Сопротивление разрушению модифицированных циркониевых сплавов для оболочечных труб атомных реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.01, кандидат технических наук Белов, Владислав Алексеевич

• Белов, Владислав Алексеевич
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Белов, Владислав Алексеевич

Введение

1. Аналитический обзор литературы

1.1 Структура и механические свойства циркониевых сплавов

1.1.1 Химический состав, структура и свойства промышленных сплавов циркония

1.1.2 Технологический процесс производства циркония ядерной чистоты и промышленных сплавов на основе циркония

1.1.3 Совершенствование сплавов циркония

1.2 Коррозионное разрушение сплавов циркония 28 1.2.1. Равномерная коррозия 28 1.2.2 Локальная коррозия (коррозионное растрескивание под напряжением)

1.3 Охрупчивание оболочек ТВЭЛов при высокотемпературном окислении

1.3.1 Авария типа LOCA

1.3.2 Микроструктура и разрушение оболочек ТВЭЛов после высокотемпературного окисления

1.3.3 Требования, предъявляемые к ТВЭЛам, и исследование их поведения в аварийных условиях

1.4 Методы оценки пластичности и сопротивления разрушению циркониевых сплавов

1.5 Устойчивость пластического течения и технологическая пластичность циркониевых сплавов

1.6 Применение метода акустической эмиссии для анализа процессов деформации и разрушения

1.7 Выводы и постановка задачи исследования

2. Материал и методики исследования

2.1 Материал

2.2 Механические испытания

2.2.1 Определение параметров трещиностойкости оболочечных труб в состоянии поставки и после КРН-испытаний

2.2.2 Оценка трещиностойкости оболочечных труб по критическому коэффициенту интенсивности напряжений Кс

2.2.3 Оценка трещиностойкости оболочечных труб по энергетическому параметру нелинейной механики разрушения J— интеграл

2.2.4 Оценка трещиностойкости оболочечных труб после высокотемпературного окисления 63 2.3 Методика приготовления объектов исследования и анализ структуры и изломов

3. Пластичность и статическая трещиностойкость оболочечных труб в состоянии поставки

3.1 Испытания на растяжение и анализ диаграмм деформации

3.1.1 Подготовка образцов и проведение испытания

3.1.2 Определение характеристик пластичности и деформационного упрочнения

3.1.3 Пластичность сплавов Э110, Э635 и их модификаций с разной степенью рекристаллизации

3.1.4 Трещиностойкость сплавов Э110, Э635 и их модификаций в состоянии поставки

3.1.5 Строение изломов образцов труб после испытаний на трещиностойкость

4. Сопротивление коррозионному разрушению и трещиностойкость образцов труб после КРН-испытаний

4.1 Методика локальных КРН - испытаний тонкостенных оболочечных труб с измерением акустической эмиссии

4.1.1 Схема установки и условия испытаний

4.1.2 Измерение АЭ: аппаратура и информативные параметры

4.1.3 Количественная оценка коррозионной повреждаемости труб 84 4.2 Трещиностойкость образцов труб после КРН-испытаний с полным погружением в коррозионную среду

4.2.1 Предварительное нагружение образцов внутренним давлением

4.2.2 Трещиностойкость и количественный анализ коррозионных дефектов сплавов после КРН испытаний

5. Факторы охрупчивания и трещиностойкость оболочечных труб после высокотемпературного окисления

5.1 Проведение испытаний образцов труб после высокотемпературного окисления под внутренним давлением

5.2 Структурные исследования

5.2.1 Методики анализа микроструктуры оболочечных труб после высокотемпературного окисления

5.2.2 Анализ параметров микроструктуры сплавов после высокотемпературного окисления

5.3 Количественный анализ изломов образцов после испытаний на трещиностойкость

5.4 Взаимосвязь параметра трещиностойкости Кс с характеристиками изломов

5.5 Изменение микротвердости по толщине стенки охрупченных образцов

5.6 Определение содержания кислорода и водорода

5.7 Распределение химических элементов по толщине стенки трубы

5.8 Микростроение изломов

5.9 Влияние микроструктуры на трещиностойкость «ех-р»-слоя

Выводы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Сопротивление разрушению модифицированных циркониевых сплавов для оболочечных труб атомных реакторов»

