Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа

Актуганова, Елена Николаевна

Металловедение и термическая обработка металлов

автореферат диссертации по металлургии, 05.16.01, диссертация на тему:Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа

кандидата технических наук: Актуганова, Елена Николаевна
город: Глазов
год: 2004
специальность ВАК РФ: 05.16.01

Диссертация по металлургии на тему «Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа»

Автореферат диссертации по теме "Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа"

На правах рукописи

Актуганова Елена Николаевна

РАЗРАБОТКА ТРУБ ДАВЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВОВ ЦИРКОНИЯ С УЛУЧШЕННЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ ДЛЯ ТЯЖЁЛОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ КАНАЛЬНОГО ТИПА

Специальность 05.16.01 - Металловедение и термическая обработка металлов

Автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

Глазов 2004

Работа выполнена:

на ОАО "Мелецкий механический завод" и в ФГУП ВНИИНМ им. Бочвара А.А.

Научный руководитель:

Кандидат технических наук, начальник лаборатории ФГУП ВНИИНМ Маркелов В.А.

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, Никулин С.А.

Доктор физико-математических наук, Перлович Ю.А.

Ведущая организация:

ФГУП никиэт

Защита состоится " Т " У О 2004 г.

на заседании Диссертационного совета Д212.132.08

при Московском Государственном Институте Стали и Сплавов

по адресу: 119991, Москва, Ленинский проспект, д.4, в аудитории 436

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского Государственного Института Стали и Сплавов

Автореферат разослан

2004 г.

Ученый секретарь Диссертационного совета Доктор физ. - мат. наук

С.И. Мухин

filbG зг

2Л00

Актуальность темы

Будущее российской и мировой атомной энергетики, доля которой в общемировом потреблении электроэнергии составляет 17 %, связывается со снижением затрат и сроков на строительство новых, более мощных реакторов с высоким уровнем безопасности, и продлением ресурса уже действующих атомных электростанций (АЭС). К числу таких станций относятся и АЭС с реакторами канального типа - российским легководным реактором РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) и канадским тяжёловодным реактором CANDU (CANada Deiterium Uranium). В настоящее время реакторы РБМК эксплуатируются в России (11 блоков) и Литве (2 блока). Реакторы CAÑDU, на которых базируется ядерная энергетика Канады (22 блока), нашли более широкое распространение и используются в таких странах как Индия (6 блоков), Республика Корея (4 блока) Пакистан, Аргентина, Китай и Румыния (по 1 блоку). И если в России после аварии на Чернобыльской АЭС не предусматривается развитие реакторов РБМК, то в Канаде, помимо продления сроков эксплуатации имеющихся реакторов CANDU, решаются задачи и по разработке более энергоёмких и конкурентоспособных ядерных установок этого типа, обеспечивающих надёжность и безаварийность. Так в лаборатории AECL (Atomic Energy of Canada Limited) разработан проект реакторов CANDU нового поколения - ACR-700 (Advanced CANDU Reactor), мощностью 700 МВт эл, который появится на рынке в 2005 г. и ведутся работы по созданию реактора ACR-1000. По оценкам AECL, содержание тяжёлой воды в реакторе будет снижено и стоимость капитальных затрат уменьшится на 40 %.

Важнейшими элементами конструкции канальных реакторов являются трубы давления, от целостности которых зависит нормальная эксплуатация и безопасность АЭС. Проектный ресурс эксплуатации труб давления в реакторах CANDU составляет более 30 лет. Исходя из этого, к ним предъявляются определённые требования по прочности, сопротивлению формоизменению, исходному содержанию водорода и склонности к наводороживанию при коррозии, вязкости разрушения и замедленному гидридному растрескиванию (ЗГР).

Облучение и наводороживание труб давления в процессе эксплуатации в водородосодержащих средах приводят к повышению склонности материала труб к хрупкому разрушению, что существенно ограничивает срок их службы. При общей высокой надёжности реакторов CANDU наблюдаются случаи повреждений труб давления, приводящие к преждевременной их замене Основной причиной такой деградации труб давления в реакторах CANDU являются гидрирование и растрескивание по механизму ЗГР.

В связи с этим задача повышения стойкости к ЗГР труб давления CANDU в обеспечение проектного ресурса их эксплуатации является актуальной, над решением которой занимаются не только в лаборатории AECL, но и в других странах, эксплуатирующих реакторы этого типа, используя при этом российский опыт по трубам топливных каналов РБМК.

Цели и задачи работы

1 Определение основных факторов, обеспечивающих трубам давления из сплавов циркония высокие значения сопротивления ЗГР и вязкости разрушения, и выявление количественных взаимосвязей этих характеристик с составом, структурой, текстурой и уровнем прочности материала труб.

2 Разработка усовершенствованных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов CANDU с повышенным сопротивлением ЗГР и всеми другими свойствами на уровне стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb, для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

3 Оценка возможности использования разработанного подхода к схемам деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления CANDU для труб топливных каналов РБМК в обеспечение однородности их структурного состояния и свойств с целью продления ресурса эксплуатации реактора до 40 лет и более.

гсо^р;

PC С ¡"--И'БАЛЬНАЯ ! " ' ЗТЕКА < . -Scpoypr

Работа, в основном, осуществлялась в рамках сотрудничества между Министерством науки и технологии Республики Корея и Минатомом России по проекту МНТЦ №1635р.

На защиту выносятся:

- Результаты анализа влияния на вязкость разрушения и сопротивление ЗГР труб давления реакторов CANDU и РБМК из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-1,2%Sn-1 %Nb-0,35%Fe состава, структурно-фазового состояния, текстуры и уровня прочности с определением основных факторов, обеспечивающих этим изделиям высокую вязкость разрушения и стойкость к ЗГР.

- Результаты исследований по разработке схем деформационной и термической обработки для изготовления труб давления с определением наилучшего варианта техпроцесса. »

- Результаты опытно - промышленного изготовления полномасштабных труб давления CANDU и испытаний этих труб с определением характеристик микроструктуры, фазового состава, текстуры, кратковременных механических свойств, вязкости разрушения, ЗГР, ползучести и коррозии в сопоставлении с аналогичными характеристиками для стандартных труб давления CANDU из сплава Zr-2,5%Nb

- Результаты анализа взаимосвязи текстуры и предела текучести циркониевых сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe с вязкостью разрушения и сопротивлением ЗГР.

Научная новизна

1 Определены основные факторы - текстура и предел текучести, обеспечивающие сплавам циркония высокие вязкость разрушения и сопротивление ЗГР.

2 С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fß/fx от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения dJ/da при 250 °С для труб давления из бинарного сплава Zr-2,5%Nb возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении fR/Fr до 0,75.

Вязкость разрушения труб давления из многокомпонентного сплава Zr-1,2%Sn-l %Nb-0,35%Fe, помимо текстуры, зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице С увеличением плотности распределения частиц в 1,7 раза вязкость разрушения при 250 °С линейно повышается на 20 %

3 Присутствие фтора до 5 ррт в сплаве Zr-2,5%Nb, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в этом сплаве на основе губчатого циркония

lg(V,rp) = 4,115 ■ lg (воз) - 42,826, а Кш - пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе из сплава Zr-2,5%Nb.

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения С увеличением отношения fR/fr скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение К1Н с уменьшением предела текучести сплава Zr-2,5%Nb сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности при коэффициенте интенсивности напряжений К,=15-25 МШ-Vm.

Улучшенные характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры (fR/fT > 0,75) и структурно-фазового состояния с наличием 0-Zr фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава Zr-2,5%Nb и дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплаваZr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe.

8 Ключевыми операциями для формирования необходимой текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления CANDU являются: закалка гильз из (а+Р)-области при температуре на 20-60 °С ниже фазового перехода (а+р)/р, с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 "С ниже перехода а/(а+р) для сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe или в (а+Р)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Zr-2,5%Nb и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+р) перехода. При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и Q-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не менее чем в 2 раза превосходит таковой на первом этапе.

Практическая ценность и реализация результатов работы

1 Разработаны схемы деформационной и термической обработки для изготовления улучшенных труб давления тяжёловодных реакторов CANDU с повышенным сопротивлением ЗГР, стабильно высокой вязкостью разрушения, однородной прочностью по длине, высокой коррозионной стойкостью и сопротивлением ползучести на уровне стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

2 Впервые в отечественной практике циркониевого производства реализовано в промышленных условиях изготовление полномасштабных труб давления CANDU по зарубежным спецификационным требованиям, предъявляемым к этим изделиям. Показана принципиальная возможность постановки на производство в условиях ОАО «ЧМЗ» труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления CANDU, выпускаемыми за рубежом.

3 Реализованный подход к разработке улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов CANDU может быть использован при совершенствовании отечественных труб топливных каналов РБМК с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами в обеспечение продления ресурса реакторов на срок более 40 лег.

4 Установленные количественные взаимосвязи характеристик ЗГР с пределом текучести, текстурой и вязкостью разрушения использованы при разработке моделей этого процесса разрушения в сплавах циркония и прогнозирования гидридного растрескивания циркониевых компонентов при эксплуатации в реакторе и в условиях сухого хранения отработавшего ядерного топлива.

Апробация работы и публикации

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на Российских и международных конференциях: Научно-практической конференции металловедов России (г. Москва, 2002 г.), 1 и 2-ой Евразийских научно-практических конференциях (г. Москва, 2002 г. и 2004 г.), 5-м международном симпозиуме, Вклад в исследование материалов для решения проблем, касающихся реакторов с водой под давлением, Фонтевро, Франция, 23-25 сентября 2002 г.

По теме диссертации опубликовано 5 работ и подготовлен патент на трубы из сплавов на основе циркония и способ их изготовления для правовой защиты изобретения на территориях России, Республики Корея и Канады.

Объём и структура работы

Результаты, полученные в диссертационной работе, изложены во введении, пяти главах и выводах по результатам работы.

