RU2486613C1

RU2486613C1 - Method to control speed of corrosion of coolant circuit in nuclear uranium and graphite reactor

Info

Publication number: RU2486613C1
Application number: RU2012105100/07A
Authority: RU
Inventors: Владимир Иванович Перегуда; Константин Германович Кудрявцев; Сергей Минаевич Ковалев; Игорь Николаевич Ложников; Виктор Михайлович Тишков; Владимир Георгиевич Крицкий; Павел Семенович Стяжкин
Priority date: 2012-02-14
Filing date: 2012-02-14
Publication date: 2013-06-27

Abstract

FIELD: power engineering.

SUBSTANCE: values of electrochemical potential, specific electric conductivity are measured, these parameters are automatically averaged, compared with the rated values. Results of comparison are displayed on a mnemonic circuit of a display screen, quality of the water and chemical regime is assessed. Actions aimed at corrosion speed optimisation are taken. At the same time values of electrochemical potential and specific electric conductivity are displayed in the form of points in a two-parameter nomogram with coordinates "electrochemical potential - specific electric conductivity", separated into three zones, A, B, C, which characterise different extents of corrosion activity of a coolant in accordance with the mode of operation. Depending on availability of the point of coordinates crossing in one of action zones, coolant parameters are either left as they are or adjusted, or a power unit is shut down.

EFFECT: efficient assessment of corrosion activity of a coolant in a process circuit of a power unit at a nuclear power plant and efficiency of corrective actions.

3 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали.The invention relates to nuclear energy, namely, the management of water-chemical processes of a nuclear reactor, in particular to the optimization of the control of the corrosive activity of the coolant of the technological circuit of a nuclear power plant, and can be used in the operation of nuclear uranium-graphite reactors with equipment made of chromium-nickel stainless steel.

Атомные станции относятся к объектам повышенной технической сложности и поэтому безопасности эксплуатации уделяется повышенное внимание. Безопасность атомной станции обеспечивают за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности (НП-001-97, ПНАЭ Г-01-011-097 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ 88/97). В систему физических барьеров блока атомной станции включены также оболочки твэлов и стенки контура циркуляции теплоносителя через активную зону реактора (НП-001-97, ПНАЭ Г-01-011-097 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ 88/97). Для канальных реакторов большой мощности (РБМК) наиболее уязвимой границей являются стенки аустенитных трубопроводов Ду 300 контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Хромоникелевые стали аустенитного класса склонны к коррозионному растрескиванию в условиях действия растягивающих напряжений и коррозионно-активной среды, содержащей в определенном количестве активаторы и окислители. Тенденцией развития атомной энергетики является сокращение времени на ремонты, увеличение межремонтных сроков и общего срока эксплуатации энергоблоков. В этих условиях востребована необходимость обеспечения повышенной надежности оборудования. Большинство эксплуатирующих, конструкторских и исследовательских организаций отмечают необходимость проведения работ по обеспечению надежности и безопасности эксплуатации энергоблоков (Wilson J.A., Garsia S.E. IGSCC Mitigation at Exelon BWRs // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Garsia S.E., Wood C.J Recent Advances in BWR Water Chemistry // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Stellwag В., Laender A., Weiss S., Huettner F. Water Chemistry Control Practices and Data of the European (BWR) Fleet // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada, October, 2010) в следующих направлениях:Nuclear plants are objects of increased technical complexity and therefore increased attention is paid to operational safety. The safety of a nuclear power plant is ensured by the consistent implementation of the concept of defense in depth, based on the use of a system of physical barriers to the spread of ionizing radiation and radioactive substances into the environment, technical and organizational measures to protect barriers and maintain their effectiveness (NP-001-97, PNAE G-01-011-097 “General Provisions for Ensuring the Safety of Nuclear Stations”, OPB 88/97). The cladding of fuel elements and the walls of the coolant circuit through the reactor core are also included in the system of physical barriers of the nuclear power unit block (NP-001-97, PNAE G-01-011-097 “General Provisions for Ensuring the Safety of Nuclear Stations”, OPB 88/97). For high-power channel reactors (RBMKs), the walls of the austenitic pipelines DN 300 of the multiple forced circulation circuit (CMPC) are the most vulnerable boundary. Chrome-nickel steels of the austenitic class are prone to corrosion cracking under conditions of tensile stress and a corrosive medium containing activators and oxidizing agents in a certain amount. The development trend of nuclear energy is a reduction in repair time, an increase in turnaround times and the overall life of power units. In these conditions, the need to ensure increased reliability of equipment is in demand. Most operating, design and research organizations note the need for work to ensure the reliability and safety of operation of power units (Wilson JA, Garsia SE IGSCC Mitigation at Exelon BWRs // International Conf. On Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Garsia SE, Wood CJ Recent Advances in BWR Water Chemistry // International Conf. On Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Stellwag B., Laender A., Weiss S., Huettner F. Water Chemistry Control Practices and Data of the European (BWR) Fleet // International Conf. On Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada, October, 2010) in the following areas:

