Надіслати статтю
вул. Інститутська 11, м. Хмельницький, 29016
visnyk.khnu@khmnu.edu.ua
(0382) 67-51-08

ВПЛИВ НАСИЧЕННЯ ВОДНЕМ НА ХАРАКТЕРИСТИКИ ЦИРКОНІЮ (ЛІТЕРАТУРНИЙ ОГЛЯД)

INFLUENCE OF HYDROGEN SATURATION ON CHARACTERISTICS OF ZIRCONIUM
(Literature review)

Сторінки: 159-168. Номер: №2, 2022 (307) 
 Автори:
ТРУШ В. С.
Фізико-механічний інститут ім. Г.В. Карпенка НАН України
https://orcid.org/0000-0002-2264-3918
e-mail: trushvasyl@gmail.com
TRUSH VASYL S.
Karpenko Physico-Mechanical Institute of the NAS of Ukraine
 DOI: https://www.doi.org/10.31891/2307-5732-2022-307-2-159-168

Анотація мовою оригіналу

У статті наведено літературний огляд щодо впливу насичення воднем на властивості цирконієвих сплавів. Цирконієві сплави є незамінним конструкційним матеріалом для активної зони ядерних реакторів. Під час експлуатаційних навантажень неодмінно відбувається взаємодія цирконієвих матеріалів з елементами проникнення (кисень, азот, водень). Найбільшу спорідненість цирконій проявляє до водню. Одним із вразливих цирконієвих елементів є твельні трубки. Від їхньої цілісності залежить безпечна експлуатація ядерного реактора. З іншого боку, саме твельні трубки найбільше піддаються впливу дії водню. Тому систематизація знань про вплив водню на властивості цирконієвих трубок дозволить краще передбачити їх експлуатаційну поведінку. Згідно з науково-літературними даними залежно від об’єму поглинутого водню може відбуватися утворення твердого розчину або утворення гідридів цирконію. Показано залежність абсорбованого цирконієм водню від розрідження воденьвмісного середовища та температури. Хімічний склад цирконієвого сплаву також впливає на швидкість та кількість поглиненого водню. Наведено вплив водню на механічні властивості цирконієвих сплавів. Показано відмінності на поверхні руйнування після випробувань на розтяг за кімнатної температури залежно від кількості поглиненого водню. Наведено дані, які свідчать що атоми водню розташовуються в октаедричних або тетраедричних міжвузлових пустотах гексагональної щільно упакованої ґратки цирконію. Показано, що в α-цирконію термічна розчинність водню вкрай мала, її значення становить ~6 ат.% при температурі евтектоїдного перетворення, а при кімнатній температурі розчинність водню α-Zr не перевищує 1·10-5мас.%. У високотемпературному β-Zr водень розчиняється аж до ~50 ат.%. Установлено, що погіршення властивостей цирконієвих елементів ядерних реакторів при експлуатації через дію водню, ймовірно, виникає через низку чинників: водневого окрихчення, формування великих масивних скупчень гідридів і уповільненого гідридного розтріскування. Показано, що напрямок розташування гідридів залежить від текстури матриці та від наявних в матеріалі напружень, які діють в процесі формування гідридів. Встановлено, що водень може проникати в метал через оксидну плівку, дифундуючи, наприклад по протяжним дефектам, таким як дислокації і межі зерен. Зазначено, що розчинність, водню у цирконію зале­жить від наявних вже у металі інших елементів проникнення, зокрема розчинність вод­ню в α-цирконію залежить від розчинного кисню в матриці металу, що підтверджується наведеною потрійною системою «Zr–O–H».
Ключові слова: цирконієвий сплав, насичення воднем, дифузія, гідрид, розчинність, властивості.

