RU2682238C1 - Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements - Google Patents
Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements Download PDFInfo
- Publication number
- RU2682238C1 RU2682238C1 RU2018116765A RU2018116765A RU2682238C1 RU 2682238 C1 RU2682238 C1 RU 2682238C1 RU 2018116765 A RU2018116765 A RU 2018116765A RU 2018116765 A RU2018116765 A RU 2018116765A RU 2682238 C1 RU2682238 C1 RU 2682238C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- creep
- core
- tungsten
- temperature
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- H—ELECTRICITY
- H01—ELECTRIC ELEMENTS
- H01J—ELECTRIC DISCHARGE TUBES OR DISCHARGE LAMPS
- H01J45/00—Discharge tubes functioning as thermionic generators
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам реакторных испытаний высокотемпературных вентилируемых твэлов в составе ампульного облучательного устройства и может быть использовано при разработке конструкции и обосновании ресурса высокотемпературных, например, термоэмиссионных твэлов космической ЯЭУ.The invention relates to nuclear engineering, and more specifically, to methods of reactor tests of high-temperature ventilated fuel rods as part of an ampoule irradiation device and can be used in the design and justification of the resource of high-temperature, for example, thermionic fuel rods of space nuclear power plants.
Ресурсное поведение термоэмиссионного твэла во многом определяется характеристиками ползучести используемых материалов оболочки и топлива. Наиболее сложной при этом является задача определения характеристик ползучести диоксида урана, которые могут существенно изменяться в ресурсе, так как эксплуатация термоэмиссионного твэла сопровождается структурными изменениями диоксида, характер которых определяется уровнем и распределением температуры в тепловыделяющем сердечнике. При характерных режимах эксплуатации термоэмиссионного твэла в зоне сердечника со стороны оболочки имеет место 2-3 кратный рост исходных равноосных зерен диаметром 10-30 мкм и образование в центральной по сечению зоне сердечника вытянутых в радиальном направлении столбчатых зерен с диаметральным размером 200-300 мкм и длиной 500-3500 мкм. В наиболее напряженных твэлах зона столбчатых зерен может распространяться на все поперечное сечение сердечника.The resource behavior of a thermionic fuel element is largely determined by the creep characteristics of the shell and fuel materials used. The most difficult task is to determine the creep characteristics of uranium dioxide, which can significantly change in the resource, since the operation of a thermionic fuel rod is accompanied by structural changes in the dioxide, the character of which is determined by the level and temperature distribution in the fuel core. Under typical operating conditions of a thermionic fuel rod in the core zone from the cladding side, there is a 2-3-fold increase in the initial equiaxed grains with a diameter of 10-30 μm and the formation in the central section of the core zone of radially elongated columnar grains with a diametrical size of 200-300 microns and a length 500-3500 microns. In the most stressed fuel rods, the zone of columnar grains can extend to the entire cross section of the core.
Столбчатая структура диоксида оказывает наибольшее влияние на деформационное поведение твэла, так как скорость его ползучести в области низких напряжений, характерных для высокотемпературного твэла, обратно пропорциональна диаметральному размеру зерна [1].The columnar structure of the dioxide has the greatest effect on the deformation behavior of a fuel element, since its creep rate in the low-stress region characteristic of a high-temperature fuel element is inversely proportional to the diametrical grain size [1].
Поскольку структурные изменения диоксида урана являются термически активируемым процессом, разработана технология получения перестроенной структуры во внереакторных условиях путем переконденсации диоксида в условиях электронагрева. Полученные по этой технологии образцы диоксида урана с перестроенной структурой использовались для определения характеристик ползучести при изотермических испытаниях [1]. Образец помещался в установку для испытаний на сжатие, подвергался воздействию заданного сжимающего напряжения, после чего определялось изменение его размера и на его основе вычислялись характеристики ползучести.Since structural changes in uranium dioxide are a thermally activated process, a technology has been developed to obtain a restructured structure in non-reactor conditions by re-condensing the dioxide under electric heating conditions. Samples of uranium dioxide with a rearranged structure obtained using this technology were used to determine the creep characteristics during isothermal tests [1]. The sample was placed in a compression testing apparatus, subjected to a given compressive stress, after which its size was determined and creep characteristics were calculated on its basis.
