Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита

Харьков, Дмитрий Викторович

Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

Харьков, Дмитрий Викторович АВТОР

кандидата технических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Димитровград МЕСТО ЗАЩИТЫ

2011 ГОД ЗАЩИТЫ

01.04.07 КОД ВАК РФ

Диссертация по физике на тему «Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита»

Автореферат диссертации на тему "Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита"

На правах рукописи

Харьков Дмитрий Викторович

ВЛИЯНИЕ ВЫСОКОДОЗИОГО НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ НА ИЗМЕНЕНИЕ ФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА

Специальность: 01.04.07 - физика конденсированного состояния

484810

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 |!ЮН 2011

Ульяновск - 2011

4848100

Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт

атомных реакторов» (ОАО «ГНЦ НИИАР») и на кафедре физического материаловедения ГОУ ВПО Ульяновский государственный университет

Научный руководитель:

кандидат физико-математических наук Покровский Александр Сергеевич

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Виргильев Юрий Сергеевич

кандидат физико-математических наук Козлов Дмитрий Владимирович

Ведущая организация:

Национальный исследовательский ядерный университет Московский инженерно-физический институт (НИЯУ МИФИ)

Зашита диссертации состоится 16 июня 2011 г. в 14 часов на заседании диссертационного совета Д 212.278.01 при ГОУ ВПО Ульяновский государственный университет по адресу: г. Ульяновск, ул. Набережная р. Свияги, 106, ауд. 703.

С диссертацией можно ознакомиться в научной библиотеке Ульяновского государственного университета, с авторефератом - на сайте вуза www.uni.ulsu.ru.

Автореферат разослан мая 2011 г.

Отзывы на автореферат просим направлять по адресу: 432000, г. Ульяновск, ул. Л. Толстого, 42, Ульяновский государственный университет,

Управление научных исследований.

Ученый секретарь диссертационного совета к.ф-м.н.

Вострецова Л.Н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. В настоящее время в России эксплуатируется И 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.

Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием расчетных кодов на основе базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, содержащейся в «Нормах расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов» (НГР) [1]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов не более 2,2-1026 м"2 (здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350-450 и 500-600 °С, что существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет немонотонный сложный характер, то детальная экстраполяция не является достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего экспериментального подтверждения.

Именно поэтому несколько лет назад концерн «Росэнергоатом» в рамках общей целевой программы Минатома РФ поставил задачу по обоснованию предельно достижимого срока службы графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Основным этапом работ по этой проблеме является создание обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, адаптированной к параметрам облучения активной зоны реактора РБМК, чем и обусловлена

высокая актуальность темы.

Для создания базы данных необходимо проведение исследований образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы флюенса и температуры, в пределах которых происходит обоснование ресурса, то есть до предельного флюенса около 3-Ю26 м"2 в интервале температур 450-650 °С.

Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок используются два основных критерия: размерная стабильность и трешинностойкость ГБ, которые, в свою очередь, определяются напряженно-деформированным состоянием (НДС) графитовой кладки. Многочисленные работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного расширения (TKJIP), модуль упругости, предел прочности, деформация радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при создании базы данных, содержащейся в НГР [1].

Цель и задачи работы. Целью работы является экспериментальное выявление влияния высокодозного нейтронного облучения на изменение размеров и основных теплофизических и физико-механических свойств образцов реакторного графита марки ГР-280 при температуре облучения 450640 °С до максимального флюенса нейтронов 3,3-1026 м"2 и создание базы данных по радиационной стойкости графита для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов РБМК.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

1. Получение и анализ экспериментальных данных по изменению размеров образцов графита, их основных теплофизических (коэффициента теплопроводности и ТКЛР) и физико-механических свойств (динамического и статического модуля упругости, предела прочности и предельной деформации при растяжении) при облучении в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м"2 и диапазоне температур 450-640 "С.

2. Получение и анализ экспериментальных данных по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении в интервале флюенса нейтронов (0,4-1,8)-1026 м'2 при температуре 530 °С.

3. Создание базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, которая будет использоваться для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Научная новизна:

1. Выявлены новые экспериментальные закономерности изменения размеров, коэффициента теплопроводности, TKJIP, динамического модуля упругости, механических свойств при растяжении (модуля упругости, предела прочности и предельной деформации) образцов реакторного графита ГР-280, облученных в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м"2 и диапазоне температур 450-640 "С.

2. Показано, что сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения вызывает увеличение прироста TKJIP нагруженных образцов до 50 % по сравнению с TKJ1P образцов-свидетелей. Данный эффект был учтен при определении значений скорости радиационной ползучести.

3. Получены новые экспериментальные данные по радиационной ползучести графита при сжатии с напряжением около 15 МПа в интервале флюенса нейтронов (0,4-1,8)-1026 м"2 при температуре 530 °С, и рассчитаны значения скорости деформации установившейся ползучести с учетом влияния нагрузки на TKJIP, которые составили (1,б±0,2)-10"29 и (2,5±0,3)-1029МПа"'-м2 в параллельном и перпендикулярном направлениях соответственно.

4. Получены новые экспериментальные данные по влиянию «масштабного фактора»: образцы с меньшими исходными размерами демонстрировали более высокую скорость радиационного формоизменения. Показано, что при флюенсах выше критического рост образцов происходит с постоянной скоростью.

Практическая значимость;

1. По результатам предварительных расчетов на основе расчетных кодов, разработанных в Инженерном центре прочности и материаловедения элементов ядерной техники (ИЦП МАЭ) с использованием данных по радиационной стойкости графита ГР-280, полученных в настоящей работе, показана возможность продления срока службы графитовых кладок свыше назначенных 30-ти лет минимум на 7 лет (акт об использовании результатов работы прилагается к диссертации).

2. Созданная база данных по радиационной стойкости графита ГР-280 войдет в состав новой версии «Норм расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов», на

основании которых будет уточнен ресурс графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Ф0, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 40-60 %. Увеличение температуры облучения от 450 °С до 640 °С приводит к уменьшению значений Ф0 и Фкр в среднем на 30 % и увеличению скорости роста образцов на третьей стадии VKp на 100 %. На радиационное формоизменение влияют исходные размеры образцов («масштабный фактор»): значения Ф0 и Фкр для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.

2. Зависимость коэффициента теплопроводности Я от флюенса носит трехстадийный характер: резкое падение к на 60-70 % при флюенсе около 0,1-1026м"2, последующее замедление темпа падения коэффициента теплопроводности, и ускорение темпов падения X при флюенсе около Фкр. Относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.

3. Изменение TKJTP с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: рост ТКЛР, не превышающий 20 %, до флюенса (0,5-0,7)-1026 м"2, последующее снижение, и повторный рост при флюенсах выше Фкр. Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения приводит к увеличению значения ТКЛР нагруженных образцов до 50 % относительно ТКЛР образцов-свидетелей.

4. Зависимости динамического модуля упругости Е и предела прочности сгр от флюенса имеют две стадии: рост значений Е и ор до 120 - 160 % и 120 - 200 % соответственно в зависимости от направления вырезки образцов и температуры облучения до флюенса (1,5-2,0)-1026 м"2 и снижение значений Е и стр при дальнейшем увеличении флюенса.

5. Зависимости исправленной с учетом влияния нагрузки на ТКЛР деформации ползучести при сжатии от флюенса являются линейными, значения скорости деформации ползучести на установившейся стадии составляют (1,6±0,2)-10"29 и (2,5+0,3)-10"29 МПа'-м2 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на международной конференции «Nuclear Materials 2010» (г. Карлсруэ, Германия, 2010 г.), всероссийских конференциях: на VIII, IX Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2007, 2009 г.), на отраслевых семинарах «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях» (г. Димитровград, 2004, 2008,2009 г.)

Личный вклад автора. Автором проводились подготовка реакторных экспериментов, разработка и усовершенствование методик послереакторных исследований графита. Основная, определяющая часть экспериментальных данных получена автором самостоятельно. Структура базы данных разработана с.н.с. ФИАН к.ф.-м.н. В.А. Нечитайло, программа-клиент для работы с базой данных разработана автором самостоятельно. Постановка задач и обсуждение результатов проводились совместно с научным руководителем.

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных облучательных устройств и материаловедческих исследовательских установок, воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.

Публикации. По материалам диссертации в различных изданиях опубликовано 6 печатных работ, в том числе одна в издании из Перечня ВАК.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 126 страницах, содержит 42 рисунка, 8 таблиц, список литературы из 82 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дана общая характеристика диссертационной работы, обоснована актуальность темы, изложены научная новизна и практическая значимость работы, сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе проведен анализ литературы по влиянию облучения на свойства реакторного графита.