 Розширена анотація англійською  мовою

The article presents a literature review on the effect of hydrogen saturation on the properties of zirconium alloys. Zirconium alloys are an indispensable structural material for the core of nuclear reactors. During operational loads, the interaction of zirconium materials with interstitial elements (oxygen, nitrogen, hydrogen) necessarily occurs. Zirconium shows the greatest affinity for hydrogen. One of the vulnerable zirconium elements is fuel rod tubes. The safe operation of a nuclear reactor depends on their integrity. In addition, it is fuel tubes that are most exposed to hydrogen. Therefore, the systematization of knowledge about the effect of hydrogen on the properties of zirconium tubes will make it possible to better predict their operational behavior. According to scientific literature data, depending on the volume of absorbed hydrogen, either a solid solution or zirconium hydrides can form. The dependence of the absorbed hydrogen zirconium on the dilution of the hydrogen medium and temperature is shown. The chemical composition of the zirconium alloy also affects the rate and amount of absorbed hydrogen. The effect of hydrogen on the mechanical properties of zirconium alloys is presented. The differences on the fracture surface after tensile tests at room temperature are shown depending on the amount of absorbed hydrogen. Data are presented that indicate that hydrogen atoms are located in octahedral or tetrahedral interstitial voids of a hexagonal close-packed zirconium lattice. It is shown that the thermal solubility of hydrogen in α-zirconium is extremely low, its value is ~6 at. % at the eutectoid transformation temperature, and at room temperature the solubility of α-Zr hydrogen does not exceed 1·10-5 wt. %. In high-temperature β-Zr, hydrogen dissolves up to ~50 at. %. It has been established that deterioration of the properties of zirconium elements of nuclear reactors during operation due to exposure to hydrogen is likely due to a number of factors: hydrogen embrittlement, the formation of large massive accumulations of hydrides and delayed hydride cracking. It is shown that the direction of arrangement of hydrides depends on the texture of the matrix and on the stresses present in the material that act during the formation of hydrides. It has been established that hydrogen can penetrate into a metal through an oxide film, diffusing, for example, along extended defects such as dislocations and grain boundaries. It is noted that the solubility of hydrogen in zirconium depends on other penetration elements already present in the metal, for example, the solubility of hydrogen in α-zirconium depends on the soluble oxygen in the metal matrix, which is confirmed by the reduced «Zr–O–H» ternary system.
Key words: zirconium alloy, hydrogen saturation, diffusion, hydride, solubility, properties.