совершенствование водно-химического режима (ВХР) и химического контроля, оптимизация коррекционной обработки теплоносителя, разработка автоматизированных систем управления скорости коррозии оборудования. Для контроля и управления указанными процессами используют высокотемпературные измерения электрохимического потенциала коррозии (ЭХП) конструкционных материалов и удельной электрической проводимости теплоносителя, значения концентраций хлоридов, сульфатов, натрия, кислорода, водорода и т.п. (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; Иокибэ X. «Исследование оптимизации концентрации растворенного водорода в водном теплоносителе первого контура для сдерживания коррозионного растрескивания под напряжением. Атомная техника за рубежом», №8, 2008, с.29-31). Известно, что для определения коррозионной стойкости, а также для оценки вероятности возникновения и развития трещинообразования, используют измерения стационарного электрохимического потенциала коррозии (ЭХП) при температурах от 90°С до 300°С и давлениях от равновесного до 16 МПа. Дополнительно осуществляют измерения значений удельной электропроводимости (χ) теплоносителя, концентраций примесей (кислород, водород, хлорид-, сульфат-ионы, продукты коррозии меди и железа). Измеренные значения ЭХП сравнивают с критическим параметром, значением потенциала, равным -230 мВ в единицах стандартной водородной шкалы (СВЭ) по неравенству. При значениях ЭХП меньше критического коррозионная стойкость хромоникелевых сталей аустенитного класса в водных теплоносителях технологических контуров энергоблоков считается высокой (вероятность возникновения и скорость развития трещинообразования, соответственно, низкие). При значениях ЭХП выше критического коррозионная стойкость этих сталей считается низкой, а вероятность возникновения и скорость развития трещинообразования высокой. (Mei-Ya Wang, Charles F/ Chu, Ching Chang, Jin-Der Lee Predicted Impact of Power Coastdown Operations on the Water Chemistry for Domestic Boiling Water Reactors // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada, October, 2010). Критическим значением для удельной электрической проводимости в энергетическом режиме, в зависимости от вида реакторной установки, являются 0,1-0,3 мкСм/см. Процедура сравнения измеренной проводимости с критической величиной (уставкой) осуществляется аналогично анализу неравенства потенциалов (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; Ruehle W. Wasserchemie in DWR-und SWR-Kernkraftwerken // Power Plant Chemistry, №1, 1999, P.35-41). Значения критических концентраций примесей назначают в зависимости от вида реактора (корпусной или канальный), типа водно-химического режима (коррекционный или бескоррекционный) и режима эксплуатации: пуск, останов, подъем мощности реактора до минимально контролируемого уровня (МКУ). Сравнение текущих значений концентраций примесей с критическими величинами (уставками) осуществляют аналогично анализу неравенства потенциалов (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом").improvement of the water-chemical regime (VHR) and chemical control, optimization of the corrective treatment of the coolant, development of automated control systems for the corrosion rate of equipment. For monitoring and control of these processes, high-temperature measurements of the electrochemical corrosion potential (ECP) of structural materials and specific electrical conductivity of the coolant, the concentrations of chlorides, sulfates, sodium, oxygen, hydrogen, etc., are used. (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p .; Yokibe X. “Investigation of the optimization of the concentration of dissolved hydrogen in an aqueous primary coolant to contain corrosive stress cracking. Nuclear technology abroad ", No. 8, 2008, p.29-31). It is known that to determine the corrosion resistance, as well as to assess the likelihood of occurrence and development of cracking, measurements of the stationary electrochemical corrosion potential (ECP) are used at temperatures from 90 ° C to 300 ° C and pressures from equilibrium to 16 MPa. Additionally, conductivity measurements (χ) of the coolant, concentrations of impurities (oxygen, hydrogen, chloride, sulfate ions, and corrosion products of copper and iron) are measured. The measured SEC values are compared with a critical parameter, a potential value of -230 mV in units of the standard hydrogen scale (SHE) by inequality. At ECP values less than critical, the corrosion resistance of austenitic chromium-nickel steels in water coolants in the technological circuits of power units is considered high (the likelihood of occurrence and the rate of crack formation, respectively, are low). At ECP values above critical, the corrosion resistance of these steels is considered low, and the likelihood of occurrence and the rate of crack formation are high. (Mei-Ya Wang, Charles F / Chu, Ching Chang, Jin-Der Lee Predicted Impact of Power Coastdown Operations on the Water Chemistry for Domestic Boiling Water Reactors // International Conf. On Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada , October, 2010). The critical value for the specific electrical conductivity in the energy mode, depending on the type of reactor installation, are 0.1-0.3 μS / cm. The procedure for comparing the measured conductivity with a critical value (setpoint) is carried out similarly to the analysis of potential inequality (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p .; Ruehle W Wasserchemie in DWR-und SWR-Kernkraftwerken // Power Plant Chemistry, No. 1, 1999, P.35-41). The values of critical concentrations of impurities are assigned depending on the type of reactor (tank or channel), the type of water-chemical mode (corrective or uncorrelated), and the operating mode: start-up, shutdown, rise of reactor power to a minimally controlled level (MCU). Comparison of current impurity concentration values with critical values (settings) is carried out similarly to the analysis of potential inequality (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p .; STO 1.1.1.02.013.0715-2009 "Water-chemical regime of the main technological circuit and auxiliary systems of nuclear power plants with RBMK-1000 reactors. Quality standards of the working environment and means of their provision." Rosenergoatom Concern OJSC).

В качестве ближайшего аналога принят способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя энергоблока атомной станции из хромоникелевой нержавеющей стали путем измерения значений показателей качества водно-химического режима, автоматического усреднения измеренных значений с помощью компьютера по специальной программе и сравнения их с нормируемыми значениями, отображения результатов на мнемосхеме в видеокадре монитора, оценки оператором качества водно-химического режима и проведения действий, направленных на оптимизацию скорости коррозии (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения.» ОАО "Концерн Росэнергоатом").As the closest analogue, a method for controlling the corrosion rate of the coolant circuit of a nuclear power plant of chromium-nickel stainless steel by measuring the quality indicators of the water-chemical regime, automatically averaging the measured values using a computer using a special program and comparing them with normalized values, displaying the results on the mnemonic diagram video frame of the monitor, the operator’s assessment of the quality of the water-chemical regime and the implementation of actions aimed at optimizing orosti corrosion (SRT 1.1.1.02.013.0715-2009 "Water chemistry circuit mode basic technological and auxiliary systems of nuclear power plants with RBMK-1000. Standards quality of working environment and their means of support." JSC "Concern").

Недостатком способа по наиболее близкому аналогу является то, что управление скоростью коррозии недостаточно эффективно и трудоемко, так как оценку качества водно-химического режима, например, энергоблока атомной станции с РБМК-1000 производит оператор по нескольким косвенным показателям качества водно-химического режима.The disadvantage of the method according to the closest analogue is that controlling the corrosion rate is not efficient and time-consuming enough, since the operator evaluates the quality of the water-chemical regime, for example, a nuclear power unit with RBMK-1000, according to several indirect indicators of the quality of the water-chemical regime.

