Воздействие водорода на циркониевые сплавы для реакторов на тепловых нейтронах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат физико-математических наук Иванова, Светлана Владимировна

• Иванова, Светлана Владимировна
• кандидат физико-математических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Иванова, Светлана Владимировна

ИСПОЛЬЗОВАННЫЕ В РАБОТЕ СОКРАЩЕНИЯ И УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ВОЗДЕЙСТВИЕ ВОДОРОДА НА ЦИРКОНИЕВЫЕ СПЛАВЫ (литературный обзор).

1.1. Диффузия водорода.

1.2. Растворимость водорода.

1.3. Свойства гидридов.

1.4. Ориентация гидридов.

1.5. Влияние уровня наводороживания и ориентации гидридов на механические свойства циркония.

1.6. Сопротивление разрушению циркониевых сплавов при наличии гидридов.

1.6.1. Критическая температура хрупкости.

1.6.2. Критическое раскрытие трещины.

1.7. Принципиальные особенности процесса замедленного гидридного растрескивания.

1.8. Инкубационный период.

1.9. Модели для описания процесса замедленного гидридного растрескивания.

1.9.1. Модель критической длины гидрида.

1.9.2. Кинетическая модель.

1.10. Процесс замедленного гидридного растрескивания при изотермическом режиме.

1.10.1. Зависимость скорости роста трещины от напряжения.

1.10.2. Пороговый коэффициент интенсивности напряжений.

1.10.3. Зависимость скорости роста трещины от температуры.

1.11. Процесс замедленного гидридного растрескивания при термоциклическом режиме.

1.12. Предельная растворимость водорода в вершине трещины при замедленном гидридном растрескивании.

1.13. Влияние скорости охлаждения на морфологию образующихся гидридов.

1.14. Аварии на АЭС, вызванные воздействием водорода.

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ДИФФУЗИИ ВОДОРОДА В ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВАХ.

2.1. Факторы, влияющие на диффузию водорода.

2.2. Исследование влияния на диффузию водорода состава, структурно-фазового состояния циркониевого сплава и температуры.

2.2.1. Методика исследований.

2.2.2. Результаты исследований.

2.3. Физическая модель диффузии водорода под действием градиента напряжений.

3. ИССЛЕДОВАНИЕ РАСТВОРИМОСТИ ВОДОРОДА

В ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВАХ.

3.1. Факторы, влияющие на растворимость водорода.

3.2. Дилатометрический метод исследования.

3.3. Разработка метода исследования растворимости водорода.

3.3.1. Расчет модели, имитирующей действие напряжений растяжения.

3.3.2. Расчет модели, имитирующей действие напряжений сжатия.

3.3.3. Методика проведения исследований.

3.3.4. Результаты исследований.

4. ВОЗДЕЙСТВИЕ ВОДОРОДА НА ЦИРКОНИЕВЫЕ ИЗДЕЛИЯ A3.

4.1. Влияние условий эксплуатации.

4.2. Закономерности зарождения трещин в изделиях A в процессе эксплуатации.

4.3. Выбор режима испытаний.

5. ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССА ЗАМЕДЛЕННОГО ГИДРИДНОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ И ВОЗДЕЙСТВИЯ ВОДОРОДА НА

ВЯЗКОСТЬ РАЗРУШЕНИЯ ЦИРКОНИЕВЫХ ИЗДЕЛИЙ.

5.1. Воздействие водорода на ТК и каналы СУЗ реакторов РБМК.

5.1.1. Условия эксплуатации труб ТК и каналов СУЗ.

5.1.2. Материал труб ТК и каналов СУЗ.

5.1.3. Объект исследований.

5.1.4. Образцы для исследований.

5.1.5. Подготовка образцов к испытаниям.

5.1.6. Замедленное гидридное растрескивание при постоянном уровне нагружения.

5.1.6.1. Изотермический режим испытаний.

5.1.6.2. Термоциклический режим испытаний.

5.1.6.3. Условия проведения испытаний.

5.1.6.4. Определение истинных значений длин трещин по поверхности излома образцов.

5.1.6.5. Обработка результатов испытаний.

5.1.6.6. Результаты испытаний труб ТК.

5.1.6.6.1. Развитие трещины в осевом направлении.

5.1.6.6.2. Развитие трещины в радиальном направлении.

5.1.6.7. Результаты испытаний труб каналов СУЗ.

5.1.7. Вязкость разрушения.

5.1.7.1. Влияние наводороживания на вязкость разрушения.

5.1.7.2. Влияние наводороживания, длительности, условий и режима испытаний на вязкость разрушения.

5.1.8. Испытания в режиме переменного термосилового нагружения.

5.1.9. Испытания в реакторе под нагрузкой.

5.1.10. Исследование возможности обусловленного диффузией водорода развития дефектов в трубах изделий A3 при длительном хранении.

5.1.11. Влияние остаточных технологических напряжений на замедленное гидридное растрескивание труб ТК и каналов СУЗ.

5.1.12. Влияние замедленного гидридного растрескивания и остаточных напряжений на размеры допускаемых дефектов.

5.1.13. Анализ результатов исследований.

5.1.14. Использование результатов проведенных исследований.

5.2. Воздействие водорода на тонкостенные изделия ТВС реакторов ВВЭР и РБМК.

5.2.1. Особенности испытаний тонкостенных изделий.

5.2.2. Разработка методик испытаний тонкостенных труб на вязкость разрушения.

5.2.2.1. Методика испытаний на вязкость разрушения в осевом и тангенциальном направлениях.

5.2.2.2. Методика испытаний на вязкость разрушения в радиальном направлении.

5.2.3. Разработка методик испытаний тонкостенных труб на замедленное гидридное растрескивание.

5.2.4. Твэлы.

5.2.4.1. Условия эксплуатации.

5.2.4.2. Объект исследований.

5.2.4.3. Замедленное гидридное растрескивание.

5.2.4.4. Вязкость разрушения.

5.2.5. Дистанционирующие решетки.

5.2.5.1. Условия эксплуатации.

5.2.5.2. Объект исследований.

5.2.5.3. Замедленное гидридное растрескивание и вязкость разрушения.

5.2.6. Направляющие каналы и центральные трубы.

5.2.6.1. Условия эксплуатации.

5.2.6.2. Объект исследований.

5.2.6.3. Замедленное гидридное растрескивание.

5.2.6.4. Вязкость разрушения.

5.2.7. Анализ результатов испытаний на замедленное гидридное растрескивание и вязкость разрушения тонкостенных изделий ТВС.

5.2.7.1. Результаты испытаний на замедленное гидридное растрескивание.

5.2.7.2. Результаты испытаний на вязкость разрушения.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Воздействие водорода на циркониевые сплавы для реакторов на тепловых нейтронах»

Актуальность работы

Цирконий и его сплавы обладают способностью поглощать водород из газовой и водяной среды. Водород оказывает существенное влияние на свойства циркониевых сплавов и изготовленных из них изделий.

