DOI: 10.55176/2414-1038-2021-3-77-87
Авторы
Колесник М.Ю.1, Алиев Т.Н.1,2, Лиханский В.В.1,2
Организация
1 ФГБУН Физический институт имени П.Н. Лебедева Российской академии наук, Москва, Россия
2Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Колесник М.Ю.1 – высококвалифицированный научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 119991 ГСП-1 Москва, Ленинский проспект, 53. Тел.: +7 (916) 752-27-34; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Алиев Т.Н.1, 2 – высококвалифицированный научный сотрудник, кандидат технических наук.
Лиханский В.В.1, 2 – начальник отдела, доктор физико-математических наук.
Аннотация
С помощью модели нуклеации и роста преципитат выполнено численное исследование зависимости среднего размера гидридов от скорости охлаждения наводороженного образца, изготовленного на основе циркониевого сплава. Скорости охлаждения варьировалась в диапазоне шесть порядков величины от значений, характерных для сухого хранения отработавшего ядерного топлива до скоростей, типичных для лабораторных испытаний, моделирующих условия сухого хранения. Результаты численного исследования показали, что по мере уменьшения скорости охлаждения концентрация гидридов уменьшается, а их средний размер увеличивается линейно в двойном логарифмическом масштабе. Если до начала охлаждения в образце не было гидридов, то обе эти зависимости не имеют насыщения. Если до начала охлаждения в образце были гидриды, то в пределе медленных скоростей охлаждения будут расти только они, а новые гидриды зарождаться не будут. Для сухого хранения отработавшего ядерного топлива эти результаты означают, что если в начальный период хранения не происходит полного растворения гидридов в оболочках твэлов, то морфология гидридов и степень водородного охрупчивания в конце срока хранения близка к значениям, полученных в лабораторных условиях. Если гидриды в оболочках твэлов полностью растворяются в начале сухого хранения, то в конце срока хранения их средняя длина будет существенно больше, чем при более быстрых режимах охлаждения, характерных для лабораторных исследований. Поэтому если в оболочках твэлов превышены пороговые значения по окружным напряжениям, можно ожидать более высокую степень водородного охрупчивания, чем при лабораторных экспериментах. В этом случае для оценки степени охрупчивания предлагается применять консервативный подход и считать, что в оболочках твэлов выпадают радиально-ориентированные гидриды с длиной, равной толщине оболочки.
Ключевые слова
гидриды циркония, сухое хранения, водородное охрупчивание, циркониевые сплавы, отработавшее ядерное топливо, фазовые переходы, нуклеация, рост преципитат, водород в металлах, оболочки твэлов, моделирование материалов
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Cox B. Hydrogen uptake during oxidation of zirconium alloys. J. Alloys Compd, 1997, vol. 56, pp. 244–246. doi: 10.1016/S0925-8388(96)02852-6.
- Billone M.C., Burtseva T.A., Einziger R.E. Ductile-to-brittle transition temperature for high-burnup cladding alloys exposed to simulated drying-storage conditions. J. Nucl. Mat., 2013, vol. 433,
pp. 431–448. doi: 10.1016/j.jnucmat.2012.10.002.
- IAEA-TECDOC-1771. Spent Fuel Performance Final Report of a Coordinated Assessment and Research (SPAR-III) 2009-2014. Vienna, IAEA Publ., 2015.
- Nakatsuka M. Yagnik S. Effect of Hydrides on Mechanical Properties and Failure Morphology of BWR Fuel Cladding at Very High Strain Rate. J. ASTM Int., 2010, vol. 8. doi: 10.1520/JAI102954.
- Fang Q, Daymond M.R., King A Study on the morphology of bulk hydrides by synchrotron X-ray tomography. Mater. Charact., 2017, vol. 134, pp. 362–369. doi: 10.1016/j.matchar.2017.11.013.
- Puls M.P. The Effect of Hydrogen and Hydrides on the Integrity of Zirconium Alloy Components – Hydride Reorientation. Tollered, A.N.T International, 2018. 27 p.
- Min S.J., Kim M.S., Kim K.T. Cooling rate- and hydrogen content-dependent hydride reorientation and mechanical property degradation of Zr-Nb alloy claddings. J. Nucl. Mater, 2013, vol. 441, pp. 306–314. doi: 10.1016/j.jnucmat.2013.06.006.
- Aomi M., Baba T., Miyashita T., Kamimura K., Yasuda T., Shinohara Y., Takeda T. Evaluation of hydride reorientation behavior and mechanical properties for high-burnup fuel-cladding tubes in interim dry storage. J. ASTM Int., 2008, vol. 5, pp. 651–673. doi: 10.1520/JAI101262.
