Электронный научный журнал
 
Diagnostics, Resource and Mechanics 
         of materials and structures
ВыпускиО журналеАвторуРецензентуКонтактыНовостиРегистрация

Все выпуски

Все выпуски
 
2024 Выпуск 6
(в работе)
 
2024 Выпуск 5
 
2024 Выпуск 4
 
2024 Выпуск 3
 
2024 Выпуск 2
 
2024 Выпуск 1
 
2023 Выпуск 6
 
2023 Выпуск 5
 
2023 Выпуск 4
 
2023 Выпуск 3
 
2023 Выпуск 2
 
2023 Выпуск 1
 
2022 Выпуск 6
 
2022 Выпуск 5
 
2022 Выпуск 4
 
2022 Выпуск 3
 
2022 Выпуск 2
 
2022 Выпуск 1
 
2021 Выпуск 6
 
2021 Выпуск 5
 
2021 Выпуск 4
 
2021 Выпуск 3
 
2021 Выпуск 2
 
2021 Выпуск 1
 
2020 Выпуск 6
 
2020 Выпуск 5
 
2020 Выпуск 4
 
2020 Выпуск 3
 
2020 Выпуск 2
 
2020 Выпуск 1
 
2019 Выпуск 6
 
2019 Выпуск 5
 
2019 Выпуск 4
 
2019 Выпуск 3
 
2019 Выпуск 2
 
2019 Выпуск 1
 
2018 Выпуск 6
 
2018 Выпуск 5
 
2018 Выпуск 4
 
2018 Выпуск 3
 
2018 Выпуск 2
 
2018 Выпуск 1
 
2017 Выпуск 6
 
2017 Выпуск 5
 
2017 Выпуск 4
 
2017 Выпуск 3
 
2017 Выпуск 2
 
2017 Выпуск 1
 
2016 Выпуск 6
 
2016 Выпуск 5
 
2016 Выпуск 4
 
2016 Выпуск 3
 
2016 Выпуск 2
 
2016 Выпуск 1
 
2015 Выпуск 6
 
2015 Выпуск 5
 
2015 Выпуск 4
 
2015 Выпуск 3
 
2015 Выпуск 2
 
2015 Выпуск 1

 

 

 

 

 

R. P. Karagergi, A. V. Konovalov, A. V. Kozlov

VERIFICATION OF PLASTIC STRAIN VALUES DURING OVALIZATION OF A RING SPECIMEN FROM A FUEL ELEMENT SHELL OF A FAST NEUTRON REACTOR

DOI: 10.17804/2410-9908.2024.5.117-129

Mechanical testing of ring specimens for radial compression between flat dies (ovalization) was carried out, supplemented by analyzing the stress-strain state calculated by a specialized computer program. To verify the values of plastic strain, laser marks were made on the side surface of the ring. It is found that the maximum plastic deformation accumulates at the inner and outer walls of the ring, where maximum tensile and compressive stresses act, respectively. The deviation of the experimental values of plastic strain from the predicted ones does not exceed 10%. It is shown that the analysis of the stress-strain state of the ring specimen during ovalization can be useful for evaluating the critical values of the mechanical characteristics of the shell material irradiated in a fast neutron reactor to a high damaging dose.

Acknowledgement: The work was performed under the state assignment from the Russian Ministry of Science and Higher Education (theme Structure, No. 122021000033-2), the state assignment for the IES UB RAS, R&D No. 124020600042-9, and the program of the Rosatom State Nuclear Energy Corporation on increasing the maximum fuel burnup in the fuel assemblies of fast neutron reactors.

Keywords: fuel rod element shell, austenitic steel, mechanical tests, ring sample, stress-strain state, grid method

References:

  1. Barsanova, S.V., Kozlov, A.V., and Shilo, O.B. The effect of fast neutron irradiation on changes in the mechanical properties of austenitic steels EK–164 and ChS–68. Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya Materialovedenie i Novye Materialy, 2018, 5 (96), 4-12. (In Russian).
  2. Garner, F.A. Radiation damage in austenitic steels. Comprehensive Nuclear Materials, 2012, 4, 33-95. DOI: 10.1016/b978-0-08-056033-5.00065-3.
  3. Arsène, S. and Bai, J. A new approach to measuring transverse properties of structural tubing by a ring test – experimental investigation. Journal of Testing and Evaluation, 1998, 26 (1), 26–30. DOI: 10.1520/JTE11966J.
  4. Grigoriev, V., Jakobsson, R., Josefsson, B., and Schrire, D. Advanced techniques for mechanical testing of irradiated cladding materials. In: Advanced Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel: Proceedings of a Technical Committee Meeting, Dimitrovgrad, Russian Federation, 14–18 May 2001, IAEA, 2002, pp. 187–193.
  5. Cohen, A.B., Majumdar, S., Ruther, W.E., Billone, M.C., Chung, H.M., and Neimark, L.A. Modified ring stretch tensile testing of Zr–1Nb cladding. In: Summary of paper for 25th Water Reactor Safety Information Meeting, NRC Office of Nuclear Regulatory Research, Bethesda, Maryland, October 20–22 1997, Energy Technology Division, Argonne National Laboratory, 1997.
  6. Daum, R.S., Majumdar, S., Tsai, H., Bray, T.S., Koss, D.A., Motta, A.T., and Billone, M.C. Mechanical property testing of irradiated Zircaloy cladding under reactor transient conditions. In: Small Specimen Test Techniques, Fourth Volume, ASTM STP 1418, M.A. Sokolov, J.D. Landes, and G.E. Lucas, eds., American Society for Testing and Materials, West Conshohocken, PA, 2002. Available at: https://www.researchgate.net/publication/255271057_Mechanical_property_testing_of_irradiated_Zircaloy_cladding_under_reactor_transient_conditions
  7. Desquines, J., Koss, D.A., Motta, A.T., Cazalis, B., and Petit, M. The issue of stress state during mechanical tests to assess cladding performance during a reactivity-initiated accident (RIA). Journal of Nuclear Materials, 2011, 412 250–267. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2011.03.015.
  8. Leontieva-Smirnova, M.V., Kalin, B.A., Morozov, E.M., Kostyukhina, A.V., Fedotov, P.V., and Taktashev, R.N. Methodical peculiarities of the ring specimens tensile tests. Fizika i Khimiya Obrabotki Materiaov, 2019, 6, 62–71. (In Russian). DOI: 10.30791/0015-3214-2019-6-62-71.
  9. Gurovich, B.A., Frolov, A.S., and Fedotov, I.V. Improved evaluation of ring tensile test ductility applied to neutron irradiated 42XNM tubes in the temperature range of (500-1100)°C. Nuclear Engineering and Technology, 2020, 52 (6), 1213-1221. DOI: 10.1016/j.net.2019.11.019.
  10. Leontyeva-Smirnova, M.V., Izmalkov, I.N., Valitov, I.R., Loshmanov, L.P., Kostyukhina, A.V., and Fedotov, P.V. Determination of the yield strength of EK–181 steel during tensile tests of ring specimens. Zavodskaya Laboratoriya. Diagnostika Materialov, 2016, 82 (10), 56–61. (In Russian).
  11. Karagergi, R.P., Evseev, M.V., and Kozlov, A.V. Distribution of plastic deformation along the perimeter of circular specimen of thin-wall fuel-element cladding during its expansion. Materials Physics and Mechanics, 2021, 47 (1), 74–88. DOI: 10.18149/MPM.4712021_8.
  12. Martin-Rengel, M.A., Gómez Sánchez, F.J., Ruiz-Hervías, J., and Caballero, L. Determination of the hoop fracture properties of unirradiated hydrogen-charged nuclear fuel cladding from ring compression tests. Journal of Nuclear Materials, 2013, 436 (1–3), 123–129. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2013.01.311.
  13. Herb, J., Sievers, J., and Sonnenburg, H.-G. A new cladding embrittlement criterion derived from ring compression tests. Nuclear Engineering and Design, 2014, 273, 615–630. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.03.047.
  14. Desquines, J. and Guilbert, S. Effect of an oxide layer on the result of a ring compression test on a fuel cladding sample after a simulated LOCA transient. In: Top Fuel, Prague, Czech Republic, October 1–4 2018: proceedings of conference. Available at: https://www.researchgate.net/publication/328496506_EFFECT_OF_AN_OXIDE_LAYER_ON_THE_RESULT_OF_A_RING_COMPRESSION_TEST_ON_A_FUEL_CLADDING_SAMPLE_AFTER_A_SIMULATED_LOCA_TRANSIENT
  15. Frolov, A.S., Fedotov, I.V., and Gurovich, B.A. Evaluation of the true-strength characteristics for isotropic materials using ring tensile test. Nuclear Engineering and Technology, 2021, 53 (7), 2323–2333. DOI: 10.1016/j.net.2021.01.033.
  16. Karagergi, R.P., Konovalov, A.V., Evseev, M.V., and Kozlov, A.V. Construction of a strain-hardening diagram to analyze the state of stress in the fuel-element cladding material. Russian Metallurgy (Metally), 2023, 2023, 1528–1534. DOI: 10.1134/S0036029523100117.
  17. Karagergi, R.P., Kozlov, A.V., Yarkov, V.Yu., Pastukhov, V.I., Barsanova, S.V., Churyumova, T.A., Mitrofanova, N.M., and Leontyeva-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. Physics of Metals and Metallography, 2024, 125 (6), 665–672. DOI: 10.1134/S0031918X2460043X.
  18. Konovalov, A.V. and Partin, A.S. RF Software Registration Certificate No. 2023660789, 2020. (In Russian).

