Ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora Maria

• Autorzy: Zając Bogdan , Olszewski Grzegorz , Piotrowska Natalia

Identyfikatory

DOI

10.26357/BNiD.2019.014

Warianty tytułu

EN

Assessment of the expansion provision width in the Maria reactor graphite blocks

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Przedmiotem pracy była ocena szerokości szczeliny dylatacyjnej w blokach grafitowych reaktora MARIA NCBJ po ich długotrwałej eksploatacji w reaktorze. Nominalna szerokość szczeliny dylatacyjnej bloku grafitowego przed eksploatacją w reaktorze wynosiła ok. 30 mm. W czasie długotrwałej pracy reaktora, w wyniku interakcji pomiędzy szybkimi neutronami a grafitem następuje powolne pęcznienie grafitu powodujące porowatość i pogorszenie jego własności fizycznych. Efektem pęcznienia grafitu pod wpływem oddziaływania z neutronami następuje zmniejszenie się szczeliny dylatacyjnej. Badania szerokości szczeliny dylatacyjnej przeprowadzono metodą radiograficzną. Ze względu na trudności z zastosowaniem radiografii klasycznej (bloki grafitowe były napromieniowane) do badań wykorzystano płyty obrazowe i aparaturę do badań radiografią cyfrową. Badania bloków były przeprowadzone w tzw. Komorach Gorących nad reaktorem MARIA.

EN

The paper focuses on the assessment of the width of the expansion provision within the graphite blocks placed in MARIA nuclear reactor of the National Centre for Nuclear Research in Świerk, after their long-lasting operation in the reactor. The nominal width of the expansion provision before placing in the reactor was approximately 30mm. As a result of an interaction between the fast neutrons and the graphite within the reactor, there occurs an incremental swelling of the graphite, causing its porosity and deterioration of its physical properties. This results in narrowing of the expansion provision. Tests aimed at assessing the expansion provision were conducted with the use of radiographic testing. Due to the difficulties arising from applying classical radiographic testing (irradtiation of the graphite blocks),digital radiography instruments were employed and the testing was only possible in so called Hot Cells placed above the reactor.

Słowa kluczowe

PL

blok grafitowy; szczelina dylatacyjna; reaktor jądrowy

EN

graphite block; expansion provision; nuclear reactor

• Wydawca: Stowarzyszenie Inżynierów i Techników Mechaników Polskich
• Czasopismo: Badania Nieniszczące i Diagnostyka
• Rocznik: 2019
• Tom: nr 3
• Strony: 42--45
• Opis fizyczny: Bibliogr. 4 poz., rys.

Twórcy

autor

Zając Bogdan

• Laboratorium Badań Materiałowych NCBJ, Otwock

autor

Olszewski Grzegorz

• Laboratorium Badań Materiałowych NCBJ, Otwock

autor

Piotrowska Natalia

• Laboratorium Badań Materiałowych NCBJ, Otwock

Bibliografia

• [1] Katarzyna Bzymek, Barbara Trzeciak, Tomasz Cetner, Jan Gładysz Reaktor MARIA – Budowa i zastosowanie, NCBJ.
• [2] Tadeusz Hilczer; „Energetyka jądrowa- Reaktory jądrowe”, wykład monograficzny, NCBJ.
• [3] M J Crick, G. S. Linsley, An Assessment of the Radiological Impact of the Windscale Reactor Fire, Oct., 1957, Nov., 1982 N National Radiological Protection Board (NRPB) Report.
• [4] Bartłomiej Jóźwiak, Tadeusz Morawski, ”Aktualne możliwości zastosowania przemysłowej radiografii komputerowej”, Badania-Nieniszczące-Nr-03-12-2006.

Uwagi

Opracowanie rekordu w ramach umowy 509/P-DUN/2018 ze środków MNiSW przeznaczonych na działalność upowszechniającą naukę (2019).