Влияние радиационно-индуцированных процессов при высокодозном реакторном облучении на свойства сплавов циркония тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат наук Кобылянский, Генадий Петрович

• Кобылянский, Генадий Петрович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Кобылянский, Генадий Петрович

ОГЛАВЛЕНИЕ

стр.

Список сокращений и условных наименований

ВВЕДЕНИЕ

1. ОСНОВНЫЕ ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЛИЯНИЯ 21 ОБЛУЧЕНИЯ НА СПЛАВЫ ЦИРКОНИЯ (аналитический

обзор)

1.1 Изменение структуры

1.2 Радиационное упрочнение и анизотропия механических 24 свойств

1.3 Радиационный рост

1.4 Радиационно-термическая ползучесть 41 1.5. Коррозия 48 Выводы по главе 1

2. МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ, МЕТОДИКИ 54 ОБЛУЧЕНИЯ И ИССЛЕДОВАНИЯ ОБЛУЧЕННЫХ ОБРАЗЦОВ И ИЗДЕЛИЙ

2.1 Обоснование выбора материалов и объектов для 54 исследований

2.1.1 Выбор состава сплавов

2.1.2 Выбор заготовок для образцов

2.1.3 Образцы для кратковременных испытаний на растяжение

2.1.4 Образцы для изучения радиационного роста

2.1.5 Образцы для изучения деформирования под действием 64 механических нагрузок

2.1.6 Объекты для изучения коррозионной стойкости

2.2 Методики облучения образцов

2.3 Параметры испытаний в эксплуатационных условиях

2.4 Методики исследований облученных образцов

2.4.1 Механические испытания

2.4.2 Испытания на длительную прочность

2.4.3 Измерение геометрических размеров

2.4.4 Исследование коррозионной стойкости

2.4.5 Трансмиссионная электронная микроскопия 84 Выводы по главе 2

3. МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА ПРИ 86 КРАТКОВРЕМЕННЫХ ИСПЫТАНИЯХ НА РАСТЯЖЕНИЕ

3.1 Кольцевые образцы

3.2 Анизотропия механических характеристик

3.3 Влияние послерадиационного отжига 98 Выводы по главе 3

4. РАДИАЦИОННЫЙ РОСТ СПЛАВОВ ЦИРКОНИЯ

4.1 Размерные изменения изделий из циркониевых сплавов 101 реактора СМ-2

4.2 Влияние легирования

4.3 Влияние холодной деформации и схемы прокатки

4.4 Другие способы подавления радиационного роста 110 циркониевых сплавов

4.4.1 Влияние закалки и гидроимпульсной обработки

4.4.2 Влияние высокотемпературных отжигов

4.4.2.1 Зависимости от флюенса нейтронов

4.4.2.2 Структурные особенности

4.5 Стадия ускоренного роста

4.6 Анизотропия радиационного роста

4.7 Связь радиационного роста с радиационными 128 повреждениями структуры

4.7.1 Нелегированный цирконий

4.7.2 Сплав Э110

4.7.3 Сплав Э635

4.8 Влияние послерадиационных отжигов

4.8.1 Размерные изменения

4.8.2 Структурные изменения при послерадиационном отжиге 143 Выводы по главе 4 147 5. СОПРОТИВЛЕНИЕ ДЕФОРМИРОВАНИЮ ПРИ 150 ДЛИТЕЛЬНОМ МЕХАНИЧЕСКОМ НАГРУЖЕНИИ

5.1 Деформирование при растягивающей нагрузке

5.2 Деформирование труб НК при сжимающей осевой нагрузке

5.3 Длительная устойчивость и изменение диаметра труб под 155 действием наружного давления и реакторного облучения

5.4 Деформирование обол очечных труб под действием 158 внутреннего газового давления

5.4.1 Зависимость от параметров облучения

5.4.2 Анизотропия деформирования

5.4.3 Влияние предварительного высокотемпературного отжига

5.4.4 Влияние радиационного упрочнения 165 5.5 Длительная прочность оболочек из сплава Э110 168 Выводы по главе 5 171 6. КОРРОЗИЯ КОНСТРУКЦИОННЫХ КОМПОНЕНТОВ TBC 173 ПРИ ДЛИТЕЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

6.1 Коррозия в реакторах кипящего типа

6.1.1 Коррозия сплава Э110

6.1.1.1 Оболочки твэл ов

6.1.1.2 Дистанционирующие решётки 178 6.1.2 Коррозия сплава Э635 179 6.2 Коррозия в реакторах с водой под давлением

6.2.1 Коррозия сплава Э110

6.2.1.1 Окисление оболочек твэлов

6.2.1.2 Изменение микроструктуры сплава Э110 при коррозионном 184 и радиационном воздействии

6.2.1.3 Дистанционирующие решётки

6.2.2 Коррозия сплава Э635

6.2.2.1 Окисление изделий из сплава Э635

6.2.2.2 Изменение микроструктуры сплава Э635 при коррозионном 192 и радиационном воздействии

6.2.2.3 Связь окисления с радиационным изменением структурных 199 характеристик сплавов

Выводы по главе 6

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАНЫХ ИСТОЧНИКОВ

Список сокращений и условных наименований

ЯЭУ - ядерные энергетические установки,

АЭС - атомная электростанция,

TBC - тепловыделяющая сборка,

A3 - активная зона,

F - флюенс нейтронов,

f — плотность потока нейтронов,

1 - время облучения,

qs- плотность теплового потока,

Т0бл~ температура облучения,

ст - механическое напряжение,

НДС - напряжённо-деформированное состояние,

ХД - холодная деформация,

НК - направляющий канал,

ЦТ - центральная трубка,

УК - уголок каркаса,

ФЦП - федеральная целевая программа,

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор,

РБМК - реактор большой мощности канальный,

СВЧ - скоростная высокочастотная (обработка),

ГИО - гидроимпульсная обработка,

ДРР - деформация радиационного роста,

в - деформация,

£ - скорость деформации,

ОУ - облучательное устройство,

ДНА - детектор нейтронно-активационный

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние радиационно-индуцированных процессов при высокодозном реакторном облучении на свойства сплавов циркония»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы. Циркониевые сплавы широко используются в качестве конструкционных материалов изделий активных зон (A3) водоохлаждаемых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), которые эксплуатируются в жестких условиях воздействия облучения, высоких температур, тепловых и механических нагрузок, теплоносителя и других неблагоприятных факторов [1]. Стойкость к этим воздействиям в значительной степени определяет работоспособность активной зоны в целом.

Параметры эксплуатации компонентов активных зон ядерных реакторов регламентированы в соответствующих проектах. Вместе с тем продолжается поиск технологических и конструкторских решений по оптимизации параметров работы и повышению безопасности и экономичности энергетических и исследовательских реакторов. В частности, предусматривается существенно увеличить время эксплуатации и выгорание топлива в тепловыделяющих сборках (TBC) при обеспечении безопасности работы эксплуатируемых ядерных реакторов в целом. Создание экономичных и безопасных ядерных реакторов, а также модернизация действующих АЭС во многом зависят от выявляемых резервов работоспособности циркониевых сплавов, используемых в конструктивных элементах A3. Для определения этих резервов необходимо знать свойства изделий из циркониевых сплавов при различных условиях, имитирующих или моделирующих режимы эксплуатации действующих и усовершенствованных активных зон ЯЭУ, главным образом при высоких дозах реакторного облучения.

Учет влияния реакторного облучения играет значительную роль, так как его воздействие может приводить к существенному изменению свойств сплавов циркония в зависимости от температуры (Т0бЛ), флюенса нейтронов (F), плотности нейтронного (f) и теплового (qs) потоков, времени облучения (т),

состава окружающей среды, механических напряжений (а) и др. Для расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) конструкций из циркониевых сплавов необходимы знания о механических свойствах при кратковременном нагружении, сопротивлении деформированию при разных видах длительного механического нагружения, радиационном росте и коррозии этих материалов. Получение таких основополагающих сведений о циркониевых материалах при высокодозном облучении может не только повлиять на изменение регламентированных режимов работы изделий в ЯЭУ, но и в совокупности с другими аспектами реакторостроения инициировать работы по оптимизации технологии производства и конструирования A3.

В виду того, что основными тенденциями совершенствования топливоиспользования является повышение выгорания топлива и увеличение длительности кампании, ведущие зарубежные фирмы - поставщики ядерного топлива проводят разработку и экспериментальную проверку ряда циркониевых материалов, призванных обеспечить высокую надежность и безопасность при эксплуатации до высоких выгораний топлива. Так, например, во Франции в последнее время все шире используется в качестве оболочек твэлов в реакторах типа PWR сплав М5, который близок по составу к российскому сплаву Э110 [2]. Американские и Шведские специалисты кампании Вестингауз ведут поиски наилучших вариантов циркониевых материалов для условий реакторов BWR в сплавах системы Zr-Nb-Sn-Fe (сплав Zirlo), близких по составу к отечественному сплаву Э635, поскольку повышение выгорания в топливных сборках ограничивает недостаточная коррозионная стойкость сплавов типа циркалой. В этой же группе сплавов ведут работы в кампании Global Nuclear Fuel (сплав NSF) [3, 4].

Совершенствованием циркониевых сплавов планомерно занимаются и другие страны и фирмы, сознавая, что это один из основных путей улучшения

технико-экономических показателей работы энергетических атомных реакторов.

В России в качестве основного материала для оболочек твэлов, работающих в водоохлаждаемых атомных реакторах типа ВВЭР и РБМК, применяется сплав Э110 (Zr-1 %Nb), обладающий высокой коррозионной стойкостью в воде под давлением. Однако он обладает недостаточно высокими (с точки зрения западных лицензионных требований) прочностными характеристиками и сопротивлением ползучести. Проводятся работы по оптимизации его состава [5]. В качестве альтернативного материала для оболочек твэлов проверяется многокомпонентный сплав Э635, превосходящий другие циркониевые сплавы по сопротивлению ползучести, радиационному росту и очаговой (нодулярной) коррозии. Указанные преимущества сплава Э635 позволили использовать его в качестве материала центральных труб (ЦТ), направляющих каналов (НК) и уголков каркаса (УК) в TBC нового поколения (ТВCA и ТВС-2) реакторов ВВЭР [6, 7].

