Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Металловедческие аспекты совершенствования технологии изготовления и качества циркониевых изделий ТВС реакторов ВВЭР

Диссертация: Металловедческие аспекты совершенствования технологии изготовления и качества циркониевых изделий ТВС реакторов ВВЭР
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Литературные данные показывают, что начальные стадии коррозии циркониевых сплавов, с которыми приходится иметь дело на этапе заводского изготовления твэлов и ТВС, изучены явно недостаточно. Причины, по которым сложилось такое положение, связаны с тем, что толщина окисных слоев на поверхности на этой стадии остается малой, не превышая 1−1,5 нм. Это затрудняет использование многих физических… Читать ещё >

Содержание

  • Глава 1. Цирконий и его сплавы как материалы рабочей зоны ядерных реакторов
    • 1. 1. Основные требования к материалу оболочечных труб и других деталей рабочей зоны ядерных ректоров
    • 2. Принципы создания сплавов на основе циркония
    • 3. О фазовых превращениях в циркониевых сплавах
    • 4. Структура и механические свойства закаленных сплавов
    • 5. Изменение микроструктуры сплавов Zr при отжиге
    • 6. Структура и состав интерметаллидных фаз в сплавах циркония
    • 7. Окисление циркония
    • 8. Сопротивление разрушению циркониевых сплавов. .9. Пластичность циркониевых сплавов и локализация деформации в
    • 10. Роль состояния поверхности
    • 11. Выводы из обзора и постановка задачи исследований
  • Глава 2. Методики исследования циркониевых сплавов, использованные в диссертационной работе
    • 2. 1. Исследование морфологии поверхности циркониевых оболочек
    • 2. 2. Исследование микроструктуры поверхностных слоев циркониевых оболочек
    • 2. 3. Методики исследования сварных соединений
    • 2. 4. Исследования уровня внутренних напряжений в зоне сварных соединений циркониевых дистанционирующих решеток (ЦДР)
  • Глава 3. Исследование влияния состояния поверхности на формирование и структуру окисной пленки циркониевых оболочек в процессе коррозионных испытаний
    • 3. 1. Материалы исследования
    • 3. 2. Исследование структуры окисных пленок на поверхности циркониевых твэльных оболочек
      • 3. 2. 1. Структура поверхностного слоя циркониевых оболочек в состоянии поставки
      • 3. 2. 2. Структура поверхностного слоя циркониевых оболочек после анодирования
      • 3. 2. 3. Структура поверхностного слоя циркониевых оболочек после анодирования с травлением
      • 3. 2. 4. Влияние состояния поверхности на высокотемпературное окисление в паре циркониевых оболочек
    • 3. 3. Структура окисной пленки циркониевых оболочек из сплавов Э110 и Э635 после коррозионных испытаний в среде LiOH

Металловедческие аспекты совершенствования технологии изготовления и качества циркониевых изделий ТВС реакторов ВВЭР (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Общая характеристика работы.

Актуальность темы

исследования. Диссертационная работа является частью исследований, выполненных в Институте физики прочности и материаловедения СО РАН и в ОАО «Новосибирский завод химических концентратов» в рамках Федеральных целевых программ «Топливо и энергия. Программа развития атомной энергетики РФ на 1998;2005 гг. и на период до 2010 года», утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации № 815 от 21.07.98 и «Энергоэффективная экономика» на 2002;2005 годы и на период до 2010 года (подпрограмма «Безопасность и развитие атомной энергетики»), утвержденной постановлением Правительства РФ № 796 от 17.11.01, в части повышения качества и усовершенствования технологии изготовления топливных элементов из циркониевых сплавов.

Задачи развития атомной энергетики Российской Федерации, определенные Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, предусматривают минимизацию затрат при выработке электроэнергии на АЭС за счет высокой степени надежности работы оборудования, эксплуатационной гибкости, эффективного увеличения длительности топливного цикла и применения новых видов топлива.

Обеспечение безопасной работы действующих энергоблоков с водо-водяными реакторами под давлением (ВВЭР) и с канальными кипящими реакторами (РБМК) с увеличенным топливным циклом, в том числе с применением новых видов топлива, потребовало кардинально улучшить ресурсные характеристики тепловыделяющих сборок (ТВС) активных зон атомных реакторов. Это вызвало необходимость повышения коррозионной стойкости, размерной стабильности, подавления радиационного роста и замедления высокотемпературной ползучести конструкционных элементов ТВС, в первую очередь оболочек топливных элементов (твэлов) из сплавов циркония.

В России изготовление комплектующих, производство и поставки ядерного топлива для собственных и зарубежных АЭС, исследовательских и транспортных реакторов сосредоточено на предприятиях ОАО «ТВЭЛ», которое поставляет топливо на 30 отечественных и 46 зарубежных реакторов и занимает, как показано на схеме, третье место среди крупнейших мировых производителей ядерного топлива.

Однако по многим важным.

Структура мирового рынка ядерного топлива (количество обслуживаемых реакторов, %) характеристикам ТВС российско.

GNF (США — г 1 г.

ТВЭЛ (Россия) Япония).

17% ^^ го производства и циркониевые.

Ве, икВобрита"иЯ-Ч^/ 10% Оболочки твэлов в их составе не.

США) ашжвшдав®-*^.

26% АТермаРниТ^ вполне удовлетворяют современ.

30% ным требованиям. Это относится к ТВС как действующих, так и проектируемых реакторов.

Именно по этой причине всемерное повышение качества продукции, изготавливаемой из сплавов на основе циркония, на стадии ее производства стало одним из генеральных направлений в создании материалов для современных ядерных реакторов. Это относится в первую очередь к таким ответственным изделиям как тепловыделяющие элементы (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС). В ходе многостадийного процесса их изготовление оболочечные трубы подвергаются сложным тепловым и механическим и, самое главное, химическим воздействиям. Задачей, стоящей перед исполнителем этого процесса (ОАО «Новосибирский завод химических концентратов»), является создание и поддержание технологии, которая исключила бы появление во время сборки твэлов и ТВС каких-либо дефектов, способных вызвать понижение прочности сплавов и надежности изделий из них.