Представлено описание графитовой кладки реакторов РБМК, условия эксплуатации и критерии работоспособности графита в этих реакторах. Рассмотрены особенности радиационного дефектообразования в графите, основные закономерности и механизмы изменения размеров, теплофизических и физико-механических свойств графита при нейтронном облучении. Представлены и проанализированы литературные данные по радиационной стойкости графита ГР-280.

Анализ литературы показал, что накоплен большой объем экспериментальных данных по изменению основных свойств реакторного графита марки ГР-280 при облучении в широких интервалах температуры и флюенса нейтронов. Однако, что касается температур облучения, характерных для эксплуатации графита в реакторах РБМК, то в наличии лишь данные, приведенные в ИГР [1], для двух интервалов температур 350-450 и 500-600 °С, ограниченные максимальным флюенсом 2,2-1026 м"2, который набирается графитом кладки примерно за 30 лет эксплуатации реактора. Также отмечено, что неопределенность температуры облучения в пределах интервала 100 °С слишком велика, так как изменение температуры облучения в указанных пределах приводит к весьма значительному изменению свойств графита.

Сделано заключение, что имеющийся в настоящее время объем экспериментальных данных по радиационной стойкости графита ГР-280 недостаточен для обоснования увеличенного ресурса графитовых кладок реакторов РБМК, в связи с чем необходимо проведение исследований радиационной стойкости графита в интервале температур 450-650 °С до флюенса около 3-1026 м"2. При этом для надежного прогнозирования необходимы зависимости от флюенса и температуры облучения в указанных интервалах следующих свойств образцов графита: размеров, коэффициента теплопроводности, TKJIP, модуля упругости, предела прочности, деформации радиационной ползучести.

Во второй главе приведены характеристики образцов графита, описаны методики реакторных испытаний и послереакторных исследований.

Образцы изготавливались из стандартных графитовых блоков с размерами 250x250x600 мм из монтажного запаса ЛАЭС и представляли собой вырезанные параллельно и перпендикулярно к оси формования блоков цилиндры диаметром 6-12 мм и длиной 5-50 мм.

Облучение образцов графита проводилось в специально разработанных облучательных устройствах (ОУ) в ячейках 4-го ряда активной зоны реактора БОР-бО. Всего в рамках работы было проведено облучение четырех ОУ в

реакторе БОР-бО: ОУ БГ-5, 6, 7 с ненагруженными образцами и ОУ БГ-9 с образцами под сжимающим напряжением около 15 МПа. Облучение каждой сборки проводилось в несколько этапов с промежуточными материаловедческими исследованиями образцов.

Температура облучения образцов определялась по мониторам из SiC, набранный флюенс нейтронов - по наведенной активности мониторов из 54Fe и 93Nb. Средняя температура облучения составила 450, 560, 640 и 530 °С для образцов из ОУ БГ-5, 6, 7 и 9 соответственно со среднеквадратическим отклонением, не превышавшим 20 °С. Интервалы набранного образцами флюенса нейтронов составили (0,5-3,3), (0,5-3,2), (0,5-2,1) и (0,4-1,8)'Ю26 м"2 для образцов, облучавшихся в ОУ БГ-5, 6, 7 и 9 соответственно. Погрешность определения флюенса составляла 10 %.

Материаловедческие исследования облученных образцов проводились в следующем объеме: измерялись размеры (длина и профиль), теплоемкость, коэффициент температуропроводности, TKJ1P, динамический модуль упругости, механические свойства при растяжении. Все использованные методики стандартны, все исследовательские установки аттестованы.

В третьей главе представлены результаты исследований радиационного формоизменения графита.

Размерные изменения графитовых блоков при облучении являются одним из основных факторов, ограничивающих срок службы графитовой кладки. Это связано с тем, что по достижении определенного флюенса происходит исчерпание технологических зазоров между блоками и технологическими каналами, что приводит к росту напряжений в графитовых блоках, их растрескиванию и, в конечном счете, к потере работоспособности графитовой кладки. Кроме того, искривление графитовых колонн, вызванное размерными изменениями, может приводить к изгибу технологических каналов и заклиниванию тепловыделяющих сборок.

Зависимости относительного изменения длины и объема образцов от флюенса представлены на рис.1, 2. На всех кривых условно можно выделить три стадии. На начальной стадии облучения происходит уменьшение размеров до определенного флюенса Ф0, при котором размеры образцов достигают минимума. При увеличении флюенса выше Ф0 размеры образцов увеличиваются с возрастающей скоростью и возвращаются к своему исходному значению при флюенсе Фкр, называемом критическим (вторая стадия). При дальнейшем увеличении флюенса выше Фкр увеличение размеров образцов идет практически с постоянной скоростью Укр (третья стадия).

lo-

ss 5 <

Тобл = 450 °С

06 мм 0 8 мм -Ь д

0-11 .-II

Д-Х А-Х А

— - ||, 350-450 °С [1]

---X, 350-450 °С [1] д А

А А

■ □ ■

оо * ■ ■ ■ " а

15 -i

S <

Т06л = 560 °С 06 мм 0 8 мм 4-Л

□-II "-II Д-1 А-Х А А

— - !!, 500-600 °С[1] —-X, 500-600 °С[1] А Л А А

д / а

ш и

T„6„ = 640 °C 06 мм 0 8 мм

□ -II II

Л-Х A-X

s <

A A А Ж

° Огд □ nD«

Ф, 10

,Z6 -2

Рис. I Зависимости относительного изменения длины образцов диаметром 6 и 8 мм, облученных при температуре 450 °С (а), 560 °С (б) и 640 °С (в), от флюенса нейтронов

£10 <

0 8 мм

□ - 450 °С А - 560 °С * - 640 °С

1 □ L

□

□ □

1 2 Ф, 10" м"!

Рис.2 Зависимости относительного изменения объема образцов диметром б мм (а) и 8 мм (б) от флюенса нейтронов

5 4

£ з

S 7J <1 2-

1 -

0 6 ММ 0 8 мм

□ - II II

д-1 А - JL

-В------

-д..

' 1 '

- А--__.

А.

'"-4 а

400

500 600

Тобл, С

700

3.5

2.5

1.5 -

-А-. "А.

0 6 мм 0 8 мм

□ -I! "-II

Д-± А-1

1.5

□ - 0 6 мм А - 0 8 мм

'i. 'О

- А

--Q-

400 500 600

Тл,, °С

700

Рис.3 Зависимости максимальной усадки (а), соответствующего ей флюенса (б), критического флюенса, определенного по длине (в) и объему (г), и скорости роста на 3-ей стадии (д) от температуры облучения

Таким образом, в первом приближении, зависимости изменения размеров образцов от флюенса нейтронов можно описать четырьмя величинами: максимальной усадкой (ДЩтах и соответствующим ей флюенсом Ф0; критическим флюенсом Фкр, при котором линейный размер либо объем образца возвращается к исходному значению; скоростью роста образцов при флюенсе, выше критического. На рис.3 представлены зависимости изменения этих параметров от температуры облучения.

Параметры радиационного изменения размеров сильно зависят от направления вырезки образцов, так для образцов диаметром 8 мм значение (А!/Г)тах в параллельном направлении примерно на 3 % больше, чем в перпендикулярном направлении, значения Ф0 и Ф*,, на 40-60% больше в параллельном направлении, чем в перпендикулярном.

Различия значений параметров в параллельном и перпендикулярном направлениях объясняется преимущественной ориентацией кристаллитов базисными плоскостями вдоль оси формования блока и анизотропией формоизменения кристаллитов (при облучении размеры кристаллитов уменьшаются в направлении вдоль базисных плоскостей и увеличиваются в перпендикулярном направлении). Считается, что на первом этапе облучения формоизменение кристаллитов аккомодируется технологическими порами и трещинами, возникающими при остывании заготовок графита после их графитации, по исчерпании аккомодирующей способности пор усадка образцов сменяется их ростом [2-4].

Увеличение температуры облучения от 450 °С до 640 °С приводит к ускорению размерных изменений: значение (М1)тах снижается примерно на 1 %, значения Ф0 и Фкр уменьшаются на 20-40 %, значение VKp увеличивается на 100 %.

Ускорение размерных изменений при увеличении температуры облучения объясняется увеличением скорости радиационного формоизменения кристаллитов, при этом ввиду того, что скорость размерных изменений зависит от размера кристаллита, причем тем сильнее, чем выше температура облучения, то возникают дополнительные внутренние напряжения, приводящие к образованию трещин при меньших значениях флюенса [5]. Кроме того, уменьшение флюенса и значения максимальной усадки связано со снижением эффекта упрочнения с ростом температуры облучения, в результате чего уменьшается величина напряжения, при котором начинается растрескивание.

