Исследование моделей твэлов реактора ВВЭР-1000, изготовленных из кальциетермического циркониевого сплава Zr1Nb после длительных коррозионных испытаний

Abstract

Исследованы кинетика коррозии кальциетермического циркониевого сплава, содержащего 1 мас.% ниобия (Zr1Nb) в составе оболочек и заглушек моделей твэлов реактора ВВЭР-1000. Испытания были проведены в воде при температуре и давлении, сходними с аналогичными параметрами активной зоны реактора. Исследования после испытаний в течение времени до 12000 ч показали, что элементы конструкции моделей из сплава Zr1Nb имеют достаточно высокие показатели коррозионной стойкости и механических свойств, близкие к таковым для штатного сплава Э110, применяющегося в твэлах современных реакторов ВВЭР.

Досліджено кинетику корозії кальцієтєрмічного цірконієвого сплаву, який вміщує 1 мас.% ніобію (Zr1Nb) у складі оболонок і заглушок моделей твелів реактора ВВЕР-1000. Випробування були проведені у воді при температурі та тиску, близькими по значенню до аналогічних параметрів активної зони реактора. Дослідження після іспитів на протязі 12000 г показали, що елементи конструкцій моделей твелів із сплаву Zr1Nb мали достатньо високі показники корозійної стійкості і механічних властивостей, подібними до характеристик штатного сплаву Е-110, який застосовується у твелах сучасніх реакторів типу ВВЕР-1000.

Corrosion kinetics of calcium– thermal experimental zirconium alloy, containing 1% wt.Nb (Zr1Nb), in the composition of cladding and stubs of fuel rod models of reactor WWER-1000 is studied. Test were conducted in water at the temperature and pressure, close to similar parameters of active zone of reactor. The inspection after testing within a time before 12000 h have shown, that elements to designs the models from the alloy Zr1Nb have sufficiently high features corrosion stability and mechanical ability, close to such for the staff alloy E110, what is widely used in fuels of modern reactors by WWER type.