Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности ТВЭЛОВ, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.01, доктор технических наук Маркелов, Владимир Андреевич

• Маркелов, Владимир Андреевич
• доктор технических наук
• 2010

Оглавление диссертации доктор технических наук Маркелов, Владимир Андреевич

Список сокращений и условных наименований.

Общая характеристика работы.

Глава 1. Требования к функциональным свойствам сплавов циркония для водоохлаждаемых реакторов и направления совершенствования сплавов.

1.1 Промышленные сплавы циркония и тенденции их развития.

1.2 Условия работы оболочек твэлов и требования к их материалу.

1.3 Целевые функции силовых элементов каркаса TBC корпусных реакторов под давлением.

1.4 Требования к трубам давления канальных реакторов.

1.5 Направления совершенствования состава и структуры сплавов циркония.

Глава 2. Материалы и методы исследования.

2.1 Исследованные сплавы и материалы.

2.2 Методы исследований и их развитие.

2.2.1 Металлография и электронная микроскопия.,.

2.2.2 Определение текстуры.

2.2.3 Кратковременные механические испытания.

2.2.4 Испытания на ползучесть и радиационный рост.

2.2.5 Коррозионные испытания и высокотемпературное окисление.

2.2.6 Испытания на вязкость разрушения.

2.2.7 Испытания на ЗГР.

2.2.8 Развитие способа регистрации трещины в испытаниях на вязкость разрушения и ЗГР.

Выводы по главе 2.

Глава 3. Совершенствование сплава Э110 и оболочечных труб для твэлов реакторов ВВЭР и PWR.

3.1 Применение губчатого циркония в качестве основы сплава Э110.

3.2 Влияние иодидного и электролитического циркония на высокотемпературное окисление сплава Э110.

3.3 Оболочечные трубы для твэлов с увеличенной загрузкой топлива.

3.4 Влияние кислорода и железа на свойства оболочек твэлов из сплава Э110.

3.5 Оптимизация состава сплава Э110.

3.6 Обоснование состава и освоение сплава Э1 ЮМ.

Выводы по главе 3.

Глава 4. Оптимизация состава и структуры сплава Э635 для силовых элементов TBC. Обоснование состава и применения сплава

Э635М.

4.1 Формирование структурно-фазового состояния изделий из сплава Э635.

4.2 Роль интерметаллидов в вязкости разрушения и пластичности сплава Э635.

4.3 Влияние содержаний железа и ниобия на фазовый состав сплава Э635.

4.4 Структура и свойства сплава Э635 с добавками хрома.

4.5 Влияние закалки на стадии холодной деформации на структуру и сопротивление разрушению сплава Э635.

4.6 Влияние параметров холоднопрокатного передела на структуру и свойства сплава Э635.

4.7 Практика повышения пластичности и вязкости изделий из сплава Э для TBC ВВЭР-1000.

4.7.1 Оптимизация схемы обработки труб для направляющих каналов и центральной трубы TBC.

4.7.2 Совершенствование структурно-фазового состояния полосы для уголков жёсткости каркаса ТВСА.

4.8 Особенности структуры и свойств сплава Э635 под облучением.

4.9 Обоснование состава и опытно-промышленное освоение сплава

Э635М.

Выводы по главе

Глава 5. Совершенствование материала труб давления канальных реакторов

5.1 Вязкость разрушения труб давления.

5.2 Замедленное гидридное растрескивание.

5.3 Повышение стойкости к ЗГР труб давления реактора CANDU.

5.4 Стабилизация структуры и свойств труб ТК РБМК из сплава Э125.

Выводы по главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности ТВЭЛОВ, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива»

Актуальность

Стратегией развития атомной энергетики России поставлена задача обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерного энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС [1-3]. При этом доминирующая роль отводится водоохлаждаемым энергетическим реакторам на тепловых нейтронах [2, 3], на которых базируется в настоящее время атомная энергетика во всём мире и в нашей стране. Рентабельность и конкурентоспособность водоохлаждаемых реакторов зависят от эффективности использования топлива, определяемой глубиной достигнутого выгорания и эксплуатационной гибкостью топливного цикла [4, 5]. К числу наиболее важных факторов, определяющих работоспособность и безопасность твэлов и TBC при высоких выгораниях, относится уровень функциональных свойств циркониевых сплавов, из которых эти и другие конструкционные элементы A3 изготавливаются.

В реакторах ВВЭР-1000 существенной проблемой является прогиб бесчехловых TBC из-за недостаточной жёсткости конструкции, достигающий в TBC предыдущих поколений ~ 30 мм [6], что приводит к затруднению аварийного срабатывания органов регулирования СУЗ, замедляет транспортно-технологические операции при перегрузке кассет и снижает технико-экономические показатели эксплуатации реактора. Для решения проблемы искривления A3 разработаны TBC нового поколения (ТВСА и ТВС-2), с использованием в качестве материала силовых элементов каркаса радиационно-стойкого сплава Э635, что потребовало оптимизации его состава и структурно-фазового состояния. Следующий шаг предусматривает внедрение высокоэффективных топливных циклов (18-24 месяца между перегрузками, увеличение загрузки урана) для повышения КИУМ реактора до 107 % NH0M на действующих АЭС с ВВЭР и перспективных энергоблоках проекта АЭС-2006, как основной реакторной технологии страны в обозримой перспективе [3-5]. Использование таких циклов сопровождается маневрированием мощностью до 100-20-100 %, увеличением длительности эксплуатации и выгорания топлива до 80 МВт-сут/кг U по твэлу (до внедрения TBC нового поколения выгорание по твэлу составляло 42 МВт-сут/кг U), повышением температуры оболочки твэла и увеличением паросодержания в теплоносителе [4-7]. Более жёсткие условия эксплуатации предъявляют повышенные требования к функциональным свойствам циркониевых сплавов и вызывают необходимость их совершенствования применительно к оболочкам твэлов и комплектующим каркаса новых TBC энергоблоков ВВЭР и АЭС-2006 [7-9].

За рубежом в наибольшей степени развиваются реакторы PWR [10], по концепции близкие к ВВЭР, в связи с чем, ГК «Росатом» и ОАО «ТВЭЛ» поставили задачу выхода на рынок этих реакторов с отечественной разработкой ТВС-КВАДРАТ [11, 12]. Решение задачи невозможно без использования в ТВС-КВАДРАТ конкурентоспособных сплавов циркония. Для этого российские сплавы по функциональным свойствам в условиях PWR должны не уступать своим зарубежным аналогам и обеспечить проектные параметры эксплуатации твэлов и TBC.

Развитие атомной энергетики связывается также с продлением ресурса действующих реакторов канального типа - РБМК и CANDU. При этом за рубежом разрабатываются более энергоёмкие и конкурентоспособные ядерные установки этого типа [13, 14]. Важнейшими элементами конструкции канальных реакторов являются трубы давления [15, 16] от целостности которых зависит нормальная эксплуатация и безопасность АЭС. Проектный ресурс канальных реакторов составляет 30 лет, однако трубы давления из сплавов циркония эксплуатируют меньше проектного срока [15-18]. Наблюдались случаи разгерметизации труб ТК и каналов СУЗ в реакторах РБМК [17, 19]. В ещё большей степени эта проблема характерна для труб давления CANDU [20, 21]. Поэтому задача совершенствования материала труб давления для канальных реакторов является исключительно важной.

Функциональные свойства сплавов циркония определяются их составом и структурой. В A3 реактора циркониевые компоненты претерпевают существенные структурно-фазовые изменения, приводящие к изменению механических свойств, коррозии, наводороживанию, формоизменению (радиационные ползучесть и рост) и взаимодействию с продуктами деления топлива [22]. Знание закономерностей таких изменений в зависимости от состава и исходной структуры сплавов циркония облегчает выбор материала для конкретного применения в качестве оболочки твэла, трубы давления или деталей каркаса TBC. При этом необходимо максимально использовать потенциал существующих и хорошо зарекомендовавших себя длительным опытом эксплуатации сплавов циркония, путём оптимизации и модернизации их легирующего, шихтового и примесного состава. В этом плане, большое значение имеет переход на циркониевую губку в качестве шихтовой основы сплавов циркония, требующий изучения и обоснования всего комплекса свойств сплавов. Переход на губку выгоден, в первую очередь, экономически, так как позволяет с меньшими затратами получать особо чистый Zr с содержанием Hf < 100 ppm [23], что важно для расширения поставок российского топлива на зарубежном рынке. Кроме этого, применение губки, как основы сплавов, стабилизирует и повышает стойкость к окислению и пластичность оболочки твэла в условиях проектных аварий LOCA, обеспечивая критерии безопасности [24, 25]. Не до конца также реализованы и возможности управления структурно-фазовым состоянием и кристаллографической текстурой сплавов циркония путём усовершенствования технологических процессов изготовления изделий.

Использование в полном объёме вышеуказанных возможностей в совершенствовании сплавов циркония и изделий из них для повышения работоспособности и безопасности твэлов, TBC и труб давления водоохлаждаемых реакторов в стратегии развития атомной энергетики России и определяет актуальность настоящей работы.