Литературные данные показывают, что начальные стадии коррозии циркониевых сплавов, с которыми приходится иметь дело на этапе заводского изготовления твэлов и ТВС, изучены явно недостаточно. Причины, по которым сложилось такое положение, связаны с тем, что толщина окисных слоев на поверхности на этой стадии остается малой, не превышая 1−1,5 нм. Это затрудняет использование многих физических методов исследования, в частности, электронной микроскопии и рентгеноструктурного анализа. Положение осложняется тем, что оксид циркония Z1O2 может существовать в моноклинной и тетрагональной модификациях, а между поверхностной оксидной пленкой и металлической матрицей существует переходной слой с переменным по толщине химическим и фазовым составом.

Твэлы и особенно ТВС являются конструктивно сложными изделиями и изготавливаются с применением операции сварки. Воздействие высоких температур в ходе этого процесса существенным образом меняет структуру металла в зоне шва и околошовной зоне термического влияния. Это может негативно влиять на коррозионную стойкость изделий.

Целью диссертационной работы является поиск путей дальнейшего совершенствования качества циркониевых изделий ТВС ВВЭР и совершенствование эффективности их производства с использованием новых физических методов исследования их структуры.

Указанная цель достигается решением следующих частных задач:

1. Исследовать влияние предварительной поверхностной обработки на формирование структуры и морфологии поверхностных слоев, образующихся на поверхности циркониевых оболочек из сплава Э110 в процессе обработки и коррозионных испытаний и подготовкой рекомендации по процессу.

2. Исследовать структуру металла и распределение легирующих элементов в сварных соединениях циркониевых дистанционирующих решеток, определить уровень остаточных напряжений в них и разработать предложения по усовершенствованию процесса их изготовления.

3. На основе полученных данных обосновать возможность совершенствования технологического процесса за счет исключения операций травления и анодирования твэлов, предусмотренных технологическим процессом, что обеспечит снижение себестоимости производства твэлов при сохранении их высокой надежности.

Научная новизна диссертационной работы: 1. Впервые применен комплексный подход к оценке структуры, фазового состава, морфологии поверхности и свойств циркониевых изделий, основанный на взаимодополняющем использовании методик просвечивающей электронной микроскопии, атомной силовой микроскопии, микрорентгеноспек-трального и рентгеноструктурного анализа, механических, коррозионных и эксплуатационных испытаний.

2. Впервые получены данные о поверхностном рельефе, структуре, фазовом составе и кинетике роста оксидных слоев на поверхностях оболочечных труб из бинарного сплава Э110, формирующихся при производстве твэлов.

3. Впервые получены экспериментальные данные о структуре, фазовом составе и свойствах сварных соединений дистанционирующих решеток из сплавов циркония, получаемых методом контактно-точечной сварки. Изучены особенности структуры, фазового состава и оценен уровень остаточных напряжений в области сварного соединения и зоне термического влияния.

Практическая ценность полученных результатов:

1. На основе проведенных исследований обоснована возможность отмены финишных операций травления и анодирования твэлов с циркониевой оболочкой без снижения их эксплуатационных характеристик, что позволяет снизить себестоимость производства твэлов и улучшить экологическую обстановку производства.

2. По результатам исследования структуры и уровня остаточных напряжений в сварных соединениях доказана возможность изготовления каркаса ТВС без дополнительных отжигов.

3. Экономический эффект от внедрения рекомендованных процессов в серийное производство ТВС на ОАО «Новосибирский завод химических концентратов» за 2000;2005 гг. составил 4 млн. 698 тыс. рублей.

Надежность и достоверность результатов, полученных в диссертационной работе, обеспечиваются:

1. Применением современных высокоразрешающих методов физического эксперимента (оптическая микроскопия, электронная микроскопия тонких фольг, электронная дифракция, рентгеноструктурный и микрорентгеноспектральный анализ, микропрофилометрия с помощью атомного силового микроскопа), дополняющих друг друга.

2. Большим объемом экспериментальных исследований и реакторных испытаний, обеспечивающим использование статистической обработки.

3. Сравнением полученных автором результатов с наиболее надежными данными других исследователей, имеющимися в литературе.

4. Данными независимых реакторных испытаний ТВС, в которых использованы изделия из циркониевых сплавов, произведенные по усовершенствованной технологии.

Положения, выносимые на защиту:

1. Совокупность данных о структуре и свойствах оксидных слоев, формирующихся на поверхности циркониевых оболочек при технологической обработке твэлов, позволяющих прогнозировать коррозионное поведение твэ-лов в процессе их эксплуатации в ядерном реакторе.

2. Данные о структуре, фазовом составе и уровне остаточных напряжений в области сварных соединений и зонах термического влияния дистанциони-рующих решеток и каркасов ТВС ядерных реакторов, позволяющие оптимизировать технологический процесс изготовления ДР за счет отказа от дополнительных отжигов в процессе их производства.

3. Данные по коррозионным исследованиям, реакторным и опытно-промышленным испытаниям и комплекс мероприятий по совершенствованию технологии и снижению затрат на производство твэлов и ТВС на ОАО «НЗХК».

Личный вклад автора состоит в формулировании основного направления и основных задач исследований, обосновании выбора необходимых методик, личном участии в металловедческом анализе изделий, проведении реакторных испытаний, а также в обсуждении основных результатов и выработке производственных рекомендаций по совершенствованию технологического процесса производства твэлов и ТВС на ОАО «НЗХК». Содержание диссертационной работы.

Диссертационная работа состоит из Введения, пяти глав и Заключения и выводов. Работа изложена на 235 страницах текста, включая 96 рисунков, 11 таблиц и список цитированной литературы из 162 наименований. К работе приложен справка о полученном экономическом эффекте.

