Изучение теплофизических свойств кориума легководного реактора

Материалы активной зоны. Тяжелая авария в реакторе. Установка для моделирования тяжелой аварии. Методика гидростатического взвешивания для измерения плотности твёрдых материалов. Средства измерения температуры. Рентгеновский фазовый структурный анализ.

Рубрика Физика и энергетика
Вид дипломная работа
Язык русский
Дата добавления 17.05.2015
Размер файла 4,7 M

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН

Восточно-Казахстанский Государственный Технический Университет им. Д. Серикбаева

Кафедра «Техническая физика»

ДОПУЩЕН К ЗАЩИТЕ

Зав. кафедрой,

д.ф-м.н, профессор

___________Скаков М.К.

"____"_________2012 г.

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

К ДИПЛОМНОЙ РАБОТЕ

Изучение теплофизических свойств кориума легководного реактора

Рецензент:

к.ф-м.н., доцент кафедры «Физика» ВКГУ им. С. Аманжолова

Б.К. Ахметжанов / __________

Руководитель:

Начальник отдела материаловедческих испытаний

В.В. Бакланов / __________

Студент: Б.М. Хакимжанов

Специальность: Техническая физика

Группа 08-ТФ-1

Усть-Каменогорск

2012

  • АННОТАЦИЯ
  • К дипломной работе студента Хакимжанова Б.М. на тему «Изучение теплофизических свойств кориума легководного реактора»
  • Изучение теплофизических свойств кориума является весьма актуальной темой. Кориум - сплавленная радиоактивная масса ядерного топлива и конструкционных материалов ядерного реактора, возникающая при тяжёлой аварии реактора с потерей охлаждения. Данные о его свойствах, в том числе теплофизических, могут быть весьма полезны для повышения безопасности использования АЭС и предотвращения тяжелых аварий.
  • Целью работы является анализ экспериментально измеренных данных теплофизических характеристик модельного кориума. Получение данных о фазовом составе и плотности образцов кориума полученного в экспериментах моделирующих тяжелые аварии на АЭС.
  • В работе экспериментально были измерены теплофизические характеристики кориума полученного на установке ЛАВА-Б, методом В.Дж. Паркера. Проведен фазовый анализ.
  • Работа содержит 64 страниц машинописного текста, 28 рисунков, 21 таблицу.
  • МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ
  • РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН
  • Восточно-Казахстанский Государственный Технический Университет им. Д. Серикбаева
  • Факультет машиностроения и транспорта
  • Специальность «Техническая физика»
  • Кафедра «Техническая физика»
  • «УТВЕРЖДАЮ»
  • Зав. кафедрой, д.ф.-м.н., профессор ______________Скаков М.К.
  • "___"______________2012 г.
  • ЗАДАНИЕ на выполнение дипломной работы
  • Студенту Хакимжанову Бауыржану Муратовичу
  • Тема работы: «Изучение теплофизических свойств кориума легководного реактора»
  • Утверждена приказом по вузу № 350-С от 11 апреля 2012 г.
  • Срок сдачи законченной дипломной работы______________________
  • Консультанты по дипломной работе с указанием относящихся к ним разделов работы
  • Раздел

    Руководитель

    Дата выполнения

    Подпись консультанта

    1 Введение

    Бакланов В.В.

    2 Литературный обзор

    Бакланов В.В.

    3 Результаты исследования и их обсуждение

    Бакланов В.В.

    4 Безопасность и экологичность работы

    Апенько И.А.

    Нормоконтроль

    Можанов Ж.У.

    Руководитель ___________________ /_ Бакланов В.В. /

    (подпись) (ФИО)

    Задание принял

    к исполнению студент ___________________/_Хакимжанов Б. М._/

    (подпись) (ФИО)

    Дата "____"___________ 2012 г.

    • СОДЕРЖАНИЕ
    • ВВЕДЕНИЕ
    • 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР
    • 1.1 Реактор ВВЭР
    • 1.2 Материалы активной зоны
    • 1.3 Тяжелая авария в реакторе
    • 1.4 Классификация аварий на АЭС
    • 1.5 Классификация методов измерения ТФС
    • 2. МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ И ИССЛЕДУЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ
    • 2.1 Установка для моделирования тяжелой аварии на АЭС.
    • 2.2 Рентгеновский фазовый структурный анализ ДРОН-3
    • 2.3 Метод В. Дж. Паркера для определения ТФС материалов
    • 2.3 Установка для измерения ТФС материалов УТФИ-2
    • 2.4 Средства измерения температуры.
    • 2.5 Методика гидростатического взвешивания для измерения плотности твёрдых материалов
    • 2.6 Исследуемый материал
    • 3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ
    • 3.1 Отбор и подготовка проб
    • 3.2 Результаты измерений
    • 3.3 Анализ полученных данных
    • 4. БЕЗОПАСНОСТЬ И ЭКОЛОГИЧНОСТЬ РАБОТЫ
    • ЗАКЛЮЧЕНИЕ
    • СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

    ВВЕДЕНИЕ

    В настоящее время, повышенное внимание уделяется проблеме безопасности эксплуатации атомных реакторов. Общепринято, что возникновение аварии, сопровождающейся плавлением материалов активной зоны, является маловероятным событием. Оно может произойти при уникальном стечении обстоятельств, а именно, при одновременном отказе большого числа элементов безопасности, в результате которого нарушается работа систем охлаждения или происходит потеря теплоносителя.

    Примером является авария, произошедшая 11 марта 2011 года АЭС Фукусима-1 в Японии. В результате сильнейшего землетрясения произошла радиационная авария с локальными последствиями, три работающих энергоблока были остановлены действием аварийной защиты, все аварийные системы сработали в штатном режиме. Однако спустя час было прервано электроснабжение (в том числе от резервных дизель-генераторов), предположительно из-за последовавшего за землетрясением цунами. Электроснабжение необходимо для охлаждения остановленных реакторов, которые активно выделяют тепло в течение существенного времени после остановки.

    В этом случае выделяющаяся теплота реакции деления может привести к разрушению геометрии активной зоны и её плавлению. Для полной оценки риска использования реакторов и повышению безопасности необходимо прогнозировать возможное течение аварийной ситуации, а также определить возможные последствия тяжелых аварий и меры по их устранению.

    Согласно классификации последовательностей аварийных ситуаций на атомных реакторах, выделяют 5 основных характеристических стадий развития тяжелых аварий , связанных с плавлением активной зоны (кориума):

    1. нагрев активной зоны реактора до температур, при которых возможен отказ (разрушение частичное или полное) ее структуры;

    2. испарение воды в нижней части корпуса реактора и образование расплавленного кориума;

    3. нагрев корпуса реактора и проплавление сквозь стенку корпуса;

    4. взаимодействие расплавленного кориума с бетонным основанием фундамента реактора;

    5. взаимодействие расплавленного кориума с материалами за пределом бетонных структур реактора.

    Исследование каждой из этих фаз представляет собой достаточно сложную физико-химическую проблему, зависящую от множества внешних и внутренних факторов. Решение подобной проблемы должно строиться на стыке нескольких специальных областей знания, таких как термодинамика, материаловедение, металлургия, теплофизика, ядерная физика, неорганическая химия, компьютерное моделирование и т.д.

    Эксперименты с плавлением больших масс материалов активной зоны реакторов являются весьма сложными и дорогостоящими. Для их выполнения требуется детальное изучение поведения исследуемых материалов, а также материалов электроплавильного узла, поскольку для получения расплава материалов, содержащих диоксид урана требуется нагрев до 3000К, что само по себе является сложной задачей.

    Кориум - расплав, которого не существует в природе, поэтому необходимо его всестороннее исследование. Теплофизические свойства (ТФС) кориума полученного в экспериментах моделирующих тяжелые аварии на ядерных реакторах являются одними из важнейших и малоизученных характеристик.

    Такая информация может быть исключительно полезной не только для выявления механизмов тяжелых аварий, но и для постановки экспериментальных исследований. Поэтому необходимо детальное изучение свойств кориума, в том числе теплофизических, для построения базы данных, которая могла бы быть использована при прогнозировании течения тяжелых аварий, а также в расчетных моделях.

    1/ ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

    1.1 Реактор ВВЭР

    ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) -- двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире. ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) и обязан своему происхождению одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров[1].

    Общее название реакторов этого типа в других странах -- PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

    ВВЭР-1000 -- ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой -- 3000 МВт. В настоящее время данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии -- 31 действующий реактор (из 54-х ВВЭР), что составляет 7,1% от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов. Реактор ВВЭР-1000 представляет собой следующее поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. Реактор состоит из корпуса, верхнего блока, внутрикорпусных устройств и активной зоны. Корпус с верхним блоком представляет собой сосуд под давлением с размещенным в нем внутрикорпусными устройствами и активной зоной. Активную зону реактора охлаждают четыре петли с теплоносителем. Для предотвращения перегрева топлива в случае обезвоживания активной зоны смонтирована система, позволяющая быстро залить активную зону водным раствором борной кислоты. При этом не только охлаждаемая сама активная зона, но в результате попадания бора прекращается цепная реакция. Активная зона состоит из 163 ТВС шестигранной формы с твэлами. В 61 ТВС установлены органы регулирования реактора, каждый состоит из 18 поглощающих элементов. В таблице 1 приведены основные технические характеристики ядерного реактора ВВЭР-1000.

    Таблица 1.

    Основные характеристики ядерного реактора ВВЭР-1000

    Параметр

    Значение

    Мощность тепловая номинальная, МВт

    3000

    Продолжительность работы между перегрузками топлива, месяц

    12

    Внутренний диаметр корпуса реактора, м

    4,136

    Количество насосов первого контура, шт.

    4

    Давление теплоносителя первого контура, МПа

    15,7

    Общий расход теплоносителя первого контура, м3/час

    84800

    Температура теплоносителя первого контура на входе в реактор, °С

    290

    Температура теплоносителя первого контура на выходе из реактора, °С

    320

    Количество парогенераторов, шт.

    4

    Давление пара, МПа

    6,27

    Температура пара, °С

    278,5

    Паропроизводительность, т/час

    1470

    Количество гидроемкостей системы аварийного охлаждения, шт.

    4

    Количество высоконапорных насосов системы аварийного охлаждения, шт.

    3

    Количество низконапорных насосов системы аварийного охлаждения, шт.

    3

    Количество генераторов надежного электропитания, шт.

    3

    В реакторе происходит преобразование энергии, выделяющейся при цепной реакции деления ядер урана, в тепловую энергию теплоносителя первого контура. Нагретый теплоноситель поступает с помощью циркуляционных насосов в парогенераторы, где отдаёт часть своего тепла воде второго контура. Производимый в парогенераторах пар поступает в паротурбинную установку, приводящую в движение турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

    Основные узлы реактора:

    · корпус;

    · внутрикорпусные устройства;

    · шахта;

    · выгородка;

    · блок защитных труб (БЗТ);

    · активная зона;

    · тепловыделяющие сборки (ТВС);

    · пучки поглощающих стержней системы управления и защиты (СУЗ);

    · пучки стержней выгорающего поглотителя (СВП);

    · верхний блок;

    · каналы внутриреакторных измерений;

    · блок электроразводок.

    Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, внутри которого находится активная зона и внутрикорпусные устройства (рисунок 1). Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой шпильками, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора (приводы СУЗ) и патрубки для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса в два ряда находятся восемь патрубков для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, четыре патрубка для аварийного подвода теплоносителя в случае разгерметизации первого контура и один патрубок для контрольно-измерительных приборов (КИП).

    Вода первого контура после передачи тепла в парогенераторах второму контуру поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора[1][2].

    1 _ приводы системы управления и защиты; 2 _ крышка реактора; 3 _ корпус реактора; 4 _ блок защитных труб, входные и выходные патрубки; 5 _ шахта; 6 _ выгородка активной зоны;7 _ топливные сборки и регулирующие стержни

    Рисунок 1. Схематическое устройство ВВЭР.

    Корпус через опорное кольцо, с которым его связывает шпоночное соединение, опирается на опорную ферму. Также усилия от корпуса воспринимаются упорной фермой через шпоночное соединение. Внутрикорпусной фланец шахты опирается на фланец корпуса, шахта удерживается от смещений и центруется шпонками в верхней и нижней части, а в центральной части -- разделительным кольцом между входными и выходными патрубками. В эллиптическом днище шахты закреплены опоры, установленные под каждой ТВС и имеющие отверстия для прохода в них теплоносителя. На уровне активной зоны и вокруг неё в шахте расположена выгородка, являющаяся вытеснителем и защитным экраном. В активной зоне содержится 163 ТВС с шагом 236 мм (151 с шагом 241 мм для проекта В-187), каждая из них установлена своим хвостовиком на опору днища шахты. Головки ТВС имеют пружинные блоки, которые поджимаются БЗТ при установке крышки реактора. Нижняя плита БЗТ фиксирует головки ТВС и обеспечивает совмещение направляющих каналов для управляющих стержней в ТВС с каналами в защитных трубах БЗТ, в которых перемещаются штанги приводов СУЗ[2].

