npeЯдерная физика и инжинирингNuclear Physics and Engineering2079-56292079-5637МИФИ10.56304/S207956292602003XKJGKAAnpe-643Research ArticleИнженерное проектирование ядерно-физической аппаратурыEngineering Design of Nuclear Physical EquipmentАНАЛИЗ СИСТЕМЫ ОХЛАЖДЕНИЯ ДЛЯ ИОННО-ПЛАЗМЕННОЙ ТЕХНОЛОГИИ ДЕЗАКТИВАЦИИANALYSIS OF COOLING SYSTEM FOR ION-PLASMA DEACTIVATION TECHNOLOGYПетровскаяА. С.PetrovskayaA. S.ЦыгановА. Б.TsyganovA. B.Лаборатория физики плазмы, ООО “ИнноПлазмаТех”РоссияPlasma application laboratory, InnoPlasmaTech LLCRussian Federation202628042026172295302Copyright © Петровская А.С., Цыганов А.Б., 20262026Петровская А.С., Цыганов А.Б.Petrovskaya A.S., Tsyganov A.B.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://npe.elpub.ru/jour/article/view/643

Статья посвящена разрабатываемой ионно-плазменной технологии для решения проблем дезактивации облученного реакторного графита и внутриконтурного оборудования, а также проблем вывода из эксплуатации различных видов ядерных реакторов. Рассмотрены особенности технической реализации устройства для дезактивации и системы охлаждения электрода-коллектора для осаждения на нем удаляемых плазмой “укороченного” разряда с поверхности внутриконтурного оборудования и облученного графита радионуклидов. Обсуждаются физические и теплотехнические процессы, лежащие в основе ионно-плазменной “сухой” технологии. Расчетным путем получены распределения температур на электроде-коллекторе и в охлаждающем потоке системы водяного охлаждения электрода-коллектора. Найдены рабочие параметры технологии для дезактивации облученного реакторного графита и металлоконструкций ЯЭУ: давление инертного газа 0.1–1 атм., плотность тока укороченного разряда 0.1–1 А/см2, напряжение на разрядном промежутке 100–1000 В. Получено, что при плотности мощности укороченного разряда 1 · 105, 2 · 105, 5 · 105 и 1 · 106 Вт/м2 для охлаждения электрода-коллектора требуется скорость потока водяного охлаждения порядка 1 м/с.

The article is devoted to the ion-plasma technology being developed to solve the problem of irradiated reactor graphite and reactor equipment deactivation, and to solve the problems of the various reactors decommissioning. Particular attention is paid to the technical implementation of the deactivation device and the cooling system of the electrode-collector for the most effective deposition of radionuclides removed by the “shortened” plasma discharge from the surface of the reactor equipment and irradiated graphite. The physical and heat transfer principles of ion-plasma “dry” technology are discussed. Temperature distribution inside of the collector electrode and the cooling flow were calculated. The operating parameters of the ion-plasma technology of irradiated reactor graphite and metal structures of nuclear power plants, have been found: inert gas pressure of 0.1–1 atm., discharge current density of 0.1–1 A/cm2, voltage of 100–1000 V. It was found that at discharge power density of 1 · 105, 2 · 105, 5 · 105 and 1 · 106 W/m2, the water flow rate of 1 m/s is required to keep the collector electrode of deactivation device cool.