Объем работы без учёта списка литературы 171 страница, в том числе рисунков 95, таблиц 20, библиография названий 146. Два приложения.

Основное содержание работы

1 Аналитический обзор литературы

Приведены условия эксплуатации и требования, предъявляемые к трубам давления тяжёловодных реакторов CANDU. Проанализированы основные характеристики этих труб, включая химический состав и схемы изготовления, структуру и текстуру, кратковременные механические свойства, коррозию, ползучесть и радиационный рост, вязкость разрушения, ЗГР и концепцию «течь перед разрушением». Рассмотрены направления совершенствования труб давления CANDU и обобщено современное состояние проблемы ЗГР сплавов циркония. По результатам аналитического обзора сделаны выводы и сформулированы задачи исследования.

2 Методы исследований

Изучение макро - и микроструктуры исследуемого материала проводили методами световой металлографии и электронной микроскопии. Металлографию структурного состояния осуществляли на оптических микроскопах НЕОРНОТ-4, МИМ-10 и других в светлом поле при увеличениях 200, 500, 800 крат. Структурные электронно-микроскопические исследования проводили с помощью электронного микроскопа высокого разрешения JEM - 2000 FXII при ускоряющем напряжении до 200 кВ и увеличениях от 2 до 200 тыс. крат.

Температуру фазового превращения из (а + р) в р область сплавов определяли методом дифференциального термического анализа на установке "Момент-2" по характерным точкам термограмм с точностью регистрации ± 5 "С путем прибавления поправки к температуре полиморфного превращения йодидного циркония: 862 °С + A t °С,

Механические испытания труб давления на одноосное растяжение и ударную вязкость, а также определение твердости проводили по методикам в соответствии с Государственными Стандартами России и ASTM.

Текстуру труб давления изучали методом построения прямых полюсных фигур (ППФ), путём построения и сшивки неполных прямых полюсных фигур (0002) a-Zr, полученных для трёх взаимно-перпендикулярных поверхностей образца (R,T,L). Рентгеновскую съёмку проводили в излучении Сг с использованием автоматического текстурного комплекса на базе дифрактометра ДРОН-ЗМ в соответствии с программой ТЕКСТУРА-Р.

Испытания на вязкость разрушения и ЗГР осуществляли при температуре 250 °С с использованием компактных образцов на растяжение шириной W=17 мм и усталостной трещиной от надреза в осевом направлении трубы.

Методика испытаний на вязкость разрушения заключалась в определении J-интеграла, как функции подроста трещины (Аа), построении J-R кривой и определении наклона кривой dJ/da, характеризующего сопротивление материала распространению трещины и принятого в качестве основного параметра вязкости разрушения для труб давления реактора CANDU.

Для испытаний на ЗГР образцы предварительно наводороживали до 60-100 ррт. Эксперименты осуществлялись с учётом гистерезиса растворимости водорода в цирконии и заключались в предварительном нагреве образцов до температуры растворения гидридов и последующего медленного охлаждения до температуры испытаний. Определение Кж производили методом снижения нагрузки после старта гидридной трещины при исходном К,» 15 -21 МПэ-Vm

Рост трещины в процессе обоих видов испытаний контролировали методом падения электропотенциала, либо с использованием источника постоянного тока - 15V и 6А, либо применяя новую («ноу-хау») разработку на основе обычного переменного тока сети.

Испытания на ползучесть при одноосном нагружении проводили при температуре 300 "С и напряжениях 80, 120 и 150 МПа, а также при 400 "С и напряжении 150 МПа на образцах, вырезанных в осевом направлении трубы. Расчёт скорости установившейся ползучести производили в интервале времени испытаний (1000-3000) часов.

Коррозионные автоклавные испытания осуществляли в воде при 350 °С и в паре при 400 "С по методикам, разработанным в соответствии с Международным стандартом ISO №10270 "Коррозия металлов и сплавов в водных средах".

3 Основные факторы ЗГР и вязкости разрушения труб давления из сплавов циркония

По единым методикам, основанным на стандартах ASTM и используемым в мировой практике, проведены сравнительные исследования вязкости разрушения и сопротивления ЗГР в необлучённых образцах труб давления CANDU и РБМК из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe, различающихся химическим составом, структурно-фазовым состоянием, текстурой и уровнем прочности.

Существенное влияние на вязкость разрушения труб давления из сплава Zr-2,5%Nb оказывает текстура. С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fr от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения труб давления dJ/da возрастают от 240,6 до 374,6 МПа с наиболее интенсивным изменением dJ/da при увеличении fR/fj до 0,75 (рисунок 1).

*«"т

Рисунок 1 - Зависимость вязкости разрушения dJ/da образцов труб давления из сплава Zr-2,5%Nb от отношения текстурных параметров fn/fr

Присутствие фтора до 5 ррт в сплаве Zr-2,5%Nb, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в сплаве на основе губчатого циркония.

Определяющим фактором, влияющим на скорость ЗГР циркониевых сплавов, является их прочность. Такие факторы, как химический состав, текстура и структурно-фазовое состояние сплава, по сравнению с прочностью, менее значимы. С уменьшением предела текучести циркониевого сплава в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания (тангенциальное направление трубы) скорость ЗГР линейно снижается (рисунок 2 а). Снизить прочность трубы давления в тангенциальном направлении, при сохранении требуемой прочности в осевом направлении трубы, можно за счёт формирования радиальной текстуры.

0.5 0.6 0.7 вя О 9 1Л 1.1 1-2 13 М

Снижение скорости ЗГР с уменьшением прочности сплава 2г-2,5%ЫЬ сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины. Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности (рисунок 2 б).

4 '

ч*

•-CANOU КПК *«итти»1я2

I'llKM ¿•1МСМ

(хмрммит.) «-«МкДОРШ»!

100 200 300 406 800 «00 700 Предалтшучвсш о^.ИПа

к,*15-29мпа^ м

расстояние ипду вороадвмиТ,,/«*

а) б)

Рисунок 2 - Зависимость скорости ЗГР от предела текучести в поперечном направлении труб давления реакторов CANDU и РБМК при температуре 250 °С (а) и соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести расстоянием между бороздками в изломе гидридной трещины сплава Zr-2,5%Nb (б)

Результаты исследований вязкости разрушения и скорости ЗГР подтверждают выводы аналитического обзора, что разработка усовершенствованных труб давления САКБи с повышенным сопротивлением ЗГР и стабильно высокими значениями вязкости разрушения, должна осуществляться в направлении создания в трубах радиальной текстуры, при условии сохранения других эксплуатационных характеристик на уровне стандартных труб давления САЖ)и.

4 Разработка схем деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САЩ)11

Усовершенствованные трубы давления для реактора САТ^ГОи по своим характеристикам должны удовлетворять требованиям, приведенным в таблице 1. Исходя из этого, выбраны циркониевые сплавы и разработаны схемы их деформационной и термической обработок. Таблица 1 - Основные требования к характеристикам усовершенствованных труб давления САЫЭи для обеспечения срока эксплуатации в реакторе более 30 лет

Характеристика Требуемое значение

1 Исходная концентрация водорода < 5 рргп

2 Замедленное гидридное растрескивание при 250 °С Кш в радиальном направлении трубы скорость ЗГР в осевом направлении трубы > 10 МПал/м < 710 8м/с

3 Вязкость разрушения <1Г/с1а при 250 °С > 250 МПа

4 Коррозия - 350 °С, вода - 400 °С, пар сравнимо со стандартной трубой

5 Ползучесть - в осевом направлении (3000 ч), 300 °С, 120 МПа сравнимо со стандартной трубой

6 Механические испытания на растяжение в осевом направлении при 300 °С - предел прочности - предел текучести - общее удлинение > 480 МПа > 330 Мпа > 12%

7 Распределение гидридов тангенциальное

В качестве основного циркониевого сплава для усовершенствованных труб давления С А N01! выбран сплав 2г-2,5%№> канадской спецификации, применяемый за рубежом для стандартных труб давления этого реактора. Изготовление опытных образцов усовершенствованных труб производилось на материале слитка плавки № 418-97, химический состав которого приведен в таблице 2. Обоснование выбора режима отжига после первой холодной прокатки труб из сплава 2г-2,5%МЪ проводилось на материале слитка плавки 278 - 99, изготовленного по спецификации для канальных труб РБМК (таблица 2).

Для разработки усовершенствованных труб давления САЫЭи использован также многокомпонентный циркониевый сплав 2г-1,2%5п-1%№>-0,35%Ре. Выбор этого материала для усовершенствованных труб давления объясняется тем, что изделия из сплава Ъг-1,2%8п-1 %№>-0,35%Ре обладают высоким сопротивлением радиационному росту, ползучести и коррозии. Опытная проработка схем деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления из этого сплава осуществлялась на материале слитка № 420-98, а изготовление полномасштабной усовершенствованной трубы давления производилось из материала слитка № 300-98 Химические составы обоих слитков приведены также в таблице 2.

