Підвищення тривалої міцності сплаву Zr-1%Nb дифузійним зміцненням приповерхневого шару.
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.55.2018.06Ключові слова:
цирконій, хіміко-термічна обробка, кисень, азот, приповерхневий шар, тривала міцністьАнотація
Цирконієві сплави широко застосовуються як конструкційний матеріал у атомній промисловості для виготовлення оболонок тепловиділяючих елементів – (ТВЕЛів). Експлуатаційна надійність цих конструкцій – важливий елемент надійності усього паливного циклу, враховуючи, що конструкції працюють за підвищених температур. Тому розроблення режимів фінішної хіміко-термічної обробки ТВЕЛів зі сплаву Zr-1%Nb є важливою і актуальною задачею в галузі матеріалознавства цирконію та його сплавів. Метою роботи є встановити вплив обробки у різних контрольованих газових середовищах (вакуум, кисневмісне, азотовмісне) на тривалу міцність сплаву Zr-1%Nb за температури 380 °С на повітрі. Дослідним матеріалом є зразки-кільця шириною 3 мм (зовнішній діаметр 9,2 мм) з V-подібним концентратором глибиною 0,5 мм, які
вирізано з трубок ТВЕЛів зі сплаву Zr-1%Nb українського виробництва. Для випробувань зразків-кілець сплаву Zr-1%Nb на тривалу міцність при температурі T=380 С на повітрі використовували багатопозиційну установку, розроблену у ФМІ НАН України. Для
кріплення зразків-кілець на установці на випробування на тривалу міцність було розроблено та виготовлено спеціальні захвати. Хімікотермічну обробку здійснювали у розрідженому (Р=1·10–4 мм. рт. ст.) газовому середовищі (вакуумі), а також у розрідженому кисне- та азотовмісному газових середовищах за температури T=580…650 °С та експозиції =3…10 год. Експериментально досліджено вплив окиснення, азотування та обробки у вакуумі на товщину, мікротвердість поверхневих шарів цирконієвих зразків-кілець, а також опірність сповільненому руйнуванню за тривалого статичного навантаження. Експериментально встановлено, що обробка цирконієвих зразків-кілець сплаву Zr-1%Nb у кисневмісному та азотовмісному газових середовищах відносно вакуумного відпалу підвищує руйнівні напруження за тривалого статичного навантаження при температурі T=380 °С на повітрі. Показано відмінності поверхні зламу приповерхневого шару зразків-кілець сплаву Zr-1%Nb в залежності від режиму обробки.
Завантаження
Посилання
Lemaignan, C., & Motta, A.T. (2006). Zirconium Alloys in Nuclear Applications. Materials Science and Technology, 2–51. DOI: https://doi.org/10.1002/9783527603978.mst0111.
Damien, Feron (Eds.). (2012). Nuclear corrosion science and engineering. Woodhead Publishing Limited. P. 1061.
Tararaeva, E.M., & Murav’eva, L.S. (1973). Effect of oxygen and tin on the mechanical properties of zirconium alloys with 1 and 2.5 % Nb. Structure and properties of alloys for nuclear power engineering. Moscow: Nauka.
Voitovich, R.F. (1989). Oxidation of zirconium and its alloys. Kiev: Science dumka.
Kalin, B.A., Platonov, P.A., Chernov, I.I., & Strombakh, Ya.I. (2008). Physical Material Science. 6. Part 1. Structural materials of nuclear engineering. Moscow: MIFI.
Vakhrusheva, V.S., Kolenkova, O.A., & Sukhomlin, G.D. (2005). Effect oxygen content on plasticity, damage and acustic emission parameters of Zr-1%Nb tubes. Problems of Atomic Science and Technology. 5(88). 104–109.
Chernyaeva, T.P., Stukalov, A.I., & Gritsina, V.M. (2002). Effect of oxygen on the mechanical properties of zirconium. Problems of Atomic Science and Technology. 1(12). 96–102.
Chernov, I.I, Kalin, B.A., Binyukova, S.Yu., & Staltsov M.S., (2007). Effect of alloying and heat treatment on the structure and properties of zirconium: a textbook. Moscow: MEPhI.
Steinbrilck, M., & Gross, V. (2014). Deviations from parabolic kinetics during oxidation of zirconium alloys .Zirconium in the Nuklear indusrry: 17th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry on February 3–7, Hyderabad, India. P. 979-1001. DOI: 10.1520/STP154320130022.
Selmi Noureddine, Sari Ali. (2013). Study of Oxidation Kinetics in Air of Zircaloy-4 by in Situ X-Ray Diffraction. Advances in Materials Physics and Chemistry, 3, 2, 168–173. DOI: 10.4236/ampc.2013.32023.
Gribaudo, L., Arias, D., & Abriata, J. (1994). The N-Zr (Nitrogen-Zirconium) system. Journal of Phase Equilibria, 4(15), 441–449.
Nikulin, S.A., Rozhnov, A.B., & Gusev, A.Yu., et al. (2004). Fracture resistance of Zr-Nb alloys under low-cycle fatigue tests. Journal of Nuclear Materials, 446, 1–3, 10–14. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.11.039.
Lee, D., & Hill, P.T. (1976). Effect of oxygen on the fatigue behavