Содержание к диссертации
СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА 11 *>
КОНСТРУКЦИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ 14 %
ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА В , f<\db.^ ЭЛЕМЕНТАХ КЛАДОК РЕАКТОРОВ РБМК 21 ' ^
Техпроцесс и изменения в нем 23
Графит реакторов РБМК-1000 24
Неоднородность свойств 31
4 ИССЛЕДОВАНИЕ СТАРЕНИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ В ПРОЦЕССЕ
ЕЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ 35 ^
Процессы деградации кладки и их влияние на выполнение кладкой своих функций 35
Влияние технологии изготовления на характеристики процесса старения графита 41
5 ВОССТАНОВЛЕНИЕ ГАЗОВЫХ ЗАЗОРОВ 46.^
5.1 Причины и последствия исчерпания газовых зазоров 46
5.2 Разработка методики прогнозирования поэтапной реконструкции
ячеек 48
Методический подход к планированию ПЗТК 48
Описание методики прогноза газового зазора в системе "ТК-графитовая кладка" для 1-го энергоблока Смоленской АЭС 49
Обоснование выбора марки графита на нетрадиционном сырье для изготовления колец и втулок ТК 55
Осуществление реконструкции активных зон реакторов РБМК 61
6 РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА 63 Ч Н
Разработка алгоритма оценки ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки 67
Предельно-допустимые значения факторов определяющих ресурс
кладки 69
Критический флюенс нейтронного облучения графита и его прочность 70
Целостность графитовых блоков 75
Искривление графитовых колонн 77
Величина телескопического соединения трактов (ТСТ) 83
Выбор референтных ячеек 86
Разработка методики оценки остаточного ресурса кладки 92
Рекомендации по совершенствованию методики с учетом вариации исходных свойств графита 102
7 ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ
ГРАФИТОВЫХ КЛАДОК 107
Первый энергоблок Ленинградской АЭС 108
Второй энергоблок Ленинградской АЭС 112
Первый энергоблок Курской АЭС 119
Достижение критического флюенса 131
Величина телескопического соединения трактов 133
Искривление колонн 138
Сопоставление и приоритезация оценок ресурса кладки выполненных по отдельным параметрам, определяющим её состояние 140
7.4 Пятый энергоблок Курской АЭС 143
ВЫВОДЫ 146
ЛИТЕРАТУРА 148
jj^zJ^X- Ц?—-
"' 3
СПИСОК СОКРАЩЕНИИ
A3 - активная зона (ядерного реактора);
АЭС - атомная электрическая станция;
БЯ - базовая ячейка;
ВЗУ - внутризонные устройства;
ВРК - внутриреакторный контроль;
ГК - графитовая кладка;
ГБ - графитовый блок кладки;
ГЗ - газовый диаметральный зазор между наружным графитовым
кольцом и циркониевой трубой средней части ТК; ГР - графит реакторный, блочный; ГР-М - графит реакторный, блочный, модифицированный; ГРП-2 (ВПГ)- графит для колец твердого контакта; КИУМ- коэффициент использования установленной мощности; КО - расширенное комплексное обследование (контроль технического
состояния) графитовой кладки перед окончанием проектного
(назначенного) срока эксплуатации реактора. КСУЗ - канал системы управления и защиты; КТК - графитовые кольца твердого контакта; КуАЭС - Курская атомная станция; КЦТК - контроль целостности технологических каналов; ЛАЭС - Ленинградская атомная станция; МЗТК - массовая замена технологических каналов; НФХ - нейтронно-физические характеристики; ПЗТК - поэтапная замена технологических каналов; ПРИ - послереакторные исследования; ПСС - продление срока службы; ПС СУЗ - поглощающие стержни СУЗ; ПУГР - промышленный уран-графитовый реактор; РБМК - реактор большой мощности, канальный;
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина; САЭС - Смоленская атомная станция; СМЯ - средне-максимальная ячейка; СУЗ - система управления и защиты; ТВС - тепловыделяющая сборка; ТК - технологический (топливный) канал; ТСТ - телескопическое соединение трактов; ФСИ - фактор состава излучения.
Введение к работе
Одиннадцать энергоблоков АЭС с реакторами РБМК в настоящее время генерируют ежегодно «140 млрд. КВт-часов электроэнергии, что составляет около половины всей электроэнергии, производящейся на АЭС России.
Построенные в разное время (с 1973 по 1990 год), они имеют 30-летний назначенный срок службы.
В процессе эксплуатации энергоблоки подвергались постоянной модернизации, направленной на повышение их безопасности и надежности, в результате которой они отвечают современным требованиям, а их ресурс значительно превышает назначенный.
В связи с тем, что назначенный срок эксплуатации энергоблоков подходит к концу, задача его продления становится все более актуальной.
Графитовая кладка, выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтоспособным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.
Под действием нейтронного и гамма-излучения, а также температуры в процессе эксплуатации происходит старение графита, как материала, и всей графитовой кладки. Оно выражается в изменении геометрических характеристик блоков, а также механических и теплофизических свойств самого графита.
Актуальность работ по обоснованию возможности продления срока службы графитовой кладки обусловлена последовательным окончанием назначенного срока эксплуатации 11 энергоблоков и большим экономическим эффектом от продления.
Цель диссертационной работы и задачи, которые необходимо решить при её выполнении
Целью работы является продление срока службы графитовых кладок реакторов РБМК сверх назначенного проектом.
Для достижения этой цели в процессе выполнения работы были поставлены и решены следующие задачи:
- провести анализ особенности технологии изготовления графитовых блоков для реакторов РБМК разных энергоблоков и определить влияние этих особенностей на работоспособность блоков;
изучить процесс старения графита и графитовой кладки в процессе эксплуатации реакторов с учетом влияния вариации исходных свойств графита;
установить параметры состояния графитовой кладки и их критериальные значения для оценки её ресурса;
разработать алгоритмы прогнозирования изменения состояния графитовой кладки и методики прогнозирования поэтапной реконструкции;
разработать рекомендации по совершенствованию методики оценки ресурса
кладки с учетом вариации исходных свойств. лС* -^
Научная новизна выполненных исследований gi^V п) чОх*. \
Показано, что вариация исходных свойств графита приводит в процессе облучения к вариации уровня деградации свойств графита и скоростей деформации элементов графитовой кладки, определяющих её ресурс. В особенности это касается блоков с пониженной температурой графитации. \/?.&„4- 6-W..U ~~ЪЪ &Ый.-Ь~*\ .
Определены и обоснованы количественные критерии предельного состояния кладки (прочность, стрела прогиба, целостность блоков и величина ТСТ), основанные на обеспечении требований по выполнению кладкой своих проектных функций.
Предложен новый подход к оценке ресурса графитовой кладки, заключающийся в использовании отдельных «референтных» ячеек (колонн) и блоков для характеристики всей графитовой кладки.
Предложен алгоритм оценки остаточного ресурса кладки.
Предложен методический подход к оценке остаточного ресурса графитовой
кладки, учитывающий вариацию исходных свойств графита. ^
Показано, что дополнительная пропитка и повышение температуры графитации блоков до 2800 С не сказались на скорости их формоизменения.
Обосновано применение нового альтернативного графита ВПГ-КП на основе пекового кокса для изготовления графитовых колец и втулок каналов реактора РБМК.
Практическая значимость полученных результатов
Разработана методика оценки технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки. На базе этой методики обоснована возможность продления до 45 лет срока службы графитовых кладок 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской и 1-го энергоблока Курской АЭС.
В целом, накопленный опыт эксплуатации и продления срока службы графитовых кладок показал, что создание графита с радиационной стойкостью обеспечивающей срок его службы в течение 60-80 лет могло бы способствовать возрождению направления уран-графитовых реакторов и повышению его конкурентоспособности в мировой атомной энергетике.
Методика прогнозирования поэтапной реконструкции ячеек реакторов РБМК использовалась при проведении работ по ПЗТК на 8-ми энергоблоках с реакторами РБМК. (Акт внедрения концерна «Росэнергоатом» прилагается к диссертации).
Разработанные рекомендации использованы при технологической доработке на ОАО «ЧЭЗ» графита на альтернативном сырье - прокалённом пековом коксе, примененном для изготовления колец и втулок канала для реконструкции энергоблоков. (Акт внедрения ОАО «ЧЭЗ» прилагается к диссертации).
Положения, выносимые на защиту /а/лС >
Определение связи технологических факторов производств реакторного графита и его работоспособности в реакторах.
Прогнозирование поэтапной реконструкции топливных ячеек по критерию исчерпания газового зазора «ТК-кладка», позволившее избежать преждевременного растрескивания графитовых блоков и продлевать срок службы графитовой кладки в целом.
Методический подход к оценке остаточного ресурса графитовой кладки на основе введения количественных критериев её предельного состояния,
базирующихся на функциональных требованиях, в том числе: разработка алгоритма расчёта ресурса кладки, введение референтных графитовых ячеек и блоков, позволяющих выполнить детерминистское прогнозирование остаточного ресурса кладки и контролировать состояние кладки на реакторе.
Использование результатов диагностики состояния графитовых блоков для учета вариации исходных свойств графита при оценке остаточного ресурса кладки
Анализ внутриреакторного обследования кладки 1-го и 2-го энергоблоков ЛАЭС и 1-го энергоблока КуАЭС для обоснования продления их срока службы сверх назначенных 30 лет.
Количество публикаций по теме диссертации
Основное содержание диссертационной работы отражено в 31 печатной
работе, в том числе в двух руководящих документах отрасли, в 17 научных статьях,
9 докладах и в 3 патентах. "~~
Апробация диссертации
Основные положения и результаты работы доложены на:
четвёртой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 15-19 мая 1995 г.;
научно-практической конференции ЯО России в гг. Санкт-Петербург, Сосновый Бор 24-26 мая 1999 г.;
шестой Российской конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 11-15 сентября 2000 г.;
юбилейной международной научно-технической конференции в г. Москве /НИКИЭТ/ 27-28 мая 2002 г.;
седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 8-12 сентября 2003 г.;
четвёртой международной научно-технической конференции в г. Москве /ВНИИАЭС/16-17 июня 2004 г.;
встрече специалистов по графиту под эгидой МАГАТЭ состоявшейся в г.Басс, в Великобритании 24-27 сентября 1995 г.;
13-ой международной конференции по ядерной технике «IC0NE-13», проходившей 15-20 мая 2005 г. в Пекине, Китай.
Структура диссертации
Диссертация состоит из введения, 7 глав, выводов и списка используемой литературы. Материал изложен на 151 странице, включая 36 рисунков и 22 таблицы. Библиографический список включает 36 наименований. ... .л \
Личное участие диссертанта
Личный вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в
диссертацию, состоит в инициации работ, постановке задач, непосредственном
У участии в анализе связи свойств графита и его работоспособности, в разработке
методик (разработке общего алгоритма, количественных критериев, введении
«референтных ячеек») и проведении анализа результатов исследований состояния
графитовых кладок реакторов ЛАЭС и КуАЭС, а также во внедрении методик,
разработке рекомендаций по их совершенствованию и организации работ.
1 СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА
На заре разработки реакторов РБМК при выборе марки графита и технологии изготовления блоков проводились многочисленные исследования, в том числе по оценке влияния облучения на ресурсные характеристики.
Образцы графита облучались в исследовательских реакторах, а затем исследовались в "горячих" камерах в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова и в НИИАР.
Выбор марки графита для реактора РБМК был сделан на основе опыта использования аналогичного графита на промышленных реакторах, хотя при этом изменились конструкция и размеры блоков.
На тот момент каких либо научно-исследовательских работ, обосновывающих ресурс графита и тем более графитовой кладки в целом не было.
На базе обработки результатов исследований маломерных образцов, облучавшихся в реакторах MP, СМ-2 и БОР-60, в 1991 году коллективом специалистов НИКИЭТ, ИАЭ им. И.В.Курчатова и НИИГрафит был выпущен отчет "Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов" [1], обобщающий все имевшиеся данные по изменению свойств отечественных марок графитов под облучением и включающий раздел по оценке прочности графитового блока.
В начале 2000-ых годов, когда возникла реальная необходимость продления срока эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК, оказалось, что эти «Нормы...» не могут быть использованы непосредственно при оценке ресурса графитовых кладок по следующим основным причинам:
-приведенные в них критерии работоспособности графитовых элементов не были взаимоувязаны с выполнением кладкой своих проектных функций;
-зависимости изменения свойств и размеров образцов под облучением
базируются на их средних исходных значениях, без учета влияния имевшегося в
реальности разброса, связанного с особенностями технологического процесса
изготовления реакторного графита;
-значения получаемого с их помощью критического флюенса нейтронов не учитывают разницы в факторе состава излучения (ФСИ) в реакторе РБМК и в реакторах, в которых облучались образцы, в связи с чем они получались чрезмерно заниженными [2];
-они (Нормы) не могли рассматриваться как действительно нормативный документ, поскольку не были согласованы регулирующими органами.
Таким образом, несмотря на несомненную ценность этой работы, приведенные в ней данные при оценке ресурса кладок могут рассматриваться только как вспомогательный материал иллюстрирующий потенциальные тенденции изменения свойств графита и размеров образцов.
После издания норм и правил НП-017-2000 [3], требующих наличия оформленных в установленном порядке методик для обоснования ресурса невосстанавливаемого оборудования реактора, под руководством и при участии автора началась разработка методики оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК.
Решение задачи разработки и совершенствования методической базы обоснования ресурса графитовых кладок РБМ-К ведётся в рамках отраслевой целевой программы «Обоснование предельно достижимого срока эксплуатации графитовых кладок РБМК-1000» 4.85 П, утверждённой Первым заместителем министра атомной энергии РФ Рябевым Л. Д. 30 апреля 1998 года, инициатором и основным разработчиком которой был автор. Она охватывает весь диапазон направлений работ, включая разработку обосновывающих материалов для головных энергоблоков
В качестве таковых взяты 1-ые энергоблоки Ленинградской и Курской атомных станций. Выбор двух энергоблоков обусловлен в основном различием в заводах-поставщиках графитовых блоков. Отработка на головных энергоблоках методических подходов позволит существенно упростить процедуру обоснования ресурса для остальных энергоблоков.
На отмеченных энергоблоках при участии автора первыми начали выполняться исследования в обоснование ПСС графитовых кладок сверх назначенных 30 лет.
В настоящее время 5-ый энергоблок Курской АЭС готовится к пуску.
Конструкция его графитовой кладки, по сравнению с предшествующими энергоблоками, была существенно усовершенствована, однако срок эксплуатации энергоблока до настоящего времени окончательно не определен.
Применение разработанной методологии оценки ресурса графитовой кладки позволило автору рассмотреть возможность увеличения её срока службы до 50 лет.
Начиная с 1989 года, на энергоблоках с реакторами РБМК проводится реконструкция ячеек из-за исчерпания в них диаметральных зазоров между топливными каналами и графитовыми блоками. Длительная эксплуатация графитовых блоков в контакте с каналом может привести к преждевременному растрескиванию блоков и сокращению ресурса графитовой кладки, поэтому такая ситуация является не допустимой.
Реконструкция заключается в замене старых каналов на новые, расточке (калибровке) отверстий графитовых блоков до значения диаметра близкого к проектному и увеличении зацепления в телескопическом соединении верхних трактов.
На первых трех энергоблоках эта работа была выполнена единовременно для всех ячеек. В дальнейшем из-за изменения в стране экономической ситуации потребовалось разбить ее на каждом энергоблоке на этапы. Одновременно возникла проблема изготовления графитовых колец и втулок для новых каналов. Из-за окончания производства кокса КНПС потребовалось проведение исследований возможности использования альтернативных графитов на основе пекового и сланцевого коксов.
При проведении поэтапной реконструкции определение объемов работ на каждом этапе и допустимых сроков эксплуатации реактора между ними является научно-технической задачей связанной с безопасностью работы энергоблока и его экономическими показателями. Ее решение потребовало разработки специальной методики оценки и прогнозирования состояния ячеек реактора базирующейся на анализе результатов измерения параметров радиационно-термической ползучести графитовых блоков и циркониевых топливных каналов.
2 КОНСТРУКЦИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ
Графитовая кладка используется в реакторе в качестве замедлителя и отражателя нейтронов, а также как кожух для внутриреакторных устройств. Ресурс кладки определяется ее способностью выполнять возложенные на нее функции.
Графитовая кладка монтируется внутри реакторного пространства на нижней металлоконструкции (рис.2.1). Она представляет собой вертикальный цилиндр, собранный из 2488 отдельных колонн (поперечный разрез кладки представлен на рис. 2.2).
Каждая графитовая колонна, состоящая из 14 блоков, установлена на стальной опорной плите (Сб. 18), которая, в свою очередь, опирается на "стакан", приваренный к верхней плите нижней металлоконструкции (Сх."ОР"). В верхней части закрепление и центрирование колонн по трубам-трактам, вваренным в верхнюю металлоконструкцию (Сх."Е"), осуществляется с помощью защитных плит и соединительных патрубков, образующих так называемое телескопическое соединение трактов (ТСТ) (см. рис. 2.3). Защитные и опорные плиты, в основном, идентичны по конструкции. Изготовленные из стали, они, кроме выполнения функций промежуточных элементов крепления колонн, обеспечивают тепловую защиту плит верхней и нижней металлоконструкции и являются частью биологической защиты реактора.
На опорных стаканах шайбами крепится диафрагма, назначение которой, во-первых, создать сопротивление потоку гелиево-азотной смеси, подаваемой через нижнюю металлоконструкцию, в целях направления его через отверстия в опорных стаканах в зазор между каналами и блоками кладки и, во-вторых, уменьшить теплопередачу излучением от опорных плит к верхней плите нижней металлоконструкции. Диафрагма выполнена в виде отдельных листов из нержавеющей стали 08Х18Н10Т толщиной 5 мм. Зазор между диафрагмой и внутренней поверхностью кожуха кладки закрывается кольцом.
Крепление графитовой кладки от перемещений в радиальном направлении осуществляется штангами, расположенными в периферийных колоннах бокового отражателя. Внизу штанга приварена к опорному стакану, а вверху подвижно соединена с трубой тракта, вваренной в нижнюю плиту схемы "Е". Верхнее соединение обеспечивает свободу температурным перемещениям штанги. В штангу устанавливается канал охлаждения отражателя (см. рис.2.4). Изготовляется она из трубы наружным диаметром 110 и толщиной стенки 5 мм. Материал - сталь 08Х18Н10Т.
Графитовый блок (рис. 2.5) имеет форму параллелепипеда сечением 250x250 мм и высотой 200, 300, 500 и 600 мм. Основными являются блоки высотой 600 мм, а укороченные устанавливаются только в верхнем и нижнем торцевых отражателях для смещения стыков блоков соседних колонн по высоте реактора. По оси блоков имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в колоннах тракты для размещения топливных каналов и каналов СУЗ. Центральные части каналов изготовлены из сплава циркония с 2,5% ниобия. Для улучшения теплопередачи от графитовых блоков к каналам на последние надеты графитовые кольца и втулки (см. рис. 2.3). В отверстиях колонн бокового отражателя вместо каналов установлены графитовые стержни.
Толщина торцевого отражателя 500 мм, а бокового - в среднем 1000 мм. Масса кладки около 1760 т.
Для изготовления блоков применяется графит марки ГР-280. Технические требования к изготовлению блоков и стержней содержатся в ТУ 48-20-83-76
[4].
Графитовые кольца и втулки изготавливаются из графита марки ГРП-2 (ВПГ) по
ТУ48-20-49-90 [5].
Рисунок 2.1 - Продольный разрез графитовой кладки
І- колонна технолоппеското канала І- оіверспіе под температурный канал
|- колонна бокового отражателя колонна канала охлаждения отражателя
колонна канала органов регулирования
отверстие под канал отбора проб raja
Рисунок 2.2 - Поперечный разрез графитовой кладки
t V
г—
На первой очереди ЛАЭС
На остальных энергоблоках
Верхний тракт
Величина ТСТ
Топливный канал
Фланец в сборе
Верхняя защитная плита
Верхняя опорная металлоконструкция
Рисунок 2.3 - Ячейка с телескопическим соединением трактов (ТСТ)
Рисунок 2.4 - Схема фрагмента конструкции графитовой кладки (колонна для топливных и специальных каналов, три колонны отражателя, одна колонна для канала охлаждения
отражателя):
1- диафрагма; 2- опорный стакан; 3- стальная опорная плита; 4- графитовый блок; 5-
графитовый стержень; 6- верхний защитный стальной блок; 7- фланец в сборе; 8- тракт
топливного/специального канала; 9- тракт канала охлаждения отражателя; 10- кожух РП (схема
"КЖ"); 11- тепловые экраны; 12- верхняя плита схемы "ОР"; 13- нижняя плита схемы "Е".
Ф190
Рисунок 2.5 - Графитовый блок
3 ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА В ЭЛЕМЕНТАХ КЛАДОК РЕАКТОРОВ РБМК
В нашей стране был разработан и освоен выпуск кокса нефтяного пиролизного
специального (КНПС) с уникальной структурой, не имеющей аналогов в мире. На
основе прокаленного кокса КНПС (наполнитель) и среднетемпературного
каменноугольного пека (связующее) по классической электродной технологии в 1945
году создан и выпущен в массовом объёме малоанизотропный среднезернистый
реакторный графит. Из этого графита марки ГР были изготовлены блоки различных
типоразмеров для промышленных (ПУГР) и энергетических (БАЭС, РБМ-К)
реакторов [ 6 ]. V^ - %М&
Увеличение температуры графитации заготовок не сказывается на их свойствах, тогда
Реакторный графит получают по следующей технологической схеме: сухую шихту смешивают со связующим, формуют методом щродавливания заготовки нужного профиля, обжигают при ҐО0О^_- 1200С и графитируют с газовой рафинировкой при 2300 - 2400 С. Цри^жм свойства материала стабилизируются.
сяна
как материал с пониженной температурой графитации (далее называемый «недографитированным») будет обладать низкими показателями кристаллической структуры и теплопроводности, следовательно, и худшей работоспособностью.
Техническими условиями ТУ 48-20-83-76 на изделия графитовые (блоки, стержни) для аппарата РБМ-К предусмотрены следующие требования к качеству графита:
Характеристика Показатель
Предел прочности, МПа (не менее):
при сжатии 30
при изгибе 6
при растяжении 5
Плотность, г/см (не менее) 1,65
Удельное электросопротивление, мкОм-м (не более) 14 Показатель физической оценки, миллибарн (не более) 3,68
Зольность, % (не более) 0,04
Сплошному контролю подвергались блоки: по внешнему виду, в соответствии с альбомом эталонов, по плотности, удельному электросопротивлению, показателю физоценки. Прочность контролировалась выборочно по 5% блоков от каждой кампании графитации (около 400 шт.).
В течение всего производства графитовых блоков приведенные показатели качества практически не менялись. Изменения состояли только в:
1. изменении ГОСТа на спецнефтекокс (в 1982г.); ^ ,^,аА4~- *
расширении приемо - сдаточных условий (в 1986г.);
дополнении альбома эталонов поверхностных дефектов;
введении инспекции Госатомэнергонадзора (в 1987г.).
Следует отметить, что перечисленные показатели ТУ не определяют такую важнейшую эксплуатационную характеристику, как радиационная размерная стабильность (формоизменение), обуславливающую деформацию как отдельных графитовых блоков, так и кладки в целом. О ней, как известно, можно судить по ненормируемым показателям: коэффициенту теплового расширения и степени совершенства кристаллической структуры. С последней, в силу имеющейся связи, коррелирует удельное электросопротивление.
