Кафедра физических проблем материаловедения, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия:

А. А. Шмаков, проф., эл. почта: shm-mephi@rambler.ru

Б. А. Калин, проф., зав. каф.

В. М. Ананьин, вед. инж.

Е. А. Смирнов, доцент

Низколегированные сплавы циркония являются основным материалом оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) водоохлаждаемых атомных реакторов. Взаимодействуя с теплоносителем по реакции Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 4H, циркониевые оболочки поглощают водород, который диффузионным путем накапливается на наиболее холодных участках изделий и провоцирует их локальное охрупчивание и разрушение. В настоящей работе проанализированы литературные данные о теплоте переноса водорода Q^* в реакторных циркониевых материалах и показано, что опубликованные в 1960–1998 гг. экспериментальные значения Q^* варьируют ся от 18,8 до 35,6 кДж/моль. При этом большинство из них соответствует значению 242 кДж/моль. Для экспериментального определения значений Q^* в российских циркониевых сплавах и изделиях в настоящей работе использованы пластины из сплава Э110 (Zr – 1 % Nb), а также фрагменты оболочек твэлов ВВЭР из сплавов Э110М (Zr – 1 % Nb – 0,12 % O – 0,075 % (мас.) Fe) и Э635 (Zr – 1 % Nb – 1,2 % Sn – 0,3 % Fe – 0,08 % (мас.) O). Исходная однородная концентрация водорода в подготовленных образцах длиной 20 мм составляла от 0,0084 до 0,0150 % (мас.). Термодиффузионный отжиг образцов проводили на воздухе в течение 160 ч. Температура «горячего» и «холодного» края образцов составляла 773 и 673 К соответственно. Распре деление температуры вдоль образцов подчинялось линейному закону. После отжига образцы секционировали на фрагменты, содержание водорода в которых определяли, используя газоанализатор LECO RH-402. Обработка полученных экспериментальных точек позволила установить единое для всех испытанных образцов значение Q^* = 231 кДж/моль. Результаты настоящей работы могут быть использованы для адекватного прогнозирования процессов перераспределения водорода в оболочках твэлов водоохлаждаемых атомных реакторов.

1. Калин Б. А., Шмаков А. А. Водород в промышленных сплавах циркония // Физика и химия обработки материалов. 2005. № 1. С. 78–84.
2. Бокштейн Б. С. Диффузия в металлах. — М. : Металлургия, 1978. — 248 с.
3. Шмаков А. А., Калин Б. А., Смирнов Е. А. Водород в сплавах циркония. Гидридное охрупчивание и разрушение циркониевых материалов. — Saarbrücken : Lambert Academic Publishing, 2014. — 196 c.
4. Sawatzky A. Hydrogen in zircaloy-2: its distribution and heat of transport // Journal of Nuclear Materials. 1960. Vol. 2, No. 4. Р. 321–328.
5. Константы взаимодействия металлов с газами : справочник / под ред. Б. А. Колачева, Ю. В. Левинского. — М. : Металлургия, 1987. — 368 с.
6. Sawatzky A. The heat of transport of hydrogen in zirconium alloys // Journal of Nuclear Materials. 1963. Vol. 9, No. 3. Р. 364.
7. Kammenzind B., Franklin D., Peters H., Duffin W. Hydrogen pickup and redistribution in α-annealed Zry-4 // Proc. of the XI Int. Symposium «Zr in the Nuclear Industry». 11–14 September 1995, Germany. — West Conshohocken (USA) : ASTM STP 1295, 1996. Р. 338–370.
8. Hong H., Kim S., Lee K. Thermotransport of hydrogen in zircaloy-4 and modified zircaloy-4 // Journal of Nuclear Materials. 1998. Vol. 257. Р. 15–20.
9. Решетников Ф. Г., Бабилашвили Ю. К., Головин И. С. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 1 / под ред. Ф. Г. Решетникова. — М. : Энергоатомиздат, 1995. — 320 с.