Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors

Abstract

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.