Установлено существенное влияние исходных размеров образцов на их размерные изменения при облучении («масштабный фактор»): значения

(Al/l)max, Фо и Фкр значительно ниже для образцов диаметром 6 мм по сравнению с образцами диаметром 8 мм, так, например, значение Фкр, определенное по объему, для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше, чем для образцов диаметром 8 мм.

Согласно одной из моделей [6] влияние исходных размеров на радиационное формоизменение объясняется меньшим сдерживанием радиационного формоизменения кристаллитов, располагающихся вблизи поверхности.

Отмечено хорошее согласие зависимостей относительного изменения длины образцов диаметром 6 мм, облученных при температуре 450 и 560 °С, с ограниченными по флюенсу литературными данными для интервалов температуры облучения 350-450 и 500-600 °С [1] (рис.1).

Полученные в работе данные по радиационному формоизменению графита позволяют рассчитывать размерные изменения графитовых блоков при их эксплуатации до максимального флюенса 3,3-Ю26 м'2, соответствующего более чем 45 годам работы реактора. Кроме того, с использованием полученных в настоящей работе данных была разработана модель радиационного формоизменения графита [6], объясняющая влияние «масштабного фактора» на радиационное формоизменение и позволяющая корректно переносить результаты по размерным изменениям, полученным на образцах, на полномасштабные графитовые блоки.

В четвертой главе представлены результаты исследований теплофизических свойств облученного графита.

Теплоемкость графита мало изменяется после облучения - наблюдается уменьшение теплоемкости не более чем на 10 %, что находится в пределах погрешности измерения, причем не отмечено влияния температуры облучения на теплоемкость.

На рис.4,а-в представлены зависимости относительного изменения коэффициента теплопроводности X от флюенса нейтронов. В исходном состоянии значения X составляют 150 и 120 Вт/м-К в параллельном и перпендикулярном направлении соответственно. Различие значений X связано с преимущественным расположением кристаллитов базисными плоскостями вдоль оси формования блока и анизотропией теплопроводности кристаллитов (в направлении вдоль базисных плоскостей значение X на несколько порядков выше, чем в перпендикулярном направлении).

Наиболее резкое падение коэффициента теплопроводности X происходит при относительно малом флюенсе. Так, при флюенсе около 0,1-1026 м"2 значение X снижается на 60-70 % относительно исходного значения. Затем темп

снижения коэффициента теплопроводности с увеличением флюенса замедляется, и в интервале (0,7-1,5>1026 м"2 изменение X очень незначительно. При флюенсе, близком к критическому, происходит ускорение темпов падения коэффициента теплопроводности.

•100-L-.-,-,-,-.---100-Ц-.-,-■-,—

0 1 2 3 0 1 2 3

Ф, 1026 м2 Ф, 1026 м2

Ф, К^м2 ТЙЗМ,°С

Рис.4 Зависимости относительного изменения коэффициента теплопроводности Л при 20 °С образцов графита., облученных при 450 °С (а), 560 °С (б) и 640 °С (в), от флюенса и зависимость Л исходных и облученных при 560 t до флюенса 1,5-1026м2 образцов от температуры измерения (г)

Резкое снижение значения X на начальном этапе связано с уменьшением длины свободного пробега фононов за счет рассеяния фононов на возникающих радиационных дефектах [2]. Вторичное снижение при флюенсе выше критического связано, по-видимому, интенсивным трещинообразованием на стадии вторичного распухания.

Показано, что относительное изменение X не зависит от направления вырезки образцов (рис.4,а-в). В ряде работ, например [3], было показано, что так как значение X кристаллитов в направлении вдоль базисных плоскостей на несколько порядков выше, чем в перпендикулярном направлении, то коэффициент теплопроводности поликристаллического графита в произвольном направлении будет пропорционален значению X кристаллитов в направлении вдоль базисных плоскостей, и относительное изменение коэффициента теплопроводности не будет зависеть от текстуры. Таким образом, имея зависимость X от флюенса для образцов с одной текстурой, можно построить аналогичные зависимости для образцов с другими текстурами, зная их исходный коэффициент теплопроводности.

На рис.4,г показана зависимость X от температуры для исходных образцов и образцов после облучения при температуре 560°С до флюенса нейтронов 1,5-Ю26 м"2. Видно, что при увеличении температуры с 20 до 500 °С теплопроводность исходных образцов упала с 151 и 119 до 92 и 76 Вт/м-К в параллельном и перпендикулярном направлении соответственно. Теплопроводность облученных образцов с повышением температуры, напротив, увеличилась с 23 и 16 до 33 и 26 Вт/м-К соответственно. Качественно данный эффект объясняется на основании теории Дебая. В исходном состоянии снижение коэффициента теплопроводности с повышением температуры связано с уменьшением длины свободного пробега фононов за счет интенсификации фонон-фононного рассеяния. В облученном состоянии длина свободного пробега определяется рассеянием фононов на радиационных дефектах и практически не зависит от температуры, рост же значения X с повышением температуры связан с увеличением теплоемкости.

Наблюдается хорошее соответствие зависимостей коэффициента теплопроводности от флюенса, полученных в настоящей работе и приведенных в НГР [1] (рис.4,а,б).

Зависимости относительного изменения TKJTP, усредненного в интервале температуры 25 - 400 °С, от флюенса нейтронов представлены на рис.5.

Исходные значения ТКЛР составляют (2,5-3,5)-10^ К"1 и (3,5-4,5)-10"6 К"1 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно. Это различие связано с анизотропией ТКЛР кристаллитов (значение ТКЛР вдоль оси с кристаллитов ~ 24-Ю"6 К"1, вдоль оси а ~ -1-Ю"6 К"1) и преимущественной ориентацией кристаллитов базисными плоскостями вдоль оси формования блока.

Наблюдается сложный характер зависимости ТКЛР от флюенса, а именно: сначала происходит рост значения ТКЛР, не превышающий 20 %, до флюенса (0,5-0,7)-1026 м"2, после чего значение ТКЛР уменьшается и далее при флюенсе выше (1,5-2,0)-1026 м'2 снова начинает расти. Значение флюенса, при котором начинается вторичный рост ТКЛР, близко к значению критического флюенса. Отмечено, что увеличение температуры облучения приводит к смещению положений максимального и минимального значений коэффициента а в сторону меньших флюенсов.

В работе [3] было показано, что значение ТКЛР кристаллитов практически не изменяется относительно их исходных значений при облучении при температуре выше 300 °С, что связано с очень малыми изменениями параметров кристаллической решетки. Поэтому в нашем случае можно утверждать, что изменение ТКЛР связано с изменением микроструктуры поликристаллического графита (в основном пористой подсистемы), а не с изменением ТКЛР составляющих его кристаллитов.

1 <

-20

-40

D Ж

То6л = 450 "С! Аа

п - II !

Ж - 1

Ф, 10 м

26 „ -2

I <

-20

-40

[Той, = 640 °С

| D - II

° 1 I А -

О Ж Ж

□

□ □

1 2

Ф, 1026м"2

-20

-40

Тобл = 560°С| пд А □

° - II

I °,п .

Ф,10лм

|И„-2

5?40

ж * ж Тобл О = 530 °С II, СВИД.

ж ж Д -■ ■ I, СВИД. II, нагр.

■ ж Ж - -L, нагр.

■

ДД □ □ L t д СП а д о + г

1 2 3

Ф, 1026 м"2

Рис. 5 Зависимости относительного изменения ТКЛР образцов, облученных при температуре 450 °С (а), 560 °С (б), 640 °С (в) и 530 °С (г), от флюенса

Немонотонность изменения коэффициента а от флюенса нейтронов (наличие максимума и минимума) объясняется наличием нескольких конкурирующих процессов.

Радиационная деформация кристаллитов (рост вдоль кристаллографической оси с и сжатие в базисной плоскости) приводит к монотонному увеличению коэффициента а поликристаллического графита ввиду анизотропии TKJIP кристаллитов. Кроме того, деформация сопровождается заполнением межкристаллитных пор и снижением аккомодационной способности материала, что также приводит к увеличению TKJIP [7]. По исчерпании аккомодационного объема начинается механическое взаимодействие кристаллитов и их фрагментация. В результате развивается новая система трещин, и поэтому коэффициент а снижается.

Вторичный рост значения TKJIP при флюенсах выше критического может быть связан, во-первых, с ростом ТКЛР за счет радиационного формоизменения кристаллитов, и, во-вторых, с меньшим сдерживанием теплового расширения кристаллитов ввиду увеличения количества микротрещин на стадии вторичного распухания.

Выявлено сильное влияние нагрузки на изменение TKJIP при облучении (рис.5,г). Образцы, облучавшиеся под сжимающим напряжением 15 МПа при температуре 530 °С, демонстрируют значительно более высокие значения TKJIP по сравнению с ненагруженными образцами, особенно сильно этот эффект выражен для образцов перпендикулярной вырезки. Так при флюенсе около 0,6-1026 м"2 ТКЛР нагруженных образцов перпендикулярной вырезки увеличивается почти на 70 % по сравнению с исходным значением, тогда как для ненагруженных образцов при том же флюенсе ТКЛР увеличился на 20 %. Данный эффект объясняется, по-видимому, ускоренным закрытием исходной пористости, происходящим за счет радиационной ползучести под воздействием сжимающей нагрузки.

Полученные результаты по радиационному изменению теплофизических свойств совместно с данными по изменению модуля упругости и предела прочности необходимы для оценки работоспособности графитовой кладки по критерию трещиностойкости, согласно которому величина напряжений в блоке не должна превышать предел прочности.

Выявленное в настоящей работе сильное влияние напряжения на радиационное изменение ТКЛР позволяет выдвинуть требование о необходимости учета данного эффекта при расчетах НДС блоков, кроме того,

этот эффект необходимо учитывать при определении параметров радиационной ползучести графита, что было сделано в настоящей работе (глава 6).

В пятой главе представлены результаты исследования физико-механических свойств графита.

Изменение динамического модуля упругости Е при облучении при 560 °С происходит в две стадии (рис. 6,а): на начальном этапе происходит увеличение значения Е до максимального прироста в 120 - 160 % при флюенсе (1,5-2,0)-1026 м"2, при дальнейшем увеличении флюенса наблюдается снижение значения модуля упругости. Зависимости модуля упругости при температуре облучения 450 и 640 °С имеют аналогичный вид.

300 л

200-

Го6л = 560°С: ■ -||, о -X

--II, [1], Т.*,,-500-600 °С

..... - Л[1], То6л = 500-600 °С

100-

0 1

Ф, ю2

Рис.6 Зависимости

125

100

□ д . ■ s ■ о □ □□ * * ▲ д Тоб,-530°С □ - II, свид. Д - X, свид. ■ - ||, нагр. А - X нагр. |

Д д д + б

Ф, 10 м динамического

относительного изменения динамического модуля упругости образцов диаметром 8 мм, облученных при температуре 560 °С (а) и 530 °С (б), от флюенса нейтронов

Изменение модуля упругости поликристаллического графита при облучении обусловлено одновременным протеканием двух процессов: изменения упругих констант составляющих кристаллитов и изменения пористой подсистемы графита. На начальном участке модуль упругости поликристаллического графита растет за счет увеличения значения модуля сдвига кристаллитов С44, связанного с закреплением подвижных дислокаций в базисных плоскостях на возникающих радиационных дефектах [3] и закрытием исходной пористости до флюенса, соответствующего максимальной объемной усадке, после чего происходит спад значения Е, вызванный растрескиванием графита.

Наблюдается небольшое расхождение зависимостей динамического модуля упругости от флюенса, полученных в настоящей работе и приведенных в НГР [1].

В главе 4 было показано, что сжимающая нагрузка при облучении привела к значительному увеличению ТКЛР относительно ТКЛР облучавшихся без

нагрузки образцов графита, при этом сжимающая нагрузка не вызвала заметного изменения динамического модуля упругости (рис,6,б).

Значения механических свойств при растяжении в исходном состоянии и соответствующие коэффициенты вариации (отношение среднеквадратичного отклонения к среднему значению) представлены в табл.1. Всего было испытано по 20 исходных образцов параллельной и перпендикулярной вырезки.

Так как на диаграммах «напряжение - деформация» графита невозможно выделить начальный линейный участок, соответствующий области упругой деформации, условный модуль упругости определялся на начальном участке диаграммы в интервале удлинений 0 0,04 %.

Таблица 1. Средние значения и коэффициенты вариации механических свойств при растяжении исходных образцов графита

Направление вырезки стр, МПа v„ % So, % Vj, % Е, ГПа vE, %

II 10,6 10 0,20 0,03 6,9 15

-L 5,3 13 0,15 0,03 4,2 12

Средние значения предела прочности ар, общего удлинения 50 и модуля Е для образцов параллельной вырезки выше, чем для образцов перпендикулярной вырезки. Более высокое значение ор в параллельном оси формования направлении связано с преимущественным расположением кристаллитов базисными плоскостями вдоль оси блока и тем, что разрушение графита при нагружении происходит за счет растрескивания кристаллитов вдоль базисных плоскостей. Более высокие значения Е в параллельном направлении также объясняется текстурой графита и анизотропией упругих свойств кристаллитов (в направлении параллельном базисным плоскостям модуль упругости кристаллитов значительно выше).

На рис.7 приведены зависимости модуля упругости, предела прочности и предельной деформации от флюенса нейтронов для образцов, облученных при температуре 450 °С. Зависимости механических свойств от флюенса для образцов, облученных при температуре 560 °С, имеют аналогичный вид.

Для сравнения на рис.7,а приведены также зависимости динамического модуля упругости от флюенса. Можно отметить совпадение в пределах погрешности значений модуля упругости, определенного статическим и динамическим методами, что подтверждает возможность использования динамического метода для оценки статических модулей упругости.

Предел прочности растет приблизительно до флюенса 1,6-1026 м"2, после чего происходит его снижение, и при флюенсе около 2,4-1026 м"2 значение сгр становится равным исходному значению. Максимальный прирост предела прочности составляет 120-200 % в зависимости от направления вырезки.

Ф, 10 26 м-2

Рис. 7 Зависимости модуля упругости (а), предела прочности (б) и предельной деформации (в) при испытаниях на растяжение образцов, облученных при температуре 450 °С, от флюенса нейтронов

Облучение привело к уменьшению значения предельной деформации с 0,150,19% до 0,06-0,10 % в зависимости от направления вырезки при флюенсе 2,4-1026 м"2.

Упрочнение графита на начальном участке может быть объяснено двумя механизмами: во-первых, упрочнением кристаллитов за счет закрепления дислокаций в базисных плоскостях и, во-вторых, уменьшением при облучении диаметра областей когерентного рассеяния La, так как в соответствии с теорией Гриффитса-Орована [4] стр ~ La'1/2. Снижение предела прочности при флюенсах

выше 1,5-1026 м"2 связано, по-видимому, с интенсивным образованием трещин на стадии вторичного распухания.

Следует отметить, что флюенс, соответствующий максимальным значениям модуля упругости и предела прочности близок к значению флюенса максимальной объемной усадки, что является косвенным свидетельством того, что снижение модуля упругости и предела прочности на второй стадии происходит за счет образования трещин.

Полученные данные по радиационному изменению модуля упругости и предела прочности необходимы для расчета термических и радиационных напряжений в блоках, возникающих из-за градиента температур и неравномерности радиационного формоизменения по объему блока и, как отмечалось выше, для оценки работоспособности графитовой кладки по критерию трещиностойкости, согласно которому величина напряжений в блоке не должна превышать значения предела прочности.

В шестой главе представлены результаты исследования радиационной ползучести графита.

Радиационная ползучесть графита является одним из основных явлений, определяющих срок службы графитовой кладки, так как ползучесть приводит к дополнительным размерным изменениям блоков под воздействием внутренних и внешних напряжений. Кроме того, радиационная ползучесть способствует релаксации радиационных и термических напряжений, что благоприятно сказывается на стойкости графитовых блоков к возникновению трещин.

Радиационная ползучесть исследовалась на образцах графита 08x30 мм, величина сжимающего напряжения составляла около 15 МПа, облучение проводилось при температуре 530 °С.

На рис.8,а представлены зависимости деформации ползучести ес от флюенса, рассчитанной по стандартной формуле:

Sc^/'Lp- (д/(1)

где (л//7)„агр и (л///)с,ад- относительное изменение длины нагруженных образцов и образцов-свидетелей соответственно. Значение е,. увеличивается с ростом флюенса, причем деформация образцов перпендикулярной вырезки значительно выше, чем параллельной.

Согласно данным работы [4] неустановившаяся стадия ползучести в графите заканчивается при флюенсе, не превышающем 0,1-1026 м"2, и, следовательно, в исследуемом интервале (0,4-1,8)-1026 м"2 должна наблюдаться установившаяся стадия, для которой характерна линейная зависимость деформации ползучести

от флюенса. Однако, приведенные на рис.8,а кривые демонстрирует значительное отклонение от ожидаемой на установившейся стадии линейной зависимости. С ростом флюенса происходит уменьшение скорости ползучести, особенно для образцов перпендикулярной вырезки, для которых она практически стремится к нулю при флюенсе выше 1-Ю26 м"2.

а -4

4 V17 \ \ С N \ V \ ч ^ \ ч S ч ч « е«с

эсперим. расч. по ф.(2) V - II -- II С - 1----- ± \ * \ а

* 6

0.0

0.5

1.0 Ф, 1026v

1.5

2.0

........XL...

........—

-JPV

______v

натр. V - || С - ±

СВВД.

V - ||

О - 1

о 0.0

0.5

1.0

1.5

2.0

Ф, 10" м*

Рис.8 Зависимости экспериментальной и рассчитанной по формуле (2) деформации ползучести (а) и ТКПР, измеренного при 530 °С (б), от флюенса нейтронов

Для сравнения на рис.8,а приведены зависимости деформации ползучести, рассчитанные по эмпирическому уравнению, полученному авторами работы [3] после обработки данных по разным маркам графитов в широких интервалах флюенса и напряжений и температуры облучения 140-650 °С:

£, =

1,63-10~25—-Ф + —

(l - ехр(- 2,84 • 10~24 ф))

•100%

(2)

где о - напряжение, £„- модуль упругости необлученного графита, Ф- флюенс нейтронов, м"2. Видно, что наблюдается большое расхождение между расчетными кривыми и экспериментальными данными.

Отклонение от линейности зависимости деформации ползучести от флюенса наблюдалось авторами и других работ, например [8]. Ими было выдвинуто предположение о том, что при облучении под воздействием нагрузки существенно изменяется структура графита, прежде всего пористая подсистема, что приводит к дополнительным размерным изменениям. Поэтому деформация ползучести, определенная по формуле (1), будет включать в себя и деформацию, связанную с дополнительными структурными изменениями нагруженных образцов по сравнению с образцами-свидетелями. Для

корректного определения деформации ползучести в формуле (1) усадка образцов-свидетелей (Д'''')сма должна быть заменена на усадку неких идеализированных образцов, которые облучаются без нагрузки, но при этом их структура изменяется также, как у нагруженных образцов (далее такие образцы будем называть квазисвободными и обозначать их размерные изменения

(^/Оквазисв )■

(3)

Ввиду невозможности прямого экспериментального определения (а/7)и1зисв, она была рассчитана с использованием теории Симмонса по методике, предложенной в [3].

Теория Симмонса устанавливает связь между размерными изменениями и TKJIP поли- и монокристаллического графита. Основу теории составляют

уравнения:

■а1 = ^(ф)ае+[1-4,(ф)]а.,

>{ lx J dO{ хс J + [1 ЛДФ;]<я> ч Х„ }

где АХ(Ф) - коэффициент, учитывающий текстуру и пористость и зависящий от флюенса; aCi оСд - TKJ1P монокристаллического фафита в направлении осей с и а; ах и Alxilx - ТКЛР и размерные изменения поликристаллического графита в некотором направлении АХС/ХС, АХа;'Ха - относительные размерные изменения кристаллитов в направлении осей с и а.

Выражая АХ(Ф) из первого уравнения и подставляя во второе, получаем уравнения для определения скорости размерных изменений образцов-свидетелей и квазисвободных образцов:

Ч * /свид

Л>1 4

dfbX,} d(AXa ~е№{хс) d4>{Xa

d<t>{xa

d(bXe\ d (&Xa

dibyxj

d<t>{xa J

(5)

(6)

где a"arp - ТКЛР нагруженных образцов.

С использованием описанной методики были рассчитаны зависимости усадок (Д/-7)ишга и (д//)мид от флюенса.

Зависимости ТКЛР при 530 °С от флюенса представлены на рис.8,б, из которого видно, что для обоих направлений вырезки ТКЛР нагруженных образцов существенно больше таковых для образцов-свидетелей. Для расчетов

полученные зависимости были аппроксимированы полиномами 3 степени, графики которых также приведены на рис.8,б.

В качестве размерных изменений кристаллитов АХС/ХС, АХа Ха были использованы данные по пирографиту из работы [3], интерполированные на температуру облучения 530 °С. Значения ТКЛР кристаллитов были приняты постоянными ас = 24-10"6 К"1, аа = -1 • 10"6 К"1, так как они не зависят от флюенса при температуре облучения выше 300 °С [3].

6 4 £ 2 « 0 -2

-4

0.0

расчет эксперим. \

---- X, свид. О X, свид

—Т— II, квазисв.

—-L, квазисв.

5хР

1 1 vv а

0.5

1.0

Ф, 1026 м"2

1.5

2.0

Рис.9 Зависимости относительного изменения длины образцов-свидетелей и квазисвободных образцов (а), рассчитанные по ф.(4) и (5), и зависимость исправленной деформации ползучести (б), рассчитанной по ф. (3), от флюенса нейтронов

После численного интегрирования уравнений (5) и (6) были получены зависимости (л//7)квгоисв и (л//Двид от флюенса нейтронов. Расчетные кривые для образцов-свидетелей хорошо согласуются с экспериментальными точками, что подтверждает корректность выбора исходных данных для расчета (рис.9,а). Также отмечено, что зависимости размерных изменений квазисвободных образцов лежат значительно выше соответствующих зависимостей образцов-свидетелей.

Зависимость исправленной деформации ползучести, определенной по формуле (3), значительно приблизилась к линейной зависимости (рис.9,б). По результатам линейной аппроксимации методом наименьших квадратов были определены скорости деформации ползучести для образцов параллельной и

перпендикулярной

вырезки,

составившие

(1,6+0,2)-10"'

(2,5±0,3)-10~29 МПа"'-м2 соответственно.

Следует отметить, что использование полученных в работе уточненных значений скорости радиационной ползучести в предварительных расчетах НДС графитовых блоков явилось одним из основных факторов, благодаря которым была показана возможность продления ресурса графитовых кладок.

В заключении приведено краткое описание разработанной базы данных по радиационной стойкости графита, сформулированы основные результаты работы и выводы.

В ходе работы ввиду большого объема получаемых экспериментальных данных возникла необходимость создания базы данных для их хранения и упрощения процесса их обработки и анализа. Она была построена по технологии клиент-сервер на основе свободно распространяемого SQL-сервера Firebird. Архитектура базы данных ориентирована на структуру эксперимента и позволяет отразить изменение свойств образцов, получаемых в результате измерений на различных этапах эксперимента. Все полученные в ходе экспериментов результаты были внесены в базу данных.

Фпюенс мейтроноа (Е'0,18), *1с21

11 9мм ХГ а 8 МЫ 90*

В 5ГГ66

КЛЮЧ Марк. Ормекг Ли** Нагрузка 5fG66 Э? 90 в Htn

Г~ Удаление записей

I X фи. 1Е21 M^dLA. if

:<! .0 01Ю0

4SO '.5.32 -{1.638

4.30 Hi* 1780

485 [IS 6 -0 866

Ч 2ЭГ? 1.4S9

Рис.10 Рабочее окно программы-клиента

Для обработки первичных данных, помещаемых в базу, была разработана программа-клиент, которая позволяет выбирать и сортировать результаты экспериментов по различным критериям, проводить их простейшую статистическую обработку и выводить экспериментальные данные в виде зависимостей свойств от флюенса нейтронов и температуры. Рабочее окно программы-клиента с построенными зависимостями изменения длины образцов от флюенса показано на рис. 10.

Созданная база войдет в состав новой версии «Норм расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов», на основании которых будет уточнен ресурс графитовых кладок реакторов РБМК.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Получены экспериментальные данные по радиационной стойкости графита марки ГР-280, облученного в реакторе БОР-бО в интервале флюенса нейтронов (0,4-3,3)-1026 м2 и диапазоне температур 450-640 °С.

2. Установлено, что изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Ф0, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 40-60 %. Увеличение температуры облучения от 450 °С до 640 °С приводит к ускорению размерных изменений: значения Ф0 и Фкр уменьшаются в среднем на 30 %, скорость роста образцов на третьей стадии VKf, увеличивается на 100 %. Выявлено влияние «масштабного фактора»: значения Ф0 и Ф^ для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.

3. Установлено, что зависимость коэффициента теплопроводности X от флюенса носит трехстадийный характер: при малых флюенсах около 0,1-1026 м'2 происходит резкое падение X на 60-70 % по сравнению с исходным значением, затем темп падения теплопроводности с увеличением флюенса замедляется и в интервале (0,7-1,5)-1026 м"2 изменение X незначительно, при дальнейшем увеличении флюенса происходит ускорение темпов падения коэффициента теплопроводности.

