Структура и сопротивление разрушению циркониевых сплавов после высокотемпературного окисления тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.01, кандидат наук Ли, Элина Валерьевна

• Ли, Элина Валерьевна
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Ли, Элина Валерьевна

Содержание

Введение

1 Аналитический обзор литературы

1.1 Промышленные циркониевые сплавы для изделий активной зоны атомных реакторов

1.2 Охрупчивание циркониевых сплавов при высокотемпературном окислении (аварии типа LOCA)

1.2.1 Критерии безопасности для циркониевых сплавов в условиях проектных аварий

1.2.2 Методы оценки состояния циркониевых сплавов в условиях аварий типа LOCA

1.2.3 Структура и свойства циркониевых сплавов после высокотемпературного

окисления

1.2.3.1 Структурно-фазовые превращения при нагреве и охлаждении

1.2.3.2 Микроструктура сплавов

1.2.3.3 Перераспределение химических элементов

1.2.3.4 Механизмы разрушения сплавов циркония после высокотемпературного окисления

1.2.4 Влияние различных факторов па поведение циркониевых сплавов после высокотемпературного окисления

1.2.4.1 Влияние внешних факторов

1.2.4.2 Влияние химического состава и структуры сплавов

1.3 Заключение по литературному обзору и постановка задач исследования

2 Материал и методы исследования

2.1 Методика высокотемпературного окисления

2.2 Пробоподготовка

2.3 Методы исследования состояния сплавов после высокотемпературного окисления

2.3.1 Оптическая количественная металлография

2.3.2 Исследование структуры методом просвечивающей микроскопии

2.3.3 Определение состава фаз методом рентгеновской дифракции

2.3.4 Измерение содержания водорода и кислорода

2.3.5 Определение температур фазовых превращений

2.3.6 Измерение микротвердости

2.3.7 Механические испытания с измерением акустической эмиссии (АЭ)

2.3.8 Испытания на статическую трещиностойкость

2.3.9 Количественный анализ изломов

3 Структурно-фазовое состояние циркониевых сплавов после высокотемпературного

окисления

3.1 Кинетика окисления и структура

3.2 Влияние различных факторов на структуру и свойства циркониевых сплавов

3.2.1 Влияние содержания примесей

3.2.2 Влияние химического состава

3.2.3 Влияние условий окисления

3.3 Изменение температур фазовых превращений

3.4 Структура сплавов после высокотемпературного нагрева в вакууме

4 Разрушение после высокотемпературного окисления

4.1 Механизмы и кинетика

4.2 Строение изломов

4.3 Влияние структурных факторов на разрушение

5 Комплексная методика оценки состояния циркониевых сплавов после

высокотемпературного окисления

Выводы

Список использованных источников

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Структура и сопротивление разрушению циркониевых сплавов после высокотемпературного окисления»

Введение

Актуальность работы

Программой дальнейшего развития атомной энергетики России до 2020 г. поставлена задача повышения эффективности использования топлива, в частности в реакторах ВВЭР, с обеспечением среднего выгорания до 65 — 75 МВг-сут/кг урана и 6-7 летних кампаний, а в реакторах РБМК - до 40 МВт-сут/кг урана и 10-летних кампаний, и с внедрением режимов маневрирования мощностью реакторов. Достижение этих параметров напрямую связано с необходимостью увеличения ресурсных характеристик циркониевых изделий. Поэтому сегодня ведутся активные работы по совершенствованию циркониевых сплавов для обеспечения комплекса свойств, гарантирующего безопасную работу циркониевых изделий в реакторе.

Атомные электростанции (АЭС) являются очень специфическими энергетическими объектами, поскольку в процессе работы в них накапливаются и удерживаются большие количества радиоактивных веществ. В случае выхода этих веществ за границы АЭС в количествах, превышающих допустимые нормы и пределы, может произойти радиационное поражение персонала и населения, а также загрязнение окружающей среды. Аварии на Три Майл-Айленд, США (1979 г.), на Чернобыльской АЭС, СССР (1986 г.) и на Фукусиме-1, Япония (2011 г.) показали, насколько серьезными могут быть эти угрозы.

Экспериментальные исследования поведения и свойств циркониевых сплавов в условиях проектных аварийных режимов необходимы для обоснования безопасности, лицензирования топлива ВВЭР и подтверждения его конкурентоспособности в мире.

Одной из самых опасных аварийных ситуаций являются аварии типа LOCA (Loss of Coolant Accident - Авария с потерей теплоносителя), так как высокотемпературные перегревы и окисление элементов TBC, возникающие при этом в активной зоне атомных энергетических реакторов, приводят к их охрупчиванию, снижению характеристик пластичности и трещиностойкости. Для обеспечения достаточной остаточной пластичности оболочек ТВЭЛов, необходимой для сохранения их целостности при аварийном охлаждении и последующей выгрузке из активной зоны реактора, требуется выявление основных причин и степени охрупчивания и определение влияния различных факторов на структуру и свойства циркониевых сплавов при различных условиях высокотемпературного окисления. В условиях проводящейся в последние годы исследовательской программы по разработке новых модификаций циркониевых сплавов, важной и актуальной задачей является, в

частности, установление влияния химического состава и содержания примесей на сопротивление разрушению циркониевых сплавов в условиях LOCA.

Для установления причин и прогнозирования степени охрупчивания циркониевых сплавов для оболочек ТВЭЛов в условиях LOCA, необходимо определить структурные факторы и установить количественные взаимосвязи между перераспределением химических элементов, изменением структуры и охрупчивапием материала. Для оценки степени охрупчивания материала оболочек ТВЭЛ после аварии типа LOCA в настоящее время используют критерий остаточной пластичности, опеределенный при испытаниях на сжатие кольцевых образцов в момент первого спада нагрузки, который не всегда адекватно характеризует реальное состояние материала. Поэтому необходимо разработать комплексную методику определения состояния материала в условиях аварии типа LOCA на основе анализа структуры, изломов, характеристик пластичности и трещи ностой кости сплавов после высокотемпературного окисления.

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», 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 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

Изучение влияния структурных факторов на сопротивление разрушению сплавов циркония Э110, Э635 и их модификаций при высокотемпературном окислении в условиях имитации аварии с потерей теплоносителя (типа LOCA) и определение характеристик сопротивления разрушению сплавов после высокотемпературного окисления. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие основные задачи:

1. Разработать и обосновать методики комплексной оценки состояния циркониевых сплавов после высокотемпературного окисления на основе исследования структуры, изломов и трещиностойкости.

2. Изучить структурно-фазовые превращения, происходящие при нагреве и охлаждении циркониевых сплавов в процессе высокотемпературного окисления.