Актуальность работы

Сопротивление разрушению является, важнейшей характеристикой оболочек ТВЭЛов — наиболее ответственных элементов тепловыделяющих сборок (TBC) атомных реакторов. Растрескивание циркониевых изделий при изготовлении повышает процент брака; на производстве, а при эксплуатации -снижает ресурс, эксплуатационную надежность и безопасность, работы реакторов. Поэтому задача получения новых знанит о деформации и разрушении- циркониевых сплавов для повышения их технологической пластичности и сопротивления разрушению чрезвычайно-актуальна.

Основным из направлений: совершенствования сплавов циркония для TBC является создание новых модификаций промышленных сплавов, в которых за счет изменения химического состава по легирующим и примесным элементам достигается повышение прочностных характеристик, коррозионной и радиационной стойкости. Основной целью совершенствования промышленных циркониевых сплавов и разработки их новых модификаций? является' для? сплава Э110 повышение прочности, а для сплава Э635 — повышение коррозионной'стойкости.

Для обоснования использования новых модификаций- циркониевых сплавов в качестве конструкционных материалов активной зоны помимо экспериментально-подтвержденных закономерностей влияния химического состава сплавов на коррозионную стойкость и радиационную ползучесть необходимо оценить их влияние на пластичность и сопротивление разрушению в различных условиях нагружения.

При эксплуатации ТВЭЛов в составе TBC в реакторах, возможны ситуации, при которых сопротивление разрушению является наиболее критическим параметром. Это различного рода аварии (аварии с потерей теплоносителя, реактивностные аварии, скачки мощности при маневренных режимах работы реактора и др.). При авариях с потерей теплоносителя (аварии типа LOCA), циркониевые оболочки нагреваются до высоких температур (900 -1100 °С) и активно окисляются в паре, после чего резко охлаждаются системой аварийной защиты. Это приводит к охрупчиванию, в результате чего трубы могут разрушиться при последующей выгрузке TBC из активной зоны реактора. Наиболее крупными авариями типа LOCA, произошедшими на атомных станциях в мире являются авария на АЭС «Три-майл-Айлэнд» (США, 1979 г.) и авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония, 2011 г.).

Не менее опасным процессом, ограничивающим эксплуатационную надежность элементов TBC особенно после достаточно глубокого выгорания топлива, является коррозионное растрескивание под напряжением (КРН) оболочек ТВЭЛов под воздействием механических напряжений, возникающих в результате расширения топлива, и воздействия йода, выделяющегося в качестве продукта деления топлива. Процесс КРН может привести к образованию сквозных трещин в оболочках и их разгерметизации.

Поэтому важной задачей является выявление основных факторов, определяющих сопротивление разрушению оболочек ТВЭЛов в условиях КРН и LOCA, определение параметров, адекватно характеризующих степень охрупчивания труб из различных модификаций сплавов.

Для определения сопротивления разрушению тонкостенных труб из достаточно пластичных циркониевых сплавов в различных условиях необходимы новые нестандартные высокочувствительные методы, позволяющие не только исследовать механизмы и кинетику разрушения на разных (особенно на начальных) стадиях, но и определять характеристики вязкости разрушения.

Актуальность диссертационной работы подтверждается её выполнением в рамках договоров и контрактов НИТУ «МИСиС», с предприятиями Госкорпорации «Росатом» и Топливной компании «ТВЭЛ» по направлениям, определенным ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», корпоративной Программой «Обеспечение потребностей атомной энергетики и промышленности конкурентоспособными циркониевыми материалами и изделиями», рассчитанной на 2009-2015 годы, а также при финансовой поддержке Российского Фонда Фундаментальных Исследований (проект № 08-03-00490-а) и Министерства образования и науки Российской Федерации (проект №2.1.2/14024).

Цель работы

Исследование деформации и сопротивления разрушению тонкостенных оболочечных труб из модифицированных сплавов циркония в сравнении со сплавами штатных составов в различном структурном состоянии, определение характеристик сопротивления разрушению при различных условиях нагружения для уточнения химического состава и деформационно-термической обработки оболочечных труб.