Актуальность диссертационной работы подтверждается выполнением её в рамках научных договоров и контрактов ОАО «ВНИИНМ», финансируемых ГК «Росатом» и ОАО «ТВЭЛ» по направлениям, определённым ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», ФЦП «Топливо и энергия» - «Программа развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 г.г. и на период до 2010 г.», отраслевой Программой «Эффективное топливоиспользование на АЭС в период 2008-2010 годы и на перспективу до 2015 года» и корпоративной Программой «Обеспечение потребностей атомной энергетики и промышленности конкурентоспособными циркониевыми материалами и изделиями», рассчитанной на 2009-2015 годы, а также в рамках международного сотрудничества по проекту МНТЦ №1635р.

Цель работы

Обеспечение работоспособности и безопасности твэлов, TBC и труб давления в активных зонах водоохлаждаемых энергетических реакторов типа ВВЭР, PWR, РБМК и CANDU с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива путём совершенствования состава и структурно-фазового состояния сплавов циркония, включая разработку новых модификаций сплавов и технологических схем изготовления изделий с высоким уровнем эксплуатационных свойств.

Основные задачи:

1) Определение направлений совершенствования состава и структуры сплавов циркония в обеспечение требований к функциональным свойствам, предъявляемых к оболочкам твэлов и силовым элементам каркаса TBC реакторов ВВЭР и PWR, и трубам давления реакторов РБМК и CANDU, применительно к увеличенным ресурсам и выгораниям топлива, и для конкурентоспособности этих изделий на зарубежном рынке.

2) Совершенствование состава, шихтовой циркониевой основы и структуры сплава Э110, повышение требований к геометрическим размерам и поверхностной обработке оболочечных труб для обеспечения безопасной эксплуатации твэлов с увеличенной загрузкой топлива в перспективных топливных циклах реакторов ВВЭР и в условиях ВХР реактора PWR.

3) Исследование влияния легирующих элементов и структурных факторов на сопротивление разрушению, радиационную стойкость и коррозию сплава Э635, и определение путей и способов управления этими характеристиками для применения сплава в качестве материала оболочек твэлов, труб давления и силовых элементов каркасов ТВСА и ТВС-2 для исключения искривления TBC нового поколения ВВЭР-1000.

4) Выявление основных факторов, определяющих вязкость разрушения и сопротивление ЗГР сплавов циркония. Разработка технологических схем изготовления усовершенствованных труб давления с повышенной стойкостью к ЗГР для реактора CANDU и труб ТК и каналов СУЗ со стабильной структурой и свойствами для реактора РБМК.

Научная новизна работы:

1. Установлены закономерности, дополняющие представления о влиянии кислорода и железа на механические свойства, ползучесть и коррозионную стойкость сплава Э110 на основе губчатого и электролитического циркония.

2. Обосновано и экспериментально подтверждено направление совершенствования сплава Э110 для оболочек твэлов водоохлаждаемых реакторов путём легирования кислородом и железом до 1500 ррт каждого в обеспечение конкурентных характеристик оболочек твэлов по радиационному формоизменению.

3. Впервые определены закономерности поведения при высокотемпературном окислении иодидного циркония как основы сплава Э110 и экспериментально обосновано его применение в качестве шихтовой составляющей при выплавке сплавов на губчатом цирконии для труб оболочек твэлов с требуемой пластичностью в проектных авариях типа LOCA.

4. Впервые выявлены два типа выделений второй фазы в сплаве Э635 -частицы фазы Лавеса - Zr(Nb,Fe)2 и Т-фазы - (Zr.NbbFe, количественное соотношение, размер, и распределение в матрице которых зависят от содержания железа и ниобия в сплаве и режимов его деформационной и термической обработки, и которые, наряду с рекристаллизацией, определяют вязкость разрушения, технологическую пластичность и коррозионную стойкость сплава.

5. Впервые показаны характерные особенности эволюции структурно-фазового состояния сплава Э635 под облучением при температурах 285-355 °С, связанные с диффузионной подвижностью железа, и обусловливающие повышенное упрочнение и сопротивление сплава радиационному формоизменению. В зависимости от флюенса и температуры железо выходит из частиц фазы Лавеса в матрицу, способствуя развитию процессов рекристаллизации сплава и сдерживанию образования дислокационных петель с <с>-компонентой. Одновременно с этим в объёме материала происходит выделение вторичных радиационно-индуцированных мелкодисперсных частиц.

6. Выделены основные факторы - текстура и прочность, определяющие вязкость разрушения и сопротивление ЗГР сплавов циркония, и установлены основные закономерности и количественные взаимосвязи между ними. Определены температурные зависимости и энергии активации скорости ЗГР для сплава Zr-2,5%Nb с различным структурно-фазовым состоянием и прочностью.

7. Впервые при испытаниях на вязкость разрушения и ЗГР материала труб давления и оболочек твэлов из сплавов циркония предложен способ регистрации роста трещины методом падения потенциала с использованием переменного электрического тока сети и сформулированы принципы создания на основе этого метода измерительной аппаратуры.

Практическая ценность и реализация результатов работы:

1. Усовершенствованные составы и структурно-фазовые состояния сплавов циркония использованы в конструкциях твэлов и TBC нового поколения для высокоэффективных топливных циклов с глубиной выгорания на уровне 70-80 МВт-сут/кги в действующих реакторах ВВЭР-1000 и перспективных энергоблоках АЭС-2006, а также для ТВС-КВАДРАТ реактора PWR.

2. Внедрены в серийное производство и эксплуатацию сплав Э110 с оптимизированным содержанием кислорода (600-990 ррт) и железа (250-700 ррт) (Э110 опт) и оболочечные трубы из этого сплава со шлифованной наружной поверхностью и повышенными требованиями к геометрическим размерам по ТУ 001.392-2006 для штатных твэлов и твэлов ВВЭР-1000 с увеличенной загрузкой топлива, что позволило:

- разработать высокоэффективные топливные циклы длительностью до 18 месяцев между перегрузками;

- стабилизировать проектный запас оболочек твэлов по сопротивлению формоизменению; повысить технико-экономические показатели и уровень экологии (ограничение применения травильных ванн) в производстве труб для оболочек твэлов;

- повысить эффективность (снижение усилий) сборки кассет ВВЭР-1000.

Экономический эффект от внедрения в производство оболочечных труб из сплава Э110 опт на основе губки по ТУ 001.392-2006 составил 29,87 млн. рублей в расчёте на блок реактора ВВЭР-1000 для АЭС «Темелин».

3. Рекомендовано и внедрено в производство применение иодидного циркония в качестве шихтовой составляющей при выплавке сплава Э110 опт на основе губки для оболочек твэлов в обеспечение требуемой пластичности при проектных авариях типа LOCA.

4. Результаты по оптимизации состава и структурно-фазового состояния сплава Э635 использованы при обосновании, постановке на производство и внедрении этого сплава в качестве материала силовых элементов каркаса TBC нового поколения ВВЭР-1000. В сочетании с другими конструкторскими решениями это обеспечило устойчивость к формоизменению и геометрическую стабильность новых TBC, и позволило ускорить транспортно-технологические операции при перегрузке кассет, что, в целом, существенно повысило технико-экономические показатели эксплуатации реактора.

Разработка и внедрение усовершенствованных техпроцессов изготовления центральных труб и труб для НК TBC ВВЭР-1000, а также полос для уголков жёсткости каркаса ТВСА из сплава Э635 позволили существенно увеличить выход годной продукции и получить экономический эффект на конец 2009 г. в размере ~ 480 млн. рублей. При этом исключены случаи растрескивания уголков в производстве каркасов ТВСА и повышена их эксплуатационная надёжность.

5. Разработаны технологические схемы получения труб давления САЫОи из сплавов 2г-2,5%ЫЬ и Э635 с повышенным сопротивлением ЗГР в обеспечение их работоспособности на проектный ресурс реактора. В ОАО «ЧМЗ» изготовлены усовершенствованные трубы полномасштабного размера по требованиям зарубежной спецификации и показана принципиальная возможность постановки на серийное производство изделий такой номенклатуры.

Разработанная технология применима для изготовления усовершенствованных труб ТК реактора РБМК из сплава Э125 с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами.

Для стабилизации механических свойств и повышения трещиностойкости штатных труб ТК и труб каналов СУЗ реактора РБМК разработан и рекомендован к внедрению способ их конечной обработки, обеспечивающий существенное повышение и выравнивание степени рекристаллизации материала.

6. Создан и применяется в ОАО «ВНИИНМ» при испытаниях на вязкость разрушения и ЗГР образцов изделий из сплавов циркония измерительный программно-аппаратный комплекс «АКОРТ-АССД», включающий «Аппарат контроля относительного размера трещины» методом падения потенциала с использованием переменного электрического тока сети и прибор «Автоматизированной системы сбора данных».

На защиту выносятся:

1. Результаты обоснования и внедрения в серийное производство и эксплуатацию сплава Э110 на штатной и губчатой основах с оптимизированным содержанием кислорода и железа и оболочечных труб из него, изготовленных по новым ТУ 001.392-2006 на трубы с повышенными требованиями к допускам на геометрические размеры и шлифованной наружной поверхностью, для штатных твэлов и твэлов ВВЭР-1000 с увеличенной загрузкой топлива.

