Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.01, кандидат технических наук Актуганова, Елена Николаевна

• Актуганова, Елена Николаевна
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Актуганова, Елена Николаевна

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1 АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Условия эксплуатации и требования, предъявляемые к трубам давления САШи

1.2 Основные характеристики труб давления САЫБи

1.2.1 Химический состав и схема изготовления

1.2.2 Структура и текстура

1.2.3 Кратковременные механические свойства

1.2.4 Коррозия

1.2.5 Ползучесть и радиационный рост

1.2.6 Вязкость разрушения

1.2.7 ЗГР и концепция "течь перед разрушением "

1.3 Направления совершенствования труб давления САКОи

1.4 Современное состояние проблемы ЗГР сплавов циркония

1.5 Выводы по аналитическому обзору

1.6 Постановка задачи исследования

Глава 2 МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

2.1 Определение содержания легирующих и примесных элементов

2.2 Определение температуры полиморфного превращения

2.3 Металлография и электронная микроскопия

2.4 Определение текстуры

2.5 Механические испытания

2.6 Испытания на ЗГР

2.7 Испытания на вязкость разрушения

2.8 Испытания на ползучесть

2.9 Коррозионные испытания

Глава 3 ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ ЗГР И ВЯЗКОСТИ РАЗРУШЕНИЯ

4 ТРУБ ДАВЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВОВ ЦИРКОНИЯ

3.1 Исследуемый материал

3.2 Влияние текстуры на вязкость разрушения

3.3 Скорость ЗГР в зависимости от состава, структуры и уровня прочности

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа»

Будущее российской и мировой атомной энергетики, доля которой в общемировом потреблении электроэнергии составляет 17 %, связывается со снижением затрат и сроков на строительство новых, более мощных реакторов с высоким уровнем безопасности, и продлением ресурса уже действующих атомных электростанций (АЭС) /1, 2/. К числу таких станций относятся и АЭС с реакторами канального типа - российским легководным реактором РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) и канадским тяжёловодным реактором CANDU (CANada Deiterium Uranium). В настоящее время реакторы РБМК эксплуатируются в России (11 блоков) и Литве (2 блока). Реакторы CANDU, на которых базируется ядерная энергетика Канады (22 блока), нашли более широкое распространение и используются в таких странах как Индия (6 блоков), Республика Корея (4 блока), Пакистан, Аргентина, Китай и Румыния (по 1 блоку). И если в России после аварии на Чернобыльской АЭС не предусматривается развитие реакторов РБМК, то в Канаде, помимо продления сроков эксплуатации имеющихся реакторов CANDU, решаются задачи и по разработке более энергоёмких и конкурентоспособных ядерных установок этого типа, обеспечивающих надёжность и безаварийность. Так в лаборатории Atomic Energy of Canada Limited (AECL) разработан проект реакторов CANDU нового поколения - ACR-700 (Advanced CANDU Reactor), мощностью 700 МВт эл, который появится на рынке в 2005 г. и ведутся работы по созданию реактора ACR-1000. По оценкам AECL, содержание тяжёлой воды в реакторе будет снижено и стоимость капитальных затрат уменьшится на 40% /3/.

Важнейшим элементом конструкции канальных реакторов являются трубы давления, от целостности которых зависит нормальная эксплуатация и безопасность АЭС. Проектный ресурс эксплуатации труб давления в реакторах CANDU составляет более 30 лет /4/. Исходя из этого, к ним предъявляются определённые требования по прочности, сопротивлению формоизменению, склонности к наводороживанию при коррозии, вязкости разрушения и замедленному гидридному растрескиванию (ЗГР) /4, 5/.

Облучение и наводороживание труб давления в процессе эксплуатации в водородосодержащих средах приводит к повышению склонности материала труб к хрупкому разрушению, что существенно ограничивает срок их службы. При общей высокой надёжности реакторов CANDU наблюдаются случаи повреждений труб давления, приводящие к преждевременной их замене. Основной причиной такой деградации труб давления в реакторах CANDU является гидрирование и растрескивание по механизму ЗГР.

В связи с этим задача повышения стойкости к ЗГР труб давления CANDU в обеспечение проектного ресурса их эксплуатации является актуальной, над решением которой занимаются не только в лаборатории AECL, но и в других странах, например, в Республике Корея, где, как указано выше, эксплуатируются 4 тяжёловодных реактора этого типа.

Учитывая опыт в разработке труб давления для реакторов РБМК и наличие в России соответствующей базы для опытно-промышленного опробования в заводских условиях изготовления полномасштабных труб, Корейский исследовательский институт атомной энергии (КАЕРИ) предложил участвовать в разработке улучшенных труб давления САЫОи с повышенным сопротивлением ЗГР российским предприятиям ФГУП ВНИИНМ и ОАО «Чепецкий механический завод». Работа осуществлялась в рамках сотрудничества между Министерством науки и технологии Республики Корея и Минатомом России по проекту МНТЦ №1635р.

Целью работы являлась разработка улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов САЫБи с повышенным сопротивлением ЗГР и всеми другими свойствами на уровне, как у стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb, для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

В задачи работы входило определение основных факторов, определяющих высокие значения вязкости разрушения и сопротивления ЗГР труб давления из сплавов циркония и выявление количественных взаимосвязей этих характеристик с составом, структурой, текстурой и уровнем прочности материала труб.

Немаловажно было оценить возможность использования для канальных труб РБМК разработанного подхода к схемам деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САИБи в обеспечение однородности структурного состояния и свойств труб топливных каналов РБМК с целью продления ресурса эксплуатации этого реактора до 40 лет и более.

Научная новизна

1 Определены основные факторы - текстура и предел текучести, обеспечивающие сплавам циркония высокие вязкость разрушения и сопротивление ЗГР.

2 С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fr от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения (Шс1а при 250 °С для труб давления из сплава 2г-2,5%ИЬ возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении fR/fтДO 0,75.

Вязкость разрушения труб давления из сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe, помимо текстуры, зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице. С увеличением плотности распределения частиц в 1,7 раза вязкость разрушения при 250 °С линейно повышается на 20 %.

3 Присутствие фтора до 5 ррш в сплаве 2г-2,5%ИЬ, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в этом сплаве на основе губчатого циркония

4 Независимо от состава и структурно-фазового состояния циркониевого сплава с уменьшением его предела текучести в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания скорость ЗГР линейно снижается и при 250 °С описывается соотношением:

1оё(УЗГр) = 4,115 • 1оё(а0,2)-42,826, а Кш - пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе.

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением отношения текстурных параметров Гя/Тт скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение Кш с уменьшением предела текучести сплава Ъх-2,5%№> сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины. Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности с коэффициентом корреляции 11=0,97 при интенсивности напряжений К1=15-25 МПа-^м.

7 Разработаны усовершенствованные трубы давления из сплавов 2г-2,5%№> и гг-1,2%8п-1%№>-0,35%Ре для тяжёловодных реакторов САИОи с повышенным сопротивлением ЗГР и однородной прочностью по длине, стабильно высокими вязкостью разрушения и коррозионной стойкостью для трубы из сплава Хх-2,5%ЫЪ и сопротивлением ползучести на уровне стандартной трубы давления. Улучшенные характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры ^/Тт > 0,75) и структурно-фазового состояния с наличием фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава Zт-2,5%NЪ и дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Ъх-У ,2%8п-1%ЫЬ-0,35%Ге.

8 Ключевыми операциями для формирования необходимой текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САИОи являются: закалка гильз из (а+Р)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+р)/р с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплава 7л-1,2%8п-1 %ЫЬ-0,35%Ре или (а+Р)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Хх-2,5%НЪ и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+Р) перехода. При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и (^-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не мене чем в 2 раза превосходит таковой на первом' этапе.

Практическая ценность

1 Разработаны схемы деформационной и термической обработки для изготовления улучшенных труб давления тяжёловодных реакторов САЫБи с повышенным сопротивлением ЗГР, стабильно высокой вязкостью разрушения, однородной прочностью по длине, высокой коррозионной стойкостью и сопротивлением ползучести на уровне стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

2 Впервые в отечественной практике циркониевого производства реализовано в промышленных условиях изготовление полномасштабных труб давления САЫБи по спецификационным требованиям, предъявляемым к этим изделиям. Показана принципиальная возможность постановки на производство в условиях ОАО «ЧМЗ» труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления САЫБи, выпускаемыми за рубежом.

3 Реализованный подход к разработке улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов САИБи может быть использован при совершенствовании отечественных труб топливных каналов РБМК с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами в обеспечение продления ресурса реакторов на срок более 40 лет.

