автореферат диссертации по металлургии, 05.16.01, диссертация на тему:Эволюция структуры и механических свойств циркониевых сплавов при длительном нейтронном облучении

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРНЫХ ДАННЫХ ПО ИССЛЕДОВАНИЮ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ЦИРКОНИЯ И ЕГО СПЛАВОВ

1.1. Цирконий и его сплавы.

1.1.1. Сплавы и легирующие элементы.

1.1.2. Особенности деформирования.

1.1.3. Термообработка и структура.

1.1.4. Механические свойства

1.1.5. Термическая ползучесть.

1.2. Внутриреакторное поведение.

1.2.1. Радиационные повреждения.

1.2.2. Радиационные эффекты в циркониевых сплавах.

1.2.3. Влияние облучения на выделения вторых фаз.

1.2.4. Формоизменение циркониевых сплавов в условиях реакторного облучения.

1.2.5. Изменения механических свойств.

Выводы по анализу литературных данных.

ГЛАВА 2. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ, МАТЕРИАЛ И МЕТОДИКИ ИССЛЕДОВАНИЯ

2.1. Постановка задачи исследования.

2.2. Объект исследования.

2.3. Методики исследований.

2.4. Определение повреждающей дозы.

ГЛАВА 3. СТРУКТУРА ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ

3.1. Исходная структура труб топливных каналов.

3.1.1. Зеренная структура.

3.1.2. Дислокационная структура.

3.2. Изменение структуры сплавов под облучением.

3.2.1. Зеренная структура после облучения.

3.2.2. Дислокационная структура после облучения.

3.2.3. Изменение тонкой структуры под облучением по результатам РГА.

3.3. Фазовый и микрохимический состав сплавов в исходном состоянии и после облучения.

3.3.1. Сплав Э125.

3.3.2. Сплав Э635.

Выводы по главе 3.

ГЛАВА 4. МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВА СПЛАВОВ.

4.1. Изменение прочностных и пластических свойств под облучением.

4.2. Фрактография сплава Э125 при механических испытаниях.

4.3. Ползучесть сплава Э125 в отожженном состоянии.

Выводы по главе 4.

Циркониевые сплавы обладают рядом важных физико-механических свойств, которые позволяют использовать их в качестве конструкционных материалов активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Для повышения выгорания ядерного топлива и обоснования работоспособности и срока эксплуатации реакторов РБМК и ВВР необходимы экспериментальные данные по изменению физико-механических свойств и структуры циркониевых сплавов под облучением.

В радиационном материаловедении и радиационной физике твердого тела накоплен значительный фактический материал по эволюции структуры и изменению свойств различных материалов под действием облучения, но, как правило, на относительно короткой временной базе. Высокие повреждающие дозы набирались в реакторах на быстрых нейтронах или ускорителях. В настоящее время не вызывает сомнений, что условия облучения (энергетический спектр нейтронов, длительность и температура) во многом определяют микроструктурные изменения материалов. Экспериментальных данных по эволюции радиационных дефектов, особенно с количественной их оценкой, фазовой стабильности отечественных циркониевых сплавов от повреждающей дозы и плотности потока быстрых нейтронов при длительном нейтронном облучении в реакторах на тепловых нейтронах недостаточно. Эта информация необходима для понимания процессов, протекающих под облучением, и надежного прогнозирования поведения элементов конструкций активной зоны. Поэтому исследование циркониевых сплавов после воздействия длительного облучения в реакторах на тепловых нейтронах остается важной и актуальной задачей в фундаментальном и прикладном отношениях.

В России на данный момент работают 11 канальных водо-графитовых реакторов РБМК-1000. В этих реакторах топливные каналы (ТК) являются одним из наиболее ответственных конструкционных элементов активной зоны. Основное назначение ТК-размещение тепловыделяющих сборок (ТВС) с ядерным топливом и организация потока теплоносителя. Трубы топливных каналов изготовлены из специально разработанного сплава Zr-2,5%Nb [1], а отдельные опытные каналы - из циркониевого сплава Zr-l,3%Sn-l%Nb-0,4%Fe. Регламентом эксплуатационного контроля реакторов РБМК предусматривается периодическое извлечение определенного числа каналов для проведения послереакторных исследований в условиях защитных камер, и, соответственно, имеется уникальный материал для изучения изменений тонкой структуры и свойств циркониевых сплавов, облученных до 5 различных повреждающих доз в реальных условиях энергетических реакторов на тепловых нейтронах в течение длительного времени.