Поглощение водорода циркониевыми сплавами может явиться причиной их охрупчивания и последующего разрушения. Степень охрупчива-ния циркониевых сплавов в результате наводороживания зависит от количества поглощенного водорода и формы его присутствия в структуре сплава: в твердом растворе или в виде гидридной фазы, что определяется предельной растворимостью водорода в данном сплаве. Наибольший охрупчивающий эффект на циркониевые сплавы оказывает присутствие водорода в виде гидридов.

Водород обладает высокой диффузионной подвижностью в решетке циркония, которая увеличивается с увеличением температуры, в результате чего может происходить перераспределение поглощенного цирконием водорода. Водород диффундирует в области действия наименьших температур и наибольших растягивающих напряжений, образуя локальные (хрупкие) зоны с повышенным уровнем наводороживания. Скоростью диффузии водорода определяется также скорость образования и роста гидридов в вершине трещины и, соответственно, скорость распространения трещин в циркониевых изделиях при замедленном гидридном растрескивании (ЗГР). Для ЗГР необходима комбинация критической концентрации водорода и действующих напряжений. Критическая концентрация водорода в вершине трещины создается его направленной диффузией в эту область.

Знание закономерностей диффузионных процессов в исследуемых материалах позволит существенно повысить эффективность выбора их оптимальных составов и методов обработки для различных изделий.

Химический состав циркониевого сплава, из которого изготовлено изделие, его структурно-фазовое состояние, условия работы изделия, такие как температура, облучение, действующие напряжения и их градиенты, играют большую роль в процессах поглощения изделием водорода, его перераспределения в результате диффузии и образования гидридной фазы, а также оказывают влияние на степень охрупчивания и возможность последующего разрушения данного изделия.

Наводороживание приводит к изменению механических свойств циркониевых изделий, характеристик усталости, ползучести, радиационного роста и т.д., оказывает влияние на протекание в них коррозионных процессов, может явиться причиной деформационных изменений циркониевых изделий. Но наиболее пристального внимания заслуживает обусловленное водородом облегчение зарождения и роста трещин в циркониевых изделиях, т.е. явление хрупкого разрушения. Связано это с тем обстоятельством, что всем конструкционным материалам и изделиям из них присуще наличие дефектов (трещин) - технологических или возникших в процессе эксплуатации. При этом водород, воздействующий на металлы, значительно увеличивает их чувствительность к наличию трещин и делает реальной опасность хрупкого разрушения конструкций, обладающих при обычных условиях достаточной несущей способностью. Воздействие водорода на металлы является фактором, способным создать ситуацию, при которой прочность конструкции будет связана в первую очередь с закономерностями роста трещин в металлах.

Указанные обстоятельства выдвигают проблему воздействия водорода на циркониевые сплавы и изготавливаемые из них изделия в число актуальных и важных для изучения проблем. Исследование процессов, происходящих в циркониевых сплавах под действием водорода, и факторов, влияющих на эти процессы, представляет, кроме практического, самостоятельный фундаментальный интерес.

Циркониевые сплавы нашли широкое применение в атомной энергетике, где проблема воздействия водорода на циркониевые изделия, использующиеся в качестве компонентов активных зон (A3) водо-водяных (типа ВВЭР и PWR) и кипящих (типа РБМК и BWR) реакторов на тепловых нейтронах, стоит наиболее остро, так как наводороживание циркониевых изделий в процессе эксплуатации приводит к снижению их работоспособности и сокращению срока службы.

Основными компонентами A3 реакторов РБМК являются технологические каналы (ТК), каналы системы управления и защиты (СУЗ) и изделия, входящие в состав тепловыделяющих сборок (ТВС): твэлы, центральные трубы (ЦТ) и дистанционирующие решетки (ДР); реакторов ВВЭР - изделия ТВС: твэлы, направляющие каналы (НК), ЦТ и ДР. Все указанные изделия в настоящее время изготавливаются из циркониевых сплавов: Zr-l%Nb (Э110), Zr-2,5%Nb (Э125) и Zr-l%Nb-(l,l-l,3)%Sn-(0,3-0,4)%Fe (Э635). Поэтому исследования по воздействию водорода проводились на циркониевых сплавах, использующихся в атомной энергетике.

Теплоноситель водо-водяных и кипящих реакторов, в качестве которого используется вода, достаточно агрессивен по отношению к циркониевым сплавам. Наводороживание является одним из результатов их взаимодействия с теплоносителем. В теплоносителе водород появляется в результате коррозионного взаимодействия циркониевых изделий с водой и радиолиза воды под действием нейтронов и у-излучения.

Несмотря на то, что циркониевые сплавы широко используются в атомной энергетике страны, в настоящее время нет достаточно данных по диффузии и растворимости водорода, влияющих на них факторов и закономерностей их реализации в российских циркониевых сплавах. Не изучены процессы, происходящие в них под действием водорода, и влияние водорода на свойства циркониевых изделий, эксплуатирующихся в A3 российских реакторов. Некоторые имеющиеся зарубежные данные не могут быть непосредственно использованы ввиду различия свойств российских и зарубежных циркониевых сплавов, а также условий эксплуатации циркониевых изделий в российских (ВВЭР, РБМК) и зарубежных (PWR, BWR) реакторах.

Цель работы

Целью настоящей работы является установление физических закономерностей (экспериментальные исследования и расчетно-теоретическое прогнозирование) воздействия водорода на циркониевые сплавы (Э110, Э125 и Э635), изучение процессов, происходящих в них под действием водорода, а также определение влияния водорода на свойства циркониевых изделий A3 реакторов на тепловых нейтронах.

Впервые проблема воздействия водорода на свойства и снижение работоспособности циркониевых изделий наиболее остро встала в 70-80-х годах прошлого века для труб давления реакторов типа BWR после ряда аварий на зарубежных АЭС с реакторами CANDU, вызванных разрушением труб давления. В результате послереакторных исследований было установлено, что разрушение является следствием воздействия водорода и произошло по механизму ЗГР.

Аналогичные случаи разрушения циркониевых труб ТК и каналов СУЗ реакторов РБМК, подобных по условиям эксплуатации трубам давления реакторов CANDU, были и на российских АЭС.

В течение последних 10-15 лет произошло несколько случаев разрушения оболочек твэлов из сплавов типа Циркалой реакторов BWR и PWR с образованием осевых трещин. Исследования показали, что большее число трещин было вторичными дефектами, образовавшимися в результате попадания теплоносителя в первичные дефекты, вызванные дебризными повреждениями оболочки. Однако часть обнаруженных трещин имела другое происхождение. Учеными разных стран было выдвинуто несколько гипотез относительно возможного механизма образования этих дефектов. В качестве одного из наиболее вероятных механизмов разрушения оболочек твэлов рассматривается ЗГР.