4 Установленные количественные взаимосвязи характеристик ЗГР с пределом текучести, текстурой и вязкостью разрушения использованы при разработке моделей этого процесса разрушения в сплавах циркония и прогнозирования гидридного растрескивания циркониевых компонентов при эксплуатации в реакторе и в условиях сухого хранения отработавшего ядерного топлива.

Заключение диссертации по теме «Металловедение и термическая обработка металлов», Актуганова, Елена Николаевна

выводы

1 С применением единых методик, основанных на стандартах ASTM и используемых в мировой практике, проанализированы вязкость разрушения и сопротивление ЗГР труб давления реакторов канального типа из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe с различным составом, структурно-фазовым состоянием, текстурой, уровнем прочности и определены основные факторы - текстура и предел текучести, обеспечивающие этим изделиям высокую вязкость разрушения и стойкость к ЗГР.

2 С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fr от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения dJ/da при 250 °С для труб давления из сплава Zr-2,5%Nb возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении fR/fr до 0,75.

Вязкость разрушения труб давления из сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe, помимо текстуры, существенно зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице. С увеличением плотности распределения частиц в 1,7 раза вязкость разрушения при 250 °С линейно повышается на 20 %.

3 Присутствие фтора до 5 ррш в сплаве Zr-2,5%Nb, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в этом сплаве на основе губчатого циркония

4 Независимо от состава и структурно-фазового состояния циркониевого сплава с уменьшением его предела текучести в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания скорость ЗГР линейно снижается и при 250 °С описывается соотношением: log(V3rp) = 4,115 • log (стод) - 42,826, а Кш - пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе.

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением отношения текстурных параметров fR/fT скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение Кш с уменьшением предела текучести сплава Zr-2,5%Nb сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины. Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности с коэффициентом корреляции R=0,97 при интенсивности напряжений Kj=15-25 МПа-VM.

7 Разработаны усовершенствованные трубы давления из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe для тяжёловодных реакторов CANDU с повышенным сопротивлением ЗГР и однородной прочностью по длине, стабильно высокими вязкостью разрушения и коррозионной стойкостью для трубы из сплава Zr-2,5%Nb и сопротивлением ползучести на уровне стандартной трубы давления. Улучшенные характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры (fR/fr > 0,75) и структурно-фазового состояния с наличием P-Zr фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава Zr-2,5%Nb, а также дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Zr-1,2%Sn-1 %Nb-0,35%Fe.

8 Ключевыми операциями для формирования текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления CANDU являются: закалка гильз из (а+Р)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+р)/р с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe или (а+Р)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Zr-2,5%Nb и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+Р) перехода. При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и Q-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не менеечем в 2 раза превосходит таковой на первом этапе.

9 Изготовлением в промышленных условиях ОАО «ЧМЗ» полномасштабных усовершенствованных труб давления CANDU из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe показана принципиальная возможность постановки на производство труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления CANDU, выпускаемыми за рубежом.

10 Реализованный подход к разработке улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов CANDU рекомендован к использованию при совершенствовании отечественных труб топливных каналов РБМК с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами в обеспечение продления ресурса реакторов на срок более 40 лет

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Актуганова, Елена Николаевна, 2004 год

1. Будущее атомной энергетики. // Междисциплинарное исследование Массачусетского технологического института.- Перевод с английского ФГУП НИКИЭТ.- 2003.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Иллюстрации основных положений. М: ФГУП ЦНИИатоминформ.- 2001.

3. Бронников В.А. Ежегодный обзор мирового состояния ядерной промышленности // Атомная техника за рубежом.- 2003.- № 9.- С. 17-25.

4. Займовский A.C., Никулина А.В., Решетников Н.Г. // Циркониевые сплавы в атомной энергетике.-М: Энергоиздат.-1981.

5. Cold worked Zr-2.5Nb extruded and cold drawn Pressure Tubes // Technical specificaion Atomic Energy of Canada Limited.

6. Theaker J.R., Choubey R., Moan G.D., Aldridge S.A., Davis L., Graham R. A. and Coleman

7. Holt R.A. and Aldridge S.A. Effects of Extrusion Variables on Crystallographic Texture of Zr- 2,5%Nb // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 135.- 1985.- P. 246-259.

8. Amouzouvi K.F., Clegg L.J. and Styles R.C. Surface Modification of Zirconium Alloy by Laser Glazing // Proceedings, Conferenc on Surface Engineering.- Toronto.- 1990.- S.A. Meguid, Ed. Elsevier Applied Science.- New York.- 1990,- P. 270-279.

9. Кобылянский Г.П., Новосёлов A.E. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе // Справочные материалы по реакторному материаловедению, Под редакцией Цыканова В. А.- Димитровград.- ГНЦ РФ НИИАР.- 1996.

10. Некрасова Г.А., Раевский И.И., Бибилашвили Ю.К., Суханов Г.И. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах // Цирконий в атомной промышленности.- Обзор-ЦНИИАтоминформ.- Выпуск 12.- 1984.

11. Платонов П.А., Рязанцева А.В., Викторов В. Ф., Семенова JI.B. Влияние облучения на свойства циркониевых сплавов // Труды Международной Конференции по радиационному материаловедению.- Алушта.- 22-25 мая 1990.- Харьков,- Т.4.- С. 47-54.

12. Urbanic V.F. // Materials Research in Atomic Energy of Canada Limited Summer.- 1974.-June.- P.7.

13. Amouzouvi K.F., Clegg L.J., Styles R.C. and Winegar J.E. Effect of Shot Peening and Post-Peening Heat Treatments on the Microstructure, the Residual Stress and Hardness, Corrosion and

14. Deuterium Uptake Resistance of Zr 2,5%Nb Pressure Tubes Material // Computer Methods and Experimental Measurements for Surfase Treatment Effects, M.H. Aliabadi and C.A. Bzebbia, Eds.-Computational Publications.- Southampton.- 1993.

15. Cheadle B.A., Holt R.A., Fidleris V., Causey A.R., Urbanic V.F. High strength, creep -* resistans Excel Pressure Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM.- 1982.- P. 193-207.

16. Пантелеев JI.Д., Григорьев В.М. Размерные изменения циркония и сплавов на его основе в условиях реакторного облучения // Аналитический обзор.- Москва.- 1976.

17. Некрасова Г.А., Парфенов Б.Г., Пиляев А.С., Клыпина Г.П., Шутько И.Г. Ползучесть и радифционный рост циркониевых сплавов // Цирконий в атомной промышленности, обзор-ЦНИИАтоминформ.- выпуск 10.- 1982.

18. Ibrahim E.F., Holt R.A. Anisotropy of irradiation creep and growth zirconium alloy Pressure ^ Tubes//Journal of Nuclear Materials.- 1980.- P. 311-321.

19. Ibrahim E.F., Creep ductility of cold worked Zr-2.5Nb and zircaloy-2 tubes in reactor // Journal of Nuclear Materials.-1981.- P. 297-304.

20. Fideeris V. Summary of experimental results on in- reactor creep and irradiation growth on zirconium alloys // Atomic Energy Rev.- 1975.- v 13.- N1, P. 51-80.

21. Родченков B.C., Лупаков И.С. Изменение размеров деталей из сплавов циркония в ядерных реакторах // Атомная техника за рубежом.- 1980.- №7.- С. 11-15.

22. Kaiser R.S., Melehan J.B., Roberts Е., Wilson A.W. Primary performance and liencing consideration for increasing PWR fuel discharge burmup // IAEA specialists meeting of high burmup inpower water reactor fluel.- Belgum.-1981.

23. Никулина А.В., Перегуд M.M., Фивейский М.Б. и др. Влияние химического состава и микроструктуры на скорость ползучести циркониевых сплавов // М: ВНИИНМ.- 1978.

24. Nikulina, A.V., Markelov, V.A., Peregud, М.М., Voevodin, V.N., Panchenko, V.L., Kobylyansky G.P. Irradiation Induced Microstructial Changes in Zr-l%Sn -l%Nb - 0.4%Fe // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 238.- 1996.- P. 205 - 210.

25. Materials.- 1996.- P. 603-622.

26. Moulin Z., Resehke S., Tenekhoff E. Correlation between fabrication parameters, microstructrure end texture in zircaloy tubing // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP824.-1984.- P. 225-243.

27. Платонов П.А., Иванов И.А., Рязанцев Е.П. и др. Ползучесть технологических каналов реакторов РБМК из сплава Zr-2,5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, серия Материаловедение и новые материалы.- 1990.-Вып. 3 (18)- С.22-33.

28. Woo С.Н. Effects of anisotropic structure on irradiation creep due to stress induced preferred absjrption of point defects// AECL.- 1979.- P. 132-143.

29. Holt R.A. Effect microstructrure on irradiation creep and growth zircaloy pressure tuber in power reactors // Journal Nuclear Materials.- 1979.- V-82.- P. 419-429.

30. Cheadle B.A., Coleman C.E., Davies P.H., Chow C.K. and Griffiths M. Examination of Core Components Removed from CANDU reactors // Report AECL-9710, AECL Research, Chalk River Labs.- Ontario.-Nov. -1988.

31. Davies P.H., Hosbons R.R., Chow C.K., and Griffiths M. Correlation Between Irradiated and

32. Simpson L.A. // Initiation COD as a Fracture criterion for Zr-2,5%Nb pressure tube alloy.-Proc. 4th Int. on Fracture. Waterloo.- Canada.-vol.3.-1977.-P.705-711.

33. Aitchison, I., Davies, P.H., Role of Microsegregation in Fracture of Cold-Worked Zr-2.5 Nb

34. Pressure Tubes // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 203.- 1993.- P. 206-220.

35. Davies, P.H., Aitchison, I., Himbeault, D.D., Jarvine, A.K., and Watters, J.F. On The Fracture

36. Of Cold-Worked Zr-2.5 Nb Pressure Tubes Fabricated From 100% Recycled Material // Fatigue Fract. Engng Mater. Struct.- Vol. 18- No. 7/8.- 1995, -.P 789-800.

37. Moan G.D., Babayan A.M., J.R. Theaker J.R. The Properties of Quadruple Melted Zr -2.5%Nb Pressure Tubes //11th Pacific Basin Nuclear Conference Banff, AECL.- May 3-7.- 1998.* Vol.2.-P. 103-1410.

38. Сообщение AECL на российско-канадском семинаре. Microstructure Examinations of Chepetski Pressure Tube Material // ОАО ЧМЗ, -1996.

39. Отчет ВНИИНМ, ОАО ЧМЗ Вязкость разрушения труб давления CANDU и РБМК, изготовленных из сплава Zr 2.5%Nb на основе смеси электролитического и йодидного циркония Чепецкого механического завода.- 2000, инв. № 1529.

40. Pressurized Water reactors.- 2002.- volume 1 .-P. 493-503 (дц-1742 от 22.04.02).

41. Pan Z.L., Ritchie I.G. and Puis M.P. The terminal solid solubility of hydrogen and deuterium in Zr-2.5nb alloys //Journal of Nuclear Materials.- 228.-1996.- P. 227-237.

42. Report on the Final research Co-ordination Meeting of the Co-ordinated Research project on Hydrogen Pick-up and Hydrogen and Hydride Induced Degradation of the Mechanical and Physical

43. Properties of Zirconium-Based Alloys (Working Material).- Held in Nykoping.- Sweden.- 1-5 July 2002.-Reproduced by IAEA.- Vienna.- Austria.- September 2002.- Bx. ВНИИНМ ЭК-МК-66.

44. Cheadls B.A., Coleman C.E., Ambler J.F.R. Prevention of Delayed Hydride Cracking in

45. Zirconium Alloys // Zirconium in the Nuclear: Seventh Industry International Symposium, ASTM STP-939. -R.B Adamson and L.F.P. Van Swam Eds.- American Society for Testing and Materials.-West Conshohocken PA.- 1987.-P. 224-240.

46. Никулин C.A., Маркелов B.A, Фатеев Б.М., Некрасова Г.А., Гусев А.Ю. Структура и разрушение гидрированных сплавов циркония // Цирконий в атомной промышленности.- Выпуск 17.-обзор-М: ЦНИИАтоминформ.-1989.

47. Cann C.D., Sexton Е.Е. An electron optical study of hydride precipitation and growth at crack tips in zirconium //Ibid.-1980.-V. 28.-P.1215-1221.

48. Simpson C.J. Criteria for fracture initiation at hydrides in zirconium-2,5 Pet. niobium alloy // Metal. Trans.-1981.-VI 2A.-N12.-P.2113-2124.

49. Simpson C.J., Elles С.Е. Delayed hydrogen embrittlement of Zr-2.5wt.%Nb // Journal of Nuclear Materials.- Vol.52.- 1974.- P. 289-295.

50. Perryman E.C.W. Pickering Pressure Tube Cracking Experience // Nuclear Energy.- Vol. 17.1978,- P. 95- 105.

51. Некрасова Г.Ф. Опыт эксплуатации канальных труб в реакторах CANDU // Цирконий в атомной промышленности.- Вып. 14,- обзор-М: ЦНИИ Атоминформ.- 1985.

52. Causer A.R., Urbanic V.E. and Coleman С.Е. In-reactor oxidation of crevices and in cold -worked Zr-2.5wt %Nb // Journal of Nuclear Mater.- Vol. 71 .-1977.-P. 25-35

53. Dunn J.T., Kakaria B.K., Graham J. and Jackman A.N. Candu-PHW fuel channel replacement experience // AECL Report.- AECL - 7538.- Atomic Energy of Canada Ltd.-Sheridan Park.-Mississauga.- Ontario.-1982

54. Ривкин Е.Ю., Абрамов В.Я., Васнин A.M., Иванова С.В., Киселев В.А., Сиваков С.П. Замедленное водородное разрушение циркониевых сплавов // Физико-химическая механика материалов, -том. 1.-1987.- С.49-52.

55. Родченков Б.С., Абрамов В.Я., Клюев, А.Е., Золотарев В.Б. Замедленное гидридное растрескивание в канальных трубах из сплава Zr-2.5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, Сер. Материаловедение и новые материалы.- Вып. 1 (48).-1993.-С. 17-20.

56. Wong H. W., Bajaj V.K., Moan G.D., Huterer M., AND Poidevin C.O. The Role of Leak Before Break Assesssments of Flaws Detected in CANDU Pressure Tubes // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.- 1990.- P.23-37.

57. Coleman C.E., Ed. Leak Before Break in Water Reactor Piping and Vessels // Elsevier Applied Science.- London.- UK.-1991 // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.- Nos. 1-3.- 1990.- P. 1-442.

58. Moan G.D., Coleman C.E., Price E.G., Rodgers D.K. and Sagat S. Leak Before Break in the Pressure Tubes of CANDU Reactor // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.-1990.-P. 1-21.

59. Wallace A.C., Shek G.K. and Lepik O.E. Effect of Hydride Morphology on Zr-2.5Nb Fracture Toughness // Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023.1989.- P.66-88.

60. Simpson L. A., and Cann C. D. The Effect of Microstructure on Rates of Delayed Hydrogen Cracking in Zr-2.5% Nb Alloy // Journal of Nuclear Materials.- 126.- North-Holland, Amsterdam.-1984.-P. 70-73.

61. Simpson L. A. and Puis M.P. The Effect of Stress, Temperature and Hydrogen Content on Hydride-Induced Crack Growth in Zr-2.5% Nb // Metallurgical Transactionns.- Vol. 10.- 1979.- P. 10931105.

62. Coleman C.E. and Ambler J. F. R. Susceptibility of Zirconium Alloys to Delayed Hydrogen Cracking // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 633, A.L. Lowe, Jr. and G. W. Parry, Eds.-American Society for Testing and Materials.- 1977.- P. 589-607.

63. Ambler J.F.R. and Coleman C.E. Acoustik Emission During Delayed Hydrogen Cracking in Zr-2.5% Nb Alloy // Second International Congress on Hydrogen in Metals.- Paris.- 1977.- Paper 3C10.

64. Sagat, S., Chow C.K., Puis M.P. and Coleman C.E. Delayed Hydride Cracking in Zirconium Alloys in a Temperature Gradient // Journal Nuclea Materials.- Vol. 279.- 2000.- P. 107-117.

65. Kim S.S, Kim D.W., Hong J.W., Kang Y.W. // USA Paten.- No 5681406,- C22C 16/00,- 1997.

66. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Результаты материаловедческих исследований по стабилизации структуры и свойств канальных труб реактора РБМК-1000.- инв. № 6362.-1989.

67. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Результаты материаловедческих исследований по стабилизации структуры и свойств канальных труб реактора РБМК.- 1990.

68. Отчет ВНИИНМ Исследование замедленного водородного разрушения труб ТК и каналов СУЗ из сплава Zr 2,5%Nb.- инв. № 7328.- 1990.

69. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Совершенствование техпроцесса изготовления труб ТК РБМК из сплава Э125 в обеспечение стабильности их качества, 1991.

70. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М. и др. Влияние термической обработки на структуру и механические канальных труб из сплава Zr-2,5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, серия: Металловедение и новые материалы.- Вып.2.-1990.-С. 67-73.

71. Кузьменко Н.В., Шевнин Ю.П., Вдовенко И.Н., Заводчиков С.Ю., Маркелов В.А., Григорьев В.М., Семенов А.Н., Лукина С.П. Способ обработки труб из циркониевых сплавов // Патент РФ № 2037555.

72. Cheadle В.А. et al. // Patent № 4065328, С22 Fl/18 1977

73. Никулина A.B., Маркелов В.А Гусев А.Ю. и др. Сплав Zr-l%Sn-l%Nb-0,5%Fe для технологических каналов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники, серия: .Матераловедение и новые материалы.- Вып. 2 (36).- 1990. -С. 58 66.

74. Glazkov A.G., Grigorev V.M., Nikulina A.V. et al. Corrosion Behevior of Zr-Nb-Sn-Fe Alloy // Proceeding, IAEA Technical Committee Meeting on Ziconium Base Alloys in Water Reactor Envirionments.-IAEA.- Vienna.- 1990.- P. 158-164.

75. Nikulina A.V. et al. // USA Patent No. 5.560790,- C22C16/00.- Oct. 1996.

76. Armijio J.S. Performance of Failed BWR Fuel / Proceedings of the 1994 // International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Perfomance.- West Palm Beach.- FL.- April 17- 21.1994,- American Nuclear Society.- P.410-422.

77. Lyssell G, Grigoriev V. and Efsing P. Axial Splits in Failed BWR Fuel Rods // Proceeding of the ANS International Topical Meeting on LWR Fuel Performance.-April 10-13,2000.- P. 216-230.

78. Grigoriev V and Jossefsson B. On the Mechanism of Zircaloy Cladding Axial Splits // Journal Nuclea Materials.- Vol. 257.- 1998.- P. 99-107

79. Peehs M., Garzarolli, F., Goll, W. Assessment of Dry Storage Perfomance of Spent LWR Fuel Assemblies with Increasing Burnup // IAEA-TECDOC-1089.-Storage of spent fuel from power reactors.- July.- 1999.- P. 313-324.

80. Шмаков, А.А., Бибилашвили, Ю.К., Калин, Б.А., Смирнов, Е.А. Прогнозирование возможности гидридного растрескивания циркониевых оболочек твэлов // М. Препринт/МИФИ.-003-99.- 1999.- С.40.

81. Amouzovi К.Е., Clegg L.J. Effect of heat treatment on delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb alloy // Metallurgical Transactions A- vol. ISA.- October 1995, 1987.- P. 1687 1694.

82. Nuttall, K., and Rogowski, A.J. Some Fractographic Aspects of Hydrogen Induced Delayed Cracking in Zr-2.5Nb Alloys // Journal of Nuclear Materials 80 (1979).- P. 279 - 290.

83. Oh, J.Y., Kim, I.S. and Kim, Y.S. A Normalization Method for Relationship between Yield Stress and Delayed Hydride Cracking Velocity in Zr-2.5Nb Alloys // Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY.-Vol.37.- №7.- P. 595-600 (July 2000).

84. Kim, S.S., Kwon, S.C., Kim, Y.S. The effect of texture variation on delayed hydride cracking behavior of Zr-2.5%Nb plate //Journal of Nuclear Materials.- 273.-1999.- P.52-59.

85. Kim, Y.S., Kwon, S.C., Kim, S.S. Crack growth pattern and threshold stress intensity factor, Кш, of Zr-2.5Nb alloy with the notch direction // Journal of Nuclear Materials 280.-2000.- P. 304-311.

86. Kim, Y.S., Park, S.S., Kim, S.S., Cheong, Y.M. and Im, K.S. DHC velocity and Кш of Zr-2.5Nb tubes with hydrogen concentration // Proceedings of the symposium ZIRCONIUM-2002.-September 11-13.- 2002.- BARC.- Mumbai.- P.58-65.

87. Singh R.N., Kumar Niraj, Kishore R., Roychaudhury S., Sinha Т.К., Kashyap B.P. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material // Journal of Nuclear Materials, v.304.- 2002.- №2-3.-P.189.

88. Singh R.N., Kishore R., Singh S.S., Sinha Т.К. and Kashyap B.P. Stress-reorientation of hydrides and hydride embrittlement of Zr-2.5wt%Nb pressure tube alloy // Journal of Nuclear Materials.-v.325,.-issue l.-(l February 2004).-P. 1-77.

89. Huang J.H. and Ho C.H. Subcritical crack growth behaviour for hydrided Zircaloy 4 plate // Materials Chemistry and Physics.- Vol. 47.-1997.-P. 184-192.

