретает небольшая группа (свыше 10 установок) сравнительно мощных исследовательских реакторов с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение вышеназванных проблем [4]. В России к этой группе можно отнести реакторы СМ, МИР, БОР-бО, действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград) и реактор ИВВ-2М (Свердловский ГУП ИРМ).

В табл. 1 представлены основные характеристики некоторых широко известных в мире исследовательских реакторов, на которых проводят:

- исследования в обоснование создания новых топливных, поглощающих и конструкционных материалов для АЭС и специальных ядерных энергетических установок;

- апробацию новых технических и проектных решений для атомной техники (например, по технологии различных теплоносителей, средств защиты окружающей среды и др.);

- наработку изотопной продукции для медицины, промышленности и науки; г

Таблица 1. Наиболее значимые исследовательские реакторы мира

Реактор Атомный центр Год пуска Мощность, МВт Максимальная плотность потока нейтронов, нейтр/см2*с Тип реактора Назначение

HBWR [5] Норвегия, Халден 1959 25 5,5-1013 Корпусной, тяжеловодный Испытания топлива ВМиРМ

СМ [6] Россия, ГНЦРФ НИИАР (Димшровград) 1961 (1992) 100 5-1015 (в ловушке) Корпусной Производство изотопов

МИР [6] 1966 100 1,5-1015 Канально-бассейновый . Испытания топлива и материалов

UFR [7] Нидерланды - 1961 45 4,5-1014 Корпусной Универсальный, эксперименты на пучках, испытания материалов, производство изотопов

BR-2 [8] Бельгия 1963 До 120 8,4-10й Корпусной Испытания топлива и материалов

HFIR [9] ОК-Риджская национальная лаборатория, США 1965 100 5-Ю15 Корпусной Универсальный, эксперименты на пучках, испытания материалов, производство изотопов

Реактор Атомный центр Год пуска Мощность, МВт Максимальная плотность потока нейтронов, нейтр/см2-с Тип реактора Назначение

ОБШЯБ [10] Франция 1966 70 4,5-Ю14 Бассейновый Испытания материалов, производство изотопов

ИВВ-2М [И] Россия, гул дам (Екатеринбург) 1966 (1983) 15 5-1014 Бассейновый штя [12] Япония 1968 50 Тепловых - 5,4-1014 Быстрых - 5,5-1014 Корпусной с петлевыми установками Испытания топлива и материалов

ОНЯЦУА [13] Индия 1985 100 Тепловых — 1,8-1014 Быстрых-4-1013 Корпусной, тяжеловодный Универсальный, эксперименты на пучках, фундаментальные исследования кмяя [14] Южная Корея 1994 30 Тепловых — 5,3-1014 Быстрых - 1,5-1014 Бассейновый с тяжеловодным отражателем Испытания топлива и материалов, производство изотопов, облучение кремния

- облучение материалов для придания им новых свойств (например, легирование кремния и др.);

- разнообразные фундаментальные исследования в различных облас1ях знаний.

Большая часть задач в нашей стране в настоящее время решается на ИР, сосредоточенных в ГНЦ РФ НИИАР, чему способствуют следующие обстоятельства [15]:

- уникальные физико-технические характеристики высокопоточного реактора СМ, позволяющие в приемлемые сроки обеспечивать высокие флюенсы тепловых и быстрых нейтронов при облучении материалов, г получать далекие трансурановые элементы и изотопы с высокой удельной активностью;

- совокупность (7 шт.) мощных экспериментальных петлевых установок (ПУ) на реакторе МИР, позволяющих проводить ресурсную отработку материалов и изделий атомной техники в номинальных условиях эксплуатации и изучать их поведение в нештатных ситуациях;

- наличие при реакторах СМ и МИР исследовательских реакторов -спутников бассейнового типа (РБТ) меньшей мощности, но большей доступности, на которых успешно решаются отдельные задачи общей I программы исследований;

- наличие на площадке института уникального материаловедческого комплекса, позволяющего быстро и эффективно (без затрат средств и времени на транспортировку) проводить иослереакторное изучение облученных изделий.

Исследовательские работы, проведенные на реакторах СМ и МИР за годы их эксплуатации, внесли неоценимый вклад в развитие отечественной атомной науки и техники: от первоначального изучения изменений свойств самых различных материалов под облучением до экспериментального обоснования проектов топливных, поглощающих и конструкционных элементов для активных зон энергетических реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, нескольких поколений транспортных реакторов.

Постоянному совершенствованию реакторного топлива, изучению проблем безопасности посвящены и ныне проводимые на этих реакторах I актуальные исследования, определяющие насущную необходимость дальнейшего использования этих экспериментальных установок. Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой реакторов нового поколения с более высоким уровнем безопасности и технико-экономических характеристик. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решений, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль.

Следовательно, можно констатировать, что в области отечественных исследовательских реакторов требуют решения две большие народно» хозяйственные задачи:

- обеспечение возможности максимального продления сроков безопасной эксплуатации действующих экспериментальных установок и их адаптация для решения современных задач;

- определение характеристик перспективных ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго.

Например, опыт разработки технического проекта специализированного

ИР ПРИМЛ, предназначенного для имитации аварийных ситуаций с топливом 1

16], показал, что стоимость нового реактора требуемого класса составляет (в пересчете на современный уровень цен) около 7,5 млрд. руб., а на его разработку и создание необходимо не менее 6 лет. Для создания многоцелевого реактора КЛ-ШИ. (Южная Корея), начиная с постановки задачи (1985 г.), ушло около 10 лет [12]. Эти результаты подчеркивают высокую актуальность работ, направленных на продление сроков эксплуатации ныне действующих ИР, а г также на необходимость проведения своевременных задельных исследований для ИР следующего поколения.

В свете вышесказанного необходимо отметить, что оптимальная организация водно-химического режима (ВХР) основных и вспомогательных контуров способна внести достойный вклад в совокупность мер, направленных на увеличение жизненного цикла ИР. А опыт многолетней эксплуатации систем, обеспечивающих регламентированные режимы и надлежащее г состояние оборудования, будет востребован в будущих проектах.

Таким образом, продление сроков службы ИР за счет совершенствования технологии ведения ВХР и разработки способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров реакторов является актуальной научно-технической задачей, имеющей важное практическое приложение.

Цель работы. На основе обобщения опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с помощью современных инструментальных методов

- разработать научно-технические рекомендации по совершенствованию технологии обеспечения ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, получить расчетные зависимости, позволяющие на основании контролируемых параметров ВХР прогнозировать состояние технологического оборудования,

- сформулировать рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

АВТОР ЗАЩИЩАЕТ:

1. Методические разработки, положенные в основу контроля ВХР основных контуров реакторов МИР и СМ.

2. Результаты научного обоснования увеличения фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР.

3. Функциональные и эмпирические зависимости, позволяющие оптимизировать ВХР и оценивать эффективность работы технологического оборудования реакторных систем.

4. Результаты разработки условий ведения ВХР системы охлаждения корпусов реактора СМ, обеспечивающих взрывобезопасную работу установки. Научная новизна

Проведено изучение водно-химических режимов многоконтурных стареющих исследовательских реакторов СМ и МИР и показана роль ВХР в управлении процессами старения данных ИР, в том числе на основе превентивной диагностики состояния оборудования, разработки условий безопасной эксплуатации контуров и расчетных зависимостей.

В результате выполненных исследований:

- установлены функциональные зависимости между значениями рН теплоносителя и концентрацией растворенного в нем водорода, необходимого для подавления радиолиза воды первого контура реактора СМ;

- разработаны научно-технические рекомендации по увеличению продолжительности фильтроцикла ионообменных смол контуров реактора МИР;

- систематизированы данные многолетних исследований ВХР основных контуров исследовательских реакторов СМ и МИР за длительный период г их эксплуатации;

- разработан комплекс технических решений по обеспечению взрывобезоиасной работы системы охлаждения корпусов реактора СМ;

- обоснована возможность косвенного контроля состояния оборудования (бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов) на основе данных контроля ВХР;

- на основе расчетных зависимостей оценена эффективность химических отмывок теплообменного оборудования контура оборотного водоснабжения реакторов МИР и СМ;

- усовершенствована методическая база контроля ВХР контуров реакторов МИР и СМ, позволившая уточнить спецификацию нормируемых параметров качества теплоносителя.

Практическая ценность работы состоит в том, что на основе проведенных научных исследований разработаны рекомендации по ведению водно-химических режимов систем крупнейших высокопоточных исследовательских реакторов России МИР и СМ, способствующие продлению сроков службы их эксплуатации.