Основные задачи:

1. Разработать методики и провести' испытания по оценке запаса пластичности и трещиностойкости тонкостенных оболочечных труб из циркониевых сплавов Э110 и Э635 различного химического состава, определить характеристики пластичности и трещиностойкости новых модификаций сплавов циркония в различных условиях нагружения.

2. Определить факторы, ограничивающие пластичность и трещиностойкость оболочечных труб из циркониевых сплавов Э110, Э635 и их модификаций в состоянии поставки, при КРН в среде метанол-йод, а также после высокотемпературного окисления в паре (испытания типа LOCA).

3. Изучить механизмы и кинетику КРН модифицированных сплавов циркония и определить влияние коррозионных повреждений на вязкость разрушения оболочечных труб.

Научная новизна работы:

1. Разработаны новые методики определения характеристик пластичности и трещиностойкости тонкостенных труб из циркониевых сплавов, что позволило выявить основные факторы, ограничивающие их пластичность и трещиностойкость, в том числе, после агрессивного воздействия коррозионной среды и высокотемпературного окисления.

2. Впервые при испытании образцов труб внутренним давлением с измерением акустической эмиссии от старта трещины определены характеристики вязкости разрушения тонкостенных труб из новых модификаций циркониевых сплавов в состоянии поставки, после КРН-испытаний и высокотемпературного окисления в паре.

3. Показано, трубы из сплава Э1 ЮМ в состоянии поставки при прочности в 1,3 раза выше, чем для труб-из сплава Э110, характеризуются^ сравнимой с ним деформационной способностью. При этом вязкость разрушения труб из сплава Э1 ЮМ в 3 раза ниже, чем для сплава Э110.

4. Показано, что при одинаковых условиях КРН-испытаний для труб из сплава Э110М время до начала разрушения в 2 раза меньше, а количество и площадь коррозионных дефектов в 1,5 раза больше, чем для сплава Э1Ю при одинаковом механизме разрушения. Образование и накопление коррозионных дефектов в образцах труб из сплавов Э1Ю и Э110М при КРН-испытаниях в течение 8 часов не повлияло на их трещиностойкость.

5. Впервые определены количественные характеристики структуры, изломов и трещиностойкости Кс образцов труб из модифицированных сплавов Э110М, Э635М и Э1ЮГ после высокотемпературного окисления в паре в сравнении со штатными составами сплавов.

6. Показано, что основными факторами, ограничивающими пластичность и трещиностойкость сплавов после высокотемпературного окисления являются: доля крупных участков обогащенной кислородом а^г- фазы, доля структуры типа «корзиночное плетение» и содержание выделений водородосодержащей гидридной фазы в «ех-(3»-слое. Уменьшение суммарного содержания примесей в сплавах уменьшает степень охрупчивания труб.

Практическая ценность работы

1. Разработанные методики испытаний на растяжение и статическую трещиностойкость с измерением АЭ использованы при исследовании механических свойств и разрушения циркониевых оболочечных труб для оптимизации их химического состава и микроструктуры, обеспечивающих необходимую технологическую пластичность и трещиностойкость при сохранении комплекса коррозионных и других механических свойств.

2. Результаты работы использованы для совершенствования режимов деформационно-термической обработки труб из новых модификаций циркониевых сплавов Э110 и Э635.

3. Результаты исследований будут использованы при разработке новых усовершенствованных модификаций циркониевых сплавов для элементов ТВС, что позволит обеспечить высокое сопротивление разрушению при их изготовлении и эксплуатации в реакторах нового поколения в условиях запланированных высоких нагрузок.

Заключение диссертации по теме «Металловедение и термическая обработка металлов», Белов, Владислав Алексеевич

Выводы

1. Разработаны и применены методики определения характеристик пластичности и трещиностойкости тонкостенных оболочечных труб из циркониевых сплавов при нагружении образцов внутренним давлением и регистрации старта трещины по измерениям акустической эмиссии. Определены значения вязкости разрушения Кс и Зс оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635 и их модификаций* в состоянии- поставки, после испытаний на КРН в йодсодержащей среде и после высокотемпературного окисления в паре.

2. Прямым сопоставлением значений истинной равномерной деформации и показателя степени деформационного упрочнения» при* растяжении^ образцов труб показано, что в состоянии поставки образцы труб из сплава Э110М при прочности в 1,4 раза выше, чем, для труб-из сплава Э110, характеризуются сравнимой с ним деформационной' способностью. При этом вязкость разрушения Кс труб из.сплава Э1 ЮМ в 1,5 раза ниже, чем для сплава Э110:

Образцы труб из сплавов Э635 и Э635М в состоянии поставки имеют близкие характеристики.пластичности и статической трещиностойкости.

3. Совместным анализом* АЭ1 и коррозионной повреждаемости определены различия^ в сопротивлении коррозионному разрушению под напряжением (КРН) в среде метанол-йод образцов труб из сплавов штатного и модифицированного составов. Показано, что при одинаковых условиях КРН-испытаний для труб из сплава Э110М время до начала разрушения в 2 раза меньше, а количество и площадь коррозионных дефектов (питтингов, трещин и зон ЗГР) в 1,5 раза больше, чем для сплава Э1Ю при одинаковом механизме разрушения.

Образование и накопление коррозионных дефектов в образцах труб из сплавов Э1Ю и Э110М при КРН-испытаниях в течение 8 ч не повлияло на значения вязкости разрушения Зс.

4. Определены количественные характеристики структуры, изломов и трещиностойкости Кс образцов труб из модифицированных сплавов Э110М,

Э110Г и Э635М в сравнении со штатными составами сплавов после высокотемпературного окисления в паре при Т = 1100 °С и ЛГО = 18 %. Показано, что основными структурными факторами, ограничивающими пластичность и трещиностойкость сплавов после высокотемпературного окисления, являются: доля крупных участков обогащенной кислородом а^г-фазы, доля структуры типа «корзиночное плетение» и содержание выделений водородосодержащей гидридной фазы в «ех-р»-слое. Уменьшение суммарного содержания примесей в сплаве Э110Г на основе губки уменьшает степень охрупчивания труб.

5. Установлено, что трещиностойкость Кс труб из сплава Э110М после высокотемпературного окисления в 1,5 раза ниже, а из сплава Э110Г в 1,6 раза выше по сравнению со сплавом Э110 штатного состава.

6. Показано, что изменение химического состава сплавов Э635М и содержания примесей в сплаве Э110Г по сравнению со сплавами штатного состава не повлияло на пластичность и трещиностойкость труб в состоянии поставки и после КРН-испытаний.

7. Установленные зависимости пластичности и статической трещиностойкости, структуры и изломов образцов труб из новых модификаций циркониевых сплавов использованы для совершенствования химического состава и технологии их деформационно-термической обработки при изготовлении тонкостенных труб.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Белов, Владислав Алексеевич, 2011 год

1. Займовский A.C., Никулина A.B., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике.- М: Энергоатомиздат, 1994, с. 256.

2. G.P. Sabol. ZIRLO-An Alloy Development Success. Journal of ASTM International, February 2005, Vol. 2, No.2, Paper ID JAI12942.

3. H.K. Yueh, R.L. Kesterson, et. al. Improved ZIRLO Cladding Perfomance through Chemistry and Process Modifications. Journal of ASTM International, June 2005, Vol. 2, No.6, Paper ID JAI123441

4. Бескоровайный H. M., Калин Б. А., Платонов П. А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1995, с. 618.

5. Никулина A.B. Циркониевые сплавы в атомной энергетике/ТМиТОМ №11,2004, с. 8-12.

6. С.А. Никулин*. Перспективные конструкционные сплавы для атомной энергетики. В книге «Новые материалы». Москва: МИСиС, 2002, с. 360-371

7. Фазовые диаграммы двойных металлических систем. Москва, Машиностроение, 2000^ Том 3, книга 2, с. 356-358.

8. Решетников Ф. Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов.-М.: Энергоиздат, 1995, с. 95.

9. Дуглас Д., Металловедение циркония. М.: Атомиздат, 1975, с. 411.

