Влияние термомеханического воздействия на структуру гидридов в облученных оболочечных трубах из сплава Э110 в условиях длительного «сухого» хранения отработавшего ядерного топлива

Проникновение атомарного водорода в материал оболочек твэлов реакторов ВВЭР-1000 при взаимодействии с теплоносителем в процессе эксплуатации впоследствии при снижении температуры в период длительного «сухого» хранения отработавшего ядерного топлива может заметно снизить характеристики их пластичности вследствие образования хрупких гидридов. Морфология гидридов, на которую оказывают влияние содержание водорода, температурный режим хранения и окружные напряжения, играет определяющую роль в охрупчивании материала оболочек твэлов. Особую опасность представляют связанные радиально-направленные гидриды, которые могут служить путем распространения трещины.

В настоящей работе были проведены термомеханические испытания образцов облученных твэльных оболочек, изготовленных из сплава Э110, имитирующие штатные и аварийные условия длительного «сухого» хранения, которые показали, что при рассмотренных режимах наблюдается образование значительного количества радиально-ориентированных гидридов, приводящих к деградации механических свойств (охрупчиванию) оболочек твэлов

1. Alyokhina S. Thermal analysis of certain accident conditions of dry spent nuclear fuel storage // Nucl. Eng. Technol. – 2018. – V. 50, N 5. – P. 717–723.

2. Billone M. C., Burtseva T. A., Einziger R. E. Ductile-to-brittle transition temperature for high-burn up cladding alloys exposed to simulated drying-storage conditions //J. Nucl. Mater. – 2013. – V. 433, N 1–3. – P. 431–448.

3. Шмаков А., Калин Б., Смирнов Е. Водород в сплавах циркония. Гидридное охрупчивание и разрушение циркониевых материалов. – Deutschland: LAPLAMBERT Academic Publishing, 2014. – 188 с.

4. Min S. J., Kim M. S., Kim K. T. Coolingrate- and hydrogencontent-dependent hydride reorientation and mechanical property degradation of Zr–Nb alloy claddings // J. Nucl. Mater. – 2013. – V. 441, N 1–3. – P. 306–314.

5. 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. – V. 5, N 9. – P. 651–673.

6. Motta A. T., Capolungo L., Chen L. Q., Cinbiz M. N., Daymond M. R., Koss D. A., Lacroix E., Pastore G., Simon P. C. A., Tonks M. R., Wirth B. D., Zikry M. A. Hydrogen in zirconium alloys: a review // J. Nucl. Mater. – 2019. – V. 518. – P. 440–460.

7. Billone M. C., Burtseva T. A., Han Z., Liu Y. Y. Used fuel disposition campaign. Embrittlement and DBTT of high-burn up PWR fuel cladding alloys. FCRD-UFD-2013-000401. – Argonne National Laboratory, 2013.

8. Billone M. C., Burtseva T. A., Dobrzynski J. P., Mc Gann D. P., Byrne K., Han Z., Liu Y. Y. Used fuel disposition campaign phase 1. Ring compression testing of high-burnup cladding. FCRDUSED-2012-000039. – Argonne National Laboratory, 2011.

9. Desquines J., Drouan D., Billone M., Puls M. P., March P., Fourgeaud S., Getrey C., Elbaz V., Philippe M. Influence of temperature and hydrogen content on stress-induced radial hydride precipitation in Zircaloy-4 cladding // J. Nucl. Mater. – 2014. –V. 453, N 1–3. – P. 131–150.

10. Kamimura K. Integrity criteria of spent fuel for dry storage in Japan // Int. Semin. Spent Fuel Storage. – 2010.

11. Kurskiy R. A., Rozhkov A. V., Zabusov O. O., Gaiduchenko A. B., Bragin A. S., Maltsev D. A., Safonov D. V., Shishkin A. A. Factors Influencing Reorientation of Hydrides in Unirradiated Cladding Tubes from E110 Alloy under Conditions of Long-Term Dry Storage of SNF // Physics of Atomic Nuclei. – 2021. – V. 84, N 10. – P. 1665–1671.

12. Kurskii R. A., Safonov D. V., Rozhkov A. V., Zabusov O. O., Frolov A. S., Kuleshova E. A., Alekseeva E. V., Bragin A. S., Vasil’eva E. A., Gaiduchenko A. B., Mal’tsev D. A., Skundin M. A. Reorientation of hydrides in unirradiated clad tubes made of alloy E110 under conditions simulating long-term dry storage of spent nuclear fuel //Physics of Metals and Metallography. – 2021. – V. 122, N 9. – P. 924–932.

