Реактор флюенс нейтронов

Эксперименты, выполняемые с целью получить данные об изменении свойств материалов элементов конструкции активной зоны проектируемых и строящихся ядерных реакторов, обычно проводят в исследовательских реакторах. Естественно, условия облучения в этих экспериментах, как правило, не полностью соответствуют условиям эксплуатации. Следует также отметить, что при радиационных испытаниях воздействует комплекс факторов спектр, плотность потока и флюенс нейтронов, осколки деления, -кванты, температура, влияние окружающей среды и т. п., — их необходимо учитывать для объяснения экспериментальных результатов. В то же время само облучение и определение условий, в которых оно происходило, проводятся исследователями различным образом. Это обстоятельство затрудняет сопоставление данных, полученных разными авторами. В связи с этим целесообразно рассмотреть как конструктивные особенности внутриреакторных устройств для облучения образцов графита, так и методы определения и сопоставления условий облучения. [c.75]

Получение информации о воздействии радиации на исследо-ванные материалы является основной задачей радиационного материаловедения. При проведении экспериментов в ядерном реакторе решение этой задачи усложняется комплексным воздействием различных факторов плотности потока, флюенса нейтронов, спектра нейтронов и потока -у-квантов. Хотя для объяснения экспериментальных результатов необходимо знать-все эти факторы, некоторые из них вообще не контролируются, а измерение других производится исследователями различным образом. [c.95]

Облучение флюенсом >10 ° нейтр./см вызывает увеличение параметра с, размеры ОКР уменьшаются. Затем процесс стаби- лизируется. Относительное изменение параметров кристаллической решетки графита с и а в зависимости от флюенса нейтронов при различной температуре показано на рис. 3.3. Как видно из графика, зависимости относительного изменения параметров решетки от флюенса имеют монотонный характер. Однако есть работы (например, [189]), в которых изменение Ас/с в процессе облучения происходило ступенчато. Можно предположить, что уменьшение скорости изменения Ас/с в определенные периоды облучения (ступеньки) вызвано объединением небольших скоплений атомов в более крупные комплексы при достижении некоторой критической концентрации дефектов. Облучение в реакторах, обладающих различными спектрами излучения, также может вызвать несогласованность результатов изменения [c.103]

В предыдущих главах описано воздействие флюенса нейтронов и температуры на образцы графита относительно небольших размеров. Для массивных графитовых элементов кладки радиационно-термическое воздействие имеет ряд особенностей, что обусловлено пространственным распределением нейтронного потока и температуры как по кладке в целом, так и по отдельным блокам. Радиационные эффекты весьма сильнО зависят от температуры, поэтому в центральной части кладки реактора, температура которой сравнительно высока, накопление радиационных нарушений значительно меньше, чем на периферии кладки, где температура графита ниже. [c.238]

На основании анализа литературных данных и нашего опыта в табл. 2 перечислены первоочередные, с нашей точки зрения, задачи для фундаментальных теоретических и экспериментальных исследований, а также задачи организационного плана, на решение которых в настоящее время целесообразно направить усилия исследователей. Из указанных задач особое значение имеет проблема имитации реакторных повреждений на специальных устройствах. По-видимому, в настоящее время это одна из наиболее важных задач радиационного материаловедения. Важность ее вытекает прежде всего из того, что на данном этапе не существует источников нейтронов, которые бы позволили за приемлемое время набирать флюенс нейтронов, соответствующий ожидаемому в быстром реакторе (1—3-10 б/см ). Длительность испытания в действующих реакто- [c.14]

Особенностью конструкции интегрального реактора является расположенный между его корпусом и активной зоной большой заполненный водой зазор, выполняющий роль радиационной защиты. В результате флюенс нейтронов снижается до [c.159]

На основании результатов исследования образцов — свидетелей корпусной стали и данных фактического состава металла корпуса, в первую очередь сварного шва, расположенного в районе активной зоны, были предложены конструктивные и технологические изменения, которые позволяют без опасений реализовать проектный ресурс корпусов. Были разработаны меры как по уменьшению вероятности попадания относительно холодной воды на корпус реактора, так и снижению интегрального потока нейтронов (флюенса) на корпус. [c.95]

Поток быстрых нейтронов в проектируемых быстрых реакторах-размножителях будет составлять около 10 н/см с, что примерно на три порядка выше, чем в тепловых реакторах. Высокие значения нейтронных потоков и флюенса в быстрых реакторах создают для реакторного материаловедения новые, чрезвычайно сложные проблемы. [c.9]

Одним из основных явлений, ограничивающих работоспособность материалов при больших флюенсах быстрых нейтронов, является вакансионное распухание, открытое английскими учеными в 1967 г. За время кампании реактора обусловленное образованием пор распухание нержавеющих сталей, из которых изготавливаются оболочки твэл, может составлять 20% и более. [c.9]

