Filters
Results 1 - 10 of 24
Results 1 - 10 of 24.
Search took: 0.033 seconds
| Sort by: date | relevance |
[en] The necessity of changing the method applied for processing the curves connecting loads and displacement obtained using the digital recording technique in tension testing of annular specimens is shown. The change suggested involves the use of partial unloading lines determined in the point of plastic deformation initiation as the lines of elastic loading. In this case the values of δu for annular specimens of zirconium alloy Eh110 increase by 20-30 % and those of σ0.2 decrease by 5-10 %. It is confirmed experimentally that the working length of fuel can tube specimens constitutes 7.85 mm when testing the tensile properties which corresponds to the running directive IO95.01.49-76
Source
Ministerstvo Rossijskoj Federatsii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Koordinatsionnyj nauchno-tekhnicheskij sovet Reaktornoe materialovedenie, Moscow (Russian Federation); Gosudarstvennyj nauchnyj tsentr Rossijskoj Federatsii Nauchno-issledovatel'skij institut atomnykh reaktorov, Dimitrovgrad (Russian Federation); 99 p; ISBN 5-85165-373-6; 
; 1999; p. 16-18; Methodological provisions of reactor materials testing; Metodicheskoe obespechenie reaktornogo materialovedeniya; Dimitrovgrad (Russian Federation); 30-31 Mar 1999; 3 figs.
; 1999; p. 16-18; Methodological provisions of reactor materials testing; Metodicheskoe obespechenie reaktornogo materialovedeniya; Dimitrovgrad (Russian Federation); 30-31 Mar 1999; 3 figs.
No abstract available
Source
Ministerstvo Rossijskoj Federatsii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii Nauchno-Issledovatel'skij Inst. Atomnykh Reaktorov, Dimitrovgrad (Russian Federation); 166 p; ISBN 5-85165-354-X; ; 1997; p. 22-23; 5. Interbranch conference on reactor materials; 5. Mezhotraslevaya koferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 8-12 Sep 1997
; 1997; p. 22-23; 5. Interbranch conference on reactor materials; 5. Mezhotraslevaya koferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 8-12 Sep 1997
No abstract available
Source
Ministerstvo Rossijskoj Federatshii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); 312 p; ISBN 5-85165-648-4; ; 2000; p. 94-95; 6. Russian conference on reactor materials science; 6. Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 3 figs.
; 2000; p. 94-95; 6. Russian conference on reactor materials science; 6. Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 3 figs.
[en] Tests of the WWER-1000 model assembly were carried out at the CORA reactor facility with the purpose of evaluating the behaviour of the assemblies under conditions of severe accidents with loss of coolant. Quantitative evaluation of the damage parameters was performed through measuring the structural elements planes of the fuel element beams and phases, formed during the tests with application of the quantitative analysis method. Distribution of the uranium dioxide and other molten materials by the assembly length is studied and degree of the melt oxidation is evaluated
[ru]
С целью оценки поведения сборок в условиях аварии с потерей теплоносителя проведены испытания модельной сборки ВВЭР-1000 на внереакторной установке CORA. Количественная оценка параметров повреждения проводилась путем измерения площадей структурных элементов пучка твэлов и образовавшихся во время испытания фаз с использованием метода количественного анализа изображений шлифов поперечных сечений. Изучено распределение двуокиси урана и других расплавленных материалов по длине сборки, а также оценена степень окисления расплаваSource
Ministerstvo Rossijskoj Federatsii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii Nauchno-Issledovatel'skij Inst. Atomnykh Reaktorov, Dimitrovgrad (Russian Federation); 431 p; ISBN 5-85165-169-5; ; 1996; p. 405-426; 4. Inter-industry conference on reactor materials; 4. Mezhotraslevaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 15-19 May 1995; 3 refs., 13 figs.
; 1996; p. 405-426; 4. Inter-industry conference on reactor materials; 4. Mezhotraslevaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 15-19 May 1995; 3 refs., 13 figs.
No abstract available
Source
Ministerstvo Rossijskoj Federatshii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); 312 p; ISBN 5-85165-648-4; ; 2000; p. 49-51; 6. Russian conference on reactor materials science; 6. Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 1 tab.
; 2000; p. 49-51; 6. Russian conference on reactor materials science; 6. Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 1 tab.
