RU2507725C1 - Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation - Google Patents
Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2507725C1 RU2507725C1 RU2012152743/07A RU2012152743A RU2507725C1 RU 2507725 C1 RU2507725 C1 RU 2507725C1 RU 2012152743/07 A RU2012152743/07 A RU 2012152743/07A RU 2012152743 A RU2012152743 A RU 2012152743A RU 2507725 C1 RU2507725 C1 RU 2507725C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- samples
- container
- irradiation
- cassettes
- zone
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть использовано при исследовании свойств перспективных конструкционных и топливных материалов при высоких и предельных уровнях облучения для активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.The invention relates to the field of reactor material science and can be used to study the properties of promising structural and fuel materials at high and ultimate radiation levels for active zones of fast-neutron nuclear reactors with a liquid metal coolant.
Известны способ исследования материалов под облучением и устройство для облучения материалов в атомном реакторе [А.С. №444495, кл. G21C 17/00, опубл. 15.09.1981].A known method of researching materials under irradiation and a device for irradiating materials in a nuclear reactor [A.S. No. 444495, cl. G21C 17/00, publ. 09/15/1981].
Способ исследования материалов с использованием этого устройства включает изготовление образцов с заданными параметрами, размещение их в экспериментальной зоне описанного выше устройства, размещение устройства в исследовательском ядерном реакторе, заполнение устройства аргоном и жидкометаллическим теплоносителем, нагрев и циркуляцию жидкометаллического теплоносителя и проведение облучения образцов в условиях исследовательского реактора при заданной температуре. После проведения облучения устройство удаляют из реактора, извлекают исследуемые образцы и проводят изучение их свойств, сформировавшихся в результате облучения в исследовательском реакторе при заданной температуре. Затем проводят исследования аналогичных образцов, которые подвергались облучению при других температурах жидкометаллического теплоносителя. В результате сравнительного анализа характеристик образцов, исследованных под облучением при различных температурах, делаются выводы о свойствах конструкционных материалов и характеристиках их поведения в различных условиях эксплуатации промышленных ядерных реакторов. Недостатком известного способа и устройства для его осуществления является существенное отличие температур и доз облучения образцов конструкционных материалов в условиях инструментованных каналах исследовательских реакторов от параметров их облучения в условиях промышленных реакторов. Так, например, в активной зоне проектируемых реакторов на быстрых нейтронах выгорание ядерного топлива должно достигать 15-20% т.а., что соответствует повреждающим дозам конструкционных материалов 140-200 сна. Такие параметры облучения не достижимы в условиях исследовательских реакторов, что не позволяет получить надежные данные по зависимости физико-механических свойств конструкционных материалов от температуры и доз облучения для условий эксплуатации проектируемых реакторов на быстрых нейтронах.A method for studying materials using this device includes producing samples with the specified parameters, placing them in the experimental zone of the device described above, placing the device in a research nuclear reactor, filling the device with argon and a liquid metal coolant, heating and circulating the liquid metal coolant, and irradiating the samples in a research reactor at a given temperature. After irradiation, the device is removed from the reactor, the test samples are removed and their properties are studied, which are formed as a result of irradiation in the research reactor at a given temperature. Then, studies are carried out on similar samples that were irradiated at other temperatures of the liquid metal coolant. As a result of a comparative analysis of the characteristics of the samples studied under irradiation at various temperatures, conclusions are drawn about the properties of structural materials and the characteristics of their behavior under various operating conditions of industrial nuclear reactors. A disadvantage of the known method and device for its implementation is the significant difference between the temperatures and doses of structural materials samples in the instrumented channels of research reactors from the parameters of their irradiation in industrial reactors. So, for example, in the active zone of the designed fast neutron reactors, the burnup of nuclear fuel should reach 15-20%, i.e., which corresponds to the damaging doses of structural materials of 140-200 sleep. Such exposure parameters are not achievable in research reactors, which does not allow reliable data on the dependence of the physicomechanical properties of structural materials on temperature and radiation doses for the operating conditions of the designed fast neutron reactors.
Устройство для облучения в атомном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем, содержит корпус цилиндрической формы, включающий наружную и внутреннюю цилиндрические обечайки, установленные с зазором между собой; головку и хвостовик. По верхним торцам наружная и внутренняя цилиндрические обечайки приварены к головке, которая выполнена с отверстиями для протока теплоносителя. Нижний торец наружной обечайки приварен к хвостовику, который выполнен с отверстиями для протока теплоносителя. В центральной части внутренней обечайки установлены исследуемые образцы, а со стороны нижнего открытого торца обечайки установлены нагреватели теплоносителя. Устройство позволяет обеспечить постоянную температуру теплоносителя в зоне размещения образцов за счет эффективной теплоизоляции указанной зоны с помощью инертного газа, размещенного в зазоре между наружной и внутренней цилиндрическими обечайками.A device for irradiation in an atomic reactor with a liquid metal coolant, contains a cylindrical body, including the outer and inner cylindrical shells installed with a gap between each other; head and shank. On the upper ends, the outer and inner cylindrical shells are welded to the head, which is made with holes for the coolant duct. The lower end of the outer shell is welded to the shank, which is made with holes for the coolant duct. The studied samples are installed in the central part of the inner shell, and heat carrier heaters are installed on the side of the lower open end of the shell. The device allows to ensure a constant temperature of the coolant in the zone of placement of the samples due to the effective thermal insulation of the specified zone with an inert gas located in the gap between the outer and inner cylindrical shells.
Известны способ исследования материалов при облучении с заданной температурой и ампульное устройство для облучения материалов в неинструментованных каналах атомных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем [А.С. №598441, кл. G21C 17/06, опубл. 07.08.1981].A known method of researching materials during irradiation with a given temperature and an ampoule device for irradiating materials in uninstrumented channels of atomic reactors with liquid metal coolant [A.S. No. 5998441, cl. G21C 17/06, publ. 08/07/1981].
