Дипломы, курсовые, рефераты, контрольные...
Срочная помощь в учёбе

Эволюция структуры и механических свойств циркониевых сплавов при длительном нейтронном облучении

Диссертация: Эволюция структуры и механических свойств циркониевых сплавов при длительном нейтронном облучении
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

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… Читать ещё >

Содержание

  • 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 Э
      • 3. 3. 2. Сплав Э
  • 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

Эволюция структуры и механических свойств циркониевых сплавов при длительном нейтронном облучении (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

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.

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:

— 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>-типав 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 — Ьф) • D0'5, определены значения коэффициентов уравнения при комнатной температуре и 300 °C.

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.

Показать весь текст

Список литературы

  1. 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. 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. 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. 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. ., Керзе Ф. Металлургия циркония: Пер. с англ. / М.: Изд-во иностр. лит., 1959.
  9. .Г., Герасимов В. В., Венедиктов Г. И. Коррозия циркония и его сплавов,— М.: Атомиздат, 1967, — 254 с.
  10. О.С., Адамова А. С., Тарараева Е. М., Трегубов И. А. Структура сплавов циркония М.: Наука, 1973.-200 с.
  11. Е.Ю., Родченков Б. С., Филатов В. М. Прочность сплавов циркония,— М.: Атомиздат, 1974. 168 с.
  12. А.В., Талуц Н. И. Структура циркония и его сплавов, — Екатеринбург: УрО РАН, 1997. ISBN 5−7691−0751−0, 1997.-228 с.
  13. 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. 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. Т.П., Стукалов А. И., Грицина В. М. Кислород в цирконии: Обзор- Харьков: НТК ЯТЦННЦ ХФТИ, 1999, — 112 с.
  17. 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. 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. 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. 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. 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. И.В., Алексеева З. М. Топология диаграммы состояния Zr-Nb-Fe // Металлы. -1989,№ 3.-С. 207−214
  29. 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. 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. 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. Г. Дж., Эжби М. Ф. Карты механизмов деформации / Пер. с англ. Изд.: Металлургия. Челябинск. 1989. — 328 с.
  42. 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. М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971.- 462 с.
  44. С.Т. Действие облучения на материалы. М.: Атомиздат, 1967.- 402 с.
  45. В.В. Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1970.- 376 с.
  46. М.А., Ширмерг Г. Атомные столкновения в кристаллах. М.: Атомиздат, 1980.432 с.110
  47. 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. В.В., Суворов А. Л., Трушин Ю. В. Процессы радиационного образования в металлах. М.: Энергоатомиздат, 1985, — 202 с.
  49. 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. 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. 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, №½. -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. .С. Радиационный рост сплавов циркония // Атомная техника за рубежом. -1985, № 3,-с. 8−18.
  72. 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. 137 155.
  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. Л.Д., Григорьев B.M. Размерные изменения циркония и сплавов на его основе в условиях реакторного облучения: Аналитический обзор. М.: Препринт ВНИИНМ, 1976.
  87. 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. .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. 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. 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. М.Л., Займовский B.A. Механические свойства металлов./ 2-е изд. перераб. и доп.- М.: Металлургия, 1979. 494 с.
  94. В.Ф., Неклюдов И.М, Ожигов JI.C. и др. Некоторые проблемы физики радиационных повреждений материалов. Киев: Наукова Думка, 1979. — 240 с.
  95. A.M., Тихонов А. Н., Бондаренко Г. Г. Кирилов Н.Б. Радиационная повреждаемость и свойства сплавов. СПБ: Политехника, 1995. — 301 с.
  96. 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. 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. 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. 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. № ГРХ9 901, инв. № Е45 718. — 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. 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. JI.C., Колобов Ю. Р., Мышляев М. М. Основы электронной микроскопии, — Томск: Изд. Томского университета, 1990. 218 с.
  104. С.А. Стереометрическая металлография. М.: Металлургия, 1976. — 272 с.
  105. К.С. Стереология в металловедении. М.: «Металлургия», 1977. — 280 с.
  106. 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. 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.
Заполнить форму текущей работой

Заказал и сдал!