Исследование радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ позволило определить диапазон концентраций водорода в нервом контуре (2,0 -3,0 см3/кг), обеспечивающий подавление радиолиза теплоносителя, и установить его функциональную зависимость от значений рН, что позволяет не прибегая к газохроматографическому анализу проводить экспрессную оценку содержания газа в контуре.

Оценка баланса ионных примесей теплоносителя первого контура реактора МИР позволила в 1,3 раза увеличить фильтроцикл ионообменных смол и уменьшить материальные затраты на закупку дорогостоящих расходных материалов.

Внедрение современных инструментальных методов исследования ВХР значительно расширило диапазон контролируемых примесей, при этом обосновано снижение периодичности контроля отдельных параметров теплоносителя.

Систематизация данных многолетних исследований ВХР позволила, в совокупности с имеющимися методиками, провести оценку состояния систем и оборудования контуров реакторов (ионообменные смолы, бериллиевая кладка активной зоны реактора МИР, подшипники циркуляционных насосов).

На основании опыта восстановления теплопередающей способности тенлообменною оборудования разработаны критерии оценки качества проведенного процесса, разработаны рекомендации по его оптимальному проведению.

Таким образом, полученные в ходе проведенных исследований результаты имеют важное практическое значение и будут полезны также разработчикам реакторов подобного типа и установок нового поколения.

Личный вклад автора в работу

В работе приведены результаты исследований, выполненных автором у самостоятельно и в соавторстве в 1995-2006 годах.

Автор являлся ответственным исполнителем работ по:

- исследованию кинетики процессов радиолиза теплоносителя первого контура реактора СМ;

- обоснованию продолжительности фильтроцикла ионообменных смол;

- обобщению и систематизации опыта ведения ВХР реакторов МИР и СМ за последние 10 лет;

- разработке и внедрению методик инструментального контроля водного теплоносителя; I

- разработке критериев безопасной с точки зрения ВХР работы системы охлаждения корпусов реактора СМ.

Используя полученные экспериментальные данные выполнил оценку: состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР и предложил метод контроля этого Состояния при эксплуатации реактора; состояния подшипников циркуляционных насосов по поступлению в теплоноситель продуктов, возникающих при их износе; - достоверности предложенного критерия эффективности работы теплообменного оборудования реакторов МИР и СМ.

Степень достоверности результатов

Достоверность и обоснованность результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждается метрологической аттестацией применяемых методик аналитического- контроля, а также совпадением в пределах экспериментальной погрешности расчетных и экспериментальных данных.

Основные результаты изложены в 22 трудах, в том числе 12 печатных (1 статья в рецензируемом журнале «Теплоэнергетика», 9 статей в «Сборнике трудов НИИАР», 1 доклада на научной конференции). В ходе работы над диссертацией в соавторстве разработано 15 и аттестовано 10 ^методик химического анализа.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Владимирова, Ольга Николаевна

3.5. Выводы по главе 3

1. Исследованы особенности организации ВХР контуров оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР,» заключающиеся в использовании в качестве теплоносителя высокоминерализованной воды реки Большой Черемшан.

2. Применяемые для химической отмывки теплообменников реакторов технологии и рецептуры практически полностью восстанавливают работоспособность оборудования. Определено соотношение между количеством вымытых отложений и начальной и конечной концентрацией азотной кислоты в моющем растворе.

3. Предложен расчетный алгоритм контроля состояния теплообменного оборудования, на основании результатов которого в совокупности с прогнозом сезонных изменений температуры наружного воздуха и, соответственно, температуры воды, поступающей из градирни, можно оценить температурные режимы работы контуров на последующую кампанию и определиться с необходимым объемом восстановительных работ на теплообменном оборудовании.

4. При проектировании будущих исследовательских реакторов необходимо предусматривать технико - экономическое обоснование специальной подготовки подпиточной воды контуров оборотного водоснабжения с целью снижения объема образующихся отложений на поверхностях теплообменного оборудования.

В составе проектов должны предусматриваться эффективные меры и средства быстрого удаления отложений.

Компоновочное расположение теплообменного оборудования должно осуществляться с учетом возможности реализации выбранных мер. I

Глава 4. РОЛЬ ВХР В УПРАВЛЕНИИ РЕЖИМОМ

ЭКСПЛУАТАЦИИ СТАРЕЮЩИХ ВЫСОКОПОТОЧНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

За годы эксплуатации высокопоточных реакторов МИР и СМ водно-химические режимы их основных контуров были достаточно изучены, сделано много рекомендаций, которые легли в> основу регламентных документов и позволили поддерживать качество теплоносителя на уровне, обеспечивающем безопасную работу установок. Поэтому и в настоящее время реакторы МИР и СМ продолжают оставаться одними из мощных инструментов для исследования и обоснования режимов эксплуатации новых видов топлива и конструкционных материалов.

Однако по прошествии десятилетий эти реакторы перешли в разряд стареющих с присущими для этого состояния проблемами:

- накопление отложений на теплопередающих поверхностях;

- выход из строя деталей оборудования и разрушение конструкционных материалов;

- конструктивные изменения контуров, в результате чего появилась необходимость в уточнении их характеристик и разработке условий безопасной эксплуатации.

В то же время, за эти годы уровень развития аналитической науки по сравнению с началом эксплуатации ИР значительно вырос. Получили развитие новые методики: газовая и ионная хроматография, автоматизированный химический контроль с применением поточных датчиков и т.д., которые позволяют не только всесторонне исследовать ВХР, но и могут стать средством диагностики состояния узлов и механизмов контуров установок. В табл. 24 приведен перечень актуальных для реакторов МИР и СМ проблем, появившихся в результате их старения, решение которых возможно средствами управления водно-химическим режимом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В работе представлены результаты систематизации опыта организации и поддержания водно-химических режимов исследовательских реакторов МИР и СМ, комплексного изучения ВХР с применением современных аналитических методов. На их основе разработаны рекомендации по оптимизации ВХР основных контуров данных реакторов в режиме их управляемого старения, эмпирические и функциональные зависимости между параметрами ВХР и технологическими параметрами, а такке рекомендации к проектированию будущих установок такого класса.

Основные итоги работы.

1. Решена актуальная научно-техническая задача оптимизации технологии ведения ВХР и разработки химических способов контроля за состоянием стареющего оборудования контуров1, реакторов СМ и МИР, которая имеет определяющее значение для продления ресурса ИР.

2 Выполнены систематизация, анализ и обобщение совокупности данных по поддержанию ВХР теплоносителей исследовательских реакторов СМ и МИР -представителей двух типов высокопЬточных ИР.

3. Усовершенствованы и развиты методы и средства анализа показателей качества теплоносителей (и компенсационного газа), на основе чего проведено углубленное исследование отдельных актуальных вопросов эксплуатации реакторных установок.

4. С использованием метода ионной хроматдграфии проанализирован примесный состав теплоносителей и разработаны проверенные на практике рекомендации по оптимизации фильтроциклов.

5. Исследованы особенности процесса радиолитического разложения теплоносителя первого контура в условиях высокопоточного реактора СМ и его водородной коррекции, приводящие к практически полному подавлению радиолиза.

Предложен простой, малозатратный и эффективный способ контроля рабочего процесса по показателю рН теплоносителя.

6. Обоснован безопасный режим работы системы охлаждения корпусов, созданной в результате реконструкции реактора СМ и не имеющей постоянной водоочистки и газоудаления.

7. Исследованы возможности использования данных химического анализа теплоносителя для ранней диагностики состояния бериллиевой кладки активной зоны.

8. Исследованы особенности ВХР второго контура и способы поддержания работоспособного состояния теплообменного оборудования, подверженного образованию отложений. Предложены расчетный алгоритм контроля состояния оборудования и рекомендации для будущих проектов.

9. Полученные результаты полезны при разработке исследовательских реакторов нового поколения.

Автор выражает благодарность к.т.н. О.С. Бендерской за научное руководство, д.т.н. В.А. Куприенко за сотрудничество и конструктивное обсуждение результатов исследований и материалов диссертации, всем сотрудникам лаборатории химической технологии и дезактивации оборудования ОРМИ за помощь в проведении экспериментов; руководству и коллективам реакторных установок СМ и МИР и лично А.Л. Петелину за техническую поддержку.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Владимирова, Ольга Николаевна, 2006 год

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.Основные положения. Постановление Правительства РФ. Протокол № 17 ог 25.05.2000 г., Минатом, Москва, 2000 г.

2. Воронин J1.M. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в.// Теплоэнергетика, 2000, № 10, С. 14-18.

3. Куприенко В.А. Обзор исследовательских реакторов мира. Учебное пособие для оперативного персонала российских исследовательских реакторов. Димитровград, 1995.