Основные выводы:

1. В ходе выполнения комплекса исследований структуры и фазового состава оксидных пленок, формирующихся на поверхности циркониевых изделий при различных видах обработки, и их взаимосвязи с коррозионным поведением изделий в водяном теплоносителе реактора ВВЭР показано, что:

— на поверхности оболочечных труб в состоянии поставки с завода-изготовителя (травление, шлифование) при коррозионных испытаниях в высокотемпературной воде формируется плотный и однородный оксидный слой, структура которого состоит из зерен оксидов циркония различной модификации размером не более 20 нм;

— в результате последующих обработок поверхности труб (анодирование и травление) при изготовлении твэлов на заводе-изготовителе формируется гетерогенный и неравномерный по толщине оксидный слой, в котором при коррозионных испытаниях в высокотемпературной воде происходит фрагментация с образованием областей, ограниченных аморфными прослойками на местах бывших границ зерен a-Zr;

— полученные результаты обосновали возможность и целесообразность отказа от операций финишного травления и анодирования твэлов с циркониевой оболочкой на заводе-изготовителе.

2. Исследованы структура и свойства соединений, выполненных точечной контактно-стыковой сваркой равнои разнотолщинных изделий каркаса ТВС и ЦДР из сплавов Э110 и Э635, в зависимости от условий охлаждения с температуры отжига. При этом установлено, что:

— в равнотолщинном сварном соединении «ячейка-ячейка» выделяются литое ядро, зона перегрева и переходная зона. Последующий отжиг формирует однородную структуру из рекристаллизованпых зерен a-Zr разного размера;

— структура, состав и свойства металла в объеме разнотолгцинного сварного соединения «ячейка-канал» при используемых реэюимах сварки неоднородны, что обусловлено разной толщиной свариваемых деталей и различием в составе сплавов ячейки и канала. Литая структура возникает только в зоне перегрева, а в центральной зоне сварного соединения происходит диффузионное перераспределение компонентов сплавов. Неоднородность может быть уменьшена последующим отжигом;

— максимальный уровень остаточных внутренних макронапряэ/сений вблизи сварных соединений ЦДР в неотожженном состоянии достигает 40+80 МПа и не превышает предела текучести свариваемых материалов и поэтому допустимо для ЦДР.

3. Установлено существенное влияние условий охлаждения с температуры отжига после сварки на коррозионное поведение сварных соединений. Отжиг сварных изделий из сплава Э110 при 580 °C 3 часа (режим, действующий на производстве) обеспечивает сварному соединению однородную рекристаллизованную структуру a-Zr. Охлаждение после отжига ЦДР на воздухе (с температуры 500°С) приводит к формированию гетерогенной структуры поверхностного слоя, для которого характерно наличие на границах a-зерен сравнительно толстых и хрупких прослоек кислородосодержащей фазы и неоднородности механических и коррозионных свойств. Охлаждение ЦДР в вакууме с температуры отжига способствует достижению однородности механических свойств соединений и образованию при коррозии однородных оксидных пленок на поверхности сварных изделий.

4. Проведенные исследования позволили обосновать возможность отмены операций анодирования с финишным травлением оболочек твэлов на ОАО «НЗХК» и исключить дополнительные отжиги при изготовлении сложного в технологическом отношении каркаса ТВС-2 нового поколения для реакторов ВВЭР-1000. Эти технические решения обоснованы:

— испытаниями в реакторе «Мир» 18-ти элементной сборки с укороченными твэлами из сплавов Э110 и Э635;

— послереакторными исследованиями ТВС в НИИАР в реакторе MP РНЦ «Курчатовский Институт», показавшими принципиальную возможность их эксплуатации;

— опытно-промышленными испытаниями ТВС в количестве 15 штук на Балаковской АЭС;

— результатами опытно-промышленной эксплуатации ТВС в количестве 54 штук с твэлами в активной зоне Калининской АЭС.

5. Исследование структуры поверхностных слоев, возникающих на поверхности циркониевых изделий в процессе их производства и последующего взаимодействия с водяным теплоносителем, позволили модернизировать технологические процессы изготовления твэлов и ТВС реактора ВВЭР-1000 с целью повышения их эффективности и экологической безопасности при сохранении высокого качества и эксплуатационной надежности изделий.

Заключение

и выводы по работе.

В диссертационной работе обобщены результаты комплексных исследований структуры и свойств изделий, изготовленных из используемых в ядерной энергетике России сплавов Э110 и Э635 на основе циркония, являющихся основными материалами для активной зоны реакторов типа ВВЭР и РБМК. Многостадийный технологический процесс изготовления твэлов и ТВС для ядерных реакторов не долясен сопровождаться какими-либо последствиями, способными привести к повреждению поверхности поступающих от завода-изготовителя высококачественных оболочечных труб из циркониевых сплавов. Кроме того, при производстве таких сложных изделий как твэлы и ТВС важны их себестоимость и конкурентоспособность на внутреннем и зарубежном рынках [161]. Определенные перспективы в достижении этих целей могут быть связаны с возможностью отмены некоторых технологических операций, представляющихся необязательными с точки зрения обеспечения эксплуатационных свойств. Понятно, что такая отмена должна быть обоснована глубоким изучением физико-химических и механических параметров материала, меняющихся в ходе соответствующих операций (см., например, [162]).

Именно такой подход, базирующийся на комплексном исследовании состава, структуры и свойств оксидных слоев на поверхности оболочечных циркониевых труб и сварных соединений деталей из сплавов циркония Э110 и Э635 и объединяющие их результаты исследований тонкой структуры материалов с исследованиями эксплуатационной стойкости твэлов и ТВС при работе в промышленных ядерных реакторах, был использован в настоящей работе. Проведенные исследования позволили сформулировать следующие выводы.

