Водородное охрупчивание и гидридное разрушение циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, доктор физико-математических наук Шмаков, Андрей Александрович

• Шмаков, Андрей Александрович
• доктор физико-математических наук
• 2006

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук Шмаков, Андрей Александрович

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Коррозия циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ.

1.1. Промышленные сплавы циркония.

1.2. Окисление циркониевых материалов в водных средах.

1.2.1. Равномерное окисление.

1.2.2. Очаговое окисление.

1.3. Диффузия водорода в оксидной фазе циркониевых сплавов.

1.4. Механизмы поглощения водорода.

1.5. Распределение водорода в окисленных сплавах циркония

Выводы по главе 1.

Глава 2. Предельная растворимость водорода в промышленных сплавах циркония.

2.1. Система Zт-H. Гидриды циркония.

2.2. Предельная растворимость водорода (ПРВ).

2.2.1. Условия растворения гидридов (фазовая граница ТввБ).

2.2.2. Условия образования гидридов (фазовая граница ТБвР).

2.2.3. Анализ факторов, влияющих на ПРВ.

2.2.4. Предельная растворимость водорода в сплаве Э

Выводы по главе 2.

Глава 3. Диффузия водорода в промышленных сплавах циркония.

3.1. Феноменология

3.2. Коэффициенты диффузии водорода.

3.3. Термодиффузия водорода.

3.3.1. Математическая модель термодиффузии водорода.

3.3.2. Термодиффузия водорода в сплаве Zтy-2.

3.3.3. Термодиффузия водорода в сплаве Э110.

3.3.4. Термодиффузия водорода в оболочках твэлов из сплавов Э1 ЮМ и Э635. 77 Выводы по главе 3.

Глава 4. Механизмы деградации и разрушения наводороженных сплавов циркония.

4.1. Водородное охрупчивание.

4.2. Общие сведения о замедленном гидридном растрескивании (ЗГР).

4.2.1. Трещиностойкость циркониевых образцов.

4.2.2. Основные характеристики ЗГР.

4.2.3. Экспериментальные данные о ЗГР в сплавах циркония.

4.3. Теоретическое описание механизма ЗГР.

4.3.1. Распределение напряжений в области острой трещины

4.3.2. Математическая модель ЗГР.

4.3.3. Экспериментальная проверка математической модели ЗГР.

Выводы по главе 4.

Глава 5. Закономерности гидридного разрушения циркониевых изделий ЯЭУ

5.1. Методы теоретической оценки скорости ЗГР.

5.1.1. Стационарная модель расчета скорости ЗГР.

5.1.2. Расчет скорости ЗГР методом сеток.

5.1.3. Экспериментальная проверка вычислительных схем.

5.1.4. Зависимость скорости ЗГР от содержания водорода, температуры и КИН.

5.2. Гидридное разрушение оболочек твэлов ВВЭР и РБМК.

5.3. Способы предотвращения водородного охрупчивания и ЗГР.

Выводы по главе 5.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Водородное охрупчивание и гидридное разрушение циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ»

Актуальность работы. Циркониевые сплавы являются основным конструкционным материалом для активных зон водоохлаждаемых ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Взаимодействуя с теплоносителем - водой или водяным паром, циркониевые изделия окисляются и поглощают водород. Диффузионное накопление водорода на участках с пониженной температурой и повышенным уровнем растягивающих напряжений приводит к образованию зон с повышенным содержанием гидридов, вызывающих охрупчива-ние и разрушение изделий по механизму замедленного гидридного растрескивания (ЗГР).

Гидридное разрушение циркониевых материалов - процесс сложный и многофакторный, поэтому попытки его изучения исключительно экспериментальным путем малопродуктивны. Действительно, поведение водорода в сплавах циркония исследуют более 50 лет, и за этот период накоплено большое количество экспериментальных данных. Однако, опубликованные результаты получены с использованием разных методик и режимов на образцах, имевших разную микроструктуру, геометрию, химический и фазовый состав. Отсутствие «объединяющих» теоретических моделей затрудняет анализ накопленной информации и понимание закономерностей разрушения, что приводит к необходимости полномасштабного экспериментального исследования особенностей поведения материалов в каждом случае изменения их состава или условий эксплуатации.

Дальнейшее развитие атомной энергетики требует создания новых сплавов, способных обеспечить более глубокое выгорание топлива и увеличить ресурс эксплуатации тепловыделяющих сборок (TBC). Кроме того, экономически целесообразна принципиально новая схема обращения с облученным топливом, которая заключается в переходе на «сухое» хранение ОЯТ. В обоих случаях образование гидридов рассматривают как одну из главных причин деградации циркониевых изделий ЯЭУ. В этой связи выявление закономерностей охрупчивания и разрушения наводороженных циркониевых материалов на протяжении многих лет входит в перечень первоочередных задач Росатома и МАГАТЭ.

Цель работы. Целью настоящей диссертации является экспериментальное и теоретическое определение закономерностей поведения водорода в промышленных сплавах циркония и прогнозирование на этой основе возможности гидридного разрушения циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ.

Для достижения поставленной цели

• систематизированы и проанализированы литературные данные о механизмах окисления, наводороживания, гидридного разрушения циркониевых изделий ЯЭУ, диффузионной подвижности и предельной растворимости водорода (ПРВ) в промышленных сплавах циркония;

• экспериментально исследованы ПРВ в сплаве Э110, диффузия водорода в оксидной фазе сплавов Э110 и ЪтуА, термодиффузия водорода в сплаве Э110 и оболочках твэлов из перспективных российских сплавов Э1 ЮМ и Э635;

• разработаны теория разрушения циркониевых материалов по механизму ЗГР и вычислительная модель термодиффузии водорода в сплавах циркония, учитывающая гистерезис ПРВ.

Научная новизна работы

• Разработана теория гидридного разрушения циркониевых материалов, объединяющая ряд вычислительных моделей, позволяющих прогнозировать критические характеристики гидридов, уровень пороговых коэффициентов интенсивности напряжений и скорость распространения трещин по механизму ЗГР.

• Установлены факторы, определяющие стойкость циркониевых изделий к ЗГР, а также взаимосвязь между ними.

• Проанализирована возможность и даны практические рекомендации для предотвращения водородного охрупчивания и гидридного разрушения оболочек твэлов ВВЭР и РБМК из сплава Э110 в условиях эксплуатации и хранения ОЯТ.

• Впервые определена температурная зависимость коэффициентов диффузии водорода в оксидах сплавов Э110 и 2гу-4 после «перелома».

• Предложен способ разделения пиков термодесорбции водорода из оксидной и металлической фаз отработавших циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ.

• Впервые проведено комплексное экспериментально-теоретическое исследование предельной растворимости и термодиффузии водорода в сплаве Э110 и оболочках твэлов из сплавов Э1 ЮМ и Э635.

• Получены статистически обоснованные температурные зависимости для предельной растворимости и коэффициентов диффузии водорода в промышленных сплавах циркония.

На защиту выносятся

• результаты экспериментального определения коэффициентов диффузии водорода в оксидах сплавов Э110 и Zry-4 после «перелома»;

• методика экспериментального анализа распределения водорода в окисленных сплавах циркония;

• установленные температурные зависимости предельной растворимости и коэффициентов диффузии водорода в промышленных сплавах циркония;

• результаты экспериментально-теоретического исследования термодиффузии водорода в сплавах Э110, Э1 ЮМ и Э635;

• вычислительные модели, составляющие, в целом, теорию разрушения циркониевых материалов по механизму ЗГР;

• результаты теоретического анализа возможности гидридного разрушения оболочек твэлов ВВЭР и РБМК из сплава Э110 в условиях эксплуатации и хранения ОЯТ.

Практическая ценность работы. Установленные закономерности и разработанные вычислительные модели позволяют наметить пути предотвращения гидридного разрушения циркониевых изделий водоохлаждаемых ЯЭУ в условиях эксплуатации и хранения ОЯТ. Полученная информация необходима для разработки и верификации расчетных кодов, полезна при создании новых материалов, позволяет минимизировать объем и конкретизировать характер дорогостоящих и трудоемких экспериментов.

Достоверность полученных результатов. Разработанный метод анализа распределения водорода в окисленных сплавах циркония проверен в Институте им. Пауля Шер-рера (Виллиген, Швейцария) на примере ОЯТ реакторов типа PWR. Основные положения предложенной теории ЗГР экспериментально верифицированы в Атомном исследовательском центре им. Баба (Мумбаи, Индия) и Университете Альберты (Эдмонтон, Канада) при испытании труб из сплава Zr-2,5%Nb, предназначенных для эксплуатации в индийских реакторах PHWR и канадских реакторах CANDU.

Апробация работы. Материалы диссертации отражены в 15 научно-технических отчетах, выполненных по заданиям ведущих предприятий атомной отрасли РФ, доложены на следующих научных конференциях, сессиях, совещаниях и семинарах: «Научная сессия МИФИ», Москва, Россия, 1998-2006; Annual Meeting on Nuclear Technology «Jahrestagung Kerntechnik», München, Germany, 1998; I and II International Workshop «Diffusion & Diffusional Phase Transformations in Alloys», Cherkasy, Ukraine, 1998 and 2001; VI International Conference «Hydrogen Materials Science & Chemistry of Metal Hydrides», Katsiveli, Ukraine, 1999; VIII и IX Межнациональные совещания «Радиационная физика твердого 7 тела», Севастополь, 1998 и 1999; II International Conference «Diffusion & Reactions, From Basic to Applications», Zakopane, Poland, 1999; V International Conference «Diffusion in Materials», Paris, France, 2000; II Международная конференция «Радиационно-термические эффекты и процессы в неорганических материалах», Томск, Россия, 2000; VI и VII Российские конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, Россия, 2000 и 2003; I и II Международные семинары «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами», Саров, Россия, 2001 и 2004; Научно-техническая конференция «Свердловскому ядерному научному центру - 35 лет», Заречный, Россия, 2001; International Workshop «Diffusion, Segregation & Stresses», Moscow, Russia, 2002; I и II Российские научные конференции «Материалы ядерной техники», Агой, Краснодарский край, Россия, 2002 и 2005; Научно-практическая конференция материаловедческих обществ России «Новые функциональные материалы и экология», Звенигород, Россия, 2002; V и VI Международные Уральские Семинары «Радиационная физика металлов и сплавов», Снежинск, Россия, 2003 и 2005; Международная научная конференция «Диффузия и фазовые превращения в сплавах», Черкассы, Украина, 2004; VI International Conference «Diffusion in Materials», Krakow, Poland, 2004; XIV-XVI Международные конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Алушта, Крым, 2000, 2002 и 2004; Научно-практическая конференция материаловедческих обществ России «Создание материалов с заданными свойствами: методология и моделирование», Звенигород, Россия, 2004; National Conference «Ageing Management of Structures, Systems & Components», Mumbai, India, 2004; Отраслевой семинар «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях», Троицк, Россия, 2005; I Международная школа «Взаимодействие водорода с конструкционными материалами: эксперимент и математическое моделирование», Петрозаводск, Россия, 2005; XI International Conference on Fracture, Turin, Italy, 2005; XV International Workshop «Computational Mechanics of Materials», Dusseldorf, Germany, 2005; II Международная школа «Взаимодействие водорода с конструкционными материалами: методы исследования», Петрозаводск, Россия, 2006.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 79 работ: два учебных пособия, препринт, 21 статья в российских и международных журналах, 32 статьи в сборниках научных трудов и 23 статьи в сборниках тезисов докладов научных конференций.

Объем работы и ее структура. Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов, содержит 164 страницы, в том числе 82 рисунка, 17 таблиц и список литературы из 333 наименований.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Шмаков, Андрей Александрович

ВЫВОДЫ

1. Разработана теория гидридного разрушения циркониевых материалов, позволяющая прогнозировать критические характеристики гидридов, уровень пороговых КИН и скорость распространения трещин по механизму ЗГР. Основные положения предложенной теории подтверждены в ведущих научных центрах Индии и Канады при испытании труб из сплава Ъх-2,5°/оН\) для реакторов типа РН\У11.

2. Теоретически показано, что безопасный в плане ЗГР размер трещин в облученной оболочке штатного твэла ВВЭР-1000 составляет -50% от ее номинальной толщины, а коррозионные очаги глубиной менее 400 мкм не вызывают водородного охрупчивания оболочек при «сухом» хранении ОЯТ РБМК-1000. Установлено, что в условиях штатной эксплуатации технологические дефекты не могут являться причиной разрушения оболочки твэла ВВЭР-1000 по механизму ЗГР, если при значениях предела текучести 200-500 МПа вязкость разрушения материала составляет более 40 МПаТм . Таким образом, впервые обосновано, что водородное охрупчивание и ЗГР оболочек твэлов ВВЭР и РБМК из сплава Э110 возможно лишь при наличии значительных эксплуатационных повреждений.

3. Разработана новая вычислительная модель термодиффузии водорода в сплавах циркония, учитывающая гистерезис ПРВ. Впервые проведено комплексное экспериментально-теоретическое исследование предельной растворимости и диффузии водорода в промышленных сплавах циркония и оболочках твэлов ВВЭР из перспективных российских сплавов ЭП0М и Э635. Для необлученных материалов получены и рекомендованы к использованию температурные зависимости сто {ррт} = (1,32 ± 0,06) х 103 ехр

36300 ±300 Дж/моль ЯТ

1В)

38080 ±1380 Дж/моль КГ

Ин {см2 /с} = (2,9*$) х Ю-3 ехр

2В) и значение теплоты переноса водорода 24000 ± 2000 Дж/моль. Показано, что при рабочей для водоохлаждаемых ЯЭУ температуре 573К реакторное облучение не влияет на равновесную предельную растворимость и коэффициенты диффузии водорода. Установлено, что дополнительное легирование сплава Э110 приводит к упрочнению материала и увеличению температурного гистерезиса ПРВ от 20-25К до значений 30-40К, которые характерны циркалоев и сплава 2г-2,5%МЬ.

4. Экспериментально показано, что при температуре 573 К коэффициенты диффуп зии водорода в оксидной фазе сплавов Э110 и Ъху-А после «перелома» составляют ~10 см2/с, что на 8-9 порядков выше, чем до «перелома». Установлено, что образующиеся во время «перелома» дефекты (трещины и поры), обеспечивая легкий транспорт водорода через оксид, способны аккумулировать значительное количество водорода, определяемого стандартными методами исследования ОЯТ.

Список литературы диссертационного исследования доктор физико-математических наук Шмаков, Андрей Александрович, 2006 год

1. Wadman В. Mechanisms of uniform corrosion of zirconium alloys in water and steam. Chalmers University of Technology, Goteborg, Sweden, 1994.

2. Никулина A.B. Цирконий-ниобиевые сплавы для элементов активных зон реакторов с водой под давлением // МиТОМ, 2003, № 8, с. 7-13; ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2005, вып. 1(64), с. 190-199.

3. Солонин М.И., Решетников Ф.Г., Иолтуховский А.Г., Никулина А.В. Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетических установок // В сб.: Избранные труды ВНИИНМ. T.l. М.: ВНИИНМ, 2002, с. 84-101.

4. Солонин М.И., Бибилашвили Ю.К., Никулина А.В., Маркелов В.А., Цыканов В.А., Шамардин В.К., Новоселов А.Е. Цирконий-ниобиевые сплавы для оболочек ТВЭЛ и ТВС энергетических реакторов и установок типа ВВЭР и РБМК // Там же, с. 65-71.

5. Солонин М.И., Бибилашвили Ю.К., Никулина А.В., Соколов Н.Б., Шишов В.Н., Перегуд М.М., Коньков В.Ф., Лавренюк П.И., Цыканов В.А., Новоселов А.Е. Циркониевый сплав для ТВС реакторов ВВЭР нового поколения // Там же, с. 71-83.

6. Corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants. LAEA-TECDOC-684. IAEA, Vienna, 1993.

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

8. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995,704с.

9. Koutsky J., Kocik J. Radiation damage of structural materials. Materials science monographs. V. 79. Elsevier, 1994.

10. Герасимов B.B., Монахов A.C. Коррозия реакторных материалов. М.: ЦНИИатоминформ, 1994,160с.

11. Abriata J.P., Versaci R., Garces J. Oxygen-Zirconium // In: Binary Alloy Phase Diagrams. Ed. T.B. Massalski. American Society for Metals, Metals Park, 1986, pp. 1797-1801.

12. Rosa C.J. Oxidation of zirconium a critical review of literature // J. Less-Com. Met., 1968, v. 16, pp. 173-201.

13. Douglass D.L. The metallurgy of zirconium. Atomic Energy Review, IAEA, Vienna, 1971; Дуглас Д. Металловедение циркония / Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1975,360с.

14. Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996,176с.

15. Yoo H., Hong J., Hwan I., Jeong Y. A working hypothesis on oxidation kinetics of zircaloy // J. Nucl. Mater., 2001, v. 299, pp. 235-241.

16. Arima Т., Masuzumi Т., Furuya Н., Idemitsu К., Inagaki Y. The oxidation kinetics and the structure of oxide film on zircaloy before and after the kinetic transition // J. Nucl. Mater., 2001, v. 294, pp. 148-153.

17. Ding Yu., Northwood D. The formation of a barrier oxide layer on a Zr-2.5 wt.%Nb alloy during corrosion in high temperature pressurized water // J. Alloys & Сотр., 1992, v. 187, pp. 317-330.

18. Khatamian D., Lalonde S.D. Crystal structure of thin oxide films grown on Zr-Nb alloys studied by reflection high energy electron diffraction // J. Nucl. Mater., 1997, v. 245, pp. 10-16.

19. Garzarolli F., Seidel H., Tricot R., Gros J.P. Oxide growth mechanism on zirconium alloys // Proc. IX Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1132,1991, pp. 395-415.

20. Jeong Y., Kim H., Kim T. Effect of P-phase, precipitate and Nb concentration in matrix on corrosion and oxide characteristics ofZr-xNb alloys // J. Nucl. Mater., 2003, v. 317, pp. 1-12.