Таблица 2 - Химический состав слитков из сплавов 2г-2,5%№> и Тт-1,2%8п-1 %ЫЪ-0,35%Ре для усовершенствованных труб давления

Сплав Zr-2,5%Nb, Сплав 2г-1,2%8п-1%ГЧЪ-0,35%Ре, Сплав Zr-2,5*/.Nb,

№418-97* №420-98 №300-98 №278-99

Элементы Содержание Требуемое Содержание Содержание Требуемое Содержание Требуемое

элементов содержание элементов элементов содержание элементов тт- содержание

тш-тах тах тт-тах тт-тах тах тах шах

Nb, % вес 2,64-2,69 2,5-2,8 0,90-1,06 0,98-1,01 0,9-1.2 2,6-2,7 2,4-2,7

О, % вес 0,108-0,129 0,100-0,130 0,070-0,088 0,078-0,089 0,050-0,120 0,070 0,100

Fe, % вес 0,050-0,051 0,065 0,36-0,41 0,32-0,36 0,30-0,47 0,023-0,031 0,050

Sn, % вес - 0,01 1,23-1,29 1,22-1,27 1,10-1,42 <0,01 0,05

Si, ppm 26-48 100 110-140 72-93 200 <40 200

С, ppm 42-57 125 11-18 49-61 200 <10 200

Hf, ppm 120-130 50 60-68 38-41 100 380-400 500

Ni, ppm 21-28 35 32-36 18-22 70 30-36 200

Al, ppm - 75 31-35 <30 75 <30 80

Cl, ppm - 1 <7 <7 1 <7 30

H, ppm - 5 0,7-1,8 3,0 <5 - -

Pb, ppm - 50 <50 <50 50 <30 50

Mn, ppm - 50 3,043 <3,0 50 <3,0 20

Mo, ppm - 50 31-32 <30 50 <30 50

N, ppm - 65 39-48 30-40 65 24-30 60

Ti, ppm - 50 30-31 <30 50 <30 50

Cr, ppm - 100 30-36 <30 200 <30 200

F.ppm 1,2-2,5 3 <30 <30 30 <30 30

P, ppm - 10 7 - 50 - -

Примечание: * Из-за повышенного содержания Ш в слитке химический анализ на другие примесные элементы не проводился. По

статистике содержание примесных элементов в слитках из сплава 7г-2,5%1ЧЬ, производимых ЧМЗ, значительно ниже допустимых спецификацией значений. Детальный химический анализ на все примесные элементы по требованиям спецификации проведён на материале готовой трубы.

Разработка схем деформационной и термической обработки опытных образцов труб давления CANDU с улучшенными эксплуатационными свойствами производилась с учетом следующего:

- за основу взят принцип подхода к процессу изготовления труб технологических каналов РБМК, являющийся наиболее близким по достигаемому результату к цели настоящей работы. На сегодняшний день трубы РБМК по уровню вязкости разрушения и сопротивлению ЗГР существенно превосходят аналогичные характеристики для стандартных труб давления CANDU, но значительно уступают им по прочности и сопротивлению ползучести;

- схемы изготовления опытных труб давления разработаны таким образом, чтобы можно было использовать существующее на ОАО ЧМЗ технологическое оборудование и действующую практику оценки качества таких изделий.

Опробованные схемы деформационной и термической обработки при изготовлении труб включают в себя следующие основные операции:

- горячую обработку давлением слитков в р - области на стане винтовой прокатки;

- гомогенизирующую р - закалку заготовки с температуры 1010 °С, использованную в одном из вариантов изготовления опытных труб из сплава Zr-2,5%Nb;

- выдавливание заготовок в гильзы в (а+Р) - области;

- закалку гильз из р - области с температуры на 20-60 "С выше перехода а+р/р, а также из (а+Р)-области с температур на 20-60 "С ниже перехода а+р/р с последующим отпуском в а-области;

- холодную прокатку в два этапа с общей деформацией более 70 % и Q-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не менее чем в 2 раза превосходит таковой на первом этапе;

- промежуточную термообработку в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплавов Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe и Zr-2,5%Nb или в (а+Р)-области при температуре на 30-130 "С выше перехода а/(а+Р) для сплава Zr-2,5%Nb;

- окончательную термообработку в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже перехода а/(а+Р).

Опробование двух схем изготовления опытных образцов труб давления из сплава Zr-2,5%Nb и двух схем из сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe показало, что ключевыми операциями предложенных технологий, формирующих структуру и свойства готовых труб, являются закалка заготовки из Р -области и закалка выдавленных гильз из р или (а+Р)-областей, с последующими холодными прокатками, промежуточными а- или (а+Р)- термообработками и окончательными а-отжигами.

С практической точки зрения наибольший интерес для труб давления представляют структуры, формирующиеся в схемах с (а+Р) - закалкой гильз, которые показали себя более технологичными. Применение Р - закалки гильз при изготовления труб давления осложняет холодный прокат из-за высокой твердости материалов и сохранения наследственных границ Р-зерен, что приводит к снижению технологичности и повышает вероятность образования микротрещин. Однако использование р - закалки на заготовке перед горячим выдавливанием способствует гомогенизации сплава и формированию более однородной и дисперсной микроструктуры материала в процессе выдавливания гильзы, что в целом улучшает свойства готовых труб.

Наиболее ярко роль (а+Р)-закалки гильз в схемах изготовления труб давления из обоих сплавов проявляется при использовании в процессе холоднопрокатного передела промежуточного а-отжига, когда сформированный закалкой тип структуры с зёрнами а„ст -фазы и превращенной а -фазы сохраняется до готового изделия. Отжиг между прокатками в (а+Р) - области для сплава Zr-2,5%Nb изменяет этот тип структуры на другой, который затем сохраняется и в готовой трубе после конечных технологических операций.

Тип структуры, получаемый в схеме с (а+Р)-закалкой гильзы из сплава Zr-2,5%Nb и промежуточным отжигом в (а+Р)-области, напоминает структуру стандартных труб давления CANDU, но по сравнению с ними в опытной трубе пластины а - Zr и прослойки р - Zr фазы более крупного размера. При таком структурном состоянии труба имеет, по сравнению со стандартной,

более радиальную текстуру и, как следствие, высокие значения вязкости разрушения и более низкую скорость ЗГР, при сравнимых сопротивлениях коррозии и ползучести (таблица 3).

Тип структуры, который формируется в трубе из сплава 2г-2,5%№ с (а+Р)-закалкой гильзы и отжигом между прокатками в а - области, похож на структурное состояние труб РБМК с ТМО -обработкой, но при этом в опытной трубе давления структура существенно более дисперсная Значения вязкости разрушения, сопротивления ЗГР и особенно коррозионной стойкости трубы с такой структурой даже более высокие, однако по сопротивлению ползучести она заметно уступает опытной трубе с промежуточным (а+р)-отжигом и стандартной трубе давления САМГШ (таблица 3)

На основании полученных результатов по наиболее важным характеристикам из двух вариантов схем изготовления опытных труб давления из сплава гг-2,5%№> с различными режимами промежуточной термообработками для изготовления полномасштабных усовершенствованных труб давления выбран техпроцесс с отжигом между прокатками в (а+Р) - области.

Для структурного состояния опытной трубы из сплава 7 г-1,2%5п-1 %№>-(),3 5%Ре, изготовленной по схеме с (а+Р) - закалкой гильзы и отжигом между прокатками в а - области, характерно наличие вытянутых зёрен а,хг^г фазы, пластин превращённой а - фазы и равномерно распределенных интерметаллидов, средний размер которых не превышает 0,05 мкм. Материал с таким структурным состоянием имеет ярко выраженную радиальную текстуру, высокую стойкость к ЗГР, однородность механических свойств по длине трубы и близкие к уровню стандартной трубы давления CANDU значения вязкости разрушения и сопротивления ползучести (таблица 3).

Тачим образом, результаты изготовления и исследований опытных образцов труб давления из сплавов 2т-2,5%ЫЬ и 7г-1,2%8п-1%М)-0,35%Ре показали, что поставленной в работе цели отвечают разработанные схемы деформационной и термической обработки с закалками заготовок из р-области и выдавленных гильз из (а+Р)-области с последующими холодными прокатками и промежуточными отжигами в (а+Р)-области для трубы из сплава 2т-2,5%ИЬ и в а-области для трубы из сплава Хт-1,2%8п-1%ЫЬ-0,35%Ре и окончательным отжигом для труб из обоих сплавов в а - области.

Разработанная для сплава 2г-2,5%№ схема деформационной и термической обработки с промежуточным отжигом в а-области может быть рекомендована для труб топливных каналов реактора РБМК, для которых требования по сопротивлению ползучести менее жёсткие, чем для труб давления САКОи, но необходима высокая коррозионная стойкость, а также стабильность и однородность структурного состояния и свойств по длине трубы и, в целом, от трубы к трубе.

На примере опытной трубы из многокомпонентного сплава однородность структуры и свойств по длине трубы разработанной схемой обработки с (а+Р) - закалкой гильзы и отжигом между прокатками в а - области, обеспечивается. При этом, в сочетании с применением сплава 2г-2,5%МЬ с более высоким содержание железа, чем в штатным сплаве для труб РБМК, материал трубы имеет более высокую коррозионную стойкость. Высокие и стабильные значения вязкости разрушения труб за счёт радиальной текстуры сохраняются, так же как и сопротивление ЗГР, уровень которого будет в соответствии с рисунком 2 а определяться прочностью материала труб. Требования по прочности для труб давления РБМК ниже, чем для труб давления САОТЭи, и характеризуются значением предела прочности при 350 °С ств > 294 МПа. При таких требованиях по прочности температура окончательного отжига в а - области для труб РБМК будет выше, что сформирует в разработанной трубе более рекристаллизованное структурное состояние, которое обеспечит более высокие коррозионную стойкость и сопротивление ползучести, что добавляет конкурентоспособности разработке применительно к трубам давления РБМК.

Таблица 3 - Характеристики опытных образцов труб давления CANDU из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe

Сплав, схема изготовления гг-2,5%1Ч'Ь Схема с промежуточным (а+Р) отжигом гг-2,5%1ЧЬ Схема с промежуточным а-отжигом гг-1,2%8п-1 %М>-0,35%Ре Схема с промежуточным а-отжигом гг-2,5%>Ь Стандартная труба

Структурно-фазовое состояние Удлиненные вдоль оси трубы о.-7л зерна и Р -Ъх прослойки (~ 15 % объема) Вытянутые вдоль оси трубы остаточные а- Zr зерна (~ 20 % объема) и мелкодисперсные превращенные пластинчатые а-Ът зерна с выделениями 3 - № фазы Вытянутые вдоль оси трубы остаточные а-Тх зерна (~20 % объема) и мелкодисперсные превращенные пластинчатые а-2х зерна с выделениями интерметаллидов гг-^-Ре Сильно вытянутые вдоль оси трубы пластинчатые а.-7х зерна, разделенные тонкими §-Ъх прослойками

Характеристика текстуры ШМ 0,88 1,29 1,11-1,19 0,56-0,63

Скорость ЗГР при 250 "С, (м/с) (3,2-3,б)х108 (1,5-2,3)х10"8 (2,5-3,2)х10"8 (8,0-10,0)х10"8

Вязкость разрушения при 250 °С, (<И/с1а), МПа 342,61 374,04 270,40 240,6-311,04

Скорость ползучести при 300 °С и 120 Мпа (%/час) 2,5x10'5 5,8x10"5 -3,0x105 2,6х10"5

Реализация в промышленных условиях рекомендованной схемы деформационной и термической обработки с (сс+|3) - закалкой гильзы и отжигом между прокатками в а - области для труб топливных каналов РБМК из сплава 2г-2,5%ЫЬ подтвердила ожидаемые результаты по стабилизации структурного состояния и свойств труб в обеспечение продления ресурса отечественных реакторов на срок более 40 лет.

