Способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов и контейнер для его осуществления



Способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов и контейнер для его осуществления
Способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов и контейнер для его осуществления
Способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов и контейнер для его осуществления

 


Владельцы патента RU 2507725:

Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" (RU)

Изобретение относится к реакторному материаловедению, в частности к способу исследования радиационной стойкости конструкционных и топливных материалов при высоких и предельных уровнях облучения для активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Техническим результатом является увеличение объема и достоверности информации по свойствам облученных образцов. Изготавливают образцы различных видов и размещают их в выемном контейнере, который размещают в активной зоне реактора. По высоте контейнера формируют три зоны облучения образцов. Нижнюю и верхнюю зоны облучения образцов формируют в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз облучения по высоте активной зоны реактора. Температуру образцов нижней и средней зоны формируют с заданным потоком теплоносителя. Температуру образцов верхней зоны формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле, термоизолированной от проточного теплоносителя. Средняя зона включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера. После облучения образцов извлекают выемной контейнер с образцами из активной зоны реактора. Проводят измерения, испытания и исследования свойств облученных образцов и устанавливают зависимости механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть использовано при исследовании свойств перспективных конструкционных и топливных материалов при высоких и предельных уровнях облучения для активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Известны способ исследования материалов под облучением и устройство для облучения материалов в атомном реакторе [А.С. №444495, кл. G21C 17/00, опубл. 15.09.1981].

Способ исследования материалов с использованием этого устройства включает изготовление образцов с заданными параметрами, размещение их в экспериментальной зоне описанного выше устройства, размещение устройства в исследовательском ядерном реакторе, заполнение устройства аргоном и жидкометаллическим теплоносителем, нагрев и циркуляцию жидкометаллического теплоносителя и проведение облучения образцов в условиях исследовательского реактора при заданной температуре. После проведения облучения устройство удаляют из реактора, извлекают исследуемые образцы и проводят изучение их свойств, сформировавшихся в результате облучения в исследовательском реакторе при заданной температуре. Затем проводят исследования аналогичных образцов, которые подвергались облучению при других температурах жидкометаллического теплоносителя. В результате сравнительного анализа характеристик образцов, исследованных под облучением при различных температурах, делаются выводы о свойствах конструкционных материалов и характеристиках их поведения в различных условиях эксплуатации промышленных ядерных реакторов. Недостатком известного способа и устройства для его осуществления является существенное отличие температур и доз облучения образцов конструкционных материалов в условиях инструментованных каналах исследовательских реакторов от параметров их облучения в условиях промышленных реакторов. Так, например, в активной зоне проектируемых реакторов на быстрых нейтронах выгорание ядерного топлива должно достигать 15-20% т.а., что соответствует повреждающим дозам конструкционных материалов 140-200 сна. Такие параметры облучения не достижимы в условиях исследовательских реакторов, что не позволяет получить надежные данные по зависимости физико-механических свойств конструкционных материалов от температуры и доз облучения для условий эксплуатации проектируемых реакторов на быстрых нейтронах.

Устройство для облучения в атомном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем, содержит корпус цилиндрической формы, включающий наружную и внутреннюю цилиндрические обечайки, установленные с зазором между собой; головку и хвостовик. По верхним торцам наружная и внутренняя цилиндрические обечайки приварены к головке, которая выполнена с отверстиями для протока теплоносителя. Нижний торец наружной обечайки приварен к хвостовику, который выполнен с отверстиями для протока теплоносителя. В центральной части внутренней обечайки установлены исследуемые образцы, а со стороны нижнего открытого торца обечайки установлены нагреватели теплоносителя. Устройство позволяет обеспечить постоянную температуру теплоносителя в зоне размещения образцов за счет эффективной теплоизоляции указанной зоны с помощью инертного газа, размещенного в зазоре между наружной и внутренней цилиндрическими обечайками.

Известны способ исследования материалов при облучении с заданной температурой и ампульное устройство для облучения материалов в неинструментованных каналах атомных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем [А.С. №598441, кл. G21C 17/06, опубл. 07.08.1981].

Способ исследования материалов с использованием ампульного устройства включает изготовление образцов с заданными параметрами, сборку описанного выше устройства и его размещение в исследовательском ядерном реакторе, нагрев и циркуляцию жидкометаллического теплоносителя, и проведение облучения образцов в условиях неинструментованных каналов ядерного реактора при температуре кипения рабочей жидкости в герметичной ампуле. После проведения облучения устройство удаляют из реактора, извлекают ампулу и образцы, и проводят изучение их свойств, сформировавшихся в результате облучения в исследовательском реакторе при температуре кипения рабочей жидкости. Затем проводят исследования аналогичных образцов, которые подвергаются облучению при другой температуре, значение которой задается выбором другой рабочей жидкости. В результате сравнительного анализа исследованных характеристик образцов, облученных при различных температурах, получают информацию о поведении конструкционных материалов при облучении в различных режимах и условиях эксплуатации промышленных ядерных реакторов.