Показать весь текст

Список литературы

  1. А.С., Никулина А. В., Решетников Н. Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1994. 253 с.
  2. Д.М., Бычков Ю. Ф., Дашковский А. И. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979. — 343 с.
  3. Д. Металловедение циркония. М.: Атомиздат, 1975.- 360 с.
  4. П.В., Никулина А. В., Агеенкова JI.E., Кожевникова Н. В. Структура и свойства сплавов циркония с ниобием // Труды ВНИИНМ. -М.: 1977.-44 с.
  5. О.С., Адамова А. С., Тарараева Е. М., Трегубов И. А. Структура сплавов циркония. М.: Наука, 1973. — 199 с.
  6. А.В., Маркелов В. А., Гусев А. Ю. Сплав Zr-l%Sn-l%Nb-0.5% Fe для труб технологических каналов реакторов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. 1990. — № 1. — С. 58−66.
  7. Муравьева J1.C. Строение и свойства промышленно-важных сплавов циркония с ниобием, легированных оловом и кислородом // Автореферат дисс. к.т.н. М.: ИМЕТ. — 1975. — 28 с.
  8. Агеенкова J1.E., Завьялов А. Р., Никулина А. В., Фивейский М. В. Ползучесть сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l%Nb-l%Sn-0,4%Fe и ее зависимость от термообработки //Труды ВНИИНМ. М.: 1977. — 22 с.
  9. Williams C.D., Gilbert R.W. Tempered structures of a Zr-2,5%Nb alloy //J. Nucl. Mater.- 1986.-V. 18.-N2.-P. 161−166.
  10. C.B., Буйнов H.H. Электронно-микроскопическое исследование структуры сплава Zr-4%Nb // ФММ. 1967. — Т. 24. — № 1. — С. 179−181.
  11. В.И., Байнова Г. Д. Структура и фазовый состав сплава Zr-2,5%Nb, ускоренно охлажденного из Р-области // ФММ. 1985. — Т. 60.-№ 4.-С. 827−829.
  12. Т.К., Жирнова В. В., Иванов О. С. Метастабильные фазы в системе Zr-Nb // Структурный механизм фазовых превращений металлов и сплавов. М.: Наука. — 1976. — С. 65−68.
  13. Е.М., В Муравьева А.С., Иванов О. С. Электронномикроскопическое исследование структурного механизма мартенсит-ного превращения в сплавах Zr-Nb // Структурный механизм фазовых превращений металлов сплавов. М.: Наука. -1976. — С. 73−76.
  14. В.В., Кириченко В. Г., Колеров Э. П. и др. Структурно-фазовые превращения в сложнолегированных сплавах циркония // Известия АН СССР. Металлы. 1989. — № 6. — С. 95−100.
  15. Stewart D., Hatt В., Roberts J. High-speed thermal analysis of Zr-Nb alloys //J. Appl. Phys. 1965. — V. 16. — P. 1081−1088.
  16. Texier C., Van Effenterre P., Cizeron G. Etude des divers types de stransformation structurales haracterisant Г alliage Zr-Nb a 17% poinds de niobium//J. Nucl. Mater. -1971. V. 40. -N 3. — P. 271−283.
  17. Chaturvedl M., Tangri K. Q-transformation in zirconium alloys // Trans. AIME. 1969. — V. 245. — N 2. — P. 259−266.
  18. Ю.Л., Кульницкий Б. А., Коняев Ю. С., Ройтбурд A.JI. Обратимое мартенситное со—"а превращение в Ti и Zr // ДАН СССР. -1985.-Т. 285.-№ 3.-С. 619−621.
  19. Rabinkin A., Talianker М., Botstein О. Crystallography and a model of the a—phase transformation in zirconium // Acta Met. -1981. V. 29. — P. 691−698.
  20. A.B., Талуц Н. И. Механизм а—"со превращения в цирконии, титане и сплавах на их основе //ФММ.-1989.-№ 1.-С. 108−115.
  21. ., Керзе Ф. Металлургия циркония. М.: ИИЛ, 1959. -243 с.
  22. Разбуженный атом. 50 лет НЗХК. Новосибирск: Вояж, 1998. -390 с.
  23. Р.П. Структура двойных сплавов. М.: Металлургия, 1970. — 356 с.
  24. М., Андерко К. Структура двойных сплавов. М.: Метал-лургиздат, 1962. — 268 с.
  25. Malahova Т.О., Alexeeva Z.M. The Zr-Fe phase diagram in the range 20−40 at. % Fe and the crystalline structure of the intermetallic compound Zr3Fe//J. Less-Common Metals. -1981. -V. 81.-P. 293.
  26. Алексеева 3.M., Короткова H.B. Диаграмма состояния Zr-Fe // Известия АН СССР. Металлы. 1989.- № 4. — С. 202−208.
  27. Ф. Диаграммы фазового равновесия в металлургии. М.: Металлургиздат, 1960. — 376 с.
  28. Albertin F., Gonser U., Campbell S. An appraisal of the phases of the Zr-Fe system // Z. Metallkunde. 1985. — V. 76. — N 4. — P. 237−244.
  29. Charlesworth J.P., McPhail J., Madsen P. Experimental works on the niobium-tin constitution diagram and related studies // J. Mater. Sci. Engng. -1970.-V. 5.-N7.-P. 580−593.
  30. O.C., Григорович B.K. Строение и свойства сплавов циркония // Материалы П-й Междунар. конф. по мирному использованию атомной энергии. Женева. Доклады советских ученых. Т. З.М., 1959.-С. 439.
  31. Н.В. Фазовые равновесия в системе Zr-Nb-Sn // Известия АН СССР. Металлы. 1990. — № 4. — С. 202−208.
  32. Н.В. Циркониевый угол диаграммы состояния Zr-Nb-Fe // Известия АН СССР. Металлы. 1990. — № 5. — С. 206−213.
  33. Tanner L.E., Levinson D.W. The system zirconium-iron-tin // Trans. ASTM. 1960. — V. 52.-P. 1115.
  34. Т.О. Исследование фазового состояния богатых цирконием сплавов систем Zr-Fe и Zr-Cu-Fe // Структура фаз, фазовыепревращения и диаграммы состояния металлических систем. М.: Наука, 1979.-С. 123−130.
  35. Т.О. Исследование диаграммы состояния циркониевой части систем Zr-Fe, Zr-Cr-Fe и Zr-Cr-Cu // Сплавы для атомной энергетики. М.: Наука, 1979. — С. 143−150.
  36. А.В., Талуц Н. И. Кристаллография и структура реечного мартенсита гексагональной а-фазы в цирконии // ФММ. -1989. -Т.67. № 6. — С. 1138−1147.
  37. Baneijee S., Krishnan R. Martensitic transformation in Zr-Ti alloys // Met. Trans.- 1973.-V. 4.-N8.-P. 1811−1819.
  38. A.B., Талуц Н. И., Демчук K.M., Мартемьянов А. Н. Электронно-микроскопическое исследование а—превращения в цирконии // ФММ. 1984. — Т. 57. — № 1. — С. 90−95.
  39. Sandvik В.P., Wayman С. Crystallography and substructure of marten-site formed in carbon steels // Metallography. 1983. N 16. — P. 199−227.
  40. A.B., Талуц Н. И. Структура циркония и его сплавов. Екатеринбург: Изд-во ИФМ УрО РАН, 1997. — 228 с.
  41. Thomas G., Rao В. Morphology, crystallography and formation of dislocated martensite in steels // Мартенситные превращения. Доклады международной конференции «ICOMAT 77» — Киев: Наукова думка, 1978.-С. 57−64.
  42. В.Н., Байнова Т. Д. Влияние термоциклической обработки на структуру и свойства сплава циркония с 2,5% ниобия // ФММ.-1983.-Т. 56.- № 5. -С. 951−955.
  43. Ells С., Williams С. Beta-embrittlement of the Zr-2,5 wt.% Nb alloy // Trans. Met. Soc. AIME. 1969. — V. 245. — P. 1321−1328.
  44. C.B., Буйнов Н. И., Романов Е. П. Структура спла-ва Zr-4%Nb и её влияние на критические параметры сверхпроводимости // ФММ. 1967. — Т. 23. — № 5. — С. 871−874.
  45. И.Г., Нигматуллин Б. И. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоиздат, 1986. — 168 с.
  46. С.С. Рекристаллизация металлов и сплавов. М.: Металлургия, 1978.-324 с.
  47. В.Г., Снурникова А. И., Чекин В. В. Структурно-фазовые превращения при термомеханической обработке a-Zr, легированного Nb и Fe // ФММ. 1985. — Т. 59. — № 5. — С. 943−946.
  48. В.В., Кириченко В. Г. и др. Кинетика фазового превращения железосодержащих интерметаллидов при отжиге a-Zr, легированного Nb и Fe // ФММ. 1988. — Т. 65. — № 1. — С. 137−140.
  49. .К. Взаимодействие границ зерен и дисперсных включений растворимой фазы // ФММ. -1977.-Т.43.-№ 5. С. 1028−1035.
  50. Arias D. Composition of precipitates in Zircaloy-2 and 4 // J. Nucl. Mater. 1987. — V. 148. — P. 227−229.
  51. Янг У., Такер P., Ченг Б., Адамсон Р. Идентификация выделений в циркалое, влияние облучения и термообработки // Атомная техника за рубежом. 1987. — № 5. — С. 34−38.
  52. Woo О., Carpenter G. Microanalytical identification of a new Zr-Nb-Fe phase // Proc. 12th International Congress for Electron Microscopy. 1990. -San Francisco Press. Inc. — P. 132−133.
  53. Ng-Yelim J., Woo O., Carpenter G. A replica technique for extracting precipitates from zirconium alloys for transmission electron microscopy analysis // J. Electron Microscopy Technique. 1990. — V. 15. — P. 400−405.
  54. Т., Вакасима Я., Имасахи X. Распределение частиц интер-металлидов и его влияние на коррозионное растрескивание циркониевых сплавов // Атом. техн. за рубежом. 1987. — № 4. — С. 31−36.
  55. Lefevre F., Lemaignan С. Analysis with heavy ions of the amorphization under irradiation of Zr (Fe, Cr)2 precipitates in zircaloy-4 // J. Nucl. Mater. -1990. V. 171. — P. 223−229.
  56. Griffith M. Comments on precipitate stability in neutron-irradiated zircaloy 4 // J. Nucl. Mater. -1990. — V. 170. — P. 294−300.
  57. Gross J., Wadier J. Precipitate growth kinetics in zircaloy-4 // J. Nucl. Mater. -1990. V. 172. — P. 85−96.
  58. Meng X., Northwood O. Polytypic structures in close-packed Zr (Fe, Cr)2Laves phases//J. Less-Common Metals. 1991.-V. 17. — P. 27−35.
  59. Woo O., Carpenter G. Zr-Fe intermetallic precipitates and Fe partitioning in Zr-2,5 at.%Nb // J. Nucl. Mater. 1990. — V. 17. — N 2. — P. 71−76.
  60. Meng X., Northwood O. Second phase particles in zircaloy-2 // J. Nucl. Mater. 1989. — V. 16.-N 8. — P. 125−136.
  61. Jang W. Precipitate stability in neutron-irradiated zircaloy 4 // J. Nucl. Mater. — 1988. — V. 15. — N 8. — P. 71−80.
  62. Т.П., Стукалов А. И., Грицина B.M. Кислород в цирконии. Обзор. Харьков: НТК ЯТЦ ННЦ ХФТИ, 1999. 112 с.
  63. Н.М., Калин Б. А., Платонов П. А., Чернов И. И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатом-издат, 1995. 342 с.
  64. Anada Н. and Takeda К. Microstructure of oxides on Zircaloy- 4, 1.0 Nb Zircaloy-4 and Zircaloy-2 formed in 10.3- MPa steam at 673K // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. llth Int. Symp. ASTM. West Conshohocken, PA. 1996. — P. 35−53.
  65. Pecheur D. et al. Microstructure of oxide films formed during the waterside corrosion of the Zircaloy-4 cladding in lithiated environment
  66. Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. llth Int. Symp. ASTM. West Conshohocken, PA. 1996. — P. 94−112.
  67. Wikmark G., Pudling P., et al. The importance of oxide morphology for the oxidation rate of Zirconium alloys // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. l 1th Int. Symp. ASTM. West Conshohocken, PA. 1996. — P. 55−72.
  68. Nikulina A.V., Markelov V.A. et al. Zirconium alloy E635 as a material for fuel rod cladding and other components of VVER and RBMK cores // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. l2th Int. Symp. ASTM. West Conshohocken, PA. 1996. — P. 785−804.
