يدرس هذا العمل إمكانية وقاية معادن دارات محطات الطاقة النووية من التآكل بإضافة الهيدروجين،
المأخوذ مباشرة من محلل كهربائي، و ذلك بهدف إزالة الأكسجين المنحل فـي ميـاه المبـرد الحـراري
(coolant primary) و الناتج عن تحلله الإشعاعي (radiolysis) في أثناء عبوره إلـى قلـب المفاعـل
(core reactor) . استعرض فيه الشكل الرئيس و الظرف الترموديناميكي اللازم لحدوث التآكـل و طرائـق
الوقاية منه. و اقترح استخدام طرائق التحليل الكهربائي لمج الهيدروجين بتمرير مياه التغذية عبر منطقـة
مصعد محلل كهربائي لإنتاج الهيدروجين و قورنت مع الطرائق الحالية المتبعة. ثم قدرت كمية الهيدروجين
المستهلكة اللازمة لإزالة الأكسجين بشكل كامل من مياه التغذية في حالتين: الأولـى دون تمريـر ميـاه
التغذية عبر جهاز طرد الأكسجين، و الثانية بعد تمرير مياه التغذية عبره. بـشكل خـاص قـدرت كميـة
الهيدروجين المستهلكة اللازمة للإزالة الكاملة للأكسجين من المبرد الحـراري لـدارة المفاعـل الأوليـة
لمفاعلات الماء المضغوط (PWR type Russia (VVER ، و عليـه بينـت نتيجـة الحـساب أن كميـة
الهيدروجين المحسوبة أقل من الحدود المسموحة المعيرة للمبرد الحراري لهذا النوع من المفاعلات.
A protection Method for the primary loops metals of nuclear power plant
from corrosion was investigated. Hydrogen molecules were added to the
primary circuit to eliminate oxygen molecules produced by radiolysis of coolant
at the reactor core. The hydrogen molecules were produced by electrolyses of
water and then added when the coolant water was passing through the primary
coolant circuit.
Thermodynamical process and the protection methods from corrosion were
discussed, the discussion emphasized on the removal of oxygen molecules as one
of the protection methods, and compared with other methods .The amount of
hydrogen molecules needed for complete removal of oxygen was estimated in
two cases: in the case without passing the water through the oxygen removal
system, and in the case of passing water through the system. A pressurized
water reactor VVER was chosen to be investigated in this study. The amount of
hydrogen molecules was estimated so as to eliminate completely the oxygen
molecules from coolant water. The estimated value was found to be less than
the permissible range for coolant water for such type of reactors.
المراجع المستخدمة
Krytikov, P.G., Osminin, B. S., Shekmarev, A. M., Prodykti korrozi v kontyrak atomnik stantsi,Moskva .Energoatomizdat,168s, 1998
Margylova, T. K., Martinova, O. I., Vodnie rejimi teplovik i atomnik elektrostantsi. Moskva: Vichia chkola. 1981
Kaesche, H., Die Korrosion der Metalle, Springer-Verlage. Berlin. Heidelberg. New York. Perevod na Roskom iazike, 1979