10. A.B. Никулина, Н.Г. Решетников, П.В. Шебалдов и др. Технология изготовления канальных труб из сплава Zr-2,5%Nb, установленных в реакторах РБМК/ВАНТ, Сер. Материаловедение и новые материалы. 1990. Вып. 2(36), с. 46-54.

11. А. В. Добромыслов, Н.И. Талуц. Структура циркония и его сплавов. -Екатеринбург: УрО РАН, 1997.

12. М.И. Солонин, Ю.К. Бибилашвили, А.В. Никулина, В.А. Маркелов. Цирконий-ниобиевые сплавы для оболочек твэлов и. ТВС энергетических реакторов и установок типа ВВЭР и РБМК. Избранные труды ВНИИНМ, 2002, с. 65-71.

13. Никулина А.В. Циркониевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением //МиТ©М, 2003, №8, с. 7-13.

14. W.W. Stephens. Extractive Metallurgy of Zirconioum 1945 to the Present //Zirconium in the Nuclear Industry: Sixth International Conference, ASTM STP 824, D.G. Franklin and R.B. Adams, Eds., American Society for Testing and Materials. 1984, p. 5-36.

15. S. Doriot, D. Gilbon, et. al. Microstructural Stability of M5 alloy Irradiated up to High Neutron Fluences. Journal of ASTM International, July/August 2005, Vol. 2, No.7, Paper ID JAI12332.

16. J.P. Mardon, D. Charquet, J.L. Aubin et al. Industrial Development and Irradiation Performance of M5™ Alloy. 13th International Symposium on Zirconium in the NuclearJndustry, June 10-14, 2001, Annecy, France. Program and Abstracts, p. 66-67.

17. J.P. Mardon, A. Frichet, et. al. The M5 fuel rod cladding. International Top. Meeting TopFuel99, LWR Nuclear Fuel Highlights at the beginning of the third Millenium. 1999, Sept, p. 407-414'.

18. G.L. Garner, J.P. Mardon. Performance of alloy M5 lead assemblies after 3 cycles in a high DyTV U.S. Reactor. Int: Symposium., Fontervraud 5, Sept. 2002.

19. Y. Etoh, S. Shimada et. al. Development of new zirconium alloys for- aBWR. ASTM STP 1295,1996, p. 825-848.

20. J.P. Mardon, G. Garnner, et. al. Update on the development on advanced zirconium alloys for PWR fuel rod cladding, Int. Top. Meeting on LWR Fuel Perfomance, Portland, 1997, p. 405-412.

21. A.M. Garde, G.P. Smith, et.al. In-PWR irradiation performance of dilute Tin-Zirconium advance alloys, Int. Symposium of Zirconium in the Nuclear Industry. ASTM STP 1423,2001, p. 490-504.

22. A.K. Шиков, А.Д. Никулин, В .А. Никулина и др. Современное состояние и перспективы развития производства циркония и его сплавов и изделий из них //Физика и химия обработки материалов. 2001, № 6, с. 5—14.

23. A.V. Nikulina, V.A. Markelov,M:M.Peregudet.al.Zirconium Alloy E635 as a Material for Fuel'Rod Cladding and other components ofWER and RBMK Cores. "Zirconium in the nuclear industry"-11th International Symposium, STP 1295,1996, p. 785-804.

24. Гончаров В. И. Влияние структуры на деформацию и сопротивление разрушению сплава Zr-l%Nb-l ,3%Sn-0;4%Fe применительно к изготовлению изделий активной зоны. атомных реакторов: Дисс. канд. техн. наук.-М., 1994. .

25. J.R. Theaker, R. Chonbey, et. al. Fabrication of Zr-2,5Nb pressure tubes tothminimize the harmful effects of trace elements; 12 International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1245,1994, p. 221-242.

26. O.C. Иванов, A.C. Адамова,.E.M. Тарараева, И.А. Трегубов. Структура циркониевых сплавов. Москва, Наука, 1973.

27. F. Cazarolli, H. Stehle, E.Steinberg. Behaviour and properties of Zircaloys in power reactors. A short review of pertinent aspects in SIEMENS LWR Fuel. 11th Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, STP 1295, 1995, p. 12-34.