[en] The technique for fuel elements testing under conditions of a loss-of-coolant accident at the PVP-2 loop-type plant of the MIR-M1 reactor is developed. The tests of WWER-1000 and WWER-440 fuel assembly fragments at increased and decreased coolant pressures are carried out along with comparative estimation of fresh and spent fuels. Testing parameters and results obtained are presented. It is states that temperatures above 900 deg C are most dangerous for fuel cans. In this temperatures range at high pressure the squiring of fuel cans against fuel rods of fresh fuel elements is observed as well as gas fission release, fuel can oxidation and degradation of mechanical properties of fuel can material (Zr-1% Nb). At lower temperatures and a pressure drop up to 3.8 MPa the fuel cans are deformed but remain tight. No distinctions are revealed in properties of can materials for both fresh and spent fuel elements. The curves of fuel can temperature variations on rewetting are obtained. The software for computer accompanying of tests is mastered
[ru]
Разработана методика испытаний твэлов в режиме аварии с потерей теплоносителя на петлевой установке ПВП-2 реактора МИР-М1. Проведены испытания фрагментов тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 при повышенном давлении теплоносителя, при пониженном давлении теплоносителя, а также сравнительные испытания свежего и выгоревшего топлива. Приведены параметры испытаний и полученные результаты. Установлено, что температура выше 900 град С является наиболее опасной для оболочек твэлов. В этой области температур при высоком давлении обнаружено обжатие оболочек на сердечнике свежих твэлов, выход газообразных продуктов деления, окисление оболочки и деградация механических свойств материала оболочки (сплав Zr-1% Nb). При более низких температурах при перепаде давления до 3.8 МПа оболочки твэлов деформируются, но сохраняют герметичность. Не зарегистрировано различий в свойствах материала оболочек свежих и выгоревших твэлов. Получены кривые изменения температуры оболочки твэла при повторном смачивании. Освоены программные средства расчетного сопровождения испытанийSource
Ministerstvo Rossijskoj Federatsii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii Nauchno-Issledovatel'skij Inst. Atomnykh Reaktorov, Dimitrovgrad (Russian Federation); 325 p; ISBN 5-85165-651-4; ; 2001; p. 251-264; 6. Russian conference on reactor material science; Shestaya Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 24 refs., 8 figs., 1 tab.
; 2001; p. 251-264; 6. Russian conference on reactor material science; Shestaya Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 11-15 Sep 2000; 24 refs., 8 figs., 1 tab.
[en] Paper describes both the procedure and the results of the efforts to test the WWER-1000 fuel assembly 19-component cluster in the MIR reactor channel under the second and the third stages of the maximum design-basis accident. The experiment aim was to the study the reactor core conditions resulting from the uncompensated primary coolant leakage in case of the major pipe break (major break). In any of the studied cases the top of the fuel elements was cooled by the superheated steam. The test aim was to acquire data on shape changes of fuel element claddings under the tensile force effect
[ru]
Представлены методика и результаты испытания 19-элементного фрагмента ТВС ВВЭР-1000 в канале реактора МИР в режиме второй и третьей стадии максимальной проектной аварии. В эксперименте изучается состояние активной зоны реактора, которое возникает при некомпенсируемой утечке среды из первого контура охлаждения при разрыве трубопровода с максимальным диаметром (большая течь). В каждом из рассматриваемых случаев верхняя часть твэлов охлаждается перегретым паром. Основная цель испытания - получение данных о формоизменении оболочек твэлов под воздействием растягивающего усилияJournal
[en] Study on the WWER fuel elements behaviour under emergency conditions are carried out. The fuel elements behaviour is studied under conditions of the coolant loss. including accidents with the fuel heavy damage as well as accidents, caused by uncontrolled reactivity introduction. Great attention is paid to the conduct of supporting experiments on electro-heated testing facilities in protection chambers, aimed at investigation of the core materials interaction under conditions of high temperatures and corrosion-resistant media, as well as at investigation of the fissile products release from the WWER fuel, irradiated to the burnup high levels
[ru]
Проводятся работы по исследованию поведния твэлов ВВЭР в аварийных условиях. Исследуется поведение твэлов в условиях аварий с потерей теплоносителя, включая аварии с тяжелым повреждением топлива, а также аварий, вызыванных неконтролируемым вводом реактивности. Большое внимание уделяется проведению поддерживающих экспериментов на электрообогреваемых стендах в защитных камерах, направленных на изучение взаимодействия материалов активной зоны в условиях высоких температур и коррозионноактивных сред, а также выхода продуктов дклкния из топлива ВВЭР, облученного до высоких выгоранийSource
Ministerstvo Rossijskoj Federatsii po Atomnoj Ehnergii, Moscow (Russian Federation); Gosudarstvennyj Nauchnyj Tsentr Rossijskoj Federatsii Nauchno-Issledovatel'skij Inst. Atomnykh Reaktorov, Dimitrovgrad (Russian Federation); 431 p; ISBN 5-85165-169-5; ; 1996; p. 5-40; 4. Inter-industry conference on reactor materials; 4. Mezhotraslevaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 15-19 May 1995; 5 refs., 25 figs.
; 1996; p. 5-40; 4. Inter-industry conference on reactor materials; 4. Mezhotraslevaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu; Dimitrovgrad (Russian Federation); 15-19 May 1995; 5 refs., 25 figs.
| 1 | 2 | 3 | Next |