4. Hemes Т. "The OECD Halden Project and the HBWR", Working of Ageing in Research Reactors, IAEA-TECDOC-792, 1995/

5. Цыканов B.A., Куприенко B.A., Кузнецов А.И. и др. Исследовательские реакторы инстигута и внутриреакторные методы исследования: Препринт. НИИАР-1(682). М.: ЦНИИатоминформ, 1986.23 с.

6. Boogaard J.P. Quality, safety and license management at nuclear facilities in petten, the Netherlands. Research Reactor Utilization, Safety and Management Symposium held in Lisbon, Portugal, 6-10 September 1999. IAEA-SM-360/24

7. BR-2 Multipurpose Materials Testing Reactor, SCK/CEN, 1992.

8. High Flux Isotope Reactor" Oak Ridge National Laboratory, 199110. "OSIRIS", CEA, Challenger- Paris, 1988.

9. Saito М., Futamura Y., Nakata Н. etc. "Further Data of Silicide Fuel for the LEU Conversion of JMTR", International Symposium on Research Reactors Safety, Operations and Modifications, Chalk River, Canada, 1989, IAEA-SM-S10/59P.

10. RANADE M.R., et. al., "ISI of Reactor Vessel Tubes of Cirus and Process Water-Sea water Heat Exchangers of Dhruva", IAEA CRP on Application,of NDT and ISI to Research Reactors, RCM held at Prague, November 1998.

11. In Cheol Lim, et al., "Commissioning Experiments for Thermal-hydraulic Design of

12. KMRR," J. of Korean Nuclear Society, Vol.25, June 1993.

13. Экспериментальные и научно-исследовательские установки. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1995 г.

14. Реакторная установка ПРИМА. Техническое обоснование безопасности. Димитровград, 1988 г.

15. Отраслевой стандарт ОСТ 95 10134-91. Режим водно-химический первого Koinypa исследовательских ядерных реакторов бассейнового типа, средства ei о поддержания и контроля. Общие требования по коррозионной стойкости конструкционных материалов.I

16. Куприенко В.А., Клипов А.В., Федулин В.Н. Реакторная техника и безопасность реакторов. Учебное пособие для оперативною персонала исследовательских ядерных реакторов. Димитровград, 1997.

17. Бендерская О.С., Владимирова О.Н. Особенности водно-химическою режима высокопоточного исследовательского реактора СМ после реконструкции.// Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999. Вып. 4. С. 66 74.

18. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.:Атомиздат, 1966.

19. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А., ' Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реаеторов. М.: Энсргоатомиздат, 1995 г.

20. Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков B.C. Дисперсионные твэлы. В 2-х томах. М.: Энергоатомиздат, 1982.

21. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим агомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976.-400 с.

22. Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. Перев. С англ. М.,I1. Атомиздат, 1973,328 с.

23. ГОС Г 20298-74 Смолы ионообменные. Катиониты

24. ГОСТ 20301-74 Смолы ионообменные. Аниониты.

25. Круненникова В.И., Неверова A.A., Нефедова Г.З., Морозов В.В. Особенности применения и требования к ионообменным материалам для АЭС.// Вопросы науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакгоров, 1986, Выи. 3, С. 32-34.I

26. Ефимов A.A., Вилков НЛ., Пыхтеев О.Ю. Системный подход к организации коррозионно-эррозионного мониторинга и контроля водно-химического режима на АЭС.//Теплоэнергетика, 1998, № 12, С. 11-14.

27. ОСТ 95.976-83 95.986-83 Водно-химический режим атомных электростанций с реакторами большой мощности, кипящими. Лабораторный химический контроль водного теплоносителя, г

28. Гурский B.C. Ионохроматографический анализ в атомной энергетике. там же, с. 8-10.

29. Мартынова О.И., Кашинский В.И., Петров АЛО. и др. О применении мегода ионной хроматографии для контроля качества воды и пара на ТЭС.// Теплоэнергетика, 1996, № 8, С. 39-42.

30. Беидерская О.С., Владимирова О.Н., Нрздрина O.A. Применение ионной хроматографии в ядерной энергетике для контроля водно-химическою режима.// Сборник трудов. Димитровград: ГПЦ РФ НИИАР, 2000. Вып. 1. С. 27-37.

31. Каршок А.Д., Андропова Г.А., Вахрушева М.В, и дрп Применение ионной хроматографии для анализа органических и неорганических анионов во II контуре АЭС с ВВЭР-1000.//Теплоэнергетика, 1991, № 7, С. 9-11.