Для российских реакторов ВВЭР и РБМК подобная проблема пока не стоит столь остро. Связано это с тем, что степень поглощения водорода российскими циркониевыми сплавами (Э110, Э125 и Э635), из которых изготавливаются изделия A3 этих реакторов, значительно меньше, чем зарубежными сплавами типа Циркалой, используемыми для изделий A3 реакторов PWR и BWR.

Опыт эксплуатации циркониевых изделий, входящих в состав ТВС реакторов ВВЭР и РБМК, показал, что наводороживание не ограничивает их работу до глубины выгорания топлива: 20-25 МВт-сут/кги - для реакторов РБМК и 40-45 МВт-сут/кги - для реакторов ВВЭР при 3-4-х летних кампаниях.

Однако с целью улучшения экономики топливных циклов и дальнейшего повышения эксплуатационных характеристик реакторов в ближайшие годы планируется увеличение глубин выгорания топлива (до 35 МВт-сут/кги - для РБМК и до 65-75 МВт-сут/кги - для ВВЭР) и срока эксплуатации ТВС до > 5 лет. Увеличение длительности кампании приведет к увеличению времени пребывания циркониевых изделий ТВС в реакторе и, соответственно, времени контакта с теплоносителем, что повлечет за собой повышение уровня их наводороживания и вероятности растрескивания.

Кроме того, в настоящее время на ряде АЭС происходит переход на маневренные режимы работы. В этом случае отрицательное воздействие на работоспособность оболочек твэлов будут оказывать скачки мощности, знакопеременные механические нагрузки, которые будут возникать в оболочках при частых колебаниях температуры топлива и оболочки в соответствии с изменяющейся мощностью реактора. При работе твэлов в таких сложных условиях под действием высоких растягивающих напряжений при столь длительных временах эксплуатации более остро встанет проблема развития дефектов (трещин) в оболочках твэлов, технологических или возникших в процессе эксплуатации. Образование в оболочках трещин будет способствовать диффузии водорода в их вершины (под действием возникшего градиента напряжений) в процессе последующей эксплуатации, что может привести к развитию образовавшихся в этих изделиях трещин в результате механизма ЗГР.

Циркониевые изделия A3 должны сохранять свою целостность не только в течение всего срока эксплуатации в стационарных, переходных и маневренных режимах работы реактора, но также и при выгрузке из реактора, в течение времени пребывания в условиях бассейна выдержки на АЭС, при транспортировке и последующем длительном хранении. В процессе хранения возможно дальнейшее охрупчивание и нарушение целостности оболочек твэлов за счет развития в них дефектов (трещин) в результате ЗГР под действием напряжений, вызываемых воздействием топлива на оболочку при хранении, и водорода, поглощенного оболочками при эксплуатации.

В зависимости от особенностей условий эксплуатации циркониевых изделий в реакторе воздействие водорода на их работоспособность может быть различным и будет определяться либо характеристиками вязкости разрушения при кратковременном воздействии значительных растягивающих усилий, например, при выгрузке из реактора, либо скоростью распространения трещин в циркониевых изделиях в процессе эксплуатации в результате ЗГР под действием остаточных технологических и эксплуатационных напряжений. Вязкостью разрушения (трещиностойкостью) определяется также склонность циркониевых изделий к образованию в них трещин при эксплуатации.

На основании всего вышеизложенного для достижения поставленной в работе цели решались следующие задачи:

• изучение диффузии водорода в циркониевых сплавах и выявление факторов, влияющих на этот процесс;

• определение температуры предельной растворимости водорода в циркониевых сплавах и изделиях из них, а также влияния на нее состава и состояния сплава и действия напряжений;

• изучение обусловленного воздействием водорода процесса ЗГР циркониевых изделий;

• оценка влияния остаточных напряжений на ЗГР циркониевых изделий A3; определение влияния ЗГР и остаточных напряжений на размеры допускаемых дефектов в трубах изделий A3;

• установление возможности развития имеющихся в трубах циркониевых изделий A3 технологических дефектов в процессе их длительного хранения до постановки в реактор под действием имеющегося в трубах водорода и сохранившихся в них после изготовления остаточных напряжений;

• исследование воздействия водорода на вязкость разрушения (трещиностой-кость) циркониевых изделий A3.

Научная новизна работы:

• Получены коэффициенты диффузии водорода в сплавах Э110 и Э635. Предложена физическая модель диффузии водорода под действием градиента напряжений.

• Определена температура предельной растворимости водорода в сплавах Э110, Э125 и Э635 и оценено влияние на нее состава и состояния сплава. Впервые экспериментально определено влияние напряжений на предельную растворимость водорода в циркониевых сплавах. Установлено, что напряжения оказывают существенное влияние на предельную растворимость водорода: напряжения растяжения ее снижают, сжатия - повышают.

Определены закономерности ЗГР труб ТК и КСУЗ и влияние на этот процесс структурного состояния циркониевого сплава, из которого они изготовлены, уровня наводороживания, направления развития дефекта (осевое, радиальное), условий эксплуатации (температура, остаточные технологические и эксплуатационные напряжения), режима эксплуатации (изотермический, термоциклический, переменное термосиловое нагружение) и облучения. Получены кинетические зависимости скорости роста трещин в результате ЗГР от коэффициента интенсивности напряжений и пороговые коэффициенты интенсивности напряжений.

Впервые определена скорость ЗГР при переменном термосиловом нагру-жении, когда циклически меняется не только температура (термоциклический режим), но и нагрузка. Показано, что скорость роста трещин при переменном термосиловом нагружении меньше, чем при термоциклическом с постоянным уровнем нагружения.

Впервые проведены исследования ЗГР изделий A3 непосредственно в реакторе под нагрузкой и определена скорость ЗГР в реакторных условиях. Установлено, что облучение существенно увеличивает скорость ЗГР. Экспериментально доказано, что если в трубах циркониевых изделий A3 после изготовления сохраняются значительные по величине остаточные напряжения, то в процессе длительного хранения до постановки труб в реактор возможно развитие существующих в них технологических дефектов (трещин) в результате диффузии имеющегося в трубах водорода в области действия наибольших остаточных напряжений. Разработан метод расчета, с помощью которого оценено влияние остаточных напряжений на ЗГР труб ТК и КСУЗ. Определено влияние ЗГР и остаточных напряжений на размеры допускаемых в этих изделиях дефектов. Установлена возможность развития дефектов в тонкостенных циркониевых изделиях ТВС (твэлах, НК, ЦТ и ДР) в результате ЗГР и определена скорость ЗГР указанных изделий. Показано влияние на этот процесс состава сплава, уровня наводороживания, толщины стенки изделия и направления развития в нем дефекта (осевое, тангенциальное, радиальное). Оценено влияние на вязкость разрушения изделий A3 совместного действия наводороживания, длительности, условий и режима эксплуатации. Определены характеристики вязкости разрушения (критический коэффициент интенсивности напряжений, критическое раскрытие трещины, критический J-интеграл) тонкостенных циркониевых изделий ТВС в зависимости от состава циркониевого сплава, уровня наводороживания, температуры и направления развития дефекта. Обнаружено, что действие водорода по-разному проявляется на различные характеристики вязкости разрушения изделий из исследованных сплавов, что указывает на необходимость дифференцированного подхода к выбору циркониевых сплавов для разных изделий ТВС.

Получен патент (Патент RU 2171977 С2) на использованный в работе способ испытаний на фреттинг-коррозию и наводороживание и устройство для его осуществления.

Автор защищает: методику определения скорости диффузии водорода в материале труб реальных циркониевых изделий; методику исследования растворимости водорода, позволившую определить влияние напряжений растяжения и сжатия на предельную растворимость водорода в циркониевых сплавах; методики испытаний на ЗГР труб с развитием трещины в осевом и радиальном направлениях в изотермическом и термоциклическом режимах, а также в режиме переменного термосилового нагружения; методику испытаний на ЗГР в реакторе под нагрузкой; методики испытаний тонкостенных труб на ЗГР и вязкость разрушения в осевом, тангенциальном и радиальном направлениях; физическую модель диффузии водорода под действием градиента напряжений; результаты исследования диффузии водорода в циркониевых сплавах; результаты определения температуры предельной растворимости водорода в циркониевых сплавах Э110, Э125, Э635 и влияния на нее растягивающих и сжимающих напряжений; результаты исследований ЗГР труб ТК и КСУЗ, а также тонкостенных циркониевых изделий ТВС (твэлов, НК, ЦТ и ДР) реакторов ВВЭР и РБМК и влияния на этот процесс структурного состояния циркониевого сплава, из которого изделие изготовлено, уровня наводороживания, толщины стенки изделия, направления развития в нем дефекта, условий и режима его эксплуатации и облучения; метод расчета и результаты расчета по оценке влияния остаточных напряжений на ЗГР труб ТК и КСУЗ, а также влияния ЗГР и остаточных напряжений на размеры допускаемых в этих изделиях дефектов; результаты исследования возможности развития существующих в трубах циркониевых изделий A3 технологических дефектов под действием имеющегося в них водорода и сохранившихся после изготовления остаточных напряжений в процессе длительного хранения труб до постановки в реактор; результаты определения вязкости разрушения изделий A3 и влияния на нее совместного действия наводороживания, длительности, условий и режима эксплуатации (испытаний); результаты определения характеристик вязкости разрушения тонкостенных изделий ТВС.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Иванова, Светлана Владимировна

ВЫВОДЫ И ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Разработаны методики испытаний, модели, нагружающие приспособления и образцы, с помощью которых исследованы диффузия и растворимость водорода в циркониевых сплавах, процесс замедленного гидридного растрескивания (ЗГР) и вязкость разрушения (BP) циркониевых изделий.

2. Определена скорость диффузии водорода в сплавах Э110 и Э635. Установлено, что химический и фазовый состав циркониевого сплава и его структурно-фазовое состояние оказывают существенное влияние на скорость диффузии в нем водорода.

Предложена физическая модель диффузии водорода под действием градиента напряжений. С помощью данной модели, зная распределение напряжений по длине или толщине стенки изделия, коэффициент диффузии и ПРТ водорода для сплава, из которого оно изготовлено, можно определить скорость диффузии в нем водорода под действием градиента напряжений для соответствующей температуры и время, в течение которого будет достигнуто критическое содержание водорода в изделии.

3. Определена температура предельной растворимости (ПРТ) водорода в сплавах Э110, Э125 и Э635 и влияние на нее состава и состояния сплава. Выявлено, что холодная деформация циркониевых сплавов увеличивает растворимость в них водорода. Состав циркониевого сплава оказывает влияние на температуру ПРТ водорода, причем это влияние различно в случае растворения и в случае выпадения гидридов.

Впервые экспериментально определено влияние напряжений на ПРТ водорода в циркониевых сплавах. Установлено, что напряжения оказывают существенное влияние на ПРТ водорода: напряжения растяжения ее снижают, сжатия - повышают; степень влияния напряжений тем больше, чем выше содержание в сплаве водорода.

4. Изучено ЗГР труб ТК и каналов СУЗ и влияние на этот процесс структурного состояния циркониевого сплава, из которого они изготовлены, уровня наводороживания, направления развития в них дефекта (осевое, радиальное), условий эксплуатации (температура, остаточные технологические и эксплуатационные напряжения), режима эксплуатации (изотермический, термоциклический, переменное термосиловое нагружение) и облучения.

Получены кинетические зависимости скорости роста трещин в результате ЗГР от коэффициента интенсивности напряжений при изотермическом и термоциклическом режимах испытаний и под действием облучения для труб ТК и каналов СУЗ в разных структурных состояниях (после ШТО, РО, ТМО-1 и ТМО-2) исходных и наводороженных.

Обнаружено, что развитие трещин в результате ЗГР возможно не только в наводороженных, но и в исходных (ненаводороженных) трубах за счет диффузии имеющегося в них после изготовления водорода в вершину трещины под действием образующегося в этой области градиента напряжений. Увеличение уровня наводороживания увеличивает скорость ЗГР. Однако наводороживание труб до небольших содержаний водорода <0,005 мас.% приводит к уменьшению скорости роста в них трещин по сравнению с исходным состоянием. Большое влияние на скорость ЗГР оказывает режим (изотермический, термоциклический, переменное термосиловое нагружение) и максимальная температура испытаний (эксплуатации).

Определено, что скорость роста трещин при переменном термосиловом нагружении, когда циклически меняется не только температура, но и нагрузка, в ~ 10 раз меньше, чем при термоциклическом с постоянным уровнем нагружения.

Установлено, что наиболее оптимальное структурное состояние с позиции сопротивления ЗГР у труб ТК после ШТО и ТМО-2, у труб каналов СУЗ после РО.

5. Исследовано влияние наводороживания на вязкость разрушения труб ТК и каналов СУЗ при 20°С и при температурах эксплуатации этих изделий в реакторе. Оценено влияние на вязкость разрушения изделий A3 совместного действия наводороживания, длительности, условий и режима эксплуатации (испытаний).

Показано, что наибольшее отрицательное влияние оказывает наводороживание на вязкость разрушения труб ТК и каналов СУЗ при 20°С, с повышением температуры влияние наводороживания уменьшается. Добавление в трубы небольших количеств водорода (< 0,005 мас.%) может оказывать положительное влияние на их вязкость разрушения, повышая ее, особенно при высоких температурах. В этом случае с позиции вязкости разрушения водород играет роль полезной легирующей добавки.

Происходит снижение вязкости разрушения труб с увеличением длительности воздействия высокой температуры и напряжений в сочетании с наводороживанием. Темп снижения вязкости разрушения различен в зависимости от структурного состояния труб и режима испытаний (эксплуатации).