Недостатки указанного способа определения характеристик ползучести диоксида урана с перестроенной структурой состоят в следующем:The disadvantages of this method for determining the creep characteristics of uranium dioxide with a rebuilt structure are as follows:
• В испытаниях используются только структурно однородные образцы в соответствии с возможностями способа переконденсации.• Only structurally homogeneous samples are used in the tests in accordance with the capabilities of the recondensation method.
• В испытаниях используются только изотермические образцы, что приводит к несоответствию напряженного состояния в рассматриваемой базовой конструкции твэла и в испытуемом образце.• Only isothermal samples are used in the tests, which leads to a mismatch of the stress state in the considered basic fuel element design and in the test sample.
• В способе не отражено влияние потока и спектра нейтронов, которые могут оказывать существенное влияние на характер структурных изменений диоксида урана.• The method does not reflect the influence of the neutron flux and spectrum, which can have a significant effect on the nature of structural changes in uranium dioxide.
Известен также способ реакторных испытаний модельных тепловыделяющих элементов, содержащих топливный сердечник с оболочкой, нанесенной на него горячим прессованием под высоким газовым давлением, обеспечивающим механическое взаимодействие под облучением оболочки и распухающего сердечника, включающий их размещение в ампульном облучательном устройстве, облучение при температуре ≤850°C и измерение диаметральной деформации их оболочек [2]. По результатам измерений определяли скорость ползучести топлива, используя также известные значения сопротивления ползучести оболочки и скорости распухания топлива. Скорость распухания при указанных низких температурах облучения определяется твердыми продуктами деления, достоверно оценивается расчетным методом и поэтому считается известной величиной. Этот способ по большинству существенных признаков является наиболее близким к заявляемому и принят в качестве прототипа.There is also known a method for reactor tests of model fuel elements containing a fuel core with a casing, applied by hot pressing under high gas pressure, providing mechanical interaction under irradiation of the casing and swelling core, including their placement in an ampoule irradiating device, irradiation at a temperature of ≤850 ° C and measuring the diametrical deformation of their shells [2]. Based on the measurement results, the creep rate of the fuel was determined using also the known values of the creep resistance of the shell and the rate of fuel swelling. The swelling rate at the indicated low irradiation temperatures is determined by solid fission products, is reliably estimated by the calculation method, and therefore it is considered a known quantity. This method is by most essential features is the closest to the claimed and adopted as a prototype.
Основной недостаток прототипа заключается в ограниченной по температуре (≤850°C) области применимости, так как при повышении температуры испытаний до рабочей температуры термоэмиссионного твэла (≥1400°C) распухание топлива происходит за счет газообразных продуктов деления, при этом скорость распухания возрастает более, чем на порядок [3], зависит от сформированной структуры и требует поэтому экспериментального определения, но в прототипе такая возможность не реализуется.The main disadvantage of the prototype is its limited applicability range, since as the test temperature rises to the operating temperature of the thermionic fuel rod (≥1400 ° C), the fuel swells due to gaseous fission products, and the swelling rate increases more than by an order of magnitude [3], it depends on the formed structure and therefore requires experimental determination, but in the prototype this possibility is not realized.
Задачей настоящего изобретения является разработка способа реакторных испытаний высокотемпературного вентилируемого твэла на основе диоксида урана, позволяющего определить характеристику ползучести топливного сердечника в реакторных условиях с учетом штатного распределения температуры в диапазоне 1400-1800°C и структурных зон в тепловыделяющем сердечнике.The objective of the present invention is to develop a method for reactor tests of a high-temperature ventilated fuel element based on uranium dioxide, which allows to determine the creep characteristic of the fuel core in reactor conditions, taking into account the standard temperature distribution in the range of 1400-1800 ° C and structural zones in the fuel core.