21. Jeong Y., Kim H., Kim D., Choi В., Kim J. Influence of Nb concentration in the a-matrix on the corrosion behavior ofZr-xNb binary alloys // J. Nucl. Mater., 2003, v. 323, pp. 72-84.

22. Yilmazbayhan A., Motta A., Comstock R., Sabol G., Lai В., Cai Z. Structure of Zr alloy oxides formed in pure water studied with synchrotron radiation and optical microscopy: relation to corrosion rate // J. Nucl. Mater., 2004, v. 324, pp. 6-22.

23. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина B.M. Кислород в цирконии: Обзор. Харьков, ХФТИ, 1999,112с.

24. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина В.М. Поведение кислорода в цирконии // ВАНТ. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1999, № 2, с. 71-85.

25. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина В.М. Влияние кислорода на характеристики работоспособности циркониевых сплавов // Тр. межд. конф. «Проблемы циркония и гафния в атомной энергетике», 1999, Алушта, с. 86-88.

26. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина В.М. Поведение кислорода в цирконии. Ч.Ш. Влияние кислорода на механические свойства циркония // Там же, с. 98-99.

27. Douglass D.L. Oxide plasticity in the oxidation mechanism of zirconium and its alloys // Cor. Sci., 1965, v. 5, pp. 255-268.

28. Chung H.M. Fundamental metallurgical aspects of axial splitting in zircaloy cladding // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 325-344.

29. Крицкий В.Г., Березина И.Г., Стяжкин П.С., Гарусов Ю.В., Шмаков JT.B., Ковалев С.М., Тишков В.М., Козлов Е.П. Совершенствование технологии длительного хранения отработавшего топлива РБМК-1000 //Ат. энергия, 1999, т. 86, вып. 5, с. 383-391.

30. Велюханов В.П., Новиков В.В., Иолтуховский А.Г., Кадарметов И.М., Мещеринова И.А. Обоснование допустимой длительности мокрого хранения ОТВС реакторов РБМК-1000 // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 1, с. 85-91.

31. Ватулин А.В., Велюханов В.П., Иолтуховский А.Г., Кадарметов И.М., Соколов Н.Б. Обоснование режимов сухого хранения ОТВС реактора РБМК-1000 в металлобетонном контейнере // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2005, вып. 2(65), с. 89-96.

32. Zwicky Н., Loner Н., Andersson В., Wiktor С., Harbottle J. Enhanced spacer shadow corrosion on SVEA fuel assemblies in the Leibstadt nuclear power plant // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 53-63.

33. Kim H.K. Mechanical analysis of fuel fretting problem // Nucl. Eng. & Design, 1999, v. 192, pp. 81-93.

34. Fisher N.J., Weckwerth M.K., Grandison D., Cotnam B.M. Fretting-wear of zirconium alloys // Nucl. Eng. & Design, 2002, v. 213, pp. 79-90.

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

36. Матвеев А.В., Перехожев В.И., Синельников Л.П., Шемякин Г.В. Исследование защитных свойств оксидных пленок и склонности к нодульной коррозии цирконий-ниобиевых сплавов // ВАНТ. Сер.: Ядерная техника и технология, 1992, вып. 5, с. 13-24.

37. Перехожев В.И., Синельников Л.П., Тимохин А.Н., Аверин С.А., Чернецов М.В., Кузнецов В.Р. Равномерная и «нодульная» коррозия сплавов циркония в условиях эксплуатации // МиТОМ, 2003, № 10, с. 26-31.

38. Garzarolli F., Hoffmann Р.В., Seibold A. Shadow corrosion or crevice corrosion? // J. Nucl. Mater., 2001, v. 289, pp. 338-341.

39. Chatelain A., Andersson В., Ballinger R.G., Wikmark G. Enhanced corrosion of zirconium-base alloys in proximity to other metals: the «shadow» effect // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 17-30.

40. Cheng В., Smith D., Armstrong E., Turnage K., Bond G. Water chemistry and fuel performance in LWRs // Ibid., pp. 64-80.

41. Keys L.H., Beranger G., De Gelas В., Lacombe P. Etude micrographique du processus de desquamation («break-away») au cours de l'oxydation du zirconium // J. Less-Com. Met., 1968, v. 14, pp. 181-200.

42. Roy C., Burgess В. A study of the stresses generated in zirconia films during the oxidation of zirconium alloys // Oxidation of Metals, 1970, v. 2, № 3, pp. 235-261.

43. Zhilyaev A.P., Szpunar J.A. Influence of stress developed due to oxide layer formation on the oxidation kinetics of Zr-2.5%Nb alloy // J. Nucl. Mater., 1999, v. 264, pp. 327-332.

44. Godlewski J., Bouvier P., Lucazeau G., Fayette L. Stress distribution measured by Raman spectroscopy in zirconia films formed by oxidation of Zr-based alloys // Proc. XII Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1354,2000, pp. 877-900.

45. Vrtilkova V., Jaros J., Cmakal J., Belovsky L. Corrosion of Zr-alloys // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 110-124.

46. Greenbank J.C., Harper S. Solute distribution in oxidized zirconium alloys // Electrochem. Tech., 1966, v. 4, № 3-4, pp. 142-148.

47. Gulbransen E.A., Andrew K.F. Mechanism of the reaction of hydrogen with zirconium // J. Electrochem. Soc., 1954, v. 101, № 7, pp. 348-353.

48. Yamanaka S., Nishizaki T., Uno M., Katsura M. Hydrogen dissolution into Zr oxide // J. Alloys & Сотр., 1999, v. 293-295, pp. 38-41.

49. Hong H., Sihver L., Olander D., Hallstadius L. High-pressure hydriding of zircaloy cladding by the thermogravimetry and tube-burst techniques // J. Nucl. Mater., 2005, v. 336, pp. 113-119.

50. Austin J.H., Elleman T.S., Vergnese K. Tritium diffusion in zircaloy-2 in the temperature range -78 to 204°C // J. Nucl. Mater., 1974, v. 51, pp. 321-329.

51. Elleman T.S., Vergnese К. Surface effects on tritium diffusion in niobium, zirconium and stainless steel //J. Nucl. Mater., 1974, v. 53, pp. 299-306.

52. Kunz W., Munzel H., Kunz U. Tritium release from zircaloy-2: dependence on temperature, surface conditions and composition of surrounding medium // J. Nucl. Mater., 1985, v. 136, pp. 6-15.

53. Khatamian D., Manchester F.D. An ion beam study of hydrogen diffusion in oxides of Zr and Zr-2.5 wt% Nb // J. Nucl. Mater., 1989, v. 166, pp. 300-306.

54. Elmoselhi M.B., Warr B.D., Mclntyre S. A study of the hydrogen uptake mechanism in zirconium alloys // Proc. X Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1245,1994, pp. 62-79.

55. Johnson O.W., Paek S.H., De Ford J.W. Diffusion of H and D in ТЮ2: suppression of internal fields by isotope exchange // J. Appl. Phys., 1975, v. 46, № 3, pp. 1026-1033.

56. Cox B. Processes occurring during the breakdown of oxide films on zirconium alloys // J. Nucl. Mater., 1969, v. 29, pp. 50-66.

57. Oskarsson M., Ahlberg E., Andersson U., Pettersson K. Characterization of pre-transition oxides on zircaloys // J. Nucl. Mater., 2001, v. 297, pp. 77-88.

58. Stern A., Khatamian D., Laursen Т., Weatherly G.C., Perz J.M. Hydrogen and deuterium profiling at the surface of zirconium alloys. The effects of oxidation // J. Nucl. Mater., 1987, v. 148, pp. 257-265.

59. Smith T. Kinetics and mechanism of hydrogen permeation of oxide films on zirconium // J. Nucl. Mater., 1966, v. 18, pp. 323-336.

60. Shmakov A.A., Hermann A., Steinemann M., Vlassov A.V., Smirnov E.A., Subbotin A.V., Bruchertseifer H. Separate determination of hydrogen in zirconium alloys and in their oxide // Rep. PSITM-43-97-03, Villigen, Switzerland, 1997.

61. Шмаков A.A., Смирнов E.A., Брухертзойфер X. Распределение и диффузия водорода в окисленных сплавах на основе циркония //Ат. энергия, 1998, т. 85, вып. 3, с. 253-255.

62. Hydrogen determinator RH-402 (version 5.0). Instruction manual / Form № 200-396-0293. LECO Corporation, 1992.

63. Thermodynamic of certain refractory compounds. Academic Press, New York & London, 1996.

64. Зайт В. Диффузия в металлах / Пер. с нем. М.: ИЛ, 1958,384с.

65. Герцрикен С.Д., Дехтяр И.Я. Диффузия в металлах и сплавах в твердой фазе. М.: ФМЛ, 1960,564с.

66. Crank J. The mathematics of diffusion. Clarendon Press, Oxford, 1975.

67. Hatano Yu., Sugisaki M., Kitano K., Hayash M. Role of intermetallic precipitates in hydrogen transport through oxide films on zircaloy // Proc. XII Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1354,2000, pp. 901-917.