облученный реакторный графитсухая дезактивацияметаллоконструкции ядерных энергетических установоквнутриконтурное оборудованиевывод из эксплуатацииустройство для дезактивациисистема охлажденияirradiated reactor graphite“dry” deactivationmetal structures of nuclear power plantsdecommissioningdecontamination devicecooling systemИсследование выполнено за счет гранта Российского научного фонда № 24-29-00321, https://rscf.ru/project/24- 29-00321/.ReferencesОрлов С.Н., Змитродан А.А., Кривобоков В.В. // Теплоэнергетика. 2021. Т. 5. С. 32. https://doi.org/10.1134/S0040363621040044Орлов С.Н., Змитродан А.А., Кривобоков В.В. // Теплоэнергетика. 2021. Т. 5. С. 32. https://doi.org/10.1134/S0040363621040044Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Стяжкин П.С., Матвеев С.А. // Дезактивация АЭС и ЯЭУ с водным теплоносителем, Издательство: 2016. Москва: БукиВеди.Крицкий В.Г., Родионов Ю.А., Стяжкин П.С., Матвеев С.А. // Дезактивация АЭС и ЯЭУ с водным теплоносителем, Издательство: 2016. Москва: БукиВеди.Седов В.М., Нечаев А.Ф., Доильницын В.А. и др. // Химическая технология ядерных энергетических установок. 1985. Москва: Энергоиздат.Седов В.М., Нечаев А.Ф., Доильницын В.А. и др. // Химическая технология ядерных энергетических установок. 1985. Москва: Энергоиздат.Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. // Дезактивация в ядерной энергетике. 1982. Москва: Энергоиздат.Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. // Дезактивация в ядерной энергетике. 1982. Москва: Энергоиздат.Liu S., He Y., Xie H., Ge Y., Lin Y., Yao Z., Jin M., Liu J., Chen X., Sun Y., Binhui W. // Sustainability. 2022. V. 14. P. 4021. https://doi.org/10.3390/su14074021Liu S., He Y., Xie H., Ge Y., Lin Y., Yao Z., Jin M., Liu J., Chen X., Sun Y., Binhui W. // Sustainability. 2022. V. 14. P. 4021. https://doi.org/10.3390/su14074021Yastrebinsky R.N., Pavlenko V.I., Karnauhov A.A. // IOP Conf. Ser.: Mater. Sci. Eng. 2019. V. 687. P. 066053. https://doi.org/10.1088/1757-899X/687/6/066053Yastrebinsky R.N., Pavlenko V.I., Karnauhov A.A. // IOP Conf. Ser.: Mater. Sci. Eng. 2019. V. 687. P. 066053. https://doi.org/10.1088/1757-899X/687/6/066053Алешин А.М., Змитродан А.А., Кривобоков В.В. // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. 2019. № 4 (18). С. 34.Алешин А.М., Змитродан А.А., Кривобоков В.В. // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. 2019. № 4 (18). С. 34.Kim S.W., Park S.Y., Roh C.H. et al. // Nucl. Eng. Technol. 2022. V. 54. P. 2329.Kim S.W., Park S.Y., Roh C.H. et al. // Nucl. Eng. Technol. 2022. V. 54. P. 2329.Wood C.J. // Prog. Nucl. Energy. 1990. V. 23. P. 35.Wood C.J. // Prog. Nucl. Energy. 1990. V. 23. P. 35.Gurau D., Deju R. // Radiat. Phys. Chem. 2015. V. 106 (1). P. 371.Gurau D., Deju R. // Radiat. Phys. Chem. 2015. V. 106 (1). P. 371.Роменков А.А., Туктаров М.А., Карлина О.А. и др. // Патент РФ № 2546981. 2015.Роменков А.А., Туктаров М.А., Карлина О.А. и др. // Патент РФ № 2546981. 2015.Cleaver J., McCrory S., Smith T.E., Dunzik-Gougar M.L. // WM Conf. 2012. Phoenix, Arizona, USA.Cleaver J., McCrory S., Smith T.E., Dunzik-Gougar M.L. // WM Conf. 2012. Phoenix, Arizona, USA.El-Genk M.S., Tournier J.P. // J. Nucl. Mater. 2011. V. 41. P. 193.El-Genk M.S., Tournier J.P. // J. Nucl. Mater. 2011. V. 41. P. 193.Fachinger J., von Lensa W., Podruhzina T. // Nucl. Eng. Des. 2008. V. 238. P. 3086.Fachinger J., von Lensa W., Podruhzina T. // Nucl. Eng. Des. 2008. V. 238. P. 3086.Mason J.B., Bradbury D. // Nucl. Energy. 2000. V. 39 (5). P. 305.Mason J.B., Bradbury D. // Nucl. Energy. 2000. V. 39 (5). P. 305.Ojovan M.I., Lee W.E., Sobolev I.A. et al. // Proc. Inst. Mech. Eng., Part E. 2004. V. 218 (4). P. 261.Ojovan M.I., Lee W.E., Sobolev I.A. et al. // Proc. Inst. Mech. Eng., Part E. 2004. V. 218 (4). P. 261.Womack R.K. // Met. Mater. Soc. 1999. V. 51 (10). P. 14.Womack R.K. // Met. Mater. Soc. 1999. V. 51 (10). P. 14.Lee W.E., Ojovan M.I., Stennett M.C., Hyatt N.C. // Adv. Appl. Ceram. 2006. V. 105 (1). P. 3.Lee W.E., Ojovan M.I., Stennett M.C., Hyatt N.C. // Adv. Appl. Ceram. 2006. V. 105 (1). P. 3.LaBrier D., Dunzik-Gougar M.L. // J. Nucl. Mater. 2014. V. 448. P. 113.LaBrier D., Dunzik-Gougar M.L. // J. Nucl. Mater. 2014. V. 448. P. 113.Dunzik-Gougar M.L., Smith T.E. // J. Nucl. Mater. 2014. V. 451. P. 328.Dunzik-Gougar M.L., Smith T.E. // J. Nucl. Mater. 2014. V. 451. P. 328.LaBrier D., Dunzik-Gougar M.L. // J. Nucl. Mater. 2015. V. 460. P. 174.LaBrier D., Dunzik-Gougar M.L. // J. Nucl. Mater. 2015. V. 460. P. 174.Vulpius D., Baginski K., Fischer C., Thomauske B. // J. Nucl. Mater. 2013. V. 438. P. 163.Vulpius D., Baginski K., Fischer C., Thomauske B. // J. Nucl. Mater. 2013. V. 438. P. 163.Payne L., Heard P.J., Scott T.B. // PLoS One. 2016. V. 11 (10). P. e0164159. https://doi.org/10.1371/journal.pone.0164159Payne L., Heard P.J., Scott T.B. // PLoS One. 2016. V. 11 (10). P. e0164159. https://doi.org/10.1371/journal.pone.0164159Petrovskaya A.S. // Technical Meeting on Processing Technologies for Irradiated Graphite Waste. 2024. Vienna: IAEA.Petrovskaya A.S. // Technical Meeting on Processing Technologies for Irradiated Graphite Waste. 2024. Vienna: IAEA.Petrovskaya A.S., Tsyganov A.B., Surov S.V., Blokhin D.A. // Bull. Russ. Acad. Sci. Phys. 2023. V. 87. P. 1552. https://doi.org/10.3103/S1062873823703689Petrovskaya A.S., Tsyganov A.B., Surov S.V., Blokhin D.A. // Bull. Russ. Acad. Sci. Phys. 2023. V. 87. P. 1552. https://doi.org/10.3103/S1062873823703689Петровская А.С., Цыганов А.Б. // Физ. тв. тела. 2023. T. 65 (12). С. 2184. https://doi.org/10.61011/FTT.2023.12.56755.5167kПетровская А.С., Цыганов А.Б. // Физ. тв. тела. 2023. T. 65 (12). С. 2184. https://doi.org/10.61011/FTT.2023.12.56755.5167kПетровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. Патент РФ № 2711292. 2020.Петровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. Патент РФ № 2711292. 2020.Петровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. PCT/RU2019/000816. 2019.Петровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. PCT/RU2019/000816. 2019.Петровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. WO2019RU00816, EP19888171.6, US20210272715, CA3105179A1, CN112655056A. 2021.Петровская А.С., Цыганов А.Б., Стахив М.Р. WO2019RU00816, EP19888171.6, US20210272715, CA3105179A1, CN112655056A. 2021.Петровская А.С., Цыганов А.Б. Патент РФ № 2771172. 2022.Петровская А.С., Цыганов А.Б. Патент РФ № 2771172. 2022.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.