На каждом энергоблоке реализуется индивидуальное количественное соотношение показателей качества в пределах, нормируемых стандартом эксплуатирующей организации (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом"). Этим же стандартом установлены уровни отклонений нормируемых показателей качества воды: по электропроводности (χ) для концентрации хлорид-ионов - [Cl] и меди - [Cu], при достижении которых одним из показателей или несколькими регламентируется продолжительность работы реактора на уровне мощности более 50% номинальной. При невозможности устранить отклонения нормируемых показателей мощность реактора снижают, а при определенных условиях реактор даже заглушают и переводят в расхоложенное состояние. Снижение мощности и останов приводят к экономическим потерям из-за недовыработки электроэнергии. Останов и последующий пуск вызывают дополнительные коррозионные нагрузки на оборудование, так как переходные режимы эксплуатации отличаются повышенными концентрациями примесей в теплоносителе и, соответственно, высокой интенсивностью протекания коррозионных процессов. Оператор выбирает на основании собственного опыта оптимальный алгоритм управляющих воздействий по изменению значений параметров водно-химического режима (ВХР) в целях оптимизации скорости коррозии: увеличение расхода продувки; регулирование работы деаэраторов для снижения концентрации кислорода; включение резервных фильтров и вывод работающих на регенерацию; поиск и устранение присосов воздуха или охлаждающей воды. Кроме того, комплекс нормируемых показателей (χ, [Cl], [Cu]) недостаточно информативен как для прогноза последствий изменений их значений, так и для выявления причин изменений. Так χ и количество хлоридов симбатно связанные параметры. Концентрация продуктов коррозии меди определяется величиной рН, концентрацией анионов и окислителей. В результате усложняется процедура оценки оператором качества водно-химического режима и снижается запас времени для регулирования и оптимизации скорости коррозии.At each power unit, an individual quantitative ratio of quality indicators is implemented within the limits normalized by the standard of the operating organization (STO 1.1.1.02.013.0715-2009 “Water-chemical regime of the main technological circuit and auxiliary systems of nuclear power plants with RBMK-1000 reactors. Quality standards of the working medium and equipment providing them. ”Rosenergoatom Concern OJSC). The same standard sets the levels of deviations of normalized indicators of water quality: electrical conductivity (χ) for the concentration of chloride ions - [Cl] and copper - [Cu], upon reaching which one or more of the parameters regulates the duration of the reactor at a power level of more than 50% par. If it is impossible to eliminate the deviations of the normalized parameters, the reactor power is reduced, and under certain conditions, the reactor is even drowned and transferred to a dormant state. Power reduction and shutdown result in economic losses due to under-generation of electricity. The shutdown and subsequent start-up cause additional corrosion loads on the equipment, since transient modes of operation are characterized by high concentrations of impurities in the coolant and, accordingly, high intensity of corrosion processes. Based on his own experience, the operator selects the optimal algorithm of control actions for changing the values of the parameters of the water-chemical regime (VHR) in order to optimize the corrosion rate: increase the purge flow; regulation of deaerators to reduce oxygen concentration; inclusion of reserve filters and a conclusion working for regeneration; search and elimination of air or cooling water suction. In addition, the set of standardized indicators (χ, [Cl], [Cu]) is not sufficiently informative both to predict the consequences of changes in their values and to identify the causes of changes. So χ and the amount of chloride are symbatically related parameters. The concentration of copper corrosion products is determined by the pH value, the concentration of anions and oxidizing agents. As a result, the procedure for evaluating the quality of the water-chemical regime by the operator is complicated and the time margin for regulating and optimizing the corrosion rate is reduced.

Задача, решаемая изобретением, заключается в упрощении и повышении информативности контроля эффективности управления скоростью коррозии за счет более точного прогнозирования оценки агрессивности теплоносителя.The problem solved by the invention is to simplify and increase the information content of monitoring the effectiveness of controlling the corrosion rate by more accurately predicting the assessment of aggressiveness of the coolant.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора путем измерения значений электрохимического потенциала, удельной электропроводимости, автоматического усреднения указанных параметров и сравнения их с нормируемыми значениями, отображения результатов сравнения на мнемосхеме экрана монитора, оценки качества водно-химического режима и проведения действий, направленных на оптимизацию скорости коррозии, предложено значения электрохимического потенциала и удельной электропроводимости отображать в виде точек на двухпараметрической номограмме с координатами "электрохимический потенциал - удельная электропроводимость", разделенной на три зоны А, В, С, характеризующие разные степени коррозионной активности теплоносителя в соответствии с режимом эксплуатации: при нахождении точки пересечения координат в зоне А действий не производят, в зоне В проводят регулировку параметров теплоносителя в течение регламентированного времени путем снижения концентрации кислорода и удельной электропроводимости, в зоне С производят останов энергоблока.The essence of the invention lies in the fact that in the method of controlling the corrosion rate of the coolant circuit of a nuclear uranium-graphite reactor by measuring the values of the electrochemical potential, electrical conductivity, automatically averaging these parameters and comparing them with normalized values, displaying the results of the comparison on the mnemonic diagram of the monitor screen, assessing the quality of water -chemical regime and carrying out actions aimed at optimizing the corrosion rate, the values of the electrochemical sweat are proposed of the potential and electrical conductivity should be displayed in the form of points on a two-parameter nomogram with coordinates "electrochemical potential - electrical conductivity" divided into three zones A, B, C, characterizing different degrees of corrosion activity of the coolant in accordance with the operating mode: when finding the point of intersection of coordinates in the zone But they don’t perform any actions; in zone B, the parameters of the coolant are adjusted for the regulated time by reducing the oxygen concentration and specific electric roprovodimosti in zone C stops producing power.