Использование в настоящее время циркониевого сплава Э635 в качестве материала оболочек твэлов, направляющих каналов (НК), центральных труб (ЦТ) и уголков каркаса (УК) в составе TBC реакторов ВВЭР-1000 требует глубокого обоснования их эксплуатационной надежности в связи с увеличением срока эксплуатации и глубины выгорания топлива.

Вопросы оптимизации легирующего и примесного состава отечественных циркониевых сплавов с точки зрения повышения их размерной стабильности под действием нейтронного облучения вызывают в настоящее время значительный интерес. Актуальной задачей является изучение радиационной повреждаемости модельных образцов, изготовленных различными способами на основе базовых сплавов Э110 и Э635 с модифицированием их составов. В связи с планируемым переходом производства изделий из циркониевых

сплавов на губчатую основу требуются также данные исследований радиационной повреждаемости сплавов циркония на этой основе.

Вместе с тем изучение поведения под облучением сплавов Э110, Э125 и Э635 штатного состава является необходимой основой для планомерного выбора направлений совершенствования циркониевых материалов и включает исследования радиационного роста, стойкости к деформированию при длительных нагрузках, радиационного упрочнения, коррозии, а также микроструктурных характеристик облученных образцов. Эти исследования проводились и продолжают осуществляться в соответствии с решением Правительства Российской Федерации от 25 мая 2000 г. «Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века» и в рамках федеральных целевых (ФЦП) и отраслевых программ и других документов:

• ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года»;

• ФЦП «Технологическая база», раздел ядерные технологии нового поколения, п.п. № 153;

• Отраслевая программа «Эффективное топливоиспользование на АЭС на период 2008 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года».

• Отраслевая целевая программа «Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития науки гражданского назначения»;

• Программа ОАО «ТВЭЛ» «Обеспечение потребностей атомной энергетики и промышленности конкурентоспособными циркониевыми материалами и изделиями», рассчитанная на 2009-2015 годы;

• Решение совместного заседания научного совета по атомной энергетике и научно-технического совета №4 «Топливо и специальные ядерные материалы».

По мере накопления данных и установления корреляций между поведением макроскопических характеристик исследуемых сплавов и состоянием соответствующих структурных составляющих, постепенно достигается лучшее понимание механизмов радиационного повреждения циркониевых материалов. Как показали исследования, эволюция структурно-фазового состояния во время облучения и соответствующее изменение свойств циркониевых материалов зависят от множества факторов, учет которых весьма сложен. Так, например, небольшие изменения состава циркониевого сплава по основным легирующим элементам (даже в пределах менее одного процента) под действием облучения могут кардинально изменить их фазовый состав и дислокационную структуру, а соответственно и стойкость к радиационному формоизменению.

Особое значение имеет получение данных по радиационной стойкости циркониевых материалов при высоких дозах реакторного облучения, поскольку с их помощью можно оценить ресурс изделий АЗ, а также определить эксплуатационные резервы для продления их срока службы и оптимизации температурных, дозных и силовых режимов эксплуатации. С ростом дозы облучения может увеличиваться различие свойств сравниваемых материалов, поэтому эксперименты с облучением базовых циркониевых сплавов до высоких флюенсов нейтронов необходимы для выбора наилучших вариантов материалов и направлений их совершенствования применительно к изделиям новых проектов АЗ.

Таким образом, выявление закономерностей влияния радиационно-индуцированных процессов при высокодозном реакторном облучении на свойства циркониевых сплавов Э110, Э125 и Э635 является актуальным направлением исследований.

Цель работы - Выявление закономерностей влияния высокодозного реакторного облучения на циркониевые сплавы и создание базы экспериментальных данных их радиационной стойкости как основы для использования в разработках по оптимизации режимов эксплуатации (в том числе увеличения ресурса) изделий активных зон водоохлаждаемых атомных реакторов и совершенствования технологий и конструкций этих изделий в новых проектах энергоблоков.

В процессе работы были поставлены и решались следующие задачи:

1. Выявление закономерностей изменения механических свойств циркониевых сплавов от основных параметров облучения и испытания. Создание базы справочных данных по кратковременным механическим свойствам облученных до высоких флюенсов нейтронов образцов из сплавов Э110, Э125 и Э635.

2. Выявление закономерностей изменения деформации радиационного роста труб и модельных образцов из сплавов Э110, Э125 и Э635 от структурного состоянии и флюенса нейтронов для расширения возможностей прогнозирования и экспериментального обоснования способов снижения размерных изменений элементов A3 при длительной эксплуатации.

3. Выявление закономерностей воздействия послерадиационного отжига на радиационный рост и радиационные повреждения циркониевых материалов.

4. Установление закономерностей деформационного поведения оболочечных труб, направляющих каналов, центральной трубы и уголков каркаса из сплавов Э110 и Э635 в экспериментах, моделирующих напряжённо деформированное состояние (НДС) компонентов конструкции TBC ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации.

5. Формирование базы экспериментальных данных, обеспечивающей предпосылки к совершенствованию технологии производства и эксплуатации элементов активных зон из сплавов циркония с учётом закономерностей

эволюции радиационных дефектов и трансформации структурных составляющих в этих сплавах под действием высокодозного реакторного облучения.

6. Получение и анализ экспериментальных данных по коррозионной стойкости сплавов Э110 и Э635 на базе исследований оболочек твэлов и других элементов конструкции TBC после длительной эксплуатации (вплоть до 6 лет) в воде под давлением и в условиях кипения теплоносителя водоохлаждаемых ЯЭУ как основы для обоснования их ресурса.

Научная новизна:

1. Показано, что изменения механических характеристик сплавов Э110 и Э635 не зависят от флюенса быстрых нейтронов1 (F) в диапазоне его изменения

"У 0f\ "У

от 10 м" до 3,8x10 м" . При этом уровень радиационного упрочнения коррелирует с равновесной концентрацией радиационных дефектов, зависящей от соотношения температуры облучения (Т0бЛ) и плотности потока нейтронов (f). Высокодозное облучение изменяет анизотропию предела текучести оболочечных труб.

2. Установлены закономерности радиационного роста модельных образцов сплавов циркония в зависимости от флюенса нейтронов при облучении в области Т0бл~ 310-420 °С, определяющие анизотропный характер размерных изменений и наступление стадии ускоренного роста, которые служат основой для выработки рекомендаций по использованию этих материалов в элементах конструкций TBC водоохлаждаемых ЯЭУ с целью повышения их размерной стабильности.

3. Установлена корреляция появления стадии ускоренного роста в сплавах Э110 и Э635 с особенностями эволюции радиационных повреждений

1 Здесь и далее, если специально не указано, под быстрыми нейтронами подразумеваются нейтроны с энергией Е>0,1 МэВ.

структуры в каждом сплаве: количественными и качественными отличиями трансформации фазовых выделений, связанных с перераспределением легирующих элементов между частицами и твердым раствором, а также разным темпом накопления радиационно-индуцированных выделений и дислокаций <с>-типа.

4. Показано, что послерадиационный отжиг при Тотж = 450-550 °С, снижающий эффект радиационного упрочнения, приводит к незначительному (<0,1 %) изменению размеров предварительно облученных образцов циркониевых материалов. При проведении его в промежутке между стадиями облучения увеличивается инкубационный период до наступления стадии ускоренного радиационного роста вследствие возврата структуры.

5. Установлено, что формирование реечной структуры с мелкодисперсными выделениями на границах реек, обеспечивающей в процессе облучения эффективные стоки для точечных дефектов междоузельного типа, достигаемой отжигом циркониевого сплава в р-фазной области, приводит к подавлению радиационного роста. Аналогичный эффект обеспечивается также за счет формирования квазиизотропной структуры (т.е. с отсутствием текстуры) при скоростной высокочастотной (СВЧ) обработке труб и получения дефектной структуры, благоприятной для снижения концентрации точечных дефектов, при использовании гидроимпульсной (ГИО) обработки (патент РФ) пластин.

6. Установлены закономерности деформирования при длительном нагружении в условиях облучения модельных для компонентов ТВС (оболочек твэлов, направляющих каналов, центральных труб и уголков каркаса) образцов в зависимости от осевого растяжения и сжатия, воздействия наружного и внутреннего давления на трубчатые образцы. Различия, обусловленные составом сплавов Э110 и Э635, учитываются расчётным

моделированием НДС соответствующих компонентов при их эксплуатации в активных зонах ЯЭУ.

7. Показано, что при длительной (до 6 лет) экспозиции в водоохлаждаемых ЯЭУ скорость и характер окисления оболочек твэлов и компонентов TBC различаются в зависимости от используемого материала (сплав Э110 или Э635), от наличия или отсутствия кипения теплоносителя и от контакта с другими материалами. Сплав Э110 слабо окисляется в условиях реакторов ВВЭР, а сплав Э635 не склонен к коррозии очагового типа, которая наблюдается у сплава Э110 при наличии кипения водного теплоносителя в условиях облучения.

Практическая значимость

Полученные данные по кратковременным механическим свойствам облученных образцов и радиационному формоизменению циркониевых сплавов Э110 и Э635 при воздействии механического нагружения и при его отсутствии позволяют оценить предельные уровни напряжений и деформаций оболочек твэлов и других элементов TBC в процессе длительной эксплуатации, а также при других видах обращения с топливными сборками.

Результаты исследований образцов использованы для обоснования работоспособности твэлов и TBC в целом реактора ВВЭР-1000 при разработке соответствующих технических проектов и подтверждены результатами исследований TBC, отработавших в течение кампаний с различной (вплоть до 6 лет) длительностью [8, 9].

Полученные данные по характеристикам радиационной стойкости сплавов циркония используются при проектировании изделий активных зон ЯЭУ различного назначения и при разработке технологии обращения с этими изделиями на протяжении всего цикла применения как справочные данные, часть из которых имеет официальный статус рекомендованных справочных

данных [10, 11]. Эти сведения вошли в раздел «Конструкционные материалы» отраслевой базы данных, разработанной в МИФИ.

В результате исследований радиационной стойкости циркониевых сплавов при высокодозном облучении была расширена возможность прогнозирования размерных изменений изделий (оболочек твэлов, НК, ЦТ и уголков каркаса TBC ВВЭР-1000) из циркониевых сплавов.

