АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, Россия:

А. В. Обухов, старший научный сотрудник отделения реакторного материаловедения, канд. техн. наук, эл. почта: micron1803@mail.ru
Г. П. Кобылянский, ведущий научный сотрудник отделения реакторного материаловедения, докт. техн. наук, эл. почта: gpk@niiar.ru

С использованием методов трансмиссионной электронной микроскопии проведены исследования влияния реакторного облучения в диапазоне температур 40–70 и 290–340 ^oC на элементный состав, кристаллическую структуру и размеры частиц вторых фаз в сплавах циркония Э110 и Э635. Установлены закономерности перераспределения элементов между частицами вторых фаз и твердым раствором окружающей матрицы в этих сплавах с ростом дозы и изменением температуры облучения. Отмечен одинаковый характер закономерностей такого перераспределения элементов между структурными составляющими в этих сплавах циркония в результате их облучения в исследовательском реакторе БОР-60 и энергетическом реакторе ВВЭР-1000. Продемонстрировано различие влияния облучения на морфологию и элементный состав выделений фазы β-Nb и фазы Лавеса в указанных сплавах циркония в низкотемпературной области 40–70 ^oC и в области температур 290–340 ^oC. Отмечено, что в результате низкотемпературного облучения частицы фазы Лавеса становятся аморфными, в то время как частицы β-Nb сохраняют свою кристаллическую ОЦК-структуру. Представлена трактовка механизма поэтапной трансформации с ростом дозы облучения монокристаллической ГПУ-фазы Лавеса в поликристаллическую ОЦК. Показана роль выхода железа из этой фазы в окружающую матрицу в процессе трансформации ее кристаллической решетки. Описаны стадии появления и эволюции размеров и концентрации мелкодисперсных радиационно-индуцированных частиц в сплавах Э110 и Э635 с ростом дозы облучения и отмечены их различия в этих сплавах.

1. Займовский А. С., Никулина А. В., Решетников Н. Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. — М. : Энергоиздат, 1981. — 232 с.
2. Ажажа В. М., Вьюгов П. Н., Лавриненко С. Д., Линдт К. А., Мухачев А. П. и др. Цирконий и его сплавы: технологии производства, области применения : обзор. — Харьков : ННЦ ХФТИ, 1998. — 89 с.
3. Griffiths M. A. Review of Microstructure evolution in zirconium alloys during irradiation // Journal of Nuclear Materials. 1988. Vol. 159. P. 190–218.
4. Shishov V. N. The evolution of microstructure and deformation stability in Zr – Nb – Fe (Sn,O) alloys under neutron irradiation // Zirconium in the nuclear industry: 16th Int. Symp. ASTM STP. 2012. Vol. 1529. P. 37–66.
5. Григорьев Е. Г., Перлович Ю. А., Соловьев Г. И., Удовский А. Л., Якушин В. Л. Физическое материаловедение : учебник для вузов / под общей ред. Б. А. Калина. — Т. 4. Физические основы прочности. Радиационная физика твердого тела. Компьютерное моделирование. — М. : МИФИ, 2021. — 624 с.

6. Сагалов С. С., Обухов А. В., Белозерова А. Р., Захарова Л. В. Расчетно-экспериментальное определение повреждающей дозы оболочек топливных элементов после эксплуатации в реакторах ВВЭР-1000 // Сб. трудов АО «ГНЦ НИИАР». 2021. Вып. 1. С. 37–49.
7. Обухов А. В., Кобылянский Г. П. Радиационная повреждаемость циркониевого сплава Э110 при высокодозном облучении направляющей трубы в исследовательском реакторе МИР // Сб. трудов АО «ГНЦ НИИАР». 2018. Вып. 4. С. 3–11.
8. Светухин С. С., Львов П. Е., Новоселов А. Е., Кобылянский Г. П., Шишов В. Н. Моделирование процесса роста ниобиевых преципитатов в сплаве Zr – 1% Nb при облучении // Известия высших учебных заведений. Поволжский регион. Физико-математические науки. 2007. № 4. С. 105–111.
9. Shishov V. N., Peregud M. M., Nikulina A. V. et. al. Influence of zirconium alloy chemical composition on microstructure formation and irradiation induced growth // Zirconium in the Nuclear Industry: 13^th Int. Symp. ASTM STP. 2002. Vol. 1423. P. 758–779.
10. Калин Б. А., Платонов П. А., Чернов И. И., Штромбах Я. И. Физическое материаловедение : учебник для вузов / под общей ред. Б. А. Калина. Т. 6. — Часть 1. Конструкционные материалы ядерной техники. — М. : МИФИ, 2021. — 636 с.
11. Doriot S., Verhaeghe B., Bechade J.-L. et. al. Microstructural evolution of M5™ alloy irradiated in PWRs up to high fluencescomparison with other Zr-based alloys // Zirconium in the nuclear industry : 17^th Int. Symp. ASTM STP. 2015. Vol. 1543. P. 759–799.
12. Charquet D., Hahn R., Ortlieb E., Gros J.-P., Wadier J.-F. Solubility limits and formation of intermetallic precipitates in Zr – Sn – Fe – Cr alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: 8^th Symp., ASTM STP. 1988. Vol. 1023. P. 405–422.