Корозійна стійкість оболонок твелів виробництва компанії «Westinghouse» під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму ВВЕР-1000. Визначення енергії активації корозії цирконієвого сплаву та верифікація розрахункової моделі

Q2 Energy
V. Zuyok, M. Tretyakov, R. Rud, Ya. Kushtym, V. Grytsyna, Yu. Solovyov, Yevhen Kulyk
{"title":"Корозійна стійкість оболонок твелів виробництва компанії «Westinghouse» під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму ВВЕР-1000. Визначення енергії активації корозії цирконієвого сплаву та верифікація розрахункової моделі","authors":"V. Zuyok, M. Tretyakov, R. Rud, Ya. Kushtym, V. Grytsyna, Yu. Solovyov, Yevhen Kulyk","doi":"10.32918/nrs.2023.2(98).02","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"У статті наведено результати комплексу робіт з визначення корозійної стійкості оболонок твелів тепловидільних збірок виробництва компанії «Westinghouse», виготовлених зі сплаву ZIRLO®, під час експлуатації протягом чотирьох паливних кампаній у реакторах ВВЕР-1000 АЕС України. Отримано та систематизовано масив експериментальних результатів з визначення товщини оксидної плівки за висотою оболонки твелів та показано, що максимальна товщина оксиду після четвертого року експлуатації знаходиться в межах 13...25 мкм. Під час проведення візуального контролю оболонок твелів оцінено їх корозійний стан та встановлено зв’язок зовнішнього вигляду їх поверхні з товщиною оксидної плівки. Отримані результати вимірювань товщини оксидної плівки на поверхні твелів нижче максимальної межі (60 мкм), встановленої на етапі проєктування та під час отримання дозволу на експлуатацію палива в активній зоні, та значно нижче максимальної проєктної межі (<101,5 мкм) для оболонок, виготовлених зі сплаву ZIRLO®. Згідно з результатами вимірювань, проведених на енергоблоці №3 ВП ПАЕС та енергоблоці №5 ВП ЗАЕС, можна стверджувати, що виготовлені зі сплаву ZIRLO® оболонки твелів мають високу корозійну стійкість під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму першого контуру реакторів ВВЕР-1000 АЕС України. \nЕнергію активації корозії сплаву ZIRLO® визначено на підставі результатів вимірювання товщини оксиду оболонок твелів на енергоблоці № 3 ВП ПАЕС та енергоблоці № 5 ВП ЗАЕС, а також, розрахованих параметрів експлуатації в умовах активної зони ВВЕР-1000. Значення енергії активації корозії сплаву ZIRLO® становить 27280 кал/моль для ВВЕР-1000, що вище, ніж для західних реакторів типу PWR (27080 кал/моль). Це свідчить про вищу корозійну стійкість такого сплаву в реакторах ВВЕР-1000.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2023-06-26","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"0","resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Nuclear and Radiation Safety","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).02","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"Q2","JCRName":"Energy","Score":null,"Total":0}
引用次数: 0

