HIGH-TEMPERATURE MECHANICAL TESTS OF REACTOR GRAPHITE AND BERYLLIUM OXIDE
https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-40-43
Abstract
This paper shows the results of mechanical tests in a wide temperature range of reactor graphite and beryllium oxide. It is established that the compressive strength of graphite with increasing temperature test up to 1000 °C increases by ~10 %, while the fragile nature of the destruction is preserved. An increase in the test temperature leads to a sharp decrease in the strength properties of BeO by ~10 times. As shown by bending tests with increasing temperature, the destruction mechanism changes from brittle to brittle-viscous.
About the Authors
S. O. Akaev
Satbayev University;
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
A. S. Dikov
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
L. A. Dikova
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
S. B. Kislitsin
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
A. S. Larionov
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
D. A. Satpaev
Satbayev University;
RSE “Institute of Nuclear Physics” under the Ministry of Energy of the RK
Kazakhstan
Almaty
Kazakhstan
Almaty
References
1. Аринкин Ф.М., Шаймерденов А.А., Гизатулин Ш.Х., Дюсамбаев Д.С., Колточник С.Н., Чакров П.В., Чекушина Л.В. Конверсия активной зоны исследовательского реактора ВВР-К. – Атомная энергия, 2017, т. 123, № 1 – с. 15–20.
2. Звонарев Ю.А., Мельников И.А., Киреева А.Н. Расчетный анализ эффективности применения топлива ATF с повышенной устойчивостью к авариям для ВВЭР-1200// Новые материалы: толерантное ядерное топливо: Материалы 16-ой международной школы-конференции для молодых ученых и специалистов. Москва, 29 октября – 2 ноября 2018 г., М.: НИЯУ МИФИ, 2018, – 156 с.
3. Диков А.С., Гизатулин Ш.Х., Кислицин С.Б., Ларионов А.С. и д.р. Комплекс для испытаний облученных конструкционных материалов и ядерного топлива. // Новые материалы: Толерантное ядерное топливо: Материалы 16-ой международной школы-конференции для молодых ученых и специалистов. Москва, 29 октября – 2 ноября 2018 г., М.: НИЯУ МИФИ, 2018, – С. 51–52.
4. Калин Б.А., Платонов П.А., Тузов Ю.В., Чернов И.И. и др. Физическое материаловедение: Учебник для вузов: В 7 т. / Под общей ред. Б.А. Калина / – Том 6. Конструкционные материалы ядерной техники– М.: МИФИ, 2012.– 736 с.
5. Материалы ядерных энергетических установок: Пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат. 1987. – 408 с.
6. Матясова В.Е., Коцарь М.Л., Кочубеева С.Л., Никонов В.И. Получение бериллиевых материалов для ядерной и термоядерной энергетики из бериллийсодержащих отходов // ВАНТ: Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. – 2013. – №2(84). – С. 110-117.
7. Углеграфитовые материалы: справочник / Э. Н. Мармер. – М.: Металлургия, 1973. – 136 с.
8. Беляев Р.А, Шалимова И.Ф. и др. Влияние добавок на теплопроводность оксида бериллия // Огнеупоры. 1975.– № 2.– С. 51–53.
9. Курс сопротивления материалов с примерами и задачами: учеб. пособие / В. И. Водопьянов, А. Н. Савкин, О. В. Кондратьев; ВолгГТУ. – Волгоград, 2012. – 136 с.
Review
For citations:
Akaev S.O., Dikov A.S., Dikova L.A., Kislitsin S.B., Larionov A.S., Satpaev D.A. HIGH-TEMPERATURE MECHANICAL TESTS OF REACTOR GRAPHITE AND BERYLLIUM OXIDE. NNC RK Bulletin. 2018;(4):40-43. (In Russ.) https://doi.org/10.52676/1729-7885-2018-4-40-43
Views:
337
Email this article 