Аналіз впливу забруднень поверхні деталей у результаті можливого контакту свіжого ядерного палива з морською атмосферою на корозію

2023;
: с. 17 – 21
https://doi.org/10.23939/jeecs2023.01.017
Надіслано: Липень 20, 2022
Переглянуто: Травень 22, 2023
Прийнято: Червень 05, 2023

S. Lys. Analysis of the effect of pollution of component surfaces as a result of possible contact of fresh nuclear fuel with sea atmosphere on corrosion. Energy Engineering and Control Systems, 2023, Vol. 9, No. 1, pp. 17 – 21. https://doi.org/10.23939/jeecs2023.01.017

Автори:
1
Національний університет «Львівська політехніка»

Проведено збір та аналіз інформації щодо можливого впливу компонентів морської атмосфери у разі забруднення ними поверхні збірок на корозію конструкційних матеріалів деталей тепловиділяючих збірок водо-водяного енергетичного реактора ВВЕР-1000 за їх подальшої експлуатації. Наведено дані статичних і динамічних випробувань сплаву Е-110 при температурах 300–350 °С у воді і штатному теплоносії реакторів, забруднених хлоридами і йодом, а також сплаву Е-110 при спеціальному забрудненні його поверхні хлоридами. Показано, що при дотриманні умов зберігання свіжого палива, а також рекомендацій даної роботи забезпечується його висока корозійна стійкість і працездатність у подальшій експлуатації.

  1. Cox, B. (1973) Stress corrosion of zirconium alloys in neutral chloride. Corrosion. V.29. No.4. p. 157. https://doi.org/10.5006/0010-9312-29.4.157
  2. Kosinov, V.A., Kuchin, O.P., Novikov, O.K., Osharina, L.V., Fedenko, V.I. (1983) Corrosion of alloy Zr – 1% Nb in distilled water containing ions of Cl or F at temperature 300 °С, IATF specialists meetings on «Influence of water chemistry on fuel element cladding behaviour in water cooled power reactors». Leningrad / USSR/ 6-10 June 1983. /IWGFPT/ 17. IAEA/ Vienna.
  3. Gerasimov, V.V., Gerasimova, V.V. (1989) Chloride and iodide corrosion of zirconium alloys. Pre-print. M., TSNIIatominform. (in Russian)
  4. Knittel, D.R. (1982) The effect of surface treatment on pitting potentials of zirconium in chloride solution. Corrosion. V. 38, No.5, p. 140. https://doi.org/10.5006/1.3577349
  5. Gerasimov, V.V. (1980) Corrosion of reactor materials., М., Atomizdat. (in Russian)
  6. Migay, L.L., Taritsina, T.A. (1988) Corrosion resistance of materials in halogens and their compounds. M., “Chemistry”. (in Russian)
  7.    Preliminary safety analysis reports. Topical report. Development of recommendations on storage of fresh fuel within five years. Justification of requirements for storage atmosphere, 412-312-О-10, KK.UJA.JKA.TM.TR.PR033, 2001.
  8. Semerak, M.M., Lys, S.S. (2021) Research the behaviour and properties of WWER type fuel claddings from Zr1%Nb alloy in loss of the coolant accident. Problems of atomic science and technology, Kharkiv, No. 2(132). 80–86. https://doi.org/10.46813/2021-132-080
  9. Kalman, I.G. (1971) Effect of environmental factors on hardware and components. Methods of climatic tests. М., “Znanie”. (in Russian)
  10.  Stepan Lys, Alexander Kanyuka (2021) Analysis of fuel rod performance per cycle: Temperature field, FGP release, swelling. Thermal Science and Engineering Progress, Volume 25, 100961. https://doi.org/10.1016/j.tsep.2021.100961
  11. Stepan  Lys, Alexandr  Kanyuka (2022) Algorithms for processing self-powered neutron detector signals important for determination of local parameters in each part of the VVER core EPJ Nuclear Sci. Technol. 8, 17. https://doi.org/10.1051/epjn/2022008
  12. Lys, S.S., Semerak, M.M., Kanyuka, A.I. (2021) Analysis of reliability of automatic core protection function of the reactor V-412 in response to local parameters: maximum linear power, departure from nucleate boiling ratio. Problems of atomic science and technology. Kharkiv, No. 5(135). 88–97. https://doi.org/10.46813/2021-135-088