Assessment of plasticity and damage of material of fuel element shells irradiated with fast neutrons

Cover Page

Cite item

Full Text

Open Access Open Access
Restricted Access Access granted
Restricted Access Subscription or Fee Access

Abstract

Mechanical tests of ring samples cut from the lower, central and upper sections of two fuel rods irradiated in the BN-600 reactor were carried out. Using the analysis of the stress-strain state, the values of the destructive stress and the degree of shear deformation accumulated before fracture were obtained, and a quantitative assessment of the damage to the fuel element shell material was performed. The microstructure was additionally investigated. It is shown that with the forged structure and sufficient plasticity reserve, the damage of the irradiated fuel element shell material is at a satisfactory level.

Full Text

Restricted Access

About the authors

R. P. Karagergi

Research Institute of Nuclear Materials JSC

Author for correspondence.
Email: karagergi_rp@irmatom.ru
Russian Federation, Zarechnyi, Sverdlovsk region, 624250

I. A. Portnykh

Research Institute of Nuclear Materials JSC

Email: karagergi_rp@irmatom.ru
Russian Federation, Zarechnyi, Sverdlovsk region, 624250

A. V. Konovalov

Institute of Engineering Science, Ural Branch of the Russian Academy of Sciences

Email: karagergi_rp@irmatom.ru
Russian Federation, Ekaterinburg, 620049

S. V. Baranova

Research Institute of Nuclear Materials JSC

Email: karagergi_rp@irmatom.ru
Russian Federation, Zarechnyi, Sverdlovsk region, 624250

A. V. Kozlov

M.N. Mikheev Institute of Metal Physics, Ural Branch of the Russian Academy of Sciences

Email: karagergi_rp@irmatom.ru
Russian Federation, Ekaterinburg, 620108

References

  1. Garner F.A. Radiation Damage in Austenitic Steels // Comprehensive Nucl. Mater. 2012. V. 4. P. 33–95.
  2. Козлов А.В. Действие нейтронного облучения на металлы при различных температурах и возможность самоорганизации протекающих при этом процессов // Физика ялементарных яастиц и ятомного ядра. 2006. Т. 37. № 4. С. 1110–1150.
  3. Козлов А.В. Радиационные дефекты в аустенитных сталях при нейтронном облучении и их влияние на физико-механические свойства // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2011. № 1. С. 196–210.
  4. Неустроев В.С. Закономерности низкотемпературной радиационной поврежденности аустенитных сталей. Димитровград: АО "ГНЦ НИИАР", 2023. 168 с.
  5. Гордеев С.С., Сорокин А.П. Влияние различных факторов на формирование температурного поля активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в процессе кампании // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2018. Вып. 2. С. 2–22.
  6. Поролло С.И., Конобеев Ю.В., Шулепин С.В. Анализ поведения оболочек твэлов БН-600 из стали 0Х16Н15М3БР при высоком выгорании топлива // Ат. энергия. 2009. Т. 106. № 4. С. 188–194.
  7. Чуев В.В., Митюрев К.В., Коновалов И.И. Выявление факторов ускоренного накопления повреждений в оболочках твэлов, облученных в реакторе БН-600, неразрушающими методами контроля // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2011. № 2. С. 171–180.
  8. Баканов М.В., Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В. Основные результаты контроля работоспособности твэлов с оболочками из аустенитных сталей нового поколения // Изв. Вузов. Яд. энергетика. 2011. № 1. С. 187–195.
  9. Коновалов И.И., Митюрев К.В., Попов В.В., Ганина С.М. Оценка остаточного ресурса оболочек тепловыделяющих элементов реактора БН-600 из аустенитной стали ЧС-68 // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2012. № 1. С. 149–158.
  10. Arsene S., Bai J. A New Approach to Measuring Transverse Properties of Structural Tubing by a Ring Test // JTE. 1996. V. 24. No. 6. P. 386–391.
  11. Grigoriev V., Jakobsson R., Josefsson B., Schrire D. Advanced techniques for mechanical testing of irradiated cladding materials // IAEA. 2002. P. 187–193.
  12. Cohen A.B., Majumdar S., Ruther W.E., Billone M.C., Chung H.M., Neimark L.A. Modified ring stretch tensile testing of Zr–1Nb cladding // Argonne National Laboratory. 1997. 19 p.
  13. Леонтьева-Смирнова М.В., Калин Б.А., Морозов Е.М., Костюхина А.В., Федотов П.В., Такташев Р.Н. Методические особенности испытаний на растяжение кольцевых образцов // Физика и химия обр. материалов. 2019. № 6. С. 62–71.
  14. Леонтьева-Смирнова М.В., Измалков И.Н., Валитов И.Р., Лошманов Л.П., Костюхина А.В., Федотов В.П., Мурзаханов Г.Х., Басканов А.В. Определение предела текучести стали ЭК-181 при испытании на растяжение кольцевых образцов // Заводская лаборатория. Диагностика Материалов. 2016. Т. 82. № 10. С. 56-61.
  15. Karagergi R.P., Evseev M.V., Kozlov A.V. Distribution of plastic deformation along the perimeter of circular specimen of thin-wall fuel-element cladding during its expansion // Mat. Phys. Mech. 2021. Т. 47. No. 1. P. 74–88.
  16. Gurovich B.A., Frolov A.S., Fedotov I.V. Improved evaluation of ring tensile test ductility applied to neutron irradiated 42XNM tubes in the temperature range of (500-1100)°C // Nucl. Eng. Tech. 2020. V. 52. P. 1213–1221. https://doi.org/10.1016/j.net.2019.11.019
  17. Desquines J., Koss D.A., Motta A.T., Cazalis B., Petit M. The issue of stress state during mechanical tests to assess cladding performance during a reactivity-initiated accident (RIA) // JNM. 2011. V. 412. No. 2. P. 250–267
  18. Karagergi R.P., Konovalov A.V., Kozlov A.V. Verification of Plastic Strain Values During Ovalization of a Ring Specimen from a Fuel Element Shell of a Fast Neutron Reactor // Diagn. Res. Mech. Mat. Struct. 2024. No. 5. P. 117–129. https://doi.org/10.17804/2410-9908.2024.5.117-129
  19. Frolov A.S., Fedotov I.V. Comparison of Ring Tension and Compression Test Results for Materials with Low Ductility // Diagn. Res. Mech. Mat. Struct. 2024. No. 6. P. 62–90. https://doi.org/10.17804/2410-9908.2024.6.062-090
  20. Карагерги Р.П., Коновалов А.В., Евсеев М.В., Козлов А.В. Построение диаграммы деформационного упрочнения для анализа напряженно-деформированного состояния материала оболочки твэла // Деформация и разрушение материалов. 2023. № 4. С. 24–31. https://doi.org/10.31044/1814-4632-2023-4-24-31
  21. Karagergi R.P., Kozlov A.V., Yarkov V.Yu., Pastukhov V.I., Barsanova S.V., Churyumova T.A., Mitrofanova N.M., Leont’eva-Smirnova M.V. Microstructure of Fracture Surfaces after Radial Compression of Annular Specimens Made of Cladding Austenitic Steel Exposed to Damaging Dose above 100 dpa // Phys. Met. Metal. 2024. V. 125. No. 6. P. 665–672. https://doi.org/10.1134/S0031918X2460043X
  22. Бобков В.П., Блохин А.И., Румянцев В.Н., Соловьёв В.А., Тарасиков В.П. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов / Под общей ред. д-ра техн. наук, проф. В.М. Поплавского. М.: ИздАТ, 2014. 584 с.
  23. Коновалов А.В., Партин А.С. Программа конечно-элементного моделирования растяжения овального образца на полуцилиндрических опорах. Екатеринбург, ИМАШ УрО РАН. Свид. № 2020612158. 2020.
  24. Ладейщиков К.М., Карагерги Р.П., Козлов А.В. Определение упругих характеристик нержавеющих аустенитных и ферритомартенситных сталей / Уральская школа молодых металловедов: сборник статей XXII Международной научно-технической Уральской школы-семинара металловедов — молодых ученых. Екатеринбург: Изд. дом “Ажур”, 2023. С. 396–400.
  25. Колмогоров В.Л., Богатов А.А., Мигачев Б.А., Зудов Е.Г., Фрейдензон Ю.Е., Фрейдензон М.Е. Пластичность и разрушение. М.: Металлургия, 1977. 336 с.
  26. Портных И.А., Козлов А.В. Сравнительные исследования пористости, сформировавшейся в материале оболочек твэлов из стали ЧС68, изготовленных по технологии ПНТЗ и усовершенствованной технологии МСЗ, после эксплуатации в реакторе БН-600 // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2011. № 1. С. 231–239.
  27. Portnykh I.A., Kozlov A.V., Iainbaev A.R. Development of Radiation Porosity in Austenitic EK164-ID c.d. Steel Irradiated at 715–815 K to Damage Doses of 72–92 dpa // Russian Metallurgy (Metally). 2021. V. 2021. No. 3. Р. 290–296.
  28. Портных И.А., Панченко В.Л., Устинов А.Е., Козлов А.В. Эволюция микроструктуры стали типа 16Cr-19Ni при облучении в зоне малого обогащения реактора на быстрых нейтронах. Формирование и развитие радиационной пористости // ФММ. 2025. № 1. С. 98–109.
  29. Панченко В.Л., Портных И.А., Устинов А.Е. Эволюция микроструктуры стали типа 16Cr-19Ni при облучении в зоне малого обогащения реактора на быстрых нейтронах. Влияние условий нейтронного облучения на структурно-фазовое состояние // ФММ. 2025. № 2. С. 110–122.
  30. Козлов А.В., Портных И.А., Блохин А.И., Блохин Д.А., Демин Н.А. Зависимость критического диаметра зародыша пор в аустенитной стали ЧС-68 от температуры нейтронного облучения в модели образования гелий-вакансионных пузырьков // Физика и химия обр. материалов. 2012. № 1. С. 16–22.