    1.2 Материалы активной зоны

    Основными элементами активной зоны реактора на легкой воде являются:

    · топливные таблетки UO2;

    · материал оболочек твэлов или дистанционирующей решетки - циркалой-4 (Zry-4: Zr, 1.57% Sn, 0.22% Fe, 0.10% Cr, Ni<0.035%, 0.145% O, 0.0018% H, 0.045% N) или сплав (Zr,Nb1%) или нержавеющая сталь.;

    · материал дистанционирующей решетки и других конструкционных деталей ТВС - циркалой-4, нержавеющая сталь, инконель-718 (53 вес.% Ni, 19% Cr, 18% Fe, 6% Nb+Ti, 3% Mo [4]);

    · материал стержней поглотителей нейтронов: Ag, In, Cd (BWR) или Al2O3+B4C(PWR);

    · теплоноситель и замедлитель нейтронов - обычная вода H2O.[3]

    Таблица 2.

    Теплофизические свойства материалов активной зоны[11]

    Материал

    Плот-ность, г/см3

    Температура плавления, С

    Теплота плавления, кДж/кг

    Удельная
    теплоемкость, Дж/кгК
    (при 300К)

    Теплота

    испарения, кДж/кг

    12Х18Н10Т

    7,8

    1420

    270

    446

    6300

    Zr

    6,4

    1845

    210

    290

    6700

    ZrO2

    5,6

    2700

    852

    455

    6000

    UO2

    10,4

    2850

    270

    240

    1.2.1 Диоксид урана

    Диоксид урана применяют в корпусных и канальных реакторах с не кипящим и кипящим водяным теплоносителем, в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, в реакторах с газовым теплоносителем. В основном диоксид урана применяется в стержневых твэлах в виде спеченных изделий (стерженьков, таблеток). Масштабы производства изделий из диоксида урана (в основном в виде таблеток) весьма значительны, технология их изготовления хорошо отработана и освоена промышленностью. Применение и некоторые свойства диоксид урана:

    практически применяется UO2 с массовым содержанием урана 88%;

    теоретическая плотность UO2 10,97103 кг/м3;

    в компактных изделиях плотность UO2 составляет более 10,0103 кг/м3, в массе, уплотненной из порошка, (8,8 - 9,5) 103 кг/м3;

    температура плавления 2880±20 0С может уменьшаться при отклонениях от стехиометрического состава;

    UO2 имеет довольно высокий коэффициент линейного термического расширения: примерно 1110-6 1/0С.[9]

    Чрезвычайно низкая теплопроводность UO2 с ростом температуры уменьшается еще больше. При снижении плотности теплопроводность падает, что имеет место в топливной массе, полученной уплотнением порошка в оболочке.

    Одно из основных преимуществ UO2 заключается в хорошей способности длительно работать в условиях облучения при глубине выгорания топлива - десятки тысяч мегаватт сутки на тонну урана. Диоксид урана имеет высокую температуру плавления и не взаимодействует с конструкционными материалами до высоких температур. При контакте с водой, паром и другими теплоносителями при рабочих параметрах диоксид урана обладает высокой коррозийной стойкостью. При массовом изготовлении изделий из UO2 она является технологичным материалом.

    Недостатки UO2: низкая теплопроводность, хрупкость, а также меньшие по сравнению с металлическим топливом плотность и процентное содержание урана в топливной композиции. Последнее обстоятельство приводит к необходимости применять уран более высокого обогащения по делящемуся изотопу, чем при использовании металлического топлива.

    Физические свойства диоксид урана

    а) Термодинамические свойства

    Теплота плавления диоксида урана 76,2 кДж/моль. Изменение свободной энергии образования в зависимости от температуры: с увеличением температуры свободная энергия образования увеличивается.

    б) Теплопроводность

    Результаты зависимости коэффициента теплопроводности UO2 от температуры имеют значительный разброс, составляющий от ±20 до 30% средних значений, что объясняется в основном влиянием пористости, структуры и стехиометрии образцов, а также разницей в методиках исследований.

    При увеличении содержания кислорода в UO2+X по сравнению со стехиометрическим теплопроводность ее уменьшается. С повышением температуры до 1000 - 1500 0С теплопроводность диоксида урана значительно уменьшается. При высоких температурах (выше 2000 0С) наблюдается некоторое увеличение теплопроводности, связанное с ростом вклада радиационного переноса тепла.

    Таблица 3.

    Теплофизические свойства UO2 [10]

    а, м2/с

    С, Дж/(кг пС)

    л, Вт/(мпС)

    (2,824±0,18)10-6

    255,1 ± 1,9

    7.484 ± 0,525

    в) Электрические свойства

    Электропроводность UO2+X увеличивается с ростом O/U и возрастает на несколько порядков при повышении температуры. В зависимости от микроструктуры электросопротивление материала может меняться примерно на порядок. Электрическое сопротивление диоксид урана с крупными зернами выше, чем сопротивление материала с мелкими зернами.

    г) Механические свойства

    Микротвердость отожженного монокристалла UO2 равна 662 кгс/мм2. Обнаружено различие в микротвердости монокристалла, измеренной на разных плоскостях.

    Механические свойства спеченной микрокристаллической диоксид урана зависят от микроструктуры материала, его пористости и отношения O/U. При кратковременных испытаниях на изгиб образцов стехиометрического состава с теоретической плотностью от 92 до 95 % при 500 0С, обнаружена хрупкая деформация, при 1600 0С - пластическая, а при 1250 0С наблюдается переход от хрупкой к пластической деформации.

    Химические свойства диоксид урана

    При повышенных температурах (260 oС) UO2 окисляется до U3O8. Процесс протекает в две стадии с образованием промежуточного соединения U3O7. При процессе окисления спеченных таблеток UO2 на воздухе обнаружено, что в интервале температур 350-600 0С происходит быстрое окисление материала до U3O8, которое приводит к разрушению таблеток на мелкие частицы. В интервале 650-850 0С окисление, которое сопровождается разрушением образца, протекает значительно медленнее. В меньшей степени UO2 окисляется при 900 oС. При 800-900 oС окисление протекает в две стадии, которые отличаются скоростью протекания процесса окисления: медленное - в первой, быстрое - во второй. В зависимости от свойств образца вторая стадия окисляется при 800 oС наступает спустя 80-180 мин с начала окисления. Это говорит о том, что первая стадия окисления характеризуется диффузионным характером проникновения кислорода в глубь таблетки.