3. Исследовать структуру и механизмы разрушения сплавов различного химического состава после высокотемпературного окисления.

4. Определить характеристики пластичности и трещиностойкости сплавов Э110, Э635 и их модификаций в различных структурных состояниях после высокотемпературного окисления.

5. Установить взаимосвязь между составом, структурой и свойствами сплавов после высокотемпературного окисления и выявить структурные факторы, определяющие сопротивление разрушению сплавов.

1 Аналитический обзор литературы

1.1 Промышленные циркониевые сплавы для изделий активной зоны атомных реакторов

Современная атомная энергетика базируется на реакторах на тепловых нейтронах с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), оболочки которых, как и крепежные, дистанционирующие, демпфирующие, герметизирующие и другие детали изготовлены из циркониевых сплавов, работающих длительное время в условиях облучения в агрессивной среде и при высоком давлении. Каждое изделие выполняет свои функции в соответствии с назначением, имеет свою геометрию и должно обеспечивать высокую коррозионную стойкость с цслыо предотвращения утонения стенок, охрупчивания и деформационных изменений изделий в процессе их эксплуатации [1]. Наиболее ответственными изделиями являются трубы для оболочек твэлов, так как выход твэлов из строя с разгерметизацией приводит к чрезвычайно опасным аварийным ситуациям и практически недопустим [2].

При всем разнообразии циркониевых сплавов для изготовления оболочек твэлов в мире широко используются всего шесть промышленных сплавов Э110, Э635 и Э125 ^г-2,5 % N5), М5, циркалой-4 и гн1о (Таблица 1).

Поскольку разрушение оболочек твэлов может привести к весьма серьезным последствиям, к циркониевым оболочечным трубам предъявляют высокие требования [3]:

1) малое сечение захвата тепловых нейтронов оболочкой, определяемое содержанием примесей и толщиной стенки труб;

2) достаточная прочность и пластичность оболочки, определяемые прочностью и пластичностью материала в осевом и особенно тангенциальном направлениях, ориентацией гидридов и отсутствием дефектов в трубах;

3) высокое сопротивление коррозии в среде теплоносителя, которое зависит от низкого содержания примесей в сплаве, наиболее благоприятной структуры материала, соответствующего качества поверхности труб и ее очистки, особенно от фторидов;

4) герметичность в течение длительного срока службы;

5) высокая точность геометрических (диаметр, толщина стенки) размеров и их стабильность в условиях эксплуатации;

6) отсутствие дефектов в стенке.

Эти высокие требования удовлетворяются как путем выполнения и соблюдения определенных технических требований в процессе изготовления труб для оболочек твэлов, так и тщательными методами контроля в процессе их изготовления [4-8].

Технологический процесс изготовления груб из циркониевых сплавов включает получение металлического циркония - иодидного, губки (магнийтермическим восстановлением по методу Крола) или порошка (электролитическим методом); плавку и отливку слитков; изготовление трубных заготовок из слитков методами горячей деформации и механической обработки; горячее выдавливание толстостенных (5-8 мм) труб; производство труб методами холодной деформации в сочетании с различными промежуточными операциями.

Таблица 1 — Химический состав циркониевых сплавов, используемых в ядерных реакторах (масс %) [ 1 ]

Элемент Циркалой-4 гтш'1М Э635 М51м Э125 Э110

1ЧЬ - 0,9-1,3 0,9-1,05 0,8-1,2 2,3-2,6 0,95-1,05

Бп 1,2-1,7 0,9-1,2 1,20-1,30 - -

Ре 0,18-0,24 0,1 0,34-0,4 0,015-0,06 0,006-0,012 0,006-0,012

Сг 0,07-0,13 - - - -

О 0,09-0,13 0,09-0,13 0,05-0,12 0,09-0,13 <0,10 <0,10

Характеристики микроструктуры и механических свойств труб из различных сплавов представлены в таблицах 2 и 3.

Таблица 2 - Характеристики микроструктуры труб из циркониевых сплавов в «состоянии

поставки» [1]

Сплав Размер зерна а-2г в рекристаллизованном состоянии (ПЭМ), мкм Гип частиц вторых фаз или и нтерметал л и до в Размер частиц вторых фаз или иптерметал-лидов, нм Плотность частиц вторых фаз или интерметаллидов, 1020 м"3

Циркалой-2 10-12 гг(Ре, Сг)2 гг2(Ре,№) - -

Циркалой-4 3-5 гг(Ре, Сг)2 70-100 0,5

Э110 3-5 40-60 1,5

Э125 Частично-рекристалл. р-ыь р-7г - _

Э635 2-4 2г(ЫЬ, Ре)2 (2г, ЫЬ)2Ре, (2г, ЩзРе 90-120 200-800 200-800 0,3 0,01-0,03 0,01-0,03

М5 3-5 2г(ЫЬ, Ре, Сг)2 40-50 0,12

гтш 3-5 ЫЬ(гг, ЫЬ)2Ре - -

Таблица 3 - Механические свойства оболочечных и канальных труб из циркониевых сплавов [1]

Сплав Направление Механические свойства Механические свойства при

растяжения при комнатной повышенной температуре

труб температуре (Т=20 °С) (Т=300-400 °С)

СО,2; <7в, 5, Тцсн-5 2, ав, 5,

МПа МПа % °с МПа МПа %

Циркалой-2 - 376 547 30 385 148 254 43

Циркалой-4 осевое 590 791 18,3 380 353 440 18,5

Э110 осевое 255 410 48 360 105 215 54

Э110 поперечное 330 370 36 360 145 200 41

М5 осевое 316 479 36 350 130 250 40

ZIRLO осевое 610 812 16,5 380 406 494 15

Э635 поперечное 450 490 28 - - - -

Э125 Осевое 345 535 27 350 210 340 30

(канальные Шт. техн.

трубы) ТМО-1 580 680 24 350 405 485 18

ТМО-2 385 510 24 350 235 325 22

Микроструктура труб из бинарного сплава Э110 представляет собой cc-Zr матрицу с частицами выделений ß-Nb-фазы, а труб из многокомпонентных сплавов Э635 и Циркалой-4 - a-Zr матрицу с выделениями частиц интерметаллидов типа Zr(Nb,Fe)2 или Zr(Fe,Cr)2 (L-фаза), а также Zr(Nb,Fe)2 (ГЦК), (Zr,Nb)2Fe, (Zr,Nb)3Fe (Т-фаза, Рисунок 1) [9].