  69. Beevers С. Fracture of Zirconium and Zirconium-Hydrogen alloys // Trans. Met. Soc. ASME. 1965. — V. 233. — P. 780−791.
  70. Howe L., Tomas W. Effect of neutron irradiation on the tensile properties ofZircaloy-2 //J. Nucl. Mater. 1960. — V. 2. -N 3. — P. 248−253.
  71. Mardon J.P., Garner G., Beslu P., Charquet D., Senevat J. Update on the development of advanced zirconium alloys for PWR fuel rod claddings // Proc. Int. Meet. Light Water Reactor Fuel Performance. Portland, Oregon, USA, 1997.-P.408−412.
  72. .А., Фридман Я. Б. Влияние трещин на механические свойства конструкционных сталей. М.: Металлургиздат, 1960. -260 с.
  73. Л.И. Структурная теория конструктивной прочности материалов. Новосибирск: НГТУ, 2004. — 400 с.
  74. ГОСТ 25.506−85. Расчеты и испытания на прочность. Методы механических испытаний металлов. Определение характеристик трещиностойкости (вязкости разрушения) при статическом нагруже-нии. М.: Изд. стандартов, 1985. — 61 с.
  75. .М., Морозов Е. М. Энергетические соотношения при деформировании образца с трещиной // Пробл. прочности. -1980. № 5. -С. 71−74.
  76. В.З., Морозов Е. М. Механика упругопластического разрушения. М.: Наука, 1974. — 416 с.
  77. Simpler J., Turner С. Design using elastic-plastic fracture mechanics // J. Mech. Eng. Science. 1976. — V. 18. — N 3. — P. 97−112.
  78. M.A., Жарикова O.H. Изучение макрогеометрии изломов при оценке вязкости разрушения // Известия вузов. Черн. мет. -1983.-№ 5.-С. 95−100.
  79. Г. П. Механика хрупкого разрушения. М.: Наука, 1974. — 640 с.
  80. У., Сроули Дж. Испытания высокопрочных металлических материалов на вязкость разрушения при плоской деформации. М.: Мир, 1972.-278 с.
  81. Дж., Парис П. Основы теории трещин и разрушения // Разрушение. Т. 3. Инженерные основы и действие внешней среды. М.: Мир, 1976.-С. 17−66.
  82. В.П. и др. Хладостойкость материалов и элементов конструкций. Новосибирск: Наука, 2005. — 290 с.
  83. В.М., Гольцев В. Ю., Ботринский А. Л. К методике определения критического раскрытия трещины // Зав. лаб. 1976. — № 7. — С. 866−868.
  84. Simpson L., Clarke С. An elastic-plastic R-curve description on fracture in Zr-2.5%Nb // ASTM. STP 668. — 1979. — P. 643−662.
  85. Simpson L. Relationship between stress intensity factor crack opening displacement and J-integral in Zr-2.5%Nb // J. Eng. Mater. Technol. 1980. -V. 102.-P. 97−100.
  86. Simpson L. Initiation COD as a fracture criterion for Zr-Nb pressure tubes alloy // Int. J. Fracture. -1977. V. 3. — P. 705−711.
  87. Ernst H., Paris P., Landes J. Estimation on J-integral and tearing modulus from a single specimens test record // Fracture Mechanics. ASTM. STP.- 1981.-V. 743.-P.476−506.
  88. A.T., Бакофен У. А. Влияние технологии обработки металлов на их сопротивление разрушению // Разрушение. Т. 6. Разрушение металлов. М.: Металлургия, 1976. — С. 90−143.
  89. Simpson L., Wilkins В. Prediction of fast fracture in Zr-2.5Nb pressure tubes using elastic-plastic fracture mechanics // Mechanical Behavior of Materials. 1980. -V. 3. — P. 563−572.
  90. Simpson L. Expression for calculating J-resistance curves. // Int. J. Fracture 1980. — V. 16. — P. 247−254.
  91. С.А., Маркелов В. А., Фатеев Б. М. Определение критического раскрытия трещины на образцах малых размеров // Известия вузов. Черн. мет. 1987.-№ 11.-С. 156−157.
  92. .В., Ежов И. П., Кудря А. В. Метод нахождения центра вращения при определении критического раскрытия трещины // Зав. лаб. -1981. № 12. — С. 57−59.
  93. Дж. Механика разрушения // Атомистика разрушения. М.: Мир, 1987.-С. 145−176.
  94. Е.Ю., Родченков B.C., Филатов В. М. Прочность сплавов циркония. М.: Атомиздат, 1974. -168 с.
  95. .М. Структурные факторы разрушения канальных труб энергетических реакторов // Автореферат дисс. к.т.н. М.: МИСиС. -1990.- 19 с.
  96. В.М. Зависимость трещиностойкости циркониевых канальных труб реактора РБМК от текстуры и структурного состояния материала//Автореферат дисс. к.т.н. М.: ВНИИНМ.-1993.-17 с.
  97. Simpson L. The use of J-resistance curves to characterize the effects of microstructure, strength and irradiation on fracture micromechanisms in nuclear reactor tubes // Mechanical Behavior of Materials. Pergamon Press. Oxford. 1984. — P. 739−746.
  98. Simpson L., Ellis R., Stark D., Shillinglaw A. The effect of irradiation and irradiation temperature on the fracture toughness of cold-worked Zr-2.5%Nb // AECL-8368. 1984. — 30 p.
  99. Davies P., Stearns C. Axial fractures testing of Zr-2.5%Nb pressure tube materials // Fracture mechanics: 16th Symp. ASTM STP. 1985. — V. 868.-P. 308−327.
  100. Г. Деформации решетки металла, связанные с водо-родом // Водород в металлах. Т. 1. М.: Мир, 1981. — С. 69−93.
  101. Kearns J.J., Woods G.R. Effect of texture, grain size and cold work on the precipitation of oriented hydrides in zircaloy tubing and plate // J. Nucl. Mat. 1966. — V.20. -N2. — P. 241−261.
