Published August 1963
| Version v1
Book
An Effect of Flux Level and Flux Spectrum on the Accumulation of Damage in Reactor-Irradiated Graphite
Creators
- 1. U.K.A.E.A. Reactor Materials Laboratory, Culcheth, Warrington, Lancs. (United Kingdom)
- 2. Risø Research Establishment, Roskilde (Denmark)
Description
The results of an experiment to measure the effect of flux level on the damage accumulated in reactor-quality graphite when it is irradiated to fast neutron doses of 4 x l019n/cm2 are presented. An effect is ctearly demonstrated from measurements of electrical and thermal resistivity. Young's modulus and dimensional changes, which can be interpreted in terms of a dominant process in the damaging mechanism with an activation energy for thermal annealing of 1.2 eV. In addition, data are given comparing the changes in electrical resistivity occurring at low doses in an irradiation facility in a graphite-moderated reactor with those in a hollow fuel element facility in a heavy- water-moderated reactor. The variation with dose is shown to be of the same form in both cases, and is used to derive a relationship between the damaging powers of the neutron spectra in these facilities. The irradiation temperatures used during the main experiment were in the range 150-225°C, while the flux levels chosen are typical of the rigs used in the United Kingdom for accelerated materials-testing programmes and of the core in current designs of graphite-moderated reactors. Thus, after consideration of the possible change in the effect with dose, theresults of the two experiments are directly applicable to die problem of correcting the results of the accelerated tests in power reactor conditions. The use of an equivalent- temperature concept for this purpose Is discussed in considerable detail. (author)
Abstract (French)
Les auteurs présentent les résultats d'une expérience qui consiste à mesurer l'effet de l'intensité du flux sue l'accumulation des dommages dans du graphite pour réacteur, irradié à des doses de neutrons rapides de 4 * 1019n/cm2. Les mesures de la résistivité thermique et électrique, du module de Young et des variations de dimensions montrent qu'il se produit un effet que l'on peut interpréter comme constituant le mécanisme dominant du processus d'altération, avec une énergie d'activation pour le recuit thermique de 1,2 eV. En outre, les auteurs donnent des chiffres permettant de comparer les variations de résistivité électrique qui se manifestent, pour de faibles doses, dans les canaux d'irradiation d'un réacteur ralenti au graphite avec ceux qui apparaissent dans les canaux à cartouches de combustible d'un réacteur ralenti à l'eau lourde. Ils montrent que les variations selon la dose ont la même forme dans les deux cas; ils en dégagent une relation entre les pouvoirs d'altération des spectres neutroniques dans les canaux considérés. Dans la principale expérience, les températures d'irradiation se situaient entre 150 et 225°C; les flux de neutrons choisis étaient typiques des dispositifs utilisés au Royaume-Uni pour les programmes d'essais accélérés de matériaux, et des coeurs de réacteurs de modèle courant ralentis au graphite. Il en résulte qu'après l'examen des variations possibles de l'effet en fonction de la dose, on peut directement appliquer les résultats de ces deux expériences pour ajuster ceux des tests accélérés aux conditions rencontrées dans un réacteur de puissance. Les auteurs examinent en détail l'avantage de recourir à une notion de température équivalente. (author)Abstract (Spanish)
Los autores presentan los resultados de un experimento efectuado con el propósito de medir el efecto de la variación del flujo sobre los daños acumulados en el grafito de pureza nuclear cuando la irradiación se efectúa con neutrones rápidos en dosis hasta de 4 • 1019n/cm2. La existencia del efecto queda claramente demostrada por las determinaciones de la resistividad eléctrica y térmica, del módulo de Young y de los cambios dimensionales, cuyos resultados pueden interpretarse admitiendo que el mecanismo del daño obedece a un proceso dominante con una energía de activación de 1,2 eV para el recocido térmico. Además, aportan datos que permiten comparar los cambios de la resistividad eléctrica provocados por la exposición a dosis reducidas en la instalación de irradiación de,un reactor moderado cón grafito con los cambios originados al introducir las muestras en elementos combustibles huecos en un reactor moderado con agua pesada. Se comprueba que en ambos casos la variación en función de la dosis obedece