Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Phân Tích Thay Đổi Lattice Trong Vật Liệu Ống Áp Suất Zr-2.5%Nb CANDU Đã Già Hóa Sử Dụng Kỹ Thuật Tán Xạ Neutron
Tóm tắt
Vật liệu ống áp suất Zr-2.5%Nb được biết đến là nguyên nhân gây ra biến dạng trong lò phản ứng trong môi trường hoạt động của lò phản ứng CANDU. Điều này xảy ra vì ống áp suất chứa nhiên liệu hạt nhân và tiếp xúc với bức xạ neutron nhanh do phân hạch hạt nhân. Tuy nhiên, hiện vẫn chưa hiểu rõ lý do tại sao biến dạng xảy ra do bức xạ neutron nhanh. Nghiên cứu này đã xem xét lý do tại sao sự thay đổi chiều dài xảy ra trong môi trường ngoài lò phản ứng mà không có bức xạ neutron bằng cách khảo sát hành vi thay đổi lattice qua quá trình xử lý nhiệt. Trong thí nghiệm, vật liệu ống áp suất đã được nấu chảy hai lần và bốn lần được cho già hóa ở 300, 350 và 400 °C trong thời gian lên tới 20.000 giờ, và sự thay đổi khoảng cách lattice trung bình đã được khảo sát bằng thiết bị tán xạ neutron. Tại quá trình già hóa 400 °C-20.000 giờ, vật liệu nấu chảy hai lần đã giãn nở 0.05% và 0.09% ở các mặt phẳng (1010) và (0002), tương ứng. Ngược lại, vật liệu nấu chảy bốn lần giãn nở 0.02% và 0.08% ở các mặt phẳng (1010) và (0002), tương ứng. Những kết quả này cho thấy sự giãn nở lattice có thể xảy ra chỉ bằng cách xử lý nhiệt. Được đánh giá rằng biến dạng trong lò phản ứng gây ra sự giãn nở lattice bổ sung cho biến dạng ngoài lò phản ứng. Hành vi giãn nở lattice qua xử lý nhiệt và bức xạ neutron được diễn giải một cách cơ học dưới dạng một khái niệm tăng entropy bằng cách áp dụng mô hình nguyên tử hình elip thay vì hình cầu.
Từ khóa
Tài liệu tham khảo
E.F. Ibrahim, B.A. Cheadle, Can. Metal. Quart. 24, 273 (1985)
R.B. Adamson, C.E. Coleman, M. Griffiths, J. Nucl. Mater. 521, 167 (2019)
G.J. Field, J. Nucl. Mater. 159, 3 (1988)
D.K. Rodgers, C.E. Coleman, M. Griffiths, G.A. Bickel, J.R. Theaker, I. Muir, A.A. Bahurmuz, S. St. Lawrence, M. Resta Levi, J. Nucl. Mater. 383, 22 (2008)
IAEA-TECDOC-1037, Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety: CANDU pressure tubes (IAEA, Vienna, 1988)
G. Van Drunen, CANDU Fuel Channel Inspection, Paper presented at AECL-Reactor Services Meeting with the USNRC and CNSC, December 2002
G.A. Bickel, Status and plans for work on pressure tube creep at AECL, Paper presented at 1st Research Coordination Meeting for the CRP: Prediction of Axial and Radial Creep in HWR Pressure Tubes, IAEA, Vienna, 2–4 July 2013
J.Y. Jung, H.S. Kim, S. Kim, Y.S. Kim, Korean J. Met. Mater. 60, 341 (2022)
M. Griffiths, J.E. Winegar, A. Buyers, J. Nucl. Mater. 383, 28 (2008)
S. Lim, S. Kim, G.-G. Lee, Korean J. Met. Mater. 57, 203 (2019)
S. Kim, S. Lim, D. Ahn, G. Lee, K. Chang, Met. Mater. Int. 25, 838 (2019)
D.A. Porter, K.E. Eastering, Phase Transformation in Metals and Alloys, 3rd edn. (CRC Press, Boca Raton, 2009), pp. 13–14, 96–98
X.Y. Gu, Y.N. Dong, Y.X. Zhuang, J. Wang, Met. Mater. Int. 26, 292 (2020)
H. Gasan, E. Lökçü, A. Ozcan, O.N. Celik, I. Celikyurek, M. Ulutan, Y. Kurtulus, Met. Mater. Int. 26, 310 (2020)
X. Chen, D. Gao, Y. Zhang, J.X. Hu, Y. Liu, F. Xiang , Met. Mater. Inter 27, 118 (2021)
G.T. Lee, J.W. Won, K.R. Lim, M. Kang, H.J. Kwon, Y.S. Na, Y.S. Choi, Met. Mater. Inter 27, 593 (2021)
S. Kim, J.Y. Jung, Y.S. Kim, Korean J. Met. Mater. 58, 590 (2020)
S. Kim, J.Y. Jung, Y.S. Kim, Korean J. Met. Mater. 58, 815 (2020)
S. Kim, J.Y. Jung, Y.S. Kim, Korean J. Met. Mater. 59, 589 (2021)
S. Kim, Y.S. Kim, J.Y. Jung, Korean J. Met. Mater. 56, 479 (2018)
S. Sagat, C.E. Coleman, M. Griffiths, B.J.S. Wilkins, in Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, ed. by A.M. Garde, E.R. Bradley (ASTM, Philadelphia, 1994), p. 35
S.S. Kim, Y.S. Kim, J. Nucl. Mater. 273, 52 (1999)