авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 |

Теплопроводность бериллия после облучения до высокой повреждающей дозы

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Латыпов Руслан Назымович

ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ БЕРИЛЛИЯ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ

ДО ВЫСОКОЙ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ

Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации.

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва, 2012

Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО «Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ОАО «ГНЦ НИИАР»)

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Рисованый Владимир Дмитриевич

Официальные оппоненты: Светухин Вячеслав Викторович,

доктор физико-математических наук, профессор, директор НИТИ ФГБОУ ВПО «УлГУ».

Аверин Сергей Александрович, кандидат

Технических наук, начальник лаборатории

ОАО «ИРМ».

Ведущая организация: ОАО «ВНИИНМ им. А.А.Бочвара»

Защита диссертации состоится «____»____________ 2012 г. в __­­____ часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт».

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_____»_____________ 2012 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета

д.т.н., профессор Мадеев В.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Бериллий, благодаря своим уникальным ядерно-физическим свойствам, широко используется в атомной технике. Малое сечение поглощения тепловых нейтронов и высокий коэффициент замедления, удовлетворительные механические характеристики и высокая теплопроводность в исходном состоянии позволяют применять бериллий в качестве замедлителя и отражателя нейтронов активных зон ядерных реакторов [1], а также в качестве бланкета первой стенки термоядерных реакторов ИТЭР и DEMO [2].

Актуальность и необходимость проведения исследований бериллия при высоких повреждающих дозах отражена в федеральных целевых программах «Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002-2005 год и «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года». В связи с этим проводятся разработки новых марок бериллия и исследования его радиационной стойкости.

Многолетний опыт эксплуатации исследовательских ядерных реакторов СМ и МИР показывает, что основная причина выхода из строя бериллиевых блоков отражателя и замедлителя – образование и последующее распространение трещин с фрагментацией изделий. Растрескивание материала происходит под влиянием термических напряжений, возникающих в блоке в результате радиационного разогрева и наличия неравномерности температурного поля (температурных градиентов) в массиве изделия. Температурные градиенты, из-за которых возникают термические напряжения, напрямую зависят от условий отвода тепла от центра облучаемого блока к его периферии, что, в свою очередь, обусловлено теплопроводностью бериллия. Таким образом, теплопроводность реакторного бериллия является одним из важнейших с практической точки зрения физических свойств материала, изучение которого в дальнейшем позволит прогнозировать увеличение ресурса бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов, в том числе блоков, изготовленных из новых марок бериллия. Для понимания зависимости процесса изменения теплопроводности от высоких, выше ресурсных 6·1022 см-2, нейтронных повреждающих доз необходимо также исследование радиационно-индуцированных изменений микроструктуры материала.





Цель работы – получение экспериментальных данных по теплопроводности различных марок бериллия, изменению его состава и структуры, после нейтронного облучения при температурах 70, 200 и 400 0С до высоких повреждающих доз и послерадиационных отжигов.

Для достижения поставленной цели решались следующие научно – технические задачи:

- анализ литературных данных по изменению теплопроводности реакторных материалов при облучении в ядерных реакторах;

  • облучение образцов перспективных марок бериллия в реакторе СМ при температурах 70 0С и 200 0С до флюенса нейтронов (0,5-12)·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ) и в реакторе БОР-60 при температуре 400 0С до флюенса нейтронов 16·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ);
  • создание установки и разработка методики исследования температуропроводности облученных образцов бериллия на основе flash-метода;
  • получение температурных и дозовых зависимостей теплопроводности бериллия различных марок;
  • получение температурных зависимостей теплопроводности бериллия, подвергшегося послереакторному отжигу;
  • исследование возможных изменений микроструктуры бериллия после нейтронного облучения и послереакторных отжигов.