Проектный срок службы ТК должен был составить 30 лет [2,3]- Однако опыт эксплуатации показал, что материал труб не полностью выдерживает заданные параметры, в частности, по скорости радиационно-термической ползучести [4,5]. В начале девяностых годов была принята концепция полной замены первого комплекта ТК после 17-И 8 лет. Поэтому на первом и втором энергоблоках Ленинградской АЭС и первом энергоблоке Курской АЭС после их эксплуатации в течение примерно 18 лет была проведена замена всех топливных каналов.

В настоящее время в сложившихся условиях перед российской энергетикой остро встала проблема по обоснованию продления проектного срока службы АЭС [6,7]. Для энергоблоков РБМК экономически целесообразно определить оптимальный срок работоспособности первого комплекта ТК и даже каждого канала в отдельности [8]. Это позволит обеспечить суммарный безопасный ресурс работы реакторов с двумя комплектами ТК в течение 35-ь40 лет, т.е. на 5-П0 лет больше проектного. С увеличением ресурса работы энергоблоков возрастают требования к надежности прогноза безопасной эксплуатации топливных каналов.

Проведение детальных микроструктурных исследований на статистически достоверной выборке позволяет получить важную научную информацию о процессах, протекающих в циркониевых сплавах под действием длительного нейтронного облучения, выявить механизмы, контролирующие изменение их свойств. Только на основе надежных зависимостей изменений физико-механических свойств материалов циркониевых труб ТК можно получить научно-обоснованный прогноз их работоспособности при эксплуатации.

В работе обобщены и проанализированы результаты, полученные при исследовании сплавов Zr-2,5%Nb (Э125) и Zr-l,3%Sn-l%Nb-0,4%Fe (Э635), которые эксплуатировались в качестве труб ТК в реакторах Курской, Смоленской, Ленинградской и Игналинской АЭС.

Установление основных закономерностей эволюции структуры и изменений прочностных, пластических свойств и сопротивления ползучести сплава Э125 при длительном нейтронном облучении позволит более точно и надежно обосновывать работоспособность и ресурс безопасной эксплуатации топливных каналов реакторов РБМК-1 ООО, трубы которых изготовлены из этого сплава. 6

Основные выводы по результатам работы:

1. Получены экспериментальные количественные сведения, касающиеся морфологии радиационных дефектов, образующихся в сплавах Э125 и Э635, облученных до высоких повреждающих доз (до 10,1 сна) в энергетических реакторах на тепловых нейтронах. Установлено, что:

- при облучении ф (Е>1 M3B)~0,6-1017m"2-c"' в сплаве Э125 образуются кластеры;

- при облучении ф (Е>1 МэВ)>1,5-1017 м"2-с-1 формируются дислокационные петли <а>-типа, которые в сплаве Э125 являются межузельными и вакансионными, а в сплаве Э635 - в основном межузельными, при повреждающей дозе более 4 сна наблюдается упорядочение дислокационных петель;

- скорость образования радиационных дефектов на единицу повреждающей дозы уменьшается с возрастанием плотности потока быстрых нейтронов.

2. Изучено влияние длительного нейтронного облучения на фазовую стабильность отечественных циркониевых сплавов. Показано, что при таком облучении в сплавах протекают радиационно-индуцированные диффузионные процессы, связанные с перераспределением элементов между выделениями и матрицей. В сплаве Э125 в выделениях (З-Nb уменьшается содержание Nb, в матрице появляются новые мелкодисперсные выделения. Установлена зависимость содержания Nb в выделениях р-Nb от повреждающей дозы. В сплаве Э635 в интерметаллидных выделениях Zr(Nb,Fe)2 значительно понижается содержание Fe, в матрице появляются новые мелкодисперсные железосодержащие выделения.

3. Получены температурные зависимости изменений прочностных и пластических свойств отожженного сплава Э125 после облучения дозой 9,3 сна. Выведено эмпирическое уравнение зависимости прочности сплава Э125 от плотности потока быстрых нейтронов и повреждающей дозы.

4. Определены параметры сопротивления ползучести материала труб ТК из сплава Э125 после эксплуатации до 19,3 лет в реакторах РБМК-1000. Установлено, что максимальная окружная скорость деформирования труб не превышает 1,6-10"5 %/час.

5. Полученные результаты использовались для обоснования работоспособности и продления эксплуатации первого комплекта ТК реакторов РБМК-1000.

105

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Разработана расчетно-экспериментальная методика определения повреждающей дозы на образцах циркониевых сплавов с ниобием, вырезанных из конструкций A3 реакторов. По результатам гамма-спектрометрии образцов определяется удельная активность 94Nb и рассчитывается флюенс тепловых нейтронов. Повреждающая доза рассчитывается из данных о сечениях смещения Zr и Nb для 26-группового разбиения по энергиям нейтронов, энергетическом спектре нейтронов реактора РБМК и флюенсе тепловых нейтронов.

2. Детально исследована исходная структура материала труб топливных каналов из сплавов Э125 и Э635. Показано, что материал труб ТК находится в частично рекристаллизованном состоянии, степень рекристаллизации зависит от режимов конечных операций при изготовлении труб. Исходная суммарная плотность дислокаций в материале труб определяется степенью рекристаллизации. В исходном материале труб основная доля дислокаций относится к <а>-типу с вектором Бюргерса Ь=1/3<112 0>, в рекристаллизованных зернах плотность с-компонентных дислокаций составляет (0,5-1)-1014 м~2, с примерно равным отношением дислокаций <а+с>-типа с вектором Бюргерса Ь=Т/3<112 3> и <с>-дислокаций с вектором Бюргерса Ь=[0001].

Тип выделений второй фазы в сплавах определяется их химическим составом. Сплав Э125 состоит из а твердого раствора на основе циркония и выделений P-Nb (ОЦК), размеры которых и содержание Nb в твердом растворе зависят от режимов изготовления труб. Применение термомеханической обработки (ТМО-1) приводит к измельчению выделений (3-Nb и увеличению содержания Nb в твердом растворе. Сплав Э635 состоит из а твердого раствора на основе циркония и выделений интерметаллидов Zr(Nb,Fe)2 со сложной гексагональной решеткой.

3. Исследованы основные закономерности эволюции структуры сплавов под облучением. Показано, что при нейтронном облучении при температурах 290-314 °С (до повреждающей дозы 10,1 сна):

• степень рекристаллизации сплава Э125 не изменяется, а в сплаве Э635 происходит полная рекристаллизация;

• снижение плотности исходных линейных дислокаций происходит на начальных этапах облучения и связано с отжигом дислокаций <а>-типа;

• в сплаве Э125 при повреждающей дозе более 7,5 сна наблюдается появление новых дислокаций <с>-типа;

• морфология образующихся радиационных дефектов зависит от условий облучения и фазового состава сплава:

102

- при облучении потоком быстрых нейтронов плотностью ср (Е>1МэВ) = (0,4-f0,8)-l О17 м~2-с 1 в сплаве Э125 образуются кластеры;

- при облучении потоком быстрых нейтронов плотностью ср (Е>1МэВ) >1,5-1017 м"2-с"' в сплавах образуются дислокационные петли <а>-типа; в сплаве Э635 формируются в основном межузельные дислокационные петли, в сплаве Э125 - межузельные и вакансионные с примерно равным соотношением;

- повышение плотности потока быстрых нейтронов сопровождается уменьшением скорости образования радиационных дефектов на единицу набранной повреждающей дозы;

• протекают радиационно-индуцированные диффузионные процессы, особенности которых определяются химическим составом сплавов, типом выделений второй фазы и обусловлены перераспределением легирующих элементов между выделениями и матрицей;

• в сплаве Э125 выделения |3-Nb (твердые растворы замещения) являются нейтральными стоками для вакансий и межузельных атомов, при этом наблюдается радиационно-индуцированная диффузия Nb из выделений в матрицу с последующей сегрегацией и образованием новых мелкодисперсных выделений на основе Nb;

• в сплаве Э635 интерметаллидные выделения Zr(Nb,Fe)2 являются преимущественными стоками для вакансий, одновременно происходит диффузия Fe из выделений в матрицу, в интерметаллидах наблюдается потеря дальнего кристаллографического порядка, в матрице сплава регистрируется образование новых мелкодисперсных выделений на основе Fe, а вблизи интерметаллидов на основе Nb.

4. Установлена взаимосвязь изменений прочностных и пластических свойств сплавов под облучением со структурными изменениями. Показано, что:

• радиационное упрочнение сплавов определяется морфологией и концентрацией радиационных дефектов. Образование высокой концентрации кластеров в сплаве Э125 при облучении ср (F., M.)Bj = (0.4н-0,8>1017 м~2-с~' приводит к более сильному радиационному упрочнению по сравнению с облучением ср > 1,5-1017 м"2-с"', когда образуются дислокационные петли, но более низкой концентрации;

• радиационно-индуцированные диффузионные процессы между выделениями вторых фаз и матрицей твердого раствора приводят к дополнительному твердорастворному и дисперсионному упрочнению;

• образование новых мелкодисперсных выделений на основе Fe в матрице сплава Э635 сопровождается более сильным радиационным упрочнением, несмотря на прошедшую в

103 нем рекристаллизацию, по сравнению со сплавом Э125, в котором образуются новые мелкодисперсные выделения на основе Nb.

