Анализ влияния напряженно-деформированного состояния облученных оболочек…
9
от тангенциальной ориентации гидридов к радиальной, эксперимен-
тально установленные в дореакторных условиях и полученные рас-
четным моделированием в условиях облучения, близки.
Выводы.
1.
На основании результатов экспериментального исследования
влияния растягивающих напряжений на ориентацию гидридов в цир-
кониевых трубах из сплавов Э110, Э635 и Э635М в дореакторных
условиях установлено, что при напряжениях около 70 МПа в струк-
туре образцов проявляется уже частично радиальная ориентация гид-
ридов. При напряжениях свыше 90 МПа ориентация гидридов полно-
стью радиальная. Таким образом, изменение ориентации гидридов на
радиальную происходит в диапазоне напряжений 70…90 МПа.
2.
Результаты расчетного моделирования напряженно-деформи-
рованного состояния оболочек из циркониевых сплавов Э110 и Э635
твэлов, отработавших в активных зонах атомных ледоколов, показа-
ли, что характер распределения гидридов соответствует распределе-
нию тангенциальных растягивающих напряжений в оболочках твэлов
при работе реактора на мощности. При выпадении гидридов при рас-
холаживании твэлов тангенциальные напряжения в оболочках стано-
вятся сжимающими (имеют отрицательные значения).
3.
Изменение исходной тангенциальной ориентации гидридов на
радиальную в оболочках твэлов из сплава Э635 происходит при
напряжениях свыше 70 МПа, т. е. практически при таких же напря-
жениях, как и в дореакторных условиях. В оболочках твэлов из спла-
ва Э110 из-за большей скорости ползучести тангенциальные напря-
жения не превышают 50 МПа, что обусловливает тангенциальную
ориентацию гидридов.
ЛИТЕРАТУРА
[1]
Результаты эксплуатации и условия работы ледокольных активных зон.
Тез. докл. 9-й Рос. конф. по реакторному материаловедению. Димитров-
град, 14 сентября 2009 г., НИИАР
. Димитровград, НИИАР, 2009, с. 68–70.
[2]
Ватулин А.В., Волкова И.Н., Новоселов А.Е. Коррозия сплава Э-635 в ак-
тивной зоне атомного ледокола.
Атомная энергия
, 2011, т.111, вып. 4,
с. 235–237.
[3]
Кулаков Г.В., Ватулин А.В., Ершов С.А., Коновалов Ю.В., Морозов А.В.,
Сорокин В.И., Федотов В.В., Новоселов А.Е., Овчинников В.А.,
Шишин В.Ю. Разработка твэлов плавучих энергоблоков и атомных
станций малой мощности.
Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ма-
териаловедение и новые материалы
, 2012, вып. 1 (72), с. 14–25.
[4]
Lee K.W., Hong S.I. Zirconium hydrides and their effect on the circumferen-
tial mechanical properties of Zr–Sn–Fe–Nb tubes.
Journal of Alloy and Com-
pounds
, 2002, vol. 346 (1–2), pp. 302–307.
[5]
Min S.L., Kim M.S., Kim K.T. Cooling rate- and hydrogen content-dependent
hydride reorientation and mechanical property degradation of Zr–Nb alloy
claddings.
Journal of Nuclear Materials
, 2013, vol. 441 (1-3), pp. 306–314.
