Испытания макетов твэлов с оболочкой из сплава Zr1Nb в парах воды при температурах возможных аварийных перегревов в реакторе ВВЭР-1000
Завантаження...
Дата
Назва журналу
Номер ISSN
Назва тому
Видавець
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
Анотація
Приведені результати іспитів макетів твелів, їхніх зварених сполук, змін механічних властивостей
оболонок макетів, виготовлених з експериментальних партій труб зі сплаву Zr1Nb (Zr+1 мас. % Nb) і зі
штатного сплаву Е110 при витрімці при температурах 660…1200 °С. Показано, що при нагріванні макетів,
наповнених гелієм до тиску, що застосовуються в промислових твелах (2,2 МПа) до температури 770 °С і
вище, відбувається роздуття твелів, а при температурах 820…830 °С оболонки можуть розриватися за
рахунок тиску газу, що нагрівається. Відзначено зниження пластичності після нагрівання до температур
вище 900…1200 °С Характеристики сплаву Zr1Nb експериментальних плавок схожі с поведінкою сплаву
Е110.
Приведені результати іспитів макетів твелів, їхніх зварених сполук, змін механічних властивостей оболонок макетів, виготовлених з експериментальних партій труб зі сплаву Zr1Nb (Zr+1 мас. % Nb) і зі штатного сплаву Е110 при витрімці при температурах 660…1200 °С. Показано, що при нагріванні макетів, наповнених гелієм до тиску, що застосовуються в промислових твелах (2,2 МПа) до температури 770 °С і вище, відбувається роздуття твелів, а при температурах 820…830 °С оболонки можуть розриватися за рахунок тиску газу, що нагрівається. Відзначено зниження пластичності після нагрівання до температур вище 900…1200 °С Характеристики сплаву Zr1Nb експериментальних плавок схожі с поведінкою сплаву Е110.
In the article happen to results of testing the fuel rod models, their welded joins, changing the mechanical characteristics of shells of models from experimental parties of pipes from Zr1Nb alloy (Zr+1 mas.%Nb) at heatings before temperatures 660… 1200°С. It is show, that at the heating of models, pervaded helium before pressures, using in earned one's living fuel rods (2,2 МPа), before the temperature 770°C and above occurs an overblown fuels, but at temperatures 820…830°С shells can be broken at the expense of pressures of warming gas. Swept away reduction plastisity and embritlement shells after the heating under temperature of 900…1200°С and coolling before room tеmperature pipes-shells from Zr1Nb alloy and from the staff alloy E110.
Приведені результати іспитів макетів твелів, їхніх зварених сполук, змін механічних властивостей оболонок макетів, виготовлених з експериментальних партій труб зі сплаву Zr1Nb (Zr+1 мас. % Nb) і зі штатного сплаву Е110 при витрімці при температурах 660…1200 °С. Показано, що при нагріванні макетів, наповнених гелієм до тиску, що застосовуються в промислових твелах (2,2 МПа) до температури 770 °С і вище, відбувається роздуття твелів, а при температурах 820…830 °С оболонки можуть розриватися за рахунок тиску газу, що нагрівається. Відзначено зниження пластичності після нагрівання до температур вище 900…1200 °С Характеристики сплаву Zr1Nb експериментальних плавок схожі с поведінкою сплаву Е110.
In the article happen to results of testing the fuel rod models, their welded joins, changing the mechanical characteristics of shells of models from experimental parties of pipes from Zr1Nb alloy (Zr+1 mas.%Nb) at heatings before temperatures 660… 1200°С. It is show, that at the heating of models, pervaded helium before pressures, using in earned one's living fuel rods (2,2 МPа), before the temperature 770°C and above occurs an overblown fuels, but at temperatures 820…830°С shells can be broken at the expense of pressures of warming gas. Swept away reduction plastisity and embritlement shells after the heating under temperature of 900…1200°С and coolling before room tеmperature pipes-shells from Zr1Nb alloy and from the staff alloy E110.
Опис
Теми
Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Цитування
Испытания макетов твэлов с оболочкой из сплава Zr1Nb в парах воды при температурах возможных аварийных перегревов в реакторе ВВЭР-1000 / В.С. Красноруцкий, И.А. Петельгузов, В.М. Грицина, А.Г. Родак, Н.Н. Белаш,
В.К. Яковлев // Вопросы атомной науки и техники. — 2006. — № 4. — С. 111-117. — Бібліогр.: 9 назв. — рос.