Література

  1. Cостояние разработки и освоения циркониевых сплавов для твэлов и ТВС активных зон ядерных водоохлаждаемых реакторов в обеспечении перспективных топливных циклов и конкурентоспособности на мировом рынке / Маркелов В.А., Новиков В.В., Никулина А.В. и др. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. 2006. № 2 (67). С. 63–72.
  2. Влияние наводороживания на анизотропию механических свойств твэльных труб из сплава Zr-1%Nb / Стоев П.И., Воеводин В.Н., Папиров И.И., Тихоновский М.А., Виноградов Д.В., Вьюгов Н.П. Вопросы атомной науки и техники. 2016. № 2(102). С. 38–45.
  3. Lemaignan C. and Motta A.T. Zirconium Alloys in Nuclear Applications. Materials Science and Technology. 2006. P. 2–51.
  4. Pаймовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в атомной энергетике. М. : Энергоатомиздат, 1981. 232 c.
  5. Влияние высокотемпературного отжига в водяном паре на структуру оболочек из сплава циркония с 1%Nb / Ищенко Н.И., Петельгузов И.А., Слабоспицкая Е.А., Василенко Р.Л. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 2005. № 5 (88). С. 115–120.
  6. Shmakov A., Hermann A., Steinemann M., Vlassov A., Smirnov E., Subbotin A., Bruchertseifer H. Separate determination of hydrogen in zirconium alloys and in their oxide. Rep. PSI TM-43-97-03, Switzerland, Villigen, 199.
  7. Yamanaka S., Tanaka T., Miyake M. Effect of oxygen on hydrogen solubility in zirconium. J. Nucl. Mater. 1989. v. 167. p. 231−237.
  8. Yamanaka S., Fujita Y., Uno M., Katsura M. J. Influence of interstitial oxygen on hydrogen solubility in metals. Alloys & Comp. 1999. v. 293−295. p. 42−51.
  9. Черняева Т.П., Остапов А.В. Водород в цирконии. Часть 1. Вопросы атомной науки и техники. 2013. Т. 87. № 5. С. 16–32.
  10. Гольдшмидт X. Дж. Сплавы внедрения. Выпуск II. М. : Мир, 1971.
  11. Дуглас Д. Металловедение циркония. Пер. с англ. Под ред. чл.-корр. АН СССР А.С. Займовского. М. : Атомиздат, 1975. 360 с.
  12. Aladjem A. Zirconium-Hydrogen. Solid State Phenomena. 1996 Vols. 49-50. P. 281–330. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/SSP.49-50.281.
  13. Naito S. Kinetics of hydrogen absorption by α-zirconium. The Journal of Chemical Physics. 1983. 79(6). P. 3113–3120.
  14. Oliveira L. M. de, Silva R. V. da, Santos D. S. dos, & Ribeiro R. M. Hydrogen Kinetics and Hydride Formation Effect on Zr-1Nb and Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe. Alloys for Nuclear Application. Materials Research. 2017. Vol. 20, suppl. 2. P. 786–791.
  15. Khoda-Bakhsh R., Ross D.K. Determination of the hydrogen site occupation in the α phase of zirconium hydride and in the α and β phases of titanium hydride by inelastic neutron scattering. Journal of Physics F: Metal Physics. 1982. Vol. 12, № 1. P. 15–24
  16. Blanter M.S., Golovin I.S., Granovskiy, Sinning H.-R. Strain-induced interaction of hydrogen atoms with dissolved atoms in IVA group metals. Journal of Alloys and Compounds. 2002. Vol. 345, № 1-2. P. 1–9.
  17. Колачев Б.А. Водородная хрупкость цветных металлов. М. : Металлургия, 1985. 216 с.
  18. Fumihisa Nagase and Toyoshi Fuketa Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test Journal of nuclear science and technology, January 2005. Vol. 42, № 1, p. 58-65.
  19. Hydride formation zirconium alloys Nimishkavi Anantha Phana. A thesis submitted to McGill University in partial fulfillment of the requirements of the degree of doctor of philosophy. Kiran, Kumar, 2011. 236 p.
  20. Kim J.H., Lee M.H., Choi B.K., Jeong Y.H. Effect of the hydrogen contents on the circumferential mechanical properties of zirconium alloy claddings. Journal of Alloys and Compounds. 2007. Т. 431, № 1. Р. 155-161.
