Ảnh hưởng của quá trình luyện kim dài hạn mô phỏng điều kiện bảo quản khô của các thanh nhiên liệu VVER-1000 lên tính chất cơ học của lớp bọc từ hợp kim E110 theo phương dọc

Inorganic Materials: Applied Research - Tập 13 - Trang 842-847 - 2022
G. P. Kobylyansky1, A. O. Mazaev1, E. A. Zvir1, S. G. Eremin1, E. V. Chertopyatov1, A. V. Obukhov1
1State Scientific Center—Research Institute of Atomic Reactors (RIAR), Dimitrovgrad, Russia

Tóm tắt

Bài báo này trình bày kết quả thực nghiệm về tính chất cơ học của lớp bọc thanh nhiên liệu từ hợp kim zirconium E110 theo phương dọc, đã được sử dụng trong các cụm nhiên liệu của lò phản ứng hạt nhân VVER-1000 với mức tiêu thụ nhiệt khoảng ~20 và ~70 MW d/kg U trước và sau quá trình luyện kim sau bức xạ ở 380°C trong 468 ngày. Các thay đổi về độ bền và các tính chất dẻo của lớp bọc theo phương dọc đã được phân tích và so sánh với các tính chất của nó trước và sau khi bức xạ và với những thay đổi trong phương ngang. Những thay đổi về tính chất cơ học của lớp bọc được giải thích như là một hàm của tổn thương bức xạ trong cấu trúc của nó.

Từ khóa

#E110 zirconium alloy #VVER-1000 #fuel rod cladding #mechanical properties #post-radiation annealing #strength #plasticity #irradiation.

Tài liệu tham khảo

Kalin, B.A., Platonov, P.A., Chernov, I.I., and Shtrombakh, Ya.I., Fizicheskoe materialovedenie: Uchebnik dlya vuzov, tom 6: Konstruktsionnye materialy yadernoi tekhniki (Physical Material Science: Manual for Higher Education Institutions, vol. 6: Structural Materials for Nuclear Engineering), Kalin, B.A., Ed., Moscow: Mosk. Inzh.-Fiz. Inst., 2012. Kobylyanskii, G.P., Pokrovskii, A.S., and Shamardin, V.K., Irradiation effects in Zr–1% Nb alloy, Vopr. At. Nauki Tekh., Fiz. Radiats. Povrezh. Radiats. Materialoved., 1983, no. 2 (25), pp. 51–56. Kobylyanskii, G.P. and Novoselov, A.E., Radiatsionnaya stoikost’ tsirkoniya i splavov na ego osnove: Spravochnye materialy po reaktornomu materialovedeniyu (Radiation Resistance of Zirconium and Its Alloys: Handbook on Reactor Materials Science), Tsykanov, V.A., Ed., Dimitrovgrad: Nauchno-Issled. Inst. At. Reakt., 1996. Prasolov, P.F., Lebedinskii, K.B., Platonov, P.A., and Viktorov, V.F., Anisotropy of irradiation strengthening of textured zirconium alloys H-1 and H-2.5, Trudy mezhdunarodnoi konferentsii po radiatsionnomy materialovedeniyu, Alushta, 22–25 maya 1990 (Proc. Int. Conf. on Radiation Materials Science, Alushta, May 22–25, 1990), Kharkov: Kharkov. Fiz.-Tekh. Inst., 1991, vol. 8, pp. 55–62. Kobylyanskii, G.P., Mazaev, A.O., Zvir, E.A., Chertopyatov, E.V., and Obukhov, A.V., Change in anisotropy of mechanical properties of E110 fuel rods claddings after their operation in VVER-1000, Sb. Tr. Aktsioner. O‑va “Gos. Nauchn. Tsentr—Nauchno-Issled. Inst. At. Reakt.,” 2020, no. 2, pp. 3–11. Mazaev, A.O., Kobylyansky, G.P., Zvir, E.A., et al., Impact of thermal tests simulating dry storage of VVER-1000 fuel on the hydride phase morphology in fuel element claddings, Inorg. Mater.: Appl. Res., 2019, vol. 10, no. 3, pp. 749–756. https://doi.org/10.1134/S2075113319030250 Kobylyanskii, G.P., Mazaev, A.O., Zvir, E.A., I’lin, P.A., and Obukhov, A.V., Analysis of changes in the length of fuel rods of VVER-1000 reactors during thermal tests simulating dry storage modes, Trudy XI konferentsii po reaktornomu materialovedeniyu, Dimitrovgrad, 27–31 maya 2019 (Proc. 11th Conf. of Reactor Materials Science, Dimitrovgrad, Russia, May 27–31, 2019), Dimitrovgrad: Res. Inst. At. React., 2019, pp. 90–93. Kobylyanskii, G.P., Raetskii, V.M., Shamardin, V.K., et al., Effect of the key neutron irradiation parameters on short-term mechanical properties of Zr–1% Nb alloy, Vopr. At. Nauki Tekh., Fiz. Radiats. Povrezh. Radiats. Materialoved., 1989, no. 2 (49), pp. 41–47. Isaenkova, M., Perlovich, Yu., Krymskaya, O., and Pakhomov, S., Texture effect on mechanical properties anisotropy of products from Zr-based alloys, IOP Conf. Ser.: Mater. Sci. Eng., 2015, vol. 82, art. ID 012092. https://doi.org/10.1088/1757-899X/82/1/012092 Zaimovskii, A.S., Nikulina, A.V., and Reshetnikov, N.G., Tsirkonievye splavy v yadernoi energetike (Zirconium Alloys in Nuclear Power Engineering), Moscow: Energoatomizdat, 1994. Bourdiliau, B., Onimus, F., Cappelaere, C., et al., Impact of irradiation damage recovery during transportation on the subsequent room temperature tensile behavior of irradiated zirconium alloys, Proc. 16th Int. Conf. “Zirconium in the Nuclear Industry,” ASTM STP 1529, West Conshohocken, Pa: ASTM Int., 2011, vol. 7, no. 9, pp. 929–953. Kobylyansky, G.P., Obukhov, A.V., Mazaev, A.O., et al., Microstructure and mechanical properties of the fuel cladding in VVER-1000 after the thermal tests that model dry storage conditions, Russ. Metall., 2019, vol. 2019, pp. 421–426. https://doi.org/10.1134/S0036029519040190 Isaenkova, M., Perlovich, Yu., Fesenko, V., and Krymskaya, O., The effect of high-doze neutron irradiation on texture and substructure condition of cladding tubes from Zr-based alloys, Mater. Sci. Forum, 2017, vol. 879, pp. 1483–1488. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/MSF.879.1483