    Высокая скорость процесса во второй стадии окисления связана с фазовым превращением U4O9 в U3O8, которое сопровождается разрушением образца.

    а) Стойкость в теплоносителях UO2 - H2O

    UO2 проявляет превосходную стабильность в горячей воде. Разгерметизация оболочки твэла в рабочих условиях не приводит к катастрофическим явлениям.

    б) Взаимодействие с окислами продуктов деления

    U - Zr - O. Основная диаграмма системы UO2 - ZrO2 приведена на рисунке 1. В области высоких температур система образует непрерывный ряд твердых растворов со структурой флюорита. При температуре ниже эвтектоидной (1110 0С) взаимная растворимость мала. Эвтектоидная точка соответствует содержанию 2,8 мол.% UO2.

    Рисунок 2. Диаграмма состояния UO2 - ZrO2 (Ж - жидкость, К - кубическая фаза,

    Т - тетрагональная фаза, М - моноклинная фаза).

    Система UO2ZrO2 состоит из двух твердых растворов переходящих ниже 1900С в область существования двух фаз. Между 1000 и 1800С в UO2 растворяется более 40% ZrO2, а в ZrO2 тетрагональной структуры растворяется 20% UO2 (рисунок 1). При более высоких температурах UO2 образует твердый раствор с ZrO2.

    Как показано в [14] в рабочем диапазоне температур (до 500?C) коэффициент теплопроводности снижается примерно с 10-15 Вт/(мпС) необлученного сплава до 2-5 Вт/(мпС) облученного.

    Спеченные изделия из UO2 загружают в оболоченную трубку с зазором, размер которого зависит от материала оболочки. В качестве такого материала в основном применяют циркониевые сплавы и хромоникелевую нержавеющую сталь. Циркониевые сплавы при нагреве расширяются примерно в 2 раза меньше, чем UO2. Поэтому зазор между топливным сердечником и циркониевой оболочкой необходимо выбирать достаточно большим, чтобы была обеспечена возможность увеличения диаметра сердечника при нагреве.[9]

    1.2.2 Цирконий

    Цирконий -- блестящий серебристо-серый металл. Существует в двух кристаллических модификациях:

    § б-Zr -- с гексагональной решёткой типа магния (а = 3,231 Е; с = 5,146 Е; z = 2; пространственная группа P63/mmc)

    § в-Zr -- с кубической объёмноцентрированной решёткой типа б-Fe (a = 3,61 Е; z = 2; пространственная группа Im3m). Переход б - в происходит при 863 °C, ДH перехода 3,89 кДж/моль. Добавки Al, Sn, Pb, Cd повышают, а Fe, Cr, Ni, Mo, Cu, Ti, Mn, Co, V и Nb понижают температуру перехода.

    Плотность б-циркония при 20 °C равна 6,5107 г/смі; температура плавления Tпл -- 1855 °C[1]; температура кипения Tкип -- 4409 °C; удельная теплоёмкость (25-100 °C) 0,291 кДж/(кг·К) или 0,0693 кал/(г·°C), коэффициент теплопроводности (50 °C) 20,96 Вт/(м·К) или 0,050 кал/(см·сек·°C); температурный коэффициент линейного расширения (20-400 °C) 6,9·10?6; удельное электрическое сопротивление циркония высокой степени чистоты (20 °C) 44,1 мкОм·см. температура перехода в состояние сверхпроводимости 0,7 К.

    Цирконий парамагнитен; удельная магнитная восприимчивость увеличивается при нагревании и при ?73 °C равна 1,28·10?6, а при 327 °C -- 1,41·10?6. Сечение захвата тепловых нейтронов 0,18·10?28 мІ (0,18 барн), примесь гафния увеличивает это значение, поэтому для изготовлениятвэлов применяется цирконий, хорошо очищенный от гафния. Чистый цирконий пластичен, легко поддаётся холодной и горячей обработке (прокатке, ковке, штамповке). Наличие растворённых в металле малых количеств кислорода, азота, водорода и углерода (или соединений этих элементов с цирконием) вызывает хрупкость циркония. Модуль упругости (20 °C) 97 ГН/мІ (9700 кгс/ммІ); предел прочности при растяжении 253 МН/мІ (25,3 кгс/ммІ); твёрдость по Бринеллю 640--670 МН/мІ (64-67 кгс/ммІ); на твёрдость очень сильное влияние оказывает содержание кислорода: при концентрации более 0,2 % цирконий не поддаётся холодной обработке давлением.

    Внешняя электронная конфигурация атома циркония 4d25s2. Для циркония характерна степень окисления +4. Более низкие степени окисления +2 и +3 известны для циркония только в его соединениях с хлором, бромом и иодом.

    Компактный цирконий медленно начинает окисляться в пределах 200--400 °C, покрываясь плёнкой циркония двуокиси ZrO2; выше 800 °C энергично взаимодействует с кислородом воздуха. Порошкообразный металл пирофорен -- может воспламеняться на воздухе при обычной температуре. Цирконий активно поглощает водород уже при 300 °C, образуя твёрдый раствор и гидриды ZrH и ZrH2; при 1200--1300 °C в вакууме гидриды диссоциируют и весь водород может быть удалён из металла. С азотом цирконий образует при 700--800 °C нитрид ZrN. Цирконий взаимодействует с углеродом при температуре выше 900 °C с образованием карбида ZrC. Карбид и нитрид циркония -- твёрдые тугоплавкие соединения; карбид циркония -- полупродукт для получения хлорида ZrCl4. Цирконий вступает в реакцию со фтором при обычной температуре, а с хлором, бромом ииодом при температуре выше 200 °C, образуя высшие галогениды ZrHal4 (где Hal -- галоген).

    Цирконий устойчив в воде и водяных парах до 300 °C, при более высоких температурах (начиная с примерно 700 °C) начинается экзотермическаяпароциркониевая реакция

    Zr + 2H2O = ZrO2 + 2H2,

    которая имеет важное значение при развитии аварий в ядерных реакторах с водным теплоносителем и/или замедлителем [15].

    1.2.3 Двуокись циркония ZrO2

    На стадии разрушения ТВС происходит интенсивное окисление циркония в среде водяного пара с образованием двуокиси циркония /47/, поэтому в состав имитирующей шихты добавляется от 5 до 22% ZrO2. Термодинамические и теплофизические свойства ZrO2 представлены в таблицах 4 и 5 соответственно.