Оболочки твэлов из циркониевых сплавов широко применяются в энергетических реакторах водо-водяного (ВВЭР) и кипящего (РБМК) типов со средним выгоранием топлива до 65 и 35МВТсут/кг11 соответственно. Таким образом, основная задача при разработке данных материалов - это обеспечение комплекса свойств, обеспечивающих длительную (до 6-8 лег) и надежную работу (без изменения геометрии и целостности) всех деталей TBC, к которым относятся: оболочки ТВЭЛов, силовой каркас, дистанционные решетки, направляющие каналы, кожуха, центральные трубы и др. [2]

Так как при работе реактора оболочки ТВЭЛов подвергаются коррозионному воздействию внутри и снаружи за счет воды, пара, водорода, фтора и радиоактивных изотопов, важными свойствами циркониевых сплавов являются коррозионная стойкость, высокое сопротивление окислению и гидрированию, трещиностойкость, сохранение стабильности при взаимодействии с топливом, а также достаточный запас свойств при работе в аварийных условиях. При этом необходимо обеспечить высокое качество металла (размер внутренних дефектов не более 5 % от толщины стенки трубы; мелкозернистость и

высокую дисперсность избыточных фаз; необходимую текстуру); точность геометрических размеров и качество поверхности [1].

Одним из важных требований к материалу активной зоны реакторов является низкое поглощение водорода. Степень наводороживания циркониевых сплавов при длительной эксплуатации определяется, прежде всего, интенсивностью коррозии и температурой. Наводороживание приводит к понижению пластичности и трещиностойкости сплавов [9-14].

а) б)

Д) е)

а) Сплав Э110 (ПЭМ); б) Сплав Э125 (ПЭМ); в) Сплав М5 (ПЭМ); г) Сплав Э635 (ПЭМ); д) Сплав Циркалой-4 (ПЭМ); е) Сплав Э110 (зёренная структура, оптическая микроскопия) Рисунок 1 - Микроструктура циркониевых сплавов [9]

Из перечисленных условий работы, становится ясно, что при разработке материала оболочек твэлов, кроме обеспечения высокой прочности путем легирования и деформационно-термической обработки необходимо обеспечить сохранение достаточной

пластичности и трещиностойкости материала оболочки и условиях длительной эксплуатации атомного реактора.

При выплавке циркониевых сплавов используют в качестве шихтового материала электролитический (Э), иодидный (И) и губчатый (Г) цирконий. Электролитический цирконий получают электролизом расплавленных солей циркония, иодидный - по реакции образования и разложения тетрайодида циркония, а губчатый цирконий получают хлорированием соединений циркония и восстановлением хлорида [1]. Смесь этих типов шихтового материала используется для производства промышленных циркониевых сплавов.

Цирконий как основной конструкционный материал элементов атомных реакторов,

28 2

используется, прежде всего, благодаря его малому сечению захвата нейтронов (0,18-10" м ) и высокой коррозионной стойкости. Однако чистый Ъх недостаточно прочен для применения в условиях энергетических реакторов: цирконий обладает относительно низкими прочностными свойствами и высокой пластичностью: предел прочности 180 - 270 МПа, предел текучести 50 - 130 МПа, относительное удлинение 35 — 50 %. Для повышения прочности цирконий легируют. При этом легирующие элементы должны обладать следующими основными качествами: иметь небольшое сечение захвата тепловых нейтронов, чтобы не обесценить основное положительное качество циркония; обеспечить коррозионную стойкость оболочек ТВЭЛов на весь срок эксплуатации; обеспечивать заданные механические свойства оболочек, гарантирующие надежность работы при всех возможных режимах эксплуатации реактора, включая скачки мощности и аварийные ситуации. Целью антикоррозионного легирования является подавление вредного влияния азота и других примесей, тем самым стабилизация высокой коррозионной стойкости чистого циркония. Кроме того, легирование должно обеспечивать высокую технологичность, необходимую для изготовления ответственных деталей [1,15].

Химических элементов, удовлетворяющих этим требованиям и пригодных для использования в качестве легирующих элементов циркония, очень мало. В первую очередь это — олово, ниобий и железо. В небольших количествах могут использоваться хром, никель, молибден и ванадий. Эти элементы обеспечивают высокую коррозионную стойкость сплавов в высокотемпературных воде и паре. Легирование для защиты от коррозии циркония связано с подавлением вредного влияния на коррозию различных примесей, которые неизбежно присутствуют в промышленном цирконии [1, 3, 16].

Легирование для повышения прочности циркония основано в первую очередь на твердорастворном упрочнении. Дисперсионное упрочнение более важно с точки зрения повышения таких эксплуатационных характеристик, как жаропрочность, сопротивление ползучести и радиационный рост. Для обеспечения высокой радиационной стойкости важна

стабильность структуры под облучением. Легирующие элементы должны обеспечивать минимальные структурные изменения в сплавах при облучении.

Высокая прочность и сопротивление ползучести сплавов достигаются путем легирования элементами с большой растворимостью в a-Zr (олово, кислород, ниобий), элементами, способствующими дисперсионному упрочнению (ванадий, молибден), и элементами, образующими с цирконием гетерогенные смеси (железо, хром, никель, медь).

Ниобий и олово имеют небольшие сечения захвата нейтронов, стабилизируют коррозионную стойкость циркония, а также упрочняют цирконий по твердорастворному и дисперсионному механизмам. Ниобий является (3-стабилизатором для циркония и упрочняет его по твердорастворному механизму. При содержании до 2,5 ат. % стабилизирует коррозионную стойкость, эффективно снижает поглощение водорода и повышает прочность циркония, в основном, за счет упрочнения твердого раствора. В a-фазе циркония ниобий растворяется при монотектоидной температуре в количестве атомных 1,5%. При содержании ниобия до атомных 3 % достигается максимальная жаропрочность и прочность сплава, сохраняя достаточный уровень пластичности [17].

Наряду с ниобием для повышения механических и коррозионных свойств циркония применяют олово. Легирование оловом в количестве до 2 ат. % устраняет влияние вредных примесей, прежде всего азота, что положительно влияет на коррозионную стойкость и механические свойства сплавов. Эффект твердорастворного упрочнения у сплавов Zr-Sn выше, чем в сплавах Zr-Nb. Наилучшими механическими и коррозионными свойствами обладают сплавы с содержанием олова до 2 ат. %, более высокое содержание олова может привести к охрупчиванию. При содержании олова более 0,5 ат. % в промышленном цирконии происходит ухудшение его коррозионной стойкости, а при содержании олова менее 0,5 ат. % снижается равномерная коррозия. При содержании олова более 1 - 2 ат. % резко снижается скорость ползучести.