5 Опытно-промышленное изготовление и характеристики полномасштабных

усовершенствованных труб давления СА№и

По разработанным схемам деформационной и термической обработки изготовлены полномасштабные трубы давления САМ)и из сплавов 2г-2,5%ЫЬ и гг-1,2%8п-1%ЫЪ-0,35%Ре.

Заводской контроль качества полномасштабных усовершенствованных труб давления по зарубежной спецификации показал, что по основным контролируемым параметрам усовершенствованные трубы из сплавов 2г-2,5%№> и Ъх-1,2%5п-1 %№>-0,35%Ре удовлетворяют предъявляемым к трубам САЫЭи требованиям.

Исследования усовершенствованных труб давления выявили либо их преимущество по основным характеристикам над стандартными трубами давления САЫОи, либо одинаковый уровень свойств с этими трубами.

Механические свойства усовершенствованных труб давления по длине через 1 метр удовлетворяют выставленным требованиям с разбросом значений пределов прочности и текучести не более 10% от средних значений по трубе.

Текстура усовершенствованных труб давления, в сравнении с текстурой стандартных труб давления САЫПи, характеризуется более высокими значениями Г-параметров Кернса в радиальном направлении Соотношение текстурных параметров fR/fг для усовершенствованной трубы из сплава 7г-2,5%№> составляет 0,75-0,82, а для трубы из сплава гг-1,2%8п-1 %№>-0,35%Ре более 0,92.

Структурные металлографические и электронно-микроскопические исследования улучшенных труб давления показали достаточно однородное их структурно-фазовое состояние по длине труб, с более дисперсным выделением частиц интерметаллидов на не маркированном конце трубы из многокомпонентного сплава.

Распределение гидридов в усовершенствованных трубах имеет преимущественно тангенциальную ориентировку с отсутствием радиальных гидридов.

Скорость ЗГР в усовершенствованных трубах давления в 2-3 раза ниже, а Кщ в радиальном направлении в 1,5-1,9 раза больше, чем в стандартной трубе давления СА^и, что удовлетворяет требованиям по скорости ЗГР < 7x10"8 м/с и Кщ > 10 МПа^м (рисунок 3).

Вязкость разрушения усовершенствованной трубы давления из сплава 2г-2,5%№> стабильно с существенным запасом удовлетворяет требованию (Ц/(1а>250 МПа при 250 °С и составляет в среднем ~ 340 МПа, что как минимум на 10% выше значений вязкости разрушения стандартной трубы давления СА^и. Для трубы из сплава Ъх-1,2%8п-1 %ЫЬ-0,35%Ре вязкость разрушения соответствует требованию для структурного состояния с дисперсным распределением интерметаллидов.

Скорость осевой термической ползучести усовершенствованных труб давления сопоставима со скоростью ползучести стандартной трубы давления САЫБи.

В воде 350 °С коррозионные привесы образцов улучшенных труб давления из сплавов Ъх-2,5%МЪ и Ъх-1,2%5п-1 %ЫЬ-0,35%Ре, соответственно, в 1,2 и 1,5 раза меньше, чем привесы образцов стандартной трубы давления СА1^ГОи. И в паре 400 °С по сравнению со стандартной трубой привесы образцов усовершенствованной трубы из сплава 2г-2,5%№> в 1,5 раза меньше.

250 °С

03.00E-08 2,(ЮЕ-08 1.00Е-08 О.ООЕ+ОО

Стандарт CANDU

Zr-2,5%Nb

if "S

Стандарт • CANDU ю Zr-2,5%Nb ^ n

т-2

Рисунок 3 - Скорость ЗГР в осевом и К!Н в радиальном направлении

усовершенствованных труб давления из сплавов Zr-2,5 %Nb и Zr-1,2 %Sn-l %Nb-0,35 %Fe при 250 °C

Взаимосвязь текстуры и предела текучести циркониевых сплавов с вязкостью разрушения и

сопротивлением ЗГР

Выше (раздел 3) показано, что текстура и предел текучести играют определяющую роль в вязкости разрушения и сопротивлении ЗГР труб давления из циркониевых сплавов. Полученные результаты исследований полномасштабных усовершенствованных труб давления CANDU и дополнительные эксперименты на образцах труб РБМК не только подтверждают выявленные закономерности, но и позволяют получить новые зависимости, которые в опубликованной литературе по сплавам циркония не встречались.

Например, данные по вязкости разрушения для усовершенствованной трубы давления из сплава Zr-2,5%Nb хорошо вписываются в зависимость параметра dJ/da от величины отношений долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fT.

Для сплава интерметаллидного типа Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe влияние текстуры на вязкость разрушения перекрывается особенностями структурно-фазового состояния сплава, а именно размером и плотностью распределения (р) частиц интерметаллидов в матрице. С увеличением р от 0,9 Ю"20 м"3 до 1,510'20 м'3 значения dJ/da увеличиваются линейно с 220 МПа до 270 МПа при 250 °С, что согласуется с ранее опубликованными для сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe зависимостями ударной вязкости и критического раскрытия трещины от расстояния между частицами.

Результатами для усовершенствованных труб давления и дополнительными экспериментами для штатных труб РБМК подтверждается линейная зависимость скорости ЗГР от предела текучести циркониевых сплавов в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания, независимо от состава сплава и его структурного состояния (рисунок 4). Этой зависимости удовлетворяют и опубликованные данные по скорости ЗГР для облучённых труб

давления CANDU из сплава Zr-2,5%Nb, облучённых оболочек твэлов из сплава циркалой-2 и необлученных оболочек твэлов из сплавов Zr-l%Nb и циркалой-4, что указывает на её определённую универсальность, подчиняющуюся соотношению: lg(V3rp) = 4,115 ■ Ig (сто.2) - 42,826

При сопоставимом уровне предела текучести в тангенциальном направлении трубы из циркониевого сплава наблюдается взаимосвязь скорости ЗГР с текстурой (рисунок 5), при этом скорость роста трещины линейно снижается с увеличением значений отношения текстурных параметров fR/fr независимо от состава и структуры сплава, как и в случае взаимосвязи с пределом текучести.

Эксперименты по определению Кщ для образцов труб давления с различным уровнем прочности, на которых определялась и скорость ЗГР, позволили получить для сплава Zr-2,5%Nb линейную зависимость увеличения Кш с уменьшением предела текучести (рисунок 6 а), что приводит к линейному соотношению между скоростью ЗГР и Кш для осевого направления движения трещины в трубе давления (рисунок 6 б).

Зависимость Кш от текстуры хорошо известна, но в основном для сплава Zr-2,5%Nb. Полученные результаты по Кш на компактных образцах труб давления близкого уровня прочности (чтобы исключить наиболее значимый фактор - предел текучести) показывают существенное различие в зависимости Кш от отношения текстурных параметров fR/fT для сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe (рисунок 7 а) Такое различие в поведении сплавов объясняется их различием в характеристиках вязкости разрушения (рисунок 7 б).

Выводы

1 С применением единых методик, основанных на стандартах ASTM и используемых в мировой практике, проанализированы вязкость разрушения и сопротивление ЗГР труб давления реакторов канального типа из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe с различным составом, структурно-фазовым состоянием, текстурой, уровнем прочности и определены основные факторы - текстура и предел текучести, обеспечивающие этим изделиям высокую ' вязкость разрушения и стойкость к ЗГР.

2 С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fr от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения dJ/da при 250 °С для труб давления из сплава Zr-2,5%Nb возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении fR/fT до 0,75.

Вязкость разрушения труб давления из сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe, помимо текстуры, существенно зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице. С увеличением плотности распределения частиц в 1,7 раза вязкость разрушения при 250 "С линейно повышается на 20 %.

4 Независимо от состава и структурно-фазового состояния циркониевого сплава с уменьшением его предела текучести в направлении нормали к плоскости гидридиого растрескивания скорость ЗГР линейно снижается и при 250 'С описывается соотношением:

lg(V3r?) = 4,115 -lg (00,2)-42,826, а Кш линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе из сплава Zr-2,5%Nb.

Р-0.96

- облученные трубы давления 1 /АЭТЫ ЭТТ 1245/

П - необлученные оболочечные трубы из сплава г1гса1оу-4 /АБТМ, 2004/

- облученные оболочечные трубы из сплава Х1гса1оу-2 / АвТМ, 2004/

г—1 - оболочечные трубы из сплава 2г-1 %№/ АБТМ, 2004, МОМ-2002/

остальные точки - результаты настоящей работы для труб давления САМЗи и РБМК

ом,ип.