2. Результаты исследований по высокотемпературному окислению в обоснование применения иодидного циркония в качестве шихтовой составляющей при выплавке слитков сплава Э110 на основе губчатого циркония для труб оболочек твэлов с требуемой пластичностью при проектных авариях типа 1ОСА.

3. Результаты исследований, дополняющие обоснование состава сплава Э110М, для промышленного освоения и применения в качестве материала оболочек твэлов ВВЭР-1000 и ТВС-КВАДРАТ реактора Р\Л/К.

4. Комплекс результатов исследований по взаимосвязи состава, структурно-фазового состояния, режимов деформационно-термической обработки и свойств сплава Э635 до и после облучения, позволивший:

- выявить структурные факторы сплава, определяющие его технологические и эксплуатационные свойства;

- оптимизировать состав сплава для применения в качестве материала силовых элементов TBC нового поколения (ТВСА и ТВС-2) ВВЭР-1000;

- усовершенствовать технологические схемы изготовления изделий (полосы, труб НК и ЦТ) для ТВСА и ТВС-2.

5. Результаты исследований в обоснование состава сплава Э635М и его применения для оболочек твэлов и труб НК TBC ВВЭР-1000 и ТВС-КВАДРАТ реактора PWR.

6. Количественные закономерности и взаимосвязи между параметрами вязкости разрушения, сопротивления ЗГР и характеристиками текстуры, структуры и прочности труб давления из сплавов циркония.

Температурные зависимости и энергии активации скорости ЗГР для труб давления из сплава Zr-2,5%Nb различного уровня прочности.

7. Способ деформационной и термической обработки при изготовлении труб давления CANDU из сплавов Zr-2,5%Nb и Э635 с получением изделий с повышенной стойкостью к ЗГР, стабильно высокой вязкостью разрушения и однородной прочностью по длине труб и экспериментальное обоснование применимости этого способа для труб ТК РБМК.

Способ конечной обработки труб ТК и труб каналов СУЗ из сплава Э125 реактора РБМК для повышения их трещиностойкости, стабилизации механических свойств и сопротивления ползучести за счёт повышения и выравнивания степени рекристаллизации материала.

Апробация работы

Основные результаты диссертации доложены и обсуждены на 3-й международной конференции «Эволюция микроструктуры в металлах под облучением» (г. Мускока, Канада, 1992), 11-м, 15-м и 16-м международных симпозиумах ASTM «Цирконий в атомной индустрии» (1995 - г. Гармиш, Германия; 2007 - г. Санривер, США; 2010 - г. Ченду, Китай), на 2-м семинаре «Ядерные материалы и технологии» (г. Тайджон, Ю. Корея, 1996), 1-й Европейской конференции по механике материалов «Локальные подходы к разрушению» (г.

Фонтенбло, Франция, 1996), российско-канадских семинарах (1998 - г. Торонто, Канада; 2001 - г. Анси, Франция), 4-й, 5-й, 9-й и 10-й конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 1995, 1997, 2007, 2009), 11-м международном симпозиуме по цирконию (г. Ксиан, Китай, 2000), 5-м и 6-м международных симпозиумах «Вклад в исследование материалов для решения проблем и повышения безопасности реакторов 1\Л/1Ч» (г. Фонтевро, Франция, 2002, 2006), 1-й, 2-й, 3-й, 4-й и 5-й Евразийских научно-практических конференциях «Прочность неоднородных структур» (г. Москва, 2002, 2004, 2006, 2008, 2010), 1-й и 4-й научно-практических конференциях материаловедов России (г. Звенигород - 2002, 2008), Международных конференциях по работоспособности топлива водоохлаждаемых реакторов (2005 - г. Киото, Япония; 2008 - г. Сеул, Ю.Корея), Международной конференции «ТорРие! 2006» (г. Саламанка, Испания,

2006), 5-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, 2007), 1-й, 2-й, 3-й Российских научных конференциях «Материалы ядерной техники» (г. Агой - 2003, 2005, г. Звенигород

2007), конференции НТК-2008 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (г. Москва,

2008), 6-й, 7-й и 8-й международных конференциях «Поведение топлива ВВЭР, моделирование и экспериментальная поддержка» (2005, 2007 - г. Альбена; 2009 -г. Хелена Ресорт, Болгария), российско-чешско-словацком научно-техническом семинаре «Опыт изготовления, эксплуатации и перспективы совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с реакторами типа ВВЭР» (г. Либерец, Чехия,

2009), международном семинаре «Расчетные и экспериментальные исследования поведения твэлов 1\Л/1Ч в условиях запроектных аварий и повторных заливов» (г. Москва - 2009),

Полученные результаты явились также составной частью работ, ставших лауреатами первой и двух вторых премий Бочваровского конкурса ОАО «ВНИИНМ» 1999, 2004 и 2006 годов.

Личный вклад автора

С 1985 г. проведение в качестве научного руководителя или ответственного исполнителя работ по изучению функциональных свойств и структуры циркониевых материалов во внереакгорных условиях и после реакторного облучения, совершенствованию составов и деформационно-термических обработок сплавов при изготовлении циркониевых изделий для твэлов и TBC водоохлаждаемых реакторов.

Непосредственное участие в выполнении комплекса исследований по изучению взаимосвязи состава, структурно-фазового состояния, режимов деформационно-термической обработки и свойств сплава Э635 до и после облучения. Полученные результаты позволили оптимизировать состав сплава Э635 и внедрить его для промышленного применения в качестве материала силовых элементов TBC нового поколения (ТВСА и ТВС-2) и оболочек твэлов для опытной эксплуатации в ВВЭР-1000.

Разработка и развитие отечественных методик испытаний образцов труб из сплавов циркония на ЗГР и вязкость разрушения по рекомендациям МАГАТЭ, определение основных факторов, обеспечивающих изделиям из сплавов циркония высокую вязкость разрушения и стойкость к ЗГР, и установление закономерностей их связывающих.

Научное руководство разработкой и внедрением в серийное производство и эксплуатацию сплава Э110 оптимизированного состава и усовершенствованных техпроцессов изготовления труб НК, ЦТ и полос из сплава Э635 для каркасов TBC нового поколения ВВЭР-1000.

Разработка технологической схемы, обеспечивающей трубам давления канальных реакторов повышенное сопротивление ЗГР, и научное руководство изготовлением и исследованиями полномасштабных труб.

Внесение непосредственного вклада в разработку патентов на сплав Э635 и способ его обработки, патенты на трубы давления, способы получения плоского профиля и термомеханической обработки труб из бинарных цирконий-ниобиевых сплавов.

Публикации

Основное содержание диссертации опубликовано в 50 статьях, 30 из которых в реферируемых журналах, рекомендованных ВАК; получено 7 патентов РФ и 5 приоритетов Европы, США, Японии, Ю.Кореи и Канады.

Структура и объём диссертации

Диссертация изложена на 278 страницах и состоит из введения, пяти глав и заключения, содержит 122 рисунка, 96 таблиц, библиографический список из 312 источников и приложение с актами об использовании результатов диссертационной работы.

Заключение диссертации по теме «Металловедение и термическая обработка металлов», Маркелов, Владимир Андреевич

Выводы по главе 5

1. С применением методик, рекомендованных МАГАТЭ, проанализированы вязкость разрушения и сопротивление ЗГР труб давления из сплавов гг-2,5%ЫЬ, Э125 и Э635 с различным составом, структурно-фазовым состоянием, текстурой, прочностью 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 ^¡Ь от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения (УАЗа при 250 °С для труб давления из сплавов гг-2,5%ЫЬ и Э125 возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении до 0,75. Вязкость разрушения труб давления из сплава Э635, помимо текстуры, существенно зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице.

3. Присутствие фтора до 5 ррт в сплаве 2г-2,5%1ЧЬ (Э125), изготовленном на основе смеси электролитического и иодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в сплаве 2г-2,5%ЫЬ 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 при 250 °С в логарифмических координатах линейно снижается, а пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР (К-ж) - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе.

Снижение скорости ЗГР и увеличение К-ж с уменьшением предела текучести сплава циркония сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины.

5. При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением отношения текстурных параметров ^¡Ь скорость ЗГР в логарифмических координатах линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а К-ш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6. Определены температурные зависимости скорости роста трещины и расстояния между бороздками в изломе при замедленном гидридном растрескивании сплава Ег-2,5%ЫЬ с различным структурно-фазовым состоянием и прочностью.

В сплаве с пределом текучести 600 МПа при 250 °С и наличием в структуре протяжённых прослоек (3-2г фазы энергия активации скорости ЗГР Оу составляет 43,8 Ы/то!. Снижение сго.г до 500 МПа при 250 °С с отсутствием в структуре прослоек (В-2г фазы повышает энергию активации скорости ЗГР Оу до 55 ки/то1.