Железо входит в состав упрочняющих интерметаллидов и является единственным элементом, не понижающим коррозионную стойкость циркония. Кислород не оказывает большого влияния на коррозию циркония, но существенно упрочняет его, находясь в твердом растворе. Кислород используют в небольших количествах 0,05 — 0,12 ат. %, поскольку повышенное его содержание приводит к охрупчиванию [18, 19].

Став Э110. Бинарный Zr-Nb российский сплав Э110, позднее за рубежом были получены многочисленные аналоги этого сплава, разработанные во Франции (М5™), в Скандинавии (Scandinavia) и в Великобритании (U.K) [20]. В нашей стране сплав Э110 получают на основе электролитического и губчатого циркония, и он применяется для оболочечных труб и пробок заглушек, а также других деталей в энергетических реакторах

ВВЭР и РБМК. В схеме изготовления оболочечиых труб предусмотрен отжиг (580-700 °С в течение 2-3 ч), который снимает наклеп после холодной деформации и повышает пластичность перед последующей прокаткой труб на конечный размер. Конечная структура труб состоит из рекристаллизованных <х-Ъх зерен (размером 3-10 мкм) и выделений р-твердого раствора (с решеткой ОЦК) размером около 0,05 мкм, с содержанием до 85 % ниобия [1,4, 5,21,22].

Сшшв Э635 используется для изготовления оболочек твэлов реакторов ВВЭР с повышенным выгоранием топлива и канальных труб РБМК [23-25]. В России разработано два способа получения оболочечиых труб из этого сплава:

а) Ковка - закалка - горячее прессование - 3-хкратная холодная деформация 35 % с промежуточными отжигами (2 ч. при 610 °С), с последующей холодной деформацией на конечный размер и отжигом 590 °С 3 ч. Сплав представляет собой рекристаллизованную а-Ъх матрицу из равноосных зёрен размером 4-6 мкм, с частицами вторых фаз: мелкие (размером около 0,1 мкм) сферической частицы 7г(ЫЬ,Ре)2, частицы 2гРе3 как правило вытянутой формы, размером (0,3-1) мкм и тонкоигольчатые или тонкопластинчатые мелкодисперсные частицы - предположительно 2г48п [23, 25-27].

б) Ковка - закалка - горячее прессование - р-закалка в воду с 950 °С и отжигом 450 °С, 3 ч. - 3-хкратная холодная деформация 35 % с промежуточными отжигами (2 ч при 610 °С), с последующей холодной деформацией на конечный размер и отжигом 590 °С 3 ч. Включение операции р-закалки (обработка по схеме б) исключает образование крупных частицы Zxl!Qз, и в структуре конечного сплава имеют место преимущественно мелкие частицы (с размером 0,09-0,11 мкм) ZrFeз и 2г(ЫЬ,Ре)2, равномерно распределенные в матрице. Последующий отжиг служит для повышения технологической пластичности и вязкости, и создание фрагментированной структуры а^х матрицы с тонкими прослойками мелкодисперсного эвтектоида. Обработка с р-закалкой повышает ударную вязкость и трещиностойкость сплава в 2-2,5 раза, увеличивает радиационную стойкость при сохранении прочностных свойств в сравнении с традиционной обработкой [23, 25-31].

Сплавы типа Цирксиюй применяются преимущественно для изготовления оболочек твэлов и канальных труб зарубежных реакторов Р\\П и [1, 4]. Существует четыре

марки сплава: Циркалой-1, Циркалой-2, Циркалой-3 и Циркалой-4. Однако, Циркалой-1 (гг + 2,5%8п) и Циркалой-3 (Ъх + 0,25 % 8п + 0,5 % Ре + 0,5 % N0 в настоящее время не применяются [1,4-6].

В сплаве Циркалой-4 содержание никеля значительно ниже. Никель приводит к большому поглощению водорода, который выделяется при реакции окисления циркония.

Для уменьшения поглощения водорода был разработан вариант сплава "безникелевый Циркалой-2". По последним данным за стандартный состав сплава Циркалой-4 принят следующий состав: 1,4 % Эп - 0,2 % Ре - 0,11 % Сг - 0,13% О. Структура сплавов в рекристаллизованном состоянии представляет собой а-2г матрицу с размером зерна около 6 мкм с выделениями интерметаллидов размером 0,1 мкм, распределенных преимущественно по границам зерен. В Цнркалое-4 возможно наличие следующих интерметаллидных фаз: 2г(РеСг)2, 2г(№Ре), Zr(FeCr), /гСг2 [1, 4, 5]. Технология производства оболочечных груб из Циркалоя и сплава Э110 не включает операцию закалки, а на последнем этапе заканчивается прокаткой ХПТР на конечный размер, и вакуумным отжигом при Т = 480 °С.

В настоящее время ведутся активные разработки но совершенствованию данных сплавов. В частности, для сплава Э110, это - оптимизация химического состава по легирующим элементам и примесям. Проведенные предварительные исследования, показали перспективность использования в будущем модифицированного сплава Э110М (таблица 4).

Таблица 4 - Номинальный состав, микроструктура и механические свойства

модифицированных сплавов циркония [24]

Сплав Химический состав, масс, доля, % Микроструктура Механические свойства

Э110М Zr-1 % Nb-0,12 %Fe-0,13 %0 Рекр. о.-Ъ матрица + равн. распределенные по телу зерна выделения Р-1ЧЬ (36 нм), копц. 1,1x1020 м"3 + выделения Zr(Nb, Ре)2(ГПУ, 80 нм), равн. распр. по телу и границам зерна, конц. 3,3x1019 м"3 + выделения (гг, :ЫЬ)2Ре (ГЦК, 240 нм), копц.< 0,1x1019 м"3 по границам зерен сув = 495-5 ЮМПа Ст0;2 = 460-480 МПа ' 5 = 27 - 29 %

Э635М Zr-1 % Nb--0,3 % Fe--0,8 % Sn Рекр. и,-Ъх матрица + выделения Zr(Nb, Ре)2(ГПУ, 105 нм), равн. 19 3 распр. по телу и границам зерна, конц. 6x10 м" + выделения (гг,МЬ)2Ре (ГЦК, 230 нм), конц. <0,1х1019 м"3 по границам зерен + выделения Р-ЫЬ (74 им) равномерно распредел. 19 3 по телу зерна и границам., конц. 1,0х 10 м~ ств = 470 - 490 МПа ст0,2 = 440 -460 МПа ' 6 = 27 - 28 %

Другой путь - применение в качестве конструкционного материала для ТВЭЛов и TBC более прочного и высокорадиационностойкого циркониевого сплава Э635. Надежность эксплуатации изделий из сплава Э635 подтверждена результатами многочисленных испытаний в исследовательских и промышленных реакторах.

