Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Распухание направляющих гильз стержней СУЗ быстрых реакторов в неоднородных температурных и радиационных полях

04.04.2015 2015 - №01 Материалы и ядерная энергетика

С.И. Поролло Ю.В. Конобеев Ф.А. Гарнер

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.1.07

УДК: 621.039.54

Исследовались формоизменение и распухание направляющих гильз стержней СУЗ реакторов БН-350 и БОР-60 после отработки ими заданного ресурса. Измерение диаметра гильзы ТК реактора БН-350 по высоте АЗ после облучения проводилось в двух взаимно перпендикулярных положениях через 50 – 100 мм с точностью 0,1 мм. Размер гильзы АЗ реактора БОР-60 в различных сечениях по высоте АЗ замерялся по ребрам и посередине граней. Распухание материала гильз измерялось методом гидростатического взвешивания.

Исследования показали, что облучение направляющей гильзы стержня температурной компенсации (ТК) в реакторе БН-350 до максимальной повреждающей дозы 65 сна приводит к ее значительному искривлению (максимальная стрела прогиба 15 мм) и изменению диаметра. В районе центра АЗ в одном из направлений наблюдалось увеличение размера гильзы на 6%, а в перпендикулярном направлении – уменьшение размера на 2.4%.

Облучение направляющей гильзы стержня аварийной защиты (АЗ) реактора БОР-60 до максимальной дозы 120 сна приводит к значительному увеличению размера шестигранной трубы по ребрам и уменьшению размера шестигранника посередине грани.

Деформация направляющих гильз стержней СУЗ происходит в результате неоднородного распухания материала гильз (аустенитных нержавеющих сталей ЭП-150 и Х18Н9) по высоте, периметру и толщине стенки. Градиент распухания приводит к появлению в материале гильзы значительных внутренних напряжений, под действием которых в результате радиационной ползучести уменьшаются ее исходные размеры. Высокий уровень остаточных напряжений в сочетании с полным охрупчиванием может приводить к разрушению гильзы даже в отсутствие внешних нагрузок.

Ссылки

  1. Cawthorne C., Fulton E.J. Voids in Irradiated Stainless Steel // Nature. –1967. Vol. 216. No.
  2. PP. 575-576.
  3. Norris D.I.R. Voids in Irradiated Metals (Part I) // Radiation Effects. – 1972. Vol. 14. PP. 1-37.
  4. Norris D.I.R. Voids in Irradiated Metals (Part II) // Radiation Effects. – 1972. Vol. 15. PP. 1-22.
  5. Быков В.Н., Вахтин А.Г., Дмитриев В.Д., Конобеев Ю.В., Костромин Л.Г., Реутов В.Ф. Исследование распухания конструкционных сталей карбидной зоны реактора БР-5 // Атомная энергия. – 1973. – Т. 34. – Вып. 4. – С. 247-250.
  6. Лихачев Ю.И., Прошкин А.А., Щербакова Ж.Н. / Труды Физико-энергетического института. –М.: Атомиздат, 1974.
  7. Foster J., Boltax A., Observation of swelling-irradiation creep interaction at low values of swelling with CW 316 SS // J. Nucl. Mater. – 1991. Vol. 183. PP. 115-123.
  8. Flinn J.E., MсVay G.L., Walters L.C. In-reactor deformation of solution annealed type 304L stainless steel // J. Nucl. Mater. – 1977. Vol. 65. PP. 210-223.
  9. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах – М.: Энергоатомиздат, 1986.
  10. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А.. Платонов П.А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов – М.: Энергоатомиздат, 1995.
  11. ГОСТ 5632-72. С.17.
  12. Красноселов В.А., Косенков В.М., Лобода Е.М. и др. Материаловедческое исследование гильзы компенсирующего стержня реактора БОР-60 после облучения флюенсом 1.6⋅1023 нейтр./см2 (Е > 0,1 МэВ) // Атомная энергия. – 1978. – Т. 44. – Вып. 3. – С. 228-231.
  13. Голованов В.Н., Повстянко А.В., Неустроев В.С. и др. Материаловедческие исследования гильзы СУЗ реактора БОР-60 // Атомная энергия. – 1985. – Т. 59. – Вып. 4. –С. 289-290.
  14. Щербак В.И , Костромин Л.Г., Дмитриев В.Д. Влияние перепада температуры на распухание стали Х18Н9 по стенке гильзы СУЗ // Атомная энергия. – 1985. – Т. 47. – Вып. 5. – С. 336-337.

быстрый реактор распухание радиационная ползучесть гильзы СУЗ градиент температуры повреждающая доза