На защиту выносятся следующие положения

1. Установка и методика измерения температуропроводности облученных образцов бериллия в диапазоне температур от 20 до 900 0С;

2. Экспериментальные данные по теплопроводности бериллия марок ТВ-56, ТВ-30, ТИП и ДИП, облученного в реакторе СМ при температуре 70 0С в водной среде до значений флюенсов нейтронов (0,5-12,4)·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ) в диапазоне температур измерения 20-200 0С;

3. Экспериментальные данные по теплопроводности бериллия марок ТВ-56, ТВ-30, ТИП и ДИП, облученного в реакторе СМ при температуре 200 0С в среде гелия до значений флюенсов нейтронов (1,4-11,7)·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ) в диапазоне температур измерения 20-200 0С;

4. Экспериментальные данные по теплопроводности бериллия ТВ-400 облученного в реакторе БОР-60 при температуре 400 0С в среде натрия до флюенса нейтронов 16·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ) в диапазоне температур измерения 20-200 0С;

5. Экспериментальные данные по теплопроводности бериллия после облучения при 70 0С до флюенса нейтронов 2·1022 см-2 (Е>0,1 МэВ) в результате послереакторных отжигов при температуре 500 0С.

Научная новизна

1. Исследована теплопроводность образцов бериллия после облучения до флюенса быстрых нейтронов 1,6·1023 см-2 (Е>0,1 МэВ), что более чем в два раза превышает предельно-ресурсные значения по повреждающей дозе для изделий (блоков) исследовательских ядерных реакторов (0,6·1023 см-2 (Е>0,1 МэВ));

2. Выявлены основные закономерности изменения теплопроводности бериллия от повреждающей дозы, температуры облучения и послерадиационных отжигов;

3. Исследовано влияние трансмутационного гелия, накапливаемого в бериллии при высоких повреждающих дозах, на изменение его теплопроводности;

4. Исследовано влияние структурных изменений бериллия после высокодозного нейтронного облучения и после проведения отжигов на его теплопроводность.

Практическая ценность

  • полученные результаты экспериментальных исследований теплопроводности облученного бериллия использованы для обоснования работоспособности и продления ресурса бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов СМ и МИР;
  • полученные экспериментальные результаты по теплопроводности реакторного бериллия были использованы при обосновании работоспособности новых марок бериллия и новых крупногабаритных конструкций из бериллия, используемых в реакторе СМ и МИР;
  • разработаны установка и методика определения температуропроводности облученных образцов бериллия.

Степень обоснованности научных положений и рекомендаций сформулированных в диссертации

Достоверность полученных научных результатов и выводов подтверждается выполнением исследований на базе отделения реакторного материаловедения ОАО «ГНЦ НИИАР» с использованием сертифицированных методик, аттестованного оборудования и получением воспроизводимых данных на большом количестве испытаний.

Апробация работы и публикации

Основные результаты работы представлены и обсуждены:

  • на 21-м Симпозиуме по термоядерным технологиям, г. Мадрид, Испания, 2000 г.;
  • на 6-ой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, 2000 г.;
  • на 5-ой Рабочей группе Международного Энергетического Агентства по бериллию, г. Москва, Россия, 2001 г.;
  • на 10-ой Международной конференции по материалам ТЯР (ICFRM-10), г. Баден-Баден, Германия, 2001 г.;
  • на 7-ой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, 2003 г.;
  • на 6-ой Рабочей группе Международного Энергетического Агентства по бериллию, г. Миязаки, Япония, 2003 г.
  • на 7-ой Рабочей группе Международного Энергетического Агентства по бериллию, г. Санта-Барбара, США, 2005 г.
  • на 8-ой Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, 2007 г.;
  • на 8-ой Рабочей группе Международного Энергетического Агентства по бериллию, г. Лиссабон, Португалия, 2007 г.

В диссертационную работу включены результаты исследований, опубликованные в 16 печатных работах в отечественных и иностранных журналах, сборниках и тезисах докладов различных конференций, в том числе, 7 статей в рецензируемых изданиях из списка ВАК.

