Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат технических наук Харьков, Дмитрий Викторович

• Харьков, Дмитрий Викторович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Харьков, Дмитрий Викторович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

1.1. Конструкция, условия эксплуатации и критерии работоспособности графитовой кладки РБМК.

1.2. Свойства графита в исходном состоянии.

1.2.1. Кристаллическая структура графита.

1.2.2. Технология получения, особенности структуры н свойства реакторного графита ГР -280.

1.3. Влияние облучения на свойства реакторного графита.

1.3.1. PaduaifuoHHbie дефекты в графите.

1.3.2. Размерные изменения реакторного графита.

1.3.3. Связь радиационного формоизменения поли-и монокристаллического графита.

1.3.4. Теплоемкость и теплопроводность реакторного графита.

1.3.5. Тепловой коэффициент линейного расширения (TKJIP).

1.3.6. Модуль упругости и предел прочности.

1.3.7. Радиагщонная ползучесть.

Выводы по главе.

ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ, МЕТОДИКИ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ И ПОСЛЕРЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ.

2.1. Образцы.

2.2. Конструкции облучательных устройств.

2.2.1. Конструкция ОУБГ-5, б, 7 для облучения ненагруженных образцов графита в реакторе БОР-бО.

2.2.2. Конструкция ОУ БГ-9 для облучения нагруженных образцов графита в реакторе БОР-60.

2.3. Облучение образцов.

2.3.1. Определение флюенса быстрых нейтронов при дозиметрическом сопровождении облучения ОУ.

2.3.2. Определение температуры облучения образг{ов.

2.4. Методики материаловедческих исследований.

2.4.1. Методики исследования размерных изменений и физических свойств графита.

2.4.2. Методики исследования теплофизических свойств графита.

2.4.3. Методики исследования механических свойств.

Выводы по главе.

ГЛАВА 3. РАДИАЦИОННОЕ ФОРМОИЗМЕНЕНИЕ ГРАФИТА.

3.1. Влияние флюенса нейтронов на размеры графита.

3.2. Влияние температуры облучения и направления вырезки образцов на параметры формоизменения.

3.3. Влияние исходных размеров на радиационное формоизменение.

Выводы по главе.

ГЛАВА 4. ИЗМЕНЕНИЕ ТЕПЛО ФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ГРАФИТА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ.

4.1. Изменение теплоемкости при облучении.

4.2. Зависимость теплопроводности от флюенса нейтронов.

4.3. Зависимость теплопроводности от температуры измерения.

4.4. Зависимость коэффициента теплопроводности от температуры облучения.

4.5. Изменение ТКЛР графита при облучении.

Выводы по главе.

ГЛАВА 5. ИЗМЕНЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ

5.1. Динамический модуль упругости.

5.2. Механические свойства графита при растяжении.

5.2.1. Механические свойства при растяжении в исходном состоянии.

5.2.2. Изменение механических свойств при растяжении после облучения

Выводы по главе.

ГЛАВА 6. РАДИАЦИОННАЯ ПОЛЗУЧЕСТЬ.

Выводы по главе.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита»

Актуальность темы

В настоящее время в России эксплуатируется 11 энергоблоков с реакторами РБМК на трех АЭС - Ленинградской, Курской и Смоленской, вклад которых в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет около 50 %. Введенные в эксплуатацию в разное время (с 1973 по 1990 г.), они имеют 30-летний назначенный срок службы, и к настоящему моменту часть реакторов уже полностью выработала назначенный ресурс. Графитовая кладка (ГК), выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтопригодным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.

Исследования отдельных кернов, выбуренных из графитовых блоков (ГБ) кладок реакторов после эксплуатации в течение 30 лет показали, что состояние кладки удовлетворительное и позволяет продолжать эксплуатацию реактора, в связи с чем возник вопрос об обосновании нового увеличенного ресурса кладки.

Существует два взаимосвязанных подхода к определению и прогнозированию технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки.

Первый - основанный на информации, получаемой непосредственно на эксплуатируемом реакторе. Сюда относятся данные по величине телескопического соединения трактов, искривлению графитовой ячейки, целостности ГБ, диаметре внутреннего отверстия ГБ, исследованию кернов, выбуренных из ГБ кладки.

Второй подход - использование расчётных методов, основанных на Базе данных по радиационной стойкости реакторного графита и Кодах расчёта напряжённо-деформированного состояния (НДС) элементов ГК, целью которых является описание радиационно-индуцированных процессов в ГК и определение тех же свойств графита, измеряемых непосредственно на кладке (1 подход).

И те, и другие методы имеют свои сильные и слабые стороны.

Обладая высокой степенью достоверности на момент измерений, первый подход не способен обеспечить длительный прогноз работоспособности кладки и требует проведения периодических материаловедческих исследований графитовых блоков на остановленном реакторе. В свою очередь, расчётные методы с использованием полной, обоснованной базы данных способны обеспечить длительный прогноз и взаимосвязанный анализ условий эксплуатации с последующей их оптимизацией, но обязательно нуждаются в проверке методами I категории.

Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием расчетных кодов на основе базы данных по изменению свойств реакторного графита ГР-280 при облучении, содержащейся в «Нормах расчета на прочность типовых узлов и деталей уран-графитовых реакторов» (НГР) [1]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов не более 2,2-1026 м"2 (здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350-450 и 500-600 °С, что существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет немонотонный характер, детальная экстраполяция не является достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего экспериментального подтверждения.

Именно поэтому несколько лет назад концерн «Росэнергоатом» в рамках общей целевой программы Минатома РФ поставил задачу по обоснованию предельно достижимого срока службы графитовых кладок реакторов типа / РБМК [2].

Основным этапом работ по этой проблеме является создание обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, адаптированной к параметрам облучения а.з. реактора РБМК, чем и обусловлена высокая актуальность темы.

Для создания базы данных необходимо проведение исследований образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы флюенсов и температур, в пределах которых происходит обоснование ресурса, то есть до предельных флюенсов около 3-1026 м"2 в интервале температур 450-650 °С.

Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок используются два основных критерия: размерные изменения и трещиностойкость ГБ, которые в свою очередь определяются НДС графита. Многочисленные работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного расширения (ТКЛР), модуль упругости, предел прочности, деформация радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при создании базы данных, содержащейся в НГР [1].

Целью работы является экспериментальное выявление влияния высокодозного нейтронного облучения на изменение размеров и основных теплофизических и физико-механических свойств образцов реакторного графита марки ГР-280 при температуре облучения 450-640 °С до

26 9 максимального флюенса нейтронов 3,3-10 м~" и создание базы данных по радиационной стойкости графита для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов РБМК.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи: 1. Получение и анализ экспериментальных данных по изменению размеров образцов графита, их основных теплофизических (коэффициента теплопроводности и ТКЛР) и физико-механических свойств (динамического и статического модуля упругости, предела прочности и предельной деформации при растяжении) при облучении в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-10 м"" и диапазоне температур 450-640 °С.

2. Получение и анализ экспериментальных данных по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении в интервале флюенса

26 2 нейтронов (0,4-1,8)-10 м" при температуре 530 °С.

3. Создание базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, которая будет использоваться для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Научная новизна

1. Выявлены новые экспериментальные закономерности изменения размеров, коэффициента теплопроводности, ТКЛР, динамического модуля упругости, механических свойств при растяжении (модуля упругости, предела прочности и предельной деформации) образцов реакторного графита ГР-280, облученных в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м"2 и диапазоне температур 450-640 °С.

2. Показано, что сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения вызывает увеличение прироста ТКЛР нагруженных образцов до 50 % по сравнению с ТКЛР образцов-свидетелей. Данный эффект был учтен при определении значений скорости радиационной ползучести.

3. Получены новые экспериментальные данные по радиационной ползучести графита при сжатии с напряжением около 15 МПа в интервале

26 2 флюенса нейтронов (0,4-1,8)-10 м" при температуре 530 °С, и рассчитаны значения скорости деформации установившейся ползучести с учетом влияния нагрузки на ТКЛР, которые составили (1,6±0,2)-10"29 и

90 1 л

2,5+0,3)-10"*" МПа" -м в параллельном и перпендикулярном направлениях соответственно.

4. Получены новые экспериментальные данные по влиянию «масштабного фактора»: образцы с меньшими исходными размерами демонстрировали более высокую скорость радиационного формоизменения. Показано, что при флюенсах выше критического рост образцов происходит с постоянной скоростью.

Практическая значимость работы

1. По результатам предварительных расчетов на основе расчетных кодов, разработанных в Инженерном центре прочности и материаловедения элементов ядерной техники (ИЦП МАЭ) с использованием данных по радиационной стойкости графита ГР-280, полученных в настоящей работе, показана возможность продления срока службы графитовых кладок свыше назначенных 30-ти лет минимум на 7 лет (акт об использовании результатов работы прилагается).

2. Созданная база данных по радиационной стойкости графита ГР-280 войдет в состав новой версии «Норм расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов», на основании которых будет уточнен ресурс графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Достоверность результатов

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных облучательных устройств и материаловедческих исследовательских установок, воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Ф0, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 4060 %. Увеличение температуры облучения от 450 °С до 640 °С приводит к уменьшению значений Ф0 и Фкр в среднем на 30 % и увеличению скорости роста образцов на третьей стадии Укр на 100 %. На радиационное формоизменение влияют исходные размеры образцов («масштабный фактор»): значения Фо и Фкр для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.

2. Зависимость коэффициента теплопроводности А, от флюенса носит трехстадийный характер: резкое падение А, на 60-70 % при флюенсе около 0,1-1026м~2, последующее замедление темпа падения коэффициента теплопроводности, и ускорение темпов падения А, при флюенсе около Фкр. Относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.

3. Изменение ТКЛР с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: рост ТКЛР, не превышающий 20 %, до флюенса (0,5-0,7)-1026 м"2, последующее снижение, и повторный рост при флюенсах выше Фкр. Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МГТа в процессе облучения приводит к увеличению значения ТКЛР нагруженных образцов до 50 % относительно ТКЛР образцов-свидетелей.

4. Зависимости динамического модуля упругости Е и предела прочности стр от флюенса имеют две стадии: рост значений Е и стр до 120 - 160 % и 120 — 200 % соответственно в зависимости от направления вырезки образцов и температуры облучения до флюенса (1,5-2,0)-10 м" и снижение значений Е и стр при дальнейшем увеличении флюенса.

5. Зависимости исправленной с учетом влияния нагрузки на ТКЛР деформации ползучести при сжатии от флюенса являются линейными, значения скорости деформации ползучести на установившейся стадии составляют (1,6+0,2)-10"29 и (2,5+0,3)-10"29 МПа'-м2 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно.

Личный вклад

Автором проводились подготовка реакторных экспериментов, разработка и усовершенствование методик послереакторных исследований графита. Основная, определяющая часть экспериментальных данных получена автором самостоятельно. Структура базы данных разработана с.н.с. ФИАН к.ф.-м.н. В.А. Нечитайло, про грамм а-клиент для работы с базой данных разработана автором самостоятельно. Постановка задач и обсуждение результатов проводились совместно с научным руководителем.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на международной конференции "Nuclear Materials 2010" (г. Карлсруэ, Германия, 2010 г.), всероссийских конференциях: на VIII, IX Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2007, 2009 г.), на отраслевом семинаре «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях» (г. Димитровград, 2004, 2008, 2009 г.).

Публикации

По материалам диссертации в различных изданиях опубликовано 6 печатных работ, в том числе одна в издании из Перечня ВАК.

Объем и структура диссертации

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 126 страницах, содержит 42 рисунка, 9 таблиц, список литературы из 82 наименований.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Харьков, Дмитрий Викторович

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Субботин A.B., Покровский A.C., Харьков Д.В. Исследование радиационной ползучести реакторного графита // Атомная энергия. -2008. - т. 105. - Вып.2. - С. 83-87.

2. Субботин A.B., Покровский A.C., Бутылин A.C., Харьков Д.В. Изменение теплофизических свойств графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. — 2005. -Вып.З.-С. 98-103.

3. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д.В. Изменения размеров реакторного графита при высоком флюенсе нейтронов // Сборник трудов ГНЦ НИИАР. - 2010. - Вып.З. - С. 43-47.

4. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д.В., Улитин A.B. Исследование радиационной стойкости графита марки ГР-280, облученного до высоких флюенсов // IX Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14-18 сентября 2009 г.: Тез. докл. - Димитровград: НИИАР. - 2009. - С. 149-150.

5. Харьков Д.В. Изменение теплопроводности и электросопротивления графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сб. реф. и статей: Новые технологии- для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. - 2003. - Вып.6. - С. 137-145.

6. Харьков Д.В. Размерные изменения графита марки ГР-280 при облучении в реакторе БОР-бО. // Сб. реф. и статей: Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. -2005. -Вып.7. - 4.1. -С.189-196.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Разработка базы данных по радиационной стойкости графита

Ввиду большого объема полученных экспериментальных данных в ходе работы возникла необходимость создания базы данных с целью упрощения процесса их обработки и анализа. Она была построена по технологии клиент-сервер на основе свободно распространяемого в исходных кодах SQL-сервера Firebird (программы-обработчика запросов, написанных на Structured Query Language - структурированном языке запросов, на создание структур и выборку данных).

Архитектура базы данных ориентирована на структуру эксперимента и позволяет отразить изменение свойств образца получаемых в результате измерений на различных этапах эксперимента. Все данные вносятся в следующие таблицы:

1) свойства образца, не меняющиеся в течение эксперимента (маркировка, направление вырезки, наличие нагрузки при облучении и др.);

2) паспорт этапа облучения (мощность реактора, продолжительность кампании и т.д.);

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Харьков, Дмитрий Викторович, 2011 год

1. 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.

2. Bougaenko S. Е., Baldin V. D., Rodchenkov В. S. et al. Introduction to the safety assessments related to RBMK graphite reactors. BNES Conference on Thermal Reactor Safely Assessment. Manchester, May 1994.

3. Платонов П.А., Бурдаков H.C., Карпухин В.И. и др. Исследование графита кладок действующих реакторов // Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. Харьков: ХФТИ, 1990. Т.З. С. 170-178.

4. Балдин В.Д. Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса: автореф. канд. техн. наук: 05.17.11, 05.14.03/ НИКИЭТ.-М., 2006. -34 с.

5. Нагорный В.Г., Котосонов АС, Островский B.C. и др. Свойства конструкционных материалов на основе углерода: Справочник / Под ред. В.П.Соседова. М: Металлургия, 1975 336 с.

6. Nightingale R. Nuclear graphite. London: Academic Press, 1962.-547 p.

7. Вяткин C.E., Деев АН., Нагорный В.Н. и др. Ядерный графит. М.: Атомиздат, 1967.- 280 с.

8. Виргильев Ю.С., Бутырин Г.М., Калягина И.Н. и др. Изменение макроструктуры и пористости графита при длительном облучении // Неорганические материалы, 1985, т. 21, № 9, с. 1490-1494

9. Платонов П.А, Штромбах Я.И., Карпухин В.И. и др. Действие излучения на графит высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов // Сб. статей «Атомно-водородная энергетика и технология». М.: Энергоатомиздат, 1984. Вып. 6. с.77-128.

10. Лебедев И.Г. Радиационная стойкость графита ядерных реакторов. Димитровград: ФГУП "ГНЦРФ НИИАР", 2005. -249 с.

11. Stoller R.E. Primary damage formation in irradiated materials // JOM, 1996, v.48. № 12, p. 23-27.

12. Kelly B.T. et al. Irradiation Damage in Graphite due to Fast Neutrons in Fission and Fusion Systems. IAEA-TECDOC-1154, Apr. 2000, Vienna.

13. Kelly B.T. The theory of irradiation damage in graphite // Carbon, 1977. V. 15. p. 117-122.

14. Simmons J.H.W. Radiation damage in graphite. Oxford: Pergamon Press, 1965- 242 p.

15. Reynolds W. Physical properties of graphite. N.Y. London: Elseverer Publishing Co., 1968.

16. Шуршакова Т.Н., Виргильев Ю.С., Калягина И.П. Радиационные дефекты в графите // Атомная энергия, 1976. Т. 40, вып. 5. с. 399-408.

17. Iwata Т., Suzuki Н. // Proc. IAEA Symp. «Radiation damage in reactor materials». Vienna: IAEA, 1963. P.565.

18. Genthon J.R., Micaud G. Modele elementaire yur les dom-mages radio-induits dans le graphite en pile: correlation entre temperature et flux // J. Nucl. Mater., 1974. V.51. P.237-245.

19. Shtrombakh Ya.I., Gurovich B.A., Platonov P. A., Alekseev V.M. Radiation damage of graphite and carbon-draphite materials // J. Nucl. Mater., 1995. V.225. P.273-301.

20. Radiation damage in reactor materials. Vienna, IAEA, 1969.

21. Henson R., Perks A.J., Simmons J. H W. Lattice parameter and dimensional changes in graphite irradiated between 300 and 1350°C // Carbon, 1968. V.6. P.789.

22. Гончаров B.B., Бурдаков НС, Виргильев Ю.С. и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978.-272 с.

23. Kelly B.T., Martin W.H. and Nettley P.T. Phil. Trans. Roy. Soc. A, 260, 37 (1966a).

24. Brocklehurst J.E. and Kelly B.T. The dimensional changes of highly-oriented pyrolytic graphite irradiated with fast neutrons at 430°C and 600°C // Carbon, 1993. v. 31 p. 179.

25. Kelly B.T., Brocklehurst J.E. High dose neutron irradiation of highly oriented graphite // Carbon, 1971. v.9. p.783.

26. Price R.J. High temperature neutron irradiation of highly oriented carbons and graphites // Carbon, 1974. V.12, № 2. P. 159.

27. Лебедев И.Г. Радиационная стойкость реакторного графита // Атомная энергия, 1996. Т.80, вып.6. С.438-441.

28. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение размеров в графитовых материалах и критерий их работоспособности // Физика и химия обработки материалов, 1992. №4. С. 10-17.

29. Лебедев И.Г., Кочкарев О.Т. Изменение эксплуатационных свойств реакторного графита при высокотемпературном облучении // Сб. трудов. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001.Вып.4. С.38-50.

30. Платонов П.А., Новобратская И.Ф., Карпухин Ю.П. Влияние степени совершенства графита на изменение его свойств при облучении // Атомная энергия, 1979. Т.46, вып.4. С.248-254.

31. Панюков С.В., Субботин А.В. Теория радиационно-индуцированного формоизменения графита // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.1, стр.2532.

32. Simmons J.H.W. A relation between thermal expansion and dimensional change for poly crystalline graphite. UKAEA, AERE R 3883, November 1961.

33. Price R.T Bokros J. C. Relationship between preferred orientation, thermal expansion and radiation-induced length changes in graphite.// J. Appl. Phys., 1965, v. 36, N 6, p. 1897—1906.

34. G. Hall, B. J. Marsden, A. Fok and J. Smart. The relationship between irradiation induced dimensional change and the coefficient of thermalexpansion: a new look// Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors. Petten, NL, April 22-24, 2002

35. De Sorbo, Tyler W. Effect of irradiation on the low-temperature specific heat of graphite.//Chem. Phys., 1957, v. 26, N 2., p.244.

36. Уббелоде А. А., Льюис Ф. А. Графит и его кристаллические соединения. Пер. с англ. под ред. Е. С. Головиной, О. Л. Цухановой. М., «Мир», 1965.

37. Виргильев Ю.С. Теплопроводность конструкционных углеродных материалов//Неорганические материалы, 1994. T.30,№3.C.353-362.

38. Платонов П.А., Трофимчук Е.И., Карпухин В.И. Действие облучения на теплопроводность реакторного графита: Препринт. ИАЭ-2702. М., 1976.20 с.

39. Kelly В.Т. Physics of Graphite. Applied Science Publishers. 1981.

40. Taylor. R., Phil. Mag., 13, 1966, p. 157.

41. Engle G.B., Eatherly W.P. Irradiation of at high temperature // High Temperatures -High Pressures, 1972. V.4. P. 119-158.

42. Birch M, Brocklehurst J.E. A revive of the behavior of graphite under the conditions appropriate for protection of the first wall fusion reactor. UKAEA. ND-R-1434 (S), 1987.- 112 p.

43. Виргильев Ю.С. Тепловой коэффициент линейного расширения конструкционных графитов // Физика и химия обработки материалов, 1995. №4. С. 84-103.

44. Виргильев Ю.С. Радиационное изменение теплового коэффициента линейного расширения углеродных материалов // Атомная энергия, т.82, вып.6, июнь 1997. с.417 424.

45. Harrison J.W. High Temperatures High Pressures, 1977, v.9, p.211.

46. Kelly B.T. and Walker P.L. Theory of thermal expansion of a graphite crystal in the semi-continuum model // Carbon, 1970, v.8, p.211.

47. Ayasse J.B. and Bonjour E. Proc. Fourth SCI Conference on Industrial Carbons and Graphites, SCI, London, 620 (1976).

48. Baker C. and Kelly A. Phil. Mag., 9, 927 (1964).

49. Seldin E.J. and Nezbeda C.W. J. Applied Physics, 41, 3389 (1970).

50. Kelly B.T. Phil. Mag., 9, 721 (1964).

51. Simmons J.H.W. Proc. Third Biennial Conference on Carbon, Pergamon Press, New York, 559 (1957).

52. Калин Б.А., Бескоровайный H.M. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1995.

53. О природе радиационной ползучести графита.—В кн.: Конструкционные материалы на основе графита. Т. VI. М., «Металлургия», 1971, с. 70. Авт.: Платонов П. А., Виргильев Ю. С, Зайцев A. JL, Карпухин В. И., Новобратская И. Ф.

54. Радиационная ползучесть конструкционного графита. — В кн.: Конструкционные материалы на основе графита. Т. VII. М., «Металлургия», 1972, с. 73. Авт.: Виргильев Ю. С., Козлов Н. И., Мелешкнн В. А., Макарченко В. Г., Чурилов Ю. С.

55. Reactor Materials. Quarterly technical Progress Review, Summar, 1967, v. 10, N2.

56. Барабанов B.H., Виргильев Ю.С. Радиационная прочность конструкционного графита. М: Атомиздат, 1976.- 80 с.

57. Kelly B.T. and Brocklehurst J.E. UKAEA Reactor Group studies of irradiation-induced creep in graphite // J. Nuc. Mat., 1977. v.65. p. 79-85.

58. Kelly B.T. and Foreman A.J.E. The theory of irradiation creep in reactor graphite—The dislocation pinning-unpinning model // Carbon, 1974. v. 12. p.151-158.

59. Blackstone R. Radiation creep of graphite. An introduction // J. Nucl. Mater., 1977. V.65. P.72-78.

60. Kelly B.T. and Brocklehurst J.E. 3rd Conf. Ind. Carbon and Graphite, 363 (1972).

61. Платонов П.А., Дубровин К.П., Карпухин В.И., Виргильев Ю.С. О радиационной ползучести урана и графита: Препринт. ИАЭ-1842. М., 1969,- 20 с.

62. Kennedy C.R. USAEC Report ORNL-3951 (1966).

63. Kennedy C.R. USAEC Report ORNL-4036 (1966).

64. Платонов П. А, Дубровин К. П., Карпухин В. И., Внргильев Ю. С. О радиационной ползучести урана и графита. — Труды симп. по реакт. материалам. Вена, 1969.

65. Oku Т., Fujisaki К. and Eto М. Irradiation creep properties of a near isotropic graphite//J.Nucl. Mater., 1988. V.152. P.225-234.

66. Куприенко B.A., Маркина H.B., Поварова E.B. и др. Система обеспечения внутриреакторной дозиметрии материаловедческих испытаний на реакторах СМ-2 и РБТ-6. Атомная энергия, 1988, т.65, вып. 1, с. 60-62.

67. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты для облучения в реакторе БОР-бО образцов графита реакторов РБМК. Отчет № О-127. НИИАР, Димитровград, 2001.

68. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты сборок с графитом БГ-6 и БГ-9. Техническая справка № 44-55/110. НИИАР, Димитровград, 2008.

69. Нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты сборок БГ-5 и БГ-7. Техническая справка № 44-55/836. НИИАР, Димитровград, 2008.

70. Parker W.J., Jenkins R.J. and all. Flash method of Determining Thermal Diffusiviy, Heat Capacity and Thermal Conductivity // Journal of Applied Physics, J APIA, 1961, vol.32, p. 1679.

71. JI.M. Мухин. Динамические методы определения констант упругости материалов при повышенных температурах // Заводская лаборатория, т.ХХХ, №2, 1964 г., с.208-213.

72. Физические величины. Справочник. Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. Москва, Энергоатомиздат, 1991.

73. Gray W. J. Constant stress irradiation-induced compressive creep of graphite at high fluences // Carbon, v. 11, 1973, p.383.