68. Lim B.H., Hong H.S., Lee K.S. Measurements of hydrogen permeation and absorption in zirconium oxide scales // J. Nucl. Mater., 2003, v. 312, pp. 134-140.

69. Шмаков A.A., Бибилашвили Ю.К., Калин Б.А., Смирнов Е.А. Прогнозирование возможности гидридного растрескивания циркониевых оболочек твэлов / Препринт № 003-99. М.: МИФИ, 1999,40с.

70. Шмаков А.А. Механизм поглощения водорода сплавами циркония // Атомная техника за рубежом, 2000, № 6, с. 16-20.

71. Калин Б.А., Шмаков А.А. Поведение водорода в реакторных сплавах циркония // Докл. II Межд. сем. «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». Саров, ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ», 2005, с. 216-224; Материаловедение, 2005, № 10, с. 50-56.

72. Калин Б.А., Шмаков А.А. Водород в промышленных сплавах циркония // ФиХОМ, 2005, № 1, с. 78-84.

73. Coleman С.Е., Сох В. Cracking zirconium alloys in hydrogen // Proc. VI Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 824,1984, pp. 675-690.

74. Rudling P., Wikmark G. A unified model of zircaloy BWR corrosion and hydriding mechanisms // J. Nucl. Mater., 1999, v. 265, pp. 44-59.

75. Roy С. Hydrogen distribution in oxidized zirconium alloys by autoradiography // Rep. AECL-2085, Chalk River, Ontario, Canada, 1964.

76. Cox B. A mechanism for the hydrogen uptake process in zirconium alloys // J. Nucl. Mater., 1999, v. 264, pp. 283-294.

77. Сох В., Wong Y.-M. A hydrogen uptake micro-mechanism for Zr alloys // J. Nucl. Mater., 1999, v. 270, pp. 134-146.

78. Kammenzind B.F., Franklin D.G., Peters H.R., Duffin W.J. Hydrogen pickup and redistribution in a-annealed Zry-4 // Proc. XI Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1295,1996, pp. 338-370.

79. Arias D., Palacios T., Turrillo C. Composition of precipitates present in zircaloy-2 and 4 // J. Nucl. Mater., 1987, v. 148, pp. 227-229.

80. Sen D., Masumder S., Tewari R., De P.K., Amenitsch H., Bernstorff S. Investigation on precipitation in Zry-2 fuel cladding tube // J. Alloys & Сотр., 2000, v. 308, pp. 250-258.

81. Groeschel F., Hermann A. Experiments to understand the corrosion process of fuel rod claddings //Annual Rep. PSI, Annex IV, Villigen, Switzerland, 1996, pp. 59-64.

82. King H.W. Melting points of the elements // Bui. Alloy Phase Diagrams, 1981, v. 2, № 1, p. 146.

83. Hardie D. The effect of oxygen on the precipitation of hydrogen from zirconium // J. Nucl. Mater., 1965, v. 17, pp. 88-90.

84. Yamanaka S., Tanaka T., Miyake M. Effect of oxygen on hydrogen solubility in zirconium II J. Nucl. Mater., 1989, v. 167, pp. 231-237.

85. Yamanaka S., Fujita Y., Uno M., Katsura M. Influence of interstitial oxygen on hydrogen solubility in metals // J. Alloys & Сотр., 1999, v. 293-295, pp. 42-51.

86. Miyake M., Uno M., Yamanaka S. On the Zr-O-H ternary system // J. Nucl. Mater., 1999, v. 270, pp. 233-241.

87. Бугаев B.H., Татаренко B.A. Взаимодействие и распределение атомов в сплавах внедрения на основе плотноупакованных металлов. Киев, Наукова думка, 1989,183с.

88. Крэчун К.Н., Морозов С.И., Натканец И., Сумин В.В. Изучение локализации и динамики водорода в твердых растворах Zr-0 методом неупругого рассеяния нейтронов // ФТТ, 1988, т. 30, вып. 9, с. 2585-2593.

89. Blanter M.S., Golovin I.S., Granovskiy E.B., Sinning H.R. Stain-induced interaction of hydrogen atoms with dissolved atoms in IVA group metals // J. Alloys & Сотр., 2002, v. 345, pp. 1-9.

90. Константы взаимодействия металлов с газами. Справочник / Под ред. Б.А. Колачева и Ю.В. Левинского. М.: Металлургия, 1987,368с.

91. Жолнин А.Г., Залужный А.Г. Анализ кривых газовыделения / Препринт № 10-84. М.: МИФИ, 1984,24с.

92. Hermann A., Wiese Н., Buhner R., Steinemann М., Bart G. Hydrogen distribution between fuel cladding metal and overlying corrosion layers // Proc. Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 89-101.

93. Hermann A. Thermal behaviour of hydrogen in zircaloy corrosion layers // J. Nucl. Mater., 2002, v. 302, pp. 217-219.

94. Dupin N., Ansara I., Servant C., Toffolon C., Lemaignan C., Brachet J. A thermodynamic database for zirconium alloys // J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, pp. 287-295.

95. Gulbransen E.A., Andrew K.F. Crystal structure and thermodynamic studies on the zirconium-hydrogen alloys // J. Electrochem. Soc., 1954, v. 101, № 9, pp. 474-480.

96. Libowitz G.G. The nature and properties of transition metals hydrides // J. Nucl. Mater., 1960, v. 2, № 1, pp. 1-22.

97. Ells C.E. Hydride precipitates in zirconium alloys (a review) // J. Nucl. Mater., 1968, v. 28, pp. 129-151.

98. Puis M.P., Shi S.Q., Rabier J. Experimental studies of mechanical properties of solid zirconium hydrides // J. Nucl. Mater., 2005, v. 336, pp. 73-80.

99. King H.W. Crystal structures and lattice parameters of allotropes of the metallic elements // Binary Alloy Phase Diagrams. Ed. T.B. Massalski. American Society for Metals, Metals Park, 1986, pp. 2179-2181.

100. Yamanaka S., Yamada K., Kurosaki K., Uno M., Takeda K., Anada H., Matsuda Т., Kobayashi S. Characteristics of zirconium hydride and deuteride // J. Alloys & Сотр., 2002, v. 330-332, pp. 99-104.

101. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М., Некрасова Г.А., Гусев А.Ю. Цирконий в атомной промышленности. Вып. 17. Структура и разрушение гидрированных сплавов циркония. М.: ЦНИИатоминформ, 1989,36с.

102. Puis M.P. Elastic and plastic accommodation effects on metal-hydride solution // Acta Met., 1984, v. 32, №8, pp. 1259-1269.

103. Cann C.D., Puis M.P., Sexton E.E., Hutchings W.G. The effect of metallurgical factors on hydride phases in zirconium // J. Nucl. Mater., 1984, v. 126, pp. 197-205.

104. Gill B.J., Cotterill P., Bailey J.E. Aspects of the constitution of zirconium-hydrogen alloys // J. Less-Com. Metals, 1975, v. 39, pp. 189-193.

105. Puis M.P. The effects of misfit and external stress on terminal solid solubility in hydride-forming metals //Acta Met., 1981, v. 29, pp. 1961-1968.

106. Kim Y.S., Perlovich Yu., Isaenkova M., Kim S.S., Cheong Y.M. Precipitation of reoriented hydrides and textural change of a-Zr grains during delayed hydride cracking of Zr-2,5%Nb pressure tube // J. Nucl. Mater., 2001, v. 297, pp. 292-302.

107. Perovic V., Weatherly G.C. The nucleation of hydrides in a Zr-2.5 wt% Nb alloy // J. Nucl. Mater., 1984, v. 126, pp. 160-169.

108. Neogy S., Strivastava D., Tewari R., Singh R.N., Dey G.K., Baneijee S. Microstructural study of hydride formation in Zr-lNb alloy // J. Nucl. Mater., 2003, v. 322, pp. 195-203.

109. Une K., Nogita K., Ishimoto S., Ogata K. Crystallography of zirconium hydrides in recrystallized Zry-2 fuel cladding by electron backscatter diffraction // J. Nucl. Sci. Tech., 2004, v. 41, №7, pp. 731-740.

110. Ma X.Q., Shi S.Q., Woo C.H., Chen L.Q. Effect of applied load on nucleation and growth of y-hydrides in Zr // Сотр. Mater. Sci., 2002, v. 23, pp. 283-290.

111. Gruss K.A., Brown C.L., Hodges M.W. U.S. nuclear regulatory commission acceptance criteria and cladding considerations for the dry storage and transportation of spent fuel // Proc. Int. Conf. «TopFuel», 16-19 March, 2003, Germany.

112. Самойлов А.Г., Волков B.C., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1996,400с.

113. Singh R.N. Kishore R., Singh S.S., Sinha Т.К., Kashyap B.P. Stress-reorientation of hydrides and hydride embrittlement of Zr-2,5 wt% Nb pressure tube alloy // J. Nucl. Mater., 2004, v. 325, pp. 26-33.

114. Singh R.N., Kishore R., Sinha Т.К., De P.K., Baneijee S. Hydride induced embrittlement of zirconium alloy pressure tubes // Mater. Res. in BARC. Bhabha Atomic Research Center, Mumbai, India, 2003, pp. 5-6.

115. Smith E. The stress in a zirconium alloy due to the hydride precipitation misfit strains. Part I. Hydrided region in an infinite solid or at a free surface // J. Mater. Sci., 1997, v. 32, pp. 1121-1125.

116. Carpenter G.J., Jackman J.A., McCaffrey J.P., Alani R. In situ hydride formation in Zr and Ti during ion milling // J. Microscopy Soc. of America, 1995, v. 1, № 4, pp. 175-184.

117. Shi S.Q., Puis M.P. Criteria for fracture initiation at hydrides in zirconium alloys. Sharp crack tip // J. Nucl. Mater., 1994, v. 208, pp. 232-242.

118. Wappling D., Massih A.R., Stahle P. A model for hydride-induced embrittlement in zirconium-based alloys // J. Nucl. Mater., 1997, v. 249, pp. 231-238.

119. Kim Y.S., Matvienko Y.G., Cheong Y.M., Kim S.S., Kwon S.C. A model of the threshold stress intensity factor KjH for delayed hydride cracking of Zr-2.5Nb alloy // J. Nucl. Mater., 2000, v. 278, pp. 251-257.

120. Varias A., Massih A. Temperature and constraint effects on hydride fracture in zirconium alloys // Eng. Fract. Mech., 2000, v. 65, pp. 29-54.

121. Matvienko Yu.G. The cohesive zone model in a problem of delayed hydride cracking of zirconium alloys // Int. J. Fract., 2004, v. 128, pp. 73-79.

122. Erickson W.H. Hydrogen solubility in zirconium alloys // Electrochem. Tech., 1966, v. 4, № 56, pp. 205-211.

123. Kearns J.J. Terminal solubility and partitioning of hydrogen in the a-phase of Zr, Zry-2 and Zry-4 // J. Nucl. Mater., 1967, v. 22, pp. 292-303.

124. Mallett M., Albrecht W.M. Low-pressure solubility and diffusion of hydrogen in zirconium // J. Electrochem. Soc., 1957, v. 104, № 3, pp. 142-146.

125. Sawatzky A. The diffusion and solubility of hydrogen in the a-phase of Zry-2 // J. Nucl. Mater., 1960, v. 2, № 1, pp. 62-68.

126. Ostberg G. Determination of hydrogen solubility in a-phase Zr, Zry-2 and Zry-4 // J. Nucl. Mater., 1962, v. 5, № 2, pp. 208-215.

127. Erickson W.H., Hardie D. The influence of alloying elements on the terminal solubility of hydrogen in a-Zr // J. Nucl. Mater., 1964, v. 13, № 2, pp. 254-262.

128. Westerman R. Charging Zry-2 with hydrogen beyond the solubility limit // J. Nucl. Mater., 1966, v. 18, pp. 31-38.

129. Емельянов B.C., Борков H.B., Бычков Ю.Ф., Пищагин B.B. Определение растворимости водорода в а-цирконии и его сплавах с молибденом и хромом // В сб.: Металлургия и металловедение чистых металлов. Вып. 6. М.: Атомиздат, 1967, с. 46-51.

130. Sawatzky A., Wilkins B.J.S. Hydrogen solubility in zirconium alloys determined by thermal diffusion // J. Nucl. Mater., 1967, v. 22, pp. 304-310.

131. Slattery G.F. The terminal solubility of hydrogen in zirconium alloys between 30 and 400°C // J. Inst. Metals, 1967, v. 95, pp. 43-47.

132. Mishima Y., Ishido S., Nakajima S. A resistometric study of the solution and precipitation of hydrides in unalloyed zirconium // J. Nucl. Mater., 1968, v. 27, pp. 335-344.

133. Pan Z.L., Puis M.P. The effect of cold-work on terminal solid solubility of hydrogen in Zr-2.5Nb alloy // Abstr. XII Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», June 15-18, 1998, Toronto, Canada, pp. 75-76.

134. Pan Z.L., Puis M.P. Precipitation and dissolution peaks of hydride in Zr-2.5Nb during quasistatic thermal cycles // J. Alloys & Сотр., 2000, v. 310, pp. 214-218.

135. Khatamian D. Solubility and partitioning of hydrogen in metastable Zr-based alloys used in the nuclear industry // J. Alloys & Сотр., 1999, v. 293/295, pp. 893-899.

136. Khatamian D. Effect of P-Zr decomposition on the solubility limits for H in Zr-2.5Nb // J. Alloys & Сотр., 2003, v. 356-357, pp. 22-26.

137. Vizcaino P., Banchik A.D., Abriata J.P. Solubility of hydrogen in Zry-4: irradiation induced increase and thermal recovery // J. Nucl. Mater., 2002, v. 304, pp. 96-106.

138. Une K., Ishimoto S. Dissolution and precipitation behavior of hydrides in zircaloy-2 and high Fe zircaloy // J. Nucl. Mater., 2003, v. 322, pp. 66-72.

139. Singh R.N., Mukheijee S., Gupta A., Baneijee S. Terminal solid solubility of hydrogen in Zr-alloy pressure tube materials // J. Alloys & Сотр., 2004, v. 389, pp. 102-112.

140. Sawatzky A., Ells C.E. Understanding hydrogen in zirconium // Proc. XII Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 1354,2000, pp. 32-48.

141. Cameron D.J., Duncan R.G. On the existing of a memory effect in hydride precipitation in cold-worked Zr-2.5%NbHi. Nucl. Mater., 1977, v. 68, pp. 340-344.

142. Шмаков A.A., Калин Б.А., Смирнов E.A. Водород в реакторных сплавах циркония: диффузия и предельная растворимость // Докл. I Межд. сем. «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». Саров, ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ», 2002, с. 332-338.

143. Vrtilkova V., Novotny L., Cmakal J., Belovsky L. Dissolution of UO2 by (Zr, Fe) and (Zr, Ag) melts // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 270-283.

144. Abriata J.P., Bolcich J.C. Niobium-Zirconium // Bull. Alloy Phase Diagr., 1982, v. 3, № 1, pp. 126-128.

145. Шишов B.H., Перегуд M.M., Никулина A.B., Новоселов А.Е., Кобылянский Г.П., Островский З.Е. Исследование структуры и радиационная повреждаемость циркониевых сплавов // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 2, с. 104-110.

146. Смирнов А.А. Теория сплавов внедрения. М.: Наука, 1979,368с.

147. Vizcaino P., Banchik A.D., Abriata J.P. Hydride phase dissolution enthalpy in neutron irradiated zircaloy-4 // J. Nucl. Mater., 2005, v. 336, pp. 54-64.

148. MacEwen S.R., Coleman C.E., Ells C.E. Dilatation of hep zirconium by interstitial deuterium // Acta Met., 1985, v. 33, № 5, pp 753-757.

149. Cox B. Environmentally-induced cracking of zirconium alloys a review // J. Nucl. Mater., 1990, v. 170, pp. 1-23.

150. Shi S.Q. The effect of external stress on hydride precipitation temperature in zirconium for a given hydrogen concentration in solid solution // Scr. Met., 1999, v. 41, № 10, pp. 1115-1121.

151. Лившиц Б.Г., Крапошин B.C., Линецкий Я.Л. Физические свойства металлов и сплавов. М.: Металлургия, 1980,320с.

152. Дашковский А.И., Евстюхин А.И., Савицкий Е.М. Установка для измерения внутреннего трения металлов и сплавов // В сб.: Металлургия и металловедение чистых металлов. М.: Атомиздат, 1960, с. 207-213.

153. Дашковский А.И., Савицкий Е.М. Температурная зависимость внутреннего трения, модуля нормальной упругости и модуля сдвига циркония, ниобия и сплавов циркония с ниобием // Там же, с. 214-223.

154. Бокштейн Б.С. Диффузия в металлах. М.: Металлургия, 1978,248с.

155. Шмаков А.А. Феноменологическое описание диффузии водорода в сплавах циркония // В сб.: Научная сессия МИФИ-2003. Т.9. М.: МИФИ, 2003, с. 167-170.

156. Subbotin А.V., Bart G., Bruchertseifer H., Smirnov E.A. The peculiarities and mechanisms of oxygen diffusion in zirconium // Defect & Diffusion Forum, 1997, v. 143-147, pp. 73-78.

157. Waisman J.L., Sines G., Robinson L.B. Diffusion of hydrogen in titanium alloys due to composition, temperature and stress gradients // Metall. Trans., 1973, v. 4, pp. 291-301.

158. Дуров B.A., Агеев Е.П. Термодинамическая теория растворов. М.: Едиториал УРСС, 2003,248с.

159. Gulbransen Е.А., Andrew K.F. Diffusion of hydrogen and deuterium in high purity zirconium // J. Electrochem. Soc., 1954, v. 101, № 11, pp. 560-566.

160. Cupp C.R., Flubacher P. An autoradiographic technique for the study of tritium in metals and its application to diffusion in zirconium at 149 to 240°C // J. Nucl. Mater., 1962, v. 6, № 2, pp. 213-228.

161. Kearns J.J. Diffusion coefficient of hydrogen in a-zirconium, zircaloy-2 and zircaloy-4 // J. Nucl. Mater., 1972, v. 43, pp. 330-338.