Показано, что относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.

4. Показано, что изменение ТКЛР с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: на начальном участке происходит увеличение значения ТКЛР, не

превышающее 20 %, до флюенса ~ (0,5-0,7)-1026 м"2, после чего значение TKJIP уменьшается и, далее, при флюенсах выше Фкр снова начинает расти.

Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения приводит к увеличению значения TKJIP нагруженных образцов до 50 % относительно TKJIP образцов-свидетелей.

5. Установлено, что зависимости модуля упругости Е и предела прочности при растяжении ар от флюенса имеют 2 стадии: рост Е и стр до 120 - 160 % и 120 - 200 % соответственно в зависимости от направления вырезки и температуры облучения при флюенсе (1,5-2,0)-1026 м"2 и снижение значений Е и Стр при дальнейшем увеличении флюенса. Предельная деформация при растяжении снижается с 0,15 — 0,19 % в исходном состоянии до 0,06 - 0,10 % при флюенсе 2,4-1026 м"2.

6. Получены данные по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении около 15 МПа при температуре 530 °С в интервале флюенса (0,4-1,8) 1026 м'2. С учетом влияния нагрузки на TKJIP были рассчитаны зависимости деформации ползучести от флюенса нейтронов, которые приблизились к линейным зависимостям. Значения скорости деформации ползучести в параллельном и перпендикулярном направлениях составили (1,6+0,2)-10"29 и (2,5±0,3)-10"29 МПа'-м2 соответственно.

7. Разработана база данных и программа-клиент для обращения с ней, проведено заполнение базы полученными экспериментальными данными по радиационной стойкости графита. Полученная база данных позволяет рассчитывать НДС графитовой кладки реакторов типа РБМК до максимального флюенса 3,3-1026 м-2, что соответствует более чем 45 годам эксплуатации реактора. Предварительные расчеты НДС графитовых блоков показали возможность продления ресурса графитовых кладок минимум на 7 лет (акт об использовании результатов работы прилагается к диссертации). Уточнение ресурса графитовых кладок реакторов РБМК будет проведено после разработки новых нормативных документов, в состав которых войдет созданная база данных.

Публикации по теме диссертации:

1. Субботин А.В., Покровский А.С., Харьков Д.В. Исследование радиационной ползучести реакторного графита // Атомная энергия. -2008. - т. 105. - Вып.2. - С. 83-87.

2. Субботин А.В., Покровский А.С., Бутылин А.С., Харьков Д.В. Изменение теплофизических свойств графита марки ГР-280 при реакторном

облучении И Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. - 2005. - Вып.З. - С. 98103.

3. Покровский А.С., Субботин А.В., Харьков Д.В. Изменения размеров реакторного графита при высоком флюенсе нейтронов // Сборник трудов ГНЦ НИИАР. - 2010. - Вып.З. - С. 43-47.

4. Покровский А.С., Субботин А.В., Харьков Д.В., Улитин А.В. Исследование радиационной стойкости графита марки ГР-280, облученного до высоких флюенсов // IX Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14-18 сентября 2009 г.: Тез. докл. -Димитровград: НИИАР. - 2009. - С. 149-150.

5. Харьков Д.В. Изменение теплопроводности и электросопротивления графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сб. реф. и статей: Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. - 2003. -Вып.6. - С.137-145.

6. Харьков Д.В. Размерные изменения графита марки ГР-280 при облучении в реакторе БОР-бО. // Сб. реф. и статей: Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. - 2005. - Вып.7. -Ч.1.-С.189-196.

Список цитированной литературы:

Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов НГР-01-90, № Е-230-2536. М.: НИКИЭТ, НИИграфит, ИАЭ, ЧПИ, 1991. - 255 с.

Лебедев И.Г. Радиационная стойкость графита ядерных реакторов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2005. - 249 с.

Kelly В.Т. et al. Irradiation Damage in Graphite due to Fast Neutrons in Fission and Fusion Systems. IAEA-TECDOC-1154. IAEA, Vienna, 2000. - 221 p. Гончаров B.B., Бурдаков H.C., Виргильев Ю.С. и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978. - 272 с. Платонов П.А., Гурович Б.А., Штромбах Я.И., Карпухин В.И. Трансмиссионное электронно-микроскопическое исследование структурных изменений в поликристаллическом конструкционном графите после высокотемпературного облучения: Препринт. ИАЭ-4233/11. М., 1985.-37 с.

Панюков С.В., Субботин А.В. Теория радиационно-индуцированного формоизменения графита // Атомная энергия, 2008. - Т. 105. - Вып.1. -С.25-32.

7. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение теплового коэффициента линейного расширения углеродных материалов // Атомная энергия, 1997. -Т.82. - Вып.6. - С.417-424.

8. Gray W. J. Constant stress irradiation-induced compressive creep of graphite at high fluences // Carbon, 1973. - v.l 1. P.383.

Перечень сокращений

РБМК - реактор большой мощности, канальный;

АЭС - атомная электрическая станция;

ГК - графитовая кладка;

ГБ - графитовый блок;

ИГР - Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита

уран-графитовых канальных реакторов;

НДС - напряженно-деформированное состояние;

TKJIP - тепловой коэффициент линейного расширения.

Подписано в печать 10.05.2011. Бумага офсетная. Формат 60x90/16. Уел печ. л. 2. Гарнитура Times New Roman. Тираж 120. Заказ № 2204.

Отпечатано в ОАО «Димитровградская типография». 433504, Ульяновская обл., г. Димитровград, ул. Юнг Северного флота, 107; тел. 3-16-22.

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата технических наук, Харьков, Дмитрий Викторович

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 н свойства реакторного графита ГР -280.

1.3. Влияние облучения на свойства реакторного графита.

1.3.1. PaduaifuoHHbie 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. Радиагщонная 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 ОУБГ-5, б, 7 для облучения ненагруженных образцов графита в реакторе БОР-бО.

2.2.2. Конструкция ОУ БГ-9 для облучения нагруженных образцов графита в реакторе БОР-60.

2.3. Облучение образцов.

2.3.1. Определение флюенса быстрых нейтронов при дозиметрическом сопровождении облучения ОУ.

2.3.2. Определение температуры облучения образг{ов.

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 ТЕПЛО ФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ГРАФИТА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ.

4.1. 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.

Введение диссертация по физике, на тему "Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита"

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.

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).

И те, и другие методы имеют свои сильные и слабые стороны.

Обладая высокой степенью достоверности на момент измерений, первый подход не способен обеспечить длительный прогноз работоспособности кладки и требует проведения периодических материаловедческих исследований графитовых блоков на остановленном реакторе. В свою очередь, расчётные методы с использованием полной, обоснованной базы данных способны обеспечить длительный прогноз и взаимосвязанный анализ условий эксплуатации с последующей их оптимизацией, но обязательно нуждаются в проверке методами I категории.

Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием расчетных кодов на основе базы данных по изменению свойств реакторного графита ГР-280 при облучении, содержащейся в «Нормах расчета на прочность типовых узлов и деталей уран-графитовых реакторов» (НГР) [1]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов не более 2,2-1026 м"2 (здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350-450 и 500-600 °С, что существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет немонотонный характер, детальная экстраполяция не является достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего экспериментального подтверждения.

Основным этапом работ по этой проблеме является создание обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, адаптированной к параметрам облучения а.з. реактора РБМК, чем и обусловлена высокая актуальность темы.

Для создания базы данных необходимо проведение исследований образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы флюенсов и температур, в пределах которых происходит обоснование ресурса, то есть до предельных флюенсов около 3-1026 м"2 в интервале температур 450-650 °С.

Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок используются два основных критерия: размерные изменения и трещиностойкость ГБ, которые в свою очередь определяются НДС графита. Многочисленные работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного расширения (ТКЛР), модуль упругости, предел прочности, деформация радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при создании базы данных, содержащейся в НГР [1].

Целью работы является экспериментальное выявление влияния высокодозного нейтронного облучения на изменение размеров и основных теплофизических и физико-механических свойств образцов реакторного графита марки ГР-280 при температуре облучения 450-640 °С до

26 9 максимального флюенса нейтронов 3,3-10 м~" и создание базы данных по радиационной стойкости графита для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов РБМК.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи: 1. Получение и анализ экспериментальных данных по изменению размеров образцов графита, их основных теплофизических (коэффициента теплопроводности и ТКЛР) и физико-механических свойств (динамического и статического модуля упругости, предела прочности и предельной деформации при растяжении) при облучении в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-10 м"" и диапазоне температур 450-640 °С.

2. Получение и анализ экспериментальных данных по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении в интервале флюенса

26 2 нейтронов (0,4-1,8)-10 м" при температуре 530 °С.