28. M. Limback, T. Andersson. A model for the analysis of the effect of finalLannealing on the in- and out-of-reactor creep behaviour of Zircaloy cladding. 11 International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1295 (1995), p. 448-460.

29. S.P. Pati, P. Jourdain, et. al. Performance of standard and advanced fuel rod cladding for high burn up applications in PWRs. International-Top. Meeting on LWR Fuel performance, (1994), p. 286-295.

30. M.M. Peregud, A.V. Nikulinaet. al. E635 alloy cladding tube properties as dependent on its chemical" composition and structure. 12 International symposium on Zirconium In the Nuclear Industry, 1998.

31. A.B. Никулина, B.H. Шишов, В.Ф. Коньков, A.E. Новоселов, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский. Цирконий ниобиевые сплавы для» элементов активных зон реакторов с водой под давлением. ВАНТ, Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2003, Вып. 1(61), с. 16-31.

32. Б. Г. Парфенов, B.B. Герасимов, Г.И. Бенедиктова. Коррозия циркония и его сплавов. Атомиздат, 1967.

33. Сох В., Wood J. С. Iodine induced cracking of zircaloy fuel cladding// Corrosion Problems in Energy Conversion and Generation. 1974, p. 275

34. B. Cox. Pellet-Clad Interaction (PCI) Failures of Zirconium Alloy Fuel Cladding-A review. Journal of Nuclear materials 172, 1990, p. 249-292.

35. Стеклов О. И. Стойкость материалов и конструкций к коррозии под напряжением. М.: Машиностроение, 1990, с. 263.

36. Исаев Н.И. Теория коррозионных процессов.-М. Металлургия, 1997, с. 270.

37. T.Kido, Y. Senda ae.al. Quantitative assessment of irradiation effect on creep and corrosion properties of Zr-base alloys. ASTM STP 1423,2002, pp. 780-794.

38. G.P. Sabol et. al. In-reactor corrosion performance of ZIRLO and Zircaloy-4. 10- th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, 1994, ASTM STP 1245, p. 724-744.

39. J. Bohmert, M. Dietrih, J. Linek. Comparative studies on high-temperature corrosion of ZrlNb and Zircaloy-4. Nuclear Engineering and Design 147 (1993), p. 53-62.

40. B.B. Новиков. Механизм йодного растрескивания циркониевых оболочек. Атомная энергия, т. 71, вып. 1., июль 1991, с. 33-38.

41. Iodine Induced Stress Corrosion Cracking of Zircaloy Fuel Cladding Materials. International Atomic Energy Agency. LAEA-TECDOC-1185, November 2000, p. 165.

42. B.B. Новиков. Механизм йодного растрескивания циркониевых оболочек. Атомная энергия, т. 71, вып. 1., июль 1991, с. 33-38.

43. В. Сох. Environmentally-Induced Cracking of Zirconium Alloys-A review. Journal of Nuclear materials 170, 1990, p. 1-23.

44. В.В. Новиков. Оценка сопротивления разрушению при коррозии под напряжением материалов оболочек твэлов. //Заводская лаборатория. 1985. Т. 51. Вып. 3. с. 67-70.

45. Yu. К. Bibilashvili, A.V. Medvedev, В. I. Nesterov, V.V. Novikov, V.N. Golovanov, S.G. Eremin, A.D: Yurtchenko. Influence of Irradiation on KjScc of Zr-l%Nb claddings. Journal of Nuclear Materials-280 (2000), p. 106-110.

46. Yu.K. Bibilashvili, Yu.N. Dolgov, B.I. Nesterov, V.V. Novikov. Propagation of stress corrosion cracks in Zr-l%Nb claddings. Journal of Nuclear Materials 224 (1995), p. 307-310.

47. Li Peizhi, Zhu Hongyao et al. Effect of Alloying Elements on the Corrosion Resistance of Zr-Nb System Alloys. "Zirconium in. the nuclear industry"-12th International Symposium; 2000, ASTM Abstracts, p. 103-104.