90. Отчет НИКИЭТ Исследование склонности труб из сплава Zr-2,5%Nb, изготовленных по различной технологии к замедленному водородному разрушению.- Инв. № Д 210-693.- 1987.

91. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А. и др. Конструкционные материалы ядерных реакторов. // М: Энергоатомиздат,- 1995,- С.704.

92. Иолтуховский А.Г., Калин Б.А., Шмаков А.А., Водородное охрупчивание и гидридное растрескивание циркониевых элементов леководных реакторов. // М.: МИФИ.- 2001.- С. 44.

93. Hardie D. The importance of the matrix in hydride embrittlement of zirconiym, L, Hydrogene dans les-metaux // Congres international.- Paris.- 1979.- V.2.- P. 497-500.

94. Sawatzky A., Ledoux G.A., Cann C.D. Proc. Miami Intern. Symp. // On Metal-Hydrogen Systems.- Miami Beach.-1981.- Ed. T.N.- Veziroglu.- Pergamon Press.- Oxford.- 1982.- P.109-120.

95. Simpson L. A. and Cann C.D. Fracture Toughness of Zirconium Hydride and its influence on the Crack Resistance of Zirkonium Alloys // Journal of Nuclear Materials.-v.-87.- 1979.-P.303-316.

96. Choubey, R. DHC Axial Velocity Test Procedure for IAEA Round Robin Test Program // AECL Report No.- FC-IAEA-02 T1.20.13-CAN-27363-02.

97. Kim, Y.S., Kim, S.S., Ahn S.B. and Cheong Y.M. Governing Factors for Delayed Hydride1. V.

98. Cracking in Zr-2,5Nb Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry: 14 л Volume, Journal of ASTM Internationl Eds., P. Rudling and B. Kammenzind, Internationl West Conshohocken PA.- 2004.

99. Методическое описание измерения прямых полюсных фигур изделий из сплавов на основе циркония.- инв. № 1509.

100. Simpson L.A., Clarke C.F. Application of the Potention Drop Method to Measurements of Hydrogen - Induced Sud - Critical Crack Growth in Zirconium-2,5% Niobium // Atomic Energy of Canada Limited Report.- AECL-5815.- 1977

101. Simpson L.A., Chow C.K., and Davis P.H. Standard Test Method for Fracture Toughness of CANDU Pressure Tubes // CANDU Owner's Group Report N COG-89-110-1.- AECL Research.-Whiteshell Labs.- Pinawa.- Manitoba.- September.- 1989.

102. Фатеев Б.М. Структурные факторы разрушения канальных труб энергетических реакторов из сплава Zr-2,5%Nb // Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук.- Москва.-1990.

103. Методика. Проектирование маршрутов прокатки труб из циркониевых и титановых сплавов.- инв. №140.40.99.

104. Отчет ОАО ЧМЗ, НИКИЭТ, ВНИИНМ По результатам исследований канальных труб 088x79,5мм из сплавов Э125 и Э125М, изготовленных по усовершенствованным технологиям.-2001.-инв.№1817.

105. Сообщение КАЕРИ на российско-корейской встрече ФГУП ВНИИНМ, ОАО «Чепецкий Механический завод» и КАЕРИ.- 2003

106. Гончаров В.А. Влияние структуры на деформацию и сопротивление разрушению сплава Zr-l%Nb-l,2%Sn 0,35%Fe применительно к изготовлению изделий активной зоны атомных реакторов // Автореферат диссертации на соискание ученой степени к.т.н.-М,- МИСиС.-1994.

107. Отчет МИФИ Прогнозирование возможности гидридного растрескивания твэлов легководных реакторов при сухом хранении ОЯТ.- Тема: 83-3-009-002/341.-2003.

108. Шмаков А.А., Калин Б.A., Singh R.N., De Р.К. Замедленное гидридное растрескивание в сплавах циркония: теория и эксперимент // ФиХОМ.- 2004.

109. Matvienko Yu.G., Shmakov A.A. Steady-state model of delayed hydride cracking in zirconium alloys // Proc. of the 11-th Intern. Conf. on Fracture «ICF-11».- Turin, Italy (March 20-25, 2005).

110. Шмаков А.А., Калин Б.А., Матвиенко Ю.Г., Singh R.N., De Р.К. Диффузионная модель замедленного гидридного растрескивания в сплавах циркония // Физико-химическая механика материалов.- 2004.