5. Получены температурные зависимости изменений прочностных и пластических свойств сплава Э125 после облучения дозой 9,3 сна.

Получено эмпирическое уравнение зависимости прочности сплава Э125 от плотности потока нейтронов и набранной повреждающей дозы: а = аисх + (a - Ь- ф) • D0'5, определены значения коэффициентов уравнения при комнатной температуре и 300 °С.

Разрушение облученных образцов при кратковременных механических испытаниях происходит вязко с образованием транскристаллитного чашечного излома. Для зарождения и распространения трещины в облученном сплаве требуется достаточно большая пластическая деформация, которая увеличивается с повышением температуры испытаний.

6. Проведена оценка параметров формоизменения материала труб ТК из сплава Э125 РБМК-1000 (при температуре 290-к305 °С и напряжении 86 МПа) в зависимости от времени облучения, плотности потока быстрых нейтронов и повреждающей дозы. Установлено, что:

• максимальная окружная скорость деформирования труб не превышает 1,6-10"5 %/час;

• средняя скорость термической ползучести составляет ~ 0,1 • 10"5 %/час;

• средняя скорость радиационной ползучести при ф (Е>1 мэв) = 2-1017 м"2-с-1 составляет ~ 1,2-10"5 %/час;

• модуль радиационной ползучести составил ~ 2,3-10"5 (МПа-сна)"1.

Установлено, что деформация радиационной ползучести сплава Э125 проявляется после "дозового" инкубационного периода, который увеличивается с увеличением плотности потока нейтронов и определяется кинетикой зарождения и формирования радиационных дефектов, регистрируемых ПЭМ.

Показано, что ползучесть сплава Э125 в условиях эксплуатации труб ТК определяется диффузионными механизмами и РП может быть описана в рамках модели образования и выстраивания дислокационных петель в поле приложенных напряжений.

7. Результаты, полученные при исследовании сплава Э125 - штатного материала труб топливных каналов реактора РБМК-1000, использовались для обоснования работоспособности и продления эксплуатации первого комплекта ТК второго энергоблока Курской АЭС в 1999-2001 г.г., первого энергоблока Смоленской АЭС в 2000-2001 г.г. и четвертого энергоблока Ленинградской АЭС в 2001 г.

104

1. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике. 2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1994. 256 с.

2. Платонов П.А., Рязанцев Е.П. Обзор программ исследования технологических каналов и каналов СУЗ реакторов РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Материаловедение и новые материалы. 1990, вып. 2(36).- С. 3-5.

3. Адамов Е.О. Предисловие // Годовой отчет НИКИЭТ за 1998 г. / Кол. авт. под ред. проф. Е.О.Адамова. В 2-х томах,- М.:ГУП НИКИЭТ, 1998 т.1. - С. 3-5.

4. Лебедев В.И. Концепция продления сроков эксплуатации модернизированных энергоблоков РБМК-1000 на ЛАЭС. Там же с.10-12.

5. Регламент эксплуатационного контроля технологических каналов, каналов СУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000. РБМ-К 11.С6.01Д2. 1993. - 31с.

6. Ю.Дуглас Д. Металловедение циркония: Пер. с англ. / Под ред. А.С.Займовского.- М.: Атомиздат, 1970.- 360 с.106

7. П.Миллер Г.JI. Цирконий: Пер. с англ. / Под ред. С.Г.Глазунова и А.А.Киселева.- М.: Изд-во иностр. лит., 1955.

8. Латсман Б., Керзе Ф. Металлургия циркония: Пер. с англ. / М.: Изд-во иностр. лит., 1959.

9. Парфенов Б.Г., Герасимов В.В., Венедиктов Г.И. Коррозия циркония и его сплавов,- М.: Атомиздат, 1967,- 254 с.

10. Иванова О.С., Адамова А.С., Тарараева Е.М., Трегубов И.А. Структура сплавов циркония М.: Наука, 1973.-200 с.

11. Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С., Филатов В.М. Прочность сплавов циркония,- М.: Атомиздат, 1974. 168 с.

12. Добромыслов А.В., Талуц Н.И. Структура циркония и его сплавов,- Екатеринбург: УрО РАН, 1997. ISBN 5-7691-0751-0, 1997.-228 с.

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

14. Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants // Cox B. et al. IAEA-TECDOC-996, 1998, A-1400, Venna, Austria. - 313 p.

15. Ажажа B.M., Вьюгов П.Н., Лавриенко С.Д., Линдт К.А., Мухачев А.П., Пилипенко Н.Н. Цирконий и его сплавы: технология производства, области применения: Обзор- Харьков: ННЦХФТИ, 1998.