Подтверждено, что скорость ЗГР регулируется диффузией водорода и, в соответствии с моделью ЗГР Кима, градиентом концентрации водорода между вершиной трещины и объёмом материала, показателем которого в изломах после испытаний на ЗГР является расстояние между бороздками.

Энергии активации для образования градиента концентрации водорода Одс/дх получены из температурных зависимостей расстояний между бороздками и по разности (Оу - Одс/дх) вычислены энергии активации диффузии водорода Он равные 31,2 и/то! и 46 и/то! в сплаве 1г-2,5%МЬ с прослойками [З-гг фазы и без них, соответственно.

7. Разработаны технологические схемы для изготовления усовершенствованных труб давления САШ11 из сплавов гг-2,5%ЫЬ и Э635 с повышенным сопротивлением ЗГР и однородной прочностью по длине, стабильно высокой вязкостью разрушения для трубы из сплава 2г-2,5%ЫЬ, коррозионной стойкостью и сопротивлением ползучести на уровне стандартной трубы давления. Характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры ^/^>0,75) и структурно-фазового состояния с наличием р-Иг фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава 2г-2,5%ЫЬ и дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Э635.

8. Ключевыми операциями для формирования текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САШи являются: закалка гильз из (а+(3)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+(3)/(3 и холодная прокатка в два этапа с общей деформацией более 70% и промежуточной термообработкой в ос-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода ос/(а+|3) для сплава Э635 или в (а+(3)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+р) для сплава 2г-2,5%ЫЬ.

9. В промышленных условиях ОАО «ЧМЗ» изготовлены полномасштабные усовершенствованные трубы давления САМРи из сплавов 2г-2,5%ЫЬ и Э635 и показана принципиальная возможность постановки на производство труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления САЫОи, выпускаемыми за рубежом. Результаты разработки запатентованы в России (Патент РФ № 2298042), Республике Корея (Патент РК № 10-0737700) и Канаде (Патент СА 2524754).

10. Разработанная схема для изготовления усовершенствованных труб давления САЫОи опробована при изготовлении труб ТК РБМК из сплава Э125 с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами.

Для стабилизации механических свойств и повышения трещиностойкости штатных труб ТК и труб каналов СУЗ РБМК разработан способ их конечной обработки, обеспечивающий существенное повышение и выравнивание степени рекристаллизации материала. Результаты разработки запатентованы (Патент РФ № 2037555) и рекомендованы к внедрению.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Научные положения и технологические приёмы по совершенствованию состава и структуры сплавов циркония (Э110, Э635 и Э125) и изделий из них, разработанные в диссертационной работе, вносят существенный вклад в решение научно-технической проблемы обеспечения работоспособности и безопасности твэлов, TBC и труб давления и эффективности их производства в стратегии развития водоохлаждаемых энергетических реакторов.

Основные научные и практические результаты диссертационной работы заключаются в следующем:

1. Для повышения работоспособности штатных твэлов и твэлов ВВЭР нового поколения с увеличенной загрузкой топлива в условиях длительных топливных циклов с выгоранием до 80 МВт-сут/кг1) разработаны и внедрены:

- Сплав Э110 оптимизированного состава по кислороду (600-990) ррт и железу (250-700) ррт (Э110 опт) на штатной шихтовой основе и на циркониевой губке;

- Оболочечные трубы 0 9,10x7,93 мм и 0 9,10x7,73 мм с повышенными требованиями к допускам на геометрические размеры и шлифованной наружной поверхностью по ТУ 001.392-2006;

Экономический эффект от внедрения в производство оболочечных труб по ТУ 001.392-2006 из сплава Э110 опт на основе губки для твэлов АЭС «Темелин» в расчёте на блок реактора ВВЭР-1000 составил 29,87 млн. рублей.

Сплав Э110 опт обоснован и рекомендован в качестве основного материала для оболочек твэлов реактора ВВЭР-1200 (АЭС-2006) и базового сплава для оболочек твэлов в техническом проекте ТВС-КВАДРАТ реактора PWR.

Состав сплава и способ термомеханической обработки труб запатентованы (Патенты РФ № 2141539 и № 2230134).

2. Иодидный цирконий как основа сплава Zr-1%Nb обеспечивает проектный запас оболочек твэлов по критерию пластичности (> 1%) после высокотемпературного окисления при авариях типа LOCA, что позволило внедрить его применение в качестве шихтовой составляющей при выплавке сплава Э110 опт на основе губки для оболочек твэлов.

3. Для повышения запаса по функциональным свойствам оболочек твэлов нового поколения в перспективных топливных циклах ВВЭР и обеспечения конкурентоспособности российского топлива на рынке PWR экспериментально обоснован и осваивается в опытно-промышленном производстве для опытной эксплуатации в ВВЭР-1000 сплав Э110М на основе губки с содержанием кислорода 1000-1500 ррт и железа 700-1500 ррт.

4. Выявлено наличие в структуре сплава Э635 выделений интерметаллидов двух типов: частиц фазы Лавеса - Zr(Nb,Fe)2 средним размером 0,1 мкм и крупных частиц Т-фазы - (Zr.Nb^Fe размером до 1,5 мкм, определяющих его технологические и эксплуатационные свойства.

4.1. Оптимизацией содержания железа и ниобия, а также режимов деформационной и термической обработок, можно изменять количественное соотношение фаз, размер, плотность и однородность распределения частиц в матрице и степень её рекристаллизации, и таким образом, управлять вязкостью, пластичностью и коррозионной стойкостью сплава Э635.

Полученные результаты использованы при патентовании состава сплава Э635 и способа получения изделий из него (Патенты РФ № 2032759 и №2032760).

4.2. Сплав Э635 оптимизированного состава внедрён в производство и эксплуатацию в качестве материала силовых элементов каркасов TBC нового поколения для ВВЭР-1000.

Повышение вязкости и пластичности сплава Э635 реализовано на практике при оптимизации технологических схем изготовления центральных труб и труб для направляющих каналов ТВСА и ТВС-2, и полосы для уголков жёсткости ТВСА.

Внедрение новых техпроцессов в производство позволило получить на конец 2009 г. экономический эффект на сумму ~ 480 млн. рублей (увеличение выходов годной продукции), исключить случаи растрескивания уголков при изготовлении каркасов ТВСА и повысить эксплуатационную надёжность TBC.

Результаты усовершенствования технологии изготовления полосы запатентованы (Патент РФ № 2261765).

4.3. Выявлены особенности структурно-фазовых изменений сплава Э635 при нейтронном облучении до флюенса 4,1 *1026 м"2 (Е>0,1 МэВ) в диапазоне температур 285-355 °С, связанные с диффузионной подвижностью железа и объясняющие высокую стойкость сплава к формоизменению в реакторе.

Установлено, что облучение в водно-химическом режиме ВВЭР-1000 ускоряет равномерную коррозию сплава Э635 с коэффициентом 3, по сравнению с автоклавами. Процесс ускорения коррозии не связан с выходом железа из фазы Лавеса под облучением.

5. Результатами коррозионных испытаний и исследований радиационных свойств дополнено обоснование состава сплава Э635М с повышенной стойкостью к равномерной коррозии по сравнению со сплавом Э635 при сохранении сопротивления формоизменению на его уровне.

Разработаны ТУ на слитки и ТС на трубы НК и прутки из сплава Э635М для ТВС-КВАДРАТ реактора Р\Л/1Ч и начато их опытно-промышленное освоение.

Сплав Э635М рекомендован для опытной эксплуатации в качестве оболочек твэлов и труб НКТВС реактора ВВЭР-1000.

6. Определены основные факторы - кристаллографическая текстура и прочность, обеспечивающие трубам давления из сплавов циркония высокую вязкость разрушения и стойкость к ЗГР.

Независимо от состава и структурно-фазового состояния циркониевого сплава с уменьшением его прочности скорость ЗГР линейно снижается, а К1Н -линейно возрастает. При сопоставимой прочности сопротивление ЗГР определяется текстурой и вязкостью сплава.

На температурную зависимость скорости ЗГР влияет прочность и структурное состояние циркониевого сплава. Энергия активации скорости ЗГР возрастает с уменьшением прочности и устранением в структуре сплава протяжённых прослоек (З-гг фазы.

7. Разработаны технологические схемы и изготовлены усовершенствованные трубы давления САШ11 из сплавов 2г-2,5%МЬ и Э635 с повышенным сопротивлением ЗГР, стабильно высокой вязкостью разрушения и однородной прочностью по длине, что обеспечивается текстурой с отношением интегральных параметров (^^>0,75 и структурно-фазовым состоянием с наличием фрагментированной (З^г фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава 7.x-2,5%ЫЬ и дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Э635.

Результаты разработки запатентованы в России (Патент РФ № 2298042), Республике Корея (Патент РК № 10-0737700) и Канаде (Патент СА 2524754).

Разработанная технология применима и для изготовления труб ТК РБМК из сплава Э125 с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами.

Для стабилизации механических свойств и сопротивления ползучести штатных труб ТК и труб каналов СУЗ РБМК разработан способ их конечной обработки, обеспечивающий повышение и выравнивание степени рекристаллизации материала труб. Результаты разработки запатентованы (Патент РФ № 2037555) и рекомендованы к внедрению.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Маркелов, Владимир Андреевич, 2010 год

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века // М.: ФГУП «ЦНИИатоминформ». 2001.