162. Greger G.U., Munzel H., Kunz W., Schwierczinski A. Diffusion of tritium in zircaloy-2 // J. Nucl. Mater., 1980, v. 88, pp. 15-22.

163. Kunz W., Munzel H., Helfrich U. Diffusion of tritium in zircaloy-2: influence of low irradiation damage, oxygen concentration and formation of 5-hydrides // J. Nucl. Mater., 1982, v. 105, pp. 178-183.

164. Khatamian D., Shaddick A., Urbanic V.F. Influence of neutron irradiation on H diffusion in Zr-2.5Nb alloy // J. Alloys & Сотр., 1999, v. 293-295, pp. 324-328.

165. Иванова C.B., Никулина A.B. Изучение процессов, происходящих в тонкостенных циркониевых изделиях ТВС под действием водорода // Докл. VI Рос. конф. по реакторному материаловедению. Т.2. 4.2. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 2001, с. 128-145.

166. Иванова С.В., Никулина А.В. Циркониевые сплавы для компонентов ТВС реакторов типа ВВЭР и РБМК // ФиХОМ, 2001, № 6, с. 15-25.

167. Иванова С.В., Бочаров О.В. Закономерности диффузии водорода в циркониевых сплавах и изделиях из них // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 2, с. 134-141.

168. Криштал М.А. Механизм диффузии в железных сплавах. М.: Металлургия, 1972,400с.

169. Sizmann R. The effect of radiation upon diffusion in metals // J. Nucl. Mater., 1968, v. 69-70, pp. 386-412.

170. Шалаев A.M. Радиационно-стимулированная диффузия в металлах. М.: Атомиздат, 1972, 148с.

171. Rothman S.J. Effects of irradiation on diffusion in metals and alloys // In: Phase transformations during irradiation. Appl. Sci. Publ., 1983.

172. Смирнов E.A., Шмаков А.А. Разработка метода прогнозирования характеристик радиационно-ускоренной диффузии // Тр. IX Межнац. сов. «Радиационная физика твердого тела». T.l. М.: НИИ ПМТ при МГИЭМ, 1999, с. 104-111.

173. Smirnov Е.А., Shmakov А.А. Analysis of basic kinetic equations solutions for accelerated diffusional processes in metals // Defect & Diffusion Forum, 1999, v. 175-176, pp. 13-20; Solid State Phenomena, 2000, v. 72, pp. 171-178.

174. Smirnov E.A., Shmakov A.A. Radiation enhancement of diffusion in metals and alloys // Defect & Diffusion Forum, 2001, v. 194-199, pp. 1451-1456.

175. Смирнов E.A., Шмаков А.А. Радиационное ускорение диффузии в металлах // В сб.: Исследование диффузионных процессов в реакторных материалах на кафедре физических проблем материаловедения МИФИ (1953-2003). М.: МИФИ, 2004, с. 66-73.

176. Krom A. Numerical modeling of hydrogen transport in steel. Delft University, The Netherlands, 1998.

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

178. Кузьменко В.И., Балакин В.Ф. Решение на ЭВМ задач пластического деформирования. Справочник. Киев, Тэхника, 1990,136с.

179. Kearns J.J. Dissolution kinetics of hydride platelets in zircaloy-4 // J. Nucl. Mater., 1968, v. 27, pp. 64-72.

180. Fernandez G.E., Meyer G. A reaction-diffusion analysis of the hydriding kinetics of zirconium-based alloys // J. Nucl. Mater., 2000, v. 279, pp. 167-172.

181. Sawatzky A., Vogt E. Mathematics of the thermal diffusion of hydrogen in Zry-2 // Trans. Met. Soc. AIME, 1963, v. 227, pp. 917-928.

182. Varias A.G., Massih A.R. Simulation of hydrogen embrittlement in zirconium alloys under stress and temperature gradients // J. Nucl. Mater., 2000, v. 279, pp. 273-285.

183. Marino G.P. A numerical calculation of the redistribution of an interstitial solute in a thermal gradient//Nucl. Sci. Eng., 1972, v. 49, pp. 93-98.

184. Hong H.S., Kim S.J., Lee K.S. Thermotransport of hydrogen in zircaloy-4 and modified zircaloy-4 //J. Nucl. Mater., 1998, v. 257, pp. 15-20.

185. Sawatzky A. Hydrogen in zircaloy-2: its distribution and heat of transport // J. Nucl. Mater., 1960, v. 2, №4, pp. 321-328.

186. Nakajima H., Yoshioka M., Koiwa M. Thermomigration of hydrogen and deuterium in vanadium, its alloys, niobium and tantalum // Trans. Japan Inst. Met., 1987, v. 28, № 12, pp. 949-956.

187. Sawatzky A. The heat of transport of hydrogen in zirconium alloys // J. Nucl. Mater., 1963, v. 9, № 3, p. 364.

188. Емельянов B.C., Борков H.B., Евстюхин А.И., Казакевич A.T. Экспериментальное исследование влияния градиента температур на распределение водорода в цирконии // В сб.: Металлургия и металловедение чистых металлов. Вып. V. М.: Атомиздат, 1966, с. 12-21.

189. Forsberg К., Massih A.R. Redistribution of hydrogen in zircaloys // J. Nucl. Mater., 1990, v. 172, pp. 130-134.

190. Hong S.I., Lee K.W., Kim K.T. Effect of the circumferential hydrides on the deformation and fracture of zircaloy cladding tubes // J. Nucl. Mater., 2002, v. 303, pp. 169-176.

191. Yamanaka S., Kuroda M., Setoyama D., Une M., Takeda K., Anada H., Nagase F., Uetsuka H. Analysis of the fracture behavior of a hydrided cladding tube at elevated temperatures by fracture mechanics // J. Alloys & Сотр., 2002, v. 330-332, pp. 400-403.

192. Bertolino G., Meyer G., Ipina J.P. Degradation of the mechanical properties of Zry-4 due to hydrogen embrittlement // J. Alloys & Сотр., 2002, v. 330-332, pp. 408-413.

193. Власов H.M., Федик И.И. Водородное охрупчивание сплавов циркония // МиТОМ, 2003, №8, с. 48-51.

194. Bertolino G., Meyer G., Ipina J.P. Effects of hydrogen content and temperature on fracture toughness of Zry-4 // J. Nucl. Mater., 2003, v. 320, pp. 272-279.

195. Bertolino G., Meyer G., Ipina J.P. In situ crack growth observation and fracture toughness measurement of hydrogen charged Zry-4 // J. Nucl. Mater., 2003, v. 322, pp. 57-65.

196. Никулин C.A., Рожнов А.Б., Бабукин A.B., Перепелкина О.Г., Лященко Н.В. Структура и сопротивление разрушению циркониевых сплавов для атомной энергетики // МиТОМ, 2005, №5, с. 8-17.

197. Wisner S.B., Adamson R.B. Combined effects of radiation damage and hydrides on the ductility of Zry-2//Nucl. Eng. & Design, 1998, v. 185, pp. 33-49.

198. Феодосьев В.И. Сопротивление материалов. М.: Наука, 1979,560с.

199. Chan K.S., Lee Y. A fracture mechanics-based model for assessing the mechanical failure of nuclear fuel rods due to rock fall //Nucl. Eng. & Design, 2000, v. 201, pp. 209-226.

200. Edsinger K. A review of fuel degradation in BWRs // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 162-179.

201. Singh R.N., Kishore R., Sinha Т.К., Kashyap B.P. Hydride blister formation in Zr-2.5wt% Nb pressure tube alloy // J. Nucl. Mater., 2002, v. 301, pp. 153-164.

202. Domizzi G., Vigna G., Bermudez S., Ovejero-Garcia J. Hydride distribution around a blister in Zr-2.5Nb pressure tubes // J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, pp. 255-267.

203. Pierron O.N., Koss D.A., Motta А.Т., Chan K.S. The influence of hydride blisters on the fracture of Zry-4 // J. Nucl. Mater., 2003, v. 322, pp. 21-35.

204. Kim Y.S., Kim S.K. Kinetic studies on massive hydriding of commercial zirconium alloy tubing// J. Nucl. Mater., 1999, v. 270, pp. 147-153.

205. Афанасьева Е.Ю., Евдокимов И.А., Лиханский B.B., Сорокин А.А., Хоружий О.В., Новиков В.В. Моделирование гидридного разрушения твэлов водоохлаждаемых реакторов // Ат. энергия, 2003, т. 95, вып. 4, с. 275-283.

206. Афанасьева Е.Ю., Евдокимов И.А., Лиханский В.В., Сорокин А.А., Хоружий О.В. Моделирование гидридного разрушения твэлов в водоохлаждаемых реакторах // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 2, с. 225-233.

207. Бородачев Н.М. Предельное состояние трубопровода, подверженного питгинг-коррозии // Проблемы прочности, 2002, № 6, с. 89-95.

208. Тутнов А.А. Методы расчета работоспособности элементов конструкций ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1987,184с.

209. Rashid Y.R., Lemaignan C.L., Strasser A. Evaluation of fracture initiation and extension in fuel cladding // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 151-161.

210. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86. М.: Энергоатомиздат, 1989.

211. Бернштейн М.Л., Займовский В.А. Механические свойства металлов. М.: Металлургия, 1979,496с.

212. Никулин С.А., Ханжин В.Г., Рожнов А.Б., Бабукин А.В., Белов В.А. Методы анализа процессов деформации и разрушения тонкостенных изделий из сплавов с низкой прочностью // МиТОМ, 2005, № 5, с. 43-50.

213. Varias A., Massih A. Hydride-induced embrittlement and fracture in metals effect of stress and temperature distribution// J. Mech. & Phys. Solids, 2002, v. 50, pp. 1469-1510.

214. Chatteijee S., Balakrishnan K.S., Sriharsha H.K., Anantharaman S. Estimation of fracture toughness of zircaloy pressure tubes from ring tension test // Mater. Res. in BARC. Bhabha Atomic Research Center, Mumbai, India, 2003, pp. 10-11.

215. Актуганова Е.Н. Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа // Автореф. дисс. на соискание ученой степени кандидата технических наук, Глазов, 2004,18с.

216. Xu J., Shi S.Q. Investigation of mechanical properties of e-zirconium hydride using micro- and nano-indentation techniques // J. Nucl. Mater., 2004, v. 327, pp. 165-170.

217. Matvienko Yu.G. A theoretical estimation of fracture toughness of zirconium hydride // J. Mater. Sci. Let., 2000, v. 19, pp. 1697-1699.

218. Бибилашвили Ю.К., Долгов Ю.Н., Нестеров Б.И., Новиков В.В. Исследование скорости роста трещин в оболочках из сплава Zr-l%Nb в условиях йодного коррозионного растрескивания под напряжением // Ат. энергия, 1996, т. 80, вып. 2, с. 87-91.

219. Sidky P.S. Iodine stress corrosion cracking of zircaloy reactor cladding: iodine chemistry (a review) // J. Nucl. Mater., 1998, v. 256, pp. 1-17.

220. McNeil M.B. Irradiation assisted stress corrosion cracking // Nucl. Eng. & Design, 1998, v. 181, pp. 55-60.

221. Ciocan E., Ignat M., Gheorghiu E. The effect of the corrosion plane crystallographic orientation on the stress corrosion cracking process // J. Nucl. Mater., 1998, v. 255, pp. 1-13.

222. Bibilashvili Yu.K., Medvedev A.V., Nesterov B.I., Novikov V.V., Golovanov V.N., Eremin S.G., Yurtchenko A.D. Influence of irradiation on ATiscc of Zr-l%Nb claddings // J. Nucl. Mater., 2000, v. 280, pp. 106-110.

223. Лиханский B.B., Матвеев Л.В. Теоретическое моделирование квазистационарного роста трещин в циркониевых оболочках в атмосфере иода под напряжением // Ат. энергия, 2001, т. 91, вып. 3, с. 120-126.

224. Likhanskii V.V., Matweev L.V. The development of the crack growth model in zirconium claddings in iodine environment // Nucl. Eng. & Design, 2002, v. 213, pp. 133-140.

225. Shi S.Q., Puis M.P., Sagat S. Criteria of fracture initiation at hydrides in zirconium alloys. Shallow notch // J. Nucl. Mater., 1994, v. 208, pp. 243-250.

226. Kwak S.L., Lee J.S., Kim Y.J., Park Y.W. A probabilistic integrity assessment of flaw in zirconium alloy pressure tube considering delayed hydride cracking // Int. J. Modern Phys. B, 2003, v. 17, № 8-9, pp. 1587-1593.

227. Хаяши X., Цукуда И., Шимада С., Это И. Изучение механизма повреждений топливных стержней BWR при высоких выгораниях // Ат. техника за рубежом, 2003, № 11, с. 12-16.

228. Grigoriev V., Josefsson В. On the mechanism of zircaloy cladding axial splits // J. Nucl. Mater., 1998, v. 257, pp. 99-107.

229. Lysell G., Grigoriev V., Efsing P. Axial splits in failed BWR fuel rods // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 216-230.

230. Foster J.P., Abram T. Critical review of in-reactor zircaloy creep test data reported by the Halden reactor project // Proc. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 2000, Park City, Utah, USA, pp. 125-136.

231. Sakurai H., Wakashima Y., Ito K., Sasaki M., Nomata Т., Tsukuda Y., Hayashi H., Kubota O. Irradiation characteristics of high burnup BWR fuels // Ibid., pp. 515-525.

232. Singh R.N., Roychowdhury S., Sinha V.P., Sinha Т.К., De P.K., Baneijee S. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material: influence of fabrication routes // Mater. Sci. & Eng. A, 2004, v. 374, pp. 342-350.

233. Choo K.N., Kim Y.S., Hydrogen uptake and corrosion behaviour of Zr-2.5%Nb pressure tubes in Wolsong Unit 1 // J. Nucl. Mater., 2001, v. 297, pp. 52-56.

234. Simpson L.A., Cann C.D. The effect of microstructure on rates of delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb alloy// J. Nucl. Mater., 1984, v. 126, pp. 70-73.

235. Ambler J.F.R. Effect of direction of approach to temperature on the delayed hydride cracking behavior of cold-worked Zr-2.5Nb // Proc. VI Int. Symp. «Zr in the Nucl. Industry», ASTM STP 824,1984, pp. 653-674.

236. Yan D., Sun S., Eadie R.L., Shek G.K., Seahra H. The delayed hydride cracking avoidance manoeuvre for Zr-2.5Nb pressure tube alloy // Int. J. Pressure Vessels & Piping, 2000, v. 77, pp. 531-538.

237. Kim S.S., Kwon S.C., Kim Y.S. The effect of texture variation on delayed hydride cracking behavior of Zr-2.5%Nb plate // J. Nucl. Mater., 1999, v. 273, pp. 52-59.

238. Kim S.S., Kim Y.S. K.H in radial textured Zr-2.5%Nb pressure tube // J. Nucl. Mater., 2000, v. 279, pp. 286-292.

239. Kim Y.S., Kwon S.C., Kim S.S. Crack growth pattern and threshold stress intensity factor Km of Zr-2.5Nb alloy with the notch direction // J. Nucl. Mater., 2000, v. 280, pp. 304-311.

240. Jovanovic M.T., Shek G.K., Seahra H., Eadie R.L. Metallographic and fractographic observations of hydrides during delayed hydride cracking in Zr-2.5% Nb alloy // Mater. Characterization, 1998, v. 40, pp. 15-25.

241. Shalabi A.F., Meneley D.A. Initiation of delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb // J. Nucl. Mater., 1990, v. 173, pp. 313-320.

242. Pan Z., Lockley A. Metallographic observation of DHC in Zr-2.5Nb // Microscopy & Microanalysis, 2002, v. 8, pp. 1288-1289.

243. Singh R.N., Kumar N., Kishore R., Roychaudhury S., Sinha Т.К., Kashyap B.P. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material // J. Nucl. Mater., 2002, v. 304, pp. 189-203.

244. Kim Y.S., Kim S.J., Im K.S. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb tube with the cooling rate and the notch tip shape // J. Nucl. Mater., 2004, v. 335, pp. 387-396.

245. Панин B.E., Гриняев Ю.В. Физическая мезомеханика новая парадигма на стыке физики и механики деформируемого твердого тела // Физическая мезомеханика, 2003, т. 6, №4, с. 9-36.

246. Шмаков А.А., Калин Б.А., Матвиенко Ю.Г., Singh R.N., De Р.К. Диффузионная модель замедленного гидридного растрескивания в циркониевых сплавах // Физико-химическая механика материалов, 2004, т. 40, № 6, с. 49-55.

247. Шмаков А.А., Калин Б.А., Синх Р.Н., Ди П.К. Замедленное гидридное растрескивание в сплавах циркония: теория и эксперимент // ФиХОМ, 2004, № 6, с. 89-94.

248. Шмаков А.А. Критическая длина и толщина гидридов в сплавах циркония // Тр. XVI Межд. конф. по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Алушта, Крым, 2004, с. 167-168.

249. Шмаков А.А. Критическая длина и толщина гидридных пластин при замедленном гидридном растрескивании в сплавах циркония // Ат. энергия, 2004, т. 97, вып. 4, с. 280-286; Atomic Energy, 2004, v. 97, № 4, pp. 707-712.

250. Шмаков A.A. Характеристики гидридных пластин в трубах давления из сплава Zr-2,5%Nb // В сб.: Научная сессия МИФИ-2005. Т. 9. М.: МИФИ, 2005, с. 92-94.

251. Шмаков А.А., Yan D., Eadie R.L. Теоретическое и экспериментальное исследование гидридов в сплавах циркония // МиТОМ, 2006, № 4 (610), с. 5-9.

252. Shmakov А.А., Singh R.N., Yan D., Eadie R.L., Matvienko Yu.G. The integrated model of delayed hydride cracking in zirconium materials // Сотр. Mater. Sci., 2006 (in press).

253. Гусев A.C. Сопротивление усталости и живучесть конструкций при случайных нагрузках. М.: Машиностроение, 1989,248с.