16. Черняева Т.П., Стукалов А.И., Грицина В.М. Кислород в цирконии: Обзор- Харьков: НТК ЯТЦННЦ ХФТИ, 1999,- 112 с.

17. Кобылянский Г.П., Новоселов А.Е. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению / Под ред. В.А.Цыканова,- Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. 176 с.

18. Burgers W.G. On the process of transition of the cubic-body-centered modification into the hexagonal-close-packed modification of zirconium // Physica. 1934, v.l, № 7.- P. 561-586.

19. Добромыслов A.B., Талуц Н.И. Кристаллография и структура реечного мартенсита гексагональной а-фазы в цирконии // Физика металлов и металловедение.-1989, т.67, вып.6. С. 1138-1147.107

20. Добромыслов А.В., Талуц Н.И. Механизм а —> со- превращения в цирконии, титане и сплавах на их основе // Физика металлов и металловедение. 1990, № 5. - с.108-115.

21. Маркелов П.П., Никулина А.В., Перегуд М.М., Решетников А.Г. Ползучесть оболочек твэлов из циркониевых сплавов. М.: Препринт ВНИИНМ, 1978. - 24 с.

22. Агеенкова J1.E., Завьялов А.Р., Никулина А.В., Фивейский М.Б. Ползучесть сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l%Nb-l%Sn-0,4%Fe и ее зависимость от термообработки. М.: Препринт ВНИИНМ, № П-П, 1977. - 22 с.

23. Williams C.D., Gilbert R.W. Tempered Structures of a Zr-2.5wt%Nb alloy // J. Nucl. Mater. -1966, v.18. P. 161-166.

24. Charquet D., Alheretiere E. Proc. Workshop: Second phase particles in zircaloys. Erlangen, F.R.G. Kerntentechnische Gesellschaft, 1985,- P. 5-11.

25. Griffiths M. A review of microstructure evolution in zirconium alloys during irradiation // J. Nucl. Mater. 1988, v. 159. - P. 190-218.

26. Yang W.J.S., Tucker R.P., Cheng В., Adamson R.B. Precipitates in Zircaloy Identification and the Effects of Irradiation and Thermal Treatment. // J. Nucl. Mater. 1986, v.138. - P. 185-195.

27. Scheme J.H. // Seventh international symposium: Zirconium in the nuclear industry. ASTM-STP 939. Philadelphia, PA: American Society for Testing and Materials, 1987,- P. 243-236

28. Короткова И.В., Алексеева З.М. Топология диаграммы состояния Zr-Nb-Fe // Металлы. -1989,№3.-С. 207-214

29. Nikulina А. V., Markelov V. A., Peregud М. М., Voevodin V. N., Panchenko V. L., Kobylyansky G. P. Irradiation-Induced Microstructural Changes in Zr-lSn-lNb-0.4 Fe // J. Nucl. Mater. 1996, v. 238,- P. 205-210.

30. Предводителев А.А., Троицкий О.А. Дислокации и точечные дефекты в гексоганальных металлах. М.: Атомиздат, 1973,- 198 с.41 .Akhtar A. Compression of Zirconium Single Crystals Parallel to the c-Axis // J. Nucl. Mater. -1973, v.47. P. 79-86.

31. Tuxworth R.H.A. A study preferred orientation in extruded zircaloy-2 pressure tubes // AECL-1174,- 1960.

32. Cheadle B.A. Fabrication of zirconium alloys into components for nuclear reactor // Third international conference on zirconium in the nuclear industry. ASTM STP. Quebee City, 1976.

33. Ashby M.F., Gandhi С., Taplin D.M.R. Overview № 3. Fracture- mechanism maps and their construction for F.C.C. metals and alloys // Acta Met. 1979, v. 27, № 5. - P. 699-729.

34. Gandhi C., Ashby M.F. Overview № 5. Fracture- mechanism maps for materials which cleave: F.C.C., B.C.C. and H.C.P. metals and ceramics // Acta Met. 1979, v. 27, № 10. - P. 1565-1602.109

35. Frenkel J.M., Weisz M. Effect of the annealing temperature on the creep strength of cod-worked zircaloy-4 cladding//ASTM STP 551. 1974.- P. 140-144.

36. Kalstrom K. Zircaloy canning tubes. Production and mechanical properties, Sandvik Steel Research, Sandviken, Sweden // Scand. J. Metal. 1975, v.4, №2. - P. 65-74.