    Таблица 4.

    Термодинамические свойства диоксид циркония

    Теплота плавления

    Теплота испарения

    Свободная энергия образования - Е, кДж/моль, при температуре, К

    кДж/моль

    кДж/кг

    МДж/моль

    МДж/кг

    298

    1000

    2000

    3000

    4000

    5000

    6000

    105

    852

    0,74

    6,00

    886,8

    904,2

    721,7

    537,6

    393,8

    213,0

    -12,7

    Таблица 5.

    Теплофизические свойства диоксид циркония

    Температура плавления

    Коэффициент линейного расширения в интервале 290-2000 К

    Относительное расширение (%), при нагреве от комнатной температуры до Т, К (0С)

    К

    11,4

    1000

    (730)

    1500 (1230)

    2000 (1730)

    2500 (2230)

    3000 (2730)

    2973

    2700

    0,70

    1,30

    1,95

    12,71

    ---

    Цирконий - аллотропный металл. При температуре 860С кубическая объемно-центрированная решетка -циркония переходит в гексагонально плотноупакованную решетку -циркония. Чтобы повысить механические свойства и коррозионную стойкость в воде и паре, используют промышленный сплав Э110 (Zr+1%Nb) или Э125 (Zr+2,5%Nb) В современных зарубежных реакторах применяют циркалой-4.

    1.2.4 Нержавеющие стали

    Свойства нержавеющих сталей

    Нержавеющие стали имеют очень хорошие механические свойства и большую устойчивость к коррозии даже при высокой температуре. Нержавеющие стали являются основными конструкционными материалами, используемыми для всей структуры реакторов на быстрых нейтронах. Наиболее используемой из нержавеющих сталей является аустенитная.

    Для наиболее применяемых хромоникелевых аустенитных сталей характерны невысокая прочность при хорошей пластичности и высокой вязкости. Опасность хрупких разрушений конструкций из этих материалов практически отсутствует. Химический состав хромоникелевой стали представлен в таблице 5.

    Таблица 5.

    Химический состав хромоникелевой стали 12Х18Н10Т (%)

    С

    Si

    Mn

    Cr

    Ni

    Ti

    S

    Р

    Fe

    0,12

    0,8

    2,0

    17 - 19

    9 - 11

    0,7

    0,02

    0,035

    остальное

    Легирование титаном обеспечивает, стойкость к межкристаллитной коррозии и некоторое дополнительное упрочнение стали. Повышение содержания никеля в аустенитных хромоникелевых сталях обычно повышает стабильность механических свойств при облучении нейтронами. Характерно, что менее чувствительными к изменению свойств после нейтронного облучения оказываются, стали, имеющие крупнозернистую структуру.

    Плотность стали - 7,9103 кг/м3.

    Сталь 12Х18Н10Т обладает высокой жаростойкостью при 600 - 8000С. При 650 0С и выше наилучшая жаропрочность наблюдается при крупном зерне, что обеспечивается закалкой с температур 1040-1100 0С. При более низких рабочих температурах рекомендуется применять мелкозернистый материал.

    Теплофизические свойства стали приведены в таблице 6

    Таблица 6.

    Теплофизические свойства нержавеющей стали [8]

    Т, К

    , 103 кг/м3

    , 10-61/К

    , 103 мВт/(мК)

    200

    7,906

    15,9

    13,5

    400

    7,895

    16,6

    16,5

    500

    17,0

    17,5

    1000

    7,860

    18,5

    25,0

    1400

    7,836

    18,6

    28,0

    1.3 Тяжелая авария в реакторе

    Эксперименты с плавлением больших масс материалов активной зоны реакторов являются весьма сложными и дорогостоящими. Для их выполнения требуется детальное изучение поведения исследуемых материалов, а также материалов электроплавильного узла, поскольку для получения расплава материалов, содержащих диоксид урана требуется нагрев до 3000 К, что само по себе является сложной задачей.

    Необходимо прогнозировать течение аварийной ситуации для того, чтобы разработать необходимые меры по предупреждению возможных последствий тяжелых аварий и их устранению.

    Основной опасностью при тяжелых авариях с плавлением топлива в энергетических ядерных реакторах на тепловых нейтронах является вероятность возникновения повторной критичности.

    При тяжелых авариях на реакторах происходит плавление топлива из диоксида урана и его перемешивание с конструкционными материалами и теплоносителем. Застывший расплав топлива с конструкционными материалами может иметь сложный фазовый состав, который зависит от многих факторов, таких как тип и количество конструкционных материалов, с которыми было взаимодействие, время взаимодействия и охлаждения и т.д.

    Существует идея создания новой конструкции активной зоны быстрых реакторов, в которой исключена возможность возникновения повторной критичности. Суть идеи заключается в изменении конструкции активной зоны таким образом, чтобы в случае плавления топлива расплав удалялся из активной зоны реактора уже на ранней стадии аварии. В настоящее время проводятся многочисленные исследования для подтверждения этой концепции.

    1.4 Классификация аварий на АЭС

    Классы радиационных аварий связаны, прежде всего, с их масштабами. По границам распространения радиоактивных веществ и по возможным последствиям радиационные аварии подразделяются на локальные, местные, общие.

    Локальная авария -- это авария с выходом радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, при котором возможно облучение персонала, находящегося в данном здании или сооружении, в дозах, превышающих допустимые.

    Местная авария -- это авария с выходом радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, при котором возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые.

    Общая авария -- это авария с выходом радиоактивных продуктов за границу санитарно-защитной зоны в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, при котором возможно облучение населения и загрязнение окружающей среды выше установленных норм.

    По техническим последствиям выделяются следующие виды радиационных аварий:

    · Проектная авария. Это предвиденные ситуации, то есть возможность возникновения такой аварии заложена в техническом проекте ядерной установки. Она относительно легко устранима.

    · Запроектная авария -- возможность такой аварии в техническом проекте не предусмотрена, однако она может произойти.

    · Гипотетическая ядерная авария -- авария, последствия которой трудно предугадать.

    · Реальная авария -- это состоявшаяся как проектная, так и запроектная авария. Практика показала, что реальной может стать и гипотетическая авария (в частности, на Чернобыльской АЭС).

    Аварии могут быть без разрушения и с разрушением ядерного реактора.