Рисунок 4 - Зависимость скорости ЗГР от предела текучести в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания циркониевых сплавов

1Е-7

10 (Узп.) = -1,48 (Мт) -15,8

Л ТМО-1

2т - 2,5%МЬ

■ -гг- 1,2%8п-1%МЬ-035%Ре

—I— 0.8

1Л

Га/Гт

Рисунок 5 - Зависимость скорости ЗГР от текстуры труб давления из циркониевых сплавов при 250 °С

Kiü

МГЫм

200

Zr-2.5%Nb

300 400

а„л, МПа

500

1Е-7

1Е-9

10 12 14 16 К ,МПа V и

18 20

а)

б)

Рисунок 6 - Зависимость Кш от ао,г (а) и скорости ЗГР от Кш (б) для труб давления из сплава гг-2,5%№> при 250 "С

Kih. МПа^м

К1И1

МПа^м

Zr - 2.5% Nb

Zr-1.2%Sn-1%Nb-0.35%F»

Ulfr

а)

Вязкость разрушения, dJ/da

б)

Рисунок 7 - Зависимость Кш от текстуры (а) и параметра вязкости разрушения dJ/da (б) для труб давления из циркониевых сплавов

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением параметра fp/fr скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение К1Н с уменьшением предела текучести сплава Zr-2,5%Nb сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности с коэффициентом корреляции R=0.97 при интенсивности напряжений К|=15-25 МШ-Vm.

7 Разработаны усовершенствованные трубы давления из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe для тяжёловодных реакторов CANDU с повышенным сопротивлением ЗГР и однородной прочностью по длине, стабильно высокими вязкостью разрушения и коррозионной стойкостью для трубы из сплава Zr-2,5%Nb и сопротивлением ползучести на уровне стандартной трубы давления. Улучшенные характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры (fR/fr > 0,75) и структурно-фазового состояния с наличием P-Zr фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава Zr-2,5%Nb, а также дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Zr-1,2%Sn-1 %Nb-0,35%Fe.

8 Ключевыми операциями для формирования текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления CANDU являются: закалка гильз из (а+р)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+р)/р с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe или (а+Р)-областн при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Zr-2,5%Nb и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+Р) перехода При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и Q-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не мене чем в 2 раза превосходит таковой на первом этапе.

9 Изготовлением в промышленных условиях ОАО «ЧМЗ» полномасштабных усовершенствованных труб давления CANDU из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe показана принципиальная возможность постановки на производство труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления CANDU, выпускаемыми за рубежом.

10 Реализованный подход к разработке улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов CANDU рекомендован к использованию при совершенствовании отечественных труб топливных каналов РБМК с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами в обеспечение продления ресурса реакторов на срок более 40 лет

Основное содержание диссертации отражено в следующих публикация!:

1 Маркелов В.А., Желтковская Т.Н., Цвелёв В.В., Целшцев A.B., Кузьменко Н.В., Актуганова E.H., Вдовенко И.Н., Юкаева О.В. Вязкость разрушения сплава Zr-2,5%Nb с основой из йодидного и электролитического циркония. // Сборник тезисов докладов 1-ой Евразийской научно-практической конференции,- г. Москва.- 2002.

2 Markelov V.A., Aktuganova E.N., Zheltkovskya T.N., Tsvelev V.V., Tselischev A.V., Kuz'menko N.V., Vdovenko I.N., Yukaeva O.V. Fracture Toughness and Delayed Hydride Cracking of Zr-Alloys for CANDU and RBMK Pressure Tubes // Proceedings of the International Symposium Fontevraud 5.-Contnbution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressurized Water reactors.- 2002,- volume 1 .-P. 493-503.

3 Маркелов B.A., Актуганова E.H., Желтковская Т.Н, Цвелёв В В, Солдатов А.И., Кузьменко Н.В., Юкаева О.В Замедленное гидридное растрескивание труб давления и оболочек твэлов из сплавов циркония. // Материала научно-практической конференции материаловедческих обществ России «Новые функциональные материалы и экология».- 26-29 ноября 2002.- С. 92-93

4 Маркелов В.А., Актуганова E.H., Желтковская TH., Цвелёв В.В., Целшцев A.B., Кузьменко Н.В., Вдовенко И.Н., Юкаева О В. Вязкость разрушения и замедленное гидридное растрескивание труб давления из сплавов циркония реакторов канального типа. // Журнал Вопросы атомной науки и техники, серия: Материаловедение и новые материалы, выпуск 1 (61), Москва, 2003 с.39-56.

5 Маркелов В.А, Актуганова E.H., Желтковская Т Н., Цвелёв В.В , Шишов В Н., Целищев A.B., Кузьменко Н.В., Шевнин Ю П., Юкаева О В Влияние различий в текстуре и структурно-фазовом состоянии на вязкость разрушения и замедленное гидридное растрескивание труб давления из циркониевых сплавов. // Сборник тезисов докладов 2-ой Евразийской научно-практической конференции. - Москва. -2004.

Формат 60 х 90 V, Объем 1,3 п.л.

Тираж 100 экз. Заказ 514

Отпечагано с готовых оригинал-макетов в типографии Издательства «Учеба» МИСиС, 117419, Москва, ул. Орджоникидзе, 8/9 ЛР№01151 от 11.07.01

\ Í

f I

! I

РНБ Русский фонд

2006-4 2900

17 СЕН 2004

Оглавление автор диссертации — кандидата технических наук Актуганова, Елена Николаевна

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1 АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Условия эксплуатации и требования, предъявляемые к трубам давления САШи

1.2 Основные характеристики труб давления САЫБи

1.2.1 Химический состав и схема изготовления

1.2.2 Структура и текстура

1.2.3 Кратковременные механические свойства

1.2.4 Коррозия

1.2.5 Ползучесть и радиационный рост

1.2.6 Вязкость разрушения

1.2.7 ЗГР и концепция "течь перед разрушением "

1.3 Направления совершенствования труб давления САКОи

1.4 Современное состояние проблемы ЗГР сплавов циркония

1.5 Выводы по аналитическому обзору

1.6 Постановка задачи исследования

Глава 2 МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

2.1 Определение содержания легирующих и примесных элементов

2.2 Определение температуры полиморфного превращения

2.3 Металлография и электронная микроскопия

2.4 Определение текстуры

2.5 Механические испытания

2.6 Испытания на ЗГР

2.7 Испытания на вязкость разрушения

2.8 Испытания на ползучесть

2.9 Коррозионные испытания

Глава 3 ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ ЗГР И ВЯЗКОСТИ РАЗРУШЕНИЯ

4 ТРУБ ДАВЛЕНИЯ ИЗ СПЛАВОВ ЦИРКОНИЯ

3.1 Исследуемый материал

3.2 Влияние текстуры на вязкость разрушения

3.3 Скорость ЗГР в зависимости от состава, структуры и уровня прочности

Введение 2004 год, диссертация по металлургии, Актуганова, Елена Николаевна

Будущее российской и мировой атомной энергетики, доля которой в общемировом потреблении электроэнергии составляет 17 %, связывается со снижением затрат и сроков на строительство новых, более мощных реакторов с высоким уровнем безопасности, и продлением ресурса уже действующих атомных электростанций (АЭС) /1, 2/. К числу таких станций относятся и АЭС с реакторами канального типа - российским легководным реактором РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) и канадским тяжёловодным реактором CANDU (CANada Deiterium Uranium). В настоящее время реакторы РБМК эксплуатируются в России (11 блоков) и Литве (2 блока). Реакторы CANDU, на которых базируется ядерная энергетика Канады (22 блока), нашли более широкое распространение и используются в таких странах как Индия (6 блоков), Республика Корея (4 блока), Пакистан, Аргентина, Китай и Румыния (по 1 блоку). И если в России после аварии на Чернобыльской АЭС не предусматривается развитие реакторов РБМК, то в Канаде, помимо продления сроков эксплуатации имеющихся реакторов CANDU, решаются задачи и по разработке более энергоёмких и конкурентоспособных ядерных установок этого типа, обеспечивающих надёжность и безаварийность. Так в лаборатории Atomic Energy of Canada Limited (AECL) разработан проект реакторов CANDU нового поколения - ACR-700 (Advanced CANDU Reactor), мощностью 700 МВт эл, который появится на рынке в 2005 г. и ведутся работы по созданию реактора ACR-1000. По оценкам AECL, содержание тяжёлой воды в реакторе будет снижено и стоимость капитальных затрат уменьшится на 40% /3/.

Важнейшим элементом конструкции канальных реакторов являются трубы давления, от целостности которых зависит нормальная эксплуатация и безопасность АЭС. Проектный ресурс эксплуатации труб давления в реакторах CANDU составляет более 30 лет /4/. Исходя из этого, к ним предъявляются определённые требования по прочности, сопротивлению формоизменению, склонности к наводороживанию при коррозии, вязкости разрушения и замедленному гидридному растрескиванию (ЗГР) /4, 5/.

Облучение и наводороживание труб давления в процессе эксплуатации в водородосодержащих средах приводит к повышению склонности материала труб к хрупкому разрушению, что существенно ограничивает срок их службы. При общей высокой надёжности реакторов CANDU наблюдаются случаи повреждений труб давления, приводящие к преждевременной их замене. Основной причиной такой деградации труб давления в реакторах CANDU является гидрирование и растрескивание по механизму ЗГР.

В связи с этим задача повышения стойкости к ЗГР труб давления CANDU в обеспечение проектного ресурса их эксплуатации является актуальной, над решением которой занимаются не только в лаборатории AECL, но и в других странах, например, в Республике Корея, где, как указано выше, эксплуатируются 4 тяжёловодных реактора этого типа.

Учитывая опыт в разработке труб давления для реакторов РБМК и наличие в России соответствующей базы для опытно-промышленного опробования в заводских условиях изготовления полномасштабных труб, Корейский исследовательский институт атомной энергии (КАЕРИ) предложил участвовать в разработке улучшенных труб давления САЫОи с повышенным сопротивлением ЗГР российским предприятиям ФГУП ВНИИНМ и ОАО «Чепецкий механический завод». Работа осуществлялась в рамках сотрудничества между Министерством науки и технологии Республики Корея и Минатомом России по проекту МНТЦ №1635р.

Целью работы являлась разработка улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов САЫБи с повышенным сопротивлением ЗГР и всеми другими свойствами на уровне, как у стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb, для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

В задачи работы входило определение основных факторов, определяющих высокие значения вязкости разрушения и сопротивления ЗГР труб давления из сплавов циркония и выявление количественных взаимосвязей этих характеристик с составом, структурой, текстурой и уровнем прочности материала труб.