37. Ibrahim E.E. In-reactor tubular creep of zircaloy-2 at 260 to 300 °C // J. Nucl. Mater. 1973, V.46.-P. 169-184.

38. Bell L.G. An improvement in creep resistance of Zr-2,5 %Nb tubes // J. Nucl. Mater. 1975, v. 57, №3,-P. 258-273.

39. Nichols F.A. Point defects and creep of metals // J. Nucl. Mater. 1978, v.69-70. - P. 451-464.

40. Корнилов И.И., Глазова B.B., Кенина E.M. Влияние кислорода на свойства циркония при повышенных температурах // Атомная энергия. 1969, т.26, № 4. - С. 324-327.

41. Форст Г. Дж., Эжби М.Ф. Карты механизмов деформации / Пер. с англ. Изд.: Металлургия. Челябинск. 1989. - 328 с.

42. Аверин С.А., Сафонов В.А., Солонин М.И. Физические аспекты разрушения оболочек твэлов ядерных реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1990, вып.3(54).- С. 6268.

43. Томсон М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971.- 462 с.

44. Конобеевский С.Т. Действие облучения на материалы. М.: Атомиздат, 1967.- 402 с.

45. Кирсанов В.В. Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1970.- 376 с.

46. Кумахов М.А., Ширмерг Г. Атомные столкновения в кристаллах. М.: Атомиздат, 1980.432 с.110

47. Инденбом B.JI., Кирсанов В.В., Орлов А.Н. Радиационные дефекты в кристаллах. // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1982, вып. 2(21). - С. 3-22.

48. Кирсанов В.В., Суворов А.Л., Трушин Ю.В. Процессы радиационного образования в металлах. М.: Энергоатомиздат, 1985,- 202 с.

49. Ибрагимов Ш.Ш., Кирсанов В.В., Пятилетов Ю.С. Радиационные повреждения металлов и сплавов,- М.: Энергоатомиздат, 1985. 240 с.бб.ЗеленскийВ.Ф., Неклюдов И.М., Черняева Т.П. Радиационные дефекты и распухание металлов. Киев: Наукова думка, 1988. - 296 с.

50. Физика радиационных явлений и радиационное материаловедение / Под. ред. A.M. Паршина, И.М. Неклюдова, Н.В. Камышанченко,- Москва-С.Петербург-Белгород, 1998.- 378 с.

51. Зеленский В.Ф., Бакай А.С., Неклюдов И.М. Состояние и проблемы по физике радиационных повреждений и радиационному материаловедению в СССР / Труды международной конференции по радиационному материаловедению. 1990. Харьков 1990.-Т.1.- с.24-51.

52. Norgett N.J., Robinson М.Т., Torrens I.M. The proposed method of displacement doze rate calculation // J. Nucl. Eng. and Desigh.- 1975, v. 33.- P. 50-62.

53. Лейман К. Взаимодействие облучения с твердым телом и образование элементарных дефектов. М.: Атомиздат, 1979,- 296 с.

54. Griffiths М. Microstructure Evolution in h.c.p. Metals During Irradiation // Philos. Mag. A63. -1991, №5. -P. 835-848.

55. Foil H., Wilkens M. Transmission electron microscope studies of dislocation loops in heavy-ion irradiated H.C.P. COBALT // Phys. Stat. Sol. (a). 1997, v. 39, № 2. - P. 561-571.

56. Jostson A., Kelly P.M., Blake R.G. The nature of dislocation loops in neutron irradiated zirconium // J. Nucl. Mater. 1977, v. 66. - P. 236-256.

57. Фазовые превращения при облучении / Под ред. Ф.В.Нолфи / Пер. с англ. под ред. Л.Н.Быстрова. Челябинск: Металлургия, Челябинское отделение, 1989,- 312 с.

58. Wiederzich Н. Effect of the primary recoil spectrum on microstructural evolution // J. Nucl. Mater. 1991, v. 179-181. - P. 70-78.

59. Wolfer W.G., Glasgow B.B. Dislocation Evolution in Metals During Irradiation // Acta Met. -1985, v. 33, № 11. P. 1997-2004.

60. Notrhwood D.O. Irradiation damage in zirconium and its alloys // Atomic Energy Review. -1977, v. 15, №1/2. -P. 547-611.

61. Rogerson A. Irradiation growth in zirconium its alloys // J. Nucl. Mater.- 1988, v.159. p .43-61.

62. Woo C.H. Irradiation creep due to SIP A- induced growth // Phil. Mag. (a). 1980, v.42, № 4. - P. 551-558.

63. Holt R.A. Mechanisms of irradiation growth of alpha-zirconium alloys // J. Nucl. Mater.- 1988, v.159. -P. 310-338.

64. Holt R.A., Gilbert R.W. c-Component Dislocations in Neutron Irradiated Zircaloy-2 // J. Nucl. Mater. 1983, v. 116. - P. 127-130.

