Распределение элементов отложений на оболочках ТВЭЛОВ ядерных реакторов с водным теплоносителем после эксплуатации

• Автор: Смирнова, Ирина Михайловна
• Шифр специальности: 01.04.07
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 133 с. : ил.

Список сокращений

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

РБМК - реактор большой мощности канальный

ВК - кипящий водо-водяной реактор

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

BWR - кипящий водо-водяной реактор (Boiling Water Reactor)

PWR - реактор с водой под давлением (Pressurized Water Reactor)

АЭС - атомная электрическая станция

ИСП-АЭС - атомно-эмиссионная спектрометрия с индуктивно связанной плазмой ТВС - тепловыделяющая сборка

ВХР - водно-химический режим

ПО — предел обнаружения
ВЕС - фона эквивалентная концентрация (background equivalent
concentration)
ВПТ — верхний пучок твэлов
НПТ — нижний пучок твэлов
ИСП - индуктивно связанная плазма

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
Глава 1. Анализ литературы по образованию поверхностных отложений и методам их исследования на оболочках твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем
1.1. Основные характеристики ядерных реакторов и их водно-химических режимов, определяющие источники, элементный состав и структуру отложений на оболочках твэлов
1.2. Существующие методы исследования отложений
1.3. Заключение
Глава 2. Разработка технологии изучения поверхностных отложений на оболочках отработавших твэлов реакторов с водным теплоносителем
2.1. Объекты исследования
2.2. Выбор метода анализа элементного состава отложений
2.3. Разработка способа отбора поверхностных отложений с оболочек отработавших твэлов
2.4. Разработка устройства для дистанционного снятия поверхностных отложений
2.5. Разработка методологии изучения состава отложений
Глава 3. Распределение элементного состава поверхностных отложений по высоте оболочек отработавших твэлов ядерных реакторов с водным теплоносителем
3.1. Тепловыделяющие элементы реактора РБМК-1000
3.2. Тепловыделяющие элементы реактора ВВЭР-1000
3.3. Тепловыделяющие элементы реакторной установки ВК
Основные результаты и выводы
Список литературы

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность работы. Развитие атомной энергетики России в среднесрочной перспективе определено федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на перспективу до 2015 года"; Согласно этой программе, одной из ключевых задач является повышение; экономичности и конкурентоспособности продукции российских организаций ядерного топливного цикла при сохранении высокой надежности и безопасности, которая в:значительной степени определяется надежностью тепловыделяющих элементов (твэлов).
Поверхностные отложения являются одним из факторов;, влияющих на состояние материала оболочек твэлов. Рост отложений приводит к локальному перегреву оболочки и, как следствие, к ухудшению механических свойств ее материала. Кроме того, отложения- способствуют ускорению коррозионных процессов на поверхности твэлов. Механизм, локального разрушения оболочки под отложениями до конца не изучен, и для решения этой материа-ловедческой проблемы сегодня, актуально исследование химического состава отложений, особенно в местах образования дефектов.
Важность задачи с одной стороны и ограниченный объем экспериментальных данных с другой способствуют разработкам; моделей поведения продуктов коррозии в теплоносителе и методик прогнозирования их накопления на твэлах реакторов. Тем не менее, экспериментальные данные являются наиболее достоверными и определяющими. Их ограниченное количество на данный момент объясняется отсутствием технологий исследования: элементов отложений, позволяющих получать результаты с высокими показателями точности и чувствительности, а также сложностью и дороговизной проведения подобных экспериментов. Практическая важность этой проблемы определяет актуальность выбранной темы исследования:
К моменту проведения настоящей работы, существующие методы по-слереакторных исследований отложений не удовлетворяли по метрологиче-

первого контура. В районе интенсивного обогрева не могут существовать какие-либо значительные мертвые застойные зоны. То есть значения концентраций растворенных в воде примесей практически постоянны по всему контуру, и возможность отложения взвешенных примесей на твэлах и других поверхностях, омываемых теплоносителем, по сравнению с отложением в системах с развитым кипением и упариванием мала.
Водно-химические режимы реакторов Р¥К и В\П резко отличаются [4]. Подробно конструктивные особенности, определяющие различие воднохимических режимов в реакторах данного типа и особенности этих режимов, рассмотрены в работе [79].
В' настоящее время во всем мире на АЭС рассматриваемого типа для компенсации избыточной реактивности, обеспечения подкритичности реактора в различных режимах останова, а также для регулирования мощности по мере выгорания топлива в теплоноситель добавляется борная кислота* [80]. Концентрация последней является, естественно, величиной переменной в течение топливной кампании (содержание бора в теплоносителе РДМР. меняется от 8..20 мг/кг в начале цикла примерно до 0 в конце цикла [81]). Кроме того; на всех АЭС практикуется нейтрализация борной'кислоты для поддержания слабощелочной среды. В России и бывших странах СССР для этой цели используют смесь аммиака и гидроксида калия, за рубежом — гидроксид лития [65], а также гидроксид аммония и гидроксид калия [81], концентрации которых, как и борной кислоты, величина непостоянная. Все эти добавки с разной вероятностью являются потенциальными компонентами отложений на оболочках твэлов.
В теплоносителе реакторов РМЯ. водородный показатель воды несколько выше (pH = 9,0...10,5 [4]), чем в теплоносителе реакторов В\11. Общая коррозия аустенитных коррозионно-стойких сталей практически мало меняется в интервале pH = 6,5... 10,0, но для углеродистых сталей эта зависимость значительна, и для снижения интенсивности коррозии необходимо поддерживать pH = 9,0...9,5 [34]. Нежелательность низких значений pH так-