На основе проведенных исследований предложены эффективные способы снижения размерных изменений элементов конструкции A3 ЯЭУ: использование менее склонного к изменению размеров под облучением сплава Э635, применение эффективных термообработок (СВЧ, ГИО, и отжиг из ß-фазной области) и послерадиационного отжига на промежуточной стадии эксплуатации. Это приводит к увеличеннию инкубационного периода до начала стадии ускоренного радиационного формоизменения и ресурса эксплуатации в целом.

Автор выносит на защиту следующие результаты, полученные в работе:

1. Изменения механических свойств образцов из сплавов циркония, облученных до высоких доз, соответствуют модели накопления и отжига радиационных дефектов, разработанной в диссертации. Данная модель устанавливает связь изменения механических свойств сплава Э110 с параметрами образующихся радиационных дефектов и характеристиками облучения и отжига. Эти свойства обобщены в виде справочных данных и рекомендованы для использования в расчётах конструкций TBC водоохлаждаемых ЯЭУ. Облучение изменяет анизотропию предела текучести труб из этих материалов.

2. В процессе облучения сплавов Э110 и Э635 в области температур 310—420 °С быстрыми нейтронами с ростом флюенса происходит

анизотропное изменение их размеров и изделий из них. Начиная с некоторого критического значения флюенса, зависящего от состава сплава и температуры, наступает стадия ускоренного радиационного роста, которая у сплава Э635 имеет более длительный инкубационный период и меньший темп прироста деформации, чем у сплава Э110.

3. Промежуточный послерадиационный отжиг сплавов циркония при ТОТж= 450-550 °С, сопровождается возвратом структуры сплава к исходному до облучения состоянию. Промежуточный послерадиационный отжиг приводит к увеличению инкубационного периода до начала стадии ускоренного роста образцов.

4. Скоростная высокочастотная и гидроимпульсная обработки, а также отжиг в диапазоне температур формирования ß-фазной области сплавов циркония до облучения, оказывают влияние на снижение их радиационного роста. Каждый из видов обработки обладает своими особенностями влияния на структуру исходного сплава. Методика гидроимпульсной обработки сплавов защищена патентом РФ.

5. На специально приготовленных образцах сплавов Э110 и Э635, вырезанных из заготовок, идущих на изготовление оболочек твэлов и элементов конструкций тепловыделяющих сборок (TBC), выявлены закономерности изменения их формы и размеров при облучении и деформирующей нагрузке, создающей растяжение и сжатие в продольном и поперечном направлениях. Эти закономерности служат основой для расчётного моделирования напряженно деформированных состояний оболочек твэлов и элементов конструкций TBC при их эксплуатации в реакторах типа ВВЭР.

6. Выявлены закономерности коррозионного поведения и изменения микроструктуры готовых изделий из сплавов Э110 и Э635, испытанных в условиях кипящего теплоносителя (РБМК-1000, АМБ-100, ВК-50) и в воде под давлением (ВВЭР-1000) атомных реакторов при экспозиции до 6 лет,

служащие экспериментальным обоснованием для оценки ресурса TBC водоохлаждаемых ЯЭУ и выбора материала для соответствующих элементов этих TBC.

Достоверность научных положений, результатов и выводов

Использование экспериментальных результатов по механическим, коррозионным характеристикам и стойкости к радиационному формоизменению сплавов Э110 и Э635 при проектировании изделий A3, признание статуса рекомендованных справочных данных (для кратковременных механических свойств) и успешный опыт эксплуатации этих изделий в отечественных ЯЭУ, подтвержденный результатами исследований отработавших TBC, свидетельствует об их достоверности. Научная обоснованность положений и выводов подтверждается согласованностью результатов, полученных при исследовании модельных образцов, облученных в исследовательских реакторах, и элементов TBC, эксплуатировавшихся в A3 энергетических ядерных реакторов, соответствием их современным представлениям физики радиационных повреждений и конденсированного состояния и непротиворечивостью с известными результатами других исследователей циркониевых материалов.

Личный вклад автора

Информационный массив экспериментальных данных по влиянию высокодозного облучения на механические свойства, радиационный рост, сопротивление деформированию при длительном механическом нагружении, коррозию и структурные параметры сплавов циркония получен при непосредственном участии автора. Значительная часть этого массива накоплена в рамках научно-исследовательских тем по договорам с ВНИИНМ, в которых автор являлся руководителем или ответственным исполнителем.

Сведения о радиационной стойкости циркония и сплавов на его основе были обобщены в виде справочных материалов по реакторному материаловедению в соавторстве с Новоселовым А.Е.

Исследования структурно-фазового состояния облученных сплавов циркония, развитие представлений об их радиационной повреждаемости и ее корреляции с механическими характеристиками и радиационным формоизменением образцов и изделий проведены в составе группы исследователей, включающих Шишова В.Н., Островского З.Е., Обухова A.B.

Проведенные под научным руководством автора исследования позволили коллективу сотрудников с участием Волковой И.Н. и Маёршиной Г.И. оценить коррозионное состояние оболочек твэлов и элементов конструкции TBC из сплавов Э110 и Э635 после длительной эксплуатации в реакторах типа ВВЭР и РБМК.

Экспериментальные результаты и их трактовка автором инициировали работы по моделированию процессов, происходящих в сплавах циркония под действием облучения. С активным участием Светухина В.В разработаны модели роста ниобиевых преципитатов в сплаве Э110 под действием облучения и коррозии элементов конструкции TBC из сплава Э635 при эксплуатации в реакторе ВВЭР-1000.

Цели и задачи работы сформулированы лично автором.

Апробация работы

Основные положения и результаты работы доложены на 1-3-й Всесоюзных и 4—10-й Российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 1980-2013 гг); Международных конференциях по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (г. Алушта, Украина, 1990 г., 2000 г. и 2008 г.); 11-17-й Международных симпозиумах АСТМ «Цирконий в ядерной промышленности»

(Германия, 1995 г.; Канада, 1998 г.; Франция, 2001 г.; Швеция, 2004 г.; США, 2007 г.; КНР, 2010 г; Индия 2013 г.); 5-й Международной конференции «Поведение топлива ВВЭР, моделирование и экспериментальная поддержка» (Альбена, Болгария, 2003 г); V Научно-практической конференции материаловедческих обществ России «Цирконий: металлургия, свойства, применение» (Ершово, 2008 г.), 4-6-м Международных Уральских Семинарах «Радиационная физика металлов и сплавов» (Снежинск, 2001 г., 2003 г., 2005 г.), 11-м Межотраслевом совещании «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, Украина, 1992 г.), Научно технических конференциях ОАО «ТВЭЛ» НТК-2004 (Глазов, 2004 г.) и НТК-2008 (Москва, 2008 г), ХЬУ Зимней школе ПИЯФ им. Б.П. Константинова РАН по физике и технике реакторов (Рощино, 2011 г.), Всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии - МАЯТ-2007» (Звенигород, 2007 г.), многих семинарах и двухсторонних встречах с российскими и зарубежными специалистами, заседаниях КНТС по реакторному материаловедению.

1. ОСНОВНЫЕ ЗАКОНОМЕРНОСТИ ВЛИЯНИЯ ОБЛУЧЕНИЯ НА

СПЛАВЫ ЦИРКОНИЯ (аналитический обзор)

Поведение изделий из циркониевых сплавов в атомных реакторах во многом обусловлено процессами, происходящими в материалах при воздействии на них облучения. Понимание этих процессов является основополагающим в поиске резервов работоспособности конструкций в активных зонах водоохлаждаемых ядерных реакторов. Поэтому изучение радиационной стойкости циркониевых материалов, особенно при высоких повреждающих дозах, находится в центре внимания многих исследователей. Закономерности влияния нейтронного облучения на структуру, механические свойства и размерную стабильность сплавов циркония основаны на общих законах взаимодействия высокоэнергетических частиц с твердым телом и имеют особенности, связанные со спецификой строения гексагональной плотно упакованной (ГПУ) решетки циркония, микрохимическим составом сплавов и другими факторами.

1.1. Изменение структуры

Появление в структуре циркониевых материалов так называемых «черных пятен» в результате воздействия облучения, которые ранее наблюдали в структуре других облученных материалов, было подтверждено Williams и Ells при изучении влияния ниобия на радиационное упрочнение циркониевых сплавов [12]. Затем с использованием электронных микроскопов с лучшим разрешением получили изображение дислокационных петель, и было продемонстрировано поведение этих петель при послерадиационном отжиге,

заключающееся в снижении их плотности при повышении температуры отжига [13].

Детальный анализ петель в облученном цирконии был проведен Келли и Блэйком [14], которые показали, что после облучения при 573 К до

О А "7

относительно низкого флюенса 1-10 м" формировались петли только с вектором Бюргерса 1/3<1120>, т.е. отсутствовали петли, залегающие в базисной плоскости или вектор Бюргерса которых содержал бы <с> компоненту. Хотя петли были слишком малы для более подробного анализа, эти исследователи с использованием послерадиационного отжига при температурах выше 723 К выявили, что они залегают в плоскости, близкой к призматической, и две трети из них имели вакансионную природу, а одна треть - междоузельную. Дискуссия вокруг результатов межлабораторных экспериментов [15] по объяснению природы наблюдаемого «вельветового» контраста позволила установить, что он связан с релаксацией дальнодействующих напряжений на тонких участках фольги, вызывающей выстраивание петель в полосах, параллельно базисной плоскости. Т.е. «вельветовый» контраст являлся, по сути, артефактом, и не оказывал прямого влияния на макроскопические характеристики исследуемого циркониевого материала.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кобылянский, Генадий Петрович, 2014 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

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

2. Mardon, J.P. Influence of Composition and Fabrication Process on Out-of-Pile Properties of M5 Alloy / J.P. Mardon, D. Charquet and J. Senevat // Zirconium in the Nuclear Industry: 12th Int. Symp. ASTM STP 1354. - 2000. -P. 505-524.

3. Foster, J.P. ZIRLOTM. Cladding Improvement / J.P. Foster, K. Yueh and R.J. Comstock // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Int. Symp. ASTM STP 1505. - 2009. - P. 457 -469 (Journal of ASTM International, Vol. 5, No. 7, paper ID JAI101188)

4. Kobylyansky, G.P. Irradiation-Induced Growth and Microstructure of Recrystallized, Cold Worked and Quenched Zircaloy-2, NSF, and E635 Alloys / G.P. Kobylyansky, A.E. Novoselov, Z.E. Ostrovsky et al. // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Int. Symp. ASTM STP 1505. -2009. - P. 564-582 (Journal of ASTM International. Vol. 5, No. 4, Paper ID JAI101115).

5. Маркелов, В.А. Состояние разработки и освоения циркониевых сплавов для твэлов и ТВС активных зон ядерных водоохлаждаемых реакторов в обеспечение перспективных топливных циклов и конкурентоспособности на мировом рынке / В.А. Маркелов, В.В. Новиков, А.В. Никулина и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. - 2006. - Вып. 2 (67). - С. 63-72.

6. Molchanov V.L. Results of Development and Operation Experience of VVER-1000 Alternative FA / V.L. Molchanov, A. Dolgov, B.S. Samoilov et al // Sixth Int. Conf. on VVER Fuel Performance, Modeling and Experimental

Support, Albena Congress Center, Bulgaria, Sept. 19-23, 2005, Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy. - 2006. - P. 92-97.

7. Nikulina, A.V. Zirconium Alloy E635 as a Material for Fuel Rod Cladding and Other Components of WER and RBMK Cores / A.V. Nikulina, V.A. Markelov, M.M. Peregud et al // 11th Int. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, Garmish-Partenkirhen, Germany, 11-14 Sept. 1995, ASTM STP 1295. - 1996. - P. 785-804.

8. Новоселов, A.E. Состояние оболочек твэлов ВВЭР после шести лет эксплуатации. / А.Е. Новоселов, C.B. Павлов, B.C. Поленок, Д.В. Марков, В.А. Жителев, Г.П. Кобылянский и др. // Физика и химия обработки материалов. - 2009.- №2. - С. 18-25.

9. Волкова, И.Н. Коррозия сплава Э635 в условиях реакторов ВВЭР-1000 / И.Н. Волкова, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2012. - Вып. 2 (78). - С. 46-51. Ю.Кобылянский, Г.П. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе / Г.П. Кобылянский, А.Е. Новоселов //Справочные материалы по реакторному материаловедению. Под ред. В.А. Цыканова. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. - 1996. - С. 175.

11.Перегуд М.М. Кратковременные механические свойства тонкостенных труб из циркониевых сплавов Э110 и Э635 в условиях реакторного облучения (кольца) / М.М. Перегуд, В.Б. Горшков, Г.П. Кобылянский // Верификац. отчет - рекомендуемые справочные данные. Межведом. Комис. по аттестации справочных данных в различных тематич. направлениях ат. науки, техники и технологии. - 2001. - М. - С. 22.

12. Williams, C.D. Influence of Niobium in Irradiation Strengthening of Dilute Zr-Nb Alloys / C.D. Williams, C.E. Ellis // Phil. Mag. - 1968. - Vol. 18. - P. 763-772.

13. Adamson, R.B. "Effects of Neutron Irradiation on Microstructure and Properties of Zircaloy," Zirconium in the Nuclear Industry: 12th Int. Symp. ASTMSTP 1354.-2000.-P. 15-31.

14. Kelly, P.M. and Blake, R.G. The Characterization of Dislocation Loops in Neutron Irradiated Zirconium / P.M. Kelly, R.G. Blake // Phil. Mag. - 1973. -Vol. 28.-P. 415.

15. Northwood, D.O. Characterization of Neutron Irradiation Damage in Zirconium Alloys - An International Round Robin Experiment // D.O. Northwood, R.W. Gilbert, L.E. Chen et al // J. of Nucl. Mater. - 1979. - Vol. 79. - P. 379-394.

16. Holt, R.A. Effect of microstructure on irradiation creep and growth of zircaloy pressure tubes in power reactors // J. of Nucl. Mater. - 1979. - Vol. 82. -P. 419-429.

17. Murgatroyd, R.A. An assessment of the influence of microstructure and test conditions on the irradiation growth phenomenon in zirconium alloys / R.A. Murgatroyd, A. Rogerson // J. of Nucl. Mater. - 1980. - Vol. 90. - P. 240.

18. Holt, R.A. <c>-Component Dislocation in Neutron Irradiated Zircaloy-2 / R.A. Holt, R.W. Gilbert // J. of Nucl. Mater. - 1983. - Vol. 116. - P. 127-130.

19. Griffiths, M. The Formation of <c>-Component Defects in Zirconium Alloys During Neutron Irradiation / M.Griffiths, R.W. Gilbert // J. of Nucl. Mater. - 1987.- Vol. 150. -P. 169.

20. Adamson, R.B. High temperature Irradiation Growth in Zircaloy / R.B. Adamson, R.P. Tucker, V. Fidleris / Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 754. - 1982. -P. 208-234.

21. Rogerson, A. Breakaway" Growth in Annealed Zircaloy-2 at 353 К and 553K / A. Rogerson, R.A. Murgatroyd // J. of Nucl. Mater. - 1983. - Vol. 113. -P. 256-259.

22. Yang, W. J. S. Precipitates in Zircaloy: Identification and the Effect of Irradiation and Thermal Treatment / W. J. S. Yang, R.P. Tucker, B. Cheng, and R.B. Adamson// J. of Nucl. Mater. - 1986. - Vol. 138.- P. 185.

23. Etoch, Y. Neutron Irradiation Effects on Intermetallic Precipitates in Zircaloy as a Function of Fluence / Y. Etoch, and S. Shimada // J. of Nucl. Mater. - 1993. - Vol. 200. -P. 59.

24. Bossis, P. Study of the Mechanisms Controlling the Oxide Growth Under Irradiation: Characterization of Irradiated Zircaloy-4 and Zr-lNb-0 Oxide Scales / P. Bossis, J. Thomazet, F. Lefebvre // Zirconium in the Nuclear Industry: 13th Int. Symp. ASTM STP 1423. - 2002. - P. 190-221.

25. Гурович, Б.А. Возникновение периодических решеток радиационных дефектов в сплаве Zr-l%Nb при облучении быстрыми нейтронами и влияние на них температуры и внешних напряжений / Б.А. Гурович, М.С. Астраханцев, П.А. Платонов, JI.A. Елесин // Физика металлов и металловедение. М.: Наука. - 1986.- Т.61. - Вып. 5. - С. 922-931.

26. Gilbon, D. Irradiation Creep and Growth Behavior, and Microstructural Evolution of Advanced Zr-Base Alloys / D. Gilbon, A. Soniak, S. Doriot, J.-P. Mardon // Zirconium in the Nuclear Industry: 12th Int. Symp. ASTM STP 1354. -2000.-P. 51-73.

27. Bement A. Effect of Cold-work and Neutron Irradiation on the Tensile Properties of Zircaloy-2 / A. Bement // HW-74955. - 1963.

28. Williams, C.D. and Gilbert, R.W. Fast-neutron damage in Zirconium-based structural alloys / C.D. Williams, R.W. Gilbert // Radiat. Damage Reactor Mater. Proc. Sympos. Vienna, 1969, Vienna. - 1969. - V.I.- P. 235-246.

29. Douglass D. The Metallurgy of Zirconium / D. Douglass // Vienna: IAEA. -1971.

30. Makin, M.J. The correlation between the critical shear stress of neutron irradiated copper single crystals and the density of defect clusters / M.J. Makin, F.J Minter, S.A. Manthorpe // Phil. Mag. - 1966.- V.13. - P. 729-739.

31. Матушкин, В.А. Влияние облучения на упругопластическое деформирование оболочки твэла из сплава Zr+l%Nb / В.А. Матушкин, А.А. Медведев, Ю.В. Милосердии и др. // Атомная энергия. - 1984. - Т.57. -Вып. 3. - С. 162-165.

32. Ривкин Е.Ю. Прочность сплавов циркония / Е.Ю. Ривкин, Б.С. Родченков, В.М. Филатов // М.: Атомиздат. - 1974.

33. Nichols F.A. Point defects and creep of Metals / F.A. Nichols // J. of Nucl. Mater. - 1978. - Vol. 69-70. - P. 451-464.

34. Ells C., Sawatsky A. The Effects of Neutron Irradiation on the Tensile Properties Zr-2,5%Nb-0,5%Cu Alloy / C. Ells, A. Sawatsky // Trans. Met. Soc. ASME. - 1965. - V. 233. - P. 2041.

35. Книжников Ю.Н., Коломыткин B.B. Влияние текстуры призматических плоскостей на анизотропию деформации облучаемых циркониевых сплавов / Ю.Н. Книжников, В.В. Коломыткин // Атомная энергия. - 1984. -Т.57. - Вып. 2. - С. 95-99.

36. Хилл Р. Математическая теория пластичности / Р. Хилл // М.: Гостехтеориздат. - 1957.

37. Прасолов П.Ф. Влияние температуры на анизотропию пластической деформации сплава Zr-l%Nb / П.Ф. Прасолов, В.П., Конопленко, Е.Н. Пирогов и др. // Прочность и долговечность материалов и конструкций атомной техники. М.: Энергоиздат,. - 1982. - С. 84-89.

38. Holt, R.A. Factors Affecting the Anisotropy of Irradiation Creep and Growth of Zirconium Alloys / R.A. Holt, E.F. Ibrahim // Acta Metall. - 1978. - Vol. 126. -No. 8.-P. 1319-1328.

39. Ibrahim, E.F. The texture and treatment effect on high temperature strain Zircaloy-2 / E.F. Ibrahim, R. Chouhay, I.J. Jonas // J. of Nucl. Mater. - 1984. -Vol. 126. - P. 44.

40. Allen, V.M. Determination and Interpretation of Texture Evolution during Deformation of a Zirconium Alloy / V.M. Allen, J. Q. D. Fonseca, M. Preuss et a. // Zirconium in the Nuclear Industry: ASTM STP 1505. - 2009. - P. 550 -563 (Journal of ASTM International. - Vol. 5. - No. 1. - Paper ID JAI 101255).

41. Wei X. Deformation Anisotropy of Annealed Zircaloy-2 as a Function of Fast Neutron Fluence / X. Wei, J.R. Theaker, M. Griffiths // Zirconium in the Nuclear Industry: ASTM STP 1505. - 2009. - P. 583 -593 (Journal of ASTM International. - Vol. 5. - No. 1. - Paper ID JAI 101135).