С целью улучшения достигнутых характеристик сплава Э635 ведутся активные работы по улучшению его коррозионных свойств. Путем изменения состава легирующих элементов и содержания примесей. Предварительные исследования различных модификаций сплава Э635 показали преимущество по ряду характеристик и перспективность сплава Э635М (таблица 4) [24].

1.2 Охрупчивание циркониевых сплавов при высокотемпературном окислении (аварии типа LOCA)

Авария с потерей теплоносителя типа LOCA (loss-of-coolant accident) развивается при разрыве первого контура и приводит к мгновенному испарению воды и выбросу пара. В таких условиях происходит разогрев ТВЭЛов до температур 700-1200 °С, и интенсивное окисление оболочек в паровой среде, что приводит к изменению механических и теплофизических свойств сплава, уменьшению толщины неокисленного металла оболочки и повышению термических напряжений. Все эти факторы могут способствовать разрушению ТВЭЛов и выходу радиоактивных продуктов деления за пределы активной зоны установки.

При работе реактора на полной мощности температура оболочек ТВЭЛов равна 315 °С, при этом температура горячих зон топливных сердечников из двуокиси урана составляет 1093 °С, а температура в центре более 2204 °С. Для исследования проектной аварии корпусных реакторов моделируют мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода первого контура. После начала аварии при отсутствии циркуляции теплоносителя температура центра топливного сердечника понижается за счет нагрева его поверхности и оболочки ТВЭЛа. Аварийное охлаждение ограничивает рост температуры оболочек ТВЭЛов, но она продолжает возрастать параллельно с ростом температуры таблеток, которые продолжают нагреваться за счет происходящего деления. В тоже время происходит паро-циркониевая реакция (взаимодействие циркониевых сплавов с паром), которая протекает с выделением тепла [32].

Причинами охрупчивания и разрушения оболочек могут быть:

- неравномерность температурного поля в твэлах, в результате которой может произойти деформация оболочек;

- паро-циркониевая реакция, из-за чего уменьшается их толщина;

- высокие термические напряжения, возникающие при аварийном охлаждении.

По оценке специалистов критический диапазон температур для изучения надежности в условиях аварии LOCA составляет 600-1200 °С при давлении 0,3-13,7 Па [14].

В результате этих процессов, исходные теплофизические и механические свойства циркониевых сплавов изменяются, существенно ухудшается пластичность оболочек.

Поэтому дальнейшая эксплуатация TBC после аварий типа LOCA невозможна и требуется разборка (выгрузка) активной зоны реактора [1, 4, 23].

Охрупченные в результате высокотемпературного окисления и структурно-фазовых превращений при охлаждении оболочки твэлов могут разрушаться как при самом охлаждении из-за термических напряжений (термоудар), так и при динамических нагрузках, возникающих при выгрузке твэлов из активной зоны реактора, их транспортировке и размещении в хранилище. Разрушение оболочек твэлов создает серьезные технические проблемы при выгрузке из реактора, транспортировке и хранении TBC, что приводит к существенным экономическим потерям [1]. Поэтому основные конструктивные требования, предъявляемые к твэлам в условиях аварий типа LOCA - это возможность охлаждения твэлов в том числе с измененной геометрией оболочек (пластически деформированных, «раздутых» оболочек) и возможность разборки активной зоны после аварии (отсутствие фрагментации оболочек).

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Ли, Элина Валерьевна, 2014 год

Список использованных источников

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

2. Никулин С.А. Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов. - М.: Учеба, 2007. - 92 с.

3. А.Г. Самойлов, А.И. Каштанов, B.C. Волков Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов.- М. : Атомиздат, 1965.

4. Бескоровайный II. М., Калин Б. А., Платонов П. А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов.- М.: Энергоатомиздат, 1985. 704 с.

5. Ф. Г. Решетников, Ю. К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов..— М.: Энергоиздат, Книга 1, 1995. 320 с.

6. Ф. Г. Решетников, Ю. К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов..— М.: Энергоиздат, Книга 2, 1995. 336 с.

7. Б. Г. Парфенов, В.В. Герасимов, Г.И. Бенедиктова. Коррозия циркония и его сплавов. Атомиздат, 1967. 257 с.

8. Дуглас Д., Металловедение Циркония-М.:Атомиздат.-1975. 360 с.

9. А.В. Никулина, В.Н. Шишов, В.Ф. Коньков и др. Цирконий-ниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением. ВАНТ, сер. Материаловедение и новые материалы. Вып. 1 (61), с. 16-31.

10. J-C. Brachet, L. Portier et al. Influence of Hydrogen Content on the a/p Phase Transformation Temperatures and on the Thermal-Mechanical Behavior of Zy-4, M4 (ZrSnFeV), and M5 (ZrNbO) Alloys During the First Phase of LOCA Transient. Zirconium in the Nuclear Industry: 13 th Int. Symposium, ASTM STP 1423, 2002, pp. 673-701.

11. 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.

12. Fuinihisa NAGASE and Toyoshi FUKETA. Effect of Pre-PIydriding on Thermal Shock Resistance of Zircaloy-4 Cladding under Simulated Loss-of-Coolant Accident Conditions. Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 41, No. 7, p. 723-730

13. Fumihisa NAGASE and Toyoshi FUKETA. Behavior of Pre-hydrided Zircaloy-4 Cladding under Simulated LOCA Conditions. Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 42, No. 2, p. 209-218

14. Claude GRANDJEAN, Georges I-IACHE. A State-Of-The-Art Review Of Past Programmes Devoted To Fuel Behaviour Under Loss-Of-Coolant Conditions. Part 3. Cladding Oxidation. Resistance to Quench and Post-Quench Loads. DPAM/SEMCA 2008-093. P. 1-239

15. П.Некрасова Г.А., Парфенов Б.Г., Пнляев C.A., Клыпина Г.П., Шутько И.Г. Цирконий в атомной промышленности. Вып. 10. Ползучесть и радиационный рост циркониевых сплавов при облучении: Обзорная информация. АИНФ 582. М.: ЦНИИатоминформ. -1982,-4.1. -64 с.

16. Структура циркониевых сплавов / О.С. Иванов, А.С. Адамова, Е.М. Тарараева и др.-М. : Наука, 1973.

17. А.В. Никулина, В.Н. Шишов, В.Ф. Коньков. Цирконий - ниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением. ВАНТ, Материаловедение и новые материалы, 2003, с. 16-31.

