Влияние облучения на реакторные материалы

Влияние облучения на реакторные материалы [c.229]

В посвященной вопросам радиационного материаловедения монографии С. Т. Конобеевского Действие облучения на материалы (1965 г.) рассматриваются атомные столкновения при воздействии различных видов облучения, возникающие при этом дефекты строения кристаллических тел и их связь со свойствами реакторных материалов. Однако графиту уделено в ней всего несколько страниц. В изданной позднее на русском языке книге Б. Келли Радиационное повреждение твердых тел (1970 г.) подробно изложена теория каскада смещений и рассмотрены результаты прямого наблюдения дефектов облучения. Однако вопросы, касающиеся влияния облучения на материалы, рассматриваются лишь в отношении связи радиационных дефектов с изменением различных свойств этих материалов. [c.7]

Полищук В. Ф. и др. Влияние реакторного облучения на термоэлектрические материалы. — Физика и техника полупроводников , т. 2, вып. [c.255]

Изучение влияния реакторного облучения на кратковременную и длительную прочность и пластичность, а также на другие механические свойства конструкционных материалов при различных видах силового и теплового воздействий, установление уравнений состояния различных материалов и получение критериев их прочности, учитывающих эффект влияния радиационного облучения. [c.663]

Вестон [84] приводит результаты измерений термического расширения для некоторых реакторных конструкционных материалов после облучения в течение месяца. Исследовали алюминий, алюминиевые сплавы, никель и нержавеющие стали. Все материалы, кроме никеля и нержавею-ш,их сталей, обнаружили небольшие изменения длины и термического расширения в результате облучения. Хотя эти результаты не являются окончательными, считается, что, перед тем как материал будет использован в реакторе, нужно изучить влияние длительного облучения на его свойства. [c.274]

Во время облучения оболочки твэлов, являющиеся основным объектом исследования реакторного повреждения, и тонкие слои материала, распухающие при ионном облучении, находятся под напряжением. Следовательно, при прогнозировании поведения материалов в рабочих условиях реактора, в частности поведения материала оболочек твэлов, на основании результатов исследования распухания ненапряженных образцов и имитационных экспериментов необходимо учитывать влияние напряжения на развитие радиационного распухания. [c.154]

Опубликованные работы, посвященные исследованию радиационного роста реакторных материалов, можно разбить на две группы. К первой из них следует отнести исследования, в которых изучаются принципиальные вопросы, касающиеся физики происходящих процессов и направленные на выяснение механизма явления. Ко второй группе относятся работы, опубликованные на основе результатов различных технологических испытаний топливных и конструкционных материалов, которые направлены на выяснение степени пригодности последних в условиях эксплуатации реакторов конкретного типа. Как правило, эти работы представляют определенный физический интерес, но часто не могут быть однозначно интерпретированы вследствие неучтенного влияния на деформацию образцов отдельных неконтролируемых параметров облучения (колебания температуры, внешние напряжения, влияние материала покрытия и т. д.), а также исходного состояния самих образцов. В связи с этим обзор экспериментальных данных будет ограничен главным образом работами первой группы. [c.186]

В работе [47] исследовано также влияние реакторного облучения на изменение ТЭДС. Полученные результаты показали, что эта характеристика слабо изменялась в процессе облучения. Исследовалось влияние у-излучения на механические свойства термоэлектрических материалов. Образцы облучались на кобальтовой установке при мощности дозы 750—800 рад сек и температуре 47—50° С (табл. 4.7). [c.78]

При написании книги авторы, обобщив результаты как отечественных, так и зарубежных исследований по графиту, предложили методы, позволяющие расчетным путем оценивать радиационные изменения некоторых свойств реакторного графита. Большое внимание уделено влиянию пористости и степени совершенства кристаллической структуры графитовых материалов (в основном отечественного производства) на их физикомеханические свойства как в исходном состоянии, так и после облучения. [c.8]

Было установлено, что структурные несовершенства, вызванные облучением, оказывают сильное влияние на скорость окисления, причем наиболее интенсивно реакция протекает вблизи пор и по границам зерен. Образование межузельных атомов в кристаллической решетке, как полагают в работах [127, 216], способствует реакции окисления, однако единая то ка зрения на это отсутствует. Противоречивость литературных данных не позволяет представить весь процесс взаимодействия графита с газовым потоком в целом и тем более судить о реакции окисления графита в нейтронном поле. На каталитическое действие структурных дефектов, вызванных облучением нейтронами и способствующих окислению, указано в работе [200]. В предварительно облученном реакторном графите скорость окисления возрастает в шесть раз по сравнению с необлученным материалом. [c.208]

Исследования влияния скорости смещения атомов и каскад-ности повреждения на скорость радиационного распухания материалов пока не завершились разработкой методики переноса результатов имитационных экспериментов на условия реакторного облучения. Предполагается, что эта проблема может быть решена в рамках корреляционных экспериментов [102, 103]. [c.143]

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]

Превосходные прочностные и крипповые свойства никелевых сплавов в области температур 650—980° С делают их перспективным материалом для применения при высоких температурах. Однако чтобы доказать их пригодность в качестве реакторных материалов, нужно исследовать влияние облучения быстрыми нейтронами на указанные свойства. [c.261]

В работе [46] исследовалось влияние реакторного излучения на электропроводность, ТЭДС и сопротивление сжатию термоэлектрических материалов на основе теллурида германия, легированного висмутом, медью и сурьмой, а также бинарных сплавов РЬТе, легированных РЫз и Pb l2. Образцы приготовлялись методом порошковой металлургии и в течение длительного времени отжигались для снятия неоднородности свойств прессованных материалов. Измерения электрических параметров (электрической проводимости и ТЭДС) проводились как в процессе облучения в реакторе, так и после облучения. [c.77]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...