42. Прасолов П.Ф., Лебединский К.Б., Платонов П.А., Викторов В.Ф. Анизотропия радиационного упрочнения текстурованных сплавов Н-1 и Н-2,5 / П.Ф. Прасолов, К.Б., Лебединский, П.А. Платонов, В.Ф. Викторов // Радиационное материаловедение: Тр. Межд. Конф. по радиационному материаловедению. Алушта, 22-25 мая 1990 г., Харьков. - 1991. - Т.8.-С.55-62.

43. Соляный, В.И. Оценка несущей способности циркониевых оболочек твэлов / В.И. Соляный, B.C. Ямников // Атомная энергия. - 1980. - Т.48. -Вып.2. - С.73-76.

44. Onimus, F. Plastic Deformation of Irradiated Zirconium Alloys: ТЕМ Investigations and Micro-Mechanical Modeling / F. Onimus, J.L. Bechade, C. Prioul et al // Zirconium in the Nuclear Industry: ASTM STP 1467. - 2005. - P. 53-76 (Journal of ASTM International. - Vol. 2. - No. 8. - Paper ID JAI 12424).

45. Onimus, F. A Statistical TEM Investigation of Dislocation Channeling Mechanism in Zirconium Alloys / F. Onimus, Monnet, J.L. Bechade et al // J. Nucl. Mater. -2004. - V. 328. - P. 165-179.

46.Buckley, S.N. Properties of Reactor Materials and Effects of Radiation Damage / S.N. Buckley, D.J. Littler. Ed. Butterworth, London. - 1961. - P. 413443.

47. Holt, R.A. Mechanisms of Irradiation Growth of Alfa-zirconium Alloys / R.A. Holt // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 310-338.

48. Murgatroyd, R.A. Irradiation Growth in Annealed Zircaloy-2 / R.A. Murgatroyd, A.J. Rogerson //J. Nucl. Mater. - 1979. - V. 79. - No2. - P.302-311.

49. Rogerson, A. Irradiation Growth in Annealed Zr-2.5wt%Nb at 353 K / A. Rogerson, R.A. Murgatroyd // J. Nucl. Mater. - 1979. - V. 80. - P. 260.

50. Fidleris, V. The Irradiation Creep and Growth Phenomena / V. Fidleris // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 22-42.

51. Tucker, R.P. High Fluence Irradiation Growth of Zirconium Alloys at 644 to 725K / R.P. Tucker, R.B. Adamson and V. Fidleris // Zirconium in the Nuclear Industry: ASTM STP 824. - 1984. - P. 427-451,.

52. Rogerson, A. Irradiation Growth in Zirconium and its Alloys / A. Rogerson //J. Nucl. Mater. - 1988. -V. 159. - P. 43-61.

53. Holt, R.A. In-reactor Deformation of Zirconium Alloy Components / R.A. Holt // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1505. - 2009. - P. 3 -18 (Journal of ASTM International. - Vol. 5. - No. 6. - Paper ID JAI 101354).

54. Holt, R.A."<c> Component Dislocations in Annealed Zircaloy Irradiated at about 570 K / R.A. Holt, R.W Gilbert // J. Nucl. Mater. - 1986. - V. 137. - P. 185-189.

55. Griffiths M. The Formation of c-Component Defects in Zirconium alloys during neutron Irradiation / M. Griffiths, R.W. Gilbert // J. Nucl. Mater. - 1987. -V. 150.-P. 169.

56. Griffiths M. Accelerated Irradiation Growth of Zirconium Alloys / M. Griffiths, R.W. Gilbert, V. Fidleris // Zirconium in the Nuclear Industry. 8th Int. Symp. ASTM STP 1023. - 1989. - P. 658.

57. Garzarolly, F. Effects of High Neutron Fluences on Micro structure and Growth of Zircaloy-4 / F. Garzarolly, P. Drewes, G. Meusner // Zirconium in the Nuclear Industry: 8th Int. Symp. ASTM STP 1023. - 1991. - P. 641-657.

58. Griffiths M. Microstructural Aspects of Accelerated Deformation of Zircaloy Nuclear Reactor Components During Service / M. Griffiths, R.A. Holt, A. Rogerson // J. Nucl. Mater. - 1995, V. 225. - P. 245-258.

59. Northwood, D.O., Irradiation Damage in Zirconium and its Alloys / D.O. Northwood // Atomic Energy Review. - 1977. - V. 15. - No 4. - P. 547-611.

60. Dollins C.C. In-pile temperature of the Yield Strength and Growth of Zircaloy / C.C. Dollins // J. Nucl. Mater. - 1979. -V. 2. - P. 311-316.

61. Bullough R. Mechanisms of Irradiation Induced Creep and Growth / R. Bullough, M.H. Wood // J. Nucl. Mater. - 1980. - V. 90. - P. 1-21.

62. Зеленский В.Ф. Радиационный рост металлов и сплавов / В.Ф. Зеленский, Э.А. Резниченко: Обзор. М.: ЦНИИатоминформ. - 1984.

63. Carpenter G.J.C. Irradiation Growth of Zirconium Single Crystals. A review / Carpenter G.J.C., R.H. Zee, A. Rogerson // J. Nucl. Mater. - 1988.- V. 159. - P. 86-100.

64. Herring R.A. Microstructural Characterization of Neutron-irradiated and Post-irradiation Annealed Zircaloy-2 / R.A. Herring, D.O. Northwood // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 386-396.

65. Causey, A.R. Acceleration of Creep and Growth of Annealed Zircaloy-4 by Pre-Irradiation to High Fluences / A.R. Causey, V. Fidleris, R.A. Holt // J. Nucl. Mater. - 1986. - V. 139. - P. 277.

66. Holt, R.A. The Effects of Intergranular Constraints on Irradiation Growth of Zircaloy at 320 К / R.A. Holt, A.R. Causey // J. Nucl. Mater. - 1987. - V. 150. -P. 306.

67. Causey, A.R., Woo, C.H., and Holt, R.A. The Effect of Intergranular Stresses on the Texture Dependence of Irradiation Growth in Zirconium Alloys / A.R Causey, C.H. Woo, R.A. Holt // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 225.

68. Tome, C.N. Self-Consistent Calculations of Steady-State Creep and Growth in Textured Zirconium / C.N. Tome, C.B. So, C.H. Woo // Philos. Mag. A. -1993/-V. 67.-P. 917.

69. Fleck, R.G. Effects of Temperature and Neutron Fluence on Irradiation Growth of Zr-2.5wt%Nb / R.G. Fleck, R.A. Holt, V.Perovic, J. Tadros // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 75.

70. Ball, C.J., The Contribution of the Intrinsic anisotropy of Point Defect Diffusion rates to Irradiation Growth of Zirconium / C.J.Bali // J. Nucl. Mater. -1981.-V. 101. - P. 147.

71. Woo, C.H. Theory of Irradiation Deformation in Non-Cubic Metal: Effects of Anisotropic Diffusion / C.H. Woo // J. Nucl. Mater. - 1988. - V. 159. - P. 237-256.

72. Некрасова Г.А. Цирконий в атомной промышленности / Г.А. Некрасова, Б.Г. Парфенов, А.С. Пиляев и др. // Вып. 10. Ползучесть и радиационный рост циркониевых сплавов при облучении: Обзорная информация. АИНФ 582. М.: ЦНИИатоминформ. - 1982. - 4.1.

73. Родченков, Б.С. Радиационный рост сплавов циркония / Б.С. Родченков // Атомная техника за рубежом. - 1985. - №3. - С. 8-18.

74. Fidleris V. Irradiation Growth in Zirconium Alloys / V. Fidleris I IA Review. AECL-7053. Chalk River. Ontario: AECL. - 1980.

75. Holt, R.A., Effect of Microstructure on Irradiation Creep and Growth of Zircaloy Pressure Tubes in Power Reactors / R.A.Holt // J. Nucl. Mater. - 1979. -V. 82. - P. 419-429.

76. Hood, G.M. a-Zr Self-Diffusion Anisotropy / G.M. Hood, H. Zou, D. Gupta, R.Schultz // J. Nucl. Mater. - 1995. - V. 233. - P. 122.

77. Zou, H. The Solid Solubility of Fe in a aZr: A secondary ion mass spectrometry study / H. Zou, G.M. Hood, J.A. Roy et al // J. Nucl. Mater. -1994.-V. 210.-P. 239.

78. Griffiths M. Study of Point Defect Mobilities in Zirconium during Electron Irradiation in a HVEM / M. Griffiths, R.C. Styles, C.H. Woo et al // J. Nucl. Mater. - 1994. - V. 208. - P. 324.

79. Alexander, W.K. Zircaloy-2 Pressure Tube Elongation at the Hanford N Reactor / W.K. Alexander, V. Fidleris, R. A. Holt // Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry: 3rd Int. Symp. ASTM STP 633. - 1976. - P. 344-364.

80. MacEwen, S.R. Verification of a Model for In-Reactor Creep Transients in Zirconium / S.R. MacEwen, V. Fidleris // Philos. Mag. - 1975. - V. 31. - P. 1149-1157.

81. Ibrahim, E.F. Anysotropy of Irradiation Creep and Growth of Zirconium Alloy Pressure Tubes / E.F. Ibrahim, R.A.Holt // J. Nucl. Mater. - 1980. - V. 91. -P. 311-321.

82. Causey, A.R. In-Reactor Creep of Zr-2.5Nb / A.R. Causey, R.A. Holt, S.R. MacEwen // Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry: 6th Int. Symp. ASTM STP 824. - 1984. - P. 269.

83. Causey, A.R. In Evaluation of Reactor Core Performance Using NDE Techniques / A.R. Causey, R.A. Holt // American Nuclear Society, Lagrange Park, IL.- 1883.-P. 285.

84. Christodoulou, N. Modeling In-Reactor Deformation of Zr-2.5Nb Pressure Tubes in CANDU Power Reactors/ N. Christodoulou, A.R. Causey, R.A. Holt et al //11th Int. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1295.-1996.-P. 518-537.

85. Causey, A.R., Elder, J.E., Holt, R.A., and Fleck, R.G., On the Anisotropy of In-Reactor Creep of Zr-2.5Nb Tubes / A.R. Causey, J.E. Elder, R.A. Holt and R.G. Fleck // 9th Int. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1245. - 1994. - P. 202-220.