6. Впервые проведены исследования ЗГР труб ТК и каналов СУЗ непосредственно в реакторе под нагрузкой. Обнаружено, что облучение в реакторных условиях существенно увеличивает скорость ЗГР. При исходном содержании водорода в трубах ТК скорость ЗГР под действием облучения возрастает в среднем в 10 раз для труб после ШТО и ТМО-2 и в 10 раз для труб после ТМО-1. При уровне наводороживания 0,01 мас.% облучение увеч личивает скорость ЗГР в -10 раз для труб ТК после ШТО и в - 10 раз -после ТМО-1 и ТМО-2. Для труб каналов СУЗ и после ШТО, и после РО в результате облучения скорость ЗГР возрастает в среднем в 10 раз при уровне наводороживания 0,005 мас.% и в 3,5 раза при исходном содержании водорода.

7. Экспериментально доказано, что если в трубах ТК и каналов СУЗ после изготовления сохраняются значительные по величине остаточные напряжения, то в процессе длительного хранения до постановки труб в реактор возможно развитие существующих в них технологических дефектов (трещин) в результате ЗГР, обусловленного диффузией водорода, поглощенного трубами в процессе изготовления, в области действия наибольших остаточных растягивающих напряжений. При уровне остаточных напряжений 100-200 МПа за год хранения в трубах каналов СУЗ трещина будет подрастать по длине трубы на ~ 0,015 мм, по толщине стенки на ~ 0,13 мм, а в трубах ТК трещина подрастет за год по длине трубы на ~0,032 мм.

8. Разработан метод расчета, с помощью которого оценено влияние остаточных напряжений на ЗГР труб ТК и каналов СУЗ в процессе эксплуатации. При отсутствии остаточных напряжений, если глубины дефектов в этих изделиях не превышают допускаемых величин, то даже при низких значениях KtH проблемы ЗГР для них практически не существует. А в случае

1 /О высоких значений KtH (KtH >12 МПа-м ) и допускаемых глубинах дефектов эта проблема также отсутствует даже при высоком уровне остаточных напряжений ((Jл ~ 300 МПа) в изделиях. Если действуют остаточные напря

1 /О жения, то для допускаемых глубин дефектов при значении К,н = 3 МПа-м механизм ЗГР начнет действовать уже при стА = 100 МПа - для труб ТК и 200 МПа - для труб каналов СУЗ, а для KtH = 6 МПа-м1/2 при оА = 200 МПа -для труб ТК и 300 МПа - для труб каналов СУЗ.

Определено влияние ЗГР и остаточных напряжений на размеры допускаемых дефектов в трубах ТК и каналов СУЗ. Наличие в трубах остаточных напряжений существенно снижает размеры допускаемых в них дефектов. ЗГР приводит к еще большему снижению размеров допускаемых дефектов, причем степень влияния ЗГР тем больше, чем выше уровень остаточных напряжений. Если KtH ~ 4-6 МПа-м1/2, то, для того чтобы избежать ЗГР в процессе ксплуатации, уровень остаточных напряжений в трубах ТК не должен превышать 100 МПа, в трубах каналов СУЗ - 200 МПа.

9. Исследована возможность развития дефектов в тонкостенных циркониевых изделиях ТВС (тв лах, НК, ЦТ и ДР) реакторов ВВЭР и РБМКпод действием водорода. Изучено влияние на тот процесс состава циркониевого сплава, уровня наводороживания, толщины стенки изделия и направления развития в нем дефекта (осевое, тангенциальное, радиальное). Установлено, что возможно развитие дефектов в тонкостенных изделиях ТВС под действием водорода в результате ЗГР. Скорость ЗГР тих изделий зависит от состава сплава, направления развития дефекта и мало зависит от содержания водорода в изученном интервале 0,01-0,05%.

10. Исследовано влияния наводороживания на вязкость разрушения тонкостенных циркониевых изделий ТВС в зависимости от состава циркониевого сплава, из которого они изготовлены, температуры и направления развития дефекта. Обнаружено, что действие водорода по-разному проявляется на различные характеристики вязкости разрушения труб из исследованных сплавов, что указывает на необходимость дифференцированного подхода к выбору циркониевых сплавов для разных изделий ТВС. Предпочтительность сплава для того или иного изделия с позиции вязкости разрушения должна определяться особенностями условий его ксплуатации и параметрами его напряженно-деформированного состояния.

Научная и практическая ценность работы

Разработаны методики исследований: 1. методика исследования диффузии водорода в материале труб реальных циркониевых изделий, позволившая определить скорость диффузии водорода в циркониевых сплавах, находящихся в том же структурно-фазовом состоянии, что и в реальных изделиях A3.

2. методика исследования растворимости водорода, которая дала возможность определить температуру предельной растворимости водорода в материале труб тонкостенных изделий ТВС и оценить влияние на нее растягивающих и сжимающих напряжений;

3. методики испытаний на ЗГР труб с развитием трещины в осевом и радиальном направлениях в изотермическом и термоциклическом режимах;

4. методика испытаний на ЗГР в режиме переменного термосилового нагружения;

5. методика испытаний на ЗГР в реакторе под нагрузкой;

6. методики испытаний тонкостенных труб на ЗГР и вязкость разрушения в осевом, тангенциальном и радиальном направлениях.

Получены новые данные о процессах, происходящих под действием водорода в российских циркониевых сплавах Э110, Э125 и Э635 и изготовленных из них изделиях. Результаты проведенных исследований и выявленные закономерности позволят более обосновано подходить к выбору циркониевых сплавов для изделий, работающих в сложных температурных и напряженно-деформационных условиях водородосодержащих сред, а также моделировать процессы, происходящие в них под действием поглощенного водорода.

Практическое использование результатов работы

Результаты, полученные в работе, использованы для:

1) оценки сопротивления разрушению труб ТК и каналов СУЗ реакторов РБМК;

2) оценки работоспособности ТК и каналов СУЗ, установленных в A3 реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500;

3) корректировки глубин допускаемых дефектов в трубах ТК и каналов СУЗ;

4) определения размеров допускаемых поверхностных дефектов в трубах циркониевых изделий A3;

5) определения допустимого уровня остаточных и эксплуатационных напряжений в циркониевых изделиях A3.

Дальнейшие пути применения результатов работы

Полученные в работе коэффициенты диффузии и температура предельной растворимости водорода для циркониевых сплавов, характеристики вязкости разрушения, зависимости скорости роста трещин (У) от коэффициента интенсивности напряжений и значения V и порогового коэффициента интенсивности напряжений KtH для циркониевых изделий в различных структурных состояниях при разных режимах испытаний для развития трещин в осевом, тангенциальном и радиальном направлениях могут быть использованы для прогнозирования поведения циркониевых изделий под действием водорода, а также оценки надежности изделий A3 в реакторе.

