2023, Елохин, А. П., Елохин, Александр Прокопьевич

При эксплуатации водо-водяных реакторов, включая и реакторы типа КЛТ-40, широко используемых в настоящее время на ледоколах и плавучих энергоблоках (ПЭБ), остро стоит вопрос о продолжительности безопасной работы парогенераторов. Проблема связана с образованием микротрещин в водо-паропроводе парогенератора, при нормальной эксплуатации на мощности, через которые в паропровод приникает радиоактивный азот, содержание которого в паре как раз и свидетельствует о признаке нарушения герметичности водо-паропровода второго контура парогенератора. Этот эффект, получивший в дальнейшем название «протечки», рассматривался ранее в ряде работ авторов в условиях циклической работы водопарового режима парогенератора. В настоящей работе основное внимание уделяется математическому и физическому анализу механизмов, обуславливающих образование микротрещин в паропроводе парогенератора, возникающих в области паропровода, в которой уравновешиваются давления воды и пара, а также проводится оценка их эффективной длины. Проведены расчеты температурного распределения по толщине паро-трубопровода в переходной области пар-вода при периодическом «захлестывании» этой области водой. При этом показано, что в зависимости от времени периода колебаний пар-вода радиальное температурное распределение по толщине трубки демонстрирует существенное различие в распределении при постоянной температуре на внешней поверхности трубки, причем максимальная разность температур наблюдается в области внутренней поверхности трубки. Распределение механических напряжений, возникающих в металле трубки, характеризуется линейной зависимостью напряжений от температуры, максимальное значение которых соответствует максимальной разности температур, характерных для области внутренней поверхности трубки. Это позволяет констатировать, что образование трещин начинается именно с области внутренней поверхности трубки парогенератора в указанной переходной его области.

2023, Родионов, И. А., Елохин, А. П., Рахматулин, А. Б., Маджидов, А. И., Улин, Сергей Евгеньевич, Шустов, Александр Евгеньевич, Елохин, Александр Прокопьевич, Маджидов, Азизбек Истамович, Рахматулин, Александр Борисович

Авария на АЭС Фукусима выявила определенный недостаток традиционных методов регистрации ионизирующего излучения с помощью автоматизированной системы контроля радиационной обстановки, поскольку в условиях развития аварии на АЭС посты системы контроля в результате цунами были повреждены (23 из 24), что не позволило на ранних этапах оценить степень радиоактивного загрязнения местности. В подобных условиях наиболее перспективным методом радиационного контроля, осуществляемого на потенциально опасном участке местности, является бесконтактный метод с использованием беспилотного дозиметрического комплекса (БДК), применение которого позволило бы уменьшить риск облучения дополнительными дозовыми нагрузками персонала, осуществляющего поисковые и разведывательные работы, и дополнительно обеспечить руководство не только информацией относительно радиоактивного загрязнения окружающей среды, но и непосредственно предоставить результаты визуального осмотра территории. Однако, помимо оборудования, используемого для определения радиационного фона (детекторы, спектрометры, радиометры и т.д.), важную часть БДК представляет собой организация дозиметрического комплекса и способ передачи информации. На примере радиомодулей NRF представлен возможный вариант канала передачи данных от дозиметрического комплекса, установленного на БДК, на персональный компьютер оператора.