Ампульное устройство содержит полый корпус цилиндрической формы, снабженный хвостовиком и головкой с отверстиями для циркуляции жидкометаллического теплоносителя. Внутри корпуса установлена герметичная ампула, в нижней части ампулы размещена сборка исследуемых образцов, погруженная в рабочую жидкость. Корпус нижней части ампулы имеет низкую теплопроводность, а корпус верхней части ампулы выполнен с высокой теплопроводностью для отвода тепла теплоносителем при кипении рабочей жидкости в нижней части ампулы. Устройство позволяет обеспечить постоянную температуру исследуемых образцов в герметичной ампуле равной температуре кипения рабочей жидкости независимо от изменения мощности реактора и выделения энергии при поглощении гамма излучения облучаемыми образцами.

Недостатком этого способа и устройства для его осуществления является существенное отличие параметров облучения образцов конструкционных материалов в исследовательских реакторов от параметров их облучения в условиях промышленных реакторов. Кроме того, в рассматриваемом способе температура исследования образцов непосредственно определяется температурой кипения рабочей жидкости, в качестве которой в рассматриваемом процессе может быть использован расплав металла. Это существенно ограничивает диапазон температур для исследования образцов. Указанные обстоятельства существенно снижает достоверность и надежность определения характеристик поведения материалов в условиях промышленных реакторов.

Известно также устройство для проведения облучения образцов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемом жидким натрием [FR 1595522, кл. G21C 1/30, опубл. 15.06.1970]. Устройство состоит из размещенных концентрично внешнего и внутреннего цилиндрических обечаек, между которыми сформировано кольцевое пространство, заполненное инертным газом и создающее термическую изоляцию облучаемых образцов от теплоносителя. Внешний корпус снабжен крышкой и днищем, в днище введен патрубок для ввода жидкого натрия, а под крышкой выполнен канал, сообщающийся через отверстие во внешнем корпусе с кольцевым пространством, а также отверстие для сообщения канала с внешней средой. Конструкция устройства позволяет поднять температуру исследуемых образцов выше температуры теплоносителя за счет поглощения излучения ядерного реактора.

Известно устройство для облучения испытываемых образцов конструкционных материалов высокоэнергетическими нейтронами в исследовательском реакторе при заданной температуре, которое выполнено в виде трубчатой обечайки с гнездами для универсальных кассет с образцами [US 4562037, кл. Н05Н 6/00, опубл. 31.12.1985]. Устройство размещено в канале ядерного реактора с возможностью перемещения в осевом направлении. В обечайке формируют две группы образцов, которые герметизируют и размещают на противоположных концах по оси объема облучения с сохранением некоторого расстояния между образцами в радиальном направлении. Каждую группу образцов нагревают и выдерживают при выбранной температуре, одновременно облучая их высокоэнергетическими нейтронами. После проведения облучения проводят сопоставительный анализ физико-механических свойств идентичных образцов из разных групп в зависимости от заданных температур и выбранных доз их облучения высокоэнергетическими нейтронами. На основании полученных данных прогнозируют поведение исследуемых материалов в реальных условиях промышленных ядерных реакторов. Недостатком этого способа и устройства для его осуществления является возможность его применения только для исследовательских реакторов. Поэтому условия облучения образцов конструкционных материалов в этом устройстве значительно отличаются от параметров их облучения в промышленных реакторах (т.е., от реальных условий эксплуатации этих материалов), что снижает надежность практических выводов по радиационной стойкости материалов, полученных по известному способу исследования свойств материалов.

Задачей, на решение которой направлен способ облучения, является повышение надежности способов исследования радиационной стойкости конструкционных материалов при длительном облучении в реакторе на быстрых нейтронах в условиях идентичных штатным условиям их эксплуатации, и более жестких условиях по величинам повреждающих доз, превышающих штатные.

Поставленная задача достигается при использовании предлагаемого изобретения, технический результат которого состоит в увеличении объема и достоверности информации по свойствам облученных образцов. Это достигаются путем использования предложенной структуры размещения облучаемых образцов различных видов по высоте активной зоны реактора. При этом возможность получения дополнительной информации и верификации результатов достигается с помощью эффекта симметричного размещения идентичных образцов относительно центральной плоскости активной зоны и характера распределения интенсивности нейтронного потока.