Abstract

У статті наведено результати комплексу робіт з визначення корозійної стійкості оболонок твелів тепловидільних збірок виробництва компанії «Westinghouse», виготовлених зі сплаву ZIRLO®, під час експлуатації протягом чотирьох паливних кампаній у реакторах ВВЕР-1000 АЕС України. Отримано та систематизовано масив експериментальних результатів з визначення товщини оксидної плівки за висотою оболонки твелів та показано, що максимальна товщина оксиду після четвертого року експлуатації знаходиться в межах 13...25 мкм. Під час проведення візуального контролю оболонок твелів оцінено їх корозійний стан та встановлено зв’язок зовнішнього вигляду їх поверхні з товщиною оксидної плівки. Отримані результати вимірювань товщини оксидної плівки на поверхні твелів нижче максимальної межі (60 мкм), встановленої на етапі проєктування та під час отримання дозволу на експлуатацію палива в активній зоні, та значно нижче максимальної проєктної межі (<101,5 мкм) для оболонок, виготовлених зі сплаву ZIRLO®. Згідно з результатами вимірювань, проведених на енергоблоці №3 ВП ПАЕС та енергоблоці №5 ВП ЗАЕС, можна стверджувати, що виготовлені зі сплаву ZIRLO® оболонки твелів мають високу корозійну стійкість під час експлуатації в умовах водно-хімічного режиму першого контуру реакторів ВВЕР-1000 АЕС України. Енергію активації корозії сплаву ZIRLO® визначено на підставі результатів вимірювання товщини оксиду оболонок твелів на енергоблоці № 3 ВП ПАЕС та енергоблоці № 5 ВП ЗАЕС, а також, розрахованих параметрів експлуатації в умовах активної зони ВВЕР-1000. Значення енергії активації корозії сплаву ZIRLO® становить 27280 кал/моль для ВВЕР-1000, що вище, ніж для західних реакторів типу PWR (27080 кал/моль). Це свідчить про вищу корозійну стійкість такого сплаву в реакторах ВВЕР-1000.
西屋公司表面涂层在水化学状态VVER-1000下开发过程中的交叉电阻。圆形浮子腐蚀活化能的确定及计算模型的验算
本文提供了确定ZIRLO制造的西屋工厂组织涂层耐腐蚀性的复杂工作的结果®, 在乌克兰VER1000 AES反应堆的四次燃料运动中。从面罩高度的氧膜厚度的测定中获得并系统地获得了大量实验结果,并显示开采第四年后的最大氧气厚度在13至25 nm之间。在目视检查过程中,评估了面膜的腐蚀情况,并建立了外部联系。看看它们表面的氧气层厚度。从低于在投影阶段设定的最大极限(60Mb)的面表面上的氧层的测量获得的结果,并且当允许在活性区中进行燃料开采时,并且显著低于ZIRLO炮弹的最大投影极限(<101.5Mb)®. 根据对3号PDO PEAS能量块和5号PDO PIAS能量块的测量结果,可以声称它们是由ZIRLO制成的® 在乌克兰VER1000 AES堆第一回路水化学模式下开采时,面膜具有较高的耐腐蚀性。ZIRLO推论激活能® 基于测量能量块3号DPI PEAS和能量块5号DPI PIAS中的氧化物厚度的结果以及在活性区WER-1000中计算的操作参数来确定。ZIRLO开关激活能量值® VVER-1000为27280兆卡耳/摩尔,高于西方压水堆反应堆(27080兆卡尔/摩尔)。这表明该容器在VER1000反应器中具有更高的腐蚀稳定性。
本文章由计算机程序翻译,如有差异,请以英文原文为准。
求助全文
约1分钟内获得全文 求助全文
来源期刊
Nuclear and Radiation Safety
Nuclear and Radiation Safety Energy-Nuclear Energy and Engineering
CiteScore
0.80
自引率
0.00%
发文量
18
期刊介绍: General issues of nuclear energy use; nuclear energy (reactor theory and calculations, operation of nuclear power plants, NPP safety analysis (probabilistic safety analysis, deterministic safety analysis), research reactors, nuclear fuel and structural materials, fuel elements; neutron physics; general safety issues; decommissioning of nuclear facilities; long-term operation, spent fuel and radioactive waste management; radiation safety; I&C, physical protection.
×
引用
GB/T 7714-2015
复制
MLA
复制
APA
复制
导出至
BibTeX EndNote RefMan NoteFirst NoteExpress
×
提示
您的信息不完整,为了账户安全,请先补充。
现在去补充
×
提示
您因"违规操作"
具体请查看互助需知
我知道了
×
提示
确定
请完成安全验证×
copy
已复制链接
快去分享给好友吧!
我知道了
右上角分享
点击右上角分享
0
联系我们:info@booksci.cn Book学术提供免费学术资源搜索服务,方便国内外学者检索中英文文献。致力于提供最便捷和优质的服务体验。 Copyright © 2023 布克学术 All rights reserved.
京ICP备2023020795号-1
ghs 京公网安备 11010802042870号
Book学术文献互助
Book学术文献互助群
群 号:604180095
Book学术官方微信
小红书