32. Тишков В.М., Бусырев В.М., Гурский B.C. Опыт эксплуатации ионно-жидкостных хроматографов "Стайер" на Ленинградской АЭС. там же, С. 42-44.t

33. Ижутов A.JL, Романовский C.B., Аиисимов В.П. и др. Реакторная установка МИР.М1. Отчет по обоснованию безопасности. Димитровград, 1998 г.

34. Святкин М.П., Петелин AJI., Булгаков Б.В. и др. Отчет по обоснованиюбезопасности реакторной установки СМ-3. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ

35. НИИАР, 1999. Per. № 0-4876.

36. СТП 086-293-95 Исследовательский ядерный реактор корпусного гииа иод давлением СМ-3. Водно-химический режим первою контура. Нормы качества водного теплоносителя, средства ei о поддержания и контроля.

37. Куириенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова O.II. и др. О водно-химическом режиме системы охлаждения корпусов реактора СМ // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2006 в печати.I

38. ПН АЭ Г-7-008089 Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, п.9.1.10.

39. Цыканов В.А., Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н. и др. Инструментальные методы контроля параметров водно-химического режима при проведении петлевых испытаний в реаеторе МИР//нТеплоэнергетика, 2003 г. С 31-35.

40. Столяров Б.В., Савинов И.М, Виттенберг А.Г. . Руководство к практическим работам ио газовой хроматографии. Л.:Химия, 1988

41. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Шуткова O.A., Красовская М.М.

42. Хроматографический анализ газов, растворенных в водном теплоносителе петлевых установок реактора МИР с использованием съемных пробоотборных устройств. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2002. Вып. 2. С. 18-24.

43. Бендерская О. С,, Зотов Э.А. Водно-химический.режим реактора МИР-М1 и ею петлевых установок. Огчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1995. Per. № 0-4450.

44. Васильев В.П. Аналитическая химия. В 2 ч. 4.2. Физико-химические методы анализа. М.: Высш. Шк., 1989.384 с.

45. Методика количественного химического анализа содержания ионов меди в пробах водною теплоносителя (фотометрический метод). О. С. Бендерская, Э. А. Зотов, О. Н. Клочкова, М. Ф. Симонова Per. № 28-97 ОМИ'Г ГНЦ РФ НИИАР.

46. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Белова Т.А. и др. Водно-химический режим исследовательских реакторов МИР и СМ в 2000 году. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001. Per. № 0-5095.

47. Бендерская О.С., Зотов Э.А., Клочкова О.Н., Белова Т.А. Водно-химический режим исследовательских реакторов СМ и МИР. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997. Per. № 0-4689.

48. Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.П., Петелин А.Л., Святкин М.Н. Особенности водно-химического и газового режима высокопоточного исследовательского реактора СМ. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 4. с. 21-34.

49. Бяков В.М., Ничиноров Ф.Г. Радиолиз воды в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздаг,1990. '

50. Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Белова Т.А. и !др. Водно-химический режим исследовательских реакторов ОРК в 2004 юду. Отчет. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Per. № 0-5640.

51. Materials Testing Reactor BR2 Scientific Research & Commercial Services. SCK.CEN Belgian Nuclear Research. 1995.

52. Куприенко В. А., Бендерская O.C., Владимирова О Л. О возможности косвенною контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. Вып. 2 С. 61-67.i

53. Описание и инструкция по обслуживанию циркуляционною электронасоса ЦЭН-148. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1963.

54. Описание и инструкция но обслуживанию циркуляционною электронасоса ЦЭН-149. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1964.

55. Описание и инструкция rio обслуживанию циркуляционного электронасоса ГЦЭН-146П. Ленинград: Кировский завод Ленсовнархоза, 1966.

56. Крукович А.Р. Применение в машинах и механизмах подшипников скольжения, содержащих металлофторпластовые элементы. В сб. «Научные труды ДВГТУ» 2003 г.Вып. 128.i

57. Найманов А.Я., Найманова A.A. О механизме воздействия электрообработки воды на накипеобразование в теплообменниках // Теплоэнер1 етика, 1998. № 7. С 59-61.

58. Васина Л. Г., Гусева О.В. Предотвращение накипеобразования с помощью антинакипинов. //Теплоэнергетика, 1999. №7. С. 35-38.

59. Куприенко В.А., Бендерская О.С., Владимирова О.Н., Ижутов AJI., Петелин AJI., Опыт эксплуатации основного тсплообменного оборудования исследовательских реакторов СМ и МИР. // Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2003. Вып. 3. С. 23-32.