18. Дейтон Р.Б. Ядерные реакторы. / Материалы для ядерных реакторов. Т.З. - М.: Изд-во иностранной литературы, 1956.

19. Никулина А.В. Циркониевые сплавы в атомной энергетике // Металловедение и термическая обработка металлов. - 2004. - №11. - с. 8 - 12.

20. J.P. Mardon, D. Charquet, J.L. Aubin et al. Industrial Development and Irradiation Performance of M5TM Alloy. 13th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, June 10-14, 2001, Annecy, France. Program and Abstracts, pp. 66-67.

21. P.V. Shebaldov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina et. al. E110 Alloy Cladding Tube Properties and Their Interrelation with Alloy Structure-Phase Condition and Impurity Content. "Zirconium in the nuclear industry"-12th International Symposium, 2000, p. 545-559.

22. М.И.Солонин, IO.К. Бибилашвили, А.В. Никулина, II.Б. Соколов, В.Н. Шишов, М.М. Перегуд, В.Ф. Коньков. Циркониевый сплав для реакторов нового поколения. Избранные труды ВНИИНМ. - М.-.ВНИИНМ. - с.71-83

23. Гончаров В. И.: Влияние структуры на деформацию и сопротивление разрушению сплава Zr-1 %Nb-l,3 %Sn-0,4 %Fe применительно к изготовлению изделий активной зоны атомных реакторов: Дисс. канд. техн. наук —М., 1994.

24. Выполнение комплекса НИР и ОКР, подготовка обосновывающих материалов (включая результаты реакторных испытаний) для установки в коммерческие реакторы ВВЭР опытно-промышленных ТВС с твэлами в оболочке из сплава 110 и 635 на основе губчатого циркония. Изготовление опытных твэлов для установки в реактор МИР. Отчет ГГ1Ц ВНИИНМ, 2000.

25. A.V. Nikulina. Structural materials for elements of nuclear-reactor active zones. Metal Science and heat treatment. Vol. 46, 2004, pp. 458-562

26. S.A. Nikulin, V.I. Goncharov, V.A. Markclov and V.N. Shishov. Effect of Microstructure on Ductility and Fracture Resistance of Zr-l.2Sn-lNb-0.4Fe Alloy. "Zirconium in the nuclear industry"-l 1th International Symposium, STP 1295, 1996, p. 695-709.

27. A.V. Nikulina, V.A. Markelov, M.M. Peregud et.al. Zirconium Alloy E635 as a Material for Fuel Rod Cladding and other components of VVER and RBMK Cores. "Zirconium in the nuclear industry"-11th International Symposium, STP 1295, 1996, p. 785-804.

28. С. А. Никулин. Структурные факторы управления пластичностью и сопротивлением разрушению сплавов. Дисс. докт. техп. наук.-М., 1996.

29. Никулин С.А., Рожнов А.Б., Скоробогатов П.О. Влияние структуры на сопротивление разрушению оболочечных труб атомных реакторов из сплавов циркония. Зя международная конференция "Физика и промышленность - 2001", Голицино, Московская область, 14-16 мая 2001 года, Тезисы, стр. 97.

30. S.A. Nikulin and А.В. Rojnov. Effects of Microstructure on Zr-Alloy Ductility and Fracture Resistance. Proceedings of the First Joint International Conference on Recrystallization and Grain Growth, 27-31 August, Aachen, Germany, Vol. 2, pp. 1371-1376.

31. А. В. Добромыслов, Н.И. Талуц. Структура циркония и его сплавов. Екатеринбург: УрО РАН, 1997, 228 стр.

32. NUCLEAR ENERGY AGENCY of the OECD, Fuel Safety Criteria Technical Review, CSNI/R (99)25, OECD, Paris (2001).

33. I.I. Pelrova, B.N. Samsonov, V.E. Peletsky, A.V. Nikulina, N.B. Sokolov, L.N. Andreeva-Andrievskaya. Thermophysical properties of Zirconium Alloy El 10 (Zr-0,01Nb) After Oxidation in Air Atmosphere. International Journal of Thermophysics, Vol. 23, No. 5, September 2002, pp. 1347-1358.

34. 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, pp. 405-412.

35. Yuki ISIilWATARI1 ;_Yoshiaki OKA1, Seiichi KOSHIZUKA and Jie LIU. LOCA Analysis of Super LWR. Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, 2006. Vol. 43, No. 3,p. 231-241

36. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97).

37. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. ПНАЭ-Г-1-024-90.

38. IAEA-TECDOC-1381. Analysis of differences in fuel safety criteria for WWER and western PWR nuclear power plants. International Atomic Energy Agency Vienna, Austria November 2003. 53 p.

39. Carlo VITANZA. RIA Failure Threshold and LOCA Limit at High Burn-up. Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 43, No. 9, p. 1074-1079 (2006)

40. V.Vrtilkova, L.Novotny, V.Hamouz, R.Doucha. PRACTICAL ILLUSTRATION OF THE TRADITIONAL VERS. ALTERNATIVE LOCA EMBRITTLEMENT CRITERIA. International Conference Nuclear Energy for New Europe 2005 Bled, Slovenia, September 5-8, 2005

41. FUEL SAFETY CRITERIA TECHNICAL REVIEW. Results of OECD/CSNI/PWG2 Task Force on Fuel Safety Criteria. NUCLEAR ENERGY AGENCY COMMITTEE ON THE SAFETY OF NUCLEAR INSTALLATIONS. Organisation for Economic Co-operation and Development. 21-Jul-2000

42. Yu.K. Bibilashvili, N.B. Sokolov, L.N. Andreeva-Andrievskaya, V.Yu. Tonkov, A.V.Salatov, A.M. Morosov, V.P. Smirnov. Thermomechanical properties of zirconium-based alloys oxidized claddings in LOCA simulating conditions. Technical Committee Meeting on Fuel behaviour under transient and LOCA conditions, Maiden, Norway 10-14 September 2001.

43. N.B. Sokolov, L.N. Andreeva-Andrievskaya, V.Yu. Tonkov, A.V. Salatov, A.M. Morosov, V.P. Smirnov, Thermo-mechanical properties of irradiated Zrl%Nb alloy claddings in LOCA simulating conditions. Proceedings of Fuel Safety Research Specialists' Meeting, March 4-5, 2002, Japan, Tokai. JAERI-Conf 2002-009, p. 200-218.

44. А.Б. Рожнов, C.A. Никулин. Поведение циркониевых оболочек ТВЭЛов в условиях имитации аварий тина LOCA. Обзор. Материалы V-й научно-практической конференции материаловедческих обществ России: Цирконий: металлургия, свойства, применение, Ершово, Московская область, 24-28 ноября 2008 года, Москва, МИФИ, с. 108.