  102. Perovic V., Weatherly G., Simpson C. Hydride precipitation in Zr alloys // Acta Met. 1983. — V. 31. -N 9. — P. 1381−1391.
  103. Erickson W. Hydride solubility in zirconium alloys // Electro-chemical Technology. 1966. — V. 4. — N 5−6. — P. 206−210.
  104. Simpson L., Cann C. Fracture toughness of zirconium hydride and its influence on the crack resistance of zirconium alloys // J. Nucl. Mater. -1979.-V. 87.-P. 303−316.
  105. Beavers C. On the fracture of zirconium containing zirconium hydride precipitates // Electrochem. Technol. 1966. — V. 4. — P. 222−230.
  106. Simpson L. Criteria for fracture initiation at hydrides in Zr -2.5%Nb alloys // Metal. Trans. -1981. V. 12. -N 12. — P. 2113−2124.
  107. Geadle В., Ells С. Crack initiation in cold-worked Zr -2.5%Nb by delayed hydrogen cracking // Proc. 2nd Int. Congress on Hydrogen in Metals. Paris: Pergamon Press. 1977. — V. 38. — P. 1−8.
  108. Carpenter G. The dilatation misfit of zirconium hydrides precipitated in zirconium // J. Nucl. Mater. 1973. — V. 48. — N 3. — P. 264−266.
  109. Lin S., Hamasaki M., Chuang Y. The effect of dispersion and sphero-idizing treatment of zirconium hydrides on the mechanical properties of zircalloy //Nucl. Science and Engng. 1979. — V.71. — N3. — P. 251−256.
  110. Hardy D. The importance of the matrix in hydride embrittlement of zirconium // Proc. 2nd Int. Congress on Hydrogen in Metals. Paris: Pergamon Press. 1977. — V. 38. — P. 497−500.
  111. M.A., Никулин С. А., Канев В. П., Кузнецова А. Г. Хладноломкость сталей, легированных марганцем, с дуплексной структурой //Изв. АН СССР. Металлы.- 1986.-№ 4.-С. 144−151.
  112. Coleman С., Cheadle В., Ambler J., Lichtenberger P., Eadi R. Minimizing hydride cracking in zirconium alloys // Canadian Metallurgical Quarterly. 1985. — V. 24. — P. 245−250.
  113. Nuttall K., McCooele D., Rogowski A., Havelock F. Metallographic observation of the interaction of hydrogen, stress and crack growth at 600 К in Zr-2,5%Nb alloy // Scripta Met. 1976. — V.10. — P. 979−982.
  114. Dutton R., Woo C., Nuttall K., Simpson L. The mechanism of hydrogen-induced delayed cracking in zirconium alloys //2nd International Congress on Hydrogen in Metals. Paris: Pergamon Press, 1978.-V.38.- P. l-8.
  115. Westlake D. A generalized model for hydrogen embrittlement // Trans. ASM. 1969.-V. 62.-N4.-P. 1000−1006.
  116. Ambler J. Effect of direction of approach to temperature on delayed hydrogen cracking behavior of cold-worked Zr-2,5%Nb // ASTM STP. -1984.-V. 824.-P. 653−674.
  117. Simpson L., Puis M. The effects of stress, temperature and hydrogen content on hydride-induced crack growth in Zr -2,5%Nb // Metal. Trans. -1979. V. A10. — N 8. — P. 1093−1105.
  118. Wilkins В., Nuttall K. Secondary cracking in hydrides Zr-2,5%Nb alloys // J. Nucl. Mater. 1978. — V. 75. — P. 125−130.
  119. Cann C., Sexton E. An electron optical study of hydride precipitation and growth at crack tips in zirconium // Acta Met.-1980.-V.28.-P. 1251−1221.
  120. Dutton R., Nuttall K., Puis M., Simpson L. Mechanism of hydrogen induced delayed cracking in hydride forming materials // Met. Trans. 1977. -V. 8A.-P. 1553−1562.
  121. Ambler J., Coleman C. Acoustic emission during delayed hydrogen cracking in Zr-2.5%Nb alloys // Proc. 2nd Int. Congress on Hydrogen in Metals. Paris: Pergamon Press, 1978. — V. 38. — P. 1−8.
  122. Coleman C., Ambler J. Susceptibility of zirconium alloys to delayed hydrogen cracking // ASTM STP. 1977. — V. 633. — P. 589−607.
  123. Amouzovi K., Clegg L. Effect of heat treatment on delayed hydride «cracking» in Zr-2.5%Nb // Met. Trans. 1987. — V. 18A. — P. 1687−1694.
  124. Simpson L., Cann C. The effect of microstructure on rates of delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb alloys // J. Nucl. Mater. 1984. — V. 12. — N 6.-P. 70−73.
  125. Sawatzky L., Ledoux G., Tough R., Cann C. Hydrogen diffusion in zirconium-niobium alloys // Metal-Hydrogen Systems. Proc. Int. Symp. -Oxford: Pergamon Press, 1982. P. 109−120.
  126. Дж. Г., Эшби М. Ф. Карты механизмов деформации. Челябинск: Металлургия, 1989. — 325 с.
  127. А.А., Троицкий О. А. Дислокации и точечные дефекты в гексагональных металлах. М.: Атомиздат, 1973. — 200 с.
  128. Bailey J.E. Electron microscope observations on the precipitates of zirconium hydride in zirconium // Acta met.-1963.-V. 11. N 4. — P. 367−280.
  129. Akhtar A. Basal slipinZirconium//ActaMet.-1973.-V.21.-Nl.-P.l-ll.
  130. И.И., Тихинский Г. Ф. Природа пластической деформации циркония. Часть 1 //Препринт № 76−23.-Харьков: ХФТИ, 1976.- 37 с.
  131. И.Н., Папиров И. И., Тихинский Г. Ф., Ажажа В. М., Вьюгов П. М. Природа пластической деформации циркония. Часть 2 // Препринт № 76−51. Харьков: ХФТИ, 1976. — 29 с.
  132. С.А., Штремель М. А., Ханжин В. Г. О вязком разрушении высокомарганцовистой стали при растяжении // Изв. АН СССР. Металлы. 1990.-№ 1.-С. 145−151.
  133. С.А., Маркелов В. А., Фатеев Б. М. Влияние структуры на диаграммы деформации сплава Zr-2,5%Nb // Изв. АН СССР. Металлы. -1991.-№ 3,-С. 134−139