  21. Nagase F., Fuketa T. Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test. Journal of Nuclear Science and Technology. 2005. Т. 42, № 1. С. 58-65.
  22. Кудияров В.Н. Закономерности формирования гидридного обода в оболочечных трубах из циркониевого сплава Э110 при газофазном наводороживании. Диссертация на соискание степени кандидата технических наук за специальностью 01.04.07 – физика конденсированного состояния. Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет», Томск, 2017. 118 с.
  23. Lobo R.M., Andrade A.H.P., Castagnet M. Hydride embrittlement in Zircaloy components. International Nuclear Atlantic Conference, 2011. ISBN: 978-85-99141-04-5.
  24. Калин Б.А., Шмаков А.А. Поведение водорода в реакторных сплавах циркония. Материалы Второго международного семинара. Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами, г. Саров, апрель 2004 г.
  25. Kammenzind B.F., Franklin D.G., Peters H.R., Duffin W.J. Hydrogen pickup and redistribution in alpha-annealed Zircaloy-4. Zirconium in the Nuclear Industry: 11th International Symposium, 1996. ASTM STP 1295: pp. 338-370.
  26. Колесник М.Ю. Моделирование процессов перелома кинетики окисление и переориентации гидридов в циркониевых оболочках твэлов. Диссертация на соискание степени канд. техн. наук за специальностью 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Москва, Троицк, 2018. С. 26-27.
  27. Smith T. Kinetics and mechanism of Hydrogen permeation of oxide films on zirconium. Journal of Nuclear Materials. 1966. Vol. 18. P. 323-336.
  28. Cox Y.-M. Wong A hydrogen uptake micro-mechanism for Zr alloys. Journal of Nuclear Materials. 1999. Vol. 270. P. 134-146.
  29. Кинетика поглощения водорода в твэльных оболочках из сплава Zr-1%Nb / Глазунов Г.П., Ажажа В.М., Андреев А.А., Барон Д.И., Бондаренко М.Н., Китаевский К.М., Конотопский А.Л., Неклюдов И.М., Свинаренко А.П., Столбовой В.А. Вопросы атомной науки и техники. 2009. Т. 93, № 2. С. 90–94.
  30. Rudling P. Zr alloy corrosion hydrogen pickup. ANT International, Molnlycke, Sweden, 2013, P. 96.
  31. Anghel C. Modified oxygen and hydrogen transport in Zr-based oxides. Doctoral Thesis Division of Corrosion Science Department of Materials Science and Engineering Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden, 2006. 256 p.
  32. Аllen T.R., Konings R.J.M., and Motta A.T. Corrosion of Zirconium Alloys. In: Konings R.J.M., (ed.) Comprehensive Nuclear Materials. 2012. vol. 5. P. 49-68.
  33. Zhou Jun, Li Zhongkui, Zhang Jianjun, Tian Feng. Еffect of hydrogen content on low-cycle fatigue behavior of Zr-Sn-Nb aLloy. Rare Metal Materials and Engineering, 2012, 41(9): 1531-1534.
  34. Tapping R. L., Chan P. K., Norton P. R., & Zhang C.-S. SIMS studies of the corrosion of zirconium. International Journal of Mass Spectrometry and Ion Processes. 1995. 146-147. P. 75–89.
  35. Мanfred P. Puls The Effect of Hydrogen and Hydrides on the Integrity of Zirconium Alloy Components. Springer London Heidelberg New York Dordrecht .Springer-Verlag London 2012. 475 p.
  36. Вirchley Jonathan, Leticia Fernandez-Moguel. Simulation of air oxidation during a reactor accident sequence: Part 1 – Phenomenology and model development. Annals of Nuclear Energy 40 (2012) 163–170.
  37. Gulbransen E. A., & Andrew K. F. Mechanism of the Reaction of Hydrogen with Zirconium. Journal of The Electrochemical Society. 1954. 101(7), P. 348.
  38. Steinbrueck M., da Silva F.O., Grosse M. Oxidation of Zircaloy-4 in steam-nitrogen mixtures at 600–1200°C. Journal of Nuclear Materials (2017).