На фиг.1 - изображение видеокадра номограммы. Служит для представления общего вида и иллюстрации составных частей номограммы: полей; разделяющих поля линий постоянных скоростей подроста трещин, координат; расположения точки, характеризующей состояние ВХР в конкретный момент. Кроме того, это реальная номограмма для энергетического режима. Фиг.2 - иллюстрирует принцип построения номограммы, изображенной на фиг.1. В принципе, подобный рисунок был промежуточным при разработке математической модели расчета скорости подроста трещины по измеренным значениям параметров: ЭХП (Е), рабочей температуры (Т), χ, растягивающих напряжений в околошовных зонах (σ), концентраций O₂ и H₂. Фиг.3 иллюстрирует сравнение вариантов "а", "b" и " с ", которые требуют различных действий оператора. Вариант "b", как следует из номограммы, требует вмешательства для обеспечения надежности барьера безопасности: найти и устранить в течение регламентированного времени причину отклонений, т.е. передвинуться в зону А. Вариант "с" показывает, что для обеспечения безопасности производят останов реактора.Figure 1 - image of the video frame nomograms. Serves to represent the general view and illustration of the components of the nomogram: fields; dividing fields of lines of constant velocities of undergrowth cracks, coordinates; the location of the point characterizing the state of water chemistry at a particular moment. In addition, this is a real nomogram for the energy regime. Figure 2 - illustrates the principle of construction of the nomogram depicted in figure 1. In principle, such a figure was intermediate in the development of a mathematical model for calculating the speed of undergrowth of a crack from the measured values of the parameters: SEC (E), working temperature (T), χ, tensile stresses in the heat-affected zones (σ), and concentrations of O ₂ and H ₂ . Figure 3 illustrates a comparison of options "a", "b" and "c", which require different operator actions. Option "b", as follows from the nomogram, requires intervention to ensure the reliability of the security barrier: to find and eliminate the cause of deviations within a regulated time, i.e. move to zone A. Option "c" indicates that the reactor is shut down to ensure safety.