При разработке быстрых реакторов в расчеты закладывают величину радиационного распухания, оцененную методом экстраполяции реакторных данных до проектных доз. Метод прост и удобен в обращении. Имеется большое число эмпирических уравнений, используемых различными авторами (см. раздел 3.3). Такой подход требует лишь сведений о зависимости радиационного распухания от флюенса, интенсивности нейтронного потока, напряжения и температуры, но не связан с необходимостью сколь-нибудь детального изучения и понимания структуры возникающих повреждений. [c.180]

В процессе гамма- и реакторного облучения электрокерамических материалов в зависимости удельного объемного сопротивления от мощности дозы при малых флюенсах наблюдается отсутствие влияния нейтронной составляющей и изменение значения радиационной проводимости целиком определяется у-излучением. При этом для керамических диэлектриков Д имеет порядок единицы. В качестве примера на рис. 27.5 приведена зависимость удельного объемного сопротивления электротехнического фарфора М-23 от мощности дозы -излучения. Точки в диапазоне 0,25—38 Гр/с получены при чистом у-облучении в диапазоне до 8,5 10 Гр/с при смешанном у-нейтронном облучении па стационарных реакторах и остальные точки на импульсных реакторах. Аналогичные кривые получены для всех основных керамических материалов, применяемых в электротехнической промышленности. Эмпирические формулы, позволяющие вести расчет радиационной проводимости в диапазоне от О до 10 Гр/с, имеют вид [c.322]

АЭ-метод оказался плодотворным также при испытаниях на термическую усталость циркониевых оболочек тепловыделяющих элементов для энергетических атомных реакторов типа ВВЭР-1000 как в исходном, так и в облученном большими флюенсами быстрых нейтронов (более 10 нейтрон / м ). [c.250]

Как отмечалось выше, большое значение при измерении температуры в реакторах имеет вопрос стабильности градуировочных характеристик средств измерения в условиях ионизирующих излучений большой мощности. Термометры, расположенные в активной зоне, подвергаются воздействию нейтронного потока, осколков деления, электронов и других частиц, воздействию -излучения. В результате этого может происходить изменение структуры, состава и соответственно изменение физических свойств и метрологических характеристик термометров. В термоэлектрических термометрах под влиянием радиации могут возникать временные отклонения выходного сигнала и длительные, или интегральные, отклонения. Временные отклонения наблюдаются Б термометрах при воздействии излучения и исчезает при прекращении излучения при неизменной измеряемой температуре. Длительные или интегральные отклонения выходного сигнала термометра имеют место при длительном воздействии излучения, когда термометр набрал определенный флюенс излучения (количество ионизирующих частиц). Эти отклонения выходного сигнала термометра остаются и при прекращении излучения при постоянной измеряемой температуре. Интегральное отклонение вызывается, как правило, радиационным перерождением отдельных элементов, входящих в состав термоэлектродов. Это отклонение не может быть снято термообработкой электродов. [c.77]

Погрешность определения деформации радиационной ползучести обусловлена неоднородностью материала по прочности, степени совершенства кристаллической структуры, текстуры. Наряду с этим имет место некоторая неточность в определении величины передаваемой на каждый образец нагрузки, темпе-оатуры и флюенса нейтронов при работе реактора на разных [c.144]

Последний вывод весьма важен, так как интервал температуры 800—1200° С является. серьезным барьером на пути применения графита из-за интенсивного вторичного распухания при небольших флюенсах нейтронов, возможность работы графита в области температуры выше l500° при ресурсе, превышающем 10 2 нейтр./см , может дать хорошую перспективу развития высокотемпературных энергетических реакторов. [c.189]

Рис. 6.9. Зависимость радиационного увеличения высоты кладки ДЯ реактора BNL от флюенса нейтронов. (Зубцы на кривой характеризуют эффект отжига пунктиром показано предполагаемое изменение высоты в отсутст- вне отжига [226, № 462].)

Облучение при флюенсе нейтронов и температуре, соответствующих помещенным на рис. 6.26, должно приводить к уменьшению усадки блока по высоте от центра блока к периферии и вызывать больщую усадку на гранях с больщей температурой. Изменения высоты блоков, полученные экспериментально, согласуются с этим предположением. Четыре блока после испыта-иия в реакторе имели продольные трещины, некоторые из трещин [c.256]

Автор, Л.М.Билый и др. [148] исследовали докритический рост трещин и характер разрушения корпусных теплоустойчивых сталей 15Х2МФА и 15Х2НМФА на воздухе и в среде борного регулирования при 80°С с учетом частоты деформирования и асимметрии цикла нагружения. Известно [201, 202], что в процессе эксплуатации под воздействием флюенса нейтронов происходит повышение предела текучести и критической температуры хрупкости. Например, у металла корпусов водно-водяных реакторов к концу срока эксплуатации это изменение может характеризоваться приростом а<ц2 на 300 МПа, т.е. повышением категории прочности стали с КП 60 До КП 100 [203]. Поэтому образцы изготавливали из сталей с указанными категориями прочности путем соответствующей термической обработки. [c.128]