Автор благодарит: научного руководителя работы Рязанцева Е.П., сотрудников НИКИЭТ Ривкина Е.Ю. и Васнина A.M. за помощь в выборе направления исследований, внимание к работе и обсуждение ее результатов, Родина М.Е. за помощь в проведение механических испытаний и обсуждении их результатов, Золотарева В.Б. за наводороживание и фотографирование образцов; сотрудников СФ НИКИЭТ Синельникова Л.П., Козлова А.В. за помощь в проведении реакторных испытаний; сотрудников РНЦ «КИ» Рязанцеву А.В. и Семенову Л.В. за помощь и внимание к работе.

Автор признателен коллективу лаборатории создания циркониевых сплавов ВНИИНМ за обсуждение и критический анализ результатов работы; сотрудникам ВНИИНМ: Шикову А.К., Бочарову О.В. и Иолтухов-скому А.Г. за внимание к работе, обсуждение полученных результатов и направления дальнейших исследований; Цвелеву В.В., Сорокину А.В. и Бо-кову И.И. за помощь в подготовке образцов к испытаниям и проведение длительных высокотемпературных испытаний; Голикову И.В. и Панащу-ку А.С. за проведение механических испытаний; Проходцеву В.А. за наводороживание образцов; Королеву С.И. за электрохимические исследования образцов; Целищейу А.В. и сотрудникам МИФИ Осипову В.В. и Маце-горину И.В. за электронно-микроскопические исследования; сотрудникам МИФИ Калину Б.А., Шмакову А.А, Смирнову Е.А. и Перловичу Ю.А. за рассмотрение и обсуждение результатов работы и рекомендации по ее оформлению.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Иванова, Светлана Владимировна, 2004 год

1. Иванова С.В. Изучение процессов поглощения, диффузии и растворимости водорода в циркониевых изделиях ТВС реакторов типа ВВЭР и РБМК // Материаловедение. 2002. № 7. С. 42-49.

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

3. Коган Я.Д., Колачев Б.А., Левинский Ю.В., Назимов О.П., Фишгойт А.В. Константы взаимодействия металлов с газами: Справ, изд. М.: Металлургия, 1987. 368 с.

4. Галактионова Н.А. Водород в металлах. М.: Металлургия, 1967. 304 с.

5. Смитлз К. Дж. Металлы: Справ, изд. / Пер. с англ. М.: Металлургия, 1980. 447 с.

6. Колачев Б.А. Водородная хрупкость металлов. М.: Металлургия, 1985. 216 с.

7. Металлургия циркония / Под ред. Г.А. Меерсона, Ю.В. Гагаринского / Пер. с англ. М.: Издательство иностранной литературы, 1959. 420 с.

8. Водород в металлах / Под редакцией Г. Алефельда, И. Фелысля / В двух томах. Пер. с англ. М.: Мир, 1981.

9. Erickson W.H. Hydrogen solubility in zirconium alloys // Journal Electrochemical Technology. 1966. V. 4, № 5-6. P. 205-211.

10. Sawatzky A., Wilkins B.J.S. Hydrogen solubility in zirconium alloys determined by thermal diffusion // Journal of Nuclear Materials. 1967. V. 22. P. 304-310.

11. Khatamian D., Ling V.C. Hydrogen solubility limits in a- and P-zirconium // Journal of Alloys and Compounds. 1997. Vs. 253-254. P. 162-166.

12. Dutton R. Hydrogen embrittlement effects in hydride-forming metals // The metallurgical Society of CIM Annual Volume. Canadian Metallurgical Quarterly. 1978. V. 17. P. 16-25.

13. Coleman C.E., Ambler J.F.R. Measurement of effective solvus temperature of hydrogen in Zr-2.5 wt% Nb using acoustic emission // The Metallurgical Society of CIM Annual Volume. Canadian Metallurgical Quarterly. 1978. V. 17. P. 81-84.

14. Шрейдер A.B. Водород в металлах. M.: Знание. Новое в жизни, науке, технике. Серия «Химия». 1979. № 9. 64 с.

15. Гидриды металлов / Под ред. В. Мюллера, Д. Блэкледжа, Дж. Либовица / Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1973. 429 с.

16. Мороз Л.С., Чечулин Б.Б. Водородная хрупкость металлов. М.: Металлургия, 1967. 256 с.

17. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1994. 256 с.

18. Price E.G. Hydride orientation and tensile properties of Zr-2.5%Nb pressure tubing hydrided while internally pressurized // Canadian Metallurgical Quarterly. 1972. V. 11. P. 129-138.

19. Sawatzky A. Formation of hydride blisters in zirconium alloy pressure tubes // Canadian Metallurgical Quarterly. 1985. V. 24. P. 227-234.

20. Ells C.E. Hydride precipitates in zirconium alloys (a review) // Journal of Nuclear Materials. 1968. V. 28. P. 129-151.

21. Парфенов Б.Г., Герасимов B.B., Бенедиктова Г.И. Коррозия циркония и его сплавов. М.: Атомиздат, 1967. 260 с.

22. Parry G.W., Evans W. The effect of strain on directional precipitation of zirconium hydride in Zircaloy-2 // AESL-1707. 1962.

23. Ells C.E. Stress orientation of hydride in zirconium alloys // Journal of Nuclear Materials. 1970. V. 35. P. 306-315.

24. Puis M.P. Effect of stress on hydride orientation in zirconium alloys // Proceedings of the International Symposium on Solid-Defect Interaction, Kingston, Ontario, 1985. P. 426-433.

25. Parry G.W. Stress reorientation of hydrides in cold worked zirconium-2.5% niobium pressure tubes // AECL-2624. 1966.

26. Bell L.G., Duncan R.G. Hydride orientation in Zr-2.5%Nb; how it is affected by stress, temperature and heat treatment // AECL-5110. 1975.

27. Ривкин Е.Ю., Родченков B.C., Филатов B.M. Прочность сплавов циркония. М.: Атомиздат, 1974. 168 с.

28. Ривкин Е.Ю., Васнин A.M., Можаров В.Е., Родченков Б.С. Влияние облучения и наводороживания на характеристики сопротивления разрушению циркониевых сплавов // Вопросы атомной науки и техники. 1977. Вып. 2(16).

29. Weinstein D., Holts F.C. Susceptibility of zirconium and zirconium alloys to delayed failure hydrogen embrittlement // Transactions of ASM. 1964. V. 57. P.284-293.

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

31. Jackman A.H., Dunn J.T. Delayed hydrogen cracking of zirconium alloy pressure tubes // AECL-5691. 1976.

32. Coleman C.E. Susceptibility of cold-worked zirconium-2.5wt% niobium alloys to delayed hydrogen cracking // AECL-5260. 1977.

33. Маричев B.A. Современное представление о водородном охрупчивании при замедленном разрушении // Защита металлов. 1980. Т. XVI, № 5.

34. Панасюк В.В., Андрейкив А.Е., Харин B.C. Теоретический анализ роста трещин в металлах при воздействии водорода // Физико-химическая механика материалов. 1981. Т. 17, № 4. С. 61-75.