65. Fidleris V. The Irradiation Creep and Growth Phenomena // J. Nucl. Mater.- 1988, v. 159. P. 2242.

66. Motta A.T., Lefebre F., Lemaignan C., Amorphization of Precipitates in Zircaloy Under Neutron and Charged Particle Irradiation // Zirconium in the Nuclear Industry: Ninth International112

67. Symposium, ASTM STP 1132, American Society for Testing and Materials, West Conshohocken, PA. 1991. - P. 718-739.

68. Coleman C.E., Silbert R.W., Carpenter G.I.C., Westherly G.C. Precipitation in Zr-2,5%Nb during neutron irradiation // Phase stability under irradiation. Proceeding of fall meetingof AIME, Pittsburgh, Pa Oct. 1980.

69. Buckley S.N. Properties of reactor materials and effects irradiation damage //Ed. W. J. Littler. Butterwrths , London, 1962,- P. 413.

70. Murgatroyd R.A., Rogerson A. An Assessment of the Influence of Microstructure and Test Conditions on the Irradiation Growth Phenomenon in Zirconium Alloys // J. Nucl. Mater. 1980, v. 90. - P. 240-248.

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

72. Абрамов В.Я., Головачев М.Г., Калачиков В.Е., Родченков Б.С. Радиационный рост сплавов циркония // Реакторное материаловедение: Труды Международной конференции по реакторному материаловедению. Алушта, 22-25 мая 1990 г. Харьков, 1990.- Т.8,- С. 3540.

73. Rogerson A., Murgatroyd R.A. Breakaway growth in annealed zrcaloy-2 at 353 К and 553 К // J. Nucl. Mater. 1983, v. 113. - P. 256-276.113

74. Holmes J.J. The activation energy for creep of zircaloy-2 // J. Nucl. Mater. 1964, v. 13,- P. 137155.

75. Ross-Ross P.A., Hunt C.E.L. The in-reactor creep of cold- worked zircaloy-2 and Zr-2,5%Nb pressure tubes // J. Nucl. Mater. 1968, v.26. - P. 2-24.

76. Gilbert E.R. In- reactor creep of Zr-2,5%Nb // J. Nucl. Mater. 1968, v.26, №1. - P. 105-133.

77. Kreyns P.H., Burkart M.W. Radiation- enhanced relaxation in zircaloy-4 and Zr-2,5%Nb-0,5%Cu alloys // J. Nucl. Mater. 1968, v.26, №1. - p.87-104.

78. Fidleris V. Uniaxial in-reactor creep of zirconium alloys // J. Nucl. Mater. 1968, v.26, № 1. -p.51-86.

79. Piercy G.R. Mechanisms for the in-reactor creep of zirconium alloys // J. Nucl. Mater. 1968, v.26, №1,-p. 18-50.

80. Nichols F.A. Theory of the creep of zircaloy during neutron irradiation // J. Nucl. Mater. 1969, v. 30.-P. 249-261.

81. Nichols F.A. On the mechanisms of irradiation creep in zirconium- base alloys // J. Nucl. Mater. 1970, v. 30.-P. 249-266.

82. Nichols F.A., Liu Y.Y. Biased diffusion of radiation- produced point defects to interactive sinks//J. Nucl. Mater. 1982, v. 108-109. - p.252-261.

83. Bullough R., Hayns M.R., Woo C.H. The sink strength of dislocation loops and their growth in irradiated materials // J. Nucl. Mater. 1979, v.84, № 1-2. - P. 93-100.114

84. Odette G.R. Modeling of microstructural evolution under irradiation // J. Nucl. Mater. 1979, v.85-86, part. A. - P. 533-545.

85. Fidleris V. Summary of experimental results on in-reactor creep and irradiation growth on zirconium alloys // Atomic Energy Rev. 1975, v.13, № 1. - p.51-80.

86. Пантелеев Л.Д., Григорьев B.M. Размерные изменения циркония и сплавов на его основе в условиях реакторного облучения: Аналитический обзор. М.: Препринт ВНИИНМ, 1976.

87. Никулина А.В., Перегуд М.М., Фивейский М.Б. Маркелов П.П., Завьялов А.Р. Влияние химического состава и микроструктуры на скорость ползучести циркониевых сплавов: Аналитический обзор. М.: ВНИИНМ, 1978, № 3 (29). - 51 с.