Указанный технический результат достигается тем, что способ исследования конструкционных материалов для активных зон атомных реакторов, включает изготовление образцов различных видов и их размещение в выемном контейнере, размещение выемного контейнера в активной зоне реактора на быстрых нейтронах и облучение образцов в составе выемного контейнера, извлечение выемного контейнера с образцами из активной зоны реактора, проведение измерений, испытаний, и исследований свойств облученных образцов и установление зависимостей механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения, отличающийся тем, что по высоте выемного контейнера формируют три зоны облучения образцов, нижняя и верхняя зоны облучения образцов сформированы в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз по высоте активной зоны реактора, температуру образцов нижней и средней зон формируют с заданным потоком теплоносителя, а температуру образцов верхней зоны формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле, термоизолированной от проточного теплоносителя, причем, по крайней мере, средняя зона включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера симметрично центральной плоскости активной зоны реактора, а нижняя и верхняя зоны включают несколько групп идентичных образцов, которые попарно соотнесены между собой по изменению величины повреждающей дозы облучения.

В частном варианте реализации способа в нижней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы микроударных образцов, три группы разрывных образцов и две группы цилиндрических образцов.

В частном варианте реализации способа в средней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов, две группы разрывных образцов и две группы цилиндрических.

В частном варианте реализации способа в верхней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов и по одной группе разрывных и цилиндрических образцов.

Изобретение также касается выемного контейнера для реализации вышеописанного способа. Задачей, на решение которой направлен выемной контейнер для осуществления способа, также является повышение надежности результатов исследования и экспериментального обоснования радиационной стойкости конструкционных материалов при штатном сроке облучения в реакторе на быстрых нейтронах или сроках превышающих штатное в 2-2,5 раза. Выемной контейнер выполнен в виде трубчатого корпуса, к которому приварены головка и хвостовик с отверстиями для протока теплоносителя, внутри выемного контейнера размещены кассеты с утолщенным дном, в котором выполнены гнезда для закрепления в них образцов, а в верхней части выемного контейнера соосно размещены герметичные капсула и герметичная ампула, в которой закреплены залитые натрием образцы, по высоте выемного контейнера выполнены три зоны размещения и облучения образцов, средняя зона облучения содержит, по меньшей мере, несколько пар кассет с идентичными трубчатыми образцами, причем при размещении выемного контейнера в активной зоне реактора кассеты каждой пары размещают симметрично относительно центральной плоскости активной зоны реактора.

В частном варианте реализации выемного контейнера нижняя зона облучения выемного контейнера сформирована 12 кассетами, из них 3 кассеты полностью укомплектованы микроударными образцами, 3 кассеты укомплектованы микроударными образцами совместно с разрывными и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: микроударными, разрывными и цилиндрическими.

В частном варианте реализации выемного контейнера средняя зона облучения выемного контейнера сформирована 10 кассетами, из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: разрывными, цилиндрическими и патрубками.

В частном варианте реализации выемного контейнера верхняя зона облучения выемного контейнера сформирована 7 кассетами, из которых 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами, 2 кассеты укомплектованы разрывными образцами совместно с цилиндрическими и 1 кассета полностью укомплектована разрывными образцами.

В частном варианте реализации выемного контейнера внутри герметичной капсулы с фиксированным газовым зазором размещена герметичная ампула.

Сущность изобретения поясняется графическими иллюстрациями. На фиг.1 представлены:

а - общий вид контейнера для размещения облучаемых образцов,

б - распределение кассет с образцами различных видов по высоте контейнера.

На фиг.2 представлены:

в - распределение мощности нейтронного потока (Фt/Фtmax) по высоте контейнера с образцами (Н, см),

г - распределение температуры (°C) по высоте контейнера с образцами (Н, см).

На фиг.1 позициями обозначены:

1 - трубчатый корпус;

2 - головка;

3 - хвостовик;

4, 5 - отверстия для протока теплоносителя;

6 - кассета;

7 - герметичная капсула;

8 - герметичная ампула;

9 - газовый зазор;

10 - полость;

11 - разрывной образец;

12 - цилиндрический образец;

13 - трубчатый образец;

14 - микроударный образец;

15 - патрубок.

Предлагаемый способ исследования радиационной стойкости конструкционных материалов основан на использовании материаловедческих сборок (МС), каждая из которых состоит из материаловедческой тепловыделяющей сборки (ТВСМ) и выемного контейнера (ВК) для размещения образцов исследуемых конструкционных материалов. ТВСМ отличается от штатной тепловыделяющей сборки (ТВС) активной зоны промышленного атомного реактора на быстрых нейтронах БН-600 тем, что из центральной части ТВС изымается 25% тепловыделяющих элементов (твэлы), а в свободном от твэлов канале размещена гильза диаметром 39 мм с толщиной стенки 2 мм. Нижний торец гильзы вмонтирован в дистанционирующую решетку и закреплен сваркой, а верхней торец закреплен в переходнике головки ТВСМ.

