INFLUENCE OF THE THERMACYCLING PROCESS ON THE STRENGTH PROPERTIES OF THE LEU AND HEU FUEL OF IGR REACTOR
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-3-54-58
Abstract
This article discusses the results of mechanical testing of highly enriched uranium (HEU) and low enriched uranium (LEU) fuel materials of the IGR reactor after thermal cycling at different temperatures and the quantity of “heating-cooling” cycles. The strength changes in characteristics of LEU and HEU fuel were determined depending on the thermal cyclic test modes.
About the Authors
Ye. D. Dauletkhanov
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
Ye. Ye. Sapataev
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
Ye. A. Kozhakhmetov
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
R. M. Mukhamedzhanova
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
A. Zh. Beldeubaev
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
A. S. Urkunbay
Branch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RK
Kazakhstan
Kurchatov
Kazakhstan
Kurchatov
References
1. Конверсия высокообогащенного топлива исследовательского реактора в рамках международной инициативы / И. Вишневский1, В. Слисенко, В. Боднар, И. Большинский, Дж. Дьюес, Н. Мазина, В. Макаровский // Вопросы атомной науки и техники. – 2013. – № 5. – С. 63–68. – рос.
2. Alexander Glaser, The Conversion of Research Reactors to Low-Enriched Fuel and the Case of the FRM-II, Science & Global Security, 10, no. 1, (2002): p. 61–79.
3. Anatoli S. Diakov, Prospects for Conversion of HEU-Fueled Research Reactors in Russia // Science and Global Security. – 2014. – №22. – p. 166–187.
4. N. Arhangelskii, Problems of the Research Reactors Conversion from HEU to LEU: History and Perspectives, Presentation at the Russian-American Symposium on the Conversion of Research Reactors to LEU, Moscow, 8–10 June 2011.
5. Акаев С.О., Диков А.С., Дикова Л.А., Кислицин С.Б., Ларионов А.С., Сатпаев Д.А. Высокотемпературные механические испытания реакторного графита и оксида бериллия // Вестник НЯЦ РК. – 2018. – № 4. – С. 40–42.
6. ГОСТ 23775-79 Изделия углеродные. Методы определения предела прочности на сжатие, изгиб, разрыв (диаметральное сжатие) // Юридическая фирма «Интернет и Право» URL: http://internet-law.ru/gosts/gost/7929/ (дата обращения: 3.04.2019).
7. Thrower P.A., Bognet J.C., Mathew G.K. – Carbon, 1982. v. 20, № 6. p. 457–464.
8. Островский В.С. – Изд. АН СССР. Неорганические материалы, 1980, т. 16, № 2, С. 207–208.
9. Виргильев Ю.П., Барабанов В.Н. – Проблемы прочности, 1975. № 7. С. 96–100.
10. Искусственный графит. / В.С. Островский, Ю.С. Виргильев, В.И. Костиков, Н.Н. Шипков.– М.: Металлургия, 1986. – 272 с.
Review
For citations:
Dauletkhanov Ye.D., Sapataev Ye.Ye., Kozhakhmetov Ye.A., Mukhamedzhanova R.M., Beldeubaev A.Zh., Urkunbay A.S. INFLUENCE OF THE THERMACYCLING PROCESS ON THE STRENGTH PROPERTIES OF THE LEU AND HEU FUEL OF IGR REACTOR. NNC RK Bulletin. 2019;(3):54-58. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2019-3-54-58
Views:
306
Email this article 