МОДЕЛЬ НАКОПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В КОТЛОВОЙ ВОДЕ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС С ВВЭР-440 И -1000

Е. А. Иванов, И. В. Пырков, Л. П. Хамьянов

Аннотация


Одной из важнейших проблем обеспечения безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР является контроль протечек теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов. Сложность проблемы состоит в том, что указанная величина не может быть непосредственно измерена при работающем реакторе, для ее оценки необходима соответствующая модель накопления радионуклидов в котловой воде. В статье приведена корректная математическая модель процесса накопления радионуклидов в котловой воде, позволяющая решить указанную проблему. Сформулированы необходимые и достаточные условия идентификации негерметичных парогенераторов. Обосновано использование для оценки протечки в качестве реперных 131-135I, 24Na и 42К. Рис. 1, список лит. 2 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Циркуляр «О допустимой величине и методике контроля протечки теплоносителя первого контура и нормировании активности радионуклидов технологических сред второго контура атомных электростанций с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. М., Минатомэнергопром СССР, 17.05.1991 г.

Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1987, с. 233.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.