В головке ТВСМ выполнено сквозное отверстие для размещения выемного контейнера с головкой с наружным диаметром 32 мм в гильзе ТВСМ. В нижний части контейнера имеется дроссель для гидравлической разгрузки, предохраняющей контейнер от всплытия под действием потока теплоносителя. В хвостовике ТВСМ выполнены отверстия для входа теплоносителя, а в головке выполнены окна для выхода теплоносителя.

Способ осуществляют следующим образом. Изготавливают образцы различных видов: разрывные - 11, цилиндрические - 12, трубчатые - 13, микроударные - 14 и патрубки - 15 и размещают их в выемном контейнере. Каждый образец предназначен для исследования различных свойств. Разрывные образцы 11 предназначаются для исследования механических свойств, плотности, распухания; цилиндрические образцы 12 - для физических и теплофизических свойств; трубчатые образцы 13 - для внутриреакторной ползучести, механических свойств, распухания; микроударные образцы 14 - для ударной вязкости, структуры и характера разрушения; патрубки 15 - для коррозионных и механических свойств, плотности и распухания. Выемной контейнер размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. По высоте выемного контейнера формируют три зоны облучения образцов - верхнюю (А), среднюю (Б) и нижнюю (В). Нижнюю (В) и верхнюю (А) зоны облучения образцов формируют в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз облучения по высоте активной зоны реактора. Температуру образцов нижней (В) и средней (Б) зоны формируют с заданным потоком теплоносителя. Температуру образцов верхней зоны (А) формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле 8. Герметичная ампула 8 термоизолирована от проточного теплоносителя. По крайней мере, средняя зона (Б) включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера симметрично центральной плоскости активной зоны реактора. Нижняя (Б) и верхняя (А) зоны включают несколько групп идентичных образцов, которые попарно соотнесены между собой по изменению величины повреждающей дозы облучения. После обучения образцов извлекают выемной контейнер с образцами из активной зоны реактора. Проводят измерения, испытания, и исследования свойств облученных образцов и устанавливают зависимости механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения.

В частном варианте в нижней зоне (В) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы микроударных образцов 14, три группы разрывных образцов 11 и две группы цилиндрических образцов 12.

Во втором частном варианте в средней зоне (Б) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов 13, две группы разрывных образцов 11 и две группы цилиндрических 12.

В третьем частном варианте в верхней зоне (А) облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов 13 и по одной группе разрывных 11 и цилиндрических образцов 12.

Выемной контейнер выполнен в виде трубчатого корпуса 1, к которому приварены головка 2 и хвостовик 3 с отверстиями 4, 5 для протока теплоносителя. Внутри выемного контейнера размещены кассеты 6 с утолщенным дном, в котором выполнены гнезда для закрепления в них образцов.

В верхней части выемного контейнера размещена герметичная капсула 7 цилиндрической формы. Внутри герметичной капсулы 7 соосно размещена герметичная ампула 8 с заранее заданной величиной газового зазора 9 между ними и полостью 10 над кассетами 6 для компенсации теплового расширения натрия. Фиксированный газовый зазор 9 обеспечивает повышение температуры облучения образцов до заданного уровня. В герметичной ампуле 8 закреплены залитые натрием образцы.

Все кассеты 6 открытого типа, не имеющие цилиндрического корпуса, состоят из верхнего и нижнего фланцев, параллельно закрепленных на оси резьбовым соединением и сваркой. В верхнем и нижнем фланцах каждой кассеты имеются соосные гнезда заданного профиля для закрепления определенного вида образцов и отверстия для прохода теплоносителя (натрия). Кассеты снаряжены образцами пяти различных видов: 11 - разрывной образец (механические свойства, плотность, распухание); 12 - цилиндрический образец (физические и теплофизические свойства, плотность, распухание); 13 - трубчатый образец (внутриреакторная ползучесть, механические свойства, распухание); 14 - микроударный образец (ударная вязкость, структура, характер разрушения); 15 - патрубок (коррозионные и механические свойства, плотность, распухание).

Каждый вид образца предназначен для исследования определенного программой комплекса физико-механических и теплофизических свойств и структуры, достаточного для прогнозирования поведения новых перспективных материалов при их эксплуатации в течение длительного срока в условиях действующего БН-600, строящегося БН-800 и проектируемых атомных реакторов на быстрых нейтронах с повышенными техническими и экономическими показателями.

