СПОСОБ ИСПЫТАНИЙ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ Российский патент 2013 года по МПК G21C17/06 

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов.

Известен способ испытания материалов на длительную прочность в канале ядерного реактора: патент на изобретение №93013102 (1995.07.20, авторы: Попов В.В., Потапов Ю.В.). Способ относится к исследованиям прочностных характеристик материалов, в частности испытаниям тонкостенных трубчатых образцов, нагруженных внутренним давлением, и может быть использован при испытании оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов в условиях облучения. Способ позволяет повысить точность определения времени до разрушения образца в условиях облучения в неинструментованном канале реактора. Сущность изобретения: исследуемый образец, выполненный в виде тонкостенной трубки, нагружают газом под давлением, помещают в вакуумированную ампулу, устанавливают в реактор таким образом, что часть ампулы с образцом находится в активной зоне, а часть - вне активной зоны, и облучают до разрушения образца, причем время до разрушения образца определяют сравнением величин относительных деформаций необлученной части ампулы и ампулы-аналога, испытанной вне реактора при тождественных параметрах нагружения. Данный способ позволяет получить прочностные характеристики исследуемого материала через заведомо известные свойства другого материала. Недостатком способа является реализация напряженно-деформированного состояния испытываемого материала под действием напряжений только одного типа - растягивающих напряжений. Указанный недостаток обусловлен конструктивными свойствами устройства для реализации данного способа.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является способ, описанный в литературе: "Stress state dependence of in-reactor creep and swelling. Part 2: Experimental Results". M.M. Hall Jr., J.E. Flinn // Journal of nuclear materials, 2010. V.396. P.119-129. В данной работе описан способ испытания образцов из стали 304 на внутриреакторную ползучесть и распухание. Приведены конструктивные схемы устройств, используемых для нагружения образцов и задания различных типов напряженно-деформированного состояния материала. Указанный способ испытаний позволяет реализовать одноосное растяжение, одноосное сжатие, двухосное растяжение, двухосное сжатие и окружное растяжение. Однако недостатком данного способа испытаний является невозможность реализовать одновременно воздействие на материал как растягивающих, так и сжимающих напряжений. Указанный недостаток обусловлен конструкцией устройств, разработанных для реализации описанного способа испытаний материалов.

Целью заявляемого изобретения является повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния.

Поставленная цель достигается тем, что в способе испытания материалов в ядерном реакторе, включающем нагружение исследуемого образца газом под давлением и размещение его в ядерном реакторе, изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают.

Минимальный зазор между элементами составляет не менее 0,1 мм. Технологически сложно обеспечить меньший зазор, возможны перекосы, что может привести к недостоверным результатам.

Толщина стенок трубчатых элементов не превышает величины зазора между элементами - условие тонкостенности трубчатого образца.

Герметизацию составного трубчатого образца выполняют с помощью концевых деталей, приваривая их к обоим торцам внутреннего и наружного элементов способом аргонодуговой сварки под давлением.

Внутренний объем составного образца между внутренним и внешним элементом заполняют инертным газом (аргон, гелий) под давлением, обеспечивающим требуемый уровень напряжений в трубчатых конструктивных элементах.

Использование составного образца, состоящего из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, внутреннего, находящегося под действием сжимающих напряжений и внешнего, находящегося под действием растягивающих напряжений, позволяет при одинаковых температурно-дозовых условиях реакторного облучения реализовать одновременно два принципиально различных типа напряженно-деформированного состояния испытываемого конструкционного материала.

После проведения реакторных испытаний проводят измерения геометрических размеров трубчатых конструктивных элементов для определения величины их деформации.

Новым существенным признаком заявляемого способа является изготовление такого образца, что создана возможность реализовать в одном образце одновременно двух принципиально различных типов напряженно-деформированного состояния испытываемого конструкционного материала под действием растягивающих и сжимающих напряжений при одинаковых температурно-дозовых условиях реакторного облучения.

В патентной и технической литературе отсутствуют сведения о применении аналогичного способа испытания и устройствах, обладающих данным существенным признаком, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение не известно из уровня техники и обладает новизной, а также не следует явным образом из уровня техники, т.е. обладает изобретательским уровнем.

Предлагаемый способ обеспечивает технический эффект и может быть осуществлен с помощью известных в технике средств. Следовательно, он обладает промышленной применимостью.

Заявляемый способ технически реализуют с помощью изготовленного устройства, изображенного на прилагаемом чертеже, где:

1 - внутренний трубчатый элемент;

2 - внешний трубчатый элемент;

3 - нижняя кольцевая пробка;

4 - верхняя кольцевая пробка;

5 - технологическая заглушка.

Изобретение иллюстрируется следующим примером. Для реализации заявленного способа испытания материала в ядерном реакторе БОР-60 были изготовлены составные трубчатые образцы. Для заготовок использовали трубу из стали Х18Н10Т в аустенизированном состоянии диаметром 10,2 мм с толщиной стенки 0,5 мм. Трубу для внутренней части образцов перетягивали на прокатном станке из исходной трубы 10,2×0,5 мм на размер 6,03×0,55. После перетяжки трубы проводили совместную термообработку труб большого и малого диаметров: аустенизацию при температуре 1050°С в течение 30 минут с дальнейшим охлаждением с печью. Таким образом, добились однотипного структурного состояния металла труб.

Изготовлены 8 образцов, по два на каждый уровень давления - 0, 25, 70 и 100 атм. Образцы заполнялись аргоном и герметизировались с помощью аргонно-дуговой сварки в условиях избыточного давления с последующем проведением испытаний на герметичность. Все изготовленные образцы оказались герметичными.

Образцы были размещены в реакторе и испытаны при температурах (420-450)°С до повреждающих доз 15 и 30 сна. После проведения реакторных испытаний были проведены измерения геометрических размеров трубчатых конструктивных элементов для определения величины их деформации.

Изобретение относится к области реакторного материаловедения и может быть применено для реакторных испытаний конструкционных материалов ядерных реакторов. Изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают. Технический результат - повышение информативности и достоверности результатов изменения свойств реакторных материалов при облучении в реакторе при различных типах напряженно-деформированного состояния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ испытания материалов в ядерном реакторе, при котором исследуемый образец нагружают газом под давлением и размещают его в ядерном реакторе, отличающийся тем, что изготавливают образец из двух коаксиально совмещенных трубчатых элементов, один из которых полностью или частично находится внутри другого, создают давление газа в полости между элементами, герметизируют, размещают в ядерном реакторе и облучают.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что минимальный зазор между элементами составляет не менее 0,1 мм.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что толщина стенок трубчатых элементов не превышает величину зазора между элементами.