48. C.A. Никулин, А.Б. Рожнов. Коррозионное растрескивание циркониевых оболочечных труб (обзор). I. Методы исследования и механизмы разрушения//МиТОМ, №2,2005, с. 31- 39:

49. G.A. Никулин, А.Б. Рожнов. Коррозионное растрескивание циркониевых оболочечных труб (обзор). II. Влияние внешних факторов воздействия, структуры и свойств сплавов. МиТОМ, №9, 2005, с. 30-37

50. Б.Г.Парфенов и Г.А.Некрасова. Поведение оболочек ТВЭЛов в условиях аварии с потерей теплоносителя: обзорная информация. Цирконий в атомной промышленности. Вып.9. АИНФ567.М.: ЦнииАтоминформ . — 1982, с. 52.

51. М.И. Солонин, Ф.Г. Решетников, А.Г. Иолтуховский, А.В: Никулина. Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетических установок //Физика и химия обработки материалов. 2001, №4, с. 17-27.

52. С.А.Никулин, В.Г. Ханжин, А.Б.Рожнов, В.А. Белов. Поведение циркониевых оболочечных труб твэлов атомных реакторов в экстремальных эксплуатационных условиях.// Металловедение и термическая обработка металлов №5. 2009, с. 32-39.

53. A.R. Massih, T. Andersson, P. Witt, M. Dahlback, M. Limback. Effect of quenching rate on the ß-to-a phase transformation: structure in zirconium alloy. Journal of Nuclear materials 322 (2003), p. 138-151.

54. H-J. Sell, E. Ortlieba. Effects of Alpha-Beta Transformation* on high temperature (LOCA) Creep Behavior of Zr-Alloys. Zirconium in the Nuclear Industry: 13th Int. Symposium, ASTM STP 1423,2002, p. 658-672.

55. L. Portier, Th. Bredel, et. al. Influence of Long Service Exposures on the Thermal-Mechanical Behavior of Zy-4 and M5 Alloys in LOCA Conditions. Journal of ASTM International, Febraury 2005, Vol., No.2, paper ID JAI124468.

56. M. Ozava, Т. Takahashi, Т. Homma, К. Goto. Behavior of Irradiated Zircaloy-4 Fuel Cladding Under Simulated LOCA Conditions. Zirconium in the Nuclear Industry: 12 th Int. Symposium, ASTM STP 1354,2000, p. 279-299:

57. Нее M. Chung. Fuel behavior under loss-of-coolant accident situations //Nuclear engineering and technology. 2005, v. 40, №4, p. 327-362.

58. L. Yegorova, K. Lioutov, N. Jouravkova, A. Konobeev, V. Smirnov, V. Chesanov, A. Goryachev. Experimental Study of Embrittlement of Zr-l%Nb WER Cladding under LOCA-Relevant Conditions. Washington; U.S. Nuclear Regulatory Commission; 2005, p. 274.

59. C. Grandjean, G. Hache. A state of the art review of past programme devoted to fuel behavior under loss of coolant condition. Part 3. Cladding Oxidation Resistance-to Quench and Post-Quench Loads. 2008.

60. ГОСТ 25.506-85 Расчеты- и испытания на- прочность. Методы механических испытаний. металлов. Определение характеристик трещиностойкости (вязкости разрушения) при статическом, нагружении. М. Издательство стандартов; 2005, с. 38.

61. Begley JlA., Landes J.D. The J-integral as a fracture criterion. In: Fracture Toughness, Part II, ASTM STP 514,1972, p.1-20.

62. Landes J.D., Begley J.A. The1 effect of specimen geometry on Jic.— In Fracture Toughness, Part II, ASTM STF514,1972, p. 24-39.'74'. Бекофен. В. А. Процессы деформации.-М.: Металлургия. 1977. с. 288.

63. Ludvik P. Elements der Technologischen*Mechanik.-Berlin: Springer, 1909, s. 32.

64. Hollomon J. H. Tensile defoimanion // Trans. AIME.-l945. v. 162. p. 268-290.

65. Swift H. W. Description of stress-strain curves // J. Mech. Phys. Solids.-1952v. 1, №1. p. 1-7.

66. Грешников В.А., Дробот Ю.Б. Акустическая Эмиссия.-М.: Атомиздат, 1976, с. 287.