Р. П. Карагерги, А. В. Коновалов, А. В. Козлов

ВЕРИФИКАЦИЯ ЗНАЧЕНИЙ ПЛАСТИЧЕСКОЙ ДЕФОРМАЦИИ ПРИ ОВАЛИЗАЦИИ КОЛЬЦЕВОГО ОБРАЗЦА ИЗ ОБОЛОЧКИ ТВЭЛА РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Проведены механические испытания на сжатие кольцевых образцов плоскими бойками в радиальном направлении (овализация образцов), дополненные анализом напряженно-деформированного состояния, рассчитанного по специализированной компьютерной программе. Для верификации значений пластической деформации использовали метки, нанесенные лазером на боковую поверхность кольца. Установлено, что максимальная пластическая деформация накапливается у внутренней и наружной стенок кольца, где действуют, соответственно, максимальные растягивающие и сжимающие напряжения. Расхождение экспериментальных и расчетных значений мер пластической деформации не превышает 10 %. Показано, что анализ напряженно-деформированного состояния кольцевого образца при овализации может быть полезен для оценки критических значений механических характеристик материала оболочки, облученной в реакторе на быстрых нейтронах до большой повреждающей дозы.

Благодарность: Работа выполнена в рамках государственного задания Минобрнауки России (тема «Структура», № 122021000033-2), государственного задания ИМАШ УрО РАН № НИОКТР 124020600042-9 и Программы ГК «Росатом» по повышению предельного выгорания топлива ТВС реакторов на быстрых нейтронах.

Ключевые слова: оболочка твэла, аустенитная сталь, механические испытания, кольцевой образец, напряжен-но-деформированное состояние, метод сеток

Библиография:

  1. Барсанова С. В., Козлов А. В., Шило О. Б. Влияние облучения быстрыми нейтронами на изменение механических свойств аустенитных сталей ЭК–164 и ЧС–68 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2018. - № 5 (96). - С. 4-12.
  2. Garner F. A. Radiation damage in austenitic steels // Comprehensive Nuclear Materials. - 2012. - Vol. 4. - P. 33-95. – DOI: 10.1016/b978-0-08-056033-5.00065-3.
  3. Arsène S., Bai J. A new approach to measuring transverse properties of structural tubing by a ring test – experimental investigation // Journal of Testing and Evaluation. – 1998. – Vol. 26 (1). – P. 26–30. – DOI: 10.1520/JTE11966J.
  4. Advanced techniques for mechanical testing of irradiated cladding materials / V. Grigoriev, R. Jakobsson, B. Josefsson, D. Schrire // Advanced Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel : proceedings of a Technical Committee Meeting, Dimitrovgrad, Russian Federation, 14–18 May, 2001. – IAEA, 2002. – P. 187–193.
  5. Modified ring stretch tensile testing of Zr–1Nb cladding / A. B. Cohen, S. Majumdar, W. E. Ruther, M. C. Billone, H. M. Chung, L. A. Neimark // Summary of Paper for 25th Water Reactor Safety Information Meeting, NRC Office of Nuclear Regulatory Research, Bethesda, Maryland, October 20–22, 1997. – Energy Technology Division, Argonne National Laboratory, 1997.
  6. Mechanical property testing of irradiated Zircaloy cladding under reactor transient conditions / R. S. Daum, S. Majumdar, H. Tsai, T. S. Bray, D. A. Koss, A. T. Motta, M. C. Billone // Small Specimen Test Techniques. ASTM STP 1418 : Fourth Volume / ed. by M. A. Sokolov, J. D. Landes, G. E. Lucas. – West Conshohocken : American Society for Testing and Materials, PA, 2002. – URL: https://www.researchgate.net/publication/255271057_Mechanical_property_testing_of_irradiated_Zircaloy_cladding_under_reactor_transient_conditions
  7. The issue of stress state during mechanical tests to assess cladding performance during a reactivity-initiated accident (RIA) / J. Desquines, D. A. Koss, A. T. Motta, B. Cazalis, M. Petit // Journal of Nuclear Materials. – 2011. – Vol. 412. – P. 250–267. – DOI: 10.1016/j.jnucmat.2011.03.015.
  8. Методические особенности испытаний на растяжение кольцевых образцов / М. В. Леонтьева-Смирнова, Б. А. Калин, Е. М. Морозов, А. В. Костюхина, П. В. Федотов, Р. Н. Такташев // Физика и химия обработки материалов. – 2019. – № 6. – С. 62–71. – DOI: 10.30791/0015-3214-2019-6-62-71.
  9. 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 // Nuclear Engineering and Technology. – 2020. – Vol. 52 (6). – P. 1213-1221. - DOI: 10.1016/j.net.2019.11.019.
  10. Определение предела текучести стали ЭК–181 при испытаниях на растяжение кольцевых образцов / М. В. Леонтьева-Смирнова, И. Н. Измалков, И. Р. Валитов, Л. П. Лошманов, А. В. Костюхина, П. В. Федотов, Г. Х. Мурзаханов, А. В. Баскаков // Заводская лаборатория. Диагностика материалов. – 2016. – Т. 82 (10). – С. 56–61.
  11. 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 // Materials Physics and Mechanics. - 2021. - Vol. 47 (1). – P. 74-88. - DOI: 10.18149/MPM.4712021_8.
  12. Determination of the hoop fracture properties of unirradiated hydrogen-charged nuclear fuel cladding from ring compression tests / M. A. Martin-Rengel, F. J. Gómez Sánchez, J. Ruiz-Hervías, L. Caballero // Journal of Nuclear Materials. - 2013. - Vol. 436 (1–3). – P. 123–129. - DOI: 10.1016/j.jnucmat.2013.01.311.
  13. Herb J., Sievers J., Sonnenburg H. G. A new cladding embrittlement criterion derived from ring compression tests // Nuclear Engineering and Design. – 2014. – Vol. 273. – P. 615–630. – DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.03.047.
  14. Desquines J., Guilbert S. Effect of an oxide layer on the result of a ring compression test on a fuel cladding sample after a simulated LOCA transient // Top Fuel, Prague, Czech Republic, 2018, October 1–4, 2018 : proceedings of conference. – URL: https://www.researchgate.net/publication/328496506_EFFECT_OF_AN_OXIDE_LAYER_ON_THE_RESULT_OF_A_RING_COMPRESSION_TEST_ON_A_FUEL_CLADDING_SAMPLE_AFTER_A_SIMULATED_LOCA_TRANSIENT
  15. Frolov A. S., Fedotov I. V., Gurovich B. A. Evaluation of the true-strength characteristics for isotropic materials using ring tensile test // Nuclear Engineering and Technology. – 2021. – Vol. 53 (7). – P. 2323–2333. – DOI: 10.1016/j.net.2021.01.033.
  16. Construction of a strain-hardening diagram to analyze the state of stress in the fuel-element cladding material / R. P. Karagergi, A. V. Konovalov, M. V. Evseev, A. V. Kozlov // Russian Metallurgy (Metally). – 2023. – Vol. 2023. – P. 1528–1534. – DOI: 10.1134/S0036029523100117.
  17. Microstructure of fracture surfaces after radial compression of annular specimens made of cladding austenitic steel exposed to damaging dose above 100 dpa / R. P. Karagergi, A. V. Kozlov, V. Yu. Yarkov, V. I. Pastukhov, S. V. Barsanova, T. A. Churyumova, N. M. Mitrofanova, M. V. Leontyeva-Smirnova // Physics of Metals and Metallography. - 2024. - Vol. 125 (6) - P. 665–672. – DOI: 10.1134/S0031918X2460043X.
  18. Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ № 2020612158 Рос. Федерация. Программа конечно-элементного моделирования растяжения овального образца на полуцилиндрических опорах : № 2020611060 : регистрация 04.02.2020 : опубл. 18.02.2020 / Коновалов А. В., Партин А. С.

PDF      

Библиографическая ссылка на статью

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 // Diagnostics, Resource and Mechanics of materials and structures. - 2024. - Iss. 5. - P. 117-129. -
DOI: 10.17804/2410-9908.2024.5.117-129. -
URL: http://dream-journal.org/issues/content/article_484.html
(accessed: 21.12.2024).

 

импакт-фактор
РИНЦ 0.42

категория К2
в перечне ВАК

МРДМК 2024
ЦКП Пластометрия
НЭБ РИНЦ
Google Scholar


РНБ
Лань

 

Учредитель:  Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт машиноведения имени Э.С. Горкунова Уральского отделения Российской академии наук
Главный редактор:  С.В.Смирнов
При цитировании ссылка на Электронный научно-технический журнал "Diagnostics, Resource and Mechanics of materials and structures" обязательна. Воспроизведение материалов в электронных или иных изданиях без письменного разрешения редакции запрещено. Опубликованные в журнале материалы могут использоваться только в некоммерческих целях.
Контакты  
 
Главная E-mail 0+
 

ISSN 2410-9908 Регистрация СМИ в Роскомнадзоре Эл № ФС77-57355 от 24 марта 2014 г. © ИМАШ УрО РАН 2014-2024, www.imach.uran.ru