книги из ГПНТБ / Ривкин, Е. Ю. Прочность сплавов циркония

ширение сплава

циркония с 2,5% ниобия.— «Физико-химическая механи­

ка материалов»,

1969, № 5, с. 74.

на

сопротивление малоцикловому

разрушению сплава

циркония

с

2,5%

ниобия.— «Физико-химическая

механика материалов»,

1971, №

6,

Materials and

the

Effects of

Radiation

Damage.— In: Properties of Reac­

tor Materials

and

the Effects

of Radiation

Damage. Butterworths, bond.,

32.

1962,

p. 430.

Date

on World Wide Metals and Alloys, April, 1968.

Alloy

Digest,

33.

Ambler J. F. The

effect of temperature

on

the microindentation properties

of zirconium hydride.— AECL-2538, 1966.

35.

Aungst R. C., Deffering L. J. Crack propagation tests

on Zircaloy-2 reac­

tor pressure tubing in both the normal and hydrided

conditions.— ASTM

36.

STP 380, 1965, p. 451.

strain rate

Azzarto F. J. e. a. Irradiated in-pile and post-irradiation low

37.

tensile

properties

of Zircalov-4.— «J. Nucl. Materials»,

1969, No. 3, p. 208.

Babyak

W. e. a.

Effect of hydride morphology on the

tensile

properties

44. Beston P. Development

of the zircaloy coolant tube to and fitting joint

for NPD 11— AECL-2063,

1969.

loy.— «Materials Research and

Standards», 1966, No. 3,

p. 129.

49. Cheadle D.,

Ells C. The effects of crystallographic orientation on the frac­

ture dictility of Zr — 2.5 wt%

Nb and Zircalov-2 tubular

products.—

50.

«Trans. Met. Soc. ASME», 1965, No. 6, p. 1044.

Cheadle D.,

Ells

C., Evans W. The development of texture in Zirconium

51.

alloy tubes — «J.

Nucl. Materials», 1967, No. 2, p. 199.

Element Fabrica­

Chirigos J.

e. a.

Development

of

Zircaloy-4.— In: Fuel

52.

tion, IAEA,

bond.,

1961, v. 1, p. 19.

A Review.— «Appl.

Mat.

Res.», 1962,

Coffin L. F. Low

Cycle Fatique:

view.— «J. Les. Common Metals»,

1968, No. 3,

p. 273.

irradiation of

55. Cowan A., Langford W. J. Effect

of hydrogen

and neutron

the failure of flowed Zircaloy-2

pressure tubes. — «J. Nucl.

Mat.», 1969,

Temperature Aqueous Environments. A

Review.— «J.

Nucl.

Materials»,

1968, v. 28, No. 1, p. 1.

Neutron Irradiation on the mechanical proper­

57. Cupp C. R. The Effect of

ties of

Zirconium — 2.5% Niobium Alloy.— «J. Nucl. Materials»,

1962, v. 6,

No. 3,

p. 241.

Zr—2.5% Nb al­

58. Dalgaard S. Corrosion and hydriding behaviour of some

loys in water, steam and

various gases

at high temperature.— «Corrosion

of Reactor Materials, Vienna IAEA», 1962, v. 2, p. 159.

59. Dawson J. K. e. a. Third

U. N. Int. Conf. Peaceful Uses of Atomic Ener­

gy, A/conf. 28/P/1968, May

1964.

65. Dugdall D. S. Yielding of

Steels Sheets containing Slits.— «J. Mech.

Phys. Solids», 1968, No. 8, p.

100.

perties

Zr — 2.54 Nb — 0.5

Cu

Alloy. — «Trans.

Met.

Soc.

ASME»,

1965,

70

v. 233,

p. 2041.

of

neutron

irradiation

on

tensile

properties

of

Ells C., Fidleris V. Effect

71.

the Zr — 2.5% Nb Alloy. 1966,

v. 4, No. 5—6, p.

268.

properties

of

the

Ells C., Fidleris V. Effect

Neutron

irradiation on

Tensile

72.

Zr — 2,5% Nb

alloy.— «Electrochem

Technology»,

1966, N 5—6. p. 268.

Ells C., Cheadle B. Aging and Recovery in Cold Roled

Zr — 2.5 wt % Al­

73.

loy.— «J. Nucl. Materials»,

1967, v. 23, No. 3, p. 257.