Supplementary files

Supplementary Files
Action
1. JATS XML
Download
2. Fig. 1. Scheme of stretching a ring specimen on semi-cylindrical supports.

Download (346KB)
Indexing metadata
3. Fig. 2. Schemes of testing ring specimens: (a) longitudinal compression of a 5.0 mm ring (type 1) and (b) a combined test of a 2.5 mm ring (radial compression and tension of a specimen type 2).

Download (321KB)
Indexing metadata
4. Fig. 3. Examples of radial compression (ovalization) diagrams of ring samples of type 2 from sections NAZ (a), CAZ (b), VAZ (c) (solid black lines are experimental data, symbols are calculation results).

Download (1MB)
Indexing metadata
5. Fig. 4. An annular sample from the TsAZ of fuel element 1 (a), which failed during ovalization, and an image of its fracture surface on the insert; an ovalized sample from the NAZ, which failed during tension (b).

Download (1MB)
Indexing metadata
6. Fig. 5. Examples of tensile stress diagrams for ovalized samples from sections NAZ (a) and VAZ (b) (solid black lines are experimental data).

Download (934KB)
Indexing metadata
7. Fig. 6. Typical fracture surface of ring specimens from the CAZ (a), NAZ (b) and VAZ (c) sections.

Download (2MB)
Indexing metadata
8. Fig. 7. View of the neck of the NAZ2 fuel element 2 sample (a), which has higher plasticity, and a typical neck of the NAZ and VAZ samples (b).

Download (1MB)
Indexing metadata
9. Fig. 8. Neck from the destroyed and undestroyed sides of a non-irradiated ring specimen after stretching on semi-cylindrical supports.

Download (2MB)
Indexing metadata
10. Fig. 9. Result of calculating the degree of plastic shear deformation Λ (a) and deformation resistance σs (b) in the analysis of the stress-strain state of a ring specimen during ovalization.

Download (1MB)
Indexing metadata
11. Fig. 10. Result of calculating the degree of plastic shear deformation Λ (a) and deformation resistance σs (b) in the analysis of the stress-strain state of an ovalized sample during tension on semi-cylindrical supports.

Download (1MB)
Indexing metadata
12. Fig. 11. Result of calculating the stress state index k during the analysis of the stress-strain state of a ring specimen during ovalization (a) and tension on semi-cylindrical supports (b).

Download (1MB)
Indexing metadata
13. Fig. 12. The location of small pores up to 5 nm (light dots) in the structure of samples on elements of the dislocation structure (a), on grain boundaries (b) and on interphase boundaries (c).

Download (1MB)
Indexing metadata
14. Fig. 13. Microstructure of the fuel element cladding material in the sections NAZ (a), CAZ (b), VAZ (c).

Download (1MB)
Indexing metadata
15. Fig. 14. Dependence of plastic deformation during destruction on radiation porosity in sections of fuel rod cladding.

Download (425KB)
Indexing metadata
16. Fig. 15. Dependence of damage to fuel element cladding made of austenitic steel type 16Cr–19Ni on the rate of accumulation of the damaging dose.

Download (540KB)
Indexing metadata