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

89. Родченков Б.С., Ривкин Е.Ю., Васнин A.M., Платонов П.А., Синельников Л.П. Прочность труб технологических каналов // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Материаловедение и новые материалы. 1990, вып. 2 (36). - С. 14-20.

90. Васнин A.M., Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С., Синельников Л.П. Прочность труб технологических каналов // Реакторное материаловедение: Труды Международной конференции по реакторному материаловедению. Алушта, 22-25 мая 1990 г. Харьков, 1990.-т. 8.-С. 28-34.

91. Аверина М.В., Козлов А.В. Влияние нейтронного облучения на изменение предела текучести материала технологических каналов ЛАЭС // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. 1984, вып. 7(44). - С. 53-56.

92. Franklin D.G., Adamson R.B. Implantation of Zircaloy Creep and Growth to Light Water Reactor Perfomance. // J. Nucl. Mater. 1988, v.159. - P. 12-21.

93. Бернштейн М.Л., Займовский B.A. Механические свойства металлов./ 2-е изд. перераб. и доп.- М.: Металлургия, 1979. 494 с.

94. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М, Ожигов JI.C. и др. Некоторые проблемы физики радиационных повреждений материалов. Киев: Наукова Думка, 1979. - 240 с.

95. Паршин A.M., Тихонов А.Н., Бондаренко Г.Г. Кирилов Н.Б. Радиационная повреждаемость и свойства сплавов. СПБ: Политехника, 1995. - 301 с.

96. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф., Шамардин В.К., Андреева А.Б., Кобылянский Г.П. К вопросу коррозионно-механического поведения сплавов циркония в условиях облучения: Препринт НИИАР 32(485). - Димитровград, 1981,- 16 с.

97. Кобылянский Г.П. Влияние облучения до высоких флюенсов нейтронов на механические свойства и радиационный рост сплавов циркония: Автореф. канд. дис. Димитровград: НИИАР, 1992. - 19 с.

98. Шемякин Г.В., Синельников Л.П. и др. Исследование состояния циркониевых труб ТК после длительной эксплуатации в реакторе I энергоблока Курской АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерная техника и технология. 1992, вып.5. - С. 3-12.

99. Никулина А.В., Маркелов В.А., Гусев А.Ю. и др. Сплав Zr-lSn-lNb-0,5Fe для труб технологических каналов реакторов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Материаловедение и новые материалы. 1990, вып. 2 (36). - с.58-66.

100. Исследование канальных труб различных лет выпуска // Отчет. № ГРХ09901, инв. № Е45718. - 1984,- 57 с.

101. Конструирование ядерных реакторов / И.Я.Емельянов, В.И.Михан, В.И.Солонин. Под общ. ред. акад. Н.А.Доллежаля.- М.: Энергоиздат, 1982.- 400 с.

102. Хирш П., Хови А., Николсон Р., Пэщли Д., Уэлан М. Электронная микроскопия тонких кристаллов / Пер. с англ. под ред. JI.M. Утевского. М.: «Мир», 1968. - 575 с.

103. Бушнев JI.C., Колобов Ю.Р., Мышляев М.М. Основы электронной микроскопии,- Томск: Изд. Томского университета, 1990. 218 с.

104. Салтыков С.А. Стереометрическая металлография. М.: Металлургия, 1976. - 272 с.

105. Чернявский К.С. Стереология в металловедении. М.: «Металлургия», 1977. - 280 с.

106. Эндрюс К., Дайсон Д., Киоун С. Электронограммы и их интерпретация / Пер. с англ. подред. Л.Г.Орлова. М.: «Мир», 1971.-256 с.143 .Русаков А.А. Рентгенография металлов. М.: Атомиздат, 1977. - 479 с.

107. M.Griffiths. Determination of dislocation densities in hexangonal close-packed metals using x-Ray diffraction and transmission microscopy // Advances in x-Ray Analysis. 1992, v. 35,- p.593-599.

108. Вишняков Я.Д. Современные методы исследования структуры деформированных кристаллов. М., Металлургия, 1975. - 470 с.

109. Нб.Корсунский М.И., Генкин Я.Е., Видгорчик Л.И. О дебаевском факторе сплавов Zr-Nb // Изв. АН Каз. ССР. Сер. физ.-мат. -1971, № 2. С. 73-75.

110. Механические испытания на растяжение кольцевых образцов при нормальной и повышенной температуре / Методика 53.201. СФ НИКИЭТ. 1987.

111. Основные результаты измерений энергетических спектров нейтронов в реакторах II-IV блоков ЛАЭС активационным методом // Отчет о НИР / ЛАЭС- инв. № 1171-ОТ -Сосновый Бор,- 1991.