Ells C., Williams C. The Effect of Temperature during Neutron Irradiation

74.

on Subsequent Deformation in

the Zr — 2.5% Nb

Alloy.— AECL-3054,

1968.

Ells C., Cheadle B. Anisotropy of Fracture Ductility

in

Flat Tension —

75.

Test Bars of Alpha Zirconium

Alloy.— ASTM STP-458, p. 68.

Ells C., Williams C. Beta Embrittlement of the

Zr — 2,5% Nb Alloy.—

76.

«Trans. Met

Soc. ASME»,

1969, v. 245, p. 1321

(AECL-3310, 1969).

the

El-Shanshaury e. a. The effect of Hydrogen and extension rates on

mechanical properties

of Zr — 1% Nb

alloy over

the

temperature range

30

to 600° C.— «J. Nucl.

Materials», 1968,

v. 28, No.

2,

p. 102.

78.

logy, part II,

Netherlands, Sept. 29 — Oct. 2, 1969,

p.

771.

p.

351.

Erdogan

F.,

Kibler J. J. «Int. J. Fract. Mech.», 1969,

v. 5,

Fracture

79.

Erickson

W.,

Hardie D. The role of Hydride Precipitate in

the

of Zirconium

and Its Alloys.— «J. Inst. Metals»,

1965,

v.

93,

No. 12,

directionally oriented zirconium hydride.— «Electrochem. Technol.»,

1966,

v. 4, No. 5—6, p. 225.

Properties

of

Zirconium — Alloy Pressure

81. Evans W. e. a. Metallurgical

Tubes and Their Steel End-Fitting for CANDU Reactors.— Доклад

№ 159

(Канада), представленный на

Четвертую

международную конференцию

по мирному использованию атомной энергии,

Женева, 1971.

cement

Approach to the Prediction of Pressurized Tube

Failure.— «Int. J.

84.

Fract. Mech.», 1968, v. 4, No. 3,

p.

232.

Zirconium

Alloy.— «J. Nucl. Ma­

Fidleris

V. Uniaxial in reactor

creep of

85.

terials», 1968, v. 26, No. 1, p. 51.

in-reactor

creep rate of heat-

Fidleris

V. The Stress-dependence of the

treated

Zr — 2,5% Nb and Cold-Worked

Zirca!oy-2.—■«J.

Nucl. Materials»,

86.

1970, v. 36, No. 3, p. 343.

Fracture of Cureved

Sheets.— «Engineering

Folias

E. S. On the Theory of

87.

Fracture Mechanics», 1970, v. 2, p. 151.

Nucl. Materials»,

Gilbert

E. R. In-reactor Creep

of

Zr — 2.5% Nb.— «J.

1968, v.

26, No. 1, p. 105.

and

Fracture of Metals and Alloy in

Nuclear

Environment

ASTM

STP-380, 1965, p. 380.

95. Howe L., Tomas W. Effect of Neutron irradiation

on the

tensile

proper­

ties

of Zircaloy-2.— «J. Nucl. Materials»,

1960, v. 2,

No. 3,

p. 248.

100. Irvin J. Effects of

irradiation and environment on the mechanical proper­

ties and hydrogen

pickup Zircalov.— Electrochem. Technol.», 1966 v 4

No. 5—6, p. 240.

Propagation Behavior of Zircaloy-2.— «Nucl Applic»

101. James

L. A. Crack

1969, v.

6, No. 4, p.

307.

lung auf

die Eigenschaffen der Legierung ZrNb3Sn 1.— «Atomkernener-

105.

gie», 1966, Bd. 11, Nr. 1—2, S. 47.

Program.— USAEC Re­

Klepfer

H. e. a. Specific Zirconium Alloy Design

106.

port GEAP-3979, 1962.

Zirconium

Alloy

Design

Program. — GEAP-4504,

Klepfer

H. e. a. Specific

107.

1964.

H. e. a. Specific

Zirconium

Alloy

Design

Program.— GEAP-55I6,

Klepfer

1967.

and

Zr-2,5% Nb — 0.5% Cu Alloys.— «J. Nucl.

Materials»,

1968

v

26,

110.

No.

1, p.

87.

Structure of cold-rolled

Zircaloy-2 as

revealed

by

Lalit

K.,

Krishnan R.

X-ray diffraction and

electron microscopy.— «Trans. J. Inst,

of

Metals»,

111.

