Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита

• Автор: Харьков, Дмитрий Викторович
• Шифр специальности: 01.04.07
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 126 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1. Конструкция, условия эксплуатации и критерии работоспособности графитовой кладки РБМК

1.2. Свойства графита в исходном состоянии

1.2.1. Кристаллическая структура графита

1.2.2. Технология получения, особенности структуры и свойства реакторного графита ГР -

1.3. Влияние облучения на свойства реакторного графита

1.3.1. Радиационные дефекты в графите

1.3.2. Размерные изменения реакторного графита

1.3.3. Связь радиационного формоизменения поли-и

монокристаллического графита
1.3.4. Теплоемкость и теплопроводность реакторного графита
1.3.5. Тепловой коэффициент линейного расширения (TKJIP)
1.3.6. Модуль упругости и предел прочности
1.3.7. Радиационная ползучесть
Выводы по главе
ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ, МЕТОДИКИ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ И ПОСЛЕРЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ
2.1. Образцы
2.2. Конструкции облучательных устройств
2.2.1. Конструкция ОУ БГ-5, 6, 7 для облучения непогруженных образцов графита в реакторе БОР-
2.2.2. Конструкция ОУ БГ-9 для облучения нагруженных образное графита в реакторе БОР-бО
2.3. Облучение образцов
2.3.1. Определение флюенса быстрых нейтронов при дозиметрическом сопровождении облучения ОУ
2.3.2. Определение температуры облучения образцов
2.4. Методики материаловедческих исследований
2.4.1. Методики исследования размерных изменений и физических свойств графита
2.4.2. Методики исследования теплофизических свойств графита
2.4.3. Методики исследования механических свойств
Выводы по главе
ГЛАВА 3. РАДИАЦИОННОЕ ФОРМОИЗМЕНЕНИЕ ГРАФИТА
3.1. Влияние флюенса нейтронов на размеры графита
3.2. Влияние температуры облучения и направления вырезки образцов на параметры формоизменения
3.3. Влияние исходных размеров на радиационное формоизменение
Выводы по главе
ГЛАВА 4. ИЗМЕНЕНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ГРАФИТА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ
4 Л. Изменение теплоемкости при облучении
4.2. Зависимость теплопроводности от флюенса нейтронов
4.3. Зависимость теплопроводности от температуры измерения
4.4. Зависимость коэффициента теплопроводности от температуры облучения
4.5. Изменение ТКЛР графита при облучении
Выводы по главе
ГЛАВА 5. ИЗМЕНЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ

5.1. Динамический модуль упругости
5.2. Механические свойства графита при растяжении
5.2.1. Механические свойства при растяжении в исходном состоянии
5.2.2. Изменение механических свойств при растяжении после облучения
Выводы по главе
ГЛАВА 6. РАДИАЦИОННАЯ ПОЛЗУЧЕСТЬ
Выводы по главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
Приложение
Перечень сокращений

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы
В настоящее время в России эксплуатируется 11 энергоблоков с реакторами РБМК на трех АЭС - Ленинградской, Курской и Смоленской, вклад которых в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет около 50 %. Введенные в эксплуатацию в разное время (с 1973 по 1990 г.), они имеют 30-летний назначенный срок службы, и к настоящему моменту часть реакторов уже полностью выработала назначенный ресурс. Графитовая кладка (ГК), выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтопригодным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.
Исследования отдельных кернов, выбуренных из графитовых блоков (ГБ) кладок реакторов после эксплуатации в течение 30 лет показали, что состояние кладки удовлетворительное и позволяет продолжать эксплуатацию реактора, в связи с чем возник вопрос об обосновании нового увеличенного ресурса кладки.
Существует два взаимосвязанных подхода к определению и прогнозированию технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки.
Первый - основанный на информации, получаемой непосредственно на эксплуатируемом реакторе. Сюда относятся данные по величине телескопического соединения трактов, искривлению графитовой ячейки, целостности ГБ, диаметре внутреннего отверстия ГБ, исследованию кернов, выбуренных из ГБ кладки.
Второй подход - использование расчётных методов, основанных на Базе данных по радиационной стойкости реакторного графита и Кодах расчёта напряжённо-деформированного состояния (НДС) элементов ГК, целью которых является описание радиационно-индуцированных процессов в ГК и определение тех же свойств графита, измеряемых непосредственно на кладке (1 подход).
X, Вт/(М'“С)
Температура, °С

к, Вт/(м °С)

Температура, СС

Рис. 1.10 Зависимость коэффициента теплопроводности реакторного графита от температуры облучения в перпендикулярном (а) и параллельном (б) направлении относительно оси формования: флюенс нейтронов, м2: 0(1); 2 1024 (2); 5-1024 (3); 2-1075 (4); 5-1025 (5)
Установлено, что для всех графитовых материалов теплопроводность определяется транспортом фононов в направлении вдоль базисных плоскостей, которые рассеиваются на препятствиях, таких как границы зерен и дефекты решетки [46]. Это позволяет для описания теплопроводности графита применить уравнение Дебая:
= АСр1 и, (1.6)
где коэффициент теплопроводности; Л - геометрический фактор; Ск-
удельная теплоемкость при постоянном давлении;
средний свободный
пробег фонона; и - скорость распространения упругих колебаний, обусловливающих передачу тепловой энергии.
Средний свободный пробег фононов в облученном графите можно представить состоящим из трех компонент [18]:

= 1
I к Iи к
(1.7)
где 4, /„, 4 - средние длины свободного пробега фононов, обусловленные