45. L.Yegorova, K.Lioutov, V.Smirnov. Major Findings of El 10 Studies under LOCA Conditions. SEGFSM Topical Meeting on LOCA Issues. Argonne National Laboratory, May 25-26, 2004.

46. 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, с. 65-71.

47. Brachet, J.C., Pelchat, J., Hamon D., Maury R., Jacques P., and Mardon J.P., "Mechanical Behaviour at Room Temperature and Metallurgical Study of Low-Tin Zy-4 and M5TM (Zr-NbO) Alloys after Oxidation at 1100°C and Quenching," Proceeding on Fuel behaviour and LOCA conditions organized by IAEA, Sept. 10-14, 2001, IAEATECDOC-1320.

48. С.А. 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

49. Jianlong Lin, Hualong Li, J.A. Szpunar, R. Bordoni, A.M. Olmedo, M. Villegas, A.J.G. Maroto. Analysis of zirconium oxide formed during oxidation at 623 К on Zr-2.5Nb and Zircaloy-4. Materials Science and Engineering A 381 (2004) 104-112.

50. P. Bouvier,J. Godlewski,G. Lucazeau. A Raman study of the nanocrystallite size effect on the pressure-temperature phase diagram of zirconia grown by zirconium-based alloys oxidation. Journal of Nuclear Materials 300 (2002) 118-126.

51. Никулин С.А. Перспективные конструкционные сплавы для атомной энергетики. В кн. Новые материалы. М.: МИСиС, 2002. С. 360.

52. Сох, В., "Oxidation of Zirconium and its alloys. Advances in Corrosion Science and Technology", 1976: Plenum Press.

53. Toshinori Chuto, Fumihisa Nagase and Toyoshi Fuketa. High temperature oxidation of Nb-containing Zr alloy cladding in LOCA conditions. Nuclear engineering and technology, vol. 41 no.2, march 2009

54. Leistikow, S., et al., "Comprehensive presentation of extended Zircaloy-4 steam oxidation results (600-1600 C)", OECD-NEA-CSNI/IAEA Specialists Meeting on Water Reactor Fuel Safety and Fission Product Release in Off-Normal and Accident Conditions, 1983, Riso.

55. L. Yegorova, K. Lioutov et.al. Experimental Study of Embrittlement of Zr-l%Nb VVER Cladding under LOCA-Relevant Conditions. International Agreement Report. NUREG/IA-0211, Published by U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 2005.

56. Yan Y., Burtseva 'Г.А., Billone M.C. II J. Nuclear Mater. 2009. V. 393. P. 433.

57. R. Tewari, D. Srivastava, G.K. Dey, J.K. Chakravarty, S. Banerjee. Microstructural evolution in zirconium based alloys, Journal of Nuclear Materials 383 (2008) 153-171

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

59. Characterizing quenched microstructures in relation to processing and properties M.T. Tran, F. Montheillet, D. Piot Ecole des Mines de Saint-Eticnne, UMR CNRS 5307, P. Barberis, A. Gaillac AREVA NP / CEZUS Research Center, 17. ASTM International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry Hyderabad, India, Feb. 3-7, 2013

60. S.A. Nikulin, A.B. 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, pp.231-247.

61. В.А. Белов. Сопротивление разрушению модифицированных циркониевых сплавов для оболочечных труб атомных реакторов. Дисс. канд. техн. наук - М., 2011.

62. М. Ozava, Т. Takahashi, Т. Momma, 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, pp. 279-299.

63. Brachet J.C., Pelchat J., Hamon D. et al. // TCM on "Fuel behavior under transient and LOCA conditions". IAEA. Maiden. September 10-14, 2001. P. 1.

64. M. Steinbruck. Hydrogen absorption by zirconium alloys at high temperatures. Journal of Nuclear materials, 334 (2004), pp. 58-64.

65. IO.К. Бибилашвили, Н.Б. Соколов, Jl.H. Андреева-Андриевская, В.IO. Тонков, А.В. Салатов, A.M. Морозов, В.П. Смирнов. Термомеханические свойства окисленных оболочек твэлов из циркониевых сплавов в условиях аварий с потерей теплоносителя. Избранные труды ВНИИНМ, с. 221-239.

66. D. Khatamian. Hydrogen traps in the oxide-alloy interface region of Zr-Nb alloys. Journal of Alloys and Compounds. 231 (1995), pp.722-729.

67. M.A. Штремель. Прочность сплавов. Часть II. Деформация. МИСиС, 1997.

68. S.A. Nikulin, V.G. Khanzhin, А.В. Rozhnov, V.A. Belov. Behavior of atomic reactor zirconium cladding fuel rod tubes under extreme operating conditions. Metal science and heat treatment. Vol. 51, 2009, pp. 230-237

69. M. Okui, M. Uno, K. Kurosaki, S. Yamanaka. Nanoidentation of zirconium oxide films prepared near the a/p transformation temperature. Journal of Alloys and Compounds, 363 (2004), pp. 253-256.

70. T. Forgeon, J.C. Brachet, F. Barcelo, A. Castaing, J. Hivroz, J.P. Mardon, and C. Bernaudat. Experiment and Modeling of Advanced Fuel Rod Cladding Behavior Under LOCA Conditions: Alpha-Beta Phase Transformation Kinetics and EDGAR Methodology. Zirconium in the Nuclear Industry: 12 th Int. Symposium, ASTM STP 1354, 2000, pp. 256-278.

71. J.P. Mardon, N. Waeckel. Behavior of M5 Alloy under LOCA Conditions. Top Fuel,

2003.

72. J.H. Back, K.B. Park, Y.H. Jeong. Oxidation kinetics of Zircaloy-4 and Zr-lNb-lSn-0,1 Fe at temperatures 700-1200 °C. Journal of Nuclear materials 335 (2004), pp. 443-456.