На фиг.1 по ординате откладывается Е - измеренное в пробе значение электрохимического коррозионного потенциала электрода из конструкционного материала, пересчитанное в мВ относительно нормального водородного электрода (единицы НВЭ при рабочей температуре по формуле, аналогичной представленной в патенте на полезную модель RU 101837 U1, МПК G01N 27/26). По абсциссе откладывается χ - измеренное в пробе значение удельной электрической проводимости в мкСм/см при 25°С. Эта процедура, измерение параметров, пересчет и отображение на диаграмме производится автоматически по специальной программе компьютером. Поле двухпараметрической номограммы разделено на цветные зоны, обозначенные клеймами А - С (см. фиг.1), точка 1 с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" (χ-Е) в конкретной зоне двухпараметрической номограммы характеризует в момент измерения коррозионную активность теплоносителя и вероятное состояние трубопровода Ду300 из нержавеющей стали 08Х18Н10Т, прежде всего, возле сварного шва. Принцип построения простейшей двухпараметрической номограммы основан на том, что эти параметры связаны между собой уравнением (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Например, для решения уравнения газового состояния pV/(t+273)=const двухпараметрическая номограмма, по двум осям которой отложены температура (t) и давление (р). На поле номограммы нанесены линии решений - линии постоянных объемов (V) (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Эти линии имеют разный наклон к осям. Выбирая значения p и t, находят точку пересечения отвечающих им координат и определяют соответствующее значение V (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Возникновение трещин и скорость их прироста в глубину по коррозионно-усталостному механизму зависит от действующих нагрузок, величины потенциала нержавеющей стали 08Х18Н10Т, величины удельной электрической проводимости теплоносителя и температуры (патент RU 101837 U1. МПК G01N 27/26). Данные названных выше источников были обработаны и использованы в виде зависимостей: v=f(E, χ, σ, Т), где: v - скорость прироста трещины в глубину; σ - растягивающие напряжения возле сварного шва и равные, в среднем ≈ 109 МПа при расчетной температуре 285°С по данным РД ЭО 0513-03 Применение концепции «Исключения разрывов» для трубопроводов и коллекторов Ду 300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000» для аустенитной стали 08Х18Н10Т; Т - температура рабочей среды. Расчет значения v можно провести по разработанному нами алгоритму: вычисление потенциала 08Х18Н10Т при 288°С и текущем значении χ (E_SS); значение прироста трещины (v) по величине приведенного потенциала Ess 08Х18Н10Т (мм/с) при 288°С рассчитывается по уравнениям вида v=f(E_SS); расчет прироста трещины при температуре КМПЦ (v_T) проводится по уравнению вида v_T=d_Vv, где: d_V - коэффициент, равный отношению (v_T/v)=f(T). Проверку корректности вычислений проводили путем сравнения с экспериментальными данными. Зависимости v=f(E, χ, σ, Т) имеют нелинейный характер. Поэтому построение двухпараметрической номограммы с осями потенциал - удельная электропроводимость проводили следующим образом. По данным РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000 были определены предельные среднегодовые подросты трещин. По данным СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом" были определены предельные и средние значения параметров теплоносителя. На энергоблоках с РБМК-1000 были экспериментально определены возможные разбросы значений Е. На фиг.2 показаны графики зависимости v от Е при Т=288°С и σ=109 МПа для разных значений удельной электропроводимости в энергетическом режиме. По осям фиг.2 отложены значения: скорость подроста трещин в мм/час (ордината) и электрохимический коррозионный потенциал в мВ НВЭ (абсцисса). 1 - кривая зависимости v=f(E) для χ=0,2 мкСм/см. 2 - кривая зависимости v=f(E) для χ=0,1 мкСм/см. Аналогичным образом можно разместить на этом графике кривые зависимости v=f(E) для значений χ до 0,5 мкСм/см. Выбрав на оси ординат точки c с определенными значениями скорости прироста трещины в глубину, например, точки 7, 8 на фиг.2, и проведя через эти точки линии параллельные оси абсцисс, получим при пересечении с кривыми зависимостей v=f(E) 1,2 для различных значений χ точки 3-6 фиг.3 с координатами (Е, χ). Очевидно, что все точки на фиг.2 ниже линий, проведенных через точки 8-3-4 и 7-5-6, будут иметь меньшие значения скоростей прироста трещины, то есть относиться к другой зоне. Таким образом, возможно построение номограммы для оценки скорости локальной коррозии по измеренным значениям Е и χ, не вычисляя v. Линия раздела А/В между зонами А и В на рисунке фиг.1 представляет собой кривую, проходящую через точки (χ-Е), значения которых соответствуют примерно постоянной скорости прироста трещины в глубину. Для энергетического режима это линия 7-5-6 на фиг.2. Значения v по линии А/В равны: для переходных режимов (пуск, останов) - 2×10^-2 мм/час; для подъема мощности реактора - 2×10^-4мм/час; для энергетического - 2×10^-5 мм/час. Если принять длительность пуска ~20 часов, подъема мощности реактора до ~180 часов, энергетического режима ~7000 часов, останова ~15 часов, то среднегодовой прирост трещины в глубину во всех точках линии А/В составит примерно 0,9 мм/год. В соответствии с РД ЭО 0513-03 при поддержании ВХР, обеспечивающего нахождение в зоне А значений Е и χ, длительность межконтрольного периода для дефектов с исходными глубинами ≤4,7 мм будет не менее 6 лет (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000"). Точки (χ-Е) линии раздела В/С между зонами В и С (см. фиг.1) соответствуют значениям v, равных: для переходных режимов (пуск, останов) - 8×10^-2 мм/час; для подъема мощности реактора до - 3×10^-3 мм/час; для энергетического - 3×10^-4 мм/час. Среднегодовой прирост трещины в глубину во всех точках линии В/С составит примерно 5,4 мм/год. В соответствии с РД ЭО 0513-03 при поддержании ВХР, обеспечивающего нахождение в зоне С значений Е и χ, длительность межконтрольного периода для дефектов с исходными глубинами ≤4,1 мм будет не менее 1-2 лет (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000"). Зона С фиг.1 характеризуется повышенной коррозионной агрессивностью теплоносителя, и условия эксплуатации выходят за рамки безопасной. Для каждого режима эксплуатации энергоблока (пуск, останов, подъем мощности реактора, энергетический режим) рассчитаны свои координаты линий, разделяющих зоны на поле двухпараметрической номограммы.In Fig. 1, the ordinate shows E - the value of the electrochemical corrosion potential of the electrode from a structural material measured in the sample, recounted in mV relative to a normal hydrogen electrode (NVE units at operating temperature according to a formula similar to that presented in utility patent RU 101837 U1, IPC G01N 27/26). On the abscissa, χ is plotted - the value of the electrical conductivity measured in the sample in μS / cm at 25 ° C. This procedure, measurement