13. Lee J. M., Kim H. A., Kook D. H., Kim Y. S. A study on the effects of hydrogen content and peak temperature on thresh old stress for hydride reorientation in Zircaloy-4 cladding // J. Nucl. Mater. –2018. – V. 509. – P. 285–294.

14. Standard specification for wrought zirconium alloy seamless tubes for nuclear reactor fuel cladding, ASTM B811-02,ASTM International, West Conshohocken, PA. – 2007.

15. Yegorova L., Asmolov V., Abyshov G., Malofeev V., Avvakumov A., Kaplar E., Lioutov K., Shestopalov A., Bortash A., Maiorov L., Mikitiouk K., Polvanov V., Smirnov V., Goryachev A., Prokhorov V., Pakhnitz V., Vurim A. Data base on the behavior of high burn up fuel rods with Zr–1% Nb cladding and UO2 fuel (VVER type) under reactivity accident conditions // Description of test procedures and analytical methods. NUREG/IA-0156, V. 2, U.S. Nuclear Regulatory Commission. – 1999. – P. 6.16–6.35.

16. Motta A. T., Chen L. Q. Hydride formation in zirconium alloys // JOM. – 2012. – V. 64, N 12. – P. 1403–1408.

17. Афров А. М., Андрушечко С. А., Украинцев В. Ф., Васильев Б. Ю., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Кокосадзе Э. Л., Иванов Е. А. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. – М.: Логос, 2006. – 488 с.

18. Маркелов В. А. Совершенствование состава и структуры сплавов циркония в обеспечение работоспособности твэлов, ТВС и труб давления активных зон водоохлаждаемых реакторов с увеличенным ресурсом и выгоранием топлива // Дис.… д-р техн. наук. – М., 2010.

19. Stafford D. S. Multidimensional simulations of hydrides during fuel rod lifecycle // J. Nucl. Mater. – 2015. –V. 466. –P. 362–372.

20. Couet A., Motta A. T., Comstock R. J. Hydrogen pickup measurements in zirconium alloys: relation to oxidation kinetics //J. Nucl. Mater. – 2014. –V. 451, N 1–3.– P. 1–13.

21. Шишалова Г. В., Кобылянский Г. П., Новиков А. М. Волкова И. Н. Определение содержания водорода в оксидных пленках и в металле элементов конструкций из циркониевых сплавов тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых ядерных энергетических установок //XI конференция по реакторному материаловедению, посвященная 55-летию отделения реакторного материаловедения АО «ГНЦ НИИАР»: тезисы докладов. – Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2019. – 312 с. –С. 142–144.

22. Nath B., Lorimer G. W., Ridley N. Effect of hydrogen concentration and cool in grate on hydride precipitation in α-zirconium // J. Nucl. Mater. – 1975. – V. 58, N 2. – P. 153–162.

23. Kolesnik M., Aliev T., Likhanskii V. Modeling of hydrogen behavior in spent fuel claddings during dry storage // J. Nucl. Mater. – 2018. –V. 508. –P. 567–573.

24. Simon P. C. A., Frank C., Chen L. Q., Daymond M. R., Tonks M. R., Motta A. T. Quantifying the effect of hydride microstructure on zirconium alloys embrittlement using image analysis // J. Nucl. Mater. – 2021. – V. 547. – 152817.

25. Николаева А. В., Николаев Ю. А., Кеворкян Ю. Р. Радиационное охрупчивание материаловкорпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. – 2001. – Т. 90, N 5.– С. 359–366.

26. Гурович Б. А., Фролов А. С., Кулешова Е. А., Мальцев Д. А., Сафонов Д. В., Кочкин В. Н., Алексеева Е. В., Степанов Н. В. Деградация материалов оболочек твэлов на основе циркония в условиях эксплуатации реакторов типа ВВЭР //Вопросы материаловедения – 2018. – Т. 3 (95). – С. 191–205.

27. Ruiz-Hervias J., Simbruner K., Cristobal-Beneyto M., Perez-Gallego D., Zencker U. Failure mechanisms in unirradiated ZIRLO® cladding with radial hydrides // J. Nucl. Mater. – 2021. –V. 544. – 152668.