RU2266576C1 - Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack - Google Patents
Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack Download PDFInfo
- Publication number
- RU2266576C1 RU2266576C1 RU2004110376/06A RU2004110376A RU2266576C1 RU 2266576 C1 RU2266576 C1 RU 2266576C1 RU 2004110376/06 A RU2004110376/06 A RU 2004110376/06A RU 2004110376 A RU2004110376 A RU 2004110376A RU 2266576 C1 RU2266576 C1 RU 2266576C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graphite
- reactor
- fluence
- cells
- blocks
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов определения ресурса графитовой кладки и может быть использовано для определения ресурса ядерного канального реактора.The invention relates to the field of nuclear energy, relates, in particular, to methods for determining the resource of graphite masonry and can be used to determine the resource of a nuclear channel reactor.
Графитовая кладка ядерного канального реактора большой мощности (РБМК) является одной из основных конструкций, определяющих ресурс (срок эксплуатации) энергоблока. Обеспечение достоверного прогноза остаточного срока эксплуатации кладки реактора особенно актуально при обосновании продления срока эксплуатации. Первые отечественные атомные станции с уран-графитовыми реакторами находятся в эксплуатации более 40 лет. В связи с исчерпанием проектного срока службы ряда реакторов этого типа вопрос об их остаточном ресурсе приобретает актуальность при оценке возможности продления срока службы реактора и его важнейшего компонента - графитовой кладки. Воздействие на графит высокой энергией приводит к изменению физико-механических характеристик и размеров графитовых блоков. Изменение размеров графитовых блоков под действием облучения является важным фактором с точки зрения радиационной стойкости графита, поскольку неравномерные изменения геометрии графитовых блоков, обусловленные градиентами нейтронного потока и температуры, приводят к возникновению внутренних напряжений и, в конечном счете, к разрушению графита. Характер изменения линейных размеров графита в зависимости от флюенса нейтронов и температуры сложный, но в общих чертах радиационное формоизменение графита различных марок сходное. Данные, полученные на образцах, облученных на материаловедческих реакторах в диапазоне температур 250÷750°С, показывают, что после короткого периода распухания графит, применяемый в реакторе РБМК, усаживается в объеме по мере увеличения дозы облучения, а затем снова распухает. В промышленных реакторах после перехода от периода усадки к вторичному распуханию под действием внутренних напряжений наблюдается растрескивание графитовых блоков. Как показывает опыт эксплуатации реакторов РБМК, нейтронное облучение и температурный градиент графитовых блоков ведут к уменьшению внутренних диаметров отверстий графитовой кладки (Л.А.Белянин, В.И.Лебедев, Л.В.Шмаков и др. "Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны.", Москва, Энергоатомиздат, 1997 г., с.197-207). В настоящее время известно несколько способов определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора. Все они в основном рассчитываются теоретически или получены на основании данных по облучению образцов реакторного графита в исследовательских реакторах (Н.М.Безкаравайный, Б.А.Калин и др. "Конструкционное материаловедение ядерных реакторов", Москва, Энергоатомиздат, 1995 г., с.691). Оценка ресурса графитовой кладки основывается на информации об исходных свойствах графита, изменении этих свойств под нейтронным облучением при нормальных условиях эксплуатации. На практике оценка влияния нейтронного излучения на ресурс графитовой кладки проводится по величине набранного графитовым блоком флюенса нейтронов F с энергией Е>0,1 МэВ и сравнения этой величины с критической величиной флюенса Fкр, полученной по результатам испытания облученных образцов графита в исследовательских реакторах. (Флюенс - интегральное значение количества нейтронов, прошедших через единицу объема, пронормированное на единицу площади, имеет размерность 1/см2). Оценка проводится по состоянию "базовой ячейки", т.е. по уровню плотности потока и флюенса Fбаз нейтронов "базовой ячейки" с технологическим каналом (ТК) средней мощности. (Базовая ячейка - ячейка со средним значением флюенса графита по реактору.) При тепловой мощности реактора 3200 МВт и коэффициенте использования установленной мощности 0,7 среднегодовой прирост энерговыработки ТК по реактору составляет 500 МВт·сут, что соответствует годовому приросту флюенса 4,35·1020 н/см2 для внутренней поверхности графитового блока. Критическое значение флюенса достигается примерно через 50 лет эксплуатации реактора. Однако прогнозные расчеты имеют низкую достоверность по следующим причинам: отсутствует возможность оценки всего диапазона свойств графита, не учитывается масштабный фактор и фактор отличия в напряженном состоянии образцов графита и графитовых блоков, не в полном объеме учитывается разница в спектрах нейтронного облучения реакторов РБМК и исследовательских реакторов, в температуре облучения образцов и реальной температуре эксплуатации кладки, в цикличности нагружения.The graphite masonry of a high power nuclear channel reactor (RBMK) is one of the main structures that determine the resource (lifetime) of a power unit. Providing a reliable forecast of the residual life of the masonry of the reactor is especially important when justifying the extension of the life of the reactor. The first domestic nuclear power plants with uranium-graphite reactors have been in operation for over 40 years. In connection with the exhaustion of the design life of a number of reactors of this type, the question of their residual life becomes relevant when assessing the possibility of extending the life of the reactor and its most important component - graphite masonry. The impact on high energy graphite leads to a change in the physical and mechanical characteristics and sizes of graphite blocks. Changing the size of graphite blocks under irradiation is an important factor from the point of view of radiation resistance of graphite, since non-uniform changes in the geometry of graphite blocks caused by neutron flux and temperature gradients lead to internal stresses and, ultimately, to graphite destruction. The nature of the change in the linear dimensions of graphite depending on the neutron fluence and temperature is complex, but in general terms the radiation-induced shape change of graphite of various grades is similar. The data obtained on samples irradiated in material science reactors in the temperature range of 250 ÷ 750 ° C show that after a short period of swelling, the graphite used in the RBMK reactor shrinks in volume as the radiation dose increases and then swells again. In industrial reactors, after the transition from the period of shrinkage to secondary swelling under the influence of internal stresses, cracking of graphite blocks is observed. As the operating experience of RBMK reactors shows, neutron irradiation and the temperature gradient of graphite blocks lead to a decrease in the internal diameters of the holes of the graphite masonry (L.A. Belyanin, V.I. Lebedev, L.V. Shmakov and others. "Safety of nuclear power plants with channel reactors. Reconstruction of the core. ", Moscow, Energoatomizdat, 1997, p.197-207). Currently, several methods are known for determining the resource of graphite masonry in a nuclear channel reactor. All of them are mainly calculated theoretically or obtained on the basis of data on the irradiation of reactor graphite samples in research reactors (N.M. Bezkaravayny, B.A. Kalin et al. "Structural Materials Science of Nuclear Reactors", Moscow, Energoatomizdat, 1995, p. .691). The resource estimate for graphite masonry is based on information about the initial properties of graphite, a change in these properties under neutron irradiation under normal operating conditions. In practice, the effect of neutron radiation on the life of graphite masonry is estimated by the magnitude of the neutron fluence F with an energy E> 0.1 MeV collected by the graphite block and a comparison of this value with the critical fluence F cr obtained from tests of irradiated graphite samples in research reactors. (Fluence is the integral value of the number of neutrons transmitted through a unit volume, normalized per unit area, has a dimension of 1 / cm 2 ). The assessment is carried out on the basis of the "base cell", i.e. according to the level of flux density and fluence F of neutron bases of the “base cell” with a medium power technological channel (TC). (The base cell is a cell with an average graphite fluence of the reactor.) With a reactor thermal power of 3200 MW and an installed capacity utilization factor of 0.7, the average annual increase in the power output of the fuel cell in the reactor is 500 MW · day, which corresponds to an annual increase in fluence of 4.35 · 10 20 n / cm 2 for the inner surface of the graphite block. The critical value of fluence is reached after about 50 years of operation of the reactor. However, predictive calculations have low reliability for the following reasons: it is not possible to estimate the entire range of graphite properties, the scale factor and the difference factor in the stress state of graphite samples and graphite blocks are not taken into account, the difference in the neutron irradiation spectra of RBMK and research reactors is not fully taken into account, in the irradiation temperature of the samples and the actual temperature of operation of the masonry, in the cyclic loading.
Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ, основанный на ускоренном облучении образцов, взятых из графитовой кладки действующего реактора, в исследовательском реакторе (Ю.С.Виргильев, В.Д.Балдин "Влияние вариации свойств на работоспособность реакторного графита ГР-280 - Атомная энергия, 2000 г., т.88, вып.2, с.119-125). Облучение образцов проводят в условиях нейтронно-фотонного воздействия, существенно отличающегося от реального промышленного ядерного канального реактора по плотности потока, спектру, соотношению между нейтронной и фотонной составляющими. Используемые образцы графита имеют размеры на порядки меньше, чем реальные графитовые блоки активной зоны реактора. Облучение образцов производится практически однородно по объему, в то время как в графитовых блоках реактора плотность потока может отличаться в объеме в ~1,5÷1,7 раза. Облучение образцов проводят до стадии деградации графита, в частности до достижения предела прочности, и определяют соответствующий этому состоянию достигнутый флюенс графита, принимая его в качестве предельно допустимого. Полученные значения в дальнейшем используют для оценки срока эксплуатации промышленных реакторов. Значения флюенса в ячейках промышленного реактора сравнивают с полученным предельным значением, определенным на исследовательском реакторе, и по величине разницы определяют ресурс графитовой кладки.The closest analogue of the claimed invention is a method based on accelerated irradiation of samples taken from the graphite masonry of an existing reactor in a research reactor (Yu.S. Virgiliev, V.D. Baldin "Effect of variation of properties on the performance of reactor graphite GR-280 - Atomic energy, 2000, vol. 88, issue 2, pp. 119-125) Irradiation of the samples is carried out under the conditions of neutron-photon exposure, which significantly differs from a real industrial nuclear channel reactor in terms of flux density, spectrum, and the ratio between neutron and photon components. The graphite samples used are orders of magnitude smaller than the real graphite blocks of the reactor core. The samples are irradiated almost uniformly in volume, while the flow density in graphite blocks of the reactor can vary in volume by ~ 1.5 ÷ 1 , 7 times.The irradiation of the samples is carried out to the stage of graphite degradation, in particular, until the ultimate strength is reached, and the achieved graphite fluence corresponding to this state is determined, taking it as the maximum permissible. The values obtained are subsequently used to estimate the life of industrial reactors. The fluence values in the cells of an industrial reactor are compared with the obtained limit value determined at the research reactor, and the graphite masonry life is determined by the magnitude of the difference.
Недостатком ближайшего аналога является низкая достоверность определения ресурса графитовой кладки промышленного реактора и потенциальная возможность снижения уровня надежности реактора.The disadvantage of the closest analogue is the low reliability of determining the resource of graphite masonry of an industrial reactor and the potential possibility of reducing the reliability of the reactor.
Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении достоверности определения ресурса графитовой кладки канального реактора и продлении ресурса безопасной эксплуатации реактора.The problem solved by the invention is to increase the reliability of determining the resource of the graphite masonry of the channel reactor and to extend the resource of safe operation of the reactor.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе определения ресурса графитовой кладки ядерного канального реактора, включающем поэтапное выборочное ускоренное облучение графитовых блоков, определение предельного значения флюенса при достижении графитом предела прочности и сравнение его с флюенсом графитовых блоков остальных ячеек реактора, предложено облучению поэтапно подвергать графитовые блоки на работающем реакторе в ячейках с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимальной достигнутой по реактору, поддерживать в них средний уровень мощности на 20÷30% выше средней по реактору, но не выше максимально допустимого уровня, по окончании каждого этапа облучения производить измерения прочности графита блоков выбранных ячеек и, при достижении в них допустимой величины предела прочности, определять ресурс графитовой кладки реактора через запас флюенса по разнице между предельным значением флюенса графитовых блоков выбранных ячеек, измеренным при достижении графитом предела прочности, и значением флюенса графитовых блоков остальных ячеек реактора. Кроме того, предложено ускоренному облучению подвергать 3÷5 ячеек, размещенных вблизи стержней системы управления и защиты при минимальном расстоянии между ячейками 9÷12 шагов решетки каналов. Длительность каждого этапа предлагается выбирать в пределах 2,0÷5,0 лет, а величину флюенса определять по зависимости:The essence of the invention lies in the fact that in the method for determining the resource of the graphite masonry of a nuclear channel reactor, which includes stepwise selective accelerated irradiation of graphite blocks, determining the fluence limit when graphite reaches its ultimate strength and comparing it with the fluence of graphite blocks of the remaining reactor cells, it is proposed to gradually expose graphite to irradiation blocks on a working reactor in cells with an energy output of 90 ÷ 100% of the current maximum achieved by the reactor, maintain the average the power level is 20–30% higher than the average for the reactor, but not higher than the maximum permissible level; at the end of each stage of irradiation, measure the strength of the graphite blocks of the selected cells and, when they reach the acceptable value of the ultimate strength, determine the life of the graphite masonry of the reactor through the fluence margin by the difference between the limit value of the fluence of graphite blocks of the selected cells, measured when graphite reaches the ultimate strength, and the fluence of graphite blocks of the remaining cells of the reactor. In addition, it was proposed to expose 3 ÷ 5 cells located near the rods of the control and protection system with accelerated irradiation with a minimum distance between cells of 9 ÷ 12 steps of the channel array. The duration of each stage is proposed to be selected within 2.0 ÷ 5.0 years, and the fluence value should be determined by the dependence:
Ф=К·1017 Е 1/см2 F = K · 10 17 E 1 / cm 2
где: Е - поканальная энерговыработка, МВт·сут;where: E - channel energy production, MW · day;
К - размерный коэффициент 1/см2, МВт·сут.K is a dimensional coefficient of 1 / cm 2 , MW · day.
Предлагается также среднее значение флюенса графита активной зоны реактора сравнивать с предельным значением графитовых блоков выбранных ячеек, а среднемаксимальное значение флюенса - с предельным значение флюенса. В качестве предела прочности предложено использовать значение регламентированного предела прочности на сжатие 30÷35 МПа.It is also proposed to compare the average value of the graphite core fluence of the reactor core with the limit value of the graphite blocks of the selected cells, and the average maximum fluence value with the limit value of the fluence. It is proposed to use the value of the regulated compressive strength of 30 ÷ 35 MPa as the ultimate strength.
Для обеспечения представительности информации и минимизации возможных повреждений ячеек используют от 3х до 5ти ячеек. Минимальное расстояние между выбранными ячейками должно составлять 9÷12 шагов решетки каналов. При таком расстоянии взаимное влияние изменения свойств одной ячейки на другую незначительно. Вблизи каждой из указанных ячеек имеются регулирующие стержни, позволяющие компенсировать локальную реактивность. Средний и среднемаксимальный флюенс определяют по зависимости:To ensure representativity information and minimize the possible damage of cells is used from 3 to 5 minute cells. The minimum distance between the selected cells should be 9 ÷ 12 steps of the channel array. At this distance, the mutual influence of changes in the properties of one cell on another is negligible. Near each of these cells there are control rods that compensate for local reactivity. The average and average maximum fluence is determined by the dependence:
где:Where:
Фср. - среднее значение флюенса графита активной зоны реактора;Fsr. - the average value of the fluence of graphite in the reactor core;
nс - количество ячеек.n with - the number of cells.
где:Where:
Ф ср.мах. - среднее значение флюенса графита в реакторе для ячеек, меняется от среднего значения до максимального по реактору;F cf. - the average value of the graphite fluence in the reactor for the cells varies from the average value to the maximum value in the reactor;
ncm - количество ячеек со значением энерговыделения от среднего до максимального по реактору.n cm is the number of cells with an average to maximum energy release in the reactor.
Ячейки с энерговыработкой, составляющей 90÷100% от текущей максимально достигнутой по реактору, выбираются из следующих соображений: в этих ячейках удается быстрее достигнуть состояния графита, при котором прочность соответствует предельно допустимому значению. Если взять ячейки с энерговыработкой меньше 90%, то они могут отставать по значению флюенса от максимальной по реактору. Поддерживать уровень мощности в выбранных ячейках на 20÷30% выше средней по реактору необходимо, чтобы в более короткий промежуток времени определить значение флюенса. Длительность каждого этапа определяют с учетом результатов обследования на предыдущем этапе и общего фактического времени работы реактора. Длительность последних этапов будет составлять порядка двух лет.Cells with an energy production of 90 ÷ 100% of the current maximum achieved in the reactor are selected from the following considerations: in these cells it is possible to quickly reach the state of graphite, in which the strength corresponds to the maximum permissible value. If we take cells with an energy production of less than 90%, then they can lag behind the maximum fluence in the reactor. It is necessary to maintain the power level in the selected cells 20–30% higher than the average for the reactor in order to determine the fluence value in a shorter period of time. The duration of each stage is determined taking into account the results of the survey at the previous stage and the total actual operating time of the reactor. The duration of the last stages will be about two years.
Способ определения ресурса графитовой кладки канального ядерного реактора осуществляется следующим образом:The method for determining the resource of graphite masonry channel nuclear reactor is as follows:
По картограммам поканальных энерговыработок выбирают 3÷5 ячеек, размещенных вблизи стержней системы управления и защиты, с минимальным расстоянием между ячейками 9÷12 шагов решетки каналов, с энерговыработкой 90÷100% от текущей максимально достигнутой по реактору. Затем составляют рабочую программу по поддержанию в этих ячейках средней мощности ~2,6 МВт, т.е. на 20÷30% выше средней по реактору. Составляют программу по проведению комплексных обследований графита после первого этапа облучения (3÷5 лет). Проводят выбуривание из графитовых блоков кернов (образцов) для изучения физико-механических свойств (в первую очередь прочностных: на сжатие, растяжение). Измеряют геометрию графитовых блоков (диаметр, высота, кривизна). Производят осмотр графитовых блоков (в первую очередь на предмет появления трещин, т.к. трещины свидетельствуют о снижении прочности графита). По результатам комплексных обследований устанавливают время работы второго этапа ускоренного облучения графита в выбранных ячейках. Затем проводят второе комплексное обследование и при необходимости третье через выбранный интервал времени. По результатам измерений строят кривую фактических изменений прочности графита от флюенса и определяют предельное значение флюенса, при котором графит достигает предела прочности (измеряют прочность на сжатие или на растяжение). Оценка прочностных свойств графита регламентирована по величине сжатия и составляет 30÷35 МПа. Текущее значение флюенса ячеек реактора сравнивают с установленным предельным значением флюенса в выбранных ячейках, и с учетом темпа роста энерговыработки определяют ресурс графита по разнице запаса флюенса. Флюенс графитовых блоков ячеек определяют по зависимости:From the cartograms of channel-by-channel power generation, 3–5 cells are selected located near the rods of the control and protection system, with a minimum distance between cells of 9–12 steps of the channel grating, with an energy production of 90–100% of the current maximum achieved in the reactor. Then they compose a work program to maintain an average power of ~ 2.6 MW in these cells, i.e. 20 ÷ 30% higher than the average for the reactor. They compile a program for conducting comprehensive examinations of graphite after the first stage of irradiation (3–5 years). Drilling out of graphite blocks of cores (samples) is carried out to study the physicomechanical properties (primarily strength: compressive, tensile). Measure the geometry of graphite blocks (diameter, height, curvature). Inspect the graphite blocks (primarily for cracks, because cracks indicate a decrease in the strength of graphite). Based on the results of complex examinations, the operating time of the second stage of accelerated irradiation of graphite in the selected cells is established. Then conduct a second comprehensive examination and, if necessary, a third at a selected time interval. According to the measurement results, a curve of the actual changes in the strength of graphite from the fluence is constructed and the limiting value of the fluence at which graphite reaches the tensile strength is determined (compressive or tensile strength is measured). Assessment of the strength properties of graphite is regulated by the amount of compression and is 30 ÷ 35 MPa. The current value of the fluence of the reactor cells is compared with the established limit value of the fluence in the selected cells, and taking into account the growth rate of energy production, the graphite resource is determined by the difference in the fluence margin. The fluence of graphite blocks of cells is determined by the dependence:
Ф=К·1017 Е 1/см2 F = K · 10 17 E 1 / cm 2
где: Е - поканальная энерговыработка, МВт·сут;where: E - channel energy production, MW · day;
К - размерный коэффициент 1/см2, МВт·сут.K is a dimensional coefficient of 1 / cm 2 , MW · day.
Реализация предложения позволит получить опережающую информацию по определяющим параметрам состояния кладки и достоверно прогнозировать остаточный ресурс кладки. Реализация предложенного метода позволит: надежно определить ресурс графитовой кладки и ресурс реактора; установить достаточно точно (±1 год) время вывода реактора из эксплуатации; варьировать режимом работы реактора на заключительном этапе эксплуатации (5÷10 лет); повысить уровень надежности и экологической безопасности эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов.The implementation of the proposal will allow to obtain leading information on the determining parameters of the masonry state and reliably predict the remaining masonry life. Implementation of the proposed method will allow: to reliably determine the resource of graphite masonry and the resource of the reactor; establish fairly accurately (± 1 year) the time of decommissioning of the reactor; vary the operating mode of the reactor at the final stage of operation (5 ÷ 10 years); to increase the level of reliability and environmental safety of operation of nuclear uranium-graphite reactors.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110376/06A RU2266576C1 (en) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110376/06A RU2266576C1 (en) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004110376A RU2004110376A (en) | 2005-10-20 |
| RU2266576C1 true RU2266576C1 (en) | 2005-12-20 |
Family
ID=35862527
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004110376/06A RU2266576C1 (en) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2266576C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2618214C1 (en) * | 2016-04-27 | 2017-05-03 | Акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Device for local drilling of reactor setting graphite column tracts |
| RU2750374C1 (en) * | 2020-09-09 | 2021-06-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Пролог" | Graphite sampling device in channel-type reactors |
-
2004
- 2004-04-07 RU RU2004110376/06A patent/RU2266576C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ВИРГИЛЬЕВ Ю.С. и др. Влияние вариации свойств на работоспособность реакторного графита ГР-280, Атомная энергия, 2000, т.88, вып.2, с.119-125. БЕЛЯНИН Л.А. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. Москва, Энергоатомиздат, 1997, с.197-207. БЕЗКАРАВАЙНЫЙ Н.М. и др. Конструкционное материаловедение ядерных реакторов, Москва, Энергоатомиздат, 1995, с.691. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2618214C1 (en) * | 2016-04-27 | 2017-05-03 | Акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Device for local drilling of reactor setting graphite column tracts |
| RU2750374C1 (en) * | 2020-09-09 | 2021-06-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Пролог" | Graphite sampling device in channel-type reactors |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004110376A (en) | 2005-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Capps et al. | A critical review of high burnup fuel fragmentation, relocation, and dispersal under loss-of-coolant accident conditions | |
| Papin et al. | French studies on high-burnup fuel transient behavior under RIA conditions | |
| WO2016107243A1 (en) | Method for calculating irradiation deformation of zirconium-niobium pressure pipe in candu reactor | |
| Noirot et al. | High burnup changes in UO 2 fuels irradiated up to 83 GWd/t in M5® claddings | |
| Yingling et al. | UPDATED U3SI2 thermal creep model and sensitivity analysis of the U3SI2-SIC accident tolerant FUEL | |
| RU2266576C1 (en) | Method for evaluating service life of pressurized-tube reactor graphite stack | |
| Wiesenack et al. | The OECD Halden reactor project fuels testing programme: methods, selected results and plans | |
| Fujiwara et al. | Experimental Study of the Effect of Radiation Exposure to Concrete. | |
| Pizzocri et al. | IAEA FUMAC Benchmark on the Halden, Studisvik and QUENCH-L1 LOCA tests | |
| Chantoin et al. | The compilation of a public domain database on nuclear fuel performance for the purpose of code development and validation | |
| Jernkvist et al. | Models for fuel rod behaviour at high burnup | |
| Van Uffelen et al. | Modelling of Nuclear Fuel under Accident Conditions by means of TRANSURANUS | |
| Horhoianu et al. | Development of SEU-43 fuel bundle for CANDU type reactors | |
| Sasahara et al. | Post-irradiation examinations focused on fuel integrity of spent BWR-MOX and PWR-UO2 fuels stored for 20 years | |
| Chaieb et al. | Computational assessment of LOCA simulation tests on high burnup fuel rods in Halden And Studsvik using Cyrano3 code | |
| Ganina et al. | Problems of calculation modelling of nitride fuel performance: DRAKON code | |
| Srinivasan | Analysis and evaluation of the irradiated dimensional and volume change behavior of nuclear graphites | |
| Slyeptsov et al. | Steady State and Transient Fuel Rod Performance Analyses by Pad and Transuranus Codes | |
| Sweet | Thermo-mechanical analysis of iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloy cladding for light water reactor fuel elements | |
| Gamble | BISON fuel fragmentation relocation and dispersal (FFRD) assessment database for eventual use in Bayesian calibration | |
| Fehrenbach et al. | Dimensional response of CANDU fuel to power changes | |
| Volkov et al. | Review of WWER fuel and material tests in the Halden reactor | |
| Massih et al. | Models for fuel rod behaviour at high burnup | |
| Gamble et al. | BISON capability and validation for U3Si2, Cr2O3-doped UO2, FeCrAl, and Cr-coated Zircaloy ATF concepts | |
| Caillot et al. | Out-of-pile and in-pile viscoplastic behaviour of mixed-oxide fuels |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170408 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20180625 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20210408 |