Научная новизна

1. Выявлены новые экспериментальные закономерности изменения размеров, коэффициента теплопроводности, ТКЛР, динамического модуля упругости, механических свойств при растяжении (модуля упругости, предела прочности и предельной деформации) образцов реакторного графита ГР-280, облученных в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м"2 и диапазоне температур 450-640 °С.

2. Показано, что сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения вызывает увеличение прироста ТКЛР нагруженных образцов до 50 % по сравнению с ТКЛР образцов-свидетелей. Данный эффект был учтен при определении значений скорости радиационной ползучести.

3. Получены новые экспериментальные данные по радиационной ползучести графита при сжатии с напряжением около 15 МПа в интервале

26 2 флюенса нейтронов (0,4-1,8)-10 м" при температуре 530 °С, и рассчитаны значения скорости деформации установившейся ползучести с учетом влияния нагрузки на ТКЛР, которые составили (1,6±0,2)-10"29 и

90 1 л

2,5+0,3)-10"*" МПа" -м в параллельном и перпендикулярном направлениях соответственно.

Практическая значимость работы

Достоверность результатов

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Ф0, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 4060 %. Увеличение температуры облучения от 450 °С до 640 °С приводит к уменьшению значений Ф0 и Фкр в среднем на 30 % и увеличению скорости роста образцов на третьей стадии Укр на 100 %. На радиационное формоизменение влияют исходные размеры образцов («масштабный фактор»): значения Фо и Фкр для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.

2. Зависимость коэффициента теплопроводности А, от флюенса носит трехстадийный характер: резкое падение А, на 60-70 % при флюенсе около 0,1-1026м~2, последующее замедление темпа падения коэффициента теплопроводности, и ускорение темпов падения А, при флюенсе около Фкр. Относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.

3. Изменение ТКЛР с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: рост ТКЛР, не превышающий 20 %, до флюенса (0,5-0,7)-1026 м"2, последующее снижение, и повторный рост при флюенсах выше Фкр. Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МГТа в процессе облучения приводит к увеличению значения ТКЛР нагруженных образцов до 50 % относительно ТКЛР образцов-свидетелей.

4. Зависимости динамического модуля упругости Е и предела прочности стр от флюенса имеют две стадии: рост значений Е и стр до 120 - 160 % и 120 — 200 % соответственно в зависимости от направления вырезки образцов и температуры облучения до флюенса (1,5-2,0)-10 м" и снижение значений Е и стр при дальнейшем увеличении флюенса.

5. Зависимости исправленной с учетом влияния нагрузки на ТКЛР деформации ползучести при сжатии от флюенса являются линейными, значения скорости деформации ползучести на установившейся стадии составляют (1,6+0,2)-10"29 и (2,5+0,3)-10"29 МПа'-м2 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно.

Личный вклад

Автором проводились подготовка реакторных экспериментов, разработка и усовершенствование методик послереакторных исследований графита. Основная, определяющая часть экспериментальных данных получена автором самостоятельно. Структура базы данных разработана с.н.с. ФИАН к.ф.-м.н. В.А. Нечитайло, про грамм а-клиент для работы с базой данных разработана автором самостоятельно. Постановка задач и обсуждение результатов проводились совместно с научным руководителем.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на международной конференции "Nuclear Materials 2010" (г. Карлсруэ, Германия, 2010 г.), всероссийских конференциях: на VIII, IX Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2007, 2009 г.), на отраслевом семинаре «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях» (г. Димитровград, 2004, 2008, 2009 г.).

Публикации

По материалам диссертации в различных изданиях опубликовано 6 печатных работ, в том числе одна в издании из Перечня ВАК.

Объем и структура диссертации

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 126 страницах, содержит 42 рисунка, 9 таблиц, список литературы из 82 наименований.

Заключение диссертации по теме "Физика конденсированного состояния"

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Субботин A.B., Покровский A.C., Харьков Д.В. Исследование радиационной ползучести реакторного графита // Атомная энергия. -2008. - т. 105. - Вып.2. - С. 83-87.

2. Субботин A.B., Покровский A.C., Бутылин A.C., Харьков Д.В. Изменение теплофизических свойств графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. — 2005. -Вып.З.-С. 98-103.

3. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д.В. Изменения размеров реакторного графита при высоком флюенсе нейтронов // Сборник трудов ГНЦ НИИАР. - 2010. - Вып.З. - С. 43-47.

4. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д.В., Улитин A.B. Исследование радиационной стойкости графита марки ГР-280, облученного до высоких флюенсов // IX Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14-18 сентября 2009 г.: Тез. докл. - Димитровград: НИИАР. - 2009. - С. 149-150.

5. Харьков Д.В. Изменение теплопроводности и электросопротивления графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сб. реф. и статей: Новые технологии- для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. - 2003. - Вып.6. - С. 137-145.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Разработка базы данных по радиационной стойкости графита

Ввиду большого объема полученных экспериментальных данных в ходе работы возникла необходимость создания базы данных с целью упрощения процесса их обработки и анализа. Она была построена по технологии клиент-сервер на основе свободно распространяемого в исходных кодах SQL-сервера Firebird (программы-обработчика запросов, написанных на Structured Query Language - структурированном языке запросов, на создание структур и выборку данных).

Архитектура базы данных ориентирована на структуру эксперимента и позволяет отразить изменение свойств образца получаемых в результате измерений на различных этапах эксперимента. Все данные вносятся в следующие таблицы:

1) свойства образца, не меняющиеся в течение эксперимента (маркировка, направление вырезки, наличие нагрузки при облучении и др.);

2) паспорт этапа облучения (мощность реактора, продолжительность кампании и т.д.);

Список источников диссертации и автореферата по физике, кандидата технических наук, Харьков, Дмитрий Викторович, Димитровград

1. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов НГР-01-90, № Е-230-2536. М.: НИКИЭТ, НИИграфит, ИАЭ, ЧПИ, 1991.-255 с.

2. Bougaenko S. Е., Baldin V. D., Rodchenkov В. S. et al. Introduction to the safety assessments related to RBMK graphite reactors. BNES Conference on Thermal Reactor Safely Assessment. Manchester, May 1994.

3. Платонов П.А., Бурдаков H.C., Карпухин В.И. и др. Исследование графита кладок действующих реакторов // Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. Харьков: ХФТИ, 1990. Т.З. С. 170-178.

4. Балдин В.Д. Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса: автореф. канд. техн. наук: 05.17.11, 05.14.03/ НИКИЭТ.-М., 2006. -34 с.

5. Нагорный В.Г., Котосонов АС, Островский B.C. и др. Свойства конструкционных материалов на основе углерода: Справочник / Под ред. В.П.Соседова. М: Металлургия, 1975 336 с.

6. Nightingale R. Nuclear graphite. London: Academic Press, 1962.-547 p.

7. Вяткин C.E., Деев АН., Нагорный В.Н. и др. Ядерный графит. М.: Атомиздат, 1967.- 280 с.

8. Виргильев Ю.С., Бутырин Г.М., Калягина И.Н. и др. Изменение макроструктуры и пористости графита при длительном облучении // Неорганические материалы, 1985, т. 21, № 9, с. 1490-1494

9. Платонов П.А, Штромбах Я.И., Карпухин В.И. и др. Действие излучения на графит высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов // Сб. статей «Атомно-водородная энергетика и технология». М.: Энергоатомиздат, 1984. Вып. 6. с.77-128.

10. Лебедев И.Г. Радиационная стойкость графита ядерных реакторов. Димитровград: ФГУП "ГНЦРФ НИИАР", 2005. -249 с.

11. Stoller R.E. Primary damage formation in irradiated materials // JOM, 1996, v.48. № 12, p. 23-27.

12. Kelly B.T. et al. Irradiation Damage in Graphite due to Fast Neutrons in Fission and Fusion Systems. IAEA-TECDOC-1154, Apr. 2000, Vienna.

13. Kelly B.T. The theory of irradiation damage in graphite // Carbon, 1977. V. 15. p. 117-122.

14. Simmons J.H.W. Radiation damage in graphite. Oxford: Pergamon Press, 1965- 242 p.

15. Reynolds W. Physical properties of graphite. N.Y. London: Elseverer Publishing Co., 1968.

16. Шуршакова Т.Н., Виргильев Ю.С., Калягина И.П. Радиационные дефекты в графите // Атомная энергия, 1976. Т. 40, вып. 5. с. 399-408.