Способ исследования материалов с использованием ампульного устройства включает изготовление образцов с заданными параметрами, сборку описанного выше устройства и его размещение в исследовательском ядерном реакторе, нагрев и циркуляцию жидкометаллического теплоносителя, и проведение облучения образцов в условиях неинструментованных каналов ядерного реактора при температуре кипения рабочей жидкости в герметичной ампуле. После проведения облучения устройство удаляют из реактора, извлекают ампулу и образцы, и проводят изучение их свойств, сформировавшихся в результате облучения в исследовательском реакторе при температуре кипения рабочей жидкости. Затем проводят исследования аналогичных образцов, которые подвергаются облучению при другой температуре, значение которой задается выбором другой рабочей жидкости. В результате сравнительного анализа исследованных характеристик образцов, облученных при различных температурах, получают информацию о поведении конструкционных материалов при облучении в различных режимах и условиях эксплуатации промышленных ядерных реакторов.A method for studying materials using an ampoule device includes manufacturing samples with the specified parameters, assembling the device described above and placing it in a research nuclear reactor, heating and circulating the liquid metal coolant, and irradiating the samples in the conditions of non-instrumented channels of the nuclear reactor at the boiling temperature of the working fluid in a sealed ampoule . After irradiation, the device is removed from the reactor, the ampoule and samples are removed, and their properties that are formed as a result of irradiation in the research reactor at the boiling temperature of the working fluid are studied. Then, studies are carried out on similar samples that are irradiated at a different temperature, the value of which is determined by the choice of a different working fluid. As a result of a comparative analysis of the studied characteristics of samples irradiated at various temperatures, information is obtained on the behavior of structural materials during irradiation in various modes and operating conditions of industrial nuclear reactors.
Ампульное устройство содержит полый корпус цилиндрической формы, снабженный хвостовиком и головкой с отверстиями для циркуляции жидкометаллического теплоносителя. Внутри корпуса установлена герметичная ампула, в нижней части ампулы размещена сборка исследуемых образцов, погруженная в рабочую жидкость. Корпус нижней части ампулы имеет низкую теплопроводность, а корпус верхней части ампулы выполнен с высокой теплопроводностью для отвода тепла теплоносителем при кипении рабочей жидкости в нижней части ампулы. Устройство позволяет обеспечить постоянную температуру исследуемых образцов в герметичной ампуле равной температуре кипения рабочей жидкости независимо от изменения мощности реактора и выделения энергии при поглощении гамма излучения облучаемыми образцами.The ampoule device comprises a hollow cylindrical body equipped with a shank and a head with holes for circulating the liquid metal coolant. A sealed ampoule is installed inside the casing; an assembly of the test samples immersed in the working fluid is placed in the lower part of the ampoule. The housing of the lower part of the ampoule has low thermal conductivity, and the housing of the upper part of the ampoule is made with high thermal conductivity to remove heat by the coolant when the working fluid is boiling in the lower part of the ampoule. The device allows to ensure a constant temperature of the test samples in a sealed ampoule equal to the boiling point of the working fluid, regardless of changes in reactor power and energy release during gamma radiation absorption by irradiated samples.
Недостатком этого способа и устройства для его осуществления является существенное отличие параметров облучения образцов конструкционных материалов в исследовательских реакторов от параметров их облучения в условиях промышленных реакторов. Кроме того, в рассматриваемом способе температура исследования образцов непосредственно определяется температурой кипения рабочей жидкости, в качестве которой в рассматриваемом процессе может быть использован расплав металла. Это существенно ограничивает диапазон температур для исследования образцов. Указанные обстоятельства существенно снижает достоверность и надежность определения характеристик поведения материалов в условиях промышленных реакторов.The disadvantage of this method and device for its implementation is the significant difference between the parameters of irradiation of samples of structural materials in research reactors from the parameters of their irradiation in industrial reactors. In addition, in the considered method, the temperature of the study of the samples is directly determined by the boiling point of the working fluid, which can be used in the process under consideration molten metal. This significantly limits the temperature range for the study of samples. These circumstances significantly reduces the reliability and reliability of determining the characteristics of the behavior of materials in industrial reactors.
Известно также устройство для проведения облучения образцов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемом жидким натрием [FR 1595522, кл. G21C 1/30, опубл. 15.06.1970]. Устройство состоит из размещенных концентрично внешнего и внутреннего цилиндрических обечаек, между которыми сформировано кольцевое пространство, заполненное инертным газом и создающее термическую изоляцию облучаемых образцов от теплоносителя. Внешний корпус снабжен крышкой и днищем, в днище введен патрубок для ввода жидкого натрия, а под крышкой выполнен канал, сообщающийся через отверстие во внешнем корпусе с кольцевым пространством, а также отверстие для сообщения канала с внешней средой. Конструкция устройства позволяет поднять температуру исследуемых образцов выше температуры теплоносителя за счет поглощения излучения ядерного реактора.A device is also known for irradiating samples in a fast fast neutron nuclear reactor cooled by liquid sodium [FR 1595522, cl. G21C 1/30, publ. 06/15/1970]. The device consists of concentrically placed outer and inner cylindrical shells, between which an annular space is formed, filled with an inert gas and creating thermal insulation of the irradiated samples from the coolant. The outer casing is provided with a lid and a bottom, a pipe for introducing liquid sodium is introduced into the bottom, and a channel is made under the lid, communicating through an opening in the outer casing with an annular space, and also an opening for communicating with the external medium. The design of the device allows you to raise the temperature of the investigated samples above the temperature of the coolant due to the absorption of radiation from a nuclear reactor.
Известно устройство для облучения испытываемых образцов конструкционных материалов высокоэнергетическими нейтронами в исследовательском реакторе при заданной температуре, которое выполнено в виде трубчатой обечайки с гнездами для универсальных кассет с образцами [US 4562037, кл. Н05Н 6/00, опубл. 31.12.1985]. Устройство размещено в канале ядерного реактора с возможностью перемещения в осевом направлении. В обечайке формируют две группы образцов, которые герметизируют и размещают на противоположных концах по оси объема облучения с сохранением некоторого расстояния между образцами в радиальном направлении. Каждую группу образцов нагревают и выдерживают при выбранной температуре, одновременно облучая их высокоэнергетическими нейтронами. После проведения облучения проводят сопоставительный анализ физико-механических свойств идентичных образцов из разных групп в зависимости от заданных температур и выбранных доз их облучения высокоэнергетическими нейтронами. На основании полученных данных прогнозируют поведение исследуемых материалов в реальных условиях промышленных ядерных реакторов. Недостатком этого способа и устройства для его осуществления является возможность его применения только для исследовательских реакторов. Поэтому условия облучения образцов конструкционных материалов в этом устройстве значительно отличаются от параметров их облучения в промышленных реакторах (т.е., от реальных условий эксплуатации этих материалов), что снижает надежность практических выводов по радиационной стойкости материалов, полученных по известному способу исследования свойств материалов.A device for irradiating test samples of structural materials with high-energy neutrons in a research reactor at a given temperature, which is made in the form of a tubular shell with slots for universal cassettes with samples [US 4562037, cl. H05H 6/00, publ. 12/31/1985]. The device is placed in the channel of a nuclear reactor with the possibility of movement in the axial direction. Two groups of samples are formed in the casing, which are sealed and placed at opposite ends along the axis of the irradiation volume while maintaining a certain distance between the samples in the radial direction. Each group of samples is heated and maintained at the selected temperature, while irradiating them with high-energy neutrons. After irradiation, a comparative analysis of the physicomechanical properties of identical samples from different groups is carried out depending on the set temperatures and the selected doses of their irradiation with high-energy neutrons. Based on the data obtained, the behavior of the materials under study is predicted in real conditions of industrial nuclear reactors. The disadvantage of this method and device for its implementation is the possibility of its use only for research reactors. Therefore, the conditions of irradiation of samples of structural materials in this device are significantly different from the parameters of their irradiation in industrial reactors (i.e., from the actual operating conditions of these materials), which reduces the reliability of practical conclusions on the radiation resistance of materials obtained by the known method of studying the properties of materials.
Задачей, на решение которой направлен способ облучения, является повышение надежности способов исследования радиационной стойкости конструкционных материалов при длительном облучении в реакторе на быстрых нейтронах в условиях идентичных штатным условиям их эксплуатации, и более жестких условиях по величинам повреждающих доз, превышающих штатные.The task to which the irradiation method is aimed is to increase the reliability of the methods for studying the radiation resistance of structural materials during prolonged irradiation in a fast neutron reactor under conditions identical to the standard conditions for their operation, and more stringent conditions in terms of damaging doses in excess of the standard ones.
Поставленная задача достигается при использовании предлагаемого изобретения, технический результат которого состоит в увеличении объема и достоверности информации по свойствам облученных образцов. Это достигаются путем использования предложенной структуры размещения облучаемых образцов различных видов по высоте активной зоны реактора. При этом возможность получения дополнительной информации и верификации результатов достигается с помощью эффекта симметричного размещения идентичных образцов относительно центральной плоскости активной зоны и характера распределения интенсивности нейтронного потока.The problem is achieved by using the present invention, the technical result of which is to increase the volume and reliability of information on the properties of irradiated samples. This is achieved by using the proposed structure for the placement of irradiated samples of various types along the height of the reactor core. Moreover, the possibility of obtaining additional information and verifying the results is achieved by using the effect of symmetrical placement of identical samples relative to the central plane of the core and the nature of the distribution of the neutron flux intensity.
Указанный технический результат достигается тем, что способ исследования конструкционных материалов для активных зон атомных реакторов, включает изготовление образцов различных видов и их размещение в выемном контейнере, размещение выемного контейнера в активной зоне реактора на быстрых нейтронах и облучение образцов в составе выемного контейнера, извлечение выемного контейнера с образцами из активной зоны реактора, проведение измерений, испытаний, и исследований свойств облученных образцов и установление зависимостей механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения, отличающийся тем, что по высоте выемного контейнера формируют три зоны облучения образцов, нижняя и верхняя зоны облучения образцов сформированы в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз по высоте активной зоны реактора, температуру образцов нижней и средней зон формируют с заданным потоком теплоносителя, а температуру образцов верхней зоны формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле, термоизолированной от проточного теплоносителя, причем, по крайней мере, средняя зона включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера симметрично центральной плоскости активной зоны реактора, а нижняя и верхняя зоны включают несколько групп идентичных образцов, которые попарно соотнесены между собой по изменению величины повреждающей дозы облучения.The specified technical result is achieved by the fact that the method of researching structural materials for the active zones of atomic reactors includes the production of samples of various types and their placement in a removable container, placing a removable container in the active zone of a fast neutron reactor and irradiating samples in a removable container, removing the removable container with samples from the reactor core, measuring, testing, and investigating the properties of irradiated samples and establishing dependencies mechanically x, physical properties and radiation resistance of the studied materials from temperature and radiation dose, characterized in that three sample irradiation zones are formed by the height of the withdrawal container, the lower and upper samples irradiation zones are formed in the region of the largest gradient of neutron flux intensity and damaging doses along the height of the active zone reactor, the temperature of the samples of the lower and middle zones is formed with a given flow of coolant, and the temperature of the samples of the upper zone is formed by heating them when irradiated in a medium static coolant in a sealed ampoule thermally insulated from the flowing coolant, and at least the middle zone includes several groups of identical samples that are placed in pairs along the height of the withdrawal container symmetrically to the central plane of the reactor core, and the lower and upper zones include several groups of identical samples, which are paired with each other by changing the value of the damaging radiation dose.
В частном варианте реализации способа в нижней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы микроударных образцов, три группы разрывных образцов и две группы цилиндрических образцов.In a particular embodiment of the method, three types of samples are placed in the lower irradiation zone: four groups of microshock samples, three groups of discontinuous samples and two groups of cylindrical samples.
В частном варианте реализации способа в средней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов, две группы разрывных образцов и две группы цилиндрических.In a particular embodiment of the method, three types of samples are placed in the middle irradiation zone: four groups of tubular samples, two groups of discontinuous samples and two groups of cylindrical.
В частном варианте реализации способа в верхней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов и по одной группе разрывных и цилиндрических образцов.In a particular embodiment of the method, three types of samples are placed in the upper irradiation zone: four groups of tubular samples and one group of discontinuous and cylindrical samples.
Изобретение также касается выемного контейнера для реализации вышеописанного способа. Задачей, на решение которой направлен выемной контейнер для осуществления способа, также является повышение надежности результатов исследования и экспериментального обоснования радиационной стойкости конструкционных материалов при штатном сроке облучения в реакторе на быстрых нейтронах или сроках превышающих штатное в 2-2,5 раза. Выемной контейнер выполнен в виде трубчатого корпуса, к которому приварены головка и хвостовик с отверстиями для протока теплоносителя, внутри выемного контейнера размещены кассеты с утолщенным дном, в котором выполнены гнезда для закрепления в них образцов, а в верхней части выемного контейнера соосно размещены герметичные капсула и герметичная ампула, в которой закреплены залитые натрием образцы, по высоте выемного контейнера выполнены три зоны размещения и облучения образцов, средняя зона облучения содержит, по меньшей мере, несколько пар кассет с идентичными трубчатыми образцами, причем при размещении выемного контейнера в активной зоне реактора кассеты каждой пары размещают симметрично относительно центральной плоскости активной зоны реактора.The invention also relates to a removable container for implementing the above method. The task to which the removable container is directed for implementing the method is also to increase the reliability of the research results and experimental justification of the radiation resistance of structural materials with a standard irradiation period in a fast neutron reactor or periods exceeding the standard one by a factor of 2-2.5. The withdrawal container is made in the form of a tubular body to which a head and a shank with holes for the coolant duct are welded, inside the extractor container there are cassettes with a thickened bottom, in which nests are made for fixing samples in them, and in the upper part of the withdrawal container there are coaxially sealed capsule and a sealed ampoule in which sodium-filled samples are fixed, three zones for placing and irradiating samples are made along the height of the withdrawal container, the middle irradiation zone contains at least several pairs to cassettes with identical tubular samples, wherein when the removable container placed in the reactor core tapes of each pair are placed symmetrically relative to the central plane of the reactor core.
В частном варианте реализации выемного контейнера нижняя зона облучения выемного контейнера сформирована 12 кассетами, из них 3 кассеты полностью укомплектованы микроударными образцами, 3 кассеты укомплектованы микроударными образцами совместно с разрывными и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: микроударными, разрывными и цилиндрическими.In a particular embodiment of a take-out container, the lower irradiation zone of the take-out container is formed by 12 cassettes, of which 3 cassettes are fully equipped with micromotor samples, 3 cassettes are equipped with micromotor samples together with explosive ones, and 6 cartridges are equipped with samples of three types: micromotor, explosive and cylindrical.
В частном варианте реализации выемного контейнера средняя зона облучения выемного контейнера сформирована 10 кассетами, из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: разрывными, цилиндрическими и патрубками.In a particular embodiment of the removable container, the middle irradiation zone of the removable container is formed by 10 cassettes, of which 4 cassettes are fully equipped with tubular samples and 6 cassettes are equipped with three types of samples: explosive, cylindrical and nozzles.
В частном варианте реализации выемного контейнера верхняя зона облучения выемного контейнера сформирована 7 кассетами, из которых 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами, 2 кассеты укомплектованы разрывными образцами совместно с цилиндрическими и 1 кассета полностью укомплектована разрывными образцами.In a particular embodiment of the take-out container, the upper irradiation zone of the take-out container is formed by 7 cartridges, of which 4 cartridges are fully equipped with tubular samples, 2 cartridges are equipped with discontinuous samples together with cylindrical ones, and 1 cartridge is fully equipped with discontinuous samples.
В частном варианте реализации выемного контейнера внутри герметичной капсулы с фиксированным газовым зазором размещена герметичная ампула.In a particular embodiment of a removable container, a sealed ampule is placed inside a sealed capsule with a fixed gas gap.
Сущность изобретения поясняется графическими иллюстрациями. На фиг.1 представлены:The invention is illustrated by graphic illustrations. Figure 1 presents:
а - общий вид контейнера для размещения облучаемых образцов,a is a general view of the container for placing irradiated samples,
б - распределение кассет с образцами различных видов по высоте контейнера.b - distribution of cassettes with samples of various types along the height of the container.
На фиг.2 представлены:Figure 2 presents:
в - распределение мощности нейтронного потока (Фt/Фtmax) по высоте контейнера с образцами (Н, см),c - distribution of the neutron flux power (Фt / Фt max ) along the height of the container with samples (N, cm),
г - распределение температуры (°C) по высоте контейнера с образцами (Н, см).g - temperature distribution (° C) over the height of the container with samples (N, cm).
На фиг.1 позициями обозначены:In figure 1, the positions indicated:
1 - трубчатый корпус;1 - tubular body;
2 - головка;2 - head;
3 - хвостовик;3 - shank;
4, 5 - отверстия для протока теплоносителя;4, 5 - holes for the coolant duct;
6 - кассета;6 - cassette;
7 - герметичная капсула;7 - sealed capsule;
8 - герметичная ампула;8 - sealed ampoule;
9 - газовый зазор;9 - gas gap;
10 - полость;10 - cavity;
11 - разрывной образец;11 - bursting sample;
12 - цилиндрический образец;12 is a cylindrical sample;
13 - трубчатый образец;13 - tubular sample;
14 - микроударный образец;14 - micro shock sample;
15 - патрубок.15 - pipe.
Предлагаемый способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов основан на использовании материаловедческих сборок (МС), каждая из которых состоит из материаловедческой тепловыделяющей сборки (ТВСМ) и выемного контейнера (ВК) для размещения образцов исследуемых конструкционных материалов. ТВСМ отличается от штатной тепловыделяющей сборки (ТВС) активной зоны промышленного атомного реактора на быстрых нейтронах БН-600 тем, что из центральной части ТВС изымается 25% тепловыделяющих элементов (твэлы), а в свободном от твэлов канале размещена гильза диаметром 39 мм с толщиной стенки 2 мм. Нижний торец гильзы вмонтирован в дистанционирующую решетку и закреплен сваркой, а верхней торец закреплен в переходнике головки ТВСМ.The proposed method for studying the radiation resistance of structural materials is based on the use of material science assemblies (MS), each of which consists of a material science fuel assembly (TVSM) and a removable container (VK) for placing samples of the studied structural materials. A fuel assembly differs from a standard fuel assembly (FA) of the core of an industrial fast-neutron BN-600 reactor in that 25% of the fuel elements (fuel rods) are removed from the central part of a fuel assembly, and a sleeve with a diameter of 39 mm and a wall thickness is placed in the channel free from fuel rods 2 mm. The lower end of the sleeve is mounted in the spacer grid and fixed by welding, and the upper end is fixed in the adapter of the head of the TVSM.
В головке ТВСМ выполнено сквозное отверстие для размещения выемного контейнера с головкой с наружным диаметром 32 мм в гильзе ТВСМ. В нижний части контейнера имеется дроссель для гидравлической разгрузки, предохраняющей контейнер от всплытия под действием потока теплоносителя. В хвостовике ТВСМ выполнены отверстия для входа теплоносителя, а в головке выполнены окна для выхода теплоносителя.A through hole is made in the head of the TVSM to accommodate a removable container with a head with an outer diameter of 32 mm in the sleeve of the TVSM. In the lower part of the container there is a throttle for hydraulic unloading, which protects the container from floating up under the influence of the coolant flow. Openings for the coolant inlet are made in the TVSM shank, and windows for the coolant outlet are made in the head.
Способ осуществляют следующим образом. Изготавливают образцы различных видов: разрывные - 11, цилиндрические - 12, трубчатые - 13, микроударные - 14 и патрубки - 15 и размещают их в выемном контейнере. Каждый образец предназначен для исследования различных свойств. Разрывные образцы 11 предназначаются для исследования механических свойств, плотности, распухания; цилиндрические образцы 12 - для физических и теплофизических свойств; трубчатые образцы 13 - для внутриреакторной ползучести, механических свойств, распухания; микроударные образцы 14 - для ударной вязкости, структуры и характера разрушения; патрубки 15 - для коррозионных и механических свойств, плотности и распухания. Выемной контейнер размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. По высоте выемного контейнера формируют три зоны облучения образцов - верхнюю (А), среднюю (Б) и нижнюю (В). Нижнюю (В) и верхнюю (А) зоны облучения образцов формируют в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз облучения по высоте активной зоны реактора. Температуру образцов нижней (В) и средней (Б) зоны формируют с заданным потоком теплоносителя. Температуру образцов верхней зоны (А) формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле 8. Герметичная ампула 8 термоизолирована от проточного теплоносителя. По крайней мере, средняя зона (Б) включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера симметрично центральной плоскости активной зоны реактора. Нижняя (Б) и верхняя (А) зоны включают несколько групп идентичных образцов, которые попарно соотнесены между собой по изменению величины повреждающей дозы облучения. После обучения образцов извлекают выемной контейнер с образцами из активной зоны реактора. Проводят измерения, испытания, и исследования свойств облученных образцов и устанавливают зависимости механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения.The method is as follows. Samples of various types are made: discontinuous - 11, cylindrical - 12, tubular - 13, microshock - 14 and nozzles - 15 and place them in a removable container. Each sample is designed to study different properties. Explosive samples 11 are intended for the study of mechanical properties, density, swelling; cylindrical samples 12 - for physical and thermophysical properties; tubular samples 13 - for intra-reactor creep, mechanical properties, swelling; micro-shock samples 14 - for impact strength, structure and nature of destruction; nozzles 15 - for corrosion and mechanical properties, density and swelling. The removable container is placed in the active zone of a fast neutron reactor. Three zones of sample irradiation are formed by the height of the removable container - upper (A), middle (B) and lower (C). The lower (B) and upper (A) zones of sample irradiation are formed in the region of the greatest gradient of neutron flux intensity and damaging radiation doses along the height of the reactor core. The temperature of the samples of the lower (B) and middle (B) zones is formed with a predetermined heat carrier flow. The temperature of the samples of the upper zone (A) is formed by heating them when irradiated in a static coolant in a sealed ampoule 8. The sealed ampoule 8 is thermally insulated from the flowing coolant. At least the middle zone (B) includes several groups of identical samples, which are placed in pairs along the height of the withdrawal container symmetrically to the central plane of the reactor core. The lower (B) and upper (A) zones include several groups of identical samples, which are pairwise correlated according to the change in the value of the damaging radiation dose. After training the samples, a removable container with samples is removed from the reactor core. Measurements, tests, and studies of the properties of irradiated samples are carried out and the dependences of the mechanical, physical properties and radiation resistance of the materials under study on the temperature and radiation dose are determined.
В частном варианте в нижней зоне (В) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы микроударных образцов 14, три группы разрывных образцов 11 и две группы цилиндрических образцов 12.In a particular embodiment, three types of samples are placed in the lower irradiation zone (B): four groups of microshock samples 14, three groups of discontinuous samples 11 and two groups of cylindrical samples 12.
Во втором частном варианте в средней зоне (Б) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов 13, две группы разрывных образцов 11 и две группы цилиндрических 12.In a second particular embodiment, three types of samples are placed in the middle irradiation zone (B): four groups of tubular samples 13, two groups of discontinuous samples 11 and two groups of cylindrical 12.
В третьем частном варианте в верхней зоне (А) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов 13 и по одной группе разрывных 11 и цилиндрических образцов 12.In a third particular embodiment, three types of samples are placed in the upper irradiation zone (A): four groups of tubular samples 13 and one group of discontinuous 11 and cylindrical samples 12.
Выемной контейнер выполнен в виде трубчатого корпуса 1, к которому приварены головка 2 и хвостовик 3 с отверстиями 4, 5 для протока теплоносителя. Внутри выемного контейнера размещены кассеты 6 с утолщенным дном, в котором выполнены гнезда для закрепления в них образцов.The withdrawal container is made in the form of a tubular body 1, to which a head 2 and a shank 3 with holes 4, 5 are welded for a coolant flow. Inside the removable container there are cassettes 6 with a thickened bottom, in which slots are made for fixing samples in them.
В верхней части выемного контейнера размещена герметичная капсула 7 цилиндрической формы. Внутри герметичной капсулы 7 соосно размещена герметичная ампула 8 с заранее заданной величиной газового зазора 9 между ними и полостью 10 над кассетами 6 для компенсации теплового расширения натрия. Фиксированный газовый зазор 9 обеспечивает повышение температуры облучения образцов до заданного уровня. В герметичной ампуле 8 закреплены залитые натрием образцы.In the upper part of the withdrawal container is placed a sealed capsule 7 of a cylindrical shape. Inside the sealed capsule 7, a sealed ampoule 8 is coaxially placed with a predetermined gas gap 9 between them and the
Все кассеты 6 открытого типа, не имеющие цилиндрического корпуса, состоят из верхнего и нижнего фланцев, параллельно закрепленных на оси резьбовым соединением и сваркой. В верхнем и нижнем фланцах каждой кассеты имеются соосные гнезда заданного профиля для закрепления определенного вида образцов и отверстия для прохода теплоносителя (натрия). Кассеты снаряжены образцами пяти различных видов: 11 - разрывной образец (механические свойства, плотность, распухание); 12 - цилиндрический образец (физические и теплофизические свойства, плотность, распухание); 13 - трубчатый образец (внутриреакторная ползучесть, механические свойства, распухание); 14 - микроударный образец (ударная вязкость, структура, характер разрушения); 15 - патрубок (коррозионные и механические свойства, плотность, распухание).All cassettes 6 open type, without a cylindrical body, consist of upper and lower flanges, parallel mounted on the axis of the threaded connection and welding. In the upper and lower flanges of each cartridge there are coaxial sockets of a given profile for fixing a certain type of samples and holes for the passage of coolant (sodium). Cassettes are equipped with samples of five different types: 11 - a discontinuous sample (mechanical properties, density, swelling); 12 - a cylindrical sample (physical and thermophysical properties, density, swelling); 13 - a tubular sample (intracore creep, mechanical properties, swelling); 14 - micro shock sample (impact strength, structure, fracture pattern); 15 - pipe (corrosion and mechanical properties, density, swelling).
Каждый вид образца предназначен для исследования определенного программой комплекса физико-механических и теплофизических свойств и структуры, достаточного для прогнозирования поведения новых перспективных материалов при их эксплуатации в течение длительного срока в условиях действующего БН-600, строящегося БН-800 и проектируемых атомных реакторов на быстрых нейтронах с повышенными техническими и экономическими показателями.Each type of sample is designed to study a complex of physicomechanical and thermophysical properties and structure defined by the program that is sufficient to predict the behavior of promising new materials during their long-term operation under the conditions of the current BN-600, the BN-800 under construction and the designed fast neutron reactors with improved technical and economic indicators.
По высоте выемного контейнера выполнены три зоны размещения и облучения образцов верхняя (А) нижняя (В) и средняя (Б). Средняя зона (Б) содержит, по меньшей мере, несколько пар кассет «1», «2» с идентичными трубчатыми образцами 13. При размещении выемного контейнера в активной зоне реактора кассеты каждой пары размещают симметрично относительно центральной плоскости активной зоны (ЦПАЗ) реактора.According to the height of the drawer container, three zones of placement and irradiation of the samples are made: upper (A) lower (B) and middle (B). The middle zone (B) contains at least several pairs of cassettes “1”, “2” with identical tubular samples 13. When placing a removable container in the reactor core, the cartridges of each pair are placed symmetrically with respect to the central plane of the reactor core (CPAC).
Нижняя зона облучения (В) выемного контейнера сформирована 12 кассетами. Из них 3 кассеты полностью укомплектованы микроударными образцами 14, 3 кассеты укомплектованы микроударными образцами 14 совместно с разрывными 11 и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: микроударными 14, разрывными 11 и цилиндрическими 12.The lower irradiation zone (B) of the withdrawal container is formed by 12 cassettes. Of these, 3 cassettes are fully equipped with microshock samples 14, 3 cassettes are equipped with microshock samples 14 together with discontinuous 11 and 6 cassettes are equipped with samples of three types: microshock 14, discontinuous 11 and cylindrical 12.
Средняя зона облучения (Б) выемного контейнера сформирована 10 кассетами. Из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами 13 и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: разрывными 11, цилиндрическими 12 и патрубками 15.The middle irradiation zone (B) of the removable container is formed by 10 cassettes. Of these, 4 cassettes are fully equipped with tubular samples 13 and 6 cassettes are equipped with samples of three types: discontinuous 11, cylindrical 12 and nozzles 15.
Верхняя зона облучения выемного контейнера сформирована 7 кассетами. Из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами 13, 2 кассеты укомплектованы разрывными образцами 11 совместно с цилиндрическими 12 и 1 кассета полностью укомплектована разрывными образцами 11.The upper irradiation zone of the removable container is formed by 7 cassettes. Of these, 4 cassettes are fully equipped with tubular samples 13, 2 cassettes are equipped with discontinuous samples 11 together with cylindrical 12 and 1 cassette is fully equipped with discontinuous samples 11.
В таблице 1 показано распределение образцов конструкционных материалов различного типа в трех температурных зонах выемного контейнера и образование сопоставимых пар для построения дозно-температурных зависимостей исследуемых сплавов. Построение зависимостей исследуемых свойств конструкционных материалов от температуры облучения образцов, распределенных по высоте зоны размещения (Б) симметрично относительно центральной плоскости активной зоны реактора (фиг.2), обеспечивается: формированием двух пар «1» и «2» трубчатых образцов 13, облучаемых в зоне (Б) при температурах 470°C и 500°C при одинаковых повреждающих дозах до 80 сна; по одной паре «4» образцов трех видов: разрывных 11, цилиндрических 12, патрубков 15, облучаемых в зоне (Б) повреждающими дозами до 76-77 сна при температурах 450°C и 520°C; одной пары «6» разрывных образцов 11, облучаемых в зонах размещения (А) и (В) соответственно при температурах 370°C и 600°C повреждающими дозами 8-9 сна.Table 1 shows the distribution of samples of structural materials of various types in three temperature zones of the removable container and the formation of comparable pairs for constructing dose-temperature dependences of the studied alloys. The construction of the dependences of the studied properties of structural materials on the irradiation temperature of samples distributed along the height of the placement zone (B) symmetrically with respect to the central plane of the reactor core (Fig. 2) is ensured by the formation of two pairs of “1” and “2” tubular samples 13 irradiated in zone (B) at temperatures of 470 ° C and 500 ° C with the same damaging doses up to 80 sleep; one pair of “4” samples of three types: explosive 11, cylindrical 12, nozzles 15, irradiated in zone (B) with damaging doses up to 76-77 sleep at temperatures of 450 ° C and 520 ° C; one pair of “6” explosive samples 11, irradiated in areas of placement (A) and (B), respectively, at temperatures of 370 ° C and 600 ° C with damaging doses of 8-9 sleep.
Большое различие температур облучения разрывных образцов 11, облучаемых в зоне (А) 370°C и разрывных образцов 11, облучаемых в зоне (В) 600°C позволяет выявить особенности поведения конструкционных материалов с различными обработками, оцениваемой по величине остаточной пластичности при низкой температуре 370°C и уровню прочности при повышенной температуре облучения 600°C с целью определения обработки, обеспечивающей наименьшую радиационную повреждаемость.The large difference in the irradiation temperatures of bursting specimens 11 irradiated in zone (A) 370 ° C and bursting specimens 11 irradiated in zone (B) 600 ° C reveals the behavior of structural materials with various treatments, estimated by the value of residual ductility at low temperature 370 ° C and strength level at an elevated irradiation temperature of 600 ° C in order to determine the treatment that provides the least radiation damage.
Построение зависимостей исследуемых свойств материалов от повреждающей дозы нейтронного облучения в составе трех выемных контейнеров ВК-1, ВК-2 и ВК-3 с одинаковым распределением различных видов образцов по высоте каждого выемного контейнера обеспечивается следующими способами:The dependence of the studied properties of materials on the damaging dose of neutron irradiation in the composition of three withdrawal containers VK-1, VK-2 and VK-3 with the same distribution of different types of samples along the height of each withdrawal container is provided in the following ways:
1. Формирование сопоставимых пар образцов одного вида, размещенных в верхнем участке зоны (А) и нижнем участке зоны (В) с узкими интервалами температур облучения (таблица 1):1. The formation of comparable pairs of samples of the same species, located in the upper section of the zone (A) and the lower section of the zone (B) with narrow ranges of irradiation temperatures (table 1):
- трубчатые образцы 13 в зоне (А) образуют пару «3» с близкими температурами облучения 620-630°C и повреждающими дозами 12 сна и 24 сна, отличающимися в два раза;- tubular samples 13 in zone (A) form a pair of “3” with close irradiation temperatures of 620-630 ° C and damaging doses of 12 sleep and 24 sleep, which differ by a factor of two;
- разрывные образцы 11 в зоне (В) и микроударные образцы 14 образуют пару «5» с температурами облучения 370-385°C повреждающими дозами до 9 сна и до 30 сна, отличающиеся более чем в три раза.- discontinuous samples 11 in zone (B) and microshock samples 14 form a pair of “5” with irradiation temperatures of 370-385 ° C in damaging doses up to 9 sleep and up to 30 sleep, which differ by more than three times.
2. Перестановка выемных контейнеров ВК-2 и ВК-3 из отработавших штатный срок ТВСМ с набором повреждающих доз на образцах до 80 сна в ТВСМ со свежим ядерным топливом («свежие» ТВСМ) по схеме показана в таблице 2.2. Rearrangement of withdrawable containers VK-2 and VK-3 from spent fuel assemblies with a set of damaging doses on samples of up to 80 sleep in fuel assemblies with fresh nuclear fuel (“fresh” fuel assemblies) according to the scheme are shown in table 2.
Перестановки контейнеров ВК-2 и ВК-3 осуществляются в следующей последовательности:Rearrangements of the VK-2 and VK-3 containers are carried out in the following sequence:
- однократная перестановка выемного контейнера ВК-2 из ТВСМ-2, отработавшей свой срок до повреждающей дозы 80 сна, в «свежую ТВСМ-3 для продолжения облучения образцов до повреждающей дозы 140 сна;- a single rearrangement of a withdrawal container VK-2 from TVSM-2, which has worked out its term to a damaging dose of 80 sleep, to “fresh TVSM-3 to continue irradiating the samples to a damaging dose of 140 sleep;
- аналогичная перестановка ВК-3 из ТВСМ-4, отработавшей свой срок до повреждающей дозы 80 сна, в «свежую ТВСМ-5 для продолжения облучения образцов до повреждающей дозы 140 сна;- a similar rearrangement of VK-3 from TVSM-4, which worked out its term to a damaging dose of 80 sleep, to “fresh TVSM-5 to continue irradiating samples to a damaging dose of 140 sleep;
- повторная перестановка ВК-3 из ТВСМ-5, отработавшей до повреждающей дозы 60 сна (суммарная доза 140 сна), в «свежую» ТВСМ-6 для продолжения облучения образцов до максимальной дозы 200 сна.- re-permutation of VK-3 from TVSM-5, which worked up to a damaging dose of 60 sleep (total dose of 140 sleep), to “fresh” TVSM-6 to continue irradiating the samples to a maximum dose of 200 sleep.
Использование однократной перестановки контейнера ВК-2 и двукратной перестановки контейнера ВК-3 с идентичными образцами различного вида (таблицы 1 и 2) позволяет получить набор фиксированных величин повреждающих доз для образцов каждого вида, изменяющихся по высоте контейнеров в широких диапазонах.The use of a single permutation of a VK-2 container and a double permutation of a VK-3 container with identical samples of different types (Tables 1 and 2) allows us to obtain a set of fixed values of damaging doses for samples of each type, varying in height of containers in wide ranges.
2 - ** конечная доза облучения образцов в составе ВК-1, ВК-2 и ВК-3.
3 - * «свежие» ТВСМ.Note: 1 - permutations of VK in “fresh” TVSM are indicated by arrows;
2 - ** final dose of irradiation of the samples as part of VK-1, VK-2 and VK-3.
3 - * "fresh" TVSM.
Таким образом, для каждой кассеты с образцами, размещенной на одном из 26 уровней по высоте контейнеров ВК-1, ВК-2, ВК-3, достигаются различные величины повреждающих доз, включая максимальные дозы 80, 140, 200 сна, по которым строятся дозные зависимости комплекса свойств, отражающих радиационную стойкость конструкционных материалов, а по результатам сравнительных испытаний и исследований пяти различных видов образцов в исходном и облученном состояниях выбирается наилучший вариант по химическому составу, термической обработки с наилучшим комплексом физических, механических, теплофизических и коррозионных свойств.Thus, for each cartridge with samples placed on one of 26 levels in height of containers VK-1, VK-2, VK-3, various damaging doses are achieved, including the maximum doses of 80, 140, 200 sleep, according to which dose the dependence of the set of properties reflecting the radiation resistance of structural materials, and according to the results of comparative tests and studies of five different types of samples in the initial and irradiated states, the best option is selected for the chemical composition, heat treatment with the best set HMAC physical, mechanical, thermal and corrosive properties.
Размещение контейнеров с образцами в ячейках одного ряда активной зоны, равноудаленных от центральной ячейки, с одинаковой интенсивностью нейтронного потока обеспечивает достоверность полученных результатов исследования облученных образцов. Полномасштабный объем исследований большого количества образцов пяти различных видов (305 шт.), облученных в составе каждой из трех выемных контейнеров, повышают надежность обоснованного выбора конструкционного материала с наилучшим сочетанием эксплуатационных характеристик.Placing containers with samples in cells of one row of the active zone equidistant from the central cell with the same neutron flux intensity ensures the reliability of the results of studies of irradiated samples. The full-scale scope of studies of a large number of samples of five different types (305 pcs.) Irradiated in each of the three removable containers increases the reliability of the justified choice of structural material with the best combination of operational characteristics.
Способ облучения и исследования образцов и описанное выше устройство выемного контейнера позволяют получить образцы перспективных материалов, которые используются для исследования радиационной стойкости при облучении нейтронными потоками высокой интенсивности в условиях активной зоны промышленного реактора на быстрых нейтронах при повреждающих дозах свыше 80 сна. Способ позволяет провести облучение образцов до 140-200 сна за счет их дополнительного облучения в материаловедческих тепловыделяющих сборках со свежим ядерным топливом, которые загружаются в реактор БН-600 при перегрузке.The method of irradiation and research of samples and the device of the removable container described above make it possible to obtain samples of promising materials that are used to study radiation resistance when irradiated with high intensity neutron fluxes in the active zone of an industrial fast neutron reactor at damaging doses of more than 80 sleep. The method allows irradiation of samples up to 140-200 sleep due to their additional irradiation in materials science fuel assemblies with fresh nuclear fuel, which are loaded into the BN-600 reactor during overloading.
Полученные в результате исследования значения характеристик по каждому образцу соотносят с температурой и повреждающей дозой его облучения нейтронами, которые определяют расчетным путем в зависимости от размещения образца по высоте контейнера, т.е. по высоте активной зоны реактора на быстрых нейтронах. На основе полученных данных устанавливают дозно-температурные зависимости физико-механических свойств материалов в условиях промышленного реактора на быстрых нейтронах.The values of characteristics obtained as a result of the study for each sample are correlated with the temperature and the damaging dose of neutron irradiation, which are determined by calculation, depending on the placement of the sample along the height of the container, i.e. the height of the reactor core on fast neutrons. Based on the data obtained, the dose-temperature dependences of the physicomechanical properties of materials in an industrial fast neutron reactor are established.
Особенностью методики является существенные ограничения по количеству и размерам облучаемых образов, размещаемых в контейнере диаметром 30 мм. Жесткие ограничения диаметра контейнера связаны как с геометрией ТВС БН-600, так и с условием внесения минимальных изменений в распределение температуры и интенсивности нейтронного потока по высоте контейнера по сравнению с указанными распределениями в центре штатной ТВС реактора БН-600. Указанное обстоятельство обуславливает необходимость максимального повышения информативности и достоверности таких дорогостоящих исследований радиационной стойкости материалов для активной зоны реактора на быстрых нейтронах. В заявленном способе и устройстве для его осуществления это достигается описанным выше структурированием размещения образцов по высоте контейнера, которые распределены по трем зонам облучения, связанным с температурой теплоносителя и распределением мощности нейтронного потока в активной зоне реактора.A feature of the technique is significant restrictions on the number and size of irradiated images placed in a container with a diameter of 30 mm. Strict restrictions on the diameter of the container are associated both with the geometry of the BN-600 fuel assemblies and with the condition of making minimal changes to the temperature and neutron flux distribution over the height of the container compared with the indicated distributions in the center of the standard fuel assemblies of the BN-600 reactor. This circumstance necessitates the maximum increase in the information content and reliability of such expensive studies of the radiation resistance of materials for the fast neutron reactor core. In the claimed method and device for its implementation, this is achieved by the above-described structuring of the placement of samples along the height of the container, which are distributed over three irradiation zones associated with the temperature of the coolant and the distribution of the neutron flux power in the reactor core.
Claims (9)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012152743/07A RU2507725C1 (en) | 2012-12-07 | 2012-12-07 | Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012152743/07A RU2507725C1 (en) | 2012-12-07 | 2012-12-07 | Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2507725C1 true RU2507725C1 (en) | 2014-02-20 |
Family
ID=50113402
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012152743/07A RU2507725C1 (en) | 2012-12-07 | 2012-12-07 | Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2507725C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH09218291A (en) * | 1996-02-13 | 1997-08-19 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Method for evening temperature of irradiation sample and capsule for storing irradiation sample |
| RU9332U1 (en) * | 1998-07-07 | 1999-02-16 | Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов | DEVICE FOR IRRADIATION OF SAMPLES IN A NUCLEAR REACTOR |
| KR20030016472A (en) * | 2001-08-20 | 2003-03-03 | 한국원자력연구소 | Instrumented Capsule for Materials Irradiation Tests in Research Reactor |
| KR20110032211A (en) * | 2009-09-22 | 2011-03-30 | 한국원자력연구원 | Capsule for materials irradiation tests at a low temperature in research reactor and apparatus having the same |
-
2012
- 2012-12-07 RU RU2012152743/07A patent/RU2507725C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH09218291A (en) * | 1996-02-13 | 1997-08-19 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Method for evening temperature of irradiation sample and capsule for storing irradiation sample |
| RU9332U1 (en) * | 1998-07-07 | 1999-02-16 | Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов | DEVICE FOR IRRADIATION OF SAMPLES IN A NUCLEAR REACTOR |
| KR20030016472A (en) * | 2001-08-20 | 2003-03-03 | 한국원자력연구소 | Instrumented Capsule for Materials Irradiation Tests in Research Reactor |
| KR20110032211A (en) * | 2009-09-22 | 2011-03-30 | 한국원자력연구원 | Capsule for materials irradiation tests at a low temperature in research reactor and apparatus having the same |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| M.M. Hall Jr. et al. Stress state dependence of in-reactor creep and swelling. Part 2: Experimental Results. Journal of nuclear materials, 2010, v.396, p.119-129. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2507725C1 (en) | Investigation method of radiation rack of structural materials, and container for its implementation | |
| KR101071416B1 (en) | Capsule for high-temperature irradiation | |
| Grosse et al. | Neutron imaging investigations of the secondary hydriding of nuclear fuel cladding alloys during loss of coolant accidents | |
| Petrie et al. | Miniature Fuel Irradiations in the High Flux Isotope Reactor | |
| US20150098485A1 (en) | Device for generating a high temperature gradient in a sample comprising optical monitoring means | |
| RU2510537C1 (en) | Device for testing materials in nuclear reactor | |
| Abou-Sena et al. | Development of the IFMIF tritium release test module in the EVEDA phase | |
| Rempe et al. | ATR NSUF instrumentation enhancement efforts | |
| US20130259181A1 (en) | Device for Generating a High Temperature Gradient in a Nuclear Fuel Sample | |
| RU2533749C1 (en) | Device for testing materials in nuclear reactor | |
| Stergar et al. | LEXUR-II-LBE an irradiation program in lead–bismuth to high dose | |
| Brumovský | WWER RPV Surveillance Programs | |
| Ferry et al. | The LORELEI test device for LOCA experiments in the Jules Horowitz reactor | |
| Murugan et al. | Irradiation testing of structural materials in fast breeder test reactor | |
| Kim et al. | Assessment of Lead Loop Design and Demonstration of a Generic Closed Loop Modeling for System Analysis | |
| RU2781552C1 (en) | Ampoule irradiation device for reactor research | |
| Longest et al. | Design of spectrally tailored fusion reactor materials experiments in the HFIR RB∗ capsule irradiation facility | |
| Blanchet et al. | Assessment of irradiation performance in the Jules Horowitz Reactor (JHR) using the CARMEN measuring device | |
| RU2515516C1 (en) | Ampoule irradiating device | |
| Bailey et al. | Design of the Universal Neutron Irradiator | |
| Shestak et al. | Analysis of fuel clad double-side oxidation and secondary hydriding under LOCA conditions in IFA-650.2 test | |
| Murugan et al. | In-reactor experiments in Fast Breeder Test Reactor for assessment of core structural materials | |
| RU2524683C1 (en) | Device for testing materials in nuclear reactor | |
| Murugan et al. | Irradiation testing of zirconium alloys and stainless steel in fast breeder test reactor, India | |
| Pichlmaier et al. | FRM II: Extension of Core Component Lifetime by Application of Fracture Mechanics |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20170522 |