of parameters, recounting and displaying on a diagram is performed automatically by a special program by a computer. The field of the two-parameter nomogram is divided into color zones indicated by the stigma A - C (see Fig. 1), point 1 with the coordinates "potential 08X18H10T - electrical conductivity" (χ-E) in the particular zone of the two-parameter nomogram characterizes the corrosive activity of the coolant at the time of measurement and the probable condition of the Du300 stainless steel pipeline 08X18H10T, primarily near the weld. The principle of constructing the simplest two-parameter nomogram is based on the fact that these parameters are interconnected by an equation (Glagolev N.A. Course of nomography. - M .: Higher school, 1961). For example, to solve the gas state equation pV / (t + 273) = const, a two-parameter nomogram whose temperature and pressure (p) are plotted along its two axes. Lines of solutions — lines of constant volumes (V) —are marked on the nomogram field (Glagolev N.A. Nomography course. - M.: Higher School, 1961). These lines have a different slope to the axes. Choosing the values of p and t, find the intersection point of the coordinates corresponding to them and determine the corresponding value of V (Glagolev N.A. Nomography course. - M.: Higher school, 1961). The occurrence of cracks and the rate of their growth in depth by the corrosion-fatigue mechanism depends on the current loads, the potential value of stainless steel 08X18H10T, the electrical conductivity of the coolant and temperature (patent RU 101837 U1. IPC G01N 27/26). The data from the sources mentioned above were processed and used in the form of dependences: v = f (E, χ, σ, Т), where: v is the depth of the crack growth rate; σ - tensile stresses near the weld and equal, on average, ≈ 109 MPa at a design temperature of 285 ° C according to RD EO 0513-03 Application of the concept of “Elimination of ruptures” for pipelines and collectors of Du 300 KMPTs and SVB of NPP units with RBMK-1000 ” for austenitic steel 08X18H10T; T is the temperature of the working medium. The calculation of the value of v can be carried out according to our developed algorithm: calculation of the potential 08X18H10T at 288 ° C and the current value of χ (E _SS ); the value of crack growth (v) according to the magnitude of the reduced potential Ess 08X18H10T (mm / s) at 288 ° С is calculated according to equations of the form v = f (E _SS ); Calculation of crack growth at the temperature of KMPTs (v _T ) is carried out according to an equation of the form v _T = d _V v, where: d _V is a coefficient equal to the ratio (v _T / v) = f (T). Validation of the calculations was carried out by comparison with experimental data. The dependences v = f (E, χ, σ, Т) are nonlinear. Therefore, the construction of a two-parameter nomogram with the potential – specific conductivity axes was carried out as follows. According to RD EO 0513-03, the application of the concept of “Elimination of ruptures” for pipelines and collectors of Du300 KMPTs and SVB of power units of NPPs with RBMK-1000, the maximum average annual undergrowth of cracks was determined. According to STO 1.1.1.02.013.0715-2009 “Water-chemical regime of the main technological circuit and auxiliary systems of nuclear power plants with RBMK-1000 reactors. Standards for the quality of the working environment and the means to ensure them. ” Rosenergoatom Concern OJSC determined the limit and average values of the heat carrier parameters. On RBMK-1000 power units, the possible scatter of E values were experimentally determined. Figure 2 shows graphs of v versus E at T = 288 ° C and σ = 109 MPa for different electrical conductivity values in the energy mode. The axes of FIG. 2 show the values: the rate of undergrowth of cracks in mm / hour (ordinate) and the electrochemical corrosion potential in mV NVE (abscissa). 1 - dependence curve v = f (E) for χ = 0.2 μS / cm. 2 - dependence curve v = f (E) for χ = 0.1 μS / cm. Similarly, the curves of the dependence v = f (E) for χ values up to 0.5 μS / cm can be placed on this graph. Selecting points c with certain values of the crack growth rate in depth, for example, points 7, 8 in Fig. 2 on the ordinate axis, and drawing lines parallel to the abscissa axis through these points, we obtain, when crossing the dependency curves v = f (E) 1, 2 for various χ values of point 3-6 of FIG. 3 with coordinates (E, χ). Obviously, all the points in figure 2 below the lines drawn through points 8-3-4 and 7-5-6 will have lower values of the crack growth rates, that is, relate to a different zone. Thus, it is possible to construct a nomogram for estimating the rate of local corrosion from the measured values of E and χ without calculating v. The A / B dividing line between zones A and B in Figure 1 is a curve passing through the points (χ-E), the values of which correspond to an approximately constant depth of crack growth rate. For the energy mode, this is line 7-5-6 in figure 2. The values of v along the A / B line are equal: for transient modes (start, stop) - 2 × 10 ^-2 mm / hour; for raising the power of the reactor - 2 × 10 ^-4 mm / hour; for energy - 2 × 10 ^-5 mm / hour. If we take a start-up duration of ~ 20 hours, a rise in reactor power to ~ 180 hours, an energy regime of ~ 7000 hours, a shutdown of ~ 15 hours, then the average annual crack growth in depth at all points of the A / B line will be approximately 0.9 mm / year. In accordance with RD EO 0513-03, while maintaining a water chemistry that ensures that the values of E and χ are in zone A, the duration of the inter-control period for defects with initial depths ≤ 4.7 mm will be at least 6 years (RD EO 0513-03 Application of the concept of “Exceptions discontinuities "for pipelines and collectors Du300 of KMPTs and SVB of power units of nuclear power plants with RBMK-1000"). Points (χ-E) of the B / C line between zones B and C (see figure 1) correspond to v values equal to: for transitional modes (start, stop) - 8 × 10 ^-2 mm / hour; for raising the reactor power to - 3 × 10 ^-3 mm / hour; for energy - 3 × 10 ^-4 mm / The average annual deep crack growth at all points of the B / C line will be approximately 5.4 mm / year In accordance with RD EO 0513-03, while maintaining a water chemistry, ensuring that the values of E and χ are in zone C, the duration of the intercontrol period for defects with initial depths ≤4.1 mm, there will be at least 1-2 years (RD EO 0513-03 Application of the concept of “Elimination of ruptures” for pipelines and collectors of Du300 KMPTs and SVB of NPP units with RBMK-1000 "). Zone C of figure 1 is characterized by increased corrosiveness of the coolant, and operating conditions are beyond safe. For each operating mode of the power unit (start, stop, rise in reactor power, energy mode), its own coordinates of the lines dividing the zones in the field of the two-parameter nomogram are calculated.