254. Matvienko Yu.G. On the cohesive zone model for a finite crack // Int. J. Fract., 1999, v. 98, p. L 53-58.

255. Rowe R.G., Subcritical cracking of Zry-2 in high pressure hydrogen gas // Scr. Mater., 1998, v. 38, №10, pp. 1495-1503.

256. Shi S.Q. Diffusion-controlled hydride growth near crack tip in zirconium under temperature transients // J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, pp. 318-323.

257. Shi S.Q., Liao M., Puis M.P. Modelling of time-dependent hydride growth at crack tips in zirconium alloys // Modelling Simul. Mater. Sci. Eng., 1994, v. 2, pp. 1065-1078.

258. Sagat S., Chow C.K., Puis M.P., Coleman C.E. Delayed hydride cracking in zirconium alloys in a temperature gradient // J. Nucl. Mater., 2000, v. 279, pp. 107-117.

259. Yan D., Eadie R.L. An approach to explain the stage И1 behaviour of the delayed hydride cracking velocity vs. Ki curve for Zr-2.5Nb // Scr. Mater., 2000, v. 43, pp. 89-94.

260. Yan D., Eadie R.L. Calculation of the delayed hydride cracking velocity vs. Ki curve for Zr-2.5Nb by critical hydride cluster length // J. Mater. Sci., 2002, v. 37, pp. 5299-5303.

261. Yan D. The initiation of delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb. University of Alberta, Edmonton, Canada, 1999.

262. Yan D., Eadie R.L. The critical length of the hydride cluster in delayed hydride cracking of Zr-2.5 wt% Nb // J. Mater. Sci., 2000, v. 35, pp. 5667-5672.

263. Yan D., Eadie R.L. The near threshold behaviour of delayed hydride cracking in Zr-2.5 wt% Nb // Int. J. Pressure Vessels & Piping, 2000, v. 77, pp. 167-177.

264. Scarth D.A., Smith Т. The use of failure assessment diagrams to describe DHC initiation at a blunt flaw // Int. J. Pressure Vessels & Piping, 2002, v. 79, pp. 233-243.

265. Shi S.Q., Puis M.P. Fracture strength of hydride precipitates in Zr-2.5Nb alloys // J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, pp. 312-317.

266. Nilsson P., Stable P., Sundin K. On the behavior of crack surface ligaments // Nucl. Eng. & Design, 1998, v. 184, pp. 145-153.

267. Chatteijee S., Sriharsha H.K., Balakrishnan K.S. Evaluation and analysis of critical crack length of irradiated pressure tubes from Indian PHWRs // Mater. Res. in BARC. Bhabha Atomic Research Center, Mumbai, India, 2003, pp. 9-10.

268. Ivanova S.V. Effect of hydrogen on serviceability of zirconium items in WER and RBMK type reactors fuel assemblies // Int. J. Hydrogen Energy, 2002, v. 27, pp. 819-824.

269. Иванова C.B., Шиков A.K., Бочаров O.B. Наводороживание циркониевых изделий в процессе изготовления и эксплуатации фактор, ограничивающий ресурс их работы в реакторах ВВЭР и РБМК // МиТОМ, 2003, № 8, с. 40-47.

270. Штремель М.А. Возможности фрактографии // МиТОМ, 2005, № 5, с. 35-43.

271. Povolo F., Bolmaro R.E. Poisson's ratio in zirconium single crystals // J. Nucl. Mater., 1983, v. 118, pp. 78-82.

272. Parise M., Sicardy O., Cailletaud G. Modelling of the mechanical behavior of the metal-oxide system during Zr alloy oxidation // J. Nucl. Mater., 1998, v. 256, pp. 35-46.

273. Delayed hydride cracking in zirconium alloys in pressure tube nuclear reactors. IAEA-TECDOC-1410. IAEA, Vienna, 2004.

274. Шмаков A.A., Калин Б.А., Смирнов E.A., Бибилашвили Ю.К. О возможности гидридного растрескивания оболочек твэлов легководных реакторов // Инженерная физика, 1999, № 1, с. 60-62.

275. Шмаков А.А., Калин Б.А., Иолтуховский А.Г. Расчет скорости ЗГР в сплавах циркония методом конечных элементов // ФиХОМ, 2002, № 6, с. 8-14.

276. Шмаков А.А., Калин Б.А., Иолтуховский А.Г. Теоретическое исследование кинетики гидридного растрескивания в сплавах циркония // МиТОМ, 2003, № 8, с. 35-40; Metal Sci. & Heat Treatment, 2003, v. 45, № 7-8, pp. 315-320.

277. Шмаков A.A., Калин Б.А., Смирнов E.A. Расчет скорости гидридного растрескивания в облученных твэлах легководных реакторов // Ат. энергия, 2003, т. 95, вып. 5, с. 363-366; Atomic Energy, 2003, v. 95, № 5, pp. 776-780.

278. Шмаков A.A., Калин Б.А., Смирнов Е.А. Стационарная модель ЗГР в сплавах // В сб.: Научная сессия МИФИ-2003. Т.9. М.: МИФИ, 2003, с. 129-132.

279. Шмаков А.А., Калин Б.А., Смирнов Е.А., Иолтуховский А.Г., Новиков В.В. О скорости ЗГР в сплаве Zr-2,5%Nb // В сб.: Научная сессия МИФИ-2004. Т.9. М.: МИФИ, 2004, с. 110-111.

280. Шмаков А.А., Калин Б.А., Иолтуховский А.Г. Теоретическое исследование кинетики накопления водорода вблизи концентраторов напряжений в сплавах циркония // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2005, вып. 1(64), с, 239-246.

281. Фильчаков П.Ф. Справочник по высшей математике. Киев, Наукова думка, 1974,744с.

282. Puis М.Р. On the consequences of hydrogen supersaturation effects in Zr alloys to hydrogen ingress and delayed hydride cracking // J. Nucl. Mater., 1989, v. 165, pp. 128-141.

283. Ashida Y., Yamamoto М., Naito S., Mabuchi M., Hashino Т. Measurements of Young's modulus and modulus of rigidity of the solid solution of hydrogen in zirconium between 300 and 1300K // J. Appl. Phys., 1996, v. 80, № 6, pp. 3254-3258.

284. Cheong Y.M., Kim S.S., Kim Y.S. Temperature effect of dynamic anisotropic elastic constants of Zr-2.5% Nb pressure tube by resonant ultrasound spectroscopy // J. Nucl. Mater., 2002, v. 303, pp. 83-91.

285. Чернов В.М., Глушков И.Ю. Влияние температуры и скорости деформации на механические свойства сплава Zr-l%Nb // ВАНТ. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 2, с. 234-240.

286. Шмаков А.А., Морозов Е.М., Матвиенко Ю.Г. О концентраторах напряжений в твэлах РБМК // В сб.: Научная сессия МИФИ-2003. Т.9. М.: МИФИ, 2003, с. 155-158.

287. Справочник по коэффициентам интенсивности напряжений. Под ред. Ю. Мураками / Пер. с англ. М.: Мир, 1990.

288. Siegmann Е., Anderson H., Rechard R., MacKinnon R. Initial cladding condition // Rep. ANL-EBS-MD-000048, Argonne Nat. Lab., USA, 2000.

289. Siegmann E., Anderson H., Rechard R., MacKinnon R. Cladding degradation features, events and processes screening arguments // Rep. ANL-WIS-MD-000008, Argonne Nat. Lab., USA, 2000.

290. Chung H.M. Hydride-related degradation of spent-fuel cladding under repository conditions // Rep. Argonne Nat. Lab. (Contract W-31-109-ENG-38), USA, 2000.

291. Макклинток Ф., Аргон А. Деформация и разрушение материалов / Пер. с англ. М. Мир, 1970,444с.

292. Roy A. Delayed hydride cracking of spent fuel cladding under repository conditions // Rep. TR-03-010, University and Community College System of Nevada, USA, 2003.

293. Чернов И.И., Калин Б.А., Годин Ю.Г., Иолтуховский А.Г., Бинюкова С.Ю., Волков Н.В., Кохтев С.А., Смирнов Е.А., Федотов В.Т., Шмаков А.А., Шульга А.В. Отработавшее ядерное топливо. 4.2. Транспортировка и хранение. М.: МИФИ, 2004,160с.

294. Иолтуховский А.Г., Калин Б.А., Смирнов Е.А., Шмаков А.А. К вопросу о безопасном хранении отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР и РБМК // В сб.: Научная сессия МИФИ-2000. Т.9. М.: МИФИ, 2000, с. 92-93.

295. Шмаков А.А., Калин Б.А., Смирнов Е.А., Бибилашвили Ю.К., Иолтуховский А.Г. О разрушении твэлов на стадии «сухого» хранения ОЯТ РБМК // В сб.: Научная сессия МИФИ-2002. Т.9. М.: МИФИ, 2002, с. 101-102.

296. Барон А.А. Исследование связи трещиностойкости и деформации перед вершиной трещины // Проблемы прочности, 1997, № 2, с. 33-40.

297. Матвиенко Ю.Г. Модели и критерии механики разрушения. М.: Физматлит, 2006,328с.