2. Асмолов В.Г. О выборе приоритетов, оптимальной стратегии и тактики инновационного развития крупномасштабной ядерной энергетической системы России // Росэнергоатом (ежемесячный журнал атомной энергетики России), № 5 май 2008 г. С. 16-21.

3. Троянов В.М., Лавренюк П.И., Молчанов В.Л. Ядерное топлива современное состояние и перспективы // Росэнергоатом (ежемесячный журнал атомной энергетики России), №5 май 2008 г. С. 22-27.

4. Vasilchenko I.N., Vyallitsin V.V., Mokhov V.A., Ryzhov S.B., Volkov S.E., Troyanov V.M., Molchanov V.L., Novikov V.V. Fuel for VVER-1200 New Russian Reactor // Proc. of Top Fuel 2009, Paris, France, September 6-10, 2009, Paper 2058, P. 1186-1192.

5. АН about nuclear energy / Nuclear reactors // AREVA Communications Department - April 2008. P. 43-70.

6. ТВС-квадрат новые перспективы // Наука-9, информационный бюллетень ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, апрель, 2008 г.

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

8. Millard J.W.F., Dimitrov L., Bajwa D. ACR-1000 Fuel Channel Developments // Presented at: International Conférence on Advances in Nuclear Materials: Processing, Performance and Phenomena ANM-2006, Mumbai, India, December 12-16, 2006.

9. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. С.632.

10. Coleman, С.Е., Cheadle В.А., Cann, C.D. and Theaker J.R. Development of Pressure Tubes with Service Life Greater Than 30 Years // Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, 1996, P. 884-898.

11. Платонов П.А., Рязанцев Е.П. Обзор программ исследования технологических каналов и каналов СУЗ реакторов РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 1990. Вып. 2 (36). С. 3-6.

12. Адамов Е.О., Балдин В.Д., Родченков Б.С., Черкашов Ю.М., Гарусов Ю.В., Еперин А.П., Лебедев В.И., Павлов М.А. Замена топливных каналов на 1-м энергоблоке Ленинградской АЭС // Атомная энергия. Т. 72. Вып. 3, март 1992.1. С. 221-227.

13. Perryman E.C.W. Pickering Pressure Tube Cracking Experience // Nuclear Energy, vol. 17, 1978. P. 95-105.

14. Некрасова Г.Ф. Опыт эксплуатации канальных труб в реакторах CANDU // Цирконий в атомной промышленности (обзор), М: ЦНИИ Атоминформ, 1985, Вып. 14. 36 с.

15. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. // Циркониевые сплавы в атомной энергетике, М.: Энергоиздат, 1981, 232 с.

16. Никулина A.B. Циркониевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением // Материаловедение и термическая обработка. 2003. №8. С. 7-12.

17. Никулина А.В. Циркониевые сплавы в атомной энергетике // Материаловедение и термическая обработка. 2004. №11. С. 8-12.

18. Самойлов О.Б. Результаты создания, эксплуатации и развития ТВС альтернативной конструкции для реакторов ВВЭР-1000 // Ядерное топливо для АЭС, ОАО «МСЗ». 2003. С. 2-6.

19. Sabol, G.P., Schoenberger, G. and Balfour, M.G. Improved PWR Fuel Cladding // Proc. IAEA Technical Committee Meeting on Materials for Advanced Water Cooled Reactors, International Atomic Energy Agency, Vienna, IAEA-TECDOC-665, 1992, P.122.

20. Sabol, G.P. ZIRLO™ An Alloy Development Success // Zirconium in the Nuclear Industry: Fourteenth International Symposium, ASTM STP 1467, 2006, P. 3-24 (Journal of ASTM international, February 2005, Vol.2, No.2, Paper ID JAI 12942).

21. Mardon J.P., Charquet D., Senevat J. Development of New Zirconium Alloys for PWR Fuel Rod Cladding // Proc. of the 1994 International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, West Palm Beach, Florida, April 17-24. 1994. P. 643-649.

22. Mardon J.P., Garner G., Beslu P., Charquet D., Senevat J. Update on the Development of Advanced Zirconium Alloys for PWR Fuel Rod Claddings // Proc. of the 1997 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Portland ,

23. Oregon, USA, March 2-6 .1997. P. 405-413.

24. Yamate K., Oe A., Hayashi M., Okamoto T., Anada H., Hagi S. Burnup Extention of Japanese PWR Fuels // Proc. of the 1997 International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Portland , Oregon, March 2-6, 1997, P. 318-325.

25. Goto K., Matsumoto S., Murata T., Miyashita T., Anada H., Abe H. Update on the Development of Japanese Advanced PWR Fuel // Proc. of the 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000, P. 457-470.

26. Takahashi T., Yamate K. Advanced Fuel Development for Burnup Extention // Proc. of the 1997 International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Portland , Oregon, March 2-6 ,1997, P. 550-554.

27. Wikmark G., Hallstadius L. and Yueh K. Cladding to sustain corrosion, creep and growth at high burn-up // 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 19-23, 2008, Renaissance Seoul Hotel, Seoul, Korea, Paper № 8077.

28. Watanabe S„ Kido T., Arakawa Y. "Performance of M-MDA™ cladding in the commercial reactor up to 73 GWd/tU" // 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 19-23, 2008, Renaissance Seoul Hotel, Seoul, Korea, Paper № 0000.

29. Tsuchiuchi Y., Wacamatsu R., Isobe T., Watanabe S., Takabatake H. Manufacturing and characterizations of J-alloy, high corrosion-resistant alloy for PWR fuel cladding tube // 2006 International Meeting on LWR Fuel Performance

30. Nuclear Fuel: Addressing the Future", 22-26 October 2006, Salamanca, Spain / Transactions Topfuel 2006 Poster Session II, P. 142-146.

31. Jeong Y.H., Park J.-Y., Baek J.-H., Kim K.-T. Development of High Corrosion Resistant Zirconium Alloys (HANA) // IAEA Technical Committee Meeting on behaviour of high corrosion Zr-based alloys, Buenos Aires, Argentina, October, 24-28, 2005.

32. Park J.-Y., Choi B.-K., Yoo S.-J., Jeong Y. H. Corrosion and Oxide Properties of HANA Alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Int. Symp. ASTM STP 1505. 2009. P. 471-485 (Journal of ASTM International, Vol.5, No. 5, Paper ID JAI101129).

33. Garzarolli F. Development of cladding materials for BWR and PWR fuel // 10th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems Water Reactors, 2002.

34. Fuchs H.P., Garzarolli F., Weidinger H.G., Bodmer R.P., Meier G., Besch O.-A., Lisdat R. Cladding and Structural Material Development for the Advance Siemens

35. PWR Fuel "FOCUS' // Proc. ANS-ENS Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Avignon, France, 1991, P. 682-690.

36. Swam L.F., Garzarolli F., Steinberg E. Advanced PWR cladding // International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 1994, P. 303-308.

37. Seibold A., Garzarolli F., Manzel R. Material Development for Siemens Fuel Elements // Light Water Reactor Fuel Performance Conference, April 10-13, 2000, Park City, Utah, USA, P. 526-536.

38. Garzarolli F., Holzer R., Waterside corrosion performance of light water power reactor fuel // Nucl. Energy, 31, 1992, P. 65-86.

39. Garzarolli F., Stehle H., Steinberg E. "Behavior and Properties of Zircaloys in Power Reactors: A Short Review of Pertinent Aspects in LWR Fuel" // Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, 1996. P. 12-32.

40. Seibold A., Garzarolli F., Steinberg E. Optimized Zry-4 with enhanced Fe and Or content and DUPLEX cladding the answer to corrosion on PWR // International KTG/ENS Topical Meeting on Nuclear Fuel, TOPFUEL 95, Germany, 2, 1995. P. 117-120.

41. Broy Y., Garzarolli F., Seibold A. and Van Swam L.F. Influence of Transition Elements Fe, Cr and V on Long-Time Corrosion on PWR // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium, ASTM STP 1354, 2000. P. 609-622.

42. Seibold A. and Garzarolli F. Influence of composition and condition on in-PWR behavior of Zr-Sn-Nb-FeCrV alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Thirteenth International Symposium, ASTM STP 1423, 2002. P. 743-757.

43. Goll W„ Hellwig Ch., Hoffmann P.B., Sauser W., Spino J., Walker C.T. U02 Fuel Behaviour at Rod Burn-Ups up to 105 MWd/kgHM // KTG-Fachtag «Status of LWR Fuel Development and Design Methods», Dresden/Germany 2006. P. 39-50.

44. Garzarolli, F., Manzel R., Reynolds R. S. A Decade Irradiation Experience with Duplex Cladding // Proc. of the 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000. P. 81-88.

45. Mardon J.P., Chrquet D. and Senevat J. Optimization of PWR Behavior of Stress

46. Relieved Zircaloy-4 Cladding Tubes by Improving the Manufacturing and Inspection Process // Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, 1994. P. 328-348.