Сопоставительный анализ заявляемого решения с аналогом показывает, что заявляемый способ отличается от ближайшего аналога повышением точности прогнозной оценки скорости коррозии, графической визуализацией в видеокадре на номограмме информации о качестве ВХР в виде точки с координатами, соответствующих значениям ЭХП и χ, которые учитывают все нормируемые и большую часть диагностируемых показателей. В соответствии с законами эргономики информация в графической форме воспринимается быстрее, что приводит к повышению эффективности контроля и управления скорости коррозии.A comparative analysis of the proposed solution with an analogue shows that the claimed method differs from the closest analogue in increasing the accuracy of the predicted assessment of the corrosion rate, graphical visualization in the video frame on the nomogram of information on the quality of water chemistry in the form of a point with coordinates corresponding to the SEC and χ values, which take into account all normalized and large part of the diagnosed indicators. In accordance with the laws of ergonomics, information in graphical form is perceived faster, which leads to an increase in the efficiency of monitoring and controlling the corrosion rate.

В пределах заявленного изобретения, в общем виде, предлагаемый способ осуществляется следующим образом: проба рабочей среды из технологического контура ЯЭУ направляется по импульсной трубке к датчикам системы автоматического контроля (АХК), в том числе и на высокотемпературную ячейку измерения ЭХП. Сигналы датчиков поступают на вторичные преобразователи, с которых уже в стандартизированном виде направляются в компьютер для дальнейших расчетов по определенному алгоритму: усреднение измеренных значений; пересчет измеренных значений потенциалов электродов из стали 08Х18Н10Т в единицы нормального водородного электрода (Е); формирование видеокадра. В конечном виде точки с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" отображаются на номограмме в видеокадре монитора оператора. Оператор имеет возможность визуально оценить расположение точки, соответствующей текущему состоянию, относительно границ зон различной степени коррозионной активности теплоносителя. Учитывая нелинейный характер границ зон (см. фиг.1) такая визуальная оценка способствует, при наличии отклонений и нарушений, определению кратчайшего расстояния от точки к границе зоны низкой коррозионной агрессивности (вектора необходимого воздействия). Используя проекции вектора на оси номограммы, можно получить значения минимальных необходимых изменений контролируемых параметров для снижения коррозионной активности теплоносителя. Организация эксплуатации пробоотбора, монтаж датчиков, преобразователей, арматуры, электрических сетей и сигнальных кабелей системы АХК производится на энергоблоках ЯЭУ по соответствующей технической документации. Прием данных на компьютер, расчет, архивация и передача информации операторам осуществляется с помощью специально разработанного программного обеспечения. В производственной практике увеличение измеряемых значений удельной электрической проводимости вызывается изменением рН и ростом концентраций ионов. Причинами данного явления могут быть: присосы через неплотности конденсаторов паровых турбин и/или исчерпание обменной сорбционной емкости фильтров очистки конденсата пара. Значение ЭХП конструкционного материала, в частности стали 08Х18Н10Т, определяется соотношением концентраций окислитель/восстановитель. Сдвиг значений ЭХП в положительную область может свидетельствовать о росте концентрации кислорода в результате присосов воздуха через неплотности конденсатно-питательного тракта, в результате присосов охлаждающей воды конденсаторов или в результате повышения концентраций продуктов радиолиза (кислород, перекись водорода). Сдвиг значений ЭХП в положительную область может сопровождаться повышением концентрации продуктов коррозии меди в теплоносителе. Снижение потенциала происходит при увеличении концентрации водорода или любого другого соединения, являющегося восстановителем. На этом принципе основаны коррекционные ВХР первых контуров ВВЭР, PWR и ряда BWR.Within the scope of the claimed invention, in general terms, the proposed method is carried out as follows: a sample of the working medium from the nuclear power plant circuit is sent through a pulse tube to the sensors of the automatic control system (ACC), including a high-temperature cell measuring the SEC. Sensor signals are sent to secondary converters, from which they are sent in a standardized form to a computer for further calculations using a specific algorithm: averaging of measured values; recalculation of the measured values of the potentials of the electrodes from steel 08X18H10T into units of a normal hydrogen electrode (E); video frame formation. In the final form, the points with the coordinates "potential 08X18H10T - electrical conductivity" are displayed on the nomogram in the video frame of the operator’s monitor. The operator is able to visually assess the location of the point corresponding to the current state, relative to the boundaries of the zones of varying degrees of corrosive activity of the coolant. Given the non-linear nature of the boundaries of the zones (see figure 1), such a visual assessment contributes, in the presence of deviations and irregularities, to the determination of the shortest distance from a point to the boundary of a zone of low corrosiveness (vector of necessary exposure). Using the projection of the vector on the axis of the nomogram, it is possible to obtain the minimum required changes in the controlled parameters to reduce the corrosive activity of the coolant. The organization of operation of sampling, the installation of sensors, converters, fittings, electrical networks and signal cables of the AHC system is carried out at nuclear power units according to the relevant technical documentation. Receiving data on a computer, calculating, archiving and transmitting information to operators is carried out using specially developed software. In industrial practice, an increase in the measured values of electrical conductivity is caused by a change in pH and an increase in ion concentrations. The reasons for this phenomenon may be: suction through the leaks of the condensers of steam turbines and / or exhaustion of the exchange sorption capacity of the steam condensate purification filters. The value of the SEC of the structural material, in particular steel 08X18H10T, is determined by the ratio of the oxidizing / reducing agent concentrations. A shift in the SEC values to the positive region may indicate an increase in oxygen concentration as a result of air suction through leaks in the condensate-feed path, as a result of suction of condenser cooling water, or as a result of an increase in the concentration of radiolysis products (oxygen, hydrogen peroxide). The shift of the SEC values to the positive region may be accompanied by an increase in the concentration of copper corrosion products in the coolant. A decrease in potential occurs with an increase in the concentration of hydrogen or any other reducing compound. Correctional VHR of the first VVER, PWR and BWR series circuits are based on this principle.

Ниже приведены конкретные примеры, показывающие эффективность использования предлагаемого способа при эксплуатации АЭС с РБМК-1000 вследствие упрощения процедуры оценки качества водно-химического режима и увеличения запаса времени регулирования в целях оптимизации скорости локальной коррозии в околошовных зонах трубопроводов Ду 300 КМПЦ.The following are specific examples showing the efficiency of using the proposed method when operating NPPs with RBMK-1000 due to the simplification of the procedure for assessing the quality of the water-chemical regime and increasing the margin of control time in order to optimize the local corrosion rate in the heat-affected zones of pipelines DN 300 KMPTs.

