Электронная библиотека Веда
Цели библиотеки
Скачать бесплатно
Доставка литературы
Доставка диссертаций
Размещение литературы
Контактные данные
Я ищу:
Библиотечный каталог российских и украинских диссертаций

Вы находитесь:
Диссертационные работы России
Технические науки
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Диссертационная работа:

Соколов Андрей Николаевич. Экспериментальное и расчетное обоснование использования оксидного топлива с низким сопротивлением деформированию в ТВЭлах энергетических реакторов : Дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 Москва, 2005 137 с. РГБ ОД, 61:06-5/2205

смотреть содержание
смотреть введение
Содержание к работе:

Введение 5

1. Анализ экспериментальных результатов и теоретических моделей ползучести, уплотнения и
распухания диоксида урана 8

1.1. Основные закономерности изменения скорости ползучести диоксида урана в термических
условиях 8

  1. Зависимость скорости ползучести диоксида урана от напряжения и температуры 8

  2. Влияние отклонения от стехиометрического состава на скорость ползучести диоксида урана 10

  3. Зависимость скорости ползучести от размера зерна и пористости 13

  4. Влияние легирования на скорость ползучести диоксида урана 13

1.2. Основные закономерности изменения радиационной скорости ползучести, распухания и
уплотнения топлива на основе диоксида урана 20

  1. Зависимость скорости ползучести диоксида урана в условиях реакторного облучения от выгорания, напряжения, температуры и плотности деления 20

  2. Влияние структуры и состава топлива на скорость радиационной ползучести 24

  3. Распухание и уплотнение оксидного топлива 25

  4. Влияние легирования и размера зерна на распухание и выход ГПД 29

1.3. Модели и механизмы, описывающие термическую ползучесть твердых тел 30

  1. Дислокационные модели ползучести 30

  2. Диффузионная ползучесть и скольжение по границам зерен 31

  3. Влияние на механические свойства поликристаллических тел межзеренной фазы. Оценка величины эффективного тензора вязкости поликристаллического тела 32

  4. Особенности механизмов деформации диоксида урана 34

1.4. Модели, описывающие радиационную ползучесть твердых тел 36

  1. Механизм SIP А 36

  2. Петлевые механизмы .37

  3. Механизмы, учитывающие скольжение дислокаций 38

  4. Феноменологические модели ползучести диоксида урана под облучением 39

1.5. Выводы 42

2. Методики и экспериментальные средства для исследования механических свойств оксидного
ядерного топлива 44

2.1. Условия эксплуатации твэлов энергетических реакторов и технические требования к
экспериментальным средствам 44

2.2. Методика и экспериментальные средства исследования радиационной ползучести 46

  1. Конструкция установки для исследования радиационной ползучести оксидного топлива 46

  2. Проектировочный теплофизический расчет установки «ПОСТ-УРАЛ-М» 50

  3. Установка для исследования радиационного уплотнения и распухания оксидного топлива 57

  4. Проектировочный теплофизический расчет установки «PACT-УРАЛ» 61

2.3. Системы обеспечения, управления и регистрации данных впутриреакторных установок.... 67

  1. Система измерения деформации 68

  2. Система автоматизированного контроля и регулирования температуры 70

  3. Система нагружения и обеспечения атмосферы 72

  4. Программное обеспечение систем измерения и управления 73

  5. Характеристики разработанных установок 73

2.5. Модернизация установки «КРИП-М» для исследования высокотемпературной ползучести
оксидного топлива 74

2.6. Выводы 80

3. Экспериментальные результаты исследований механических свойств модифицированного
топлива на основе диоксида урана 81

3.1. Исследование механических свойств модифицированного топлива в термических условиях
81

  1. Характеристики образцов 81

  2. Условия испытаний 82

  3. Результаты исследования термической ползучести модифицированного топлива 83

  4. Результаты исследования механических свойств модифицированного топлива при деформировании с постоянной скоростью 86

3.2. Исследование радиационной ползучести модифицированного топлива 88

  1. Характеристики образцов 88

  2. Условия испытания образцов и методика исследования радиационной ползучести модифицированного топлива 89

  3. Методика определения эффективных температур при исследовании радиационной ползучести диоксида урана 91

  4. Результаты исследования радиационной ползучести модифицированного топлива 95

3.3. Исследование радиационного уплотнения и распухания модифицированного топлива 99

  1. Характеристика образцов и условия облучения 99

  2. Результаты исследования радиационного уплотнения и распухания топлива 100

3.4. Выводы 104

4. Разработка моделей и рекомендации для обобщения и прогнозирования характеристик
ползучести диоксида урана 106

  1. Разработка модели и расчетных рекомендаций для обобщения и прогнозирования скорости ползучести диоксида урана в термических условиях 106

  2. Разработка модели и расчетных рекомендаций для обобщения и прогнозирования скорости ползучести модифицированного диоксида урана 113

  3. Разработка модели и расчетных рекомендаций для обобщения и прогнозирования характеристик радиационной ползучести диоксида урана 116

  4. Разработка расчетных рекомендаций для прогнозирования характеристик радиационной

ползучести модифицированного диоксида урана 124

4.6. Рекомендации для расчёта скорости ползучести топлива на основе диоксида урана в
программах анализа работоспособности твэл 125

  1. Заключение 128

  2. Список литературы 130

Введение к работе:

Конкурентоспособность и эффективность использования топлива в энергетических реакторах определяется уровнем достигнутых выгораний. Современные конструкции твэлов должны обеспечить выгорание до 70 ГВт'сут./т. Увеличение длительности кампании требует разработки и лицензирования тепловыделяющих элементов с повышенным эксплуатационным ресурсом. Среди множества факторов, определяющих работоспособность твэлов при высоких выгораниях, важное место занимает проблема силового взаимодействия топлива и оболочки (ВТО). Снижение напряжений при ВТО приведёт к уменьшению повреждений оболочки и, соответственно, увеличению ресурса твэла. Нагрузки на оболочке могут быть снижены путем использования топлива с низким сопротивлением деформированию.

В связи с этим, главным направлением решения задачи обеспечения надежности твэлов при высоких выгораниях специалисты большинства стран производителей топлива считают использование в твэлах энергетических реакторов диоксида урана с добавками легирующих элементов [1-3]. Легирование направлено на снижение сопротивления деформированию топлива, для уменьшения механического взаимодействия топлива с оболочкой в стационарных и переходных режимах и на увеличение размера зерна для ограничения выхода продуктов деления.

Специалистами Японии, США, Франции, Германии проведены широкие исследования поведения твэлов с легированным топливом при выгораниях до 80 ГВтсут/т [4-6]. Получены результаты по выходу продуктов деления, изменению размеров оболочки и топливного столба, изменению структуры краевой зоны таблеток из диоксида урана с добавками оксида ниобия, оксида титана, оксида хрома и алюмосиликатов. Показано улучшение характеристик работоспособности твэлов с модифицированным топливом. Несмотря на то, что модификация состава и структуры топлива направлена на снижение механического взаимодействия сердечника и оболочки, данные по основному параметру, характеризующему снижение сопротивления деформированию - радиационной ползучести отсутствуют.

Обоснование использования легированного диоксида урана в качестве топлива энергетических реакторов предполагает, прежде всего, изучение размерной стабильности таблеток в процессе облучения и закономерностей накопления пластических деформаций в условиях ползучести.

Работа выполнена в рамках межотраслевой программы сотрудничества Министерства образования РФ и Министерства РФ по атомной энергии по направлению «Научно -инновационное сотрудничество» (Приказ Министерства образования РФ № 4659 от 27.12.2002) и в рамках программы «АЭС и ЯЭУ нового поколения с повышенной безопасностью» (постановление правительства РФ №263 от 06.04.1996).

Целью работы явилось:

Разработка и усовершенствование экспериментальных средств для исследования процессов деформирования ядерного топлива. Получение, анализ и обобщение данных по ползучести, радиационному уплотнению и распуханию легированного диоксида урана для обоснования его использования в твэлах энергетических реакторов с повышенным эксплуатационным ресурсом.

Научная новизна работы заключается в следующем;

1.Разработаны методы и экспериментальные средства для исследования радиационной ползучести, уплотнения и распухания оксидного ядерного топлива при проектных параметрах облучения в широком интервале температур.

2.Впервые проведены исследования и найдены закономерности изменения характеристик ползучести легированного диоксида урана с низким сопротивлением деформированию от напряжения, температуры, плотности деления.

3.Впервые получены экспериментальные данные по радиационному уплотнению и распуханию диоксида урана с низким сопротивлением деформированию.

4.Разработаны модели и рекомендации для учёта ползучести сердечников из легированного диоксида урана с низким сопротивлением деформированию в программах анализа работоспособности и лицензирования твэлов.

Практическая значимость работы:

1.Методики и экспериментальные средства исследования радиационной ползучести, радиационного уплотнения и распухания топлива внедрены на реакторе ИВВ-2М ФГУП «Институт реакторных материалов».

2.Результаты и расчётные рекомендации внедрены и используются в ФГУП ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара для анализа напряжённо-деформированного состояния, оценки ресурса и лицензирования твэлов.

Основные положения выносимые на защиту:

  1. Разработанные и усовершенствованные экспериментальные средства исследования радиационной ползучести, радиационного уплотнения и распухания оксидного ядерного топлива.

  2. Автоматизированные системы обеспечения испытаний.

3.Экспериментальные результаты исследования ползучести легированного диоксида урана с низким сопротивлением деформированию и закономерности изменения характеристик ползучести от температуры, напряжения и плотности деления.

4.Экспериментальные результаты исследования радиационного уплотнения и распухания легированного диоксида урана с низким сопротивлением деформированию.

5.Модели деформирования диоксида урана, учитывающие влияние температуры, напряжения, плотности деления, структуры и состава на характеристики ползучести.

6.Расчётные соотношения для учёта ползучести в программах анализа работоспособности и лицензирования твэлов.

Апробация работы. Результаты работы докладывались и обсуждались на: научных сессиях МИФИ-99 (Москва, 1999 г.), МИФИ-2000 (Москва,2000 г.), МИФИ-2002 (Москва, 2002 г.), МИФИ-2003 (Москва, 2003 г.), МИФИ-2004 (Москва, 2004 г.), конференции МАГАТЭ «Characterization and Quality control of nuclear fuels - CQCNF - 2000», (Hyderabad, 2002), конференции МАГАТЭ «Technical Committee Meeting on Improved Fuel Pellet Material and Designs» (Brussels, 2003), четвёртой конференции пользователей программного обеспечения CAD-FEM GmbH. (Москва, 2004. г.)

Подобные работы
Дорофеев Александр Николаевич
Обоснование использования отработавших европийсодержащих пэлов реактора СМ в качестве промышленного источника гамма-излучения
Безруков Юрий Алексеевич
Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований
Семидоцкий Иван Иванович
Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50
Кузина Юлия Альбертовна
Теплогидравлическое моделирование в обоснование активных зон реакторов типа БРЕСТ
Сергеева Людмила Васильевна
Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок
Долганов Кирилл Сергеевич
Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов
Никитенко Михаил Павлович
Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440
Малышев Андрей Борисович
Экспериментальное обоснование пассивной системы безопасности ГЕ-2 реактора ВВЭР-1000
Морозов Андрей Владимирович
Теплогидравлическое обоснование работоспособности системы пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР
Поплавская Елена Вячеславовна
Обоснование физических параметров специализированных активных зон быстрых реакторов для эффективной утилизации актинидов

© Научная электронная библиотека «Веда», 2003-2013.
info@lib.ua-ru.net