В работе представлены экспериментальные зависимости коэффициента теплопроводности графита ГР-280 от флюенса нейтронов в интервале 5–32?1025 м–2 и температуры облучения в диапазоне 450–650 °С. Коэффициент теплопроводности определяли методом лазерной вспышки. Измерения были выполнены при температуре, равной температуре облучения. В интервале флюенсов нейтронов 5–15?1025 м–2 коэффициент теплопроводности значительно не меняется, а при флюенсах выше 15?1025 м–2 – уменьшается с увеличением флюенса. С увеличением температуры облучения коэффициент теплопроводности уменьшается. С использованием доступных экспериментальных данных создана аналитическая зависимость коэффициента теплопроводности от флюенса и температуры облучения в области флюенса нейтронов выше критического. Отмечено хорошее совпадение экспериментальных и расчетных значений коэффициента теплопроводности в интервале температур облучения 400–800 °С.
The thermal conductivity has been studied by method of laser flash. The object of research is GR-280 graphite irradiated by fast neutrons at a BOR-60 reactor. The graphite is manufactured by standard electrode technology. The samples were irradiated in a flux of 1,5?1019 m–2?s–1 at temperature of 450 and 650 °С. The fluence was 5–32?1025 m–2. Measurements have been made at temperature, equal irradiation temperature. In the fluence interval of 5–15?1025 m–2 the thermal conductivity considerably does not change, at fluence above 15?1025 м–2 – decreases with increase of fluence. With increase of irradiation temperature the thermal conductivity decreases. With use of available experimental data the analytical dependence of thermal conductivity in the range of fluence higher critical is created (critical fluence – neutron fluence when the volume of graphite after shrinkage and swelling came back to its initial value). Good coincidence of the experimental and design values of thermal conductivity in the interval of irradiation temperatures of 400–800 °С is noted.
1. Вяткин С.Е. Ядерный графит / С.Е. Вяткин и др. – М.: Атомиздат, 1967. – 280 с.
2. Виргильев Ю.С. Реакторный графит: разработка, производство и свойства / Ю.С. Виргильев и др. // Российский химический журнал (ЖРХО им. Д.И. Менделеева). – 2006. – Т. 50, № 1. – С. 4–12.
3. Гончаров В.В. Действие облучения на графит ядерных реакторов / В.В. Гончаров и др. – М.: Атомиздат, 1978. – 272 с.
4. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов НГР-01-90, № Е-230-2536. – М.: НИКИЭТ, НИИграфит, ИАЭ, ЧПИ, 1991. – 255 с.
5. Харьков Д.В. Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита: дис. ... канд. техн. наук. – Димитровград. 2011. – 71 с.
6. Haag, G. Properties of ATR-2E Graphite and Property Changes due to Fast Neutron Irradiation // Report No. Jul-4183 (J?lich, Germany, 2005). – J?lich, Germany, 2005. – P. 148.
7. Kelly В.T. // Chemistry and Physics of Carbon. – 1969. – Vol. 5. – P. 119.
8. Maruyama T. Neutron irradiation effects on the thermal conductivity and dimensial change of graphite materials / T. Maruyama and M. Harayama // J. Nucl. Mat. – 1992. – Vol. 195. – P. 44.
9. Mohanty S. HTGR Graphite Core Component Stress / S. Mohanty and S. Majumdar // Technical Letter Report (Washington, September 2011). – Washington, 2011. – P. 115.
10. Nightingale R. Nuclear graphite. – London: Academic Press, 1962. – 547 p.
11. Parker W.J. Flash method of Determining Thermal Diffusiviy, Heat Capacity and Thermal Conductivity // Journal of Applied Physics. – 1961. – Vol. 32. – P. 1679.
12. Taylor R. The thermal conductivity of fast neutron irradiated graphite / R. Taylor, B.T. Kelly and K. E. Gilchrist // J. Phys. Chem. Solids. – 1969. – Vol. 30. – P. 2251.
13. Wu С.H. Neutron Irradiation Effects on the Properties of Carbon Materials / С.H. Wu, J.P. Bonal and B. Thiele // J. Nucl. Mat. – 1994. – Vol. 212–215. – P. 1168.