Личный вклад автора. Соискатель являлся ответственным исполнителем всех основных проведенных в ОАО «ГНЦ НИИАР» работ по исследованию теплопроводности реакторного бериллия. Им лично разработана методика измерения и получены все экспериментальные результаты, приводимые в диссертации. Личный вклад Латыпова Р.Н. в получение результатов работы, представляемой к защите, является определяющим.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав с обсуждением исследований, выводов и списка литературы. Работа содержит 95 страниц, 31 рисунок, 9 таблиц и 56 наименований в списке литературы.

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 методам исследования теплопроводности, по влиянию нейтронного облучения на теплопроводность реакторного бериллия, а также особенностям радиационного дефектообразования бериллия.

Литературный анализ показал, что для определения теплопроводности облученных материалов возможно применение стандартных общеизвестных методов. При этом предпочтительнее использовать один и тот же метод измерения для материалов до и после реакторного облучения, чтобы исключить влияние погрешности метода [3]. Также было выяснено, что наиболее перспективным методом измерения теплопроводности является импульсный метод, который обеспечивает прямое, быстрое и точное определение термофизических свойств материала.

Анализ представленных в литературе экспериментальных данных по изменению теплопроводности выявил крайне малое количество экспериментальных результатов по теплопроводности металлического бериллия, подвергшегося облучению.

В результате анализа литературных данных сделаны следующие выводы:

1. Наиболее целесообразно использовать установки для измерения теплопроводности облученных материалов на основе импульсного метода.

2. Отсутствуют данные об изменении теплопроводности бериллия при высоких повреждающих дозах облучения.

3. Отсутствуют данные о влиянии температуры облучения на изменение теплопроводности бериллия.

4. Недостаточно информации о радиационно-индуцированном изменении теплопроводности бериллия различных марок, полученных по различным технологиям.

5. Отсутствуют данные о влиянии послереакторных отжигов на восстановление теплопроводности реакторного бериллия.

Во второй главе представлены исследуемые материалы, описаны методики реакторных испытаний и послереакторных исследований.

Было исследовано пять марок бериллия российского производства, разработанных в ОАО «ВНИИНМ» им. академика А.А. Бочвара: ТВ-56, ТВ-30, ТВ-400, ТИП и ДИП, отличающихся технологией изготовления. Бериллий марок ТВ-56 и ТВ-30 был изготовлен по технологии горячего экструдирования (выдавливания), бериллий марки ТВ-400 – по технологии горячего прессования, а бериллий марок ТИП и ДИП – по технологии горячего изостатического прессования (см. Таблицу 1).

Таблица 1.

Технология изготовления, плотность и средний размер зерна бериллия.

Марка бериллия Технология изготовления Плотность, кг/м3 Средний размер зерна, мкм
1 2 3 4
ТВ-56 горячее выдавливание 1856 25
ТВ-30 горячее выдавливание 1858 15
ТИП горячее изостатическое прессование 1861 12
ДИП горячее изостатическое прессование 1860 13
ТВ-400 горячее прессование 1858 200

Все исследованные марки бериллия, за исключением бериллия марки ДИП, имели техническую чистоту материала (см. Таблицу 2).

Таблица 2.

Химический состав бериллия исследованных марок.

Марка Элементный состав, % массы
Ве BeO О C Si B Al Fe Cr Mn Ni Cu Mg
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14
TВ-56 98,6 1,48 0,98 0,08 0,016 <0,0009 0,026 0,17 0,041 0,04 0,04 0,04 0,04
TВ-30 98,13 2,5 1,66 0,088 0,013 <0,0009 0,015 0,11 0,028 0,004 0,015 0,004 0,002
ТИП 98,82 1,3 0,89 0,07 0,013 <0,0001 0,013 0,13 0,031 0,0064 0,015 0,004 0,0066
ДИП 98,6 2,0 1,3 0,067 0,013 <0,0001 0,005 0,028 0,0084 0,0029 0,0045 0,0032 0,0016
ТВ-400 92,5 Н/д Н/д Н/д 0,06 0,03 0,01 0,16 0,01 0,02 0,001 0,001 0,0003


Pages:   || 2 | 3 |
 

Похожие работы:







 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.