Referenses

  1. Costoyanie razrabotki i osvoeniya cirkonievyh splavov dlya tvelov i TVS aktivnyh zon yadernyh vodoohlazhdaemyh reaktorov v obespechenii perspektivnyh toplivnyh ciklov i konkurentosposobnosti na mirovom rynke / Markelov V.A., Novikov V.V., Nikulina A.V. i dr. Voprosy atomnoj nauki i tehniki. Ser. Materialovedenie i novye materialy. 2006. № 2 (67). S. 63–72.
  2. Vliyanie navodorozhivaniya na anizotropiyu mehanicheskih svojstv tvelnyh trub iz splava Zr-1%Nb / Stoev P.I., Voevodin V.N., Papirov I.I., Tihonovskij M.A., Vinogradov D.V., Vyugov N.P. Voprosy atomnoj nauki i tehniki. 2016. № 2(102). S. 38–45.
  3. Lemaignan C. and Motta A.T. Zirconium Alloys in Nuclear Applications. Materials Science and Technology. 2006. P. 2–51.
  4. Pajmovskij A.S., Nikulina A.V., Reshetnikov N.G. Cirkonievye splavy v atomnoj energetike. M. : Energoatomizdat, 1981. 232 c
  5. Vliyanie vysokotemperaturnogo otzhiga v vodyanom pare na strukturu obolochek iz splava cirkoniya s 1%Nb / Ishenko N.I., Petelguzov I.A., Slabospickaya E.A., Vasilenko R.L. Voprosy atomnoj nauki i tehniki. Seriya: Fizika radiacionnyh povrezhdenij i radiacionnoe materialovedenie. 2005. № 5 (88). S. 115–120.
  6. Shmakov A., Hermann A., Steinemann M., Vlassov A., Smirnov E., Subbotin A., Bruchertseifer H. Separate determination of hydrogen in zirconium alloys and in their oxide. Rep. PSI TM-43-97-03, Switzerland, Villigen, 199.
  7. Yamanaka S., Tanaka T., Miyake M. Effect of oxygen on hydrogen solubility in zirconium. J. Nucl. Mater. 1989. v. 167. p. 231−237.
  8. Yamanaka S., Fujita Y., Uno M., Katsura M. J. Influence of interstitial oxygen on hydrogen solubility in metals. Alloys & Comp. 1999. v. 293−295. p. 42−51.
  9. Chernyaeva T.P., Ostapov A.V. Vodorod v cirkonii. Chast 1. Voprosy atomnoj nauki i tehniki. 2013. T. 87. № 5. S. 16–32.
  10. Goldshmidt X. Dzh. Splavy vnedreniya. Vypusk II. M. : Mir, 1971.
  11. Duglas D. Metallovedenie cirkoniya. Per. s angl. Pod red. chl.-korr. AN SSSR A.S. Zajmovskogo. M. : Atomizdat, 1975. 360 s.
  12. Aladjem A. Zirconium-Hydrogen. Solid State Phenomena. 1996 Vols. 49-50. P. 281–330. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/SSP.49-50.281.
  13. Naito S. Kinetics of hydrogen absorption by a-zirconium. The Journal of Chemical Physics. 1983. 79(6). P. 3113–3120.
  14. Oliveira L. M. de, Silva R. V. da, Santos D. S. dos, & Ribeiro R. M. Hydrogen Kinetics and Hydride Formation Effect on Zr-1Nb and Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe. Alloys for Nuclear Application. Materials Research. 2017. Vol. 20, suppl. 2. P. 786–791.
  15. Khoda-Bakhsh R., Ross D.K. Determination of the hydrogen site occupation in the a phase of zirconium hydride and in the a and b phases of titanium hydride by inelastic neutron scattering. Journal of Physics F: Metal Physics. 1982. Vol. 12, № 1. P. 15–24
  16. Blanter M.S., Golovin I.S., Granovskiy, Sinning H.-R. Strain-induced interaction of hydrogen atoms with dissolved atoms in IVA group metals. Journal of Alloys and Compounds. 2002. Vol. 345, № 1-2. P. 1–9.
  17. Kolachev B.A. Vodorodnaya hrupkost cvetnyh metallov. M. : Metallurgiya, 1985. 216 s.
  18. Fumihisa Nagase and Toyoshi Fuketa Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test Journal of nuclear science and technology, January 2005. Vol. 42, № 1, p. 58-65.
  19. Hydride formation zirconium alloys Nimishkavi Anantha Phana. A thesis submitted to McGill University in partial fulfillment of the requirements of the degree of doctor of philosophy. Kiran, Kumar, 2011. 236 p.
  20. Kim J.H., Lee M.H., Choi B.K., Jeong Y.H. Effect of the hydrogen contents on the circumferential mechanical properties of zirconium alloy claddings. Journal of Alloys and Compounds. 2007. T. 431, № 1. R. 155-161.