1972, v. 13, No. 1, p. 28.

of cold-worked Zircaloy-2

Langford

W. J. The

Metallurgical examination

re tubes Irradiated for Fire yeas in the

NPD

Reactor.— AECL-3516, 1970.

113. Lastman B. e. a. Zircaloy Cladding Performs

Well in PWR. — «Nucleo­

nics», 1961, v. 19, No. 1, p. 58.

behaviour of Zircaloy-2 tubing.—

114. Lee D. Recrystallization and mechanical

«J. Nucl. Materials», 1970, v. 37, No. 2, p.

159.

Н5.

Lees Ь. The

effect of production route,

aging time and

oxygen

content

116.

on properties

of Zr — 2.5% Nb.— «Corros. Sci.»,

1965,

v. 5,

No. 8, p.

565.

LeSurf J., Bryant O. The Effects of Water Chemistry

on

the Oxidation

117.

Zirconium Alloys Under

Radiation.— AECL-2797,

1968.

in Zirconium.—

Louthan

IW.,

Marshall R. Control of hydride orientation

118.

«J. Nucl, Materials.», 1963, v. 9, No. 2, p. 170.

Perform

Well

Lustman

B.,

Bleiberg M. L., Byron E. S. Zircaloy Cladding

119.

in PWR. — «Nucleonics»,

1961, v. 19, No. 1, p. 58.

N. Y.,

Manson S. S. Thermal Stress and Low-cycle Fatigue. McGraw-Hill,

120.

1966.

Zircaloy-2.— Procee­

Markowitz J. The thermal diffusion of hydrogen in

ding of

the

Second U. N. International

Conference on the

Peaceful

Uses

121.

of Atomic Energy, 1958, v. 6, p. 235.

Marshall

R. P., Louthan

M. R. Tensile Properties of Zircaloy with Orien­

ted Hydrides.— Proc. USAEC Symp. on

Zirconium

Alloy

Development,

GEAP-4089, 1962. p. 140.

122.

Marshall R., Louthan M. Tensile properties of Zircaloy with oriented hyd­

123.

rides.— «Trans. ASME»,

1963, v. 56, p. 506.

stress — oriental

hydrides

Marshall

R. Influence of

Fabrication history on

in Zircaloy tubing.— «J.

Nucl. Materials», 1967,

v. 24,

No.

1, p.

34.

zation

von Zirconium.— «Rekristallization metallisch

Werkstoffe», 1966,

No. 4,

S. 134.

Strain

on the Ben­

126. Mombray D. F. The Effects of 1 % Superimposed Mean

ding Fatugue Strength

of Zircaloy-4.— «Trans. ANS»,

1964,

v.

7,

No.

1,

p. 113.

127. Nichols R. W., Watkins

B. Implications of Embrittlement during

the

life

of a Zirconium Pressure

Tube Reactor.— TRC-Report,

1252 (c),

1966.

135.

nents.— «Nucl. Sci. and Engineering»,

1964,

v. 20, No. 1, p. 1.

Fatigue

Orovan E. O. Fundamentals of Brittle

Behavior of Metals.— In:

136.

and Fracture of Metals, Wiley, N. Y., 1950, p. 139—167.

Page R. Engineering and performance

of Canada’s UO2 Fuel Assemblies

for Heavy-Water Power Reactors.— AECL-2929, 1968.

137.

Pankaskie P. J. Creep Properties of Zircaloy-2 for Design Application.—

138.

HW-75267, UC-25, 1962.

and

Propagation in

Zr — 2.5% Nb

Pankaskie P. J. Fatigue Crack Growth

Alloy Pressure Tubing. BNWL-1076, UC-25,

Metals, Ceramic and

Mate­

139.

rials, June, 1969.

and

Propagation in

Zr — 2.5% Nb

Pankaskie P. J. Fatigue-Crack Growth

Alloy Pressure Tube.— Application-Related Phenomena for

Zirconium and

Its Alloys, ASTM STP 458, 1969, p. 132.

of Crack Propagation

Laws.—

140. Paris P. C., Erdogan F. A. Critical Analysis

«J. Basic Eng.», 1963, v. 85, p. 528.

142.

Parry

G. Stress

reorientation of hydrides in cold-worked

Zr — 2,5% Nb

pressure tube.— AECL-2624,

1966.

Irradiation on the Tensile Properties

143. Parry

G. The effect of Fast

neutron

of

Specimens

from

Cold-Worked

Zd.— 2.5%Nb

pressure

Tubes.—

144.

AECL-2625, 1966.

Design.— «Weld. J.», 1971,

v. 50,

No

3, p 89.

Pellini

W. S. Fracture-Safe

145. Pellini W. S. Ibid., p. 147.

Zircaloy-2 stainless steel

difusion

bonds.—

146.

Perona

G. e. a.

Study

of

147.

«J. Nucl. Materials», 1966, v. 18, No. 3, p. 278.

Picklesimer F. A. Preliminary Examination of the Formation and Utiliza­

148.

tion

of

Texture

and Anizatropy in

Zircaloy-2. — GEAP-4089, 1962, p. 11.

Power

Reactors 1969, Nuclear Engineering International, 1969.

1971.

149.

Power

and Research Reactors in Member States, IAEA, Vienna,

156.

caloy-2,

ZrNbl und ZrNb2,5.— «Nucleonik»,

1964,

Bd. 6, FI. 4, S. 159.

Ruckdeschel

W., Wiencierz

P.

Entwicklung

Korrosionsbestandigar

Zirco­

nium— Niob — Legrerungen

mit

hoher Fostigkeittur

Kernreaktoren

1968,

157.

S. 117.

R.

Coefficients

of

thermal expansion

for

zirconium.— «Trans.

Russel

А1МЕ»,

1954, v. 200, p.

1045.

loy-2 Tubing Using Tensile Stress-Strain

Date. — TRG-Report

1476 (s),

164.

1967.

Slattery G. The Terminal Solubility of Hydrogen in Zirconium Alloys Bet­

165.

ween 30

and 400f'C .— «J. Inst,

of Metals»,

1967, v. 95, No. 2,

p.

43.

Slattery G. The Mechanical Properties of

Zircaloy-2 Tubing

'

Containing

166.

Circumferentially Aligned Hydride. Ibid., p. 95.

Soo P., Higgins G. The deformation of Zirconium-oxygen single crys­

167.

tals.— «Acta metallurgica»,

1968, v. 16, p. 177.

Fuel

Sheat­

Steward

K. The properties

of

Cold-Worked Zr — 2,5% Nb

169.

Tenckhoff

E.,

Rittenhouse

P.

Annealing

textures

in

Zircaioy

tubing.—

170.

«J. Nucl. Materials», 1970, v. 35, No. 1, p. 14.

and

Texture

gradients

Tenckhoff

E., Rittenhouse P. Texture Development

171.

in Zircaioy Tubing.— ASTM STP-458,

1969, p. 50.

Opening

Displacement

Terry P.,

Barnby

J. T. Determing

Critical

Crack

for oncet

of

slow

Tearing

in

Steels.— «Metal

Construction

and

British

172.

Weld J.», Sept. 1971, v. 3, No. 9, p. 345.

IAEA, Vienna,

1961,

p.

3.

Tomas

W. R. Fuel Element Fabrication, v. 1,

173. Tomas

W. e. a. Irradiation

Experience with

Zircaloy-2.— Доклад

№

21

(Канада), представленный на Третью международную конференцию по

174.

мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964.

joinst

prepared

Tuffin

W. е. a. Tubular stainless steel-zircaloy transition

175.

by tandem extrusion.— NMJ-7216,

1962.

specimens

oi

Walters

G. The ductility of hydrogenated Zirconium sheet

176.

varying thicknes.— AERE-R 4981,

1965.

Preliminary Observation

of

Wanhill

R. J. H., Ryder D. A., Davies T. J.

the Fatigue of Hydr’ided and Unhydr:4ed Zircaloy-2 at Room Temperatu­

177.

re.— «J. Inst,

of Metals»,

1968, v. 96, No. 2, p.

59.

deformation

and

Warren

M.,

Beevers C.

The

interrelationship

between

crack nucleation and propagation in zirconium containing hydride precipi­

tates.— 1968, v. 26, p. 273.

178. Watkins

B., Cockaday R. E. Development of Zirconium Alloy Pressure Tu­

bes for

Winfrith Heath Steam Generating Heavy Water

Reactors.— TRC-

179.

Report

998 (C), 1965.

