Published 2001 | Version v1
Book Metadata-only

Radiation and corrosion resistance of Zr-2.5% Nb alloy - RBMK fuel channel tube material

Creators

  • 1. GUDP SF NIKIEhT, Zarechnyj (Russian Federation)
  • 2. GUP NIKIEhT, Moscow (Russian Federation)

Description

Investigation results are analyzed and generalized for electrolytic zirconium (alloy Eh125) tubes having been in operation from 3.7 to 19.25 years in the Kursk and the Smolensk NPP reactors. The specimens cut out of fuel channels are used to study corrosion damages, hydridation, microstructure, phase and microchemical compositions, radiation-thermal creep and short-term mechanical properties. The data on variations of Eh125 alloy structure and properties under effects of long-term neutron irradiation and the coolant testify that the alloy has high radiation and corrosion resistance. It is shown that mechanical properties, a radiation-induced creep rate and corrosion-resisting properties of the alloy are affected not only by a damaging dose but by a neutron flux density as well. The results obtained permits predicting the operational capability of RBMK fuel channels with a rather high reliability

Abstract (Russian)

Обобщены и проанализированы результаты исследования циркониевых труб (сплав Э125) электролитического способа производства, которые эксплуатировались от 3.7 до 19.25 лет в реакторах Курской и Смоленской АЭС. На образцах, вырезанных из труб топливных каналов, проведены исследования коррозионных повреждений, наводороживания, микроструктуры, фазового и микрохимического составов, радиационно-термической ползучести и кратковременных механических свойств. Данные по изменению структуры и свойств сплава Э125 в процессе длительного нейтронного облучения и воздействия теплоносителя свидетельствуют о высокой радиационной и коррозионной стойкости сплава. Показано, что на механические свойства, скорость радиационной ползучести и коррозионные характеристики сплава влияет не только повреждающая доза, но и плотность нейтронного потока. Полученные результаты позволяют достаточно надежно прогнозировать работоспособность труб топливных каналов РБМК
Part of:
The collection of reports of 6. Russian conference on reactor material science. Vol. 2. P. 2. Fuel assemblies, fuel elements, absorber members, zirconium materials for nuclear reactors

Additional details

Additional titles

Original title (Russian)
Радиационная и коррозионная стойкост' сплава Зр-2.5% Нб - материала труб TK RBMK

Publishing Information

Publisher
GNTs RF NIIAR
Imprint Place
Dimitrovgrad (Russian Federation)
ISBN
5-85165-651-4
Imprint Title
Collection of reports of 6. Russian conference on reactor material science. Vol. 2. P. 2. Fuel assemblies, fuel elements, absorber members, zirconium materials for nuclear reactors
Imprint Pagination
355 p.
Journal Page Range
p. 162-176

Conference

Title
6. Russian conference on reactor material science
Original Conference Title
Shestaya Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu
Dates
11-15 Sep 2000
Place
Dimitrovgrad (Russian Federation)

INIS

Country of Publication
Russian Federation
Country of Input or Organization
Russian Federation
INIS RN
33057286
Subject category
S36: MATERIALS SCIENCE;
Resource subtype / Literary indicator
Conference
Descriptors DEI
CORROSION RESISTANCE; CRACKS; CREEP; DIMENSIONS; FUEL CHANNELS; HYDRIDATION; LWGR TYPE REACTORS; MICROSTRUCTURE; NEUTRON FLUENCE; NIOBIUM ALLOYS; NODULAR CORROSION; PHYSICAL RADIATION EFFECTS; POST-IRRADIATION EXAMINATION; ZIRCONIUM BASE ALLOYS
Descriptors DEC
ALLOYS; CHEMICAL REACTIONS; CORROSION; GRAPHITE MODERATED REACTORS; MECHANICAL PROPERTIES; RADIATION EFFECTS; REACTOR CHANNELS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; TRANSITION ELEMENT ALLOYS; WATER COOLED REACTORS; ZIRCONIUM ALLOYS

Optional Information

Notes
9 refs., 15 figs. Imprint:Sbornik dokladov Shestoj Rossijskoj konferentsii po reaktornomu materialovedeniyu. Tom 2. Chast' 2. TVS, tvehly, pehly, tsirkonievye materialy dlya yadernykh reaktorov