По высоте выемного контейнера выполнены три зоны размещения и облучения образцов верхняя (А) нижняя (В) и средняя (Б). Средняя зона (Б) содержит, по меньшей мере, несколько пар кассет «1», «2» с идентичными трубчатыми образцами 13. При размещении выемного контейнера в активной зоне реактора кассеты каждой пары размещают симметрично относительно центральной плоскости активной зоны (ЦПАЗ) реактора.

Нижняя зона облучения (В) выемного контейнера сформирована 12 кассетами. Из них 3 кассеты полностью укомплектованы микроударными образцами 14, 3 кассеты укомплектованы микроударными образцами 14 совместно с разрывными 11 и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: микроударными 14, разрывными 11 и цилиндрическими 12.

Средняя зона облучения (Б) выемного контейнера сформирована 10 кассетами. Из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами 13 и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: разрывными 11, цилиндрическими 12 и патрубками 15.

Верхняя зона облучения выемного контейнера сформирована 7 кассетами. Из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами 13, 2 кассеты укомплектованы разрывными образцами 11 совместно с цилиндрическими 12 и 1 кассета полностью укомплектована разрывными образцами 11.

В таблице 1 показано распределение образцов конструкционных материалов различного типа в трех температурных зонах выемного контейнера и образование сопоставимых пар для построения дозно-температурных зависимостей исследуемых сплавов. Построение зависимостей исследуемых свойств конструкционных материалов от температуры облучения образцов, распределенных по высоте зоны размещения (Б) симметрично относительно центральной плоскости активной зоны реактора (фиг.2), обеспечивается: формированием двух пар «1» и «2» трубчатых образцов 13, облучаемых в зоне (Б) при температурах 470°C и 500°C при одинаковых повреждающих дозах до 80 сна; по одной паре «4» образцов трех видов: разрывных 11, цилиндрических 12, патрубков 15, облучаемых в зоне (Б) повреждающими дозами до 76-77 сна при температурах 450°C и 520°C; одной пары «6» разрывных образцов 11, облучаемых в зонах размещения (А) и (В) соответственно при температурах 370°C и 600°C повреждающими дозами 8-9 сна.

Большое различие температур облучения разрывных образцов 11, облучаемых в зоне (А) 370°C и разрывных образцов 11, облучаемых в зоне (В) 600°C позволяет выявить особенности поведения конструкционных материалов с различными обработками, оцениваемой по величине остаточной пластичности при низкой температуре 370°C и уровню прочности при повышенной температуре облучения 600°C с целью определения обработки, обеспечивающей наименьшую радиационную повреждаемость.

Построение зависимостей исследуемых свойств материалов от повреждающей дозы нейтронного облучения в составе трех выемных контейнеров ВК-1, ВК-2 и ВК-3 с одинаковым распределением различных видов образцов по высоте каждого выемного контейнера обеспечивается следующими способами:

1. Формирование сопоставимых пар образцов одного вида, размещенных в верхнем участке зоны (А) и нижнем участке зоны (В) с узкими интервалами температур облучения (таблица 1):

- трубчатые образцы 13 в зоне (А) образуют пару «3» с близкими температурами облучения 620-630°C и повреждающими дозами 12 сна и 24 сна, отличающимися в два раза;

- разрывные образцы 11 в зоне (В) и микроударные образцы 14 образуют пару «5» с температурами облучения 370-385°C повреждающими дозами до 9 сна и до 30 сна, отличающиеся более чем в три раза.

2. Перестановка выемных контейнеров ВК-2 и ВК-3 из отработавших штатный срок ТВСМ с набором повреждающих доз на образцах до 80 сна в ТВСМ со свежим ядерным топливом («свежие» ТВСМ) по схеме показана в таблице 2.

Перестановки контейнеров ВК-2 и ВК-3 осуществляются в следующей последовательности:

- однократная перестановка выемного контейнера ВК-2 из ТВСМ-2, отработавшей свой срок до повреждающей дозы 80 сна, в «свежую ТВСМ-3 для продолжения облучения образцов до повреждающей дозы 140 сна;

- аналогичная перестановка ВК-3 из ТВСМ-4, отработавшей свой срок до повреждающей дозы 80 сна, в «свежую ТВСМ-5 для продолжения облучения образцов до повреждающей дозы 140 сна;

- повторная перестановка ВК-3 из ТВСМ-5, отработавшей до повреждающей дозы 60 сна (суммарная доза 140 сна), в «свежую» ТВСМ-6 для продолжения облучения образцов до максимальной дозы 200 сна.

Использование однократной перестановки контейнера ВК-2 и двукратной перестановки контейнера ВК-3 с идентичными образцами различного вида (таблицы 1 и 2) позволяет получить набор фиксированных величин повреждающих доз для образцов каждого вида, изменяющихся по высоте контейнеров в широких диапазонах.