Поскольку при характерных напряжениях в диоксиде урана термоэмиссионного твэла скорость ползучести 
Поставленная задача решается тем, что в способе реакторных испытаний высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов, включающем их размещение в ампульном облучательном устройстве, облучение и измерение диаметральной деформации их оболочек, согласно изобретению в ампульном облучательном устройстве размещают пары твэлов натурных диаметральных размеров базовой конструкции с одинаковыми сердечниками из диоксида урана и оболочками из разных материалов: монокристаллического молибдена и из вольфрама или жаропрочного сплава тугоплавких металлов, обладающего скоростью ползучести, равной 10-4-10-3 от скорости ползучести монокристаллического молибдена, проводят облучение твэлов в диапазоне 1400-1800°C, при этом температуры между соседними парами твэлов выбирают отличающимися на 100-150°C, и по результатам измерений далее определяют интегральный коэффициент ползучести топливного сердечника по формуле:The problem is solved in that in the method of reactor tests of high-temperature ventilated fuel elements, including their placement in an ampoule irradiation device, irradiation and measurement of the diametrical deformation of their shells, according to the invention, pairs of full-sized diametrical fuel elements of a basic structure with identical dioxide cores are placed in an ampoule irradiation device uranium and shells from different materials: single-crystal molybdenum and from tungsten or heat-resistant alloy of refractory metals having a creep rate equal to 10 -4 -10 -3 of the creep rate of single-crystal molybdenum, the fuel elements are irradiated in the range of 1400-1800 ° C, while the temperatures between adjacent pairs of fuel elements are selected to be different by 100-150 ° C, and according to the measurement results, the integral creep coefficient of the fuel core is further determined by the formula:
гдеWhere
В (МПа-1ч-1) - интегральный коэффициент ползучести топливного сердечника;In (MPa -1 h -1 ) is the integral creep coefficient of the fuel core;
А - обобщенная безразмерная характеристика твэла, определяемая по формуле:A is a generalized dimensionless characteristic of a fuel element, determined by the formula:
R (мм) - наружный радиус оболочки;R (mm) is the outer radius of the shell;
r (мм) - внутренний радиус оболочки, равный наружному радиусу сердечника;r (mm) is the inner radius of the shell equal to the outer radius of the core;
rк (мм) - радиус центрального канала в сердечнике;r to (mm) is the radius of the Central channel in the core;
Воб (МПа-mч-1) - коэффициент ползучести вольфрама или жаропрочного сплава;In about (MPa- m h -1 ) is the creep coefficient of tungsten or heat-resistant alloy;
m (безразмерная величина) - показатель ползучести вольфрама или жаропрочного сплава;m (dimensionless quantity) is the creep rate of tungsten or heat-resistant alloy;
ΔD* (мм) - измеренная деформация оболочки из монокристаллического молибдена;ΔD * (mm) - measured deformation of the shell of single-crystal molybdenum;
ΔD (мм) - измеренная деформация оболочки из вольфрама или жаропрочного сплава;ΔD (mm) - the measured deformation of the shell of tungsten or heat-resistant alloy;
τ (ч) - время испытаний.τ (h) is the test time.
Указанная формула получена на основе аналитического рассмотрения задачи термомеханического взаимодействия сердечника с указанными типами оболочек.The indicated formula is obtained on the basis of an analytical consideration of the problem of thermomechanical interaction of the core with the indicated types of shells.
Данные по деформации оболочек, по меньшей мере, трех одновременно испытанных при различных температурах вентилируемых твэлов с оболочкой из вольфрама или жаропрочного сплава и такого же количества твэлов с оболочкой из монокристаллического молибдена определяют температурную зависимость интегрального коэффициента ползучести топливного сердечника.Data on the deformation of the shells of at least three ventilated fuel elements with a tungsten or heat-resistant alloy shell and the same number of fuel elements with a single-crystal molybdenum shell simultaneously tested at different temperatures determines the temperature dependence of the integral creep coefficient of the fuel core.
Сущность предложенного технического решения иллюстрируется при помощи чертежа, на котором схематично изображен продольный разрез ампульного облучательного устройства.The essence of the proposed technical solution is illustrated using the drawing, which schematically shows a longitudinal section of an ampoule irradiation device.
Ампульное устройство содержит герметичный корпус 1, в котором с радиальным зазором последовательно размещены пары вентилируемых твэлов 2 и 3, включающие топливный сердечник из диоксида урана и оболочку. При этом оболочка у твэлов 2 выполнена из вольфрама или из жаропрочного сплава тугоплавких металлов, а у твэлов 3 - из монокристаллического молибдена. Внутренняя полость ампульного устройства соединена с испытательным стендом газовым трактом 4, что позволяет проводить отвод выделившихся газообразных продуктов деления из облучательного устройства.The ampoule device comprises a sealed
Испытания в соответствии с предложенным способом осуществляются следующим образом. Во всех модельных твэлах 2 и 3 топливный сердечник в процессе распухания нагружает и деформирует оболочку. При этом в твэле 2 прочная оболочка перераспределяет часть объемных изменений диоксида урана, вызванных распуханием, в центральный канал сердечника, в то время как у твэлов 3 такое перераспределение практически отсутствует, а деформация оболочки определяется свободным распуханием диоксида урана, что позволяет поэтому вычислить кроме того скорость свободного распухания по величине измеренной деформации оболочки.Tests in accordance with the proposed method are as follows. In all
Необходимая разность температур испытываемых пар твэлов 2 и 3 может быть обеспечена, например, выбором величины радиального зазора между корпусом ампулы и оболочкой твэла для каждой пары твэлов. В качестве жаропрочного сплава может быть использован, например, сплав Mo+(3-6) % масс. Nb, отвечающий заданным требованиям по скорости ползучести.The necessary temperature difference between the tested pairs of
В способе использован тот факт, что материальный состав и прочностные характеристики используемых оболочек практически не влияют на структурные изменения в диоксиде урана, но в то же время позволяют определить свободное распухание диоксида в твэле с оболочкой из монокристаллического молибдена по величине ее деформации из-за возможности практически беспрепятственного расширения распухающего сердечника и деформацию при частичном перераспределении распухания в свободный объем твэла (например, центральный канал в сердечнике), когда проявляются характеристики ползучести диоксида. Как видно из приводимой формулы, знание этих деформаций позволяет однозначно определить искомый интегральный коэффициент ползучести, который определяет деформационное поведение твэла, а также является входной характеристикой комплексной математической модели ресурсного поведения высокотемпературного твэла, например, [4].The method uses the fact that the material composition and strength characteristics of the shells used practically do not affect structural changes in uranium dioxide, but at the same time they allow determining the free swelling of the dioxide in a fuel rod with a shell of single-crystal molybdenum by the value of its deformation due to the possibility of practically unobstructed expansion of the swelling core and deformation during the partial redistribution of the swelling in the free volume of the fuel rod (for example, the central channel in the core) when creep characteristics are dioxide. As can be seen from the given formula, knowledge of these strains allows us to uniquely determine the desired integral creep coefficient, which determines the deformation behavior of a fuel rod, and is also an input characteristic of a complex mathematical model of the resource behavior of a high-temperature fuel element, for example, [4].
Следует отметить, что решение поставленной задачи по предлагаемому способу не требует обязательного проведения трудоемких и дорогостоящих исследований структурного состояния и характеристик ползучести составляющих структуры диоксида урана при послереакторных исследованиях. Этот сопутствующий технический результат достигается за счет возможности получить интегральную характеристику ползучести топливного сердечника непосредственно в разрабатываемом твэле. Более того, предложенный способ дает полезный результат по непосредственной отработке конструкции, так как способ реализуется при реакторных испытаниях твэлов базовой конструкции с натурными диаметральными размерами.It should be noted that the solution of the problem of the proposed method does not require the implementation of laborious and expensive studies of the structural state and creep characteristics of the components of the structure of uranium dioxide in post-reactor studies. This concomitant technical result is achieved due to the ability to obtain the integral creep characteristic of the fuel core directly in the fuel rod under development. Moreover, the proposed method gives a useful result for direct testing of the structure, since the method is implemented during reactor tests of fuel elements of the basic design with full-size diametrical dimensions.
Сведения, подтверждающие возможность реализации изобретения.Information confirming the possibility of implementing the invention.
В соответствии с заявленным изобретением в ампульном облучательном устройстве размещаются три пары твэлов натурных диаметральных размеров базовой конструкции с сердечниками из диоксида урана. При этом в каждой паре твэлов оболочки выполняются из монокристаллического молибдена и, например, сплава Mo + (3-6) % масс. Nb, обладающего скоростью ползучести, равной 10-4-10-3 от скорости ползучести монокристаллического молибдена.In accordance with the claimed invention in the ampoule irradiating device are placed three pairs of fuel elements of natural diametrical dimensions of the base structure with cores of uranium dioxide. Moreover, in each pair of fuel rods, the claddings are made of single-crystal molybdenum and, for example, Mo + alloy (3-6)% of the mass. Nb having a creep rate equal to 10 -4 -10 -3 of the creep rate of single-crystal molybdenum.
Облучение твэлов проводится в диапазоне 1400-1800°C, при этом температуры между парами твэлов отличаются на 100-150°C, т.е составляют, например, 1400-1450°C для первой пары, 1550-1600°C для второй и 1700-1750°C для третьей. Эта разность температур испытываемых пар твэлов обеспечивается выбором величины радиального зазора между корпусом ампулы и оболочкой твэла для каждой пары твэлов.The irradiation of fuel rods is carried out in the range of 1400-1800 ° C, while the temperatures between the pairs of fuel rods differ by 100-150 ° C, i.e., for example, are 1400-1450 ° C for the first pair, 1550-1600 ° C for the second and 1700 -1750 ° C for the third. This temperature difference of the tested fuel element pairs is provided by the choice of the radial clearance between the ampoule body and the fuel element cladding for each fuel element pair.
В обоснование полезности и возможности реализации предложенного сопоставим результаты определения интегрального коэффициента ползучести топливного сердечника В, полученные на основе реакторных испытаний вентилируемого термоэмиссионного твэла в составе наземного прототипа ЯЭУ [5], и результаты испытаний на ползучесть диоксида во внереакторных условиях [6]. Сравнение проведем при одинаковых температурных условиях, при которых в топливном сердечнике сохраняется однородная равноосная структура зерен, и поэтому сопоставляемые варианты наиболее близки по структурному состоянию диоксида урана.In support of the usefulness and feasibility of the implementation of the proposed, we compare the results of determining the integral creep coefficient of the fuel core B obtained on the basis of reactor tests of a vented thermionic fuel rod as a part of a ground prototype nuclear power plant [5], and the results of tests for creep of dioxide under non-reactor conditions [6]. We will carry out the comparison under the same temperature conditions under which a uniform equiaxed grain structure is preserved in the fuel core, and therefore the compared variants are closest in the structural state of uranium dioxide.
В реакторных испытаниях [5] были реализованы следующие условия и режимы:In the reactor tests [5], the following conditions and conditions were implemented:
- продолжительность испытаний - 5⋅103 ч,- test duration - 5 --10 3 h,
- скорость распухания - 1,2⋅10-5 ч-1,- swelling rate - 1.2⋅10 -5 h -1 ,
- средняя температура топлива - 1630°C,- average fuel temperature - 1630 ° C,
- коэффициент ползучести оболочки из монокристаллического молибдена с покрытием из вольфрама - Воб=5,91⋅10-9(МПа)-4,9ч-1,- creep coefficient of a shell of single-crystal molybdenum coated with tungsten - In about = 5.91-10 -9 (MPa) -4.9 h -1 ,
- деформация оболочки в сечении твэла, где преимущественно сохранилась равноосная структура зерен - 0,35 мм.- sheath deformation in the cross section of a fuel element, where the equiaxed grain structure — 0.35 mm — was mainly preserved.
По результатам испытаний [5] был определен интегральный коэффициент ползучести В топливного сердечника по приведенной в заявке формуле, который составил 4,7⋅10-5 (МПа)-1ч-1. Интегральный коэффициент ползучести В для тех же температурных условий, определенный по скорости ползучести диоксида урана с равноосной структурой зерен во внереакторных условиях [6] составлял (2-4)-10-5 (МПа)-1ч-1.According to the test results [5], the integral creep coefficient B of the fuel core was determined according to the formula given in the application, which amounted to 4.7⋅10 -5 (MPa) -1 h -1 . The integral creep coefficient B for the same temperature conditions, determined by the creep rate of uranium dioxide with equiaxed grain structure under non-reactor conditions [6], was (2-4) -10 -5 (MPa) -1 h -1 .
Полученные результаты определения В достаточно близки, что подтверждает действительную применимость предложенного способа реакторных испытаний.The results of determination of B are quite close, which confirms the valid applicability of the proposed method of reactor tests.