35. Puis M.P. On the consequences of hydrogen supersaturation effects in Zr alloys to hydrogen ingress and delayed hydride cracking // Journal of Nuclear Materials. 1989. V. 165. P. 128-141.

36. Puis M.P. Effects of crack tip stress and hydride-matrix interaction stresses on delayed hydride cracking // Metallurgical Transactions. 1990. V. 21A. P. 2905-2917.

37. Simpson L.A., Clarke C.F. Application of the potential-drop method to measurements of hydrogen-induced sub-critical crack growth in zirconium-2.5 wt% niobium // AECL-5815. 1977.

38. Coleman C.E, Ambler J.F.R. Delayed hydride cracking in Zr-2.5 wt% Nb alloy // Review of Coating and Corrosion. 1979. V. 3. P. 105.

39. Coleman C.E, Cox B. Cracking zirconium alloys in hydrogen // Zirconium in the Nuclear Industry: Sixth International Symposium. ASTM STP 824 / Edited by D.G. Franklin, R.B. Adamson / American Society for Testing and Materials. 1984. P.675-690.

40. Dutton R., Puis M.P. Effect of Hydrogen on Behavior of Materials / Edited by A.W. Thompson, I.M. Bernstein / New York. Metal Society. AIME. P. 345-360.

41. Shi S.-Q., Puis M.P. Dependence of the threshold stress intensity factor on hydrogen concentration during hydride cracking in zirconium alloys // Journal of Nuclear Materials. 1994. V. 218. P. 30-36.

42. Simpson L.A., Cann C.D. Fracture toughness of zirconium hydride and its influence on the crack resistance of zirconium alloys // Journal of Nuclear Materials. 1979. V. 87. P. 303-316.

43. Amouzouvi K.F., Clegg L.J. Effect of heat treatment on delayed hydride cracking in Zr-2.5 wt pet Nb // Metallurgical Transactions. 1987. V. 18A. P. 1687-1694.

44. Puis M.P., Simpson L.A., Dutton R. Hydride-induced crack growth in zirconium alloys // Fract. Probl. And Solut. Energy Ind. Proc. Fifth Canadian Fracture Conference, Winnipeg, September 3-4, 1981. Oxford e.d. 1982. P. 13-25.

45. Warr B.D., Ramasubramanian N., Elmoselhi M.B., Grening F.R., Lin Y.-P., Lichtenberger P.C. Hydrogen ingress in pressure tubes // Ontario Hydro Research Review. August 1993. № 8. P. 17-29.

46. Fleck R.G., Perovic V., Ho E.T.C. Development of modified pressure tubes // Ontario Hydro Research Review. August 1993. № 8. P. 1-14.

47. Платонов П.А., Рязанцев Е.П. Обзор программ исследования технологических каналов СУЗ реакторов РБМК // Вопросы атомной науки и техники. 1990. Вып. 2(36). С.3-5.

48. Платонов П.А., Рязанцева А.В., Викторов В.Ф., Семенова JI.B., Синельников Л.П. О конструкционной целостности технологических каналов реакторов РБМК-1000 // Вопросы атомной науки и техники. 1990. Вып. 2(36). С. 6-13.

49. Кобылянский Г.П., Новоселов A.E. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе: Справочные материалы по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦРФ НИИАР, 1996. 178 с.

50. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 1. 320 с.

51. Lundholm L, Efsing Р, Lysell G, Schrire D. Secondary fuel failure crack propagation mechanisms // Proceedings of the Enlarged Halden group meeting at Storefjell. Norway. HRP-343. 1993. V. II.

52. Armijo J. Performance of BWR fuel // Proceedings of the 1994 International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, West Palm Beach, Florida, USA. American Nuclear Society. 1995.

53. Lysell G., Grigoriev V., Efsing P. Axial splits in failed BWR fuel rods // An International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000. P. 216-230.

54. Edsinger K. A review of fuel degradation in ВWRs // An International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Park City, Utah, USA, April 10-13,2000. P. 162-179.

55. Агеев B.H., Бекман И.Н., Бурмистрова О.П. и др. Взаимодействие водорода с металлами. М: Наука, 1987. 296 с.

56. Гельд П.В., Рябов Р.А. Водород в металлах и сплавах. М.: Металлургия, 1974. 272 с.

57. Гельд П.В., Рябов Р.А., Мохрачева Л.П. Водород и физические свойства металлов и сплавов: Гидриды переходных металлов. М.: Наука, Главная редакция физико-математической литературы, 1985. 232 с.

58. Патент № 2171977 RU с приоритетом от 02.08.1999 г., С2. Способ испытания на фреттинг-коррозию и устройство для его осуществления / Белугин И.И., Иванова С.В. // Бюллетень № 22 от 10.08.2001 г.

59. Иванова С.В. Факторы, влияющие на диффузию водорода в циркониевых сплавах // Труды XVI Международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (XVI-ICPRP), Алушта, Украина, 6-11 сентября 2004. С. 162-163.

60. Kesterson R.L., King S.J., Comstock R.J. Impact of hydrogen on dimensional stability of fuel assemblies // An International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, Park City, Utah, USA, April 10-13, 2000. P. 795-803.

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

62. Crank J. The mathematics of diffusion. Oxford: Clarendon press, 1975. 414 p.

63. Иванова С.В., Никулина А.В. Циркониевые сплавы для компонентов ТВС реакторов типа ВВЭР и РБМК // Физика и химия обработки материалов. 2001. № 6. С. 15-25.

64. Sawatzky A. The diffusion and solubility of hydrogen in alpha-phase Zir-caloy-2 // Journal of Nuclear Materials. 1960. V. 2, № 1. P. 62-68.

65. Sawatzky A. Hydrogen in Zircaloy-2: its distribution and heat of transport // Journal of Nuclear Materials. 1960. V. 2, № 4. P. 321-328.

66. 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°// Journal of Nuclear Materials. 1962. V. 2. P. 213-228.

67. Wilkins B.J.S., Sawatzky A. Thermal diffusion of hydrogen in finned Zircaloy-2 pressure tube // AECL-2634. 1966.

68. Kearns J.J. Terminal solubility and partitioning of hydrogen in alpha phase of zirconium, Zircaloy-2 and Zircaloy-4 // Journal of Nuclear Materials. 1967. V. 22. P. 292-303.

69. Kearns J.J. Diffusion coefficient of hydrogen in alpha zirconium, Zircaloy-2 and Zircaloy-4 // Journal of Nuclear Materials. 1972. V. 43. P. 330-338.

70. Sawatzky A., Ledoux G.A., Tough R.L., Cann C.D. Hydrogen diffusion in zirconium-niobium alloys // Metal-Hydrogen Systems. Proceedings of the Miami International Symposium, 1981. Oxford: Pergamon Press, 1982. P. 109-120.