    Отдельно следует указать на возможность возникновения аварии реактора с развитием цепной ядерной реакции -- активного аварийного взрыва, сопровождающегося не только выбросом радиоактивных веществ, но и мгновенным гамма-нейтронным излучением, подобного взрыву атомной бомбы. Данный взрыв может возникнуть только при аварии реакторов на быстрых нейтронах. Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 1990 г. была разработана и рекомендована универсальная шкала оценки тяжести и опасности аварий на АЭС. Классифицируемые шкалой события относятся только к ядерной или радиационной безопасности. Шкала разделена на две части: нижняя охватывает уровни 1-3 и относится к инцидентам, а верхняя часть из четырех уровней (4-7) соответствует авариям. События, не являющиеся важными с точки зрения безопасности, интерпретируются как события нулевого уровня. Шкала является приблизительно логарифмической. Так, ожидается, что число событий должно примерно в 10 раз уменьшаться для каждого более высокого уровня. При решении вопросов организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии необходим анализ путей и факторов радиационного воздействия в различные временные периоды развития аварийной ситуации, формирующих медико-санитарные последствия. С этой целью рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю (восстановительную).

    Ранняя фаза -- это период от начала аварии до момента прекращения выброса радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа на местности. Продолжительность этой фазы в зависимости от характера, масштаба аварии и метеоусловий может быть от нескольких часов до нескольких суток. На ранней фазе доза внешнего облучения формируется гамма- и бета-излучением радиоактивных веществ, содержащихся в облаке. Возможно также контактное облучение за счет излучения радионуклидов, осевших на кожу и слизистые. Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением в организм человека радиоактивных продуктов из облака.

    Промежуточная фаза аварии начинается от момента завершения формирования радиоактивного следа и продолжается до принятия всех необходимых мер защиты населения, проведения необходимого объема санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. В зависимости от характера и масштаба аварии длительность промежуточной фазы может быть от нескольких дней до нескольких месяцев после возникновения аварии. Во время промежуточной фазы основными причинами поражающего действия являются внешнее облучение от радиоактивных веществ, осевших из облака на поверхность земли, зданий, сооружений и т.п. и сформировавших радиоактивный след, и внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм человека с питьевой водой и пищевыми продуктами. Значение ингаляционного фактора определяется возможностью вдыхания загрязненных мелкодисперсных частиц почвы, пыльцы растений и т.п., поднятых в воздух в результате вторичного ветрового переноса.

    Поздняя (восстановительная) фаза может продолжаться от нескольких недель до нескольких лет после аварии (до момента, когда отпадает необходимость выполнения мер по защите населения) в зависимости от характера и масштабов радиоактивного загрязнения. Фаза заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения на загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки, характерной для условий «контролируемого облучения». На поздней фазе источники и пути внешнего и внутреннего облучения те же, что и на промежуточной фазе.

    В результате крупномасштабных радиационных аварий из поврежденного ядерного энергетического реактора в окружающую среду выбрасываются радиоактивные вещества в виде газов и аэрозолей, которые образуют радиоактивное облако. Это облако, перемещаясь в атмосфере по направлению ветра, вызывает по пути своего движения радиоактивное загрязнение местности и атмосферы. Местность, загрязненная в результате выпадения радиоактивных веществ из облака, называется следом облака.

    Характер и масштабы последствий радиационных аварий в значительной степени зависят от вида ядерного энергетического реактора, характера его разрушения, а также метеоусловий в момент выброса радиоактивных веществ из поврежденного реактора.

    1.5 Классификация методов измерения ТФС

    Все известные экспериментальные методы измерения теплофизических характеристик материалов разделяются на две большие группы: стационарные и нестационарные. В первом случае в качестве расчетной формулы используются частные решения уравнения теплопроводности [4]

    , (1.1)

    при условии Т/ = 0, во втором - при условии Т/ 0, где Т - температура; - время; = л/с - коэффициент температуропроводности; л - коэффициент теплопроводности; с - удельная теплоемкость; - плотность материала; 2 - оператор Лапласа, записанный в соответствующей системе координат; qv - удельная мощность объемного источника тепла.

    Стационарные методы по характеру измерений являются прямыми (т.е. непосредственно определяется необходимая характеристика) и делятся на абсолютные и относительные (таблица 7). В абсолютных методах измеряемые в эксперименте параметры позволяют с помощью расчетной формулы получить искомую величину. В относительных методах измеряемых параметров для расчета искомой величины оказывается недостаточно. Здесь возможны два случая. Первый - наблюдение за изменением значения теплофизической характеристики по отношению к исходному, принятому за единицу. Второй случай - применение эталонного материала с известными тепловыми свойствами. При этом в расчетной формуле используются теплофизические характеристики эталона. Относительные методы имеют некоторое преимущество перед абсолютными, так как более просты, однако во втором случае их применение ограничено из-за отсутствия «эталонных» (образцовых) материалов, особенно при высоких температурах.

    Таблица 7.

    Классификация методов измерения теплофизических характеристик

    Характер режима

    Характер измерений

    По другим показателям

    Стационарные

    Прямые (абсолютные, относительные)

    Характер

    нагрева

    Внешний

    Объемный

    Комбинированный

    Вид изотерм поля температуры

    Плоские, цилиндрические, сферические и другие

    Нестационарные

    Косвенные, прямые (абсолютные, относительные)

    Характер изменения температурного поля во времени

    Чисто нестационарный режим

    Регулярный режим

    Характер нагрева

    Импульсный

    Контактный (с телами-эталонами при фиксированной температуре)

    I рода (температура среды -const)

    II рода (температура среды меняется с постоянной скоростью)

    III рода (периодическое изменение температур)

    Дальнейшее деление стационарных методов можно провести по характеру нагрева (внешний, объемный и комбинированный) и по виду изотерм поля температуры в образцах (плоские, цилиндрические, сферические и более сложное поле температуры). Подгруппа методов с внешним нагревом включает все методы, в которых используются наружные (электрические, объемные и др.) нагреватели и нагрев поверхностей образца тепловым излучением или электронной бомбардировкой. Подгруппа методов с объемным нагревом объединяет все методы, где используется нагрев током, пропускаемым через образец, нагрев исследуемого образца от нейтронного или -излучения или токами сверхвысокой частоты. К подгруппе методов с комбинированным нагревом могут быть отнесены методы, в которых одновременно используется внешний и объемный нагрев образцов или промежуточный нагрев (например, токами высокой частоты).