73. Fumihisa NAGASE*, Takashi OTOMO and I liroshi UETSUKA Oxidation Kinetics of Lovv-Sn Zircaloy-4 at the Temperature Range from 773 to 1,573K Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 40, No. 4, p. 213-219 (April 2003)

74. Laurence Portier, Thierry Bredel, Jean-Christophe Brachet, Valerie Maillot, Jean-Paul Mardon and Anne Lesbros. Influence of Long Service Exposures on the Thermal-Mechanical

Behavior of Zy-4 and M5™ Alloys in LOCA Conditions. Journal of ASTM International, February 2005, Vol. 2, No. 2 Paper ID JAI12468 Available online at www.astm.org

75. D.KACZOROWSKI, J.P. MARDON, P.BARBERIS, P.B.HOFFMANN, J.STEVENS. Impact of iron in M5TM, 17 th International Symposium on Zirconium In Nuclear Industry, 2013 February 3-7 Hyderabad, India

76. J-P. Mardon, C. Bernaudat, N. Waeckel. Recent Data on M5 Alloy under RIA and LOCA Conditions. PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL MEETING ON LWR FUEL PERFORMANCE; 2004, pp. 507-515

77. Martin Steinbruck. Oxidation of Zirconium Alloys in Oxygen at High Temperatures up to 1600 °C. Oxid Met (2008) 70:317-329

78. Martin Steinbruck, Nora Ver, Mirco Große. Oxidation of Advanced Zirconium Cladding Alloys in Steam at Temperatures in the Range of 600-1200 °C. Oxid Met (2011) 76:215232

79. Anthony Stern, Jean-Christophe Brächet, Valérie Maillot, Didier Hamon, Françoise Barcelo, Sylvie Poissonnet, André Pineau, Jean-Paul Mardon and Anne Lesbros. INVESTIGATIONS OF THE MICROSTRUCTURE AND MECHANICAL PROPERTIES OF PRIOR-b STRUCTURE AS A FUNCTION OF THE OXYGEN CONTENT (£0.9 wt %) IN TWO ZIRCONIUM ALLOYS. Journal of ASTM International, June 2007 Vol. 5, No. 4 p. 1-29 Paper ID J All 01119

80. A. Zielinski, S. Sobieszczyk. Hydrogen-enhanced degradation and oxide effects in zirconium alloys for nuclear applications. International Journal of hydrogen energy. 36 (2011), pp. 8619-8629

81. G. Bertolino, G. Meyer, J. Perez Ipina. Effects of hydrogen content and temperature on fracture toughness of Zircaloy-4. Journal ofNuclear Materials 320 (2003) 272-279

82. Демиденко В.H. Электронные оболочки атомов. Череповец-2009, МЦ-1, 40 с.

83. Wenjin Zhao, Yanzhang Liu, Ilongman Jiang, Qian Peng Effect of heat treatment and Nb and H contents on the phase transformation of N18 and N36 zirconium alloys. Journal of Alloys and Compounds 462 (2008) 103-108

84. A.V. Nikulina, A.G. Malgin. Impurities and their effect on the structure and properties of zirconium parts in nuclear reactors. Atomic energy, vol. 105, no. 5, 2008, pp. 328-339

85. Y. Yan, T. Burtseva, M. Billone. Post-Oxidation Ductility of Machined-and-Polished El 10 After Two-Sided Steam Oxidation at 1100 °C.

86. Z. Hôzer, E. Perez-Ferô, T. Novotny and others. Experimental comprasion of the behavior of El 10 and E110G claddings at high temperature // Abstracts of 17th International Symposium on "Zirconium in the Nuclear Industry-2013", February 3-7, 2013, Hydebrad, India

87. S.A. Nikulin, А.В. Rozhnov , V.A. Belov, E.V. Li, V.S. Glazkina. Influence of chemical composition of zirconium alloy El 10 on embrittlement under LOCA conditions - Part 1: Oxidation kinetics and macrocharacteristics of structure and fracture. Journal of Nuclear Materials 418(2011) 1-7

88. L.Yegorova and K.Lioutov. Summary of Russian Results on LOCA Related Testing of Nb Containing Cladding Alloys. Review Meeting of ANL High Burnup Cladding Performance Program, Argonne (USA), 16 17 July 2003.

89. S. Abolhassani, G. Bart, J. Bertsch, A. Hermann and others. Corrosion and hydrogen uptake in Zirconium claddings irradiated in light water reactors // Abstracts of 17th International Symposium on "Zirconium in the Nuclear Industry-2013", February 3-7, 2013, Hydebrad, India

90. S. Guilbert, P. Lacote, G. Montigny, C. Duriez, J. Desquines and C. Grandjean. Effect of pre-oxide on Zircaloy-4 high temperature steam oxidation and post-quench mechanical properties // Abstracts of 17th International Symposium on "Zirconium in the Nuclear Industry-2013", February 3-7, 2013, Hydebrad, India

91. Сох В.//Corrosion 1973,-V. 29,-P. 157-168.

92. B. Cox, Wood J.C. Iodine Induced Cracking of Zircaloy Fuel Cladding// Corrosion Problems in Energy Conversion and Generation, 1974, p. 275.

93. De P. K., Elayaperumal K. and Balachandra J. // S. A. E. S. T. Trans. 1970.- V. 5.- P.

15-25.

94. Cox B. / / Corrosion 1972,- V. 28,- P. 207-224.

95. C.A. Никулин, В.Г.Ханжин, А.Б. Рожнов, B.A. Белов, Э.В. Ли. Трещиностойкость циркониевых оболочечных труб после высокотемпературного окисления, МиТОМ, №2, 2013, стр. 52-57

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

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

98. М. Steinbriick, М. Grosse. Deviations from Parabolic Kinetics during Oxidation of Zirconium Alloys // Abstracts of 17th International Symposium on "Zirconium in the Nuclear Industry-2013", February 3-7, 2013, Hydebrad, India

99. А.В.Никулина и др. Взаимосвязь легирующего состава циркониевых Nb-содержащих сплавов с коррозией и механическими свойствами. Сборник докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.). В трех томах. Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2004.

100.A.G. Malgin, V.A. Markelov, V.V. Novikov, A.V. Nikulina, et. al. High Temperature Oxidation and Residual Ductility of Fuel Claddings from Zr-lNb Alloy Having Different Contents of Impurities. 16th th International Symposiumlnternational Symposium: Zirconium in the Nuclear Industry Zirconium Industry, 9, 9-13 May, 2010, Chengdu, Sichuan Province, ChinaChengdu, China.

101.0. Benes, P. Van Uffelen, J. van de Laar, Cs. Gyori, R.J.M. Konings, Z. Hyzer. Kinetic studies of the a-b phase transition in the Zrl%Nb cladding for nuclear reactors. / Journal of Nuclear Materials - 2011 - Volume 414 - Issue 2-88-91

102.R. Jerlerud Perrez, A.R. Massih. Thermodynamic evaluation of the Nb-O-Zr system. // Journal of Nuclear Materials 360 - 2007- P. 242 - 254

103. В.Г. Ханжин, C.A. Никулин. Применение метода акустической эмиссии при испытаниях материалов для ядерной энергетики. Учебное пособие. М., МИСиС, 2008, 93 с.