67. Семашко Н.А., Шпорт В.И., Марьин Б.Н. и др. Акустическая эмиссия в экспериментальном материаловедении. М.: Машиностроение, 2002.

68. В.Г. Ханжин, С.А. Никулин. Применение метода акустической эмиссии при испытаниях материалов для ядерной энергетики. Учеб. Пособие. — М.: МИСиС, 2007, с. 95.

69. В. Lustman, F. Kerze. The Metallurgy of Zirconium. New-York-Toronto-London, 1955.

70. Г.А. Некрасова, Б.Г. Парфенов, A.C. Пиляев, Г.П. Клыпина, И.Г. Шутько. Цирконий в атомной промышленности. Выпуск 10. Ползучесть и радиационный рост циркониевых сплавов при> облучении. Москва, ЦНИИатоминформ, 1982.

71. Сох В. Reviews on coatings and corrosion // Ed: J. Yahalon. V. 1. № 4.-Freund.-Tel Aviv, 1975. p. 366.

72. P. Jacques, F. Lefevbre, C. Lemaignan: Deformation-Corrosion Interaction for Zr Alloys during I-SCC Crack Initiations. Part I: Chemical Contributions. Journal of Nuclear materials 264 (1999), p. 239-248.

73. V. Grigoriev, R. Jakobsson. Delayed Hydrogen Cracking and> J-integralth

74. Measurements on Irradiated^ BWR Gladding; 14- International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, Journal of ASTM International, p. 711-726, 2004.

75. V. Grigoriev, B. Josefsson, B.Rosborg. Fracture toughness of zircaloy cladding tubes. 11th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1295,1996, p: 431-447.

76. V. Grigoriev, K. Petterson and S.Andersson. Influence of Texture on the Fracture Toughness of Unirradiated Zircaloy Cladding. 12 International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP '1354, 2000, p. 303-315.

77. С.А. Никулин, В.Г Ханжин, А.Б. Рожнов, А.В. Бабукин, В.А. Белов. Методы анализа процессов деформации и разрушения тонкостенных изделий из сплавов с низкой прочностью. Металловедение и термическая обработка металлов, 2005, №5, с. 43-50.

78. Rice J.R. Fracture An Advanced Treatise (edited by H.Liebovits), Academic Press, New York ,191,1968.

79. Хеллан К. Введение в механику разрушения. Пер. с англ. — М.: Мир, 1988; с. 364.

80. Ландау Л.Д., Ахиезер А.И., Лифшиц Е.М. Курс общей физики. Механика и молекулярная физика. Изд. «Наука». Главная редакция физико-математической литературы, 1969, с. 400.

81. FOGT Г1701-84 Металлы. Метод испытания на растяжение тонких листов и лент. М: Издательство стандартов. 1985. с. 16:

82. Рожнов А.Б., Белов В.А., Никулин С.А., Ханжин В:Г. Коррозионное растрескивание под напряжением циркониевых оболочечных, труб. Часть I. Экспресс-метод локальных КРН испытаний. Деформация и разрушение материалов, №6, Москва, 2009, с. 44-48.

83. К. Takeda, Н. Anada. Mechanism of Corrosion Rate Degradation*Due to Tin. "Zirconium in the nuclear industry"-^111 International-Symposium, 2000; p. 592-608.

84. ГОСТ 5639-82 Стали и. сплавы. Методы выявления и определения величины зерна. М. ИПК Издательство стандартов. 2003. с. 39.

85. S.A. Nikulin, А.В. Rozhnov, V.A. Belov, N.V. Lyaschenko, A.V. Nikulina, A.V. Margin. Influence of Structure Changes in El 10 Alloy Claddings on Ductility Loss Under LOCA Conditions. Journal of ASTM International, Vol. 5, No. 8, 2008, p. 231-247.

86. Masatoshi Kuroda, Shinsuke Yamanaka, Fumihisa Nagase, Hiroshi Uetsuka. Analysis of the fracture behavior of hydrided fuel cladding by fracture mechanics. Nuclear Engineering and Design 203 (2001) p. 185-194.