- Yamauchi A., Ogata K. A study on macroscopic fuel cladding ductile-to-brittle transition at 300 °C induced by radial hydrides. J. Nucl. Sci. Technol., 2020, vol. 57, pp. 301–311. doi: 10.1080/00223131.2019.1676835.
- Rashid J., Machiels A. Threat of hydride re-orientation to spent fuel integrity during transportation accidents: Myth or reality? Am. Nucl. Soc. Proceedings of the 2007 International LWR Fuel Performance Metting (Top Fuel). San Francisco, USA, 2007, paper 1039, pp. 464–471.
- Kolesnik M., Aliev T., Likhanskii V. Modeling of size, aspect ratio, and orientation of flattened precipitates in the context of Zr-H system under external stress. Comput. Mater. Sci., 2021, vol. 189, p. 110260. doi: 10.1016/j.commatsci.2020.110260.
- Sear R.P. Nucleation: Theory and applications to protein solutions and colloidal suspensions. J. Phys. Condens. Matter., 2007, vol. 19, p. 033101. doi: 10.1088/0953-8984/19/3/033101.
- Massih A.R., Jernkvist L.O. Stress orientation of second-phase in alloys: Hydrides in zirconium alloys. Comput. Mater. Sci., 2009, vol. 46, pp. 1091–1097. doi: 10.1016/j.commatsci.2009.05.025.
- Han G.M., Zhao Y.F., Zhu C.B., Lin De-Ye, Zhu X.Y., Zhang J., Hu S.Y., Song H.F. Phase-field modeling of stacking structure formation and transition of δ-hydride precipitates in zirconium. Acta Mater., 2019, vol. 165, pp. 528–546. doi: 10.1016/j.actamat.2018.12.009.
- Bai J.B., Ji N., Gilbon D., Prioul C., Francois D. Hydride Embrittlement in Zircaloy-4 plate: Part II. Interaction between thetensile stress and the hydride morphology. Met. Mater. Trans. A., 1994, vol. 25, issue 6, pp. 1199–1208. doi: 10.1007/BF02652294.
- Hardie D., Shanahan M.W. Stress reorientation of hydrides in Zirconium-2.5% Niobium. J. Nucl. Mat., 1975, vol. 55, issue 1, p. 1–13. doi: 10.1016/0022-3115(75)90132-4.
- Kulakov G.V., Vatulin A.V., Komovalov Yu.V., Kosaurov A.A., Peregud M.M., Korotchenko E.A., Shishin V.Yu., Shel’dyakov A.A. Analysis of the effect of the stress-strain state of irradiated zirconium-alloy fuel-element cladding on hydride orientation. Atomic Energy, vol. 122, issue 2, pp. 87–92. doi: 10.1007/s10512-017-0240-1.
- Pan Z.L., Puls M.P. Precipitation and dissolution peaks of hydride in Zr-2.5Nb during quasistatic thermal cycles. J. Alloys Compd., 2000, vol. 310, pp. 214–218. doi: 10.1016/S0925-8388(00)01028-8.
- Puls M.P. The Effect of Hydrogen and Hydrides on the Integrity of Zirconium Alloy Components. London, Springer-Verlag Publ., 2012. 452 p.
- Huang G.Y., Wirth B.D. First-principles study of interfacial energy between alpha-zirconium and zirconium hydride. J. Appl. Phys., 2019, vol. 126. doi: 10.1063/1.5102176.
- Kim J.S, Kim T.H., Kim K., Kim Y.S. Terminal solid solubility of hydrogen of optimized-Zirlo and its effects on hydride reorientation mechanisms under dry storage conditions. Nucl. Eng. Technol., 2020. doi: 10.1016/j.net.2020.01.022.
- Lee H., Kim K., Kim J.S., Kim Y.S. Effects of hydride precipitation on the mechanical property of cold worked zirconium alloys in fully recrystallized condition. Nucl. Eng. Technol., 2020, vol. 52, no. 2, pp. 352–359. doi: 10.1016/j.net.2019.07.032.
- Zanellato O., Preuss M., Buffiere J.-Y., Ribeiro F., Steuwer A., Desquines J., Andrieux J., Krebs B. Synchrotron diffraction study of dissolution and precipitation kinetics of hydrides in Zircaloy-4. J. Nucl. Mat., 2012, vol. 420, no. 1–3, pp. 537–547. doi: 10.1016/j.jnucmat.2011.11.009.
УДК 544.344.015.2
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 3, 3:6