71. Skinner B.C., Dutton R. Hydrogen diffusivity in zirconium alloys and its role in delayed hydride cracking // Hydrogen Effects on Material Behaviour / Edited by N.R. Moody, A.W. Thompson / The Minerals, Metals and Materials Society. 1990.

72. Дуглас Д. Металловедение циркония / Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1995. 360 с.

73. Примаков Н.Г., Руденко В.А., Казарников В.В., Попов В.В. Изучение термодиффузии водорода в сплаве Zr-l%Nb // Препринт ФЭИ № 2726. Обнинск, 1998. 30 с.

74. Гегузин Я.Е. Диффузионная зона. М.: Наука, Главная редакция физико-математической литературы, 1979. 344 с.

75. Puis M.P. On the consequences of hydrogen supersaturation effects in Zr alloys to hydrogen ingress and delayed hydride cracking // Journal of Nuclear Materials. 1989. V. 165. P. 128-141.

76. Simpson L.A., Puis M.P. The effects of stress, temperature and hydrogen content on hydride-induced crack growth in Zr-2.5 Pet Nb // Metallurgical Transactions. 1979. V. 10A. P. 1093-1105.

77. Simpson L.A. The critical propagation event for hydrogen-induced slow crack growth in Zr-2.5%Nb // Mechanical Behaviour of Materials, Cambridge, England. 1979. ICM 3, v. 2. P. 445-455.

78. Puis M.P. The effect of misfit and external stresses on terminal solid solubility in hydride-forming metals // Acta Metallurgica. 1981. V. 29, № 12. P. 1961-1968.

79. Puis M.P. Elastic and plastic accommodation effect on metal-hydride solubility // Acta Metallurgica. 1984. V. 32. P. 1259.

80. Erickson W.H., Hardie D. The influence of alloying elements on the terminal solubility of hydrogen in a-zirconium // Journal of Nuclear Materials. 1964. V. 13, № 2. P. 254-262.

81. Khatamian D., Pan Z.L., Puis M.P., Cann C.D. Hydrogen solubility limits in Excel, an experimental zirconium-based alloy // Journal of Alloys and Compounds. 1995. V. 231. P. 488-493.

82. Pan Z.L., Ritchie I.G., Puis M.P. The terminal solid solubility of hydrogen and deuterium in Zr-2.5Nb alloys // Journal of Nuclear Materials. 1996. V. 228. P. 227-237.

83. Pan Z.L., Puis M.P. The effect of cold-work on terminal solid solubility of hydrogen in Zr-2.5Nb alloy // Abstracts of Twelfth International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, Totonto, Canada, June 15-18, 1998. P. 75-76.

84. Иванова C.B. Воздействие водорода на циркониевые сплавы, использующиеся для изделий активных зон реакторов типа ВВЭР и РБМК // Металловедение и термическая обработка металлов. 2002. № 10. С. 12-15.

85. Феодосьев В.И. Сопротивление материалов. М.: Наука, 1967. 552 с.

86. Борздыка A.M., Гецов Л.Б. Релаксация напряжений в металлах и сплавах. М.: Металлургия, 1972. 304 с.

87. Гарофало Ф. Законы ползучести и длительной прочности металлов / Пер. с англ. М.: Металлургия, 1968. 304 с.

88. ГОСТ 25.506-85. Расчеты и испытания на прочность. Методы механических испытаний металлов. Определение характеристик трещиностойко-сти (вязкости разрушения) при статическом нагружении. М.: Издательство стандартов, 1985. 62 с.

89. Standard test method for plane-strain fracture toughness of metallic materials. Annual Book of ASTM Standards. Vol. 03.01. Designation E 399-90.

90. ИЗ. Ривкин Е.Ю., Абрамов В.Я., Васнин A.M., Иванова С.В., Киселев В.А., Сиваков С.П. Замедленное водородное разрушение циркониевых сплавов // Физико-химическая механика материалов. 1987. № 1. С. 49-52.

91. Иванова С.В., Васнин A.M. Замедленное гидридное растрескивание циркониевых труб канальных реакторов // Материалы Всероссийской научно-технической конференции «Прочность и живучесть конструкций», Вологда, 1993. С. 112-113.

92. Иванова С.В. Факторы, влияющие на замедленное гидридное растрескивание канальных труб из сплава Zr-2,5%Nb // Материалы Второго Российского научно-технического семинара «Водород в металлических материалах», Москва, 13-14 декабря 1994. Р. 53-54.

93. Ivanova S.V., Rivkin E.Yu. Factors affecting delayed hydride cracking of Zr-2.5Nb pressure tubes // Abstracts of the Eleventh International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, Garmisch-Partenkirchen, Germany, September 11-14, 1995. P. 44.

94. Иванова С.В. Развитие дефектов под действием водорода в циркониевых изделиях реакторов на тепловых нейтронах // Труды Четвертой Международной конференции «Водородная обработка материалов» (ВОМ-2004), Донецк, Украина, 17-21 мая 2004. С. 540-546.

95. Иванова С.В., Шиков А.К., Бочаров О.В. Наводороживание циркониевых изделий в процессе изготовления и эксплуатации фактор, ограничивающий ресурс их работы в реакторах ВВЭР и РБМК // Металловедение и термическая обработка металлов. 2003. № 8. С. 40-47.

96. Moan G.D., Coleman C.E. et al. Leak-before-break in the pressure tubes of CANDU reactors // Journal of Pressure Vessels and Piping. 1990. V. 43. P. 21.

97. Овчинников A.B. Приближенная формула определения коэффициентов интенсивности напряжений К\ для тел с поверхностными трещинами // Проблемы прочности. 1986. № 11. С. 41-44.

98. Иванова С.В. Влияние остаточных напряжений на замедленное гидрид-ное растрескивание циркониевых труб // Атомная энергия. 1994. Т. 76, вып. 2. С. 155-158.

99. ТУ 95.535-78 для АЭС. Трубы бесшовные холоднокатаные из циркониевых сплавов (для технологических каналов и каналов СУЗ типа РБМК и др.).

100. Браун У., Сроули Дж. Испытания высокопрочных металлических материалов на вязкость разрушения при плоской деформации / Пер. с англ. М.: Мир, 1972. 248 с.

101. Броек В. Основы механики разрушения / Пер. с англ. М.: Высшая школа, 1980. 368 с.

102. Механика разрушения и прочность материалов. Справочное пособие в 4 томах / Под общей ред. В.В. Панасюка. Киев: Наукова думка, 1988.

103. Ivanova S.V. Effect of hydrogen on serviceability of zirconium items in WER and RBMK-type reactors fuel assemblies // International Journal of Hydrogen Energy. 2002. V. 27. P. 819-824.

104. Иванова C.B., Никулина A.B. Циркониевые сплавы для направляющих каналов и дистанционирующих решеток ТВС реакторов типа ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. 2001. Вып. 1(58). С. 65-78.