Specific features of reactor irradiation effect on zirconium alloy properties and behaviour
Creators
- 1. GNTs RF NIIAR, Dimitrovgrad (Russian Federation)
- 2. GNTs RF VNIINM, Moscow (Russian Federation)
Description
Basic mechanisms of reactor irradiation effects on zirconium alloys and operational capability of water cooled reactor core components are under study. The emphasis is on such phenomena as radiation hardening, a drop in plasticity, radiation-induced growth, thermal and radiation-induced creep, structural changes in zirconium materials. From the results of mechanical tests and structural sties of alloys Eh110 and Eh635 irradiated in the range of neutron fluences of 2.1 x 1020 - 3.8 x 1022 cm-2 at temperatures of 573-673 K it is conducted that the general regularity of zirconium base alloy behaviour under irradiation is anisotropic character of changes in short-term mechanical properties, radiation-induced growth and creep, associated with a crystallographic texture, as well as the occurrence of incubation period with a low rate of form changing. Recommendations are given on the provision of low levels of strains induced by radiation growth in zirconium alloy items under operation conditions
Abstract (Russian)
Рассмотрены основные закономерности влияния реакторного облучения на циркониевые сплавы и работоспособность элементов активной зоны водоохлаждаемых реакторов. Основное внимание обращается на такие явления, как радиационное упрочнение, снижение пластичности, радиационный рост, радиационно-термическая ползучесть, структурные изменения в циркониевых материалах. По результатам механических испытаний и структурных исследований сплавов Э110 и Э635, облученных в диапазоне флюенса нейтронов 2.1 x 1020 - 3.8 x 1022 см-2 при температурах 573-673 К, сделан вывод, что общей закономерностью поведения сплавов на основе циркония под облучением является анизотропный характер изменения их кратковременных механических свойств, радиационного роста и ползучести, связанный с кристаллографической текстурой, а также наличие инкубационного периода с низким темпом формоизменения. Даны рекомендации по обеспечению низких уровней деформаций, вызванных радиационным ростом, в изделиях из циркониевых сплавов в рабочих условияхAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Особенности влияния реакторного облучения на свойства и поведение сплавов циркония
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. 1. Fuel assemblies, fuel elements, absorber members, zirconium materials for nuclear reactors
- Imprint Pagination
- 325 p.
- Journal Page Range
- p. 303-323
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
- 33057279
- Subject category
- S36: MATERIALS SCIENCE;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- CREEP; DISLOCATIONS; FUEL CANS; MICROSTRUCTURE; NEUTRON FLUENCE; PHASE STUDIES; POST-IRRADIATION EXAMINATION; RADIATION HARDENING; TEMPERATURE DEPENDENCE; TEMPERATURE RANGE 0400-1000 K; TEXTURE; ZIRCONIUM BASE ALLOYS
- Descriptors DEC
- ALLOYS; CRYSTAL DEFECTS; CRYSTAL STRUCTURE; HARDENING; LINE DEFECTS; MECHANICAL PROPERTIES; PHYSICAL RADIATION EFFECTS; RADIATION EFFECTS; TEMPERATURE RANGE; TRANSITION ELEMENT ALLOYS; ZIRCONIUM ALLOYS
Optional Information
- Notes
- 10 refs., 16 figs., 4 tabs. Imprint:Sbornik dokladov Shestoj Rossijskoj konferentsii po reaktornomu materialovedeniyu. Tom 2. Chast' 1. TVS, tvehly, pehly, tsirkonievye materialy dlya yadernykh reaktorov