Представлены данные о влиянии различных эксплуатационных факторов на работоспособность (надежность) тепловыделяющих элементов (твэлов) водоводяных атомных энергетических реакторов, о статистике и причинах выходов твэлов из строя. Изложены некоторые представления о механизмах разрушений оболочек твэлов, о методах и направлениях исследований и разработок, направленных на совершенствование технологий производства твэлов и конструкций тепловыделяющих сборок, приводящих к снижению количеств или исключению тех или иных видов потенциальных дефектов. Отмечены достижения последних лет по повышению эксплуатационной надежности работы топлива АЭС. Кроме описания состояния работоспособности твэлов в реакторах PWR и BWR значительное внимание уделено конструкции, материалам и условиям эксплуатации твэлов реакторов типа ВВЭР, которые широко используются на российских и украинских атомных электростанциях. Освещены направления совершенствования, повышения эффективности и надежности работы топлива реакторов типа ВВЭР.

Досліджено вплив швидкісного високочастотного (ШВЧ) гартування, наступного відпалу за різних температур, а також деяких термомеханічних обробок на корозійну стійкість цирконієвого сплаву Zr + 2,5 % Nb. Показано, що найбільш сприятливо на відновлення корозійної стійкості сплаву після ШВЧ-гартування з beta-області (температурної області існування beta-фази цирконію) та наступної термомеханічної обробки впливає відпал в alpha-області. Визначено температурні та часові параметри відпалу для досягнення високої корозійної стійкості сплаву Zr + 2,5 % Nb, розглянуто кінетику та механізм його корозії.

С помощью мессбауэровской спектроскопии конверсионных электронов и рентгеноструктурного анализа исследованы поверхностные слои сплавов на основе циркония после коррозии в различных средах. Определены условия формирования стабильной микроструктуры сплавов. Изучен фазовый состав и структура оксидных пленок на поверхности сплавов на основе циркония с добавками железа, олова, ниобия и ванадия. Выявлено, что оксидные пленки, формирующиеся на сплавах, существенно гетерофазны, имеют переменный состав, определяемый агрессивной средой, температурой и временем окисления.

За допомогою методу вакуумно-дугової плавки одержано сплав Zr1Nb на основі потрійної шихти. Визначено хімічний склад сплаву та досліджено його мікроструктуру, структуру, механічні та корозійні властивості. Показано, що сплав Zr1Nb має однорідну структуру по висоті та перерізу злитка, рівномірний розподіл домішок і легувючих елементів в об'ємі злитка, що підтверджено вимірами твердості, мікротвердості. Механічні та корозійні властивості сплаву Zr1Nb такі самі, як і сплаву Е-110.

Індекс рубрикатора НБУВ: К235.170.6 + З46-034

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж29109 Пошук видання у каталогах НБУВ