Таблица 1

Таблица 2
Номер ВК ВК-1 ВК-2 ВК-2 ВК-3 ВК-3 ВК-3
Повреждающая доза ВК, сна 80** 80 → 140** 80 → 140 → 200**
Номер ТВСМ ТВСМ-1 ТВСМ-2 ТВСМ-3* ТВСМ-4 ТВСМ-5* ТВСМ-6*
Повреждающая доза ТВСМ, сна 80 80 60 80 60 60
Примечание: 1 - перестановки ВК в «свежие» ТВСМ указаны стрелками;
2 - ** конечная доза облучения образцов в составе ВК-1, ВК-2 и ВК-3.
3 - * «свежие» ТВСМ.

Таким образом, для каждой кассеты с образцами, размещенной на одном из 26 уровней по высоте контейнеров ВК-1, ВК-2, ВК-3, достигаются различные величины повреждающих доз, включая максимальные дозы 80, 140, 200 сна, по которым строятся дозные зависимости комплекса свойств, отражающих радиационную стойкость конструкционных материалов, а по результатам сравнительных испытаний и исследований пяти различных видов образцов в исходном и облученном состояниях выбирается наилучший вариант по химическому составу, термической обработки с наилучшим комплексом физических, механических, теплофизических и коррозионных свойств.

Размещение контейнеров с образцами в ячейках одного ряда активной зоны, равноудаленных от центральной ячейки, с одинаковой интенсивностью нейтронного потока обеспечивает достоверность полученных результатов исследования облученных образцов. Полномасштабный объем исследований большого количества образцов пяти различных видов (305 шт.), облученных в составе каждой из трех выемных контейнеров, повышают надежность обоснованного выбора конструкционного материала с наилучшим сочетанием эксплуатационных характеристик.

Способ облучения и исследования образцов и описанное выше устройство выемного контейнера позволяют получить образцы перспективных материалов, которые используются для исследования радиационной стойкости при облучении нейтронными потоками высокой интенсивности в условиях активной зоны промышленного реактора на быстрых нейтронах при повреждающих дозах свыше 80 сна. Способ позволяет провести облучение образцов до 140-200 сна за счет их дополнительного облучения в материаловедческих тепловыделяющих сборках со свежим ядерным топливом, которые загружаются в реактор БН-600 при перегрузке.

Полученные в результате исследования значения характеристик по каждому образцу соотносят с температурой и повреждающей дозой его облучения нейтронами, которые определяют расчетным путем в зависимости от размещения образца по высоте контейнера, т.е. по высоте активной зоны реактора на быстрых нейтронах. На основе полученных данных устанавливают дозно-температурные зависимости физико-механических свойств материалов в условиях промышленного реактора на быстрых нейтронах.

Особенностью методики является существенные ограничения по количеству и размерам облучаемых образов, размещаемых в контейнере диаметром 30 мм. Жесткие ограничения диаметра контейнера связаны как с геометрией ТВС БН-600, так и с условием внесения минимальных изменений в распределение температуры и интенсивности нейтронного потока по высоте контейнера по сравнению с указанными распределениями в центре штатной ТВС реактора БН-600. Указанное обстоятельство обуславливает необходимость максимального повышения информативности и достоверности таких дорогостоящих исследований радиационной стойкости материалов для активной зоны реактора на быстрых нейтронах. В заявленном способе и устройстве для его осуществления это достигается описанным выше структурированием размещения образцов по высоте контейнера, которые распределены по трем зонам облучения, связанным с температурой теплоносителя и распределением мощности нейтронного потока в активной зоне реактора.

1. Способ исследования конструкционных материалов для активных зон атомных реакторов, включающий изготовление образцов различных видов и их размещение в выемном контейнере, размещение выемного контейнера в активной зоне реактора на быстрых нейтронах и облучение образцов в составе выемного контейнера, извлечение выемного контейнера с образцами из активной зоны реактора, проведение измерений, испытаний и исследований свойств облученных образцов и установление зависимостей механических, физических свойств и радиационной стойкости исследуемых материалов от температуры и дозы облучения, отличающийся тем, что по высоте выемного контейнера формируют три зоны облучения образцов, нижняя и верхняя зоны облучения образцов сформированы в области наибольшего градиента интенсивности нейтронного потока и повреждающих доз по высоте активной зоны реактора, температуру образцов нижней и средней зон формируют с заданным потоком теплоносителя, а температуру образцов верхней зоны формируют за счет их нагрева при облучении в среде статического теплоносителя в герметичной ампуле, термоизолированной от проточного теплоносителя, причем, по крайней мере, средняя зона включает несколько групп идентичных образцов, которые попарно размещены по высоте выемного контейнера симметрично центральной плоскости активной зоны реактора, а нижняя и верхняя зоны включают несколько групп идентичных образцов, которые попарно соотнесены между собой по изменению величины повреждающей дозы облучения.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в нижней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы микроударных образцов, три группы разрывных образцов и две группы цилиндрических образцов.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в средней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре группы трубчатых образцов, две группы разрывных образцов и две группы цилиндрических образцов.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в верхней зоне облучения размещают образцы трех видов: четыре труппы трубчатых образцов и по одной группе разрывных и цилиндрических образцов.