  134. А., Гровс Г. Кристаллография и дефекты в кристаллах. М.: Мир, 1974.-496 с.
  135. В.И., Моисеев В. Ф., Печковский Э. П. Деформационное упрочнение и разрушение поликристаллических металлов. Киев: Нау-кова думка, 1987. — 245 с.
  136. Т.М., Нариманова Г. Н., Колосов С. В., Зуев Л. Б. Локализация пластического течения в технических сплавах циркония // ПМТФ. 2003. — Т. 44. — № 2. — С. 132−142.
  137. Akhtar A., Teghtsoonian Е. Plastic deformation of Zirconium single crystals // Acta Met. -1971. V. 19.-N4.-P. 655−663.
  138. B.E., Панин A.B. Эффект поверхностного слоя в деформации твердого тела // Физ. мезомех. 2005.- Т.8.-№ 5, — С. 7−15.
  139. Cheng В., Gilmore P.M., Klepfer Н.Н. PWR Zircaloy fuel cladding corrosion performance, mechanism and modeling // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 11th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. -1996.-P. 137−158.
  140. Bossis P., Thomazet J., Lefebvre F. Study of mechanism controlling the oxide grows under irradiation // Zirconium in the Nuclear Industry. -Proc. 13th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. 2002. — P. 94−112.
  141. Kammenzing B.F., Eklund K.L., Bajaj R. The influence of in-situ clad straining on the corrosion of Zircaloy in a PWR water environment // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 13th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. — 2002. — P. 524−560.
  142. Motta A.T. et al. Microstructure and growth mechanism of oxide layers formed on Zr alloys studied with micro-beam synchrotron radiation // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 14th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. — 2006. — P. 295−232.
  143. Bojinov M. et al. In-situ studies of the oxide film properties on BWR fuel cladding materials I I Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 14th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. — 2006. — P. 367−385.
  144. П.В. Сканирующая зондовая микроскопия поверхности твердых тел и связанные с ней технологии. Томск: Изд-во ТПУ, 2003. -122 с.
  145. Руководство пользователя к атомно-силовому микроскопу Solver P47h. «NT-MDT». 2001.
  146. JI.M. Дифракционная электронная микроскопия в металловедении. М: Металлургия, 1973. — 583 с.
  147. Я.С., Скаков Ю. А., Иванов А. Н., Расторгуев JI.H. Кристаллография, рентгенография и электронная микроскопия. М.: Металлургия, 1982. — 632 с.
  148. С.С., Скаков Ю. А., Расторгуев JI.H. Рентгенографический и электроннооптический анализ. -М.: МИСИС. 1994. 328 с.
  149. B.JI. Напряжения. Деформации. Разрушение. М.: Металлургия, 1970. — 229 с.
  150. Wikmark G., Rudling P., Lehtinen B. The importance of oxide morphology for the oxidation rate of Zirconium alloys // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 11th Int. Symp. ASTM. West Conshohocken, PA. — 1996. -P. 55−73.
  151. Т.П., Стукалов A.A., Грицина B.M. Поведение кислорода в цирконии // Вопр. атомной науки техн. Сер. Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед. 1999. — № 2. — С. 71−85.
  152. Р.Ф. Окисление циркония и его сплавов. Киев: Наукова думка, 1979.-243 с.
  153. Zuev L.B., Zavodchikov C.Yu., PoletikaT.M. et al. Phase composition, structure, and plastic deformation localization in Zrl%Nb alloys // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 14th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. — 2006. — P. 264−274.
  154. E.B., Полетика T.M., Гнюсов С. Ф., Зуев Л. Б. Исследование структурного состояния сварных соединений циркониевых элементов ядерных реакторов // Сварочное производство. 2006. — № 6. — С. 3−7.
  155. Л.Б., Псахье С. Г., Оришич A.M., Ковалев О. Б., Юдина Е. В., Афонин Ю. В., Данилов В. И., Полетика Т. М. Структура и свойства сварных соединений, выполненных лазерной и точечной сваркой // Физ. мезомех. 2005. Т. 8. Спецвыпуск. С. 87−90.
  156. Mardon J.-P., Charquet D., Senevat J. Influence of composition and process on out-of-pile and in-pile properties of M5 alloy // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 12th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken, PA. -2000.-P. 505−524.
  157. Патент № 2 227 171 РФ. Цирконий-ниобиевый кислородсодержащий сплав и способ его получения / Заводчиков С. Ю., Аржакова В. М., Бочаров О. В., Зуев Л. Б., Котрехов В. А., Рождественский В. В., Тарасе-вич О.А., Филиппов В. Б., Шиков А. К. БИ № 11,2004.
  158. Отчет № 39−45−01/38 о научно-исследовательской работе «Свойства окисных плёнок циркониевых оболочек и коррозионная стойкость твэлов. Усовершенствование технологии изготовления твэлов ВВЭР-1000». Новосибирск: НЗХК, 1987.
  159. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. М.: ЦНИИатоминформ, 2001. — 64 с.
  160. Zavodchikov S.Yu., Zuev L.B. et al. Plastic deformation and fracture during the Zrl%Nb tube production // Zirconium in the Nuclear Industry. Proc. 13th Int. Symp. ASTM, West Conshohocken: PA. 2002. — P. 427−448.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!