Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors
Vernadsky National Library of Ukraine
Переглянути архів Інформація| Поле | Співвідношення | |
| Title |
Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors
|
|
| Creator |
Firstov, S.A.
Kuznetsova, T.L. Brodnikovsky, N.P. Oryshich, I.V. Krapivko, N.A. |
|
| Subject |
Материалы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах
|
|
| Description |
Research of the Zr-Nb-Cr system alloys, promising for nuclear power engineering, with the aim of using them at operating temperatures of 500…600 °С for a new generation of nuclear reactors have been carried out. The possibility of increasing the high temperature strength, heat resistance, and cast-technological properties of the most promising serial Zr-1Nb alloy due to alloing its with 1 wt.% Cr. The improvement of properties is explained by the dispersion hardening of the alloy by the high-temperature, strong intermetallide ZrCr₂. The high-temperature strength of the Zr-1Nb alloy can be increased by 30% in the temperature range 500…600 °С. The heat resistance of a promising alloy at a temperature of 500 °C exceeds the heat resistance of an industrial alloy Э635 by 30…50% and is at the level of heat resistance of the Э110 alloy at 20 hours exposure. The parabolic oxidation constants of the Zr-1Nb-1Cr alloy increase with increasing temperature and holding time, due to the formation of a dense scale of Cr₂O₃, ZrO₂ oxides, instead of the brittle scale Nb₂O₅, ZrO₂, which is characteristic for existing serial alloys Э110, E635, E125. Проведено дослідження сплавів системи Zr-Nb-Cr, перспективних для ядерної енергетики з метою можливості використання їх при робочих температурах 500…600 °С для атомних реакторів нового покоління. Встановлено можливість підвищення жароміцності, жаростійкості і технологічності найбільш перспективного серійного сплаву Zr-1Nb за рахунок легування його 1 мас.% Cr. Поліпшення властивостей пояснюється дисперсним зміцненням сплаву високотемпературним, міцним інтерметалідом ZrCr₂. При цьому жароміцність сплаву Zr-1Nb може бути підвищена на 30% в температурному інтервалі 500…600 °С. Жаростійкість перспективного сплаву при температурі 500 °С перевищує жаростійкість промислового сплаву Э635 на 30…50% і знаходиться на рівні жаростійкості сплаву Э110 при витримці 20 годин. Константи параболічного окиснення сплаву Zr-1Nb-1Cr з підвищенням температури і часу витримки зменшуються в результаті утворення щільної окалини із оксидів Cr₂O₃, ZrO₂ замість крихкої окалини Nb₂O₅, ZrO₂, характерної для існуючих серійних сплавів Э110, Э635, Э125. Проведены исследования сплавов системы Zr-Nb-Cr, перспективных для ядерной энергетики, с целью возможности использования их при рабочих температурах 500…600 °С для атомных реакторов нового поколения. Установлена возможность повышения жаропрочности, жаростойкости и технологичности наиболее перспективного серийного сплава Zr-1Nb за счет легировании его 1 мас.% Cr. Улучшение свойств объясняется дисперсным упрочнением сплава высокотемпературным, прочным интерметаллидом ZrCr₂. При этом жаропрочность сплава Zr-1Nb может быть повышена на 30% в температурном интервале 500…600 °С. Жаростойкость перспективного сплава при температуре 500 °С превышает жаростойкость промышленного сплава Э635 на 30…50% и находится на уровне жаростойкости сплава Э110 при выдержке 20 ч. Константы параболического окисления сплава Zr-1Nb-1Cr с повышением температуры и времени выдержки уменьшаются в результате образования плотной окалины из оксидов Cr₂O₃, ZrO₂ вместо хрупкой окалины Nb₂O₅, ZrO₂, характерной для существующих серийных сплавов Э110, Э635, Э125. |
|
| Date |
2019-02-15T18:12:39Z
2019-02-15T18:12:39Z 2018 |
|
| Type |
Article
|
|
| Identifier |
Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors / S.A. Firstov, T.L. Kuznetsova, N.P. Brodnikovsky, I.V. Oryshich, N.A. Krapivko // Вопросы атомной науки и техники. — 2018. — № 5. — С. 92-96. — Бібліогр.: 9 назв. — англ.
1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/147707 669.296’26:539.4:620.17/18:620.193 |
|
| Language |
en
|
|
| Relation |
Вопросы атомной науки и техники
|
|
| Publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
|
|