Пример. Фигура 3 показывает номограмму для случаев "a", "b" и "с", характеризующихся разной коррозионной активностью теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции. На фиг.3 по оси ординат отложены значения потенциалов ЭХП в единицах нормальной водородной шкалы, мВ; по оси абсцисс - значения удельной электрической проводимости, мкСм/см. А/В и В/С - линии, разделяющие зоны, соответственно, А и В, В и С. Измерения значений ряда показателей качества водно-химического режима производятся автоматически: электрохимический потенциал пары электродов, нержавеющей стали относительно циркониевого сплава, удельная электропроводимость, температура, концентрации кислорода и водорода. В компьютере по специальной программе происходит усреднение измеренных значений: пересчет измеренных значений потенциалов пары электродов, значение потенциала стали 08Х18Н10Т в единицах нормального водородного электрода (Е); формирование в видеокадре монитора оператора точки на номограмме с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость". В процессе эксплуатации оператор контролирует коррозионную активность теплоносителя по отношению к нержавеющей стали (основной конструкционный материал контура) по положению точки с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" на номограмме в видеокадре монитора. Из рисунка на фиг.3 видно, что в случае "а" точка с координатами Е=-216,0 мВ в единицах НВЭ, χ=0,13 мкСм/см находится в зоне А. Потенциал нержавеющей стали в данном случае близок критическому значению - 230 мВ. Значение χ ниже критического, 0,3 мкСм/см. Для большинства сварных соединений при этом наиболее вероятно развитие дефектов в виде трещин со скоростью подроста в глубину стенки, примерно в 10 раз меньше консервативного расчетного значения ≈1,0 мм/год (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000") при длительном сохранении таких условий. Следовательно в случае "а" никаких действий не предпринимают. В случае "b" Е=-76,4 мВ в единицах НВЭ, χ=0,35 мкСм/см. Потенциал нержавеющей стали в данном случае положительнее критического значения -230 мВ. Значение χ больше критического, 0,3 мкСм/см. Для большинства сварных соединений при этом наиболее вероятно развитие дефектов в виде трещин со скоростью подроста в глубину стенки, превышающей примерно в 4 раза консервативное расчетное значение ≈1,0 мм/год (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000") при длительном сохранении таких условий. В соответствии с требованиями действующего стандарта (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 "Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения") при значении удельной электрической проводимости 0,3<χ<1,0, допустимое время работы реактора на уровне мощности более 50% номинальной не должно превышать 7 суток. За это время необходимо выявить причины и устранить отклонения нормируемых показателей. Направление регулирования показано на фиг.3 стрелками - путем снижения концентрации кислорода и удельной электропроводимости. Для этого проверяют настройку деаэраторов и, при необходимости, корректируют ее. В системах очистки воды, питательной и продувочной, подключают резервные фильтры со свежей или отрегенерированной смолами, а работавшие выводят на регенерацию. Случай "с" характеризуется значениями Е=17,8 мВ в единицах НВЭ, χ=0,45 мкСм/см, что соответствует скорости подроста трещин в глубину стенки, превышающей примерно в 18 раз консервативное расчетное значение ≈1,0 мм/год при длительном сохранении таких условий. Фактически рассматриваемый случай может возникнуть только в результате разгерметизации трубчатки конденсаторов паровых турбин и недостаточной эффективности работы систем очистки. Учитывая, что устранить подобное в течение 7 суток невозможно, целесообразно оперативно заглушить реакторную установку и провести ремонт. В этом варианте развития событий устраняется повышенный износ важнейшего барьера безопасности, трубопроводов КМПЦ из нержавеющей стали, и обеспечивается его надежность на весь назначенный срок эксплуатации.Example. Figure 3 shows the nomogram for cases "a", "b" and "c", characterized by different corrosive activity of the coolant in the process circuit of a nuclear power plant unit. Figure 3 along the ordinate axis shows the values of the potentials of the SEC in units of the normal hydrogen scale, mV; the abscissa shows the electrical conductivity, μS / cm. A / B and B / C are the lines dividing the zones, respectively, A and B, B and C. Measurements of a number of indicators of the quality of the water-chemical regime are carried out automatically: the electrochemical potential of a pair of electrodes, stainless steel relative to the zirconium alloy, electrical conductivity, temperature , concentration of oxygen and hydrogen. In a computer, a special program averages the measured values: the measured values of the potentials of the pair of electrodes are recalculated, the potential value of steel 08X18H10T in units of a normal hydrogen electrode (E); formation in the video frame of the operator’s monitor of a point on the nomogram with the coordinates "potential 08X18H10T - electrical conductivity". During operation, the operator monitors the corrosive activity of the coolant with respect to stainless steel (the main structural material of the circuit) by the position of the point with the coordinates "potential 08X18H10T - electrical conductivity" on the nomogram in the monitor video frame. It can be seen from the figure in Fig. 3 that in case a, the point with coordinates E = -216.0 mV in units of NVE, χ = 0.13 μS / cm is in zone A. The potential of stainless steel in this case is close to the critical value - 230 mV. The χ value is below the critical value, 0.3 μS / cm. For most welded joints, the development of defects in the form of cracks with the speed of undergrowth in the depth of the wall is most likely, approximately 10 times less than the conservative calculated value ≈1.0 mm / year (RD EO 0513-03 Application of the concept of “Elimination of ruptures” for pipelines and collectors of Du300 KMPTs and SVB of power units of nuclear power plants with RBMK-1000 ") under long-term preservation of such conditions. Therefore, in case of" a "no action is taken. In case of" b "E = -76.4 mV in units of NVE, χ = 0, 35 μS / cm. The potential of stainless steel in this case is more positive the critical value is -230 mV. The value of χ is greater than the critical value, 0.3 μS / cm. For most welded joints, the development of defects in the form of cracks with the rate of undergrowth in the wall depth is more likely than about 4 times the conservative calculated value ≈1.0 mm / year (RD EO 0513-03 Application of the concept of “Elimination of ruptures” for pipelines and collectors of Du300 KMPTs and SVB of NPP units with RBMK-1000 ") with long-term preservation of such conditions. In accordance with the requirements of the current standard (STO 1.1.1.02.013.0715-2009 "Water-chemical regime of the main technological circuit and auxiliary systems of nuclear power plants with RBMK-1000 reactors. The quality standards of the working medium and their means of support") at a value of specific electrical conductivity 0 , 3 <χ <1.0, the permissible operating time of the reactor at a power level of more than 50% of the nominal should not exceed 7 days. During this time, it is necessary to identify the causes and eliminate the deviations of normalized indicators. The direction of regulation is shown in figure 3 by arrows - by reducing the oxygen concentration and electrical conductivity. To do this, check the settings of the deaerators and, if necessary, adjust it. In water purification systems, nutrient and purge, backup filters with fresh or regenerated resins are connected, and those working are brought to regeneration. Case "c" is characterized by values of E = 17.8 mV in units of NVE, χ = 0.45 μS / cm, which corresponds to the rate of undergrowth of cracks in the wall depth, which is approximately 18 times higher than the conservative calculated value ≈1.0 mm / year at long-term maintenance of such conditions. In fact, the case under consideration can arise only as a result of the depressurization of the tubular condensers of steam turbines and the insufficient efficiency of the cleaning systems. Given that it is impossible to eliminate this within 7 days, it is advisable to quickly shut down the reactor installation and carry out repairs. In this scenario, the increased wear and tear of the most important safety barrier, stainless steel pipelines of KMPTs is eliminated, and its reliability is ensured for the entire designated life.

Таким образом, использование предлагаемого способа позволит повысить оперативность оценки коррозионной активности теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции и эффективность действий за счет своевременного проведения компенсирующих мероприятий по управлению процессами коррозии и обеспечить надежность работы оборудования.Thus, the use of the proposed method will improve the efficiency of assessing the corrosivity of the coolant in the technological circuit of a nuclear power unit and the effectiveness of actions due to the timely implementation of compensating measures for the management of corrosion processes and ensure the reliability of the equipment.

Claims

A method of controlling the corrosion rate of equipment of a nuclear uranium-graphite reactor by measuring the values of the electrochemical potential, the electrical conductivity of the coolant, automatically averaging these parameters and comparing them with normalized values, displaying the results of comparison on the mnemonic diagram of the monitor screen, assessing the quality of the water-chemical regime and carrying out actions aimed to optimize the corrosion rate, characterized in that the values of the electrochemical potential and specific electro conductivity is displayed as points on a two-parameter nomogram with coordinates "electrochemical potential - specific conductivity", divided into zones A, B, C, characterizing different degrees of corrosion activity of the coolant in accordance with the operating mode, when the coordinates of the point in zone A are not found, - in zone B, during the regulated time, the parameters of the coolant are adjusted by adjusting the deaerators to reduce the concentration of oxygen in the feed water and reduced I in the specific conductivity of water purification systems, nutrient scavenging and, connected backup filters with fresh or regenerated resins, and working output for regeneration, - a zone C stops producing power.