47. Mardon J.P., Chrquet D. and Senevat J. Optimization of In-Reactor Behavior of PWR Zircaloy-4 Cladding Tubes // Proc. of KTG Fuel Conference Development of Materials for Fuel Elements in LWR, November 29-30, 1993, Karlsruhe, P. 97111.

48. Mardon J.P., Hoffmann Р.В., Garner G.L. High Burnup and Licensing of Alloy M5™ // Proc. of the 2005 International Meeting on LWR Fuel Performance, Kyoto, Japan, October 2-6, 2005, Paper 1086, P. 288-294.

49. Thomazet J., Dalmais A., Bossis P., Godlewski J., Blat M., Miquet A. The corrosion of the alloy M5™: an overview // IAEA Technical Committee Meeting on behaviour of high corrosion Zr-based alloys, Buenos Aires, Argentina, October, 24-28, 2005.

50. Foster J.P., Yueh H.K., Comstock R.J. ZIRLO™ Cladding Improvement // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Int. Symp. ASTM STP 1505, 2009. P. 457470 (Journal of ASTM International, Vol.5, No. 7, Paper ID JAM 01188).

51. Chapin D.L., Wikmark G., Maury C., Therache В., Claeys M., Gutierrez M.Q., Ruiz C.M.-R. Optimized ZIRLO Qualification Program for EDF Reactors // Proc. of Top Fuel 2009, Paris, France, September 6-10, 2009. P. 60-65 (Paper 2040).

52. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике // 2-е изд. , перераб. и доп. М.: Энергоиздат. 1994. 256 с.

53. Pickman D.O. Interaction between fuel pins and assembly components // Nuclear Engng. 1975. P. 120.

54. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors, IAEA Technical Reports Series No 388, IAEA, Vienna (1998).

55. Pan Z.L., Ritchie I.G., Puis M.P. The terminal solid solubility of hydrogen and deuterium in Zr-2.5Nb alloys // J. Nucl. Mat., 1996. V. 228. P. 227-237.

56. McMinn A., Darby E.C., Schofield J.S. The terminal solid solubility of hydrogen in zirconium alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium, ASTM STP 1354, 2000. P. 173-195.

57. Новиков В.В. Механизм йодного растрескивания циркониевых оболочек // Атомная энергия, 1991. Т. 71. Вып. 1. С. 33-38.

58. Armijo, J.S., Coffin, L.F. and Rosenbaum, H.S. Development of Zirconium-Barrier Fuel Cladding // Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP1245, Philadelphia, 1994. P. 3-18.

59. Васильченко И.Н. Задачи по разработке и внедрению топлива ВВЭР-1000 // Тезисы докладов НТК-2008 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008 г. С. 20.

60. Мохов В.А. Параметры эксплуатации и обоснование топлива для АЭС-2006 // Тезисы докладов НТК-2008 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС.

61. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008 г.С. 22.

62. Новиков В.В. Твэлы водоохлаждаемых реакторов. Перспективы развития // Тезисы докладов НТК-2008 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, ВНИИНМ, 19-21 ноября 2008 г. С. 33.

63. Chabretou V., Mardon J.P. M5™ Alloy High Burnup Behavior // KTG-Fachtag «Status of LWR Fuel Development and Design Methods», Dresden/Germany 2006. P. 152-159.

64. ASTM STP 1505. 2009. P. 724-743 (Journal of ASTM International, Vol. 5, No. 3, Paper IDJAI101127).

65. Маркелов B.A. О взаимосвязи состава, структурно-фазового состояния и свойств циркониевого сплава Э635 // Материаловедение, 2010. № 2. С. 41-49.

66. Маркелов В.А., Новиков В.В., Коньков В.Ф., Целищев А.В., Долгов А.Б Коррозия под облучением сплавов типа Э110 и Э635 в условиях водно-химического режима PWR// Цветные металлы, 2010. № 3. С. 79-82.

67. Маркелов В.А., Шишов В.Н., Саблин М.Н., Актуганова Е.Н., Кропачев С.Ю. Повышение пластичности и вязкости сплава Э635 для силовых элементов ТВС ВВЭР-1000 // Цветные металлы, 2010. № 2. С. 73-78.

68. Molchanov V. Nuclear Fuel for WWER Reactors: Current Status and Prospects //

69. Proc. of the 6-th Int. Conf. WWER Fuel Performance, Modelling, and Experimental Support, Bulgaria, 2005. P. 28-39.

70. Lavrenyuk P., Molchanov V., Troyanov V., lonov V. Nuclear Fuel for WWER Reactors: Current Status and Prospects // Proc. of the 7-th Int. Conf. WWER Fuel Performance, Modelling, and Experimental Support, Bulgaria. 2007. P. 51-62.

71. Vasilchenko I., Dragunov Yu., Ryzhov S., Kobelev S., Vyalitsyn V., Troyanov V. Choosing the Governing Solutions for FA of AES-2006 // Proc. of the 7-th Int. Conf. WWER Fuel Performance, Modelling, and Experimental Support, Bulgaria, 2007. P. 205-212.

72. Родченков Б.С., Ривкин Е.Ю., Васнин A.M., Платонов П.А., Синельников Л.П. Прочность труб технологических каналов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 1990. Вып. 2 (36). С. 14-21.

73. Chedle В.А., Coleman С.Е. and Light Н., CANDU-PHW pressure tubes: their manufacture, inspection, and properties, Nuclear Technology, 1982. V. 57.1. P. 413-425.

74. Coleman C.E. Simulating the Behaviour of Zirconium Alloy Components in Nuclear Reactors // Zirconium in the Nuclear Industry: Thirteenth International Symposium, ASTM STP 1423, 2002. P. 3-19.

75. Fleck R.G., Price E.G. and Cheadle B.A. Pressure Tube Development for CANDU Reactors // Zirconium in the Nuclear Industry: Sixth International Symposium, ASTM STP 824. 1984. P. 88-105.

76. Holt R.A. and Aldridge S.A. Effects of Extrusion Variables on Crystallographic Texture of Zr-2.5%Nb // Journal of Nuclear Materials, 1985, V. 135, P. 246-259.

77. McDougall G.M. and Urbanic V.F. The Influence of Material Variables on Corrosion and Deuterium Uptake of Zr-2.5%Nb Alloy During Irradiation // Zirconium in the Nuclear Industry: Thirteenth International Symposium, ASTM STP 1423, 2002. P. 247 273.

78. 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, 1990. V. 43, Nos. 1-3, P.1-442.

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

80. 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, 1990. V. 43, P. 1-21.

81. Салтыков С.А. Стереометрическая металлография // М. Металлургия. -271с.

82. Перлович Ю.А., Исаенкова М.Г., Каплий С.Н. Текстурная неоднородность листов из сплава Zr-2,5%Nb // Атомная энергия, 1992. Т. 72. Вып. 2. С.181-184.

83. Perlovich Y., Isaenkova M. Distribution of с- and a-dislocations in tubes of Zr alloys // Metallurgical and Materials Transactions A, March 2002, P. 867-874.

84. Тейлор А. Рентгеновская металлография // Пер. с англ. M.: Металлургия, 1965, 663 с.

85. Русаков А.А. Рентгенография металлов // М.: Атомиздат, 1977, 480 с.

86. Бородкина М.М., Спектор Э.Н. Рентгенографический анализ текстуры металлов и сплавов // М.: Металлургия, 1981, 271 с.

87. Tempest Р.А. Preferred orientation and its effect on bulk physical properties of hexagonal polycrystalline materials//J. Nucl. Mater., 1980. V. 92. P. 191-200.

88. Най Дж.Ф. Физические свойства кристаллов // Пер. с англ., М.: Мир, 1967.

89. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М. Определение критического раскрытия трещин на образцах малых размеров // Изв. ВУЗов. Черная металлургия. 1987. №11. С. 156-157.

90. Simpson L.A., Chow С.К., 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.

91. 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.

92. Simpson L.A., Clarke C.F. Application of the Potential-Drop Method to Measurements of Hydrogen-Induced Sub-Critical Crack Growth in Zirconium-2.5% Niobium // Atomic Energy of Canada Limited Report, AECL-5815, 1977.

93. Grigoriev V., Jakobsson R., «DHC Axial Crack Velocity Measurements in Zirconium Alloy Fuel Cladding», STUDSVIK/N 05/281, Studsvik Nuclear AB, 2005, ISBN 91-7010-377-1.

94. Smirnov V.P., Markov D.V., Smirnov A.V., Polenok V.S., Perepelkin S.O., Ivashchenko A.A., «VVER FUEL: RESULTS OF POST IRRADIATION EXAMINATION», Proc. 2005 Water Reactor Fuel Performance Conference, Kyoto, Japan, 2005. P. 217-226.

95. Yan Y., Burtseva T.A., Billone M.C., High-temperature steam-oxidation behavior of Zr-1 Nb cladding alloy E110, Journal of Nuclear Materials, 393 2009, P. 433-448.