Немаловажно было оценить возможность использования для канальных труб РБМК разработанного подхода к схемам деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САИБи в обеспечение однородности структурного состояния и свойств труб топливных каналов РБМК с целью продления ресурса эксплуатации этого реактора до 40 лет и более.

Научная новизна

2 С ростом величины отношения долей нормалей к базисным плоскостям в радиальном и тангенциальном направлениях fR/fr от 0,57 до 1,29 значения вязкости разрушения (Шс1а при 250 °С для труб давления из сплава 2г-2,5%ИЬ возрастают в 1,6 раза с 240 МПа до 375 МПа с наиболее интенсивным изменением этого параметра в 1,4 раза при увеличении fR/fтДO 0,75.

Вязкость разрушения труб давления из сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe, помимо текстуры, зависит от дисперсности интерметаллидов в матрице. С увеличением плотности распределения частиц в 1,7 раза вязкость разрушения при 250 °С линейно повышается на 20 %.

3 Присутствие фтора до 5 ррш в сплаве 2г-2,5%ИЬ, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в этом сплаве на основе губчатого циркония

1оё(УЗГр) = 4,115 • 1оё(а0,2)-42,826, а Кш - пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе.

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением отношения текстурных параметров Гя/Тт скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение Кш с уменьшением предела текучести сплава Ъх-2,5%№> сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины. Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности с коэффициентом корреляции 11=0,97 при интенсивности напряжений К1=15-25 МПа-^м.

7 Разработаны усовершенствованные трубы давления из сплавов 2г-2,5%№> и гг-1,2%8п-1%№>-0,35%Ре для тяжёловодных реакторов САИОи с повышенным сопротивлением ЗГР и однородной прочностью по длине, стабильно высокими вязкостью разрушения и коррозионной стойкостью для трубы из сплава Хх-2,5%ЫЪ и сопротивлением ползучести на уровне стандартной трубы давления. Улучшенные характеристики усовершенствованных труб обеспечиваются формированием в них радиальной текстуры ^/Тт > 0,75) и структурно-фазового состояния с наличием фазы объёмной долей 10-20 % в трубе из сплава Zт-2,5%NЪ и дисперсно-распределённых выделений интерметаллидов средним размером не более 0,05 мкм в трубе из сплава Ъх-У ,2%8п-1%ЫЬ-0,35%Ге.

8 Ключевыми операциями для формирования необходимой текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления САИОи являются: закалка гильз из (а+Р)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+р)/р с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплава 7л-1,2%8п-1 %ЫЬ-0,35%Ре или (а+Р)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Хх-2,5%НЪ и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+Р) перехода. При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и (^-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не мене чем в 2 раза превосходит таковой на первом' этапе.

Практическая ценность

1 Разработаны схемы деформационной и термической обработки для изготовления улучшенных труб давления тяжёловодных реакторов САЫБи с повышенным сопротивлением ЗГР, стабильно высокой вязкостью разрушения, однородной прочностью по длине, высокой коррозионной стойкостью и сопротивлением ползучести на уровне стандартных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb для обеспечения службы в реакторе этих изделий на срок более 30 лет.

2 Впервые в отечественной практике циркониевого производства реализовано в промышленных условиях изготовление полномасштабных труб давления САЫБи по спецификационным требованиям, предъявляемым к этим изделиям. Показана принципиальная возможность постановки на производство в условиях ОАО «ЧМЗ» труб такой номенклатуры с улучшенными характеристиками, по сравнению со стандартными трубами давления САЫБи, выпускаемыми за рубежом.

3 Реализованный подход к разработке улучшенных труб давления из сплавов циркония для тяжёловодных реакторов САИБи может быть использован при совершенствовании отечественных труб топливных каналов РБМК с получением изделий со стабильной структурой и однородными свойствами в обеспечение продления ресурса реакторов на срок более 40 лет.

Заключение диссертация на тему "Разработка труб давления из сплавов циркония с улучшенными характеристиками для тяжеловодных реакторов канального типа"

выводы

1 С применением единых методик, основанных на стандартах ASTM и используемых в мировой практике, проанализированы вязкость разрушения и сопротивление ЗГР труб давления реакторов канального типа из сплавов Zr-2,5%Nb и Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe с различным составом, структурно-фазовым состоянием, текстурой, уровнем прочности и определены основные факторы - текстура и предел текучести, обеспечивающие этим изделиям высокую вязкость разрушения и стойкость к ЗГР.

3 Присутствие фтора до 5 ррш в сплаве Zr-2,5%Nb, изготовленном на основе смеси электролитного и йодидного циркония, не влияет на вязкость разрушения материала труб давления, в отличие от хлора в этом сплаве на основе губчатого циркония

4 Независимо от состава и структурно-фазового состояния циркониевого сплава с уменьшением его предела текучести в направлении нормали к плоскости гидридного растрескивания скорость ЗГР линейно снижается и при 250 °С описывается соотношением: log(V3rp) = 4,115 • log (стод) - 42,826, а Кш - пороговый коэффициент интенсивности напряжений ЗГР - линейно возрастает при осевом движении трещины в трубе.

5 При сопоставимом уровне прочности сопротивление ЗГР циркониевых сплавов определяется текстурой и вязкостью разрушения. С увеличением отношения текстурных параметров fR/fT скорость ЗГР линейно снижается, независимо от состава и структуры сплава, а Кш возрастает и зависит от вязкости разрушения материала.

6 Снижение скорости ЗГР и увеличение Кш с уменьшением предела текучести сплава Zr-2,5%Nb сопровождается увеличением межбороздчатого расстояния в изломе гидридной трещины. Соотношение между скоростью ЗГР и нормированным на предел текучести межбороздчатым расстоянием подчиняется линейной закономерности с коэффициентом корреляции R=0,97 при интенсивности напряжений Kj=15-25 МПа-VM.

8 Ключевыми операциями для формирования текстуры и структурно-фазового состояния материала в схемах деформационной и термической обработки усовершенствованных труб давления CANDU являются: закалка гильз из (а+Р)-области при температуре на 20-60 °С ниже перехода (а+р)/р с последующим снятием напряжений в а-области, холодная прокатка с промежуточной термообработкой в а-области при температуре на 80-130 °С ниже перехода а/(а+Р) для сплава Zr-l,2%Sn-l%Nb-0,35%Fe или (а+Р)-области при температуре на 30-130 °С выше перехода а/(а+Р) для сплава Zr-2,5%Nb и окончательной термообработкой в а-области при температурах в диапазоне от 150 до 250 °С ниже а/(а+Р) перехода. При этом холодная прокатка осуществляется в два этапа с общей деформацией более 70 % и Q-фактором (отношение деформации по стенке к деформации по диаметру) на втором этапе более 5, что не менеечем в 2 раза превосходит таковой на первом этапе.

Библиография Актуганова, Елена Николаевна, диссертация по теме Металловедение и термическая обработка металлов

1. Будущее атомной энергетики. // Междисциплинарное исследование Массачусетского технологического института.- Перевод с английского ФГУП НИКИЭТ.- 2003.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Иллюстрации основных положений. М: ФГУП ЦНИИатоминформ.- 2001.

3. Бронников В.А. Ежегодный обзор мирового состояния ядерной промышленности // Атомная техника за рубежом.- 2003.- № 9.- С. 17-25.

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

5. Cold worked Zr-2.5Nb extruded and cold drawn Pressure Tubes // Technical specificaion Atomic Energy of Canada Limited.

6. Theaker J.R., Choubey R., Moan G.D., Aldridge S.A., Davis L., Graham R. A. and Coleman

7. Holt R.A. and Aldridge S.A. Effects of Extrusion Variables on Crystallographic Texture of Zr- 2,5%Nb // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 135.- 1985.- P. 246-259.

8. Amouzouvi K.F., Clegg L.J. and Styles R.C. Surface Modification of Zirconium Alloy by Laser Glazing // Proceedings, Conferenc on Surface Engineering.- Toronto.- 1990.- S.A. Meguid, Ed. Elsevier Applied Science.- New York.- 1990,- P. 270-279.

9. Кобылянский Г.П., Новосёлов A.E. Радиационная стойкость циркония и сплавов на его основе // Справочные материалы по реакторному материаловедению, Под редакцией Цыканова В. А.- Димитровград.- ГНЦ РФ НИИАР.- 1996.

10. Некрасова Г.А., Раевский И.И., Бибилашвили Ю.К., Суханов Г.И. Взаимодействие циркониевых сплавов с теплоносителем в зарубежных водоохлаждаемых реакторах // Цирконий в атомной промышленности.- Обзор-ЦНИИАтоминформ.- Выпуск 12.- 1984.

11. Платонов П.А., Рязанцева А.В., Викторов В. Ф., Семенова JI.B. Влияние облучения на свойства циркониевых сплавов // Труды Международной Конференции по радиационному материаловедению.- Алушта.- 22-25 мая 1990.- Харьков,- Т.4.- С. 47-54.

12. Urbanic V.F. // Materials Research in Atomic Energy of Canada Limited Summer.- 1974.-June.- P.7.

13. Amouzouvi K.F., Clegg L.J., Styles R.C. and Winegar J.E. Effect of Shot Peening and Post-Peening Heat Treatments on the Microstructure, the Residual Stress and Hardness, Corrosion and

14. Deuterium Uptake Resistance of Zr 2,5%Nb Pressure Tubes Material // Computer Methods and Experimental Measurements for Surfase Treatment Effects, M.H. Aliabadi and C.A. Bzebbia, Eds.-Computational Publications.- Southampton.- 1993.

15. Cheadle B.A., Holt R.A., Fidleris V., Causey A.R., Urbanic V.F. High strength, creep -* resistans Excel Pressure Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM.- 1982.- P. 193-207.

16. Пантелеев JI.Д., Григорьев В.М. Размерные изменения циркония и сплавов на его основе в условиях реакторного облучения // Аналитический обзор.- Москва.- 1976.

17. Некрасова Г.А., Парфенов Б.Г., Пиляев А.С., Клыпина Г.П., Шутько И.Г. Ползучесть и радифционный рост циркониевых сплавов // Цирконий в атомной промышленности, обзор-ЦНИИАтоминформ.- выпуск 10.- 1982.

18. Ibrahim E.F., Holt R.A. Anisotropy of irradiation creep and growth zirconium alloy Pressure ^ Tubes//Journal of Nuclear Materials.- 1980.- P. 311-321.

19. Ibrahim E.F., Creep ductility of cold worked Zr-2.5Nb and zircaloy-2 tubes in reactor // Journal of Nuclear Materials.-1981.- P. 297-304.

20. Fideeris V. Summary of experimental results on in- reactor creep and irradiation growth on zirconium alloys // Atomic Energy Rev.- 1975.- v 13.- N1, P. 51-80.

21. Родченков B.C., Лупаков И.С. Изменение размеров деталей из сплавов циркония в ядерных реакторах // Атомная техника за рубежом.- 1980.- №7.- С. 11-15.

22. Kaiser R.S., Melehan J.B., Roberts Е., Wilson A.W. Primary performance and liencing consideration for increasing PWR fuel discharge burmup // IAEA specialists meeting of high burmup inpower water reactor fluel.- Belgum.-1981.

23. Никулина А.В., Перегуд M.M., Фивейский М.Б. и др. Влияние химического состава и микроструктуры на скорость ползучести циркониевых сплавов // М: ВНИИНМ.- 1978.

24. Nikulina, A.V., Markelov, V.A., Peregud, М.М., Voevodin, V.N., Panchenko, V.L., Kobylyansky G.P. Irradiation Induced Microstructial Changes in Zr-l%Sn -l%Nb - 0.4%Fe // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 238.- 1996.- P. 205 - 210.

25. Materials.- 1996.- P. 603-622.

26. Moulin Z., Resehke S., Tenekhoff E. Correlation between fabrication parameters, microstructrure end texture in zircaloy tubing // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP824.-1984.- P. 225-243.

27. Платонов П.А., Иванов И.А., Рязанцев Е.П. и др. Ползучесть технологических каналов реакторов РБМК из сплава Zr-2,5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, серия Материаловедение и новые материалы.- 1990.-Вып. 3 (18)- С.22-33.

28. Woo С.Н. Effects of anisotropic structure on irradiation creep due to stress induced preferred absjrption of point defects// AECL.- 1979.- P. 132-143.

29. Holt R.A. Effect microstructrure on irradiation creep and growth zircaloy pressure tuber in power reactors // Journal Nuclear Materials.- 1979.- V-82.- P. 419-429.

30. Cheadle B.A., Coleman C.E., Davies P.H., Chow C.K. and Griffiths M. Examination of Core Components Removed from CANDU reactors // Report AECL-9710, AECL Research, Chalk River Labs.- Ontario.-Nov. -1988.

31. Davies P.H., Hosbons R.R., Chow C.K., and Griffiths M. Correlation Between Irradiated and

32. Simpson L.A. // Initiation COD as a Fracture criterion for Zr-2,5%Nb pressure tube alloy.-Proc. 4th Int. on Fracture. Waterloo.- Canada.-vol.3.-1977.-P.705-711.

33. Aitchison, I., Davies, P.H., Role of Microsegregation in Fracture of Cold-Worked Zr-2.5 Nb

34. Pressure Tubes // Journal of Nuclear Materials.- Vol. 203.- 1993.- P. 206-220.

35. Davies, P.H., Aitchison, I., Himbeault, D.D., Jarvine, A.K., and Watters, J.F. On The Fracture

36. Of Cold-Worked Zr-2.5 Nb Pressure Tubes Fabricated From 100% Recycled Material // Fatigue Fract. Engng Mater. Struct.- Vol. 18- No. 7/8.- 1995, -.P 789-800.

37. Moan G.D., Babayan A.M., J.R. Theaker J.R. The Properties of Quadruple Melted Zr -2.5%Nb Pressure Tubes //11th Pacific Basin Nuclear Conference Banff, AECL.- May 3-7.- 1998.* Vol.2.-P. 103-1410.

38. Сообщение AECL на российско-канадском семинаре. Microstructure Examinations of Chepetski Pressure Tube Material // ОАО ЧМЗ, -1996.

39. Отчет ВНИИНМ, ОАО ЧМЗ Вязкость разрушения труб давления CANDU и РБМК, изготовленных из сплава Zr 2.5%Nb на основе смеси электролитического и йодидного циркония Чепецкого механического завода.- 2000, инв. № 1529.

40. Pressurized Water reactors.- 2002.- volume 1 .-P. 493-503 (дц-1742 от 22.04.02).

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

42. Report on the Final research Co-ordination Meeting of the Co-ordinated Research project on Hydrogen Pick-up and Hydrogen and Hydride Induced Degradation of the Mechanical and Physical

43. Properties of Zirconium-Based Alloys (Working Material).- Held in Nykoping.- Sweden.- 1-5 July 2002.-Reproduced by IAEA.- Vienna.- Austria.- September 2002.- Bx. ВНИИНМ ЭК-МК-66.

44. Cheadls B.A., Coleman C.E., Ambler J.F.R. Prevention of Delayed Hydride Cracking in

45. Zirconium Alloys // Zirconium in the Nuclear: Seventh Industry International Symposium, ASTM STP-939. -R.B Adamson and L.F.P. Van Swam Eds.- American Society for Testing and Materials.-West Conshohocken PA.- 1987.-P. 224-240.

46. Никулин C.A., Маркелов B.A, Фатеев Б.М., Некрасова Г.А., Гусев А.Ю. Структура и разрушение гидрированных сплавов циркония // Цирконий в атомной промышленности.- Выпуск 17.-обзор-М: ЦНИИАтоминформ.-1989.

47. Cann C.D., Sexton Е.Е. An electron optical study of hydride precipitation and growth at crack tips in zirconium //Ibid.-1980.-V. 28.-P.1215-1221.

48. Simpson C.J. Criteria for fracture initiation at hydrides in zirconium-2,5 Pet. niobium alloy // Metal. Trans.-1981.-VI 2A.-N12.-P.2113-2124.

49. Simpson C.J., Elles С.Е. Delayed hydrogen embrittlement of Zr-2.5wt.%Nb // Journal of Nuclear Materials.- Vol.52.- 1974.- P. 289-295.

50. Perryman E.C.W. Pickering Pressure Tube Cracking Experience // Nuclear Energy.- Vol. 17.1978,- P. 95- 105.

51. Некрасова Г.Ф. Опыт эксплуатации канальных труб в реакторах CANDU // Цирконий в атомной промышленности.- Вып. 14,- обзор-М: ЦНИИ Атоминформ.- 1985.

52. Causer A.R., Urbanic V.E. and Coleman С.Е. In-reactor oxidation of crevices and in cold -worked Zr-2.5wt %Nb // Journal of Nuclear Mater.- Vol. 71 .-1977.-P. 25-35

53. Dunn J.T., Kakaria B.K., Graham J. and Jackman A.N. Candu-PHW fuel channel replacement experience // AECL Report.- AECL - 7538.- Atomic Energy of Canada Ltd.-Sheridan Park.-Mississauga.- Ontario.-1982

54. 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, -том. 1.-1987.- С.49-52.

55. Родченков Б.С., Абрамов В.Я., Клюев, А.Е., Золотарев В.Б. Замедленное гидридное растрескивание в канальных трубах из сплава Zr-2.5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, Сер. Материаловедение и новые материалы.- Вып. 1 (48).-1993.-С. 17-20.

56. Wong H. W., Bajaj V.K., Moan G.D., Huterer M., AND Poidevin C.O. The Role of Leak Before Break Assesssments of Flaws Detected in CANDU Pressure Tubes // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.- 1990.- P.23-37.

57. Coleman C.E., Ed. Leak Before Break in Water Reactor Piping and Vessels // Elsevier Applied Science.- London.- UK.-1991 // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.- Nos. 1-3.- 1990.- P. 1-442.

58. Moan G.D., Coleman C.E., Price E.G., Rodgers D.K. and Sagat S. Leak Before Break in the Pressure Tubes of CANDU Reactor // The International Journal of Pressure Vessels and Piping.- Vol. 43.-1990.-P. 1-21.

59. Wallace A.C., Shek G.K. and Lepik O.E. Effect of Hydride Morphology on Zr-2.5Nb Fracture Toughness // Zirconium in the Nuclear Industry: Eighth International Symposium, ASTM STP 1023.1989.- P.66-88.

60. Simpson L. A., and Cann C. D. The Effect of Microstructure on Rates of Delayed Hydrogen Cracking in Zr-2.5% Nb Alloy // Journal of Nuclear Materials.- 126.- North-Holland, Amsterdam.-1984.-P. 70-73.

61. Simpson L. A. and Puis M.P. The Effect of Stress, Temperature and Hydrogen Content on Hydride-Induced Crack Growth in Zr-2.5% Nb // Metallurgical Transactionns.- Vol. 10.- 1979.- P. 10931105.

62. Coleman C.E. and Ambler J. F. R. Susceptibility of Zirconium Alloys to Delayed Hydrogen Cracking // Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 633, A.L. Lowe, Jr. and G. W. Parry, Eds.-American Society for Testing and Materials.- 1977.- P. 589-607.

63. Ambler J.F.R. and Coleman C.E. Acoustik Emission During Delayed Hydrogen Cracking in Zr-2.5% Nb Alloy // Second International Congress on Hydrogen in Metals.- Paris.- 1977.- Paper 3C10.

64. Sagat, S., Chow C.K., Puis M.P. and Coleman C.E. Delayed Hydride Cracking in Zirconium Alloys in a Temperature Gradient // Journal Nuclea Materials.- Vol. 279.- 2000.- P. 107-117.

65. Kim S.S, Kim D.W., Hong J.W., Kang Y.W. // USA Paten.- No 5681406,- C22C 16/00,- 1997.

66. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Результаты материаловедческих исследований по стабилизации структуры и свойств канальных труб реактора РБМК-1000.- инв. № 6362.-1989.

67. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Результаты материаловедческих исследований по стабилизации структуры и свойств канальных труб реактора РБМК.- 1990.

68. Отчет ВНИИНМ Исследование замедленного водородного разрушения труб ТК и каналов СУЗ из сплава Zr 2,5%Nb.- инв. № 7328.- 1990.

69. Отчет ВНИИНМ, НИКИЭТ, ОАО ЧМЗ Совершенствование техпроцесса изготовления труб ТК РБМК из сплава Э125 в обеспечение стабильности их качества, 1991.

70. Никулин С.А., Маркелов В.А., Фатеев Б.М. и др. Влияние термической обработки на структуру и механические канальных труб из сплава Zr-2,5%Nb // Вопросы атомной науки и техники, серия: Металловедение и новые материалы.- Вып.2.-1990.-С. 67-73.

71. Кузьменко Н.В., Шевнин Ю.П., Вдовенко И.Н., Заводчиков С.Ю., Маркелов В.А., Григорьев В.М., Семенов А.Н., Лукина С.П. Способ обработки труб из циркониевых сплавов // Патент РФ № 2037555.

72. Cheadle В.А. et al. // Patent № 4065328, С22 Fl/18 1977

73. Никулина A.B., Маркелов В.А Гусев А.Ю. и др. Сплав Zr-l%Sn-l%Nb-0,5%Fe для технологических каналов типа РБМК // Вопросы атомной науки и техники, серия: .Матераловедение и новые материалы.- Вып. 2 (36).- 1990. -С. 58 66.

74. Glazkov A.G., Grigorev V.M., Nikulina A.V. et al. Corrosion Behevior of Zr-Nb-Sn-Fe Alloy // Proceeding, IAEA Technical Committee Meeting on Ziconium Base Alloys in Water Reactor Envirionments.-IAEA.- Vienna.- 1990.- P. 158-164.

75. Nikulina A.V. et al. // USA Patent No. 5.560790,- C22C16/00.- Oct. 1996.

76. Armijio J.S. Performance of Failed BWR Fuel / Proceedings of the 1994 // International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Perfomance.- West Palm Beach.- FL.- April 17- 21.1994,- American Nuclear Society.- P.410-422.

77. Lyssell G, Grigoriev V. and Efsing P. Axial Splits in Failed BWR Fuel Rods // Proceeding of the ANS International Topical Meeting on LWR Fuel Performance.-April 10-13,2000.- P. 216-230.

78. Grigoriev V and Jossefsson B. On the Mechanism of Zircaloy Cladding Axial Splits // Journal Nuclea Materials.- Vol. 257.- 1998.- P. 99-107

79. Peehs M., Garzarolli, F., Goll, W. Assessment of Dry Storage Perfomance of Spent LWR Fuel Assemblies with Increasing Burnup // IAEA-TECDOC-1089.-Storage of spent fuel from power reactors.- July.- 1999.- P. 313-324.

80. Шмаков, А.А., Бибилашвили, Ю.К., Калин, Б.А., Смирнов, Е.А. Прогнозирование возможности гидридного растрескивания циркониевых оболочек твэлов // М. Препринт/МИФИ.-003-99.- 1999.- С.40.

81. Amouzovi К.Е., Clegg L.J. Effect of heat treatment on delayed hydride cracking in Zr-2.5%Nb alloy // Metallurgical Transactions A- vol. ISA.- October 1995, 1987.- P. 1687 1694.

82. Nuttall, K., and Rogowski, A.J. Some Fractographic Aspects of Hydrogen Induced Delayed Cracking in Zr-2.5Nb Alloys // Journal of Nuclear Materials 80 (1979).- P. 279 - 290.

83. Oh, J.Y., Kim, I.S. and Kim, Y.S. A Normalization Method for Relationship between Yield Stress and Delayed Hydride Cracking Velocity in Zr-2.5Nb Alloys // Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY.-Vol.37.- №7.- P. 595-600 (July 2000).

84. Kim, S.S., Kwon, S.C., Kim, Y.S. The effect of texture variation on delayed hydride cracking behavior of Zr-2.5%Nb plate //Journal of Nuclear Materials.- 273.-1999.- P.52-59.

85. Kim, Y.S., Kwon, S.C., Kim, S.S. Crack growth pattern and threshold stress intensity factor, Кш, of Zr-2.5Nb alloy with the notch direction // Journal of Nuclear Materials 280.-2000.- P. 304-311.

86. Kim, Y.S., Park, S.S., Kim, S.S., Cheong, Y.M. and Im, K.S. DHC velocity and Кш of Zr-2.5Nb tubes with hydrogen concentration // Proceedings of the symposium ZIRCONIUM-2002.-September 11-13.- 2002.- BARC.- Mumbai.- P.58-65.

87. Singh R.N., Kumar Niraj, Kishore R., Roychaudhury S., Sinha Т.К., Kashyap B.P. Delayed hydride cracking in Zr-2.5Nb pressure tube material // Journal of Nuclear Materials, v.304.- 2002.- №2-3.-P.189.

88. Singh R.N., Kishore R., Singh S.S., Sinha Т.К. and Kashyap B.P. Stress-reorientation of hydrides and hydride embrittlement of Zr-2.5wt%Nb pressure tube alloy // Journal of Nuclear Materials.-v.325,.-issue l.-(l February 2004).-P. 1-77.

89. Huang J.H. and Ho C.H. Subcritical crack growth behaviour for hydrided Zircaloy 4 plate // Materials Chemistry and Physics.- Vol. 47.-1997.-P. 184-192.

90. Отчет НИКИЭТ Исследование склонности труб из сплава Zr-2,5%Nb, изготовленных по различной технологии к замедленному водородному разрушению.- Инв. № Д 210-693.- 1987.

91. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А. и др. Конструкционные материалы ядерных реакторов. // М: Энергоатомиздат,- 1995,- С.704.

92. Иолтуховский А.Г., Калин Б.А., Шмаков А.А., Водородное охрупчивание и гидридное растрескивание циркониевых элементов леководных реакторов. // М.: МИФИ.- 2001.- С. 44.

93. Hardie D. The importance of the matrix in hydride embrittlement of zirconiym, L, Hydrogene dans les-metaux // Congres international.- Paris.- 1979.- V.2.- P. 497-500.

94. Sawatzky A., Ledoux G.A., Cann C.D. Proc. Miami Intern. Symp. // On Metal-Hydrogen Systems.- Miami Beach.-1981.- Ed. T.N.- Veziroglu.- Pergamon Press.- Oxford.- 1982.- P.109-120.

95. Simpson L. A. and Cann C.D. Fracture Toughness of Zirconium Hydride and its influence on the Crack Resistance of Zirkonium Alloys // Journal of Nuclear Materials.-v.-87.- 1979.-P.303-316.

96. Choubey, R. DHC Axial Velocity Test Procedure for IAEA Round Robin Test Program // AECL Report No.- FC-IAEA-02 T1.20.13-CAN-27363-02.

97. Kim, Y.S., Kim, S.S., Ahn S.B. and Cheong Y.M. Governing Factors for Delayed Hydride1. V.

98. Cracking in Zr-2,5Nb Tubes // Zirconium in the Nuclear Industry: 14 л Volume, Journal of ASTM Internationl Eds., P. Rudling and B. Kammenzind, Internationl West Conshohocken PA.- 2004.

99. Методическое описание измерения прямых полюсных фигур изделий из сплавов на основе циркония.- инв. № 1509.

100. Simpson L.A., Clarke C.F. Application of the Potention Drop Method to Measurements of Hydrogen - Induced Sud - Critical Crack Growth in Zirconium-2,5% Niobium // Atomic Energy of Canada Limited Report.- AECL-5815.- 1977

101. Simpson L.A., Chow C.K., and Davis P.H. Standard Test Method for Fracture Toughness of CANDU Pressure Tubes // CANDU Owner's Group Report N COG-89-110-1.- AECL Research.-Whiteshell Labs.- Pinawa.- Manitoba.- September.- 1989.

102. Фатеев Б.М. Структурные факторы разрушения канальных труб энергетических реакторов из сплава Zr-2,5%Nb // Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук.- Москва.-1990.

103. Методика. Проектирование маршрутов прокатки труб из циркониевых и титановых сплавов.- инв. №140.40.99.

104. Отчет ОАО ЧМЗ, НИКИЭТ, ВНИИНМ По результатам исследований канальных труб 088x79,5мм из сплавов Э125 и Э125М, изготовленных по усовершенствованным технологиям.-2001.-инв.№1817.

105. Сообщение КАЕРИ на российско-корейской встрече ФГУП ВНИИНМ, ОАО «Чепецкий Механический завод» и КАЕРИ.- 2003

106. Гончаров В.А. Влияние структуры на деформацию и сопротивление разрушению сплава Zr-l%Nb-l,2%Sn 0,35%Fe применительно к изготовлению изделий активной зоны атомных реакторов // Автореферат диссертации на соискание ученой степени к.т.н.-М,- МИСиС.-1994.

107. Отчет МИФИ Прогнозирование возможности гидридного растрескивания твэлов легководных реакторов при сухом хранении ОЯТ.- Тема: 83-3-009-002/341.-2003.

108. Шмаков А.А., Калин Б.A., Singh R.N., De Р.К. Замедленное гидридное растрескивание в сплавах циркония: теория и эксперимент // ФиХОМ.- 2004.

109. Matvienko Yu.G., Shmakov A.A. Steady-state model of delayed hydride cracking in zirconium alloys // Proc. of the 11-th Intern. Conf. on Fracture «ICF-11».- Turin, Italy (March 20-25, 2005).

110. Шмаков А.А., Калин Б.А., Матвиенко Ю.Г., Singh R.N., De Р.К. Диффузионная модель замедленного гидридного растрескивания в сплавах циркония // Физико-химическая механика материалов.- 2004.

Похожие работы

Металлургия
05.16.00