Дисперсный состав урана в теплоносителе первого контура реактора ИВВ-2М изучали с использованием полиядерных фильтров (ПЯФ). Серии проб теплоносителя объемом 0,5 1,0 2,0 л, отобранные в разные периоды времени в течение полугода при стационарном режиме работы реактора, прокачивали через колонку с последовательно расположенными ПЯФ с диаметрами пор 2,0 1,0 0,5 0,2 0,1 0,05 мкм и приблизительно одинаковой пористостью (4—6%). Материал ПЯФ — лавсан толщиной 10 мкм. Скорость прокачки воды 2,0 л/ч. Концентрация в теплоносителе в этот период времени изменялась в диапазоне от 15 до 150 нг/л. Концентрацию урана определяли с использованием пластиковых трековых детекторов (ПТД) во влажном варианте метода [1], а массу на ПЯФ — с использованием метода ПТД в так называемом сухом варианте, т. е. когда ПЯФ плотно обжимался с обеих сторон трековыми детекторами на период облучения тепловыми нейтронами до флюенса 2-10 — 6-10 см . При максимальном флюенсе нейтронов масса [c.133]

На рис. 5.10 приведена зависимость изменения нуклидного состава в урановом топливе реактора PWR, имеющем начальное обогащение 3,44 %, от флюенса нейтронов. [c.130]

В начальный период развития ядерной энергетики в реакторах на тепловых нейтронах двухцелевого назначения (например, в английских магноксовых и французских реакторах на природном уране), имевших невысокую энергонапряженность и малую глубину выгорания, широко использовалось и продолжает использоваться металлическое урановое топливо. Ныне на всех строящихся и эксплуатируемых АЭС с легководными и тяжеловодными реакторами применяется преимущественно керамическое (оксидное) топливо. Причины этого перехода — несовместимость металлического урана с водой, что будет иметь место в случае разгерметизации твэлов, и нестабильность размеров уранового топлива при облучении, особенно в услввиях большой глубины выгорания топлива, высоких флюенсов нейтронов и температур. [c.314]

В настоящее время все большую актуальность приобретает экспериментальное определение характеристик трещиностойкости биметаллических элементов конструкций, работающих в условиях, при которых возможно возникновение хрупких состояний (длительная работа корпусов реакторов АЭС при температурах, приводящих к деформационному старению, срабатывание САЗ, флюенс нейтронов, наличие дефектов в сварных швах и т.п.). В связи с этим проведены испытания образцов по схеме трехточечного изгиба как в изотермических, так и в неизотермических условиях при наличии сквозных поднаплавочных, краевых (см. рис. 5.10) и поверхностных полуэл-липтических (см. рис. 5.8) дефектов реальных размеров. [c.153]

Дальнейшее повышение экономической эффективности использования топлива, в частности в реакторах ВВЭР, с обеспечением среднего выгорания до 55...60 МВт-сут/кг урана и 5-6-летних кампаний при достижении флюенса нейтронов (Ф) до (2...5) 10 н/см и с внедрением режима маневрирования мощностью в реакторах напрямую связаны с необходимостью увеличения ресурсных характеристик циркониевых изделий для использования их в составе ТВС (оболочки твэлов, дис-танционирующие решетки, направляющие и центральные каналы). Дяя новых условий эксплуатации бинарные сплавы с ниобием не имеют необходимого запаса свойств, особенно по сопротивлению деформированию в результате радиационных ползучести и роста, а также упругим характеристикам для обеспечения размерной стабильности и целостности твэлов и ТВС (распухание, удлинение, искривление). [c.364]

Существенное влияние на прочность материалов оказывает нейтронное облучение. Оно приводит к распуханию материала, а при низких температурах — к его охрупчиванию. В результате возникает нижний предел по рабочей температуре материала, определяемой значением температуры при которой начинается переход к хрупкому поведению материала (при снижении температуры испытаний). В табл. 4.9 приведены граничные рабочие температуры материалов, наиболее широко применяемых при конструировании реакторов Токамак [23]. Обзор имеющихся данных по воздействю флюенса нейтронов деления на свойства конструкционных материалов содержится в монографии [24 [c.102]

При переходе от тепловых реакторов к быстрым и в будущем к термоядерным реакторам значение данной группы явлений радиационной повреждаемости материалов не уменьшится, а возрастет. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что переход к более энергонапряженным реакторам приводит к росту механических напряжений в элементах конструкции, а с другой — переход потребует работы материалов при потоках и флюенсах быстрых нейтронов, на два-три порядка более высоких, чем в случае тепловых реакторов. В этих условиях должны в значительно большей степени [c.11]

Тепловой Быстрый реактор реактор Рабочая температура, °С. . . . =300 300—700 Максимальный флюенс быстрых нейтронов, нсйтр/м , [c.341]

Облучение вызывает образование во внутренних объемах зерен металла округлых предвыделений весьма малых размеров (2-3 нм), обогащенных атомами меди, гомогенно распределенными в объеме зерен. Их плотность при флюенсе 9xl0 нейтрон/см достигает 2x10 см . Плотность радиационных дефектов возрастает с увеличением флюенса быстрых нейтронов и составляет 10 см при флюен-сах быстрых нейтронов, типичных для реакторов ВВЭР-440. [c.188]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...