  21. Nagase F., Fuketa T. Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test. Journal of Nuclear Science and Technology. 2005. T. 42, № 1. S. 58-65.
  22. Kudiyarov V.N. Zakonomernosti formirovaniya gidridnogo oboda v obolochechnyh trubah iz cirkonievogo splava E110 pri gazofaznom navodorozhivanii. Dissertaciya na soiskanie stepeni kandidata tehnicheskih nauk za specialnostyu 01.04.07 – fizika kondensirovannogo sostoyaniya. Federalnoe gosudarstvennoe avtonomnoe obrazovatelnoe uchrezhdenie vysshego obrazovaniya «Nacionalnyj issledovatelskij Tomskij politehnicheskij universitet», Tomsk, 2017. 118 s.
  23. Lobo R.M., Andrade A.H.P., Castagnet M. Hydride embrittlement in Zircaloy components. International Nuclear Atlantic Conference, 2011. ISBN: 978-85-99141-04-5.
  24. Kalin B.A., Shmakov A.A. Povedenie vodoroda v reaktornyh splavah cirkoniya. Materialy Vtorogo mezhdunarodnogo seminara. Vzaimodejstvie izotopov vodoroda s konstrukcionnymi materialami, g. Sarov, aprel 2004 g.
  25. Kammenzind B.F., Franklin D.G., Peters H.R., Duffin W.J. Hydrogen pickup and redistribution in alpha-annealed Zircaloy-4. Zirconium in the Nuclear Industry: 11th International Symposium, 1996. ASTM STP 1295: pp. 338-370.
  26. Kolesnik M.Yu. Modelirovanie processov pereloma kinetiki okislenie i pereorientacii gidridov v cirkonievyh obolochkah tvelov. Dissertaciya na soiskanie stepeni kand. tehn. nauk za specialnostyu 05.14.03 – yadernye energeticheskie ustanovki, vklyuchaya proektirovanie, ekspluataciyu i vyvod iz ekspluatacii. Troickij institut innovacionnyh i termoyadernyh issledovanij. Moskva, Troick, 2018. S. 26-27.
  27. Smith T. Kinetics and mechanism of Hydrogen permeation of oxide films on zirconium. Journal of Nuclear Materials. 1966. Vol. 18. P. 323-336.
  28. Cox Y.-M. Wong A hydrogen uptake micro-mechanism for Zr alloys. Journal of Nuclear Materials. 1999. Vol. 270. P. 134-146.
  29. Kinetika poglosheniya vodoroda v tvelnyh obolochkah iz splava Zr-1%Nb / Glazunov G.P., Azhazha V.M., Andreev A.A., Baron D.I., Bondarenko M.N., Kitaevskij K.M., Konotopskij A.L., Neklyudov I.M., Svinarenko A.P., Stolbovoj V.A. Voprosy atomnoj nauki i tehniki. 2009. T. 93, № 2. S. 90–94.
  30. Rudling P. Zr alloy corrosion hydrogen pickup. ANT International, Molnlycke, Sweden, 2013, P. 96.
  31. Anghel C. Modified oxygen and hydrogen transport in Zr-based oxides. Doctoral Thesis Division of Corrosion Science Department of Materials Science and Engineering Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden, 2006. 256 p.
  32. Allen T.R., Konings R.J.M., and Motta A.T. Corrosion of Zirconium Alloys. In: Konings R.J.M., (ed.) Comprehensive Nuclear Materials. 2012. vol. 5. P. 49-68.
  33. Zhou Jun, Li Zhongkui, Zhang Jianjun, Tian Feng. Effect of hydrogen content on low-cycle fatigue behavior of Zr-Sn-Nb aLloy. Rare Metal Materials and Engineering, 2012, 41(9): 1531-1534.
  34. Tapping R. L., Chan P. K., Norton P. R., & Zhang C.-S. SIMS studies of the corrosion of zirconium. International Journal of Mass Spectrometry and Ion Processes. 1995. 146-147. P. 75–89.
  35. Manfred P. Puls The Effect of Hydrogen and Hydrides on the Integrity of Zirconium Alloy Components. Springer London Heidelberg New York Dordrecht .Springer-Verlag London 2012. 475 p.
  36. Virchley Jonathan, Leticia Fernandez-Moguel. Simulation of air oxidation during a reactor accident sequence: Part 1 – Phenomenology and model development. Annals of Nuclear Energy 40 (2012) 163–170.
  37. Gulbransen E. A., & Andrew K. F. Mechanism of the Reaction of Hydrogen with Zirconium. Journal of The Electrochemical Society. 1954. 101(7), P. 348.
  38. Steinbrueck M., da Silva F.O., Grosse M. Oxidation of Zircaloy-4 in steam-nitrogen mixtures at 600–1200°C. Journal of Nuclear Materials (2017).Рецензія/Peer review : 07.03.2022 р. Надрукована/Printed :07.05.2022 р.

Post Author: Горященко Сергій

Translate