РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ВИГНЕРА И ФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ГРАФИТА ВЫТЕСНИТЕЛЕЙ СУЗ РБМК

П. А. Платонов, Е. В. Бурлаков, О. К. Чугунов, А. И. Достов, В. М. Алексеев, Е. И. Смородкин

Аннотация


Проведены экспериментальные исследования по оценке общего количества запасенной энергии (энергии Вигнера) и физико-механических свойств графитового вытеснителя, проработавшего полный срок (6 лет) на 2-м энергоблоке Курской АЭС. Результаты исследований показали, что суммарная накопленная энергия 180— 220 кал/г ((8—10)105 Дж/кг). Реальная температура графитового вытеснителя оказалась существенно ниже — 70—80 °С против 180—200 °С по расчету. Отмечено ее неравномерное распределение по сечению и азимуту вытеснителя. Измерения коэффициента теплопроводности графита вытеснителя позволили установить, что он мал (не более 14—15 Вт/(м∙К) при температуре измерения 70 °С), температурная зависимость носит явно немонотонный характер с наличием стадий ускоренного изменения с последующим замедлением. Эти стадии немонотонности коррелируют со стадиями выделения запасенной энергии в экспериментах с линейным нагревом облученных образцов графита. Рис. 8, табл. 3, список лит. 11 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Гончаров В.В., Бурдаков Н.С., Виргильев Ю.С. и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978.

Достов А.И. Энергия Вигнера в вытеснителях СУЗ РБМК. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2001, вып. 3, с. 22—31.

Bridge Н., Kelly В., Gray В. Stored energy and dimentional changes in reactor graphite. — In: Proc. of the Fifth Conf. on Carbon, Penncylvania, 1962, v. 1, p. 289—316.

Cotrell A., Bell J., Greenought G. Theory of annealing kinetics applied to the release of stored energy from irradiated graphite in air-cooled reactors. — In: Proc. Second United Nations Intern. Conf. on the Atomic Energy, 1958, v. 7, p. 315—327.

Хандамиров Ю.Э. Методика оценки флюенса повреждающих нейтронов на конструктивные элементы топливной ячейки и ячейки СУЗ реактора РБМК-1000. НИКИЭТ, отчет 16.964, 2000.

Platonov Р.А., Trofimchuk Е.I., Chugunov О.К., Karpukhin V.I. Annealing of radiation damage in graphite. — Radiation Eff., 1975, v. 25, p. 105—110.

Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов НГР-01-90.

Тепло- и массообмен. Теплотехнический справочник. Под ред. В.А. Григорьева и В.М. Зорина. М.: Энергоатомиздат, 1982.

Schweizer D., Gurinsky D., Kaplan E., Sastre C. A Safety Assesment of the Use of Graphite in Nuclear Reactors Licensed by the USA NRC. NUREG/CR-4981, BNL-NUREG-52092.

Токаренко В.Ф. Разностные схемы для уравнений динамики ВВР с кипением теплоносителя. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Динамика ядерных энергетических установок, 1975, вып. 1(7), с. 75—83.

Антипин Г.К., Потаманова Н.П. Подпрограмма для вычисления одномерного нестационарного температурного поля в многослойных пластинах, цилиндрах, шарах. — Там же, сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1982, вып. 3(25), с. 72—76.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.