    Во всех трех подгруппах стационарных методов поле температуры может быть различным. Плоские изотермы образуются в случае, когда тепловой поток направлен вдоль оси симметрии образца. Методы с использованием плоских изотерм в литературе называются методами с осевым или продольным потоком тепла, а сами экспериментальные установки - плоскими приборами. Цилиндрические изотермы соответствуют распространению теплового потока по направлению радиуса цилиндрического образца (отсюда названия: методы с радиальным потоком тепла, цилиндрические приборы). В случае, когда тепловой поток направлен по радиусу сферического образца, возникают сферические изотермы. Методы, использующие такие изотермы, называются сферическими, а приборы - шаровыми. Однако и для простейших типов симметрии образцов температурные поля могут отличаться от идеальных плоских, цилиндрических и сферических изотерм. Еще существеннее это может проявиться на образцах более сложной симметрии, например эллиптической, или в случае сложного поля температуры (например, измерения на коротком цилиндре без тепловой изоляции его торцов). Тогда при измерениях коэффициента теплопроводности необходимо вносить соответствующие поправки, что не всегда просто, и как следствие последнего может сказываться на точности экспериментальных результатов.

    Для идеальных температурных полей коэффициент теплопроводности материала, в отсутствие объемных источников тепла, получается на основе решения уравнения теплопроводности для стационарного одномерного случая, соответственно в системах координат:

    декартовой (1.2)

    цилиндрической (1.3)

    сферической (1.4)

    где Q - количество тепла, протекающего между изотермическими поверхностями с температурами Т1 и Т2 в единицу времени; x - толщина плоского слоя между изотермами Т1 и Т2; r1 и r2 - радиусы цилиндрического и сферического слоев, соответствующие изотермическим поверхностям с температурой Т1 и Т2.

    Нестационарные методы определения теплопроводности по характеру измерения являются в большинстве случаев косвенными (абсолютными и относительными), так как непосредственно экспериментальному определению подлежит обычно коэффициент температуропроводности, а коэффициент теплопроводности рассчитывается с использованием значения теплоёмкости по известному соотношению

    . (1.5)

    Температуропроводность представляет самостоятельный интерес в технике нестационарных процессов, где важную роль играют скорости распространения тепла и термическая инерция.

    Таким образом, дальнейшая классификация практически сводится к рассмотрению нестационарных методов измерения коэффициента температуропроводности. Уравнение теплопроводности (1) в общем случае имеет бесчисленное множество решений, что и определяет многообразие методов измерения коэффициентов температуро- и теплопроводности; при этом по характеру изменения температурного поля во времени все методы делятся на чисто нестационарные, для которых существенны начальные условия, и методы регулярного режима, для которых начальные условия не играют роли.

    В чисто нестационарных методах температурные поля сложно зависят от физических свойств тела, геометрических размеров, граничных и начальных условий. По характеру нагрева эти методы можно разделить на импульсные, где включаются поверхностные или другие источники тепла, и контактные, где осуществляется тепловой контакт с телами-эталонами, находящимися при фиксированной температуре.

    Среди многообразия импульсных методов выделим условно две подгруппы, характеризуемые временем действия теплового импульса: с мгновенным импульсом (выделение конечного количества тепла за бесконечно малое время) и с источником постоянной мощности. В литературе известны и другие разновидности зондовых методов (изотермический зонд, остывающий зонд), которые в основном находят применение для исследования теплофизических свойств почв и грунтов в естественных условиях. Контактные методы часто называют эталонными. В этих методах стремятся к выполнению граничных условий четвертого рода, т. е. к равенству температур и тепловых потоков на границе соприкосновения двух тел. В свою очередь, чисто нестационарные методы могут быть осуществлены и при наличии объемных источников тепла.

    Регулярный тепловой режим представляет собой стадию упорядоченного процесса, когда пространственно-временные изменения температуры системы не зависят от начальных условий. Методы регулярного режима подразделяются на три рода: первого, второго и третьего. В методах регулярного режима первого рода исследуемый образец нагревается или остывает в среде, температура которой неизменна. В методах второго рода температура среды изменяется с постоянной скоростью. В методах третьего рода осуществляется периодическое изменение температуры. Естественно, что и в нестационарных методах возможно дополнительное деление по виду изотерм и другим менее существенным признакам.

    Теоретические основы нестационарных методов измерения теплофизических свойств материалов разработаны в трудах Лыкова А.В., Кондратьева Г.М., Дульнева Г.Н. и других [5,6]. Достоинством нестационарных методов являются возможность проведения скоростных измерений и наличие большей информации о тепловых свойствах исследуемых материалов, что позволяет расширить число способов измерений теплопроводности и, кроме того, определять температуропроводность и теплоемкость. Отдавая должное нестационарным методам измерения, их возможностям и преимуществам, необходимо заметить, что до настоящего времени при высокотемпературных исследованиях находят применение методы стационарного режима, а в некоторых случаях они просто незаменимы (для дисперсных материалов). Разработка методических вопросов измерения коэффициента теплопроводности идет по пути усовершенствования методик и экспериментальных установок, расширения их возможностей, повышения точности их универсализации и частичной или полной автоматизации.

    Кроме тех признаков, на основе которых выше была проведена классификация методов измерения теплофизических свойств материалов, могут встретиться и более частные характерные признаки, присущие как самим методам, так и экспериментальным установкам.

    2. МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ И ИССЛЕДУЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ

    2.1 Установка для моделирования тяжелой аварии на АЭС

    Установка «Лава-Б» предназначена для экспериментального моделирования процессов развития и последствий тяжелой аварии водоохлаждаемых энергетических реакторов, связанной с расплавлением активной зоны и стеканием расплава в нижний объем корпуса или шахту реактора, на реакторных и не реакторных стендах.

    Конструктивная схема установки ЛАВА-Б показана на рисунке 3.

    а) Для исследования процессов взаимодействия расплава активной зоны с бетоном

    б) Для исследования взаимодействия расплава активной зоны с моделью днища силового корпуса

    Рисунок 3. Схемы установки ЛАВА-Б.

    авария реактор рентгеновский гидростатический

    Электроплавильная печь для получения 60 кг расплава прототипного кориума устанавливается над устройством приема расплава, в котором могут размещаться различные экспериментальные секции в зависимости от вида испытаний.

    В результате выполнения экспериментов по взаимодействию кориума с теплоносителем и/или конструкциями реактора формируются весьма сложные химические соединения. Особенно это касается экспериментов по изучению процессов взаимодействия расплава активной зоны с бетоном, когда в реакции одновременно участвует множество окислов, как компонентов кориума, так и компонентов бетона. Послепусковой анализ продуктов взаимодействия затруднен вследствие большого количества элементов и соединений в исследуемых образцах. В связи с этим создан стенд, на котором выполняются маломасштабные эксперименты по изучению взаимодействия отдельных компонентов кориума между собой в процессе их разогрева вплоть до полного плавления.