5. Выемной контейнер для реализации способа по п.1 выполнен в виде трубчатого корпуса, к которому приварены головка и хвостовик с отверстиями для протока теплоносителя, внутри выемного контейнера размещены кассеты с утолщенным дном, в котором выполнены гнезда для закрепления в них образцов, а в верхней части выемного контейнера соосно размещены герметичная капсула и герметичная ампула, в которой закреплены залитые натрием образцы, по высоте выемного контейнера выполнены три зоны размещения и облучения образцов, средняя зона содержит, по меньшей мере, несколько пар кассет с идентичными трубчатыми образцами, причем при размещении выемного контейнера в активной зоне реактора кассеты каждой пары размещают симметрично относительно центральной плоскости активной зоны реактора.

6. Выемной контейнер по п.5, отличающийся тем, что нижняя зона облучения выемного контейнера сформирована 12 кассетами, из них 3 кассеты полностью укомплектованы микроударными образцами, 3 кассеты укомплектованы микроударными образцами совместно с разрывными и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: микроударными, разрывными и цилиндрическими.

7. Выемной контейнер по п.5, отличающийся тем, что средняя зона облучения выемного контейнера сформирована 10 кассетами, из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами и 6 кассет укомплектованы образцами трех видов: разрывными, цилиндрическими и патрубками.

8. Выемной контейнер по п.5, отличающийся тем, что верхняя зона облучения выемного контейнера сформирована 7 кассетами, из них 4 кассеты полностью укомплектованы трубчатыми образцами, 2 кассеты укомплектованы разрывными образцами совместно с цилиндрическими и 1 кассета полностью укомплектована разрывными образцами.

9. Выемной контейнер по п.5, отличающийся тем, что внутри герметичной капсулы с фиксированным газовым зазором размещена герметичная ампула.



 

Похожие патенты:

3аявленное изобретение относится к источникам протонов или нейтронов высокой энергии для производства медицинских изотопов и осуществления других процессов, включая превращение ядерных отходов.

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения радиоактивных изотопов для медицинских целей. .

Изобретение относится к ускорительной технике и может быть использовано в мишенных устройствах линейных индукционных ускорителей (ЛИУ) с импульсным продольным магнитным полем при решении задачи, связанной с эффективным преобразованием энергии ~100 кДж сильноточного релятивистского электронного пучка (РЭП) с импульсным током ~100 кА и энергией электронов от 10 до 40 МэВ в тормозное излучение (ТИ).

Изобретение относится к области ускорительной техники, а точнее к технике получения высокоинтенсивного импульсного тормозного излучения. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, точнее к ускорительно управляемым системам с жидкометаллическими мишенями. .

Изобретение относится к ядерной физике и медицине и может быть применено в источниках нейтронов, выполненных на основе ускорителей заряженных частиц. .

Изобретение относится к ядерной физике и медицине и может быть применено в источниках надтепловых нейтронов, выполненных на основе ускорителей заряженных частиц. .

Изобретение относится к области физики и техники ускорителей заряженных частиц, а именно к устройствам для установки и замены твердотельных мишеней при проведении экспериментов в физике высоких энергий для получения пучков вторичных излучений.

Изобретение относится к области изготовления титано-тритиевой мишени, применяемой в импульсной вакуумной нейтронной трубке, которая предназначена для генерации потоков нейтронов и используется в скважинной геофизической аппаратуре для каротажа нефтяных и газовых месторождений, а также в составе аппаратуры нейтронного активационного анализа.
Изобретение относится к технологии изготовления металло-тритиевых мишеней, в частности к способу изготовления титан-тритиевых мишеней, которые могут быть использованы для получения моноэнергетических потоков нейтронов. Заявляемый способ заключается в напылении слоя гидридобразующего металла на подложку магнетронным методом с использованием газа-носителя, нагревании металла на подложке до температуры 450-500°C, насыщении слоя гидридобразующего металла тритием из газовой фазы и охлаждении полученной мишени. В качестве газа-носителя используют аргон, содержащий кислород в количестве 0,05…0,1 об. %, а охлаждение мишени проводят в камере насыщения в среде трития. Технический результат заключается в упрощении процесса насыщения мишеней за счет исключения операции контроля степени насыщения слоя гидридобразующего металла, необходимости прерывания процесса насыщения и удаления трития из камеры насыщения при высоких температурах, а также в повышении безопасности условий работы персонала.