96. Billone М.С., Yan Y., Burtseva Т. Post-quench ductility of Zircaloy, E110, ZIRLO and M5 // SEGFSM Topical Meeting on LOCA issues, ANL, USA, 2004.

97. Никулина A.B., Хохунова Т.Н., Мальгин А.Г., Особенности химического состава и свойств циркониевых сплавов на основе губчатого циркония //

98. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2006. Вып. 2 (67). С. 83-87.

99. Chung Нее М., «Fuel behavior under loss-coolant accident situations» // Nuclear Engineering and Technology, vol.37, №4, August, 2005, p. 327-362.

100. Линхарт С., Вртилкова В., Новотны Л., Коррозийные и термомеханические свойства труб из сплавов Е 110, Е 110G // Сборник докладов семинара «Топливо для реакторов ВВЭР», Чехия, г. Либерец, 28-30 апреля 2009 г.

101. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина В.М. Кислород в цирконии // Обзор. -Харьков: НТК ЯТЦ ННЦХФТИ, 1999. 112 с.

102. Lemaignan С. and Motta А.Т. "Zirconium Alloys in Nuclear Applications", Reprint from "Materials Science and Technology", Volume 10B, Chapter 7, 1996, Published by VCH Verlag, mbH, Weinheim, Germany. Lem.

103. Агеенкова Л.Е., Займовский A.C., Иванов A.H., Лапшина К.И., Маркелов П.П., Никулина А.В., Сплав на основе циркония // Авторское свидетельство СССР №64815 (SU 1751222А1), С 22 С 16/00, 1970. Опубл. 30. 07. 92. Бюл. №28.

104. Муравьёва А.С. Строение и свойства промышленно важных сплавов циркония с ниобием, легированных оловом и кислородом // Автореферат диссертации на соискание учёной степени канд. техн. наук- М.: ИМЕТ им. А.А.Байкова, 1975.

105. Шемякин В.Н., Байнова Г.Д. Структура и фазовый состав сплава Zr-2,5%Nb, ускоренно охлаждённого из (3-области // Физика металлов и металловедение. 1985. Вып. 4. Т. 60. С. 827-829.

106. Тарараева Е.М., Муравьёва А.С., Иванов О.С., Электронно-микроскопические исследования структурного механизма мартенситного превращения в сплавах Zr-Nb // В сб.: Структурный механизм фазовых превращений металлов и сплавов М.: Наука, 1976, С. 73-76.

107. Иванов О.С. Адамова А.С., Тарараева Е.М., Трегубов И.А. Структура сплавов циркония // М.: Наука, 1973. 199 с.

108. Добромыслов А.В., Талуц Н.И. Кристаллография и структура реечного мартенсита гексагональной а-фазы в цирконии // Физика металлов и металловедение. 1989. Вып.6. Т.67. С. 1138-1147.

109. Никулин С.А., Маркелов В.А., Гончаров В.И., Гусев А.Ю., Чеснокова Э.К. Изменение микроструктуры и механических свойств при отжиге закалённого сплава Zr-1,3%Sn-1%Nb-0,4%Fe // Известия РАН, Металлы, 1995, №1, С. 6268.

110. Дуглас Д. Металловедение циркония // М.: Атомиздат, 1975, 360с.

111. Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С. Филатов В.П., Прочность сплавов циркония // М.: Атомиздат, 1974, 168с.

112. Никулин C.A. Два варианта потери устойчивости течения при растяжении и пластичность сплавов // Физика металлов и металловедение. 1996. Вып. 3. Т.81. С. 142-159.

113. Никулин С.А., Структурные факторы управления пластичностью и сопротивлением разрушению сплавов // Диссертация докт. техн. наук, Москва, 1996.

114. Актуганова Е.Н., Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжёловодных реакторов канального типа // Диссертация канд. техн. наук (научный руководитель Маркелов В.А.) -М., 2004, 200 с.

115. Короткова Н.В., Алексеева З.М., Топология диаграммы состояния Zr-Nb-Fe в интервале температур 500-800 °С // Металлы. 1989. № 3. С. 207-214.

116. Garzarolli, F., Schumann, R., and Steinberg, E. Corrosion Optimized Zircaloy for Boiling Water Reactor (BWR) Fuel Eléments // Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, Philadelphia, 1994. P. 709-723.

117. Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е., Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе // НИИАР, 1996, С. 57.

118. Никулина А.В., Маркелов П.П., Маркелов В.А., Перегуд М.М., Иванов А.Н., Шебалдов П.В., Лосицкий А.Ф., Дубровский В.А., Бибилашвили Ю.К., Котрехов В.А., Кузьменко Н.В. Материал на основе циркония // Патент №2032759 РФ,

119. МПК С 22 С 16/00, Заявка № 93011504 от 04.03.1993 г., Опубл. 10.04.1995 г. Бюл. № 10, Приоритет от 04.03.1993 г., 8 с.

120. Isobe Т., Matsuo Y. Development of Highly Corrosion Resistant Zirconium- Base Alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Ninth International Symposium, ASTM STP 1132, Philadelphia, 1991. P. 346-367.

121. Sabol G.P. and McDonald S.G. The Effect of Niobium Additions on the Corrosion Behavior of Zircaloy-4// Nuclear Science and Engineering, V. 63, 1977. P. 83-90.

122. Nikulina A.V., Markelov V.A., Peregud М.М., Voevodin V.N., Panchenko V.L., Kobylyansky G.P. Irradiation-induced microstructural changes in Zr-1%Sn-1%Nb-0.4%Fe // Journal of Nuclear Materials, 1996. V. 238. P. 205-210.

123. Новиков В.В., Маркелов В.А., Целищев A.B., Коньков В.Ф., Синельников Л.П.,

124. Adamson R.B. Effect of Neutron Irradiation on Microstructure and Properties of Zircaloy // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth Intern. Symp., ASTM STP 1354. 2000. P. 15-31.

125. Holt R.A. Mechanisms of Irradiation Growth of Alpha-Zirconium Alloys // Journal of Nuclear Materials, 1988. V. 159. P. 310-338.

126. Фридель Ж. Дислокации. Пер. с англ. под редакцией А.Л. Ройтбурда // Издательство «Мир», Москва, 1967, 627 с.

127. Davies Р.Н. and Shewfelt R.S.W. Link Between of Small- and Large-Scale Toughness Tests on Irradiated Zr-2.5Nb Pressure Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295. 1996. P.492.517.

128. 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, November, 1988.

129. Simpson L.A. Initiation COD as a Fracture Criterion for Zr-2,5%Nb Pressure Tube Alloy// Proc. 4th Int. on Fracture, Waterloo, Canada, V. 3, 1977. P. 705-711.

130. Aitchison I., Davies P.H., Role of Microsegregation in Fracture of Cold-Worked Zr-2.5 Nb Pressure Tubes // Journal of Nuclear Materials. 1993. V. 203. P. 206-220.

131. Davies P.H., Aitchison I., Himbeault D.D., Jarvine A.K. and Waiters J.F. On the Fracture of Cold-Worked Zr-2.5 Nb Pressure Tubes Fabricated from 100% Recycled Material // Fatigue Fract. Engng. Mater. Struct. 1995. V. 18. No. 7/8. P. 789-800.

132. Sagat S., Coleman C.E., Griffiths M. and Wilkins B.J.S. The Effect of Fluence and Irradiation Temperature on Delayed Hydride Cracking in Zr-2.5Nb // Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245,

133. Philadelphia, 1994. P. 35-61.

134. 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, 1984. P. 70-73.

135. 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 Transactions, 1979. V. 10. P. 1093-1105.

136. Coleman C.E. and Ambler J. F. R. Susceptibility of Zirconium Alloys to Delayed Hydrogen Cracking // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 633, 1977. P. 589-607.

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

138. Ambler, J. F. R. Effect of Direction of Approach to Temperature on the Delayed Hydrogen Cracking Behavior of Cold Worked Zr-2.5Nb // Zirconium in the Nuclear Industry: Sixth International Symposium, ASTM STP 824, 1984. P. 653 -674.

139. Shek, Gordon K. and Graham, David B. Effects of Loading and Thermal Maneuvers on Delayed Hydride Cracking in Zr-2.5Nb Alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, Philadelphia, 1989. P. 89-110.

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

141. Coleman C. E. Effect of Texture on Hydride Reorientation and Delayed Hydrogen Cracking in Cold-Worked Zr-2.5 Nb // Zirconium in the Nuclear Industry, Fifth International Symposium, ASTM STP 754, 1982. P. 393 411.

142. Amouzovi K.E., Clegg L.J., Effect of heat treatment on delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb alloy // Metallurgical Transactions A. 1987. V. I8A. P. 1687 1694.

143. Nuttall, K., and Rogowski, A.J. Some Fractographic Aspects of Hydrogen -Induced Delayed Cracking in Zr-2.5Nb Alloys // Journal of Nuclear Materials. 1979.1. V. 80. P. 279-290.

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

145. Armijio J.S. Performance of Failed BWR Fuel / Proc. of the 1994 // International

146. Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Perfomance, West Palm Beach, FL., April 17-21, 1994, American Nuclear Society, P. 410-422.