a la misma ley, que los autores utilizan para establecer úna relación entre la capacidad de los espectros neutrónicos para provocar daños en las dos instalaciones. En los experimentos principales las temperaturas de irradiación estuvieron comprendidas entre 150° y 225°C, mientras que los valores de los flujos adoptados son típicos de las instalaciones usadas en el Reino Unido para los programas de ensayo acelerado de materiales y son también los adoptados para los cuerpos en loe actuales diseños de reactores moderados con grafito. En esta forma, siempre que se tenga en cuenta el posible cambio del efecto en función de la dosis, los resultados de los dos experimentos pueden aplicarse directamente a resolver el problema que supone introducir en los resultados de los ensayos acelerados las correcciones necesarias para adaptarlos a las condiciones reales en un reactor de potencia. En la memoria se examina muy detalladamente la aplicación del concepto de ''temperatura equivalente''. (author)Abstract (Russian)
Приводятся результаты Эксперимента по измерение влияния уровня потока на повреждение, аккумулированное в графите, пригодном для реактора, когда он облучен дозами быстрых нейтронов. равными 4 * 1019 н/см2. Влияние ясно продемонстрировано измерением электрического и теплового сопротивления, модуля Юнга и изменений размеров, которые могут быть интерпретированы как доминирующий процесс в механизме повреждения с энергией активации для теплового отжига в 1,2 эв. Кроме того, приводятся данные сравнения изменений в электрическом сопротивлении при малых дозах, получаемых в установке для облучения в реакторе с графитовым замедлителем, с изменениями, происходящими в установке с полными топливыми элементами в реакторе с тяжеловодным замедлителем. Показано, что исследованные изменения в зависимости от дозы имеют одинаковый характер в обоих случаях и используются для выявления связи между силами повреждения нейтронного спектра этих установок. Температуры при облучении, использованные во время основного эксперимента были в пределах 150 - 250°С, а выбранные уровни потока являются типичными для оборудования, использующегося в Соединенном Королевстве для программ испытания материалов, используемых в ускорителях, и для активной зоны в современных конструкциях реакторов с графитовом замедлителем. Таким образом, после рассмотрения возможного изменения эффекта с изменением дозы, результаты двух экспериментов непосредственно применимы к проблеме корректировки результатов ускоренных испытаний для энергетических реакторов. Концепция использования эквивалентной температуры для этой цели обсуждается достаточно подробно. (author)Additional details
Additional titles
- Original title (English)
- Effet de l'intensité du flux et du spectre neutronique sur l'accumulation des dommages causés au graphite irradie dans un reacteur; ВЛИЯНИЕ УРОВНЯ И СПЕКТРА ПОТОКА НА АККУМУЛИРОВАНИЕ ПОВРЕЖДЕНИЙ В ОБЛУЧЕННОМ В РЕАКТОРЕ ГРАФИТЕ; Efecto de la intensidad y del espectro del flujo sobre la acumulación de daños por irradiación en el grafito nuclear
Publishing Information
- Publisher
- IAEA
- Imprint Place
- Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
- Imprint Title
- Radiation Damage in Reactor Materials. Part of the Proceedings of the Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials
- Imprint Pagination
- 773 p.
- Series
- Proceedings Series
- Journal Page Range
- p. 531-551
- ISSN
- 0074-1884
Conference
- Title
- Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials
- Dates
- 7-11 May 1962
- Place
- Venice (Italy)
INIS
- Country of Publication
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- Country of Input or Organization
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- INIS RN
- 46040603
- Subject category
- S36: MATERIALS SCIENCE;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- ACTIVATION ENERGY; ANNEALING; ANNULAR FUEL ELEMENTS; DAMAGING NEUTRON FLUENCE; DIES; ELECTRIC CONDUCTIVITY; FAST NEUTRONS; GRAPHITE; GRAPHITE MODERATED REACTORS; HEAVY WATER MODERATED REACTORS; IRRADIATION PLANTS; NEUTRON FLUX; NEUTRON SPECTRA; RADIATION DOSES; YOUNG MODULUS
- Descriptors DEC
- BARYONS; CARBON; DOSES; ELECTRICAL PROPERTIES; ELEMENTARY PARTICLES; ELEMENTS; ENERGY; FERMIONS; FUEL ELEMENTS; HADRONS; HEAT TREATMENTS; MECHANICAL PROPERTIES; MINERALS; NEUTRON FLUENCE; NEUTRONS; NONMETALS; NUCLEAR FACILITIES; NUCLEONS; PHYSICAL PROPERTIES; RADIATION FLUX; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; SPECTRA
Optional Information
- Notes
- 10 refs., 4 tabs., 3 tabs.
- Secondary number(s)
- STI/PUB--056a