Изобретение относится к области ускорительной техники. Система производства изотопов содержит циклотрон с ярмом магнита, которое окружает ускорительную камеру. Циклотрон выполнен с возможностью направления пучка частиц из ускорительной камеры через ярмо магнита. Система производства изотопов также содержит систему мишени, которая расположена вблизи ярма магнита. Система мишени выполнена с возможностью удержания материала мишени и содержит радиационный экран, который проходит между ярмом магнита и местом размещения мишени. Радиационный экран имеет размер и форму, которые способствуют ослаблению гамма-излучения и нейтронного излучения, испускаемых из материала мишени в направлении ярма магнита. Система производства изотопов также содержит проход для пучка, который проходит от ускорительной камеры к месту расположения мишени. Проход для пучка, по меньшей мере частично, образован ярмом магнита и радиационным экраном системы мишени. Технический результат - снижение радиационного воздействия. 3 н. и 23 з.п.ф-лы, 12 ил.
Изобретение относится к способу изготовления титан-тритиевых мишеней, применяемых в вакуумной нейтронной трубке. В заявленном способе предусмотрена активация слоя гидридообразующего металла (титана), нанесенного на подложку, в камере насыщения путем нагрева до 300-500°С и подача трития в камеру насыщения с последующим ее охлаждением. Тритий в камеру насыщения подают перед активацией слоя гидридообразующего металла, при этом активацию проводят в среде трития. Количество поглощенного трития рассчитывают из условия достижения атомного отношения T/Ti, равного 1,5-1,7, а нагрев и охлаждение камеры насыщения проводят со скоростью 2-3°С/мин. Техническим результатом является повышение точности измерения количества трития, поглощенного мишенью, упрощение процесса насыщения мишеней за счет совмещения операций активации и насыщения, а также упрощение контроля степени насыщения титанового слоя, снижение вероятности отслоения тритида титана от подложки и, соответственно, радиационного загрязнения технологического оборудования, и повышение безопасности условий работы персонала. 1 пр.

Изобретение относится к технологии изготовления полимерных оболочечных мишеней для инерциального термоядерного синтеза. Технический результат - обеспечение возможности серийного изготовления оболочечной мишени при требуемой воспроизводимости заданных параметров мишени с повышенными прочностными характеристиками. Способ изготовления оболочечной мишени по его первому варианту включает формирование полимерной оболочки, легированной присадками, на первом этапе изготавливают первую, внутреннюю, и вторую, внешнюю, пленки-заготовки, затем осуществляют зонное легирование отдельно первой и второй пленок-заготовок частицами присадок различного типа соответственно для первой и второй пленок-заготовок так, что длина зоны легирования частиц присадок соответствует длине первой и второй пленок-заготовок соответственно, а заданную ширину зон легирования выбирают таким образом, что реализуют заданное распределение частиц присадок по радиусу оболочечной мишени; на втором этапе осуществляют перфорацию первой пленки-заготовки, далее создают выступы заданной высоты и конфигурации на первой пленке-заготовке; на третьем этапе осуществляют нарезку первой и второй пленки-заготовки так, что обеспечивают их заданную ширину и длину так, что обеспечивают заданное число слоев оболочечной мишени; на четвертом этапе осуществляют соединение первой и второй пленок заготовок по их длине с заданной адгезией; на пятом этапе сворачивают соединенные пленки-заготовки в рулон таким образом, что образующая рулона параллельна линии соединения пленок так, что первая пленка-заготовка образует рабочие активные слои, а вторая пленка-заготовка образует внешние, абляционные слои. Первый из абляционных слоев плотно прилегает к наружному витку первой пленки-заготовки, при таком сворачивании в рулон заданное число слоев первой пленки-заготовки определяет размер активной области мишени, а число слоев второй пленники-заготовки определяет толщину абляционного слоя мишени, после чего фиксируют внешний край рулона, получая оболочечную мишень; на шестом этапе осуществляют одновременно нарезку получившегося цилиндрического рулона до требуемой длины и формируют торцевые поверхности заготовок мишеней. Осуществление способа изготовления оболочечной мишени по его второму варианту аналогично описанному выше способу по его первому варианту до выполнения шестого этапа. Отличие заключается в том, что после осуществления пятого этапа, на котором формируют цилиндрическую заготовку оболочечной мишени, выполняют шестой этап. На этом этапе цилиндрическую заготовку оболочечной мишени сжимают с двух противоположных сторон. Для обеспечения равномерного распределения силы по площади заготовку оболочечной мишени помещают между двумя плоскими пластинами, прочность которых выше прочности заготовки мишени. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх