Формирование структуры гидридов в процессе сухого хранения ОЯТ в зависимости от эксплуатационных факторов и ее влияние на механические характеристики оболочек твэлов реакторов ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Курский Руслан Александрович

• Курский Руслан Александрович
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Курский Руслан Александрович

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

1. Формирование структуры гидридов в процессе сухого хранения ОЯТ и её влияние на механические свойства

1.1 Хранение ОЯТ

1.1.1 Проблема накопления и хранения ОЯТ в России и мире

1.1.2 Виды хранения ОЯТ. Основные преимущества и недостатки

1.2 Влияние водорода на ресурс оболочек твэлов из циркониевых сплавов при эксплуатации в реакторе и во время сухого хранения ОЯТ

1.2.1 Материалы оболочек твэлов реакторов на тепловых нейтронах

1.2.2 Образование водорода и оксидной пленки

1.2.3 Радиационно-индуцированная структура материалов оболочек твэлов в процессе эксплуатации

1.2.4 Растворимость водорода в циркониевых сплавах

1.2.5 Водород в оболочках твэлов в исходном состоянии и после эксплуатации

1.2.6 Факторы, определяющие диффузию водорода в оболочке

1.3 Параметры хранения ОЯТ и их влияние на структуру гидридов в сплавах циркония

1.3.1 Температура оболочки во время сухого хранения

1.3.2 Зависимость окружных напряжений в оболочке от особенностей эксплуатации

1.4 Формирование структуры гидридов в процессе сухого хранения

1.4.1 Фазовый состав гидридов

1.4.2 Морфология гидридов

1.4.3 Формирование радиальной структуры гидридов

1.4.4 Пороговые напряжения

1.4.5 Эффект памяти

1.5 Механизм переориентации гидридов

1.6 Методы оценки параметров структуры гидридов

1.7 Температура вязко-хрупкого перехода

1.8 Заключение по главе

2. Материалы и методы

2.1 Материалы

2.2 Методы подготовки образцов и методы исследований

2.2.1 Наводороживание необлученных образцов

2.2.2 Изготовление образцов и проведение ТМИ

2.2.3 Режимы ТМИ

2.2.4 Измерение содержания водорода

2.2.5 Оценка прочностных и пластических характеристик кольцевых образцов

2.2.6 Микроструктурные исследования методами ПЭМ и РЭМ

2.2.7 Методика оценки структуры гидридов

2.2.8 Усовершенствование методов оценки структуры гидридов

3. Изменение структурных параметров гидридов и их влияние на механические свойства оболочек твэлов из сплава Э110 в условиях сухого хранения

3.1 Исследование оболочек из сплава Э110 в исходном (необлученном) состоянии

3.1.1 Влияние различных факторов на ориентацию гидридов

3.1.2 Микроструктурные исследования необлученных образцов методами электронной микроскопии

3.1.3 Механические испытания необлученных образцов после ТМИ

Заключение по разделу

3.2 Исследование оболочек из сплава Э110 в облученном состоянии

3.2.1 Содержание водорода и толщина оксидной пленки

3.2.2 Микроструктурные исследования облученных образцов методами электронной микроскопии

3.2.3 Механические свойства в облученном состоянии

3.2.4 Методика оценки структуры гидридов

Заключение по разделу

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЭС - атомная электростанция ВВЭР - водо-водяные энергетические реакторы ГПД - газообразные продукты деления ГХК - горно-химический комбинат

ГЦК - гранецентрированная кубическая

ГЦТ - гранецентрированная тетрагональная

ДСК - дифференциальная сканирующая калориметрия

ЗГР - замедленное гидридное растрескивание ЗЯТЦ - замкнутый ядерный топливный цикл

ИП - испытания на ползучесть

МА - минорные актиниды МКЭ - метод конечных элементов

ОТВС - отработавшие тепловыделяющие сборки ОЯТ - отработавшее ядерное топливо ПД - продукты деления

ПЭМ - просвечивающая электронная микроскопия

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности канальный

РЭМ - растровая электронная микроскопия

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТМИ - термомеханические испытания

ЯТЦ - ядерный топливный цикл

BWR - Boiling water reactor

DBTT - ductile to brittle transition temperature

TSSD - Terminal solid solubility for dissolution

TSSP - Terminal solid solubility for precipitation

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Формирование структуры гидридов в процессе сухого хранения ОЯТ в зависимости от эксплуатационных факторов и ее влияние на механические характеристики оболочек твэлов реакторов ВВЭР»

Актуальность работы

В настоящее время существующих мощностей по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов типа ВВЭР недостаточно для хранения текущих поступлений вновь выгруженного, а также переработки уже имеющегося топлива. Чтобы решить проблему хранения огромного количества ОЯТ, накопленного в России, и для повышения привлекательности российских проектов за рубежом, было принято решение о разработке технологии "сухого хранения", широко применяемой в других странах. Данная технология сочетает в себе ряд преимуществ по сравнению с существующей технологией "мокрого" хранения в плане безопасности и экономической эффективности.

Для внедрения технологии "сухого хранения" на территории РФ, а также для поддержания конкурентоспособности отечественного топлива на мировом рынке атомной энергетики необходимо обосновать условия, при которых ядерное топливо отечественного производства сможет безопасно храниться в сухих хранилищах в течение длительного времени. Ключевыми требованиями при обеспечении ядерной безопасности в процессе транспортировки и хранения ОЯТ являются гарантия сохранности топлива в хранилище и непопадание продуктов деления (ПД) в окружающую среду. Одним из основных барьеров, препятствующим распространению ПД для топлива реакторов ВВЭР-1000, является оболочка твэлов, изготовленная из отечественного сплава Э110 на основе циркония.

Основной причиной, способной привести к деградации свойств оболочек твэлов из циркониевых сплавов во время сухого хранения, является гидридное охрупчивание, обусловленное физическими процессами, связанными с накоплением водорода и образованием гидридов. Для обоснования режимов безопасного сухого хранения ОЯТ необходимо прогнозировать структуру гидридов и её влияние на изменение механических свойств оболочечного материала в зависимости от истории эксплуатации и характеристик

последующего длительного хранения в широком диапазоне варьируемых параметров.

В данной диссертационной работе проведены исследования эволюции структуры гидридов в образцах оболочек твэлов в облученном и исходном состояниях в условиях, имитирующих режимы сухого хранения, с варьированием в широком диапазоне различных параметров испытаний (температура, время выдержки, содержание водорода, напряжения, термоциклирование), а также проведена качественная оценка изменения механических свойств в зависимости от структуры гидридов. Полученные результаты позволят определить безопасные режимы сухого хранения ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, а также описать поведение свойств материала оболочек твэлов из сплава Э110 в зависимости от истории эксплуатации и условий хранения и послужат основой для валидации физико-математической модели переориентации гидридов, заложенной в основу разрабатываемого в данный момент термомеханического кода улучшенной оценки для обоснования сухого хранения ОТВС ВВЭР.

Цели и задачи исследования

Целью исследования является выявление закономерностей влияния структуры гидридов в оболочках твэлов из сплава Э110, сформировавшейся в условиях эксплуатации и последующего сухого хранения, на изменение механических свойств и создание базы экспериментальных данных для прогнозирования поведения оболочечного материала в процессе всего цикла хранения.

Для достижения цели были поставлены следующие задачи:

1. Проведение термомеханических испытаний, имитирующих условия сухого хранения ОЯТ ВВЭР-1000 в широком диапазоне варьируемых параметров, на необлученных и облученных образцах оболочек твэлов из сплава Э110.

2. Получение и анализ базы экспериментальных данных для определения закономерностей влияния параметров термомеханических испытаний, имитирующих условия сухого хранения, на формирование структуры гидридов.

3. Проведение комплексной оценки параметров структуры гидридов и выбор наиболее значимых критериев, наилучшим образом коррелирующих с механическими характеристиками.

4. Определение пороговых напряжений переориентации гидридов.

5. Выявление основных тенденций влияния структурных параметров гидридов на механические характеристики оболочек твэлов из сплава Э110 при различных условиях эксплуатации и хранения.

Научная новизна

• Впервые проведено комплексное исследование эволюции структуры гидридов облученного и необлученного сплава Э110 на различных этапах эксплуатации твэла, в том числе после испытаний, имитирующих условия сухого хранения в широком диапазоне варьируемых параметров, а также выявлены параметры, оказывающие влияние на формирование структуры радиально-ориентированных гидридов в процессе сухого хранения.

• Впервые определены критические значения параметров радиально-ориентированной микроструктуры гидридов, формирование которой приводит к снижению механических характеристик оболочек твэлов из сплава Э110.

• Установлено наличие ненулевой пластичности при комнатной температуре для облученных образцов из сплава Э110, испытанных при консервативных (закритических) режимах.

• Впервые использован программный код для оценки структуры гидридов в сплаве Э110 и определены метрики, наилучшим образом коррелирующие с пластическими свойствами.

Практическая значимость

• Выявленные закономерности формирования структуры гидридов в зависимости от различных эксплуатационных факторов и параметров хранения позволяют обосновать возможность безопасного использования сухого хранения ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на длительный срок.

• Определены критические условия (такие как температура и окружные напряжения), при которых сохраняются пластические свойства оболочечного материала Э110, позволяющие обосновать температурные режимы в хранилище и выбор конструкционных материалов как для транспортных контейнеров, так и для контейнеров, предназначенных для длительного хранения.

• Экспериментальная база данных, сформированная в результате комплексных исследований, проведенных в рамках программы «Разработка и обоснование безопасности применения ядерного топлива для реакторных установок проекта АЭС 2006: экспериментальные и расчетно-теоретические исследования для обоснования сухого хранения ТВС новых типов», принятой АО «ТВЭЛ» для обоснования безопасного длительного (50-100 лет) сухого хранения ОТВС ВВЭР и ОТВС КВАДРАТ российского производства, послужила основой для верификации одного из модулей расчётного комплекса РТОП-СХ.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

1. Основные закономерности эволюции структуры гидридов в условиях сухого хранения ОЯТ в широком диапазоне параметров в облученном и необлученном состояниях.

2. Методика оценки структурных параметров гидридов.

3. Определение на основании полученной экспериментальной базы данных наиболее значимых факторов, влияющих на формирование радиальной структуры гидридов.

4. Оценка пороговых напряжений формирования структуры радиально ориентированных гидридов.

5. Оценка механических свойств оболочек твэлов в зависимости от параметров структуры гидридов и истории эксплуатации.

Личный вклад автора 1. Автор лично участвовал во всех этапах подготовки и проведения термомеханических испытаний облученных и необлученных образцов.

2. Автор лично участвовал во всех этапах исследований структуры гидридов, расчётах структурных параметров и анализе полученных результатов.

3. Автор лично выполнил статистический анализ полученной базы данных по механическим характеристикам и определил степень их корреляции со структурой гидридов.

4. Автор лично выполнил определение критичных структурных параметров гидридов для сплава Э110 с использованием методики автоматического расчёта.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 3 глав, заключения и списка литературы из 127 наименований, содержит 154 страницы, 14 таблиц и 65 рисунков. Список работ, опубликованных по теме диссертации: Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Factors influencing reorientation of hydrides in unirradiated cladding tubes from E110 alloy under conditions of long-term dry storage of SNF / R. A. Kurskiy, A. V. Rozhkov, O. O. Zabusov, A. B. Gaiduchenko, A. S. Bragina D. A. Maltsev, D. V. Safonov, and A. A. Shishkin // Physics of Atomic Nuclei - 2021. - Vol. 84, No. 10, pp. 1665-1671. DOI: 10.1134/S1063778821100203.

2. Reorientation of hydrides in unirradiated clad tubes made of alloy E110 under conditions simulating long-term dry storage of spent nuclear fuel / R.A. Kurskiy, D. V. Safonov, A. V. Rozhkov, O. O. Zabusov, A.S. Frolov, E.A. Kuleshova, A. B. Gaiduchenko, A. S. Bragin, D. A. Maltsev, E.A. Vasilieva, M.A. Skundin // Physics of Metals and Metallography - 2021.- Vol. 122, No.9 pp.861-868. DOI:10.1134/S0031918X21090076.

3. Влияние термомеханического воздействия на структуру гидридов в облученных оболочечных трубах из сплава Э110 в условиях длительного «сухого» хранения отработавшего ядерного топлива / Р. А. Курский, А. В. Рожков, О. О. Забусов, Д. А. Мальцев, М. А. Скундин, А. П. Бандура, Е. А. Васильева, А. А. Шишкин // Вопросы материаловедения.- 2022.- № 1(109). c.199-214. DOI: 10.22349/1994-6716-2022-109-1-00-00.

4. Эволюция структуры гидридов в облученном сплаве Э110 при термомеханических испытаниях, имитирующих закритические (предельные) режимы сухого хранения / Р.А. Курский, Д.В. Сафонов, О.О. Забусов, А.С. Фролов, Д.А. Мальцев, А.В. Рожков, А.А. Шишкин // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2023. - № 1. - С. 108-120. DOI: 10.26583/npe.2023.1.09.

Тезисы докладов, опубликованные в сборниках трудов конференций:

5. Влияние условий длительного послереакторного хранения на структуру гидридов и механические характеристики образцов оболочечных труб, изготовленных из сплава Э110 / Е.А. Кулешова, Р.А. Курский, О.О. Забусов и др., // Тезисы докладов Х всероссийской молодежной конференции «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения». Димитровград, 17-18 марта 2021- Димитровград: ГНЦ НИИАР,2021.- С.64.

6. The effect of hydride formation and reorientation on mechanical properties of E110 cladding tubes under dry storage conditions of spent nuclear fuel/ R.A.Kurskiy, D.V.Safonov, O.O.Zabusov, A.V. Rozhkov // Тезисы докладов 7-ой международной конференции и 14-ой международной школы молодых учёных и специалистов имени А.А. Курдюмова «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». Гатчина, 22-28 августа 2021 г.- , Гатчина: НИЦ «Курчатовский институт» - ПИЯФ, 2021. - С.23-25.

7. Эволюция структуры гидридов в процессе сухого хранения отработавшего ядерного топлива и её влияние на механические свойства материалов оболочек твэлов реактора ВВЭР-1000/ Р.А. Курский, О.О. Забусов, Д.А. Мальцев, Д.В. Сафонов // Тезисы докладов молодежной научно-практической конференции «Материалы и технологии в атомной энергетике». Москва, 22-23.06.2022.-Москва: АО «ВНИИНМ», 2022 - С. 28-30.

8. Влияние термомеханических испытаний, имитирующих условия сухого хранения ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, на переориентацию гидридов в оболочках сплава Э110 / Р.А. Курский, О.О. Забусов, Д.В. Сафонов, А.В. Рожков // Тезисы докладов молодежной научно-практической конференции «Материалы и

технологии в атомной энергетике». Москва, 22-23.06.2021.- Москва: АО «ВНИИНМ», 2022 - С. 89.

9. Формирование структуры гидридов в оболочках твэлов в условиях сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) / Р.А. Курский, О.О. Забусов, А.В. Рожков // Сборник тезисов Пятнадцатой Международной Школы молодых ученых и специалистов им. А. А. Курдюмова «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами. IHISM'22 Junior», Саров, 03-09.07.22.- Саров, ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2022 - С.133.

10. Структурные изменения в оболочках твэлов из сплава Э110 в процессе длительного сухого хранения / Р.А. Курский, О.О. Забусов, Д.В. Сафонов // Сборник трудов XI-ой Евразийской научно-практической конференции «Прочность неоднородных структур» - ПРОСТ 2023. 18-20 апреля 2023 года. -Москва, НИТУ МИСИС. - М.: ООО «Студио-Принт», 2023. - С.

1. Формирование структуры гидридов в процессе сухого хранения ОЯТ и её

влияние на механические свойства

1.1 Хранение ОЯТ 1.1.1 Проблема накопления и хранения ОЯТ в России и мире

Хранение ОЯТ является необходимым этапом ядерного топливного цикла АЭС. После эксплуатации внутри активной зоны реактора ядерное топливо направляется в приреакторные бассейны выдержки, где происходит интенсивный теплосъём остаточного тепловыделения (до 2-10 кВт на ОТВС) и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов [3]. Минимальное время хранения ОЯТ определяется типом ТВС и для отечественных реакторов устанавливается отраслевым стандартом ОТВС ОСТ 95745 [1]. Для ОЯТ ВВЭР это время, как правило, составляет 3 года, для ОЯТ РБМК около 1 года [3]. Дальнейшая судьба ОЯТ определяется уровнем развития технологий переработки и хранения, а также политическими соображениями внутри страны, использующей атомную энергетику.

Проблема накопления ОЯТ и РАО становится всё более актуальной для мировой ядерной энергетики. С момента запуска первого энергетического реактора и до настоящего времени в мире суммарно было выгружено более 400 тыс. тонн ОЯТ и темпы его накопления неуклонно растут [7]. Около трети от этого объёма было направлено на переработку, но только часть выделенного Ри и регенерированного и повторно используются для производства свежего ядерного топлива, а минорные актиниды (МА) и ПД направляются в пункты временного хранения.

По большому счёту, существует два пути обращения с ОЯТ: переработка, используемая в странах, нацеленных на замыкание ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), и хранение (окончательное захоронение) в странах с открытым ядерным топливным циклом [7,8]. Такие страны как Франция, Китай, Япония и Россия

приняли стратегию по переработке и рециклированию ядерного топлива. В России функционирует перерабатывающий завод РТ-1 400 т/год на площадке ФГУП «ПО «Маяк», где перерабатывается топливо ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600, а также планируется ввод в эксплуатацию завода на территории ФГУП «ГХК» мощностью 500 т/год [2]. Германия и США изменили свою политику с переработки и рециклирования на прямое захоронение и в настоящее время планируют окончательное захоронения ОЯТ.

Однако задержка ввода в эксплуатацию перерабатывающих заводов, отказ некоторых стран от переработки и отсутствие лицензированных объектов окончательного захоронения ОЯТ привели к увеличению сроков и объёмов его хранения.

Вне зависимости от способа обращения с ОЯТ необходимо обеспечить безопасное хранение отработавшего топлива в течение некоторого периода времени. Срок хранения будет непосредственно зависеть от принятой стратегии и составлять от нескольких месяцев до нескольких десятилетий [9].

1.1.2 Виды хранения ОЯТ. Основные преимущества и недостатки.

Основными требованиями, предъявляемыми ко всем типам хранилищ, являются [10]:

- обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортно-технологических операций с отработавшим топливом, в том числе, подкритичности отработавшего топлива при нормальных и аварийных режимах эксплуатации;

- обеспечение радиационной безопасности персонала и защита окружающей среды;

- температура топлива не должна превышать установленные пределы для исключения деградации его свойств;

- контроль отвода остаточного тепловыделения, гарантия целостности топливной оболочки и сохранности топлива в хранилище с учётом воздействия коррозии среды хранения.

На данный момент в мире существует две технологии временного хранения: мокрое и сухое. Мокрые хранилища, в основном, находятся непосредственно на территории энергоблоков и представляют собой огромные бассейны, облицованные нержавеющей сталью и заполненные деонизированной или борированной водой [10] с возможностью хранения на 30 и более лет [11]. Вместимость бассейнов выдержки может варьироваться от нескольких десятков ОТВС, заканчивая объёмом, достаточным для хранения значительного количества ОТВС за весь срок службы реактора [12]. Топливо в них хранится либо на дне бассейна, либо подвешено на металлическом перекрытии.

Данная технология хранения имеет опыт использования более 60 лет и получила наибольшее распространение во всем мире. Преимуществами мокрого хранения являются интенсивный теплосъём, обеспечение биологической защиты при хранении и перегрузке ОЯТ, а также возможность визуального контроля состояния ОТВС [10]. К недостаткам можно отнести охлаждение путём принудительной циркуляции, что, в свою очередь, требует дополнительных источников электроэнергии, а также наличия аварийной системы электропитания на случай обесточивания.

Сухое хранение ОЯТ является альтернативой "мокрой" технологии, однако из-за высокой активности и мощного остаточного тепловыделения сразу после выгрузки из реактора свежевыгруженное ОЯТ помещается в приреакторные бассейны выдержки, где происходит распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов и интенсивный теплосъем в течение нескольких месяцев [2]. Сухое хранение имеет ряд преимуществ по сравнению с мокрым [2]:

- меньшая степень деградация свойств оболочечных материалов в условиях хранения в среде инертного газа;

- пассивный способ отвода тепла за счет естественной конвекции (ввиду отсутствия принудительных систем охлаждения хранилище не пострадает в случае обесточивания);

- простота обслуживания хранилищ и низкие эксплуатационные затраты (расчеты показывают, что себестоимость урана при сухом камерном хранении на ГХК до 5 раз ниже по сравнению с мокрым хранением [1]) ;

- возможность модульного внедрения сухих хранилищ (снижение единовременных капитальных затрат).

Существует несколько типов сухого хранения ОЯТ [3]: контейнерное, камерное и типа железобетонный массив. Последний вариант хранения, предложенный ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ» [2], обладает рядом преимуществ с точки зрению безопасности, но проигрывает по экономической эффективности двум другим системам хранения. Разработанный вариант модульного хранения для ОТВС реакторов САМОи предполагает размещение корзин с ОТВС в цилиндрических трубах из углеродистой стали, расположенных в монолитной бетонной структуре [2].

Принцип камерного хранения довольно прост - это хранение ОТВС в стальных пеналах, заполненных воздухом или инертным газом [13], в больших бетонных камерах с принудительным или естественным охлаждением. Контейнерное хранение используется почти во всех странах, эксплуатирующих АЭС. Наибольший опыт накоплен в США, где к разработке технологии сухого контейнерного хранения приступили еще в 70-х годах прошлого века, а с 1985 года технология применяется в промышленных масштабах [14]. Данная система хранения выполняет следующие задачи: хранение радиоактивных веществ, подавление ионизирующего излучения, воздействующего на окружающую среду, отвод остаточного тепловыделения, обеспечение подкритичности системы. Распространенность данного типа хранения во многом обусловлена возможностью их размещения непосредственно на АЭС, низкими капитальными затратами на строительство контейнерного хранилища, а также возможностью поэтапного ввода в эксплуатацию.

1.2 Влияние водорода на ресурс оболочек твэлов из циркониевых сплавов при эксплуатации в реакторе и во время сухого хранения ОЯТ

Как было упомянуто раннее, технология сухого хранения обладает рядом преимуществ, таких как безопасность и экономическая эффективность, которые значительно повышают конкурентоспособность АЭС, использующих на этапе временного хранения данную технологию. На современном уровне развития сухое хранение позволяет отсрочить решение вопроса о переработке или об окончательном захоронении ОЯТ более чем на 100 лет [4].

Одной из основных причин, способной привести к резкой деградации свойств циркониевых оболочечных материалов и разгерметизации твэлов в процессе хранения в случае нештатной ситуации (например, падение твэла с высоты) является гидридное охрупчивание, вызванное формированием радиальной структуры гидридов в процессе длительного охлаждения ОЯТ [5, 6,15-17]. Ключевыми факторами, оказывающими влияние на переориентацию гидридов, являются окружные напряжения, содержание водорода и максимальная температура оболочки. Помимо этого, немаловажным является химический состав оболочечного материала, который определяет не только кинетику накопления водорода, но и его общее содержание в сплаве.

В связи с этим далее будет рассмотрен процесс формирования и трансформации структуры гидридов и её влияние на механические свойства оболочек циркониевых сплавов, а также факторы, в наибольшей степени влияющие на формирование неблагоприятной структуры гидридов.

1.2.1 Материалы оболочек твэлов реакторов на тепловых нейтронах

Одним из основных барьеров на пути распространения ПД в окружающую среду является оболочка твэлов. Она работает в сложных условиях при одновременном воздействии температуры, облучения, коррозионной среды и механических напряжений, возникающих как за счет давления теплоносителя, так и за счет распухания топлива [18]. Снаружи оболочки подвергаются коррозии при

контакте с теплоносителем, имеющим температуру до 320 °С (для ВВЭР-1000)

[19], а изнутри - коррозии под действием влаги, водорода, фтора, йода, цезия и других элементов, выделяющихся из топлива при работе тепловыделяющих элементов. Помимо этого при высоких выгораниях оболочки испытывают механические напряжения от расширяющихся со временем топливных таблеток

[20].

Циркониевые сплавы широко используются в атомной промышленности в качестве материала оболочек тепловыделяющих элементов в реакторах на тепловых нейтронах. Это обусловлено удовлетворительными механическими и коррозионными свойствами циркониевых сплавов в режимах работы реактора, в сочетании с низким сечением захвата тепловых нейтронов. В отечественных реакторах типа ВВЭР и РБМК получили распространение сплавы на основе системы 7г-ЫЬ (Э110), а в зарубежных реакторах типа PWR и BWR — сплавы на основе системы ^гу-2, Zry-4), а также сплав М5 (по химическому составу

близок к Э110). Кроме этого также внедряются сплавы системы 2г-ЫЪ^п ^г^, Э635), сочетающие преимущества систем легирования 7г-ЫЬ и и

проводится оптимизация состава сплавов с целью улучшения эксплуатационных свойств твэлов и повышения достижимых глубин выгорания [21].

Оболочечные трубы реакторов ВВЭР являются важнейшим компонентом активной зоны реактора, который должен обеспечивать механическую прочность и размерную стабильность конструкции, а также не допустить попадание ядерного топлива и продуктов его деления в теплоноситель [18]. При этом толщина оболочки не превышает несколько сотен микрометров в виду необходимости поддержания нейтронно-физического баланса внутри активной зоны. Состав и толщины оболочек, используемых в реакторах PWR и ВВЭР-1000, приведены в таблице 1.1.

Фазовый состав циркониевых оболочечных материалов представляет собой твердый раствор а-циркония с выделениями вторых фаз. Для сплавов Э110, основным легирующим элементом которого является ниобий, наблюдаются выделения второй фазы Р-ЫЪ со средним размером около 40 нм [22]. При

добавлении в такой сплав железа образуется дополнительно фаза Лавеса 7г(КЪ,Ее)2, размер которой колеблется в пределах 70-100 нм.

Таблица 1.1 - Состав и толщина оболочек реакторов PWR и ВВЭР-1000

Материал яъ, % Бп,% О,% Бе,% Сг,% Толщина стенки, мм

Э110-г* 1,1-0,9 - <0,09 0,06 <0,02 0,585

Э110-э** 1 <0,04 0,02 <0,02 0,685

7гу-2 - 1,3-1,7 ~0,13 0,07-0,2 0,05-0,15 0,57/0,62

7гу-4 - 1,3-1,7 ~0,13 ~0,22 0,07-0,13 0,57/0,67/0,76

71КЬО 1 0,98 ~0,12 ~0,1 <0,02 0,57

М5 1 - ~0,12 ~0,05 <0,02 0,57

*-на основе губчатого циркония

** на основе электролитического циркония

Под действием нейтронного облучения во время эксплуатации в реакторе в оболочках твэлов из сплава Э110 происходят каскадные повреждения, в том числе стимулирующие фазовые превращения, что в результате вызывает упрочнение и снижение пластичности материала. Основной вклад в упрочнение циркониевой матрицы вносит накопление радиационных дефектов, таких как скопление вакансий и дислокационных петель а и с-типа [22].

1.2.2 Образование водорода и оксидной пленки

Во время эксплуатации при взаимодействии с теплоносителем циркониевые сплавы подвержены окислению с образованием атомарного водорода [23]. Некоторая его часть, образовывая молекулярный водород, растворяется в теплоносителе, а оставшийся атомарный водород способен продиффундировать в металл. Конкуренция указанных процессов определяет количество поглощаемого циркониевым сплавом водорода. Несмотря на то, что источниками водорода могут быть радиолиз воды, остаточная влага в топливе, реакция (п,р) с последующим захватом электрона, основным источником водорода при работе в

реакторе является процесс взаимодействия поверхности циркониевой оболочки с водой. При этом принимается, что содержание водорода прямо пропорционально толщине оксидного слоя [24], хотя доля поглощенного водорода зависит от механизма окисления и может меняться со временем [25, 26]. Уравнение окислительно-восстановительной реакции может быть записано как [27]:

7Г+2Н20 — 7Г02+4Н (1.1)

При этом образовывающийся в результате окислительной реакции поверхностный оксидный слой является защитным барьером на пути дальнейшего окисления оболочки и взаимодействия с водородом. Считается, что подвижность водорода в оксидных плёнках ничтожно мала и на несколько порядков ниже, чем в циркониевой матрице [23]. Поэтому постоянное наличие оксидного слоя способствовало бы замедлению процесса наводороживания.

На начальной стадии равномерной коррозии происходит образование тонкой черной оксидной пленки, имеющей прочное сцепление с металлом. Внутренняя часть пленки является нестехиометрической, наружная - близка к стехиометрическому составу. Такая пленка является защитным барьером против окисления и проникновения водорода в металл [28]. Однако дальнейший рост оксидной пленки сопровождается увеличением напряжений на границе оксид/металл. Эти напряжения являются следствием различных удельных объёмов оксида и металла, в результате чего происходит растрескивание оксидного слоя [29]. Данный механизм образования и растрескивания оксида называется механизм «перелома». После «перелома» происходит увеличение скорости окисления, что связано с относительно легким проникновением окислительной среды по образовавшимся несплошностям оксида до поверхности металла. Затем повторяется процесс образования оксидной пленки. В результате вновь происходит образование поверхностного оксида до определенной «переломной» толщины [30].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Курский Руслан Александрович, 2024 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

[1] Хранение отработанного ядерного топлива / Р.Е. Шурыгин, В.Н. Хохлов, Е.Д. Исаева, О.Е. Сорокина // Молодой ученый. Международный научный журнал. -2019.-№2.- С.159-163.

[2] Методы обращения с ОЯТ энергетических реакторов / Квятковский С.А., Мансуров О.А., Птицын П.Б.; М.: ЦАИР, частное учреждение «Наука и инновации», 2021. - 192 с.

[3] Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов / В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко, Н.С. Тихонов, Н.В. Размашкин, А.Л. Серова, А.Н. Балицкая.-Препринт реферата.-2009.-122с.

[4] Review of spent fuel integrity evaluation for dry storage / D. Kook, J. Choi, J. Kim, and Y. Kim // Nuclear Engineering and Technology.-2013,- Vol. 45, № 1.-P. 115-124.

[5] Hydride reorientation and its impact on ambient temperature mechanical properties of high burn-up irradiated and unirradiated recrystallized Zircaloy-2 nuclear fuel cladding with an inner liner / Q. Auzoux, P. Bouffioux, A. Machiels, S. Yagnik, B. Bourdiliau, C. Mallet, N. Mozzani, K. Colas // Journal of Nuclear Materials.-2017.-Vol. 494.-P. 114-126.

[6] Influence of temperature and hydrogen content on stress-induced radial hydride precipitation in Zircaloy-4 cladding / J. Desquines, D. Drouan, M. Billone, M.P. Puls, P. March, S. Fourgeaud, C. Getrey, V. Elbaz, M. Philippe // Journal of Nuclear Materials .- 2014.-Vol. 453,№1-3.- P. 131-150.

[7] Status and Trends in Spent Fuel and Radioactive Waste Management / IAEA Nucl. Energy.-2018.- No.NW-T-1.14.-URL: https://www-pub.iaea. org/MTCD/Publications/PDF/P 1799_web.pdf.

[8] The analysis of thermal regimes of spent nuclear fuel storage at accident conditions / S.V.Alyokhina // Nuclear Engineering and Technology.- 2013.-Vol. 1059.- P. 110-114.

[9] Rod internal pressure of spent nuclear fuel and its effects on cladding degradation during dry storage / J. S. Kim, J. D. Hong, Y. S. Yang, D. H. Kook // Journal of Nuclear Materials.-2017- Vol. 492.-P. 253-259.

[10] Storage of Water Reactor Spent Fuel in Water Pools: SURVEY OF WORLD EXPERIENCE / IAEA Technical Report .-1982-№ 218.

[11] Survey of wet and dry spent fuel storage / IAEA-TECDOC-1100, Nucl. Fuel Cycle Mater.-1999.-P. 1-62.

[12] Behaviour of Spent Power Reactor Fuel during Storage / IAEA-TECDOC-1862.-Extr. from Final reports Coord. Res. Proj. Behav. spent Assem. storage (BEFAST

I-III) spent fuel Perform. Assess. Res. (SPAR 1-111) - 1981-2019.- 2014.

[13] Хранение ОЯТ - обязательное условие развития атомной энергетики /

B.И.Калинкин, О.П.Анисимов, Н.В.Размашкин [и др.] // ПРоАтом, 2006.-URL: http://www.proatom.ru/modules.php?file=article&name=News&sid=770 (дата обращения 24.10.2023).

[14] Механизмы деградации свойств оболочек твэлов тепловых реакторов в условиях сухого контейнерного хранения ОЯТ / А.А. Плясов // ВАНТ. Серия: материаловедение и новые материалы.-2019-№4.-С.144-159.

[15] Cladding tube deformation test for stress reorientation of hydrides / A. M. Alam,

C. Hellwig // Journal of ASTM International.-2008.- Vol. 5, №. 2.-P. 635-650.

[16] Ductile-to-brittle transition temperature for high-burnup cladding alloys exposed to simulated drying-storage conditions / M. C. Billone, T. A. Burtseva, R. E. Einziger // Journal of Nuclear Materials.-2013.- Vol. 433,№. 1-3.- P. 431-448.

[17] Terminal cool-down temperature-dependent hydride reorientations in Zr-Nb Alloy claddings under dry storage conditions / S. J. Min, J. J. Won, K. T. Kim // Journal of Nuclear Materials.-2014.- Vol. 448, №. 1-3, P.172-183.

[18] С. А. Никулин Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов Жаропрочные и радиационностойкие: Учебное пособие. - М.: МИСиС, 2007. - 92 с.

[19] ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность/ А.М Афров С.Ф. Андрушенко В.Ф. Украинцев [и др.] -М.:Университетская книга, Логос,2006.-С.488.

[20] Pellet-Clad Interaction Behavior in Zirconium Alloy Fuel Cladding / Markus H.A. Piro, Dion Sunderland, Steve Livingstone [et al] // Comprehensive Nuclear Materials, Second Edition.- 2020.-Vol.2-P.228-306.

[21] Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности твэлов, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива / автореферат дис. ... доктора технических наук : 05.16.01 / Маркелов Владимир Андреевич. - Москва, 2010. - С.46.

[22] Структурно-фазовое состояние оболочечных материалов в условиях эксплуатации, сухого хранения, а также проектной аварии / дис. ... кандидата технических наук : 05.14.03/ Сафонов Денис Валерьевич.- Москва.-2021.

[23] Водород в сплавах циркония / А.А.Шмаков, Б.А. Калин // Saarbrucken, Deutschland: LAP LAMBERT Academic Publishing.- 2014.-С.188.

[24] Multidimensional simulations of hydrides during fuel rod lifecycle / D. S. Stafford // Journal of Nuclear Materials -2015.- Vol. 466, P. 362-372.

[25] Hydrogen pickup measurements in zirconium alloys: Relation to oxidation kinetics / A. Couet, A. T. Motta, and R. J. Comstock // Journal of Nuclear Materials.-2014.-Vol. 451,№1-3.-P.1-13.

[26] Corrosion of Zirconium Alloys Used for Nuclear Fuel Cladding / A. T. Motta, A. Couet, and R. J. Comstock, // Annu. Rev. Mater. Res.-2015- Vol. 45, P. 311-343.

[27] Hydrogen in zirconium alloys: A review / A. T. Motta [et al] // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 518, P. 440-460, 2019.

[28] Моделирование процессов перелома кинетики окисления и переориентации гидридов в циркониевых оболочках твэлов / дис. ... кандидата технических наук : 05.14.03/ Колесник Михаил Юрьевич.- Москва.-2018."

[29] Influence of stress developed due to oxide layer formation on the oxidation kinetics of Zr-2.5%Nb alloy / A. P. Zhilyaev and J. A. Szpunar // Journal of Nuclear Materials.-1999.-Vol. 264,№.3-P. 327-332, 1999.

[30] A study of the stresses generated in zirconia films during the oxidation of zirconium alloys / C. Roy, B. Burgess // Oxidation of Metals-1970.- Vol. 2, №. 3-P. 235-261.

[31] Радиационно-индуцированная деградация структуры конструкционных материалов водо-водяных реакторов / Е.А. Кулешова, Б.А. Гурович, С.В. Федотова, А.С. Фролов, Д.А. Мальцев.-М.:НИЦ "Курчатовский институт", 2022-С.460.

[32] ( S ) TEM / EDS study of native precipitates and irradiation induced Nb-rich platelets in high-burnup M5 / Z. Yu, J. W. Werden, N. A. Capps, K. D. Linton, A. Couet // Journal of Nuclear Materials -2021.- Vol. 544.

[33] Hydrogen solubility limits in a- and P-zirconium / D. Khatamian and V. C. Ling // Journal of Alloys and Compounds.- 1997.-Vol. 253-254.-P. 162-166, 1997.

[34] Solubility and partitioning of hydrogen in metastable Zr-based alloys used in the nuclear industry / D. Khatamian // Journal of Alloys and Compounds.-1999.-Vol. 293.-P. 893-899.

[35] Effect of crystallite orientation and external stress on hydride precipitation and dissolution in Zr2.5%Nb / P. Vizcaino, J. R. Santisteban, M. A. Vicente Alvarez, A. D. Banchik, J. Almer // Journal of Nuclear Materials.-2014.-Vol. 447.-P. 8293.

[36] The terminal solid solubility of hydrogen in irradiated Zircaloy-2 and microscopic modeling of hydride behavior / K. Une, S. Ishimoto, Y. Etoh [et al] // Journal of Nuclear Materials.-2009.-Vol. 389.-P. 127-136.

[37] The terminal solid solubility of hydrogen in zirconium alloys / A. McMinn, E.C. Darby, J.S. Schofield // Abstracts XII Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry».-2020-

P. 21-22.

[38] A mechanism for the hydrogen uptake process in zirconium alloys / B. Cox // Journal of Nuclear Materials.-1999.- Vol. 264.-P.283-294.

[39] ТУ 001.392-2006. Трубы бесшовные холоднокатанные из сплавов циркония марок Э110 и Э110 о.ч. для оболочек твэлов.

[40] Tensile hoop stress-, hydrogen content- and cooling rate-dependent hydride reorientation behaviors of Zr alloy cladding tubes / H. J. Cha, J. J. Won, K. N. Jang, J. H. An, K. T. Kim // Journal of Nuclear Materials.-2015.Vol. 464.-P. 5360.

[41] Stress-induced reorientation of hydrides and mechanical properties of Zircaloy-4 cladding tubes / S. I. Hong and K. W. Lee // Journal of Nuclear Materials.-2005-Vol. 340.-P. 203-208.

[42] Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов / Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головин [ и др.,] - М.: Энергоатомиздат, 1995- С.320.

[43] Effects of Zr-1%Nb fuel rod cladding temperature and stressed conditions on hydridere orientation / T. P. Chernyayeva, V. M. Grytsyna, V. S. Krasnorutskyy, A. P. Redkina, I. A. Petelguzov, Y. A. Slabospitskaya // Probl. At. Sci. Technol., vol. 113, no. 1, pp. 189-202, 2018.

[44] Comparison of the high burn-Up corrosion on M5 and low tin Zircaloy-4 / P.Bossis, D. Pêcheur, K. Hanifi, J. Thomazet, M. Blat // Zirconium in the Nuclear Industry: Fourteenth International Symposium, ASTM STP 1467, 2005, P. 494524.

[45] Spent nuclear fuel in dry storage conditions - current trends in fuel performance modeling / P. Konarski, C. Cozzo, G. Khvostov, H. Ferroukhi // Journal of Nuclear Materials.-2021. - Vol. 555.

[46] Used Fuel Disposition Campaign Phase I Ring Compression Testing of High-Burnup Cladding / Y. Y. L. M.C. Billone, T.A. Burtseva, J.P. Dobrzynski, D.P. McGann, K. Byrne, Z. Han // Report of Argonne National Laboratory.- 2012.-FCRD-USED-2012-000039.

[47] Evaluation of hydride reorientation behavior and mechanical properties for high-burnup fuel-cladding tubes in interim dry storage / M. Aomi, T.Baba, T. Miyashita [et al] // Journal ofASTM International.-2008.- Vol. 5, № 9.- P. 651-673.

[48] Used Fuel Disposition Campaign Baseline Studies for Ring Compression Testing of High- Burnup Fuel Cladding / M. C. Billone, T. A. Burtseva, Y. Y. Liu // Report of Argonne National Laboratory.-2012.- FCRD-USED-2013-000040.

[49] Ductility of M5® and ZIRLO® Sibling Pin Cladding / M. C. Billone, T. A.

Burtseva, Y. Chen, and Z. Han // Report of Argonne National Laboratory -2020.-SFWD-SFWST-2020.

[50] Поведение оболочек твэлов из модифицированных циркониевых сплавов при облучении / Ш. А. А. Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В., Косауров [и др.] // Атомная энергия.-2017.- Т. 123, №.6.-P. 329-334.

[51] Водород в сплавах циркония / А.А.Шмаков, Б.А. Калин // Saarbrucken, Deutschland: LAP LAMBERT Academic Publishing.- 2014.-С.188.

[52] Hydrogen distribution between fuel cladding metal and overlying corrosion layers / A.Hermann, H.Wiese, R.Buhner [et al] // Proc. ANS Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance.- 2000.- Vol.1- P. 372-384.

[53] Определение содержания водорода в оксидных пленках и в металле элементов конструкций из циркониевых сплавов тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых ядерных энергетических установок / Г.В. Шишалова, Г.П. Кобылянский, А.М. Новиков, И.Н. Волкова // Тезисы докладов XI конференции по реакторному материаловедению, посвященная 55-летию отделения реакторного материаловедения АО «ГНЦ НИИАР».- 2019.-C.142-144.

[54] Hydride formation in zirconium alloys / A. T. Motta, L. Q. Chen // The Journal of The Minerals, Metals & Materials Society.-2012-.Vol. 64,№. 12.-P. 1403-1408.

[55] A study on the effects of hydrogen content and peak temperature on threshold stress for hydride reorientation in Zircaloy-4 cladding / J. M. Lee, H. A. Kim, D. H. Kook, Y. S. Kim // Journal of Nuclear Materials.-2018.-Vol. 509.- P. 285-294.

[56] Diffusivity of hydrogen isotopes in the alpha phase of zirconium alloys interpreted with the Einstein flux equation / G. A. McRae, C. E. Coleman, H. M. Nordin, B. W. Leitch, S. M. Hanlon // Journal of Nuclear Materials.-2018.-Vol. 510.- P. 337347.

[57] Fracture toughness of zirconium hydride and its influence on the crack resistance of zirconium alloys / L. A. Simpson, C. D. Cann // Journal of Nuclear Materials.-1979.-Vol. 87, № 2-3.-P. 303-316, 1979.

[58] Evaluation of a delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb CANDU and RBMK pressure tubes / Y. Gou, Y. Li, Y. Liu, H. Chen, S. Ying // Materials and Design .-2009.-Vol. 30,№. 4.- P.1231-1235.

[59] The effect of peak cladding temperature occurring during interim-dry storage on transport-induced cladding embrittlement / K. T. Kim // Nuclear Engineering and Technology.-2020.- Vol. 52,№. 7.- P. 1486-1494, 2020.

[60] Examination of spent PWR fuel rods after 15 years in dry storage / R. E. Einziger, H. C. Tsai, M. C. Billone, B. A. Hilton // Report of Argonne National Laboratory

NUREG/CR-683 1 ANL-03/17.-2002.- Vol. 4.

[61] Effects of hydride morphology on the embrittlement of Zircaloy-4 cladding / J. S. Kim, T. H. Kim, D. H. Kook, Y. S. Kim // Journal of Nuclear Materials .-2015.-Vol. 456.- P. 235-245, 2015.

[62] Thermal modeling of a vertical dry storage cask for used nuclear fuel / J. Li, Y. Y. Liu // Nuclear Engineering and Design.-2016.-Vol. 301.- P. 74-88.

[63] Thermal analysis of certain accident conditions of dry spent nuclear fuel storage / S. Alyokhina // Nuclear Engineering and Technology.-2018.- Vol. 50, № 5.-P. 717-723.

[64] Integrity Criteria of Spent Fuel for Dry Storage in Japan / K. Kamimura // International Seminar on Spent Fuel Storage, Tokyo, Japan.-2010.- P. 1-30.

[65] WWER-440 Fuel Rod Experiments Under Simulated Dry Storage Conditions/ Report of International Atomic Energy Agency, Vienna.-2004.-P.74.-IAEA-TECDOC-1385.

[66] End-of-Life Rod Internal Pressures in Spent Pressurized Water Reactor Fuel /A. J. Machiels, Y. R. Rashid, D. J. Sunderland, W. F. Lyon, K. E. Kubischta // Report of Electric Power Research Institute.-2013.- P. 1-58.

[67] Факторы, влияющие на переориентацию гидридов в необлученных оболочечных трубах из сплава Э110 в условиях длительного сухого хранения ОЯТ/ Р.А.Курский, А.В. Рожков, О. О. Забусов, [и др.] // Ядерная физика и инжиниринг.-2020.- C. 1-13.

[68] Creep assessment of Zry-4 cladded high burnup fuel under dry storage / F. Feria, L. E. Herranz // Progress in Nuclear Energy.-2011.-Vol. 53, № 4.-P. 395-400.

[69] Fission gas release from UO2 nuclear fuel: A review / J. Rest, W. D. Cooper, J. Spino [et al] // Journal of Nuclear Materials.-2019.-Vol. 513.-P. 310-345.

[70] Spent fuel simulation during dry storage via enhancement of FRAPC0N-4.0: Comparison between PWR and SMR and discharge burnup effect / D. Woo,Y. Lee // Nuclear Engineering and Technology.-2022.- Vol. 54, №. 12.- P.4499-4513.

[71] Cladding stress during extended storage of high burnup spent nuclear fuel / P. A. C. Raynaud, R. E. Einziger // Journal of Nuclear Materials.-2015.- Vol. 464.-P. 304-312.

[72] Application of the BEPU methodology to assess fuel performance in dry storage / F. Feria, L. E. Herranz // Annals of Nuclear Energy journal.-2017.- Vol. 99.- P. 240-246.

[73] Characterization of zirconium hydrides and phase field approach to a mesoscopic-

scale modeling of their precipitation / Z. Zhao [et al] // J. Astm Int.-2008.Vol. 5.-P.21.

[74] Kinetics of the 5 to y zirconium hydride transformation in Zr-2.5Nb / J. H. Root, W. M. Small, D. Khatamian, O. T. Woo // Acta Materials.-2003.- Vol. 51, №. 7.-P. 2041-2053.

[75] Effect of hydrogen concentration and cooling rate on hydride precipitation in zirconium / B. N. G.W.Lorimer, N.Ridley // Journal of Nuclear Materials.-1975.-Vol. 58№. 2.-P. 153-162.

[76] The effect of metallurgical factors on hydride phases in zirconium / W. G. H. C.Cann, M.Puls, E.Sexton // Journal of Nuclear Materials.-1984.- Vol. 126, №. 3-P. 197-205.

[77] Characterization of zirconium hydrides in Zircaloy-4 cladding with respect to cooling rate / S. Kim, Y. Rhyim, J. Kim, J. Yoon // Journal of Nuclear Materials.-2015.-Vol. 465- P. 731-736.

[78] Hydride precipitates in zirconium alloys / E. Ells // Journal of Nuclear Materials.-1968.- Vol. 28.- P.129-151.

[79] Failure mechanisms in unirradiated ZIRLO® cladding with radial hydrides / J. Ruiz-Hervias, K. Simbruner, M. Cristobal-Beneyto, D. Perez-Gallego, U. Zencker // Journal of Nuclear Materials.-2021.-Vol. 544.

[80] Threshold stress of hydride reorientation in zirconium alloy nuclear fuel cladding tubes: A theoretical determination / W. Qin [et al.] // Journal of Nuclear Materials.-2022.- Vol. 563.

[81] The influence of stress state on the reorientation of hydrides in a zirconium alloy / M. N. Cinbiz, D. A. Koss, and A. T. Motta // Journal of Nuclear Materials.-2016.-Vol. 477.-P. 157-164.

[82] A review of hydride reorientation in zirconium zlloys for water-cooled reactors / A. A. Plyasov, V. V. Novikov, Y. N. Devyatko // Physics of Atomic Nuclei.-2020.-Vol. 83,№.10-P. 1407-1424.

[83] Modeling of hydrogen behavior in spent fuel claddings during dry storage / M. Kolesnik, T. Aliev,V. Likhanskii // Journal of Nuclear Materials.-2018.-Vol. 508, P. 567-573.

[84] On the existence of a memoty effect in hydride precipitation in cold-worked Zr-2.5% Nb / D. J. Cameron, R. G. Duncan // Journal of Nuclear Materials.-1977.-Vol. 68, №. 3.- P. 340-344.

[85] Hydrogen redistribution during hydride precipitation in Zr-2.5Nb pressure tubes / S. Müller, M. E. De Las Heras, S. Alcantar, M. I. Luppo, J. I. Mieza // Journal of Nuclear Materials.-2021.- Vol. 543.

[86] Influence of temperature on threshold stress for reorientation of hydrides and residual stress variation across thickness of Zr-2.5Nb alloy pressure tube / R. N. Singh, R. Lala Mikin, G. K. Dey, D. N. Sah, I. S. Batra, P. Stâhle // Journal of Nuclear Materials.-2006.-Vol. 359, №3.- P. 208-219, 2006.

[87] A study on hydride reorientation of Zircaloy-4 cladding tube under stress / J. S. Kim, Y. J. Kim, D. H. Kook, Y. S. Kim // Journal of Nuclear Materials.-2015.-Vol. 456.-P. 246-252.

[88] Hydride embrittlement in ZIRCALOY-4 plate: Part II. interaction between the tensile stress and the hydride morphology / J. B. Bai, N. Ji, D. Gilbon, C. Prioul, D. François // Metallurgical and materials transactions a.-1994.-Vol. 25,№. 6.-P. 1199-1208.

[89] Effect of texture, grain size, and cold work on the precipitation of oriented hydrides in Zircaloy tubing and plate / J. J. Kearns, C. R. Woods // Journal of Nuclear Materials.-1966.-Vol. 20,№. 3.- P. 241-261.

[90] Threat of hydride re-orientation to spent fuel integrity during transportation accidents: Myth or reality? / J. Rashid, A. Machiels // Proceedings of the 2007 International LWR Fuel Performance Meeting San Francisco, California. - 2007.-P. 464-471.

[91] Stress orientation of second-phase in alloys: Hydrides in zirconium alloys / A. R. Massih, L. O. Jernkvist // Computational Materials Science.-2009.- Vol. 46, №. 4.-P. 1091-1097.

[92] Modeling of hydride reorientation in E110 during thermal cycling / T. Aliev, M. Kolesnik, V. Likhanskii, V. Saiutina // Journal of Nuclear Materials.-2021.- Vol. 557.

[93] Effects of Multiple Drying Cycles on High-Burnup PWR Cladding Alloys / M.C. Billone, T.A. Burtseva, Z. Han, Y.Y. Liu // Report of Argonne National Laboratory FCRD-UFD-2014-000052 ANL-14/11.- 2014.-P.69.

[94] Quantifying the effect of hydride microstructure on zirconium alloys embrittlement using image analysis / P. C. A. Simon, C. Frank, L. Q. Chen, M. R. Daymond, M. R. Tonks, A. T. Motta // Journal of Nuclear Materials.-2021.- Vol. 547.

[95] Hydride orientation in Zr-2.5% Nb / L. G. Bell, R. G. DUNCAN // Atomic energy of canada limited.- Whiteshell Nuclear Research Establishment Pinawa, Manitoba.-1975.

[96] Effects of Lower Drying-Storage Temperatures onthe DBTT of High-Burnup PWR Cladding / M. C. Billone, T. A. Burtseva, M. A. Martin-Regel //Report of Argonne National Laboratory. FCRD-UFD-2015-000008.-2015.-P.94.

[97] Ductility of High-Burnup- Fuel ZIRLO / M. C. Billone // Report of Argonne National Laboratory. M2SF-19AN010201011.- 2019.

[98] Effects of Lower Drying-Storage Temperature on the Ductility of High-Burnup PWR Cladding / M. C. Bilone, T. A. Burtseva //Report of Argonne National Laboratory. FCRD-UFD-2016-000065.- 2016.

[99] Assessment of Current Test Methods for Post- LOCA Cladding Behavior / M.C. Billone // Report of U.S. Nuclear Regulatory Commision.NUREG/CR-7139.-2011.

[100] Used Fuel Disposition Campaign. Embrittlement and DBTT of High-Burnup PWR Fuel Cladding Alloys / M. C. Billone, T. A. Burtseva, Z. Han, Y. Y. Liu // Report of Argonne National Laboratory.FCRD-UFD-2013-000401.-2013.

[101] Effects of Radial Hydrides on PWR Cladding Ductility following Drying and Storage / M. C. Billone, T. A. Burtseva, J. M. Garcia-Infanta //Report of Argonne National Laboratory.SFWD-SFWST. -2017.

[102] Fracture toughness of zirconium hydride and its influence on the crack resistance of zirconium alloys / L.A. Simpson, C.D. Cann // Journal of Nuclear Materials.-1979.- Vol. 87.-P. 303-316.

[103] Effect of radial hydride fraction on fracture toughness of CWSR Zr-2.5%Nb pressure tube material between ambient and 300 °C temperatures R. K. Sharma, A. K. Bind, G. Avinash, R. N. Singh, A. Tewari, B. P. Kashyap // Journal of Nuclear Materials.-2018.-Vol. 508.-P. 546-555.

[104] Hydride embrittlement resistance of Zircaloy-4 and Zr-Nb alloy cladding tubes and its implications on spent fuel management / S. Kim, J. Kang, Y. Lee // Journal of Nuclear Materials.-2022.-Vol. 559.

[105] Hydride formation by high temperature cathodic hydrogen charging method and its effect on the corrosion behavior of Zircaloy-4 tubes in acid solution // Y. Choi, J. W. Lee, Y. W. Lee, S. I. Hong // Journal of Nuclear Materials.-1998.- Vol. 256, №. 2-3.- P. 124-130.

[106] Nanoindentation measurements of the mechanical properties of zirconium matrix and hydrides in unirradiated pre-hydrided nuclear fuel cladding / A. Rico, M. A. Martin-Rengel, J. Ruiz-Hervias, J. Rodriguez, F. J. Gomez-Sanchez // Journal of Nuclear Materials.-2014.-Vol. 452.-P. 69-76.

[107] Revisiting the method to obtain the mechanical properties of hydrided fuel cladding in the hoop direction / M. A. Martín-Rengel, F. J. Gómez Sánchez, J. Ruiz-Hervías, L. Caballero, A. Valiente // Journal of Nuclear Materials.-2012.-Vol. 429.-P. 276-283.

[108] The Effect of Hydrogen and Hydrides on the Integrity of Zirconium Alloy

Components / P.Puls // Springer Verlag, London, 2012.-P.451.

[109] The role of chemical free energy and elastic strain in the nucleation of zirconium hydride / A. T. W. Barrow, C. Toffolon-Masclet, J. Almer, M. R. Daymond // Journal of Nuclear Materials.-2013.-Vol. 441.-P. 395-401.

[110] Evaluating zirconium-zirconium hydride interfacial strains by nano-beam electron diffraction / A. T. W. Barrow, A. Korinek, M. R. Daymond // Journal of Nuclear Materials.-2013.-Vol. 432.-P. 366-370.

[111] Database on the Behavior of High Burnup Fuel Rods With Zr1%oNb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) Under Reactivity Accident Conditions / L.Yegorova, V.Asmolov, G.Abyshov [et al] // NUREG/IA-0156.1999.-Vol. 2.

[112] Evaluation of the true-strength characteristics for isotropic materials using ring tensile test / A. S. Frolov, I. V Fedotov, B. A. Gurovich // Nuclear Engineering and Technology.-2021.-Vol. 53,№.7-P.2323-2333.

[113] TEM-studies of the dislocation loops and niobium-based precipitates in E110 alloy after operation in VVER-type reactor conditions / B. A. Gurovich, A. S. Frolov, E. A. Kuleshova, D. A. Maltsev, D. V Safonov, E. V Alekseeva // Materials Charaterazation .-2019.-Vol. 150.-P.22-30.

[114] Structure and Phase Composition of Zirconium Fuel Claddings in Initial State and after Creep Tests / E. A. Kuleshova, A. S. Frolov, D. A. Maltsev, D. V Safonov, E. V Krikun, S. V Fedotova // KnE Mater. Sci. 15th Int. Sch. "New Mater. -Mater. Innov. energy." 2017. P. 20-31.

[116] EELS characterization of zirconium hydrides / O.T.Woo, G.J.C. // Carpenter Microscopy Microanalysis Microstructures.-7992.-Vol. 3, №. 1.-P. 35-44.

[117] Reorientation of Hydrides in Unirradiated Clad Tubes Made of Alloy E110 under Conditions Simulating Long-Term Dry Storage of Spent Nuclear Fuel / R. A. Kurskii, D. V. Safonov, A. V. Rozhkov [et al.] // Physics of Metals and Metallography.-2021.-Vol. 122,№. 9.-P.861-868.

[118] Factors affecting hydrides reorientation in zirconium tubes A.V. Nikulina, M.M. Pergud / A.V. Nikulina, M.M. Pergud, M.I. Sergachevа // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы.-2019.-№4.-С. 91-101.

[119] Identification of Zirconium Hydrides by Electron Loss Spectroscopy //G. J. Woo, O. T. Carpenter // Scripta Metallurgica.-1986.-Vol. 20.- p. 423.

[120] Characterization of Zirconium Hydrides and Phase Field Approach to a Mesoscopic-Scale Modeling of Their Precipitation / Z. Zhao, M. Blat-Yrieix, J.-P. Morniroli, A. Legris, L. Thuinet, Y. Kihn, A. Ambard, L. Legras // J. ASTM Int., vol. 5.

[121] Observations on the zirconium hydride precipitation and distribution in Zircaloy-4 / Z. Wang, U. Garbe, H. Li, R. P. Harrison, A. Kaestner, E. Lehmann // Metallurgical and Materials Transactions B: Process Metallurgy and Materials Processing Science.-2014.- Vol. 45,№. 2.-P. 532-539.

[122] Resistance to hydride formation in zirconium: An emerging possibility / K. V. Mani Krishna [et al] // Acta Materialia.-2006.-Vol. 54, №.18.- P. 4665-4675.

[123] Сравнительный анализ состояния твэлов с оболочками из сплава Э110 и Э110 опт / А.В. Строжук, В.А. Жителев, И.Н. Волкова [ и др.] // Сборник трудов АО ГНЦ НИИАР.-2019-№3.-С.41-47.

[124] The issue of stress state during mechanical tests to assess cladding performance during a reactivityinitiated accident (RIA) / J. Desquines, D.A. Koss, A.T. Motta, B. Cazalis, M. Petit // Journal of Nuclear Materials. V.412 (2011) 250-267.

[125] Elastic constants of zirconium alloys / D.O. Northwood, I.M.London and L.E.Bahen // Journal of Nuclear Materials.- V.55 (1975) 299-310.

[126] Методика определения прочностных характеристик кольцевых образцов из облученных материалов с низким уровнем пластичности / Фролов А.С., Гурович Б.А., Федотов И.В., Мальцев Д.А. // Сборник тезисов докладов 15-й Международной научно-практической конференции по атомной энергетике. Безопасность, эффективность, ресурс. 2019. С.41-43.

[127] Improved evaluation of ring tensile test ductility applied to neutron irradiated 42XNM tubes in the temperature range of 500-1100°C / B.A. Gurovich, A.S. Frolov, I.V. Fedotov// Nucl. Eng. Technol. 52 (2020). P. 1213-1221.