147. Efsing P. and Petterson, K., Delayed Hydride Cracking in Irradiated Zircaloy Cladding // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium, ASTM STP 1354, 2000. P. 340-355.

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

149. Edsinger K, Davies J.H and Adamson R.B. Degraded Fuel Cladding Fractography and Fracture Behavior // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium, ASTM STP 1354, 2000. P. 316-339.

150. Edsinger K. A Review of Fuel Degradation in BWRs // Proc. International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 162-179, ANS, Park City, USA, (2000).

151. Grigoriev V. and Jossefsson В., On the Mechanism of Zircaloy Cladding Axial Splits // Journal of Nuclear Materials, 1998. V. 257. P. 99-107.

152. 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.

153. Родченков B.C., 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. 1993. Вып. 1 (48). С. 17-20.

154. 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. 1987. Т.1. С.49-52.

155. Иолтуховский А.Г., Калин Б.А., Шмаков А.А. Водородное охрупчивание и гидридное растрескивание циркониевых элементов легководных реакторов // М.: МИФИ, 2001, 44 с.

156. 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, 40 с.

157. 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, 2000. V.37. №7. P. 595-600.

158. 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, 1999. V. 273. P. 52-59.

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

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

161. Kim Y.S., Kim K.S., Cheong Y.M. Delayed Hydride Crack Velocity of Zirconium Alloys with the Direction of an Approach to Temperature // Journal of Nuclear Science and Technology, 2006. V.43. No.9. P. 1120-1127.

162. Kim Y.S., Ahn S.B., Cheong Y.M. Precipitation of crack tip hydrides in zirconium alloys // Journal of Alloys and Compounds, 2007. V. 429. P. 221-226.

163. Kim Y.S. Temperature dependency of delayed hydride cracking velocity in Zr-2.5Nb tubes // Materials Science and Engineering A, 2007. V. 468-470. P. 281-287.

164. Kim Y.S., Park S.S. Stage I and II behaviors of delayed hydride cracking velocity in zirconium alloys // Journal of Alloys and Compounds, 2008. V. 453. P. 210-214.

165. Kim Y.S., Cheong Y.M. Anisotropic delayed hydride cracking velocity of CANDU Zr-2.5Nb pressure tubes // Journal of Nuclear Materials, 2008. V. 373. P. 179-185.

166. Kim Y.S., Grybenas A. Effect of load ratio and hydrogen concentration on the crack growth rate in Zr-2.5Nb tubes // Materials Science and Engineering A 520. 2009. P.147-152.

167. Efsing, P. and Pettersson, K. «The Influence of Temperature and Yield Strength on Delayed Hydride Cracking in Hydrided Zircaloy-2 // Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh Intern. Symp., ASTM STP 1295, 1996. P. 394-404.

168. Grigoriev V. and Jakobsson R. Delayed Hydride Cracking Velocity and J-lntegral Measurements on Irradiated BWR Cladding // Zirconium in the Nuclear Industry: Fourteenth Intern. Symp., ASTM STP 1467, 2006. P. 711-728.

169. Singh R.N., Kumar Niraj, Kishore R., Roychaudhury S., Sinha T.K., Kashyap B.P.

170. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material // Journal of Nuclear Materials. 2002. V. 304. № 2-3. P.189-203.

171. Singh R.N., Roychowdhury S., Sinha V.P., Sinha T.K., De P.K., Banerjee S. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material: influence of fabrication routes // Materials Science and Engineering, 2004. A 374. P. 342-350.

172. Cirimello P., Domizzi G., Haddad R. Influence of metallurgical variables on delayed hydride cracking in Zr-Nb pressure tubes // Journal of Nuclear Materials, 2006, V. 350. P. 135-146.

173. Grybenas A., Makarevicius V. Delayed hydride cracking in Zr-Nb alloys under constant and cycling loading // Mechanika, 2007, V. 63. P. 21-26.

174. Coleman C.E., Grigoriev V., Markelov V.A. et al. Delayed hydride cracking in zirconium alloys in pressure tube nuclear reactors // Final report of coordinated research project 1998-2002, IAEA-TECDOC-1410, 2004. 86 c.

175. Coleman C., Inozemtsev V. Measurement of Rates of delayed Hydride Cracking (DHC) in Zr-2.5Nb Alloys An IAEA Coordinated Research Project // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Intern. Symp., ASTM STP 1505, 2009. P. 244-266.

176. Simpson C.J. Criteria for fracture initiation at hydrides in zirconium-2.5 Pet. niobium alloy//Metal. Trans., 1981. V.12A. N12. P. 2113-2124.

177. 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 (обзор), М: ЦНИИ Атоминформ, 1989. Вып.17. 36 с.

178. Cheadle В.А., Coleman С.Е., Ambler J.F.R. Prevention of Delayed Hydride Cracking in Zirconium Alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Seventh Intern. Symp., ASTM STP-939, 1987. P. 224-240.

179. Sawatzky A. and Ells C.E. Understanding Hydrogen in Zirconium // Zirconium in the Nuclear Industry: Fourteenth Intern. Symp., ASTM STP 1354, 2000. P. 32 48.

180. Simpson C.J., Elles C.E. Delayed hydrogen embrittlement of Zr-2.5wt.%Nb // Journal of Nuclear Materials, 1974. V. 52. P. 289-295.

181. Causey A.R., Urbanic V.F., Coleman C.E. In-reactor oxidation of crevices and cracks in cold-worked Zr-2.5 wt. % Nb // Journal of Nuclear Materials, 1977. V. 71. P. 25-35.

182. Levi M.R., Puis М.Р. DHC Behaviour of Irradiated Zr-2.5Nb Pressure Tubes up to 365°C // Proc. of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT), Beijing, 2006. G10-3.

183. Coleman, C.E. Cracking of Hidryde-forming Metals and Alloys // Comprehensive Structural Integrity, Elsevier, Eds. I. Milne, R.O. Ritchie and B. Karihaloo, 2003, Chapter 6.03, P. 103-161.

184. Sawatzky A., Ledoux G.A., Tough R.L. and Cann C.D. Hydrogen Diffusion in Zirconium-Niobium Alloys // Metal-Hydrogen Systems, Proc. Miami Intern. Symp.-1981.- Oxford: Pergamon Press, 1982. P.109-120.

185. Маркелов B.A. Замедленное гидридное растрескивание сплавов циркония: условия проявления и основные закономерности // Деформация иразрушение материалов. 2010. №1. С. 31-37.

186. Маркелов В.А., Котов П.В, Желтковская Т.Н. Температурная зависимость скорости замедленного гидридного растрескивания сплава Zr-2,5%Nb // Материаловедение, 2009. №1. С. 52-59.

187. Dutton R., Nuttall К., Puis М.Р., and Simpson L.A. Mechanisms of Hydrogen Induced Delayed Cracking in Hydride Forming Materials // Metallurgical Transactions. 1977. V. 8A. P. 1553-1562.

188. Puis M.P., Simpson L.A. and Dutton R., Hydride-induced Crack Growth in Zirconium Alloys // in Simpson, L.A. (Ed), Fracture Problems and Solutions in the Energy Industry, Pergamon Press, Oxsford, 1982. P. 13-25.

189. Jovanovich M.T., Eadie R.L., Ma Y., Anderson M., Sagat S., Perovic V., The effect of annealing on hardness, microstructure and delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material // Materials Characterization, 47. 2001. P. 259-268.

190. Kim Y.S. Driving force for delayed hydride cracking of zirconium alloys // Metals and Materials International. 2005. V.11. No.1. P. 29-38.

191. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М. Влияние прочности матрицы на механизм разрушения гидрированного сплава Zr-2.5%Nb // Физико-химическая механика материалов. 1993. №2. С. 99-101

192. Nikulin S.A., Shtremel М.А., Khanzhin V.G., Fateev B.M., Markelov V.A. Influence of Hydrides on Ductile Fracture in the Zr-2.5%Nb Alloy // Nuclear Science and Engineering. 1993. V. 115. P. 193-204.

193. Никулин C.A., Маркелов B.A., Фатеев Б.М., Гусев А.Ю. О сопротивлении разрушению сплава Zr-2,5%Nb // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение 1987. Вып. 3(26). С. 24-26.

194. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М., Гулютин А.А., Гусев А.Ю. Влияние структуры на диаграммы деформации сплава Zr-2,5%Nb // Известия АН СССР, Металлы, 1991, №3, С. 134-139.

195. Никулин С.А., Штремель М.А., Фатеев Б.М., Маркелов В.А. Оценка анизотропии трещиностойкости по макрогеометрии изломов // Заводская лаборатория, 1992, №5, С. 45-47.

196. Fleck R.G., Elder J.E., Causey A.R. and Holt R.A. Variability of Irradiation Growth in Zr-2.5Nb Pressure Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, ASTM STP 1245, Philadelphia, 1994. P. 168-182.

197. Holt R., Causey A.R. Griffiths M. and Ho E.T.C. High-Fluence Irradiation Growth of Cold-Worked Zr-2.5Nb // Zirconium in the Nuclear Industry: Twelfth International Symposium, ASTM STP 1354. 2000. P. 86-104.