17. Iwata Т., Suzuki Н. // Proc. IAEA Symp. «Radiation damage in reactor materials». Vienna: IAEA, 1963. P.565.

18. Genthon J.R., Micaud G. Modele elementaire yur les dom-mages radio-induits dans le graphite en pile: correlation entre temperature et flux // J. Nucl. Mater., 1974. V.51. P.237-245.

19. Shtrombakh Ya.I., Gurovich B.A., Platonov P. A., Alekseev V.M. Radiation damage of graphite and carbon-draphite materials // J. Nucl. Mater., 1995. V.225. P.273-301.

20. Radiation damage in reactor materials. Vienna, IAEA, 1969.

21. Henson R., Perks A.J., Simmons J. H W. Lattice parameter and dimensional changes in graphite irradiated between 300 and 1350°C // Carbon, 1968. V.6. P.789.

22. Гончаров B.B., Бурдаков НС, Виргильев Ю.С. и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978.-272 с.

23. Kelly B.T., Martin W.H. and Nettley P.T. Phil. Trans. Roy. Soc. A, 260, 37 (1966a).

24. Brocklehurst J.E. and Kelly B.T. The dimensional changes of highly-oriented pyrolytic graphite irradiated with fast neutrons at 430°C and 600°C // Carbon, 1993. v. 31 p. 179.

25. Kelly B.T., Brocklehurst J.E. High dose neutron irradiation of highly oriented graphite // Carbon, 1971. v.9. p.783.

26. Price R.J. High temperature neutron irradiation of highly oriented carbons and graphites // Carbon, 1974. V.12, № 2. P. 159.

27. Лебедев И.Г. Радиационная стойкость реакторного графита // Атомная энергия, 1996. Т.80, вып.6. С.438-441.

28. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение размеров в графитовых материалах и критерий их работоспособности // Физика и химия обработки материалов, 1992. №4. С. 10-17.

29. Лебедев И.Г., Кочкарев О.Т. Изменение эксплуатационных свойств реакторного графита при высокотемпературном облучении // Сб. трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001.Вып.4. С.38-50.

30. Платонов П.А., Новобратская И.Ф., Карпухин Ю.П. Влияние степени совершенства графита на изменение его свойств при облучении // Атомная энергия, 1979. Т.46, вып.4. С.248-254.

31. Панюков С.В., Субботин А.В. Теория радиационно-индуцированного формоизменения графита // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.1, стр.2532.

32. Simmons J.H.W. A relation between thermal expansion and dimensional change for poly crystalline graphite. UKAEA, AERE R 3883, November 1961.

33. Price R.T Bokros J. C. Relationship between preferred orientation, thermal expansion and radiation-induced length changes in graphite.// J. Appl. Phys., 1965, v. 36, N 6, p. 1897—1906.

34. G. Hall, B. J. Marsden, A. Fok and J. Smart. The relationship between irradiation induced dimensional change and the coefficient of thermalexpansion: a new look// Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors. Petten, NL, April 22-24, 2002

35. De Sorbo, Tyler W. Effect of irradiation on the low-temperature specific heat of graphite.//Chem. Phys., 1957, v. 26, N 2., p.244.

36. Уббелоде А. А., Льюис Ф. А. Графит и его кристаллические соединения. Пер. с англ. под ред. Е. С. Головиной, О. Л. Цухановой. М., «Мир», 1965.

37. Виргильев Ю.С. Теплопроводность конструкционных углеродных материалов//Неорганические материалы, 1994. T.30,№3.C.353-362.

38. Платонов П.А., Трофимчук Е.И., Карпухин В.И. Действие облучения на теплопроводность реакторного графита: Препринт. ИАЭ-2702. М., 1976.20 с.

39. Kelly В.Т. Physics of Graphite. Applied Science Publishers. 1981.

40. Taylor. R., Phil. Mag., 13, 1966, p. 157.

41. Engle G.B., Eatherly W.P. Irradiation of at high temperature // High Temperatures -High Pressures, 1972. V.4. P. 119-158.

42. Birch M, Brocklehurst J.E. A revive of the behavior of graphite under the conditions appropriate for protection of the first wall fusion reactor. UKAEA. ND-R-1434 (S), 1987.- 112 p.

43. Виргильев Ю.С. Тепловой коэффициент линейного расширения конструкционных графитов // Физика и химия обработки материалов, 1995. №4. С. 84-103.

44. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение теплового коэффициента линейного расширения углеродных материалов // Атомная энергия, т.82, вып.6, июнь 1997. с.417 424.

45. Harrison J.W. High Temperatures High Pressures, 1977, v.9, p.211.

46. Kelly B.T. and Walker P.L. Theory of thermal expansion of a graphite crystal in the semi-continuum model // Carbon, 1970, v.8, p.211.

47. Ayasse J.B. and Bonjour E. Proc. Fourth SCI Conference on Industrial Carbons and Graphites, SCI, London, 620 (1976).

48. Baker C. and Kelly A. Phil. Mag., 9, 927 (1964).

49. Seldin E.J. and Nezbeda C.W. J. Applied Physics, 41, 3389 (1970).

50. Kelly B.T. Phil. Mag., 9, 721 (1964).

51. Simmons J.H.W. Proc. Third Biennial Conference on Carbon, Pergamon Press, New York, 559 (1957).

52. Калин Б.А., Бескоровайный H.M. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1995.

53. О природе радиационной ползучести графита.—В кн.: Конструкционные материалы на основе графита. Т. VI. М., «Металлургия», 1971, с. 70. Авт.: Платонов П. А., Виргильев Ю. С, Зайцев A. JL, Карпухин В. И., Новобратская И. Ф.

54. Радиационная ползучесть конструкционного графита. — В кн.: Конструкционные материалы на основе графита. Т. VII. М., «Металлургия», 1972, с. 73. Авт.: Виргильев Ю. С., Козлов Н. И., Мелешкнн В. А., Макарченко В. Г., Чурилов Ю. С.

55. Reactor Materials. Quarterly technical Progress Review, Summar, 1967, v. 10, N2.

56. Барабанов B.H., Виргильев Ю.С. Радиационная прочность конструкционного графита. М: Атомиздат, 1976.- 80 с.

57. Kelly B.T. and Brocklehurst J.E. UKAEA Reactor Group studies of irradiation-induced creep in graphite // J. Nuc. Mat., 1977. v.65. p. 79-85.

58. Kelly B.T. and Foreman A.J.E. The theory of irradiation creep in reactor graphite—The dislocation pinning-unpinning model // Carbon, 1974. v. 12. p.151-158.

59. Blackstone R. Radiation creep of graphite. An introduction // J. Nucl. Mater., 1977. V.65. P.72-78.

60. Kelly B.T. and Brocklehurst J.E. 3rd Conf. Ind. Carbon and Graphite, 363 (1972).

61. Платонов П.А., Дубровин К.П., Карпухин В.И., Виргильев Ю.С. О радиационной ползучести урана и графита: Препринт. ИАЭ-1842. М., 1969,- 20 с.

62. Kennedy C.R. USAEC Report ORNL-3951 (1966).

63. Kennedy C.R. USAEC Report ORNL-4036 (1966).

64. Платонов П. А, Дубровин К. П., Карпухин В. И., Внргильев Ю. С. О радиационной ползучести урана и графита. — Труды симп. по реакт. материалам. Вена, 1969.

65. Oku Т., Fujisaki К. and Eto М. Irradiation creep properties of a near isotropic graphite//J.Nucl. Mater., 1988. V.152. P.225-234.

66. Куприенко B.A., Маркина H.B., Поварова E.B. и др. Система обеспечения внутриреакторной дозиметрии материаловедческих испытаний на реакторах СМ-2 и РБТ-6. Атомная энергия, 1988, т.65, вып. 1, с. 60-62.

67. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты для облучения в реакторе БОР-бО образцов графита реакторов РБМК. Отчет № О-127. НИИАР, Димитровград, 2001.

68. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты сборок с графитом БГ-6 и БГ-9. Техническая справка № 44-55/110. НИИАР, Димитровград, 2008.

69. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты сборок БГ-5 и БГ-7. Техническая справка № 44-55/836. НИИАР, Димитровград, 2008.

70. Parker W.J., Jenkins R.J. and all. Flash method of Determining Thermal Diffusiviy, Heat Capacity and Thermal Conductivity // Journal of Applied Physics, J APIA, 1961, vol.32, p. 1679.

71. JI.M. Мухин. Динамические методы определения констант упругости материалов при повышенных температурах // Заводская лаборатория, т.ХХХ, №2, 1964 г., с.208-213.

72. Физические величины. Справочник. Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. Москва, Энергоатомиздат, 1991.

73. Gray W. J. Constant stress irradiation-induced compressive creep of graphite at high fluences // Carbon, v. 11, 1973, p.383.