86. Holt, R.A. High Fluence Irradiation Growth of Cold-Worked Zr-2.5Nb / A.R. Causey, M. Griffiths, E.T.C. Ho // 12th Int. Symp.on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1354. - 2000. - P. 86-104.

87. Быстров, JI.H. Механизмы радиационной ползучести / JI.H. Быстров, Л.И. Иванов, А.Б. Цепелев // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. -1985.-Вып. 2 (35).-С. 54-68.

88. Heald, Р.Т. The preferential trapping of interstitials at dislocations / P.T. Heald // Phil. Mag.. - 1975. - V. 31. - No3. - P. 551-558.

89. Heald, P.T. Steady-state irradiation creep / P.T. Heald, M.V. Speight // Phil. Mag. - 1974. - V. 29. - No5. - P. 1075-1080.

90. Woo, C.H. Irradiation creep due to SIPA-induced growth / C.H. Woo // Phil. Mag. A.. - 1980. - V. 42. - No4. - P. 551-558.

91. Tinti, F. Uniaxial in reactor creep of zircaloy-2: stress, flux and temperature dependence / F. Tinti // Nuclear Technol. - 1983. - V. 60. - Nol. - P. 104-113.

92. Ross-Ross, P.A. The in-reactor creep of cold-worked zircaloy-2 and Zr-2,5%Nb pressure tubes / P.A. Ross-Ross, C.E.L. Hunt // J. Nucl. Mater. - 1968.

- V. 26. - No2. - P. 2.

93. Griffiths, M. Effect of Irradiation Damage on the Deformation Properties of Zr-2,5%Nb Pressure Tubes / M. Griffiths, N. Wang, A. Buyers and S.A. Donohue // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1505, Journal of ASTM International, Vol. 5, No. 1, paper ID JAI 101133. - 2009. - P. 541 -549.

94. Платонов, П.А. Ползучесть технологических каналов реакторов РБМК из цирконий-2,5 вес.% ниобиевого сплава / П.А. Платонов, А.Н. Иванов, И.А. Фролов и др. // Докл. на Советско-канадском семинаре «Опыт по эксплуатации канальных труб под давлением из циркониевых сплавов в ядерных реакторах», Москва, 11-16 декабря 1989 г. М.: ЦНИИатоминформ.

- 1989.-С. 28.

95. Рогозянов, А.Я. Закономерности и модели многокомпонентной термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из циркониевых сплавов / А.Я. Рогозянов // Дисс. на соискание уч. степени доктора технических наук. Димитровград. - 2001. - С. 292.

96. Парфенов Б.Г. Коррозия циркония и его сплавов / Б.Г. Парфенов, В.В. Герасимов, Г.И. Бенедиктова//М., Атомиздат. - 1967.

97. Corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants. Vienna: IAEA. -1993. IAEA-TECDOC-684. - ISSN 1011-4289.

98.Cox B. Oxidation on zirconium and its alloys / B. Cox // Advances in Corrosion Science and Technology. Plenum Press. New York. - 1976. - V5. -P.173.

99. Некрасова Г. А. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах / Г.А.

Некрасова, И.И. Раевский, Ю.К. Бибилашвили, Г.И. Суханов // Цирконий в атомной промышленности: Обзор. М., ЦНИИатоминформ. - 1984.

100. Дуглас Д. Металловедение циркония / Д. Дуглас. М.: Атомиздат. - 1975.

101. Андреева А.Б. Очаговая коррозия циркониевых сплавов. Факторы и механизмы / А.Б. Андреева, Г.И. Маёршина, Г.П. Кобылянский // Обзор. М. ЦНИИатоминформ. - 1989. - 42С.

102. Григорьев В.М. Вопросы коррозионного поведения циркониевых сплавов / В.М. Григорьев, А.Н. Иванов // Ат. техника за рубежом. - 1986. -№5. - С. 3-8.

103. Сох В. Mechanism of hydrodgen absorption by zirconium alloys / B. Cox Fall Meeting of the Materials Research Society, Boston. - 1984. Chalk River, Ontario КОЛЮ Canada. AECL-8702. - 1985.

104. Колачев Б.А. Водородная хрупкость металлов / Б.А. Колачев // М.: Металлургия - 1985.

105. Галактионова Н.А. Водород в металлах / Н.А. Галактионова // М.: Металлургия. - 1967.

106. Hobbs, L.W. Radiation effects in ceramics / L.W. Hobbs, F. Clinard, S. Zinkle, R. Ewing // J. Nucl. Mater. - 1994. -V. 216. - P. 291-321.

107. Adamson, R. Corrosion Mechanisms in Zirconium Alloys / R. Adamson, F. Garzarolli, B.Cox et al // Zirat-12 Special Topic Report Corrosion Mechanisms in Zr Alloys. Adv. Nucl. Technol. Sweden. October. - 2007.

108. Shishov, V.N. Use and Improvement of E635 Alloy Applied to Fuel Claddings and FA Structural Components of Water Cooled Reactors / V.N. Shishov, V.A. Markelov, V.V. Novikov, A.V. Nikulina, V.F. Kon'kov, M.N. Sablin, M.M. Peregud, A.Tselischev, A.E. Novoselov, G.P Kobylyansky et al //

6th Int. Symp.: Contrib. of Mater.. Investig. to Improve the Safety and Perform, of LWRs. 18-22 Sept. 2006, Fontevraud, France. - 2002. - Vol. 2. - P. 969-981.

109. Шамардин B.K. Результаты исследования отработавших до ресурсного выгорания твэлов реактора РБМК с оболочками из сплавов Zr-Nb, Zr-Nb-Sn-Fe и Zr-Sn-Fe / B.K. Шамардин, A.C. Покровский, Г.П. Кобылянский // Препринт. НИИАР-8(654). М.: ЦНИИатоминформ. - 1985.

110. Markelov, V. Application of Е635 Alloy as Structural Components of WWER-1000 Fuel Assemblies / V. Markelov, V, Novikov, A. Nikulina, V. Kon'kov, M. Sablin, V. Shishov, M. Peregud, A. Tselischev, A. Novoselov, G. Kobylyansky // 6-th Intern. Conf. WWER Fuel Performance, Modelling, and Experimental Support - Bulgaria. - 2005. - P. 188-193.

111. Косенков B.M. Способ подготовки материалов и изделий к использованию в нейтронных полях / В.М. Косенков, Д.А. Корнилов, Г.П. Кобылянский, П.П. Силантьев //A.C. Патент РФ на изобретение №2410775 от 09.09.2009 г.

112. Платонов JI.B. Способ термической обработки циркониевых сплавов / JI.B. Платонов, В.Н. Воеводин, JI.C. Ожигов и др. Патент СССР 1767924 СССР - 27.06. 1985.

113. Кобылянский Г.П. Радиационный рост твэльных труб циркониевых сплавов при высоких флюенсах нейтронов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, А.И. Стукалов // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение - 1990. - Вып. 2(53). - С. 32-34.

114. Зеленский В.Ф. Скоростная высокочастотная термообработка и радиационный рост циркониевых сплавов / В.Ф. Зеленский, А.И. Стукалов, И.М. Неклюдов, Г.П. Кобылянский и др. // Радиац. материаловедение: Тр.

Межд. Конф. по радиационному материаловедению, Алушта, 22-25 мая 1990 г., Харьков. - 1990. - ТА. - С.55-63.

115. Shamardin, V.K.. Irradiation Growth of Zirconium alloys at High Neutron Fluences / V.K. Shamardin, G.P. Kobylyansky, V.M. Kosenkov // Effects of Radiation on Materials: 19th Int. Symp. ASTM STP 1366. - 2000. - P. 1159-1175.

116. Гухман A.A. Введение в теорию подобия/ А.А. Гухман // M.: Высшая школа. - 1973.

117. Седов А.И. Методы подобия и размерности в механике / А.И. Седов // М.: Гос. Изд-во научно-техн. лит. - 1957.

118. Кобылянский Г.П. Особенности влияния высокотемпературного отжига на радиационный рост и микроструктуру сплава Э110 / Г.П. Кобылянский, З.Е. Островский, А.В. Обухов // Сб. тез. докладов 7-й Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 8-12 сентября 2003 г. - С. 143-144.

119. Цыканов, В.А. Изменение размеров изделий из циркониевых сплавов, облученных в реакторе СМ-2 до большого флюенса нейтронов / В.А. Цыканов, Е.Ф. Давыдов, В.А. Куприенко, В.К. Шамардин, А.С. Покровский, Г.П. Кобылянский и др. // Атомная энергия. - 1983. -Т.55. -Вып. 4.-С. 211-214.

120. Shamardin, V.K. Zirconium Alloy Irradiation Growth at High Neutron Fluences / V.K. Shamardin, G.P. Kobylyansky, V.M. Kosenkov // Proc. of 4th Int. Symp. «Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressurized Water Reactors», 4-18 Sept. 1998, Fontevraud, France. - 1998. - Vol. 2. - P. 1173-1193.

121. Kobylyansky, G.P. Radiation Damage of E635 Alloy Under High Dose Irradiation in the VVER-1000 and BOR-60 Reactors / G.P. Kobylyansky,

A.E. Novoselov, A.V. Obuhov et al.// Zirconium in the Nuclear Industry: 16th Int. Symp. ASTM STP 1529. - 2011. - P 827-849 (Journal of ASTM International. - Vol, 8. - No 1. - Paper ID JAI102941).

122. Кобылянский, Г.П. Радиационные повреждения сплава Э635 в элементах конструкций TBC ВВЭР-1000 / Т.П. Кобылянский, А.Е. Новосёлов, A.B. Обухов и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. -2009. - Вып. (93). №2. - С. 57-68.

123. Кобылянский, Г.П. Радиационное формоизменение оболочечных и канальных труб из сплавов циркония при высоких флюенсах нейтронов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, З.Е. Островский и др. // Радиационное материаловедение: Тр. Межд. Конф. по радиационному материаловедению. Алушта, 22-25 мая 1990 г. Харьков. -1990. - Т.4. - С. 64-72.

124. Кобылянский Г.П. Обзор исследований влияния облучения на циркониевые сплавы / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, А.Е. Новосёлов // Сб. докл. Четвёртой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 15-19 мая 1995 г. Димитровград: НИИАР. - 1996. - Т.2. - С.3-27.

125. Кобылянский Г.П. Особенности влияния реакторного облучения на свойства и поведение сплавов циркония / Г.П. Кобылянский,

B.К. Шамардин, А.Я. Рогозянов, А.Е. Новоселов и др. //Сб. докл. Шестой Российской конф. по реакторному материаловедению, Димитровград, IIIS сентября 2000 г. Димитровград. - 2001. - Т.2, 4.1. - С.303 - 322.

126. Рогозянов А.Я. Исследования деформационной способности и ползучести оболочечных труб из сплава Э110 под давлением в условиях облучения в реакторе БОР-бО до доз 1,5-39 сна / А.Я. Рогозянов, A.A.

Нуждов, Г.П. Кобылянский //Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. - 2003. - Вып. 3. - С. 12-22.

127. Шишов В.Н. Микроструктура и формоизменение циркониевых сплавов / В.Н. Шишов, В.А. Маркелов, A.B. Никулина, В.В. Новиков, М.М. Перегуд, А.Е. Новосёлов, Г.П. Кобылянский и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. - 2006. -Вып. 1 (66).-С. 313-328.

128. Перегуд М.М. Ползучесть сплава Э635 применительно к изделиям TBC А, ТВС-2 и их модификаций реакторов ВВЭР-1000 / М.М. Перегуд, В.В. Новиков, В.А. Маркелов, Е.Г. Афонина, М.Н. Саблин, С.Г. Ерёмин, Г.П. Кобылянский и др. // Матер, научно-практич. конф. материаловедческих обществ России: «Цирконий: металлургия, свойства, применение». М.: МИФИ. -2008. - С.101.

129. Кобылянский, Г.П. Изменения размеров образцов циркониевых сплавов в результате радиационных испытаний в реакторе БОР-бО / Г.П. Кобылянский, С.Г. Еремин, Ю.А. Власов и др. // Сб. трудов ОАО «ГНЦ НИИАР». - 2010. - Вып. 3. - С. 37-41.

130. Бибилашвили, Ю.К. Установка для испытаний на длительную прочность под внутренним давлением в присутствии агрессивной среды оболочек твэлов типа ВВЭР / Ю.К. Бибилашвили, В.Н. Голованов, С.Г. Еремин и др. // Сб. докладов четвертой межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 15-19 мая 1995 г. В 4-х томах. Т.2. Димитровград. - 1996. - С.148-155.

131. Кобылянский, Г.П. Длительная прочность оболочек из сплава Э110 в области температур 673-843 К / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, С.Г. Еремин и др. // Вопросы атомной науки и техники, серия: Сер. Физика

радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2001. -Вып. 2.-С. 104-105.

132. Голованов, В.Н. Исследования конструкционных материалов в БОР-бО и перспективы развития работ / В.Н. Голованов, В.К. Шамардин, В.И. Прохоров, B.C. Неустроев, В.А. Казаков, Г.П. Кобылянский и др. // Атомная энергия. - 2001. - Т.91. - Вып.5. - С. 389 -400.

133. Greenwood L.R. SPECTER: Neutron Damage Calculations for Materials Irradiations /L.R. Greenwood//ANL/FPP/TM-197. - 1985.

134. Отраслевая методика выполнения испытаний для определения мех. свойств при растяжении облученных и необлученных образцов труб в поперечном направлении из сплавов циркония. ОИ 001.600.- 2005.

135. Prokhorov, V.I. Special Techniques for Tensile Tests of Irradiated Zirconium Claddings / V.I. Prokhorov, О Ju. Makarov, V.P. Smirnov // Proc. of a Technical Committee meeting held in Dimitrovgrad, Russian Federation, 1418 May 2001, IAEA-TECDOC-1277, March 2002. - P. 195-202.

136. Методика выполнения измерений при испытании на растяжение продольных образцов тонкостенных труб из циркониевых сплавов. Per. №660 Реестра методик ФГУП ГНЦ РФ НИИАР.

137. Методы испытания, контроля и исследования машиностроительных материалов. Спр. пособие в 3-х томах. Под общ. редакцией чл.-корр. АН СССР А.Т. Туманова. Т.2. Методы исследования мех. свойств металлов. М.: Машиностроение. - 1974. - С. 308-318.

138. Методика выполнения измерений длины ТВС в бассейне с водой, рег.№67-96, Димитровград. - 1996.

139. Методика металлографического анализа структуры. Стандарт предприятия. СТП 086-372-2001, ГНЦ РФ НИИАР. Димитровград. - 2001.

140. Шишалова, Г.В. Определение содержания водорода в облучённых циркониевых сплавах / Г.В. Шишалова, Д.В. Заморский, A.B. Повстянко, Г.И. Маёршина / Физика и химия обработки материалов. -2009.-№1.-С. 19-22.

141. Цыканов, В.А. Влияние реакторного облучения на механические свойства циркониевых сплавов / В.А. Цыканов, Б.В. Самсонов, А Л. Рогозянов, Н.П. Лосев, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский и др. // Физика и химия обработки материалов. - 1982. - №6. - С. 3-9.

142. Кобылянский, Г.П. Особенности влияния основных параметров нейтронного облучения на кратковременные механические свойства сплава Zr-l%Nb / Г.П. Кобылянский, В.М. Раецкий, В.К. Шамардин и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 1989. - Вып. 2 (49). - С. 41-47.

143. Грузин, П.Л. Изучение диффузии и распределения элементов в сплавах на основе циркония и титана методом радиоактивных изотопов / П.Л. Грузин, А.И. Евстюхин, B.C. Емельянов и др. // Тр. II Женевской конф. по мирному использованию атомной энергии. М.: Атомиздат. - 1959. - Т.6. - С. 189.

144. Кобылянский, Г.П. Эффекты облучения в сплаве Zr-l%Nb / Г.П. Кобылянский, A.C. Покровский, В.К. Шамардин // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 1983. - Вып. 2 (25). - С. 51-56.

145. Иванов О.С. Структура сплавов циркония / О.С. Иванов, A.C. Адамова, Е.М. Тарараева, И.А. Трегубов //М.: Наука. - 1973. -98С.

146. Кобылянский, Г.П. Свойства и структура облученных сплавов циркония при высоких уровнях радиационного повреждения / Г.П.

Кобылянский, В.К. Шамардин // Физика металлов и металловедение. -1996. - Т.81. - Вып. 3. - С. 76-84.

147. Кобылянский Г.П. Особенности радиационного роста циркония и сплава Н-2,5 при высоких флюенсах нейтронов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, В.М. Григорьев // Препринт. НИИАР 9(772). ЦНИИатоминформ. - 1989.

148. Кобылянский, Г.П. Радиационный рост сплавов циркония при высоких флюенсах нейтронов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин // Физика металлов и металловедение. - 1997. - Т.84. - Вып. 6. - С. 650-654.

149. Kobylyansky, G.P. Effect of temperature factors on irradiation-induced growth of zirconium alloys at high neutron fluencies / G.P. Kobylyansky, V.K. Shamardin, Z.E. Ostrovsky // 13th Int. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, June 10-14, 2001, Annecy, France. Program and Abstracts. ASTM, West Conshohocken, PA. - 2001. - P. 71-72.

150. Косенков, В.М. Влияние гидроимпульсной обработки на радиационный рост циркониевого сплава Э110 / В.М. Косенков, П.П. Силантьев, Г.П. Кобылянский, М.Н. Галимова // IX Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР». - 2009. - С. 670-676.

151. Кобылянский Г.П. Радиационное формоизменение и микроструктура предварительно отожженного при высоких температурах сплава Zr-l%Nb после высокодозного облучения / Г.П Кобылянский, З.Е. Островский, А.В. Обухов // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. - 2004. - Вып. 4. -С. 15-28.

152. Кобылянский Г.П. Структурные изменения в оболочках твэлов из сплава Н-1 после высокотемпературных отжигов / Г.П. Кобылянский, З.Е. Островский, В.К. Шамардин // Сб. докл. четвертой межотраслевой

конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 15-19 мая 1995 г. - Т.2. - Димитровград. - 1996. - С. 236-244.

153. Кобылянский Г.П. Влияние температурных факторов на радиационный рост циркониевых сплавов при высоких флюенсах нейтронов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, З.Е. Островский // 4-й Межд. Уральский Семинар. Радиационная физика металлов и сплавов. 25 февраля- 3 марта 2001 г., Россия, Снежинск. - 2001. - Тез. докладов. - С. 84.

154. Shishov, V.N. Influence of Zirconium Alloy Chemical Composition on Microstructure Formation and Irradiation Growth / V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, P.V. Shebaldov, A.V. Tselishchev, A.E. Novoselov, G.P. Kobylyansky et al // Zirconium in the Nuclear Industry: 13th Int. Symp. ASTM STP 1423. - 2002. - P. 758-779.

155. Nikulina, A.V. Irradiation-induced micro structural changes in Zr-1 %Sn-1 %Nb-0,4%Fe / A.V. Nikulina, V.A. Markelov, M.M. Peregud, V.N Voevodin, V.L. Panchenko, G.P. Kobylyansky // J. of Nucl. Mater. - 1996.- V. 238.-P. 205-210.

156. Кобылянский, Г.П. Особенности радиационной повреждаемости сплава Э635 / Г.П. Кобылянский, З.Е. Островский, В.К. Шамардин и др. // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР. - 2000. - Вып. 2. - С. 16-31.

157. Kobylyansky, G. Peculiarities of Structural and Behavior Changes of Some Zirconium Materials at Damage Doses of up to 50 dpa / G. Kobylyansky, A. Novosyolov, Z. Ostrovsky et al // The Effects of Radiation on Materials: 21st Int. Symp. ASTM STP 1447, -2004. - P. 102-107.

158. Кобылянский, Г.П. Особенности изменений структуры и радиационного роста некоторых циркониевых материалов при высоких повреждающих дозах / Г.П. Кобылянский, А.Е. Новоселов, З.Е. Островский и др. // Сб. трудов ГНЦ НИИАР. - 2003. - Вып. 2. - С. 46-57.

159. Никулина, A.B. Цирконий-ниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением / A.B. Никулина, В.Н. Шишов, В.Ф. Коньков, А.Е. Новоселов, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский // Вопросы атомной науки и техники, серия: Материаловедение и новые материалы, Выпуск 1 (61). - 2003. - С. 16-31.

160. Шишов, В.Н. Исследование структуры и радиационная повреждаемость циркониевых сплавов / В.Н. Шишов, A.B. Никулина, М.М. Перегуд, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский и др. // Вопросы атомной науки и техники, серия: Материаловедение и новые материалы. -2004. - Вып. 2 (63). - С. 104-110.

161. Shishov, V.N. Structure-Phase State, Corrosion and Irradiation Properties of Zr-Nb-Fe-Sn System Alloys / V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, Kon'kov V.F., V.V. Novikov. V.A. Markelov, T.N. Khokhunova, G.P. Kobylyansky et al. // Zirconium in the Nuclear Industry: 15th Int. Symp. ASTM STP 1505. - 2009. - P. 724-741 (Journal of ASTM International, Vol 5, No. 3, Paper ID: JAI101127).

162. Бородин, O.B. Эволюция структурно-фазовых состояний циркониевых сплавов под облучением / О.В. Бородин, В.В. Брык, В.Н. Воеводин и др.. // Вопросы атомной науки и техники. Проблемы циркония и гафния в атомной энергетике: Тр. конференции. Алушта, 14-19 июня 1999 г. Харьков. - 1999. - С. 119-120.

163. Светухин, В.В. Моделирование преципитации ниобия в цирконии под действием реакторного облучения / В.В. Светухин, П.Е. Львов, Г.П. Кобылянский и др. // Матер, научно-практич. конф. материаловедческих обществ России «Цирконий: металлургия, свойства, применение». М.: МИФИ. - 2008. - С. 117-118.

164. Светухин, В.В Моделирование процесса роста ниобиевых преципитатов в сплаве Zr-l%Nb при облучении / В.В. Светухин, П.Е. Львов, Г.П. Кобылянский и др. // Известия высших учебных заведений. Поволжский регион. Физико-математ. науки. - 2007. - № 4. - С. 105-111.

165. Шишов, В.Н. Микроструктура и формоизменение циркониевых сплавов / В.Н. Шишов, В.А. Маркелов, А.В. Никулина, В.В. Новиков, М.М. Перегуд, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. - 2006. -Вып. 1 (66).-С. 313-328.

166. Nikulina, A.V. Zr-Nb Alloys for Use as Components of PWR Reactor Cores / A.V. Nikulina, V.F. Kon'kov V.F., V.N. Shishov, V.K. Shamardin, A.E. Novoselov, G.P. Kobylyansky // Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressurized Water Reactors: 5th Int. Symp./ Fontevraud, France 23-27 Sept. 2002. - 2002. - Vol. 1. - P. 505-515.

167. Никулина, А.В. Металлургические факторы, определяющие свойства сплавов циркония под облучением / А.В. Никулина, М.М. Перегуд, В.М. Григорьев, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. Вып. 1(48), Москва. - 1993. - С. 13-16.

168. Shishov, V.N. Influence of Structure-phase State of Nb Containing Zr Alloys on Irradiation Induced Growth / V.N. Shishov, M.M. Peregud, A.V. Nikulina, Yu.V. Pimenov, G.P. Kobylyansky et al. // Zirconium in the Nuclear Industry: 14th Int. Symp. ASTM STP 1467. - 2006. - P. 666-685.

169. Кобылянский, Г.П. Влияние послерадиационного отжига на радиационный рост циркониевых материалов / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин // Сб. докл. пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Т.2., 4.1. Димитровград. - 1998. - С. 112-120.

170. Кобылянский, Г.П. Влияние особенностей предварительного облучения и послерадиационного отжига на радиационный рост циркониевых материалов. / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин // Физика металлов и металловедение. - 1999. - Т. 88. - №5. - С. 95-99.

171. Лифшиц И.М. О кинетике диффузионного распада пересыщенных твердых растворов / И.М. Лифшиц, В.В. Слезов / ЖЭТФ. -1958. - Т. 35. - №2. - С. 479-492.

172. Новосёлов А.Е. Сплавы циркония - послереакторные исследования (результаты, закономерности, перспективы / А.Е. Новосёлов, Г.П. Кобылянский, З.Е. Островский и др. // Всероссийская научная конференция «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии» (МАЯТ-2007), 18-22 ноября 2007 г. Звенигород, РАН. - 2007. -С. 12.

173. Шишов, В.Н. Исследования радиационной ползучести, радиационного роста и механических свойств усовершенствованных циркониевых сплавов под действием облучения / В.Н. Шишов, A.B. Никулина, М.М. Перегуд, В.В. Новиков, В.А. Маркелов, А.Е. Новосёлов, Г.П. Кобылянский и др. // Тез. докл. конф. НТК-2008 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», Москва, 19-21 ноября 2008 г., ВНИИНМ. - С. 38.

174. Цыканов В.А. К вопросу коррозионно-механического поведения сплавов циркония в условиях облучения / В.А. Цыканов, Е.Ф. Давыдов, В.К. Шамардин, Г.П. Кобылянский и др. // Препринт НИИАР-32(485), Димитровград. -1991.

175. Рогозянов, А.Я. Исследования анизотропной термической и радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплава Zr-l%Nb / А.Я. Рогозянов, Г.П. Кобылянский, А.Е. Новосёлов и др. //

Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2001. - Вып. 2. - С. 96103

176. Кобылянский Г.П. Длительная прочность и деформация облученных обол очечных труб из сплава Zr-l%Nb в температурной области 723-843 К / Г.П. Кобылянский, В.К., Шамардин, И.М., Кадарметов, А.В. Медведев // Сб. трудов ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград. - 1998. Вып. 4. - С. 81-90.

177. Кобылянский, Г.П. Длительная прочность оболочек из сплава Э110 в области температур 673-843 К / Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин, С.Г. Еремин и др. // Вопросы атомной науки и техники, серия: Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2001. -Вып. 2. - С. 104-105.

178. Kobylyansky, G.P. Long-time Strength and Strain Behavior of Zr-l%Nb Claddings in the Temperature Range 673-843 К / G.P Kobylyansky, V.K. Shamardin, S.G. Eremin // Proc. Fontevraud 5 Intern. Symp., Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressurised Water reactors - Vol. 1 - Session В - P. 555-562.

179. Шамардин, В.К. Материаловедческое исследование ресурсной кассеты реактора ВК-50 / В.К. Шамардин, А.Б. Андреева, А.С. Покровский, Г.П. Кобылянский и др. // В кн. Всесоюзная конф. по реакторному материаловедению. Атомиздат. Димитровград. - 1981. - Ч. 1. - С. 87-97.

180. Цыканов, В.А. Материаловедческие исследования ТВС реактора ВК-50. В.А. Цыканов, В.К. Шамардин, А.Б. Андреева, Г.П. Кобылянский и др. // Атомная энергия. - 1984. - Т. 56. - Вып. 3. - С. 131-134.

181. Костюченко, А.Н. Окисление оболочек твэлов РБМК-1000 в процессе штатной эксплуатации / А.Н., Костюченко, В.В. Чёсанов, Е.А. Звир и др // IX Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР». - 2009. - С. 664-669.

182. Марков, Д.В. Основные результаты послереакторных исследований усовершенствованного топлива ВВЭР и РБМК / Д.В. Марков, В.П. Смирнов, B.C. Поленок, Д.С. Неугодников, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский // VIII Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР». -2008.-С. 100-113.

183. Курский, A.C. Результаты исследований работоспособности твэлов TBC корпусного кипящего реактора ВК-50 / A.C. Курский, И.М. Смирнова, Г.В. Филякин, И.И. Семидоцкий, Г.П. Кобылянский и др. // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115, вып. 2 - С. 82-87.

184. Неугодников, Д.С. Анализ результатов послереакторных исследований твэлов ОТВС РБМК-1000 с урановым и уран-эрбиевым топливом, достигших повышенного выгорания / Д.С. Неугодников, Д.В. Марков, Г.П. Кобылянский, Г.И. Маёршина // VIII Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. тез. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР». - 2008. - С. 25-26.

185. Маёршина, Г.И. Очаговая коррозия сплавов в водяных теплоносителях ядерных реакторов / Г.И. Маёршина, Г.П. Кобылянский, В.К. Шамардин // Сб. докл. Третьей межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 27-30 октября 1992 г., Димитровград. -1994. - Т.1. - С.270-276.

186. Цыканов, В.А. Материаловедческие исследования твэлов РБМК с оболочками из сплавов Zr-Nb, Zr-Nb-Sn-Fe и Zr-Sn-Fe / В.А. Цыканов, Е.Ф.

Давыдов, В.К. Шамардин, А.С. Покровский, Г.П. Кобылянский и др. // Препринт НИИАР-3 8(603). Димитровград. - 1983.

187. Волкова И.Н. Коррозия сплава Э635 в условиях реакторов ВВЭР-1000 / И.Н. Волкова, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский, А.Н. Костюченко // IX Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», - 2009. - С. 263-270.

188. Bossis, P. Study of the Mechanisms Controlling the Oxide Growth Under Irradiation: Characterization of Irradiated Zircaloy-4 and Zr-lNb-0 Oxide Scales / P. Bossis, J. Thomazetand, F. Lefebvre // Zirconium in the Nuclear Industry: 13th Int. Symp. ASTM STP 1423,- 2002. - P. 190-221.

189. Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants // IAEA TECDOC-996, 1998, A-1400, Vienna, Austria. - 313 p.

190. Griffiths, M. Evolution of Microstructure in Zirconium Alloys During Irradiation / M. Griffiths, J.F. Mecke, J.E. Winegar // Zirconium in the Nuclear Industry: 11th Int. Symp. ASTM STP 1295. -1996. - P. 580-602.

191. Markov, D. New Generation VVER and RBMK Fuel: Results of Postirradiation Examinations, Justification of Operational Reliability / D. Markov, S. Pavlov, A.Ye. Novoselov. V.S. Polenok, A.V. Zhitelev, Ye. A. Zvir, V.V. Chesanov, G. Kobylyansky // Proc. of 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM. Orlando, Florida, USA, September 26-29. -2010. - Paper 006. - C. 504-512.

192. Маёршина, Г.И. Состояние дистанционирующих решеток ТВС после эксплуатации в реакторе РБМК-1000 / Г.И. Маёршина, И.Н. Волкова, Г.П. Кобылянский // IX Российская конф. по реакторному материаловедению: сб. докладов. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР». -2009. - С. 255-262.

с