    2.2 Рентгеновский фазовый структурный анализ ДРОН-3

    Рентгеновский дифрактометр общего назначения ДРОH-3 предназначен для широкого круга рентгеноструктурных исследований различных материалов (рисунок 4).

    Рисунок 4. Установка ДРОН-3.

    Аппарат состоит из четырех основных частей:

    1) высоковольтного генераторного устройства ПУР-5/50;

    2) рентгеновской трубки типа БСВ в защитном кожухе и гониометра ГУР-8;

    3) сцинтилляционного счетчика;

    4) модуля управления дифрактометром с программным обеспечением Roentgen-Master-4.2. (рисунок 5)

    Рисунок 5. Структурная схема блока управления дифрактометром.

    Последний пункт является модернизацией, сменившей управляющую стойку дифрактометра ДРОН-3. Фактически модуль управления позволяет осуществлять функции (за исключением режима "непрерывной регистрации") управляющей стойки стандартного комплекта оснащения дифрактометра ДРОН-3, но с удобным интерфейсом и сохранением результатов в виде, готовом для последующей обработке на ЭВМ.

    Приставки, входящие в состав аппарата позволяют:

    a) производить исследования общего характера (качественный и количественный фазовый анализ, исследование твердых растворов, определение макро- и микронапряжений, изучение ближнего порядка и др.);

    b) получать полный набор интегральных интенсивностей отражений от монокристаллов;

    c) определять ориентацию срезов монокристаллов;

    d) исследовать текстуры.

    Аппарат обладает следующими основными техническими характеристиками:

    1. Аппарат обеспечивает работу с рентгеновскими трубками 1,2БСВ22-Cu, 1,5БСВ23-Cu, 1,6БСВ24-Co, 2БСВ24-Cu, 2,5БСВ27Cu и др..

    2. Мощность, потребляемая аппаратом - не более 6,0 кВА.

    3. Мощность рентгеновского питающего устройства - 3,0 кВт.

    4. Номинальное значение высокого напряжения - 50 кВ.

    5. Номинальное значение анодного тока - 60 мА.

    6. Радиус гониометрического устройства - 192 мм.

    7. Диапазон углов перемещения детектора от минус 100 до плюс 166є.

    8. Шаги перемещения детектора в пошаговом режиме от 0,0025 до 1є.

    9. Углы дифракции и скорость счета рентгеновского излучения регистрируются модулем управления дифрактометра.

    Последние годы аппарат используется в комплексе материаловедческих исследований для решения задач качественного и количественного фазового анализа материалов использующихся и получаемых в экспериментах по моделированию взаимодействия расплава материалов активной зоны с теплоносителем и элементами конструкции ядерных реакторов, проводимых в институте в рамках исследования безопасности действующих ядерных энергетических реакторов.

    2.3 Метод В. Дж. Паркера для определения ТФС материалов

    Сущность метода «вспышки», впервые описанного в работах В.Дж. Паркера, а в последствии модифицированного в ИАЭ НЯЦ РК (авторское свидетельство СССР №873087) [5], заключается в нагреве одного из торцов плоского образца (х = 0) кратковременным воздействием теплового импульса (мощной осветительной лампы, омическим нагревом и т.д.) на один из торцов исследуемого образца и регистрации временной зависимости температуры на противоположном торце образца (х = L). Теория метода основывается на использовании температурного распределения в плоском теплоизолированном образце, начальная температура которого условно принята равной нулю, что позволяет значительно упростить обработку экспериментальных данных, автоматизировать систему измерений, а также повысить точность базового метода «вспышки».

    Уравнение распределения температуры выглядит следующим образом:

    , (2.1)

    где Q - энергия импульса;

    - время достижения заданного значения температуры;

    - коэффициент температуропроводности;

    Ср - удельная теплоёмкость;

    - плотность материала;

    L - толщина образца.

    На поверхности х = R изменение температуры во времени запишется как:


Подобные документы

  • Обзор атомной энергетики Японии. Краткий обзор аварий, произошедших на атомных электростанциях. Схема повреждения активной зоны реактора Три-Майл-Айленд. Четвертый блок ЧАЭС после аварии. Предварительные оценки степени тяжести разрушений АЭС Фукусима-1.

    реферат [873,5 K], добавлен 22.12.2012

  • Исходные данные и расчетные формулы для определения плотности твердых тел правильной формы. Средства измерений, их характеристики. Оценка границы относительной, абсолютной погрешностей результата измерения плотности по причине неровности поверхности тела.

    лабораторная работа [26,9 K], добавлен 30.12.2010

  • Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.

    курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012

  • Понятие и принципы определения предела прочности при сжатии отдельного образца в мегапаскалях. Определение конца схватывания. Порядок проведения фазового анализа порошковых материалов, цели и задачи. Сплошное и характеристическое рентгеновское излучение.

    реферат [272,0 K], добавлен 10.09.2015

  • Методики, используемые при измерении температур пламени: контактные - с помощью термоэлектрического термометра, и бесконтактные - оптические. Установка для измерения. Перспективы применения бесконтактных оптических методов измерения температуры пламени.

    курсовая работа [224,1 K], добавлен 24.03.2008

  • Средства измерения температуры. Характеристики термоэлектрических преобразователей. Принцип работы пирометров спектрального отношения. Приборы измерения избыточного и абсолютного давления. Виды жидкостных, деформационных и электрических манометров.

    учебное пособие [1,3 M], добавлен 18.05.2014

  • Теории и методики измерения плотности горных пород способом гидростатического взвешивании. Метрологический контроль измерительного прибора. Плотность пород в естественном залегании. Определение плотности песчаника, гипса, аргиллита, гранита, алевролита.

    лабораторная работа [401,7 K], добавлен 28.02.2016

  • Измерения в режиме медленно изменяющегося внешнего магнитного поля. Обоснование и расчет элементов измерительной установки. Перемагничивание в замкнутой магнитной цепи. Требования к системе измерения магнитной индукции. Блок намагничивания и управления.

    курсовая работа [1,6 M], добавлен 29.03.2015

  • Измерение температуры с помощью мостовой схемы. Разработка функциональной схемы измерения температуры с применением термометра сопротивления. Реализация математической модели четырехпроводной схемы измерения температуры с использованием источника тока.

    курсовая работа [1,4 M], добавлен 19.09.2019

  • Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.

    курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.