Полезность способа состоит в том, что он не имеет ограничений на состояние структурных зон в топливном сердечнике; во всех случаях сердечник проявляет себя при взаимодействии с оболочкой через интегральный коэффициент ползучести. Для реализации предложенного способа не требуется проведение послереакторных исследований твэлов, поэтому способ является экспрессным и может быть использован при реакторной отработке твэла, особенно в сочетании с нейтронографическим контролем деформационного поведения твэла.The usefulness of the method lies in the fact that it has no restrictions on the state of structural zones in the fuel core; in all cases, the core manifests itself when interacting with the shell through the integral creep coefficient. For the implementation of the proposed method, post-reactor studies of the fuel elements are not required, therefore, the method is express and can be used in reactor mining of a fuel element, especially in combination with neutron diffraction control of the deformation behavior of a fuel element.
ЛитератураLiterature
1. Гриднев А.А., Джаландинов Д.Н., Зубарев П.В., Панов А.С. Исследование высокотемпературной ползучести крупнозернистого диоксида урана - Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 1, с. 27-29.1. Gridnev A.A., Jalandin D.N., Zubarev P.V., Panov A.S. Study of the high-temperature creep of coarse-grained uranium dioxide - Atomic Energy, 1985, v. 59, no. 1, p. 27-29.
2. Brucklacher D., Dienst W. Creep Behaviour of Ceramic Nuclear Fuels under Neutron Irradiation - Journal of Nuclear Materials, 1972, v. 42, p. 285-296.2. Brucklacher D., Dienst W. Creep Behavior of Ceramic Nuclear Fuels under Neutron Irradiation - Journal of Nuclear Materials, 1972, v. 42, p. 285-296.
3. Чабб У., Сторхок В., Келлер Д, Факторы, влияющие на распухание ядерного топлива при высоких температурах. - Атомная техника за рубежом, 1972, №2, с. 8-22.3. Chubb W., Storhock W., Keller D, Factors affecting the swelling of nuclear fuel at high temperatures. - Nuclear technology abroad, 1972, No. 2, p. 8-22.
4. Nikolaev Yu.V., Gontar A.S., Sotnikov V.N. et al. Complex Computational Investigation of Single-Element TFE Time-Dependent Behaviour with Consideration for Mutual Influence of Lifetime Limiting Processes. - Proc. 30 IECEC, Orlando, 1995, v. 1, pp. 637-6424. Nikolaev Yu.V., Gontar A.S., Sotnikov V.N. et al. Complex Computational Investigation of Single-Element TFE Time-Dependent Behavior with Consideration for Mutual Influence of Lifetime Limiting Processes. - Proc. 30 IECEC, Orlando, 1995, v. 1, pp. 637-642
5. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной H.H., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. - М., Энергоатомиздат, 1987.5. Degaltsev Yu.G., Ponomarev-Stepnoy H.H., Kuznetsov V.F. The behavior of high-temperature nuclear fuel during irradiation. - M., Energoatomizdat, 1987.
6. Физическое материаловедение. Том 6, часть 2. Ядерные топливные материалы. М., НИЯУ МИФИ, 2011.6. Physical materials science. Volume 6,
Claims (14)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018116765A RU2682238C1 (en) | 2018-05-07 | 2018-05-07 | Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018116765A RU2682238C1 (en) | 2018-05-07 | 2018-05-07 | Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2682238C1 true RU2682238C1 (en) | 2019-03-18 |
Family
ID=65805922
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018116765A RU2682238C1 (en) | 2018-05-07 | 2018-05-07 | Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2682238C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114155983A (en) * | 2021-10-29 | 2022-03-08 | 中国核电工程有限公司 | Reactor model, reactor ventilation testing device and reactor ventilation testing method |
| RU2789006C1 (en) * | 2022-04-20 | 2023-01-26 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for controlling the background radiation meter of the fuel column of a fuel rod |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU109897U1 (en) * | 2011-06-23 | 2011-10-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | DEVICE FOR COMPARATIVE TESTS OF MATERIALS OF NUCLEAR ENGINEERING IN RESEARCH REACTOR |
| EP1922736B1 (en) * | 2005-09-09 | 2014-05-21 | Areva Np | Method of determining at least one technological uncertainty factor in respect of nuclear fuel elements and method of designing, method of producing and method of checking the corresponding nuclear fuel elements |