Zircaloy-2

Pressure

Tubes.— Applica­

Watkins

B. e. a. Embrittlement of

tions— Related

Phenomena

for

Zirconium

and

Its

Alloys.— ASTM

STP458,

1969, p.

141.

Phenomena for zirconium and Its Alloys,

ASTM STP-458,

1969,

p.

226.

181. Watkins B. Development and Performance of Zircaloy-2 Pressure Tubes.—•

Proc. of Symp. Prague, 10—14 Nov. 1969,

Int.

Atomic

Energy

Agency,

Vienna, 1970.

Holtz F. Susceptibility of Zirconium alloys

to

delayed failu­

182. Weinstein D.,

re hydrogen

embrittlement.— «Trans. ASM»,

1964, v. 57, No. 72,

p.

284.

183. Weiss V., Sessler J., Packman P. Effect of

Several

Parameters

on

Low

Cycle Fatigue Behaviour.— «Acta Metallurgica»,

1963,

v. 11,

No.

7,

p.

809

werkstoffe

in

Kernreaktoren.— «Metall»,

1967, Bd. 21, Nr. 2,

S.

113.

188. Williams

G.,

Gilbert R. On

Structural

Factors Influencing

the

Strength

of Martensic

d’in Quenched.

Zr—2,5% Nb.— AECL-3092, 1968.

190.

Williams C., Ells

C. The influence of Niobium in Irradiation Strengthe­

191.

ning of Dilute Zr—Nb Alloys. — AECL-3134, 1968.

Winton

J., Murgatroyd

R. The

Effect of Variations in Composition and

Heat Treatment on

the

Properties of Zr—Nb Alloys.— «Electrochem. Tech-

192.

nol.», 1960, v. 4, p. 358.

Zr — 2,5% Nb

alloy in

annealed and cold

Winton

J. e. a. The Strength of

worked

condition.— Proceeding

Conf. Strength

Metals

and Alloys, Tokyo,

1968, p.

630.

Введение

..................................................................................................................

3

Г л а в а

п е р в а я .

Область применения сплавов циркония

и особенно­

сти эксплуатации .........................................................................................................

б

1.1. Оболочки тепловыделяющих элементов и детали тепловыделяющих

7

сборок

.................................................................................................................

к а н а л ы

13

1.2. Технологические

Г л а в а

в т о р а я .

Физические свойства циркония и его сплавов . .

19

2.1. Модуль упругости и модуль сдвига.........................................

19

2.2. Тепловое расш ирение......................................................

23

2.3. Теплопроводность ......................................................................................

28

Г л а в а

т р е т ь я .

Кратковременные механические свойства циркония и

его сп л а в о в ..................................................................................................

30

3.1. Деформационное

поведение......................................................

30

3.2. Влияние легирования...................................................................

32

37

3.3. Влияние холодной деформации и термической обработки . . .

3.4. Влияние наводороживания и облучения..................................

50

Г л а в а ч е т в е р т а я .

Ползучесть циркониевых сплавов

. . . .

75

4.1. Ползучесть необлученных с п л а в о в .........................................

75

83

4.2. Влияние облучения на ползучесть сплавов циркония

. . . .

Г л а в а

п я т а я .

Сопротивление разрушению при циклическом нагру­

96

жении

.............................................................................................................................

5.1. Кривые усталости при изгибе и растяжении—сжатии

. . . .

96

5.2. Влияние нейтронного облучения и наводороживания на сопротив­

ление усталостному разрушению......................................................

105

5.3. Расчетные кривые усталости сплавов циркония....................

112

5.4. Развитие трещин при циклическом нагружении....................

115

Г л а в а

ш е с т а я .

Сопротивление хрупкому разрушению

. . . .

124

6.1. Влияние дефектов на сопротивление разруш ению ..............

124

125

6.2. Методы оценки

склонностиматериалов к хрупкому разрушению

6.3. Критическая температурахрупкости.............................................................

131

6.4. Торможение

т р е щ и н .....................................................................................

134

6.5. Инициирование т р е щ и н ..............................................................................

137

Г л а в а с е д ь м а я .

Устойчивость оболочек тепловыделяющих элементов

150

7.1. Мгновенная потеря устойчивости...............................................

150

155

7.2. Влияние ползучести на устойчивость оболочек твэлов

. . . .

Заклю чен и е ..................................................................................................

157

Список литературы .......................................................................

160