| RU2647486C1 (en) * | 2017-03-22 | 2018-03-16 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of testing high-temperature heat extinguishing elements |
-
2018
- 2018-05-07 RU RU2018116765A patent/RU2682238C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1922736B1 (en) * | 2005-09-09 | 2014-05-21 | Areva Np | Method of determining at least one technological uncertainty factor in respect of nuclear fuel elements and method of designing, method of producing and method of checking the corresponding nuclear fuel elements |
| RU109897U1 (en) * | 2011-06-23 | 2011-10-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | DEVICE FOR COMPARATIVE TESTS OF MATERIALS OF NUCLEAR ENGINEERING IN RESEARCH REACTOR |
| RU2647486C1 (en) * | 2017-03-22 | 2018-03-16 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of testing high-temperature heat extinguishing elements |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Brucklacher D., Dienst W. Creep Behaviour of Ceramic Nuclear Fuels under Neutron Irradiation - Journal of Nuclear Materials, 1972, v. 42, p. 285-296. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114155983A (en) * | 2021-10-29 | 2022-03-08 | 中国核电工程有限公司 | Reactor model, reactor ventilation testing device and reactor ventilation testing method |
| RU2789006C1 (en) * | 2022-04-20 | 2023-01-26 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for controlling the background radiation meter of the fuel column of a fuel rod |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Clifton et al. | Determination of the critical-stress-intensity factor K Ic from internally pressurized thick-walled vessels: The critical-stress-intensity factor of thick-walled rock specimens is determined from the pressure at failure | |
| Gatt et al. | Experimental and numerical study of fracture mechanisms in UO2 nuclear fuel | |
| RU2682238C1 (en) | Method of reactor tests of high-temperature ventilated heat-recovering elements | |
| Gilbert et al. | In-reactor creep measurements | |
| Mayuzumi et al. | Creep deformation of an unirradiated Zircaloy nuclear fuel cladding tube under dry storage conditions | |
| Sawarn et al. | Study of clad ballooning and rupture behaviour of Indian PHWR fuel pins under transient heating condition in steam environment | |
| Rempe et al. | ATR NSUF instrumentation enhancement efforts | |
| Rempe et al. | New sensors for the advanced test reactor national scientific user facility | |
| Miller et al. | Iodine stress corrosion cracking of zircaloy: Laboratory data, a phenomenological model, and predictions of in-reactor behavior | |
| RU2647486C1 (en) | Method of testing high-temperature heat extinguishing elements | |
| Martin et al. | Postirradiation creep and stress rupture of Hastelloy N | |
| Arrestad | Fuel rod performance measurements and re-instrumentation capabilities at HALDEN project | |
| Yagnik et al. | Effect of hydride distribution on the mechanical properties of zirconium-alloy fuel cladding and guide tubes | |
| Rempe et al. | Advanced in-pile instrumentation for material and test reactors | |
| Foster et al. | Irradiation creep and irradiation stress relaxation of 316 and 304L stainless steels in thermal and fast neutron spectrum reactors | |
| Shirahatti et al. | Experiments to determine the influence of residual stress and elastic follow-up on creep crack initiation | |
| Murugan et al. | Irradiation testing of structural materials in fast breeder test reactor | |
| Pettersson et al. | Effect of irradiation on the strength, ductility, and defect sensitivity of fully recrystallized Zircaloy tube | |
| Stuckert et al. | Experimental results of the commissioning bundle test QUENCH-L0 performed in the framework of the QUENCH-LOCA program | |
| RU2323436C2 (en) | Mode of definition of changes of short-term mechanical properties of shells of heat giving off elements out of ferritic-martensite steel | |
| Deryavko | RADIATION HARDENING OF CARBIDE FUEL ELEMENTS | |
| Rempe et al. | New sensors for the advanced test reactor national scientific user facility | |
| White et al. | Low strain diameter expansion of internally pressurized Zircaloy-4 tubing at high temperatures (LWBR Development Program) | |
| Vagliente et al. | Application of the Reissner principle to the postbuckling of plates exposed to creep | |
| Yagnik et al. | Measurement of In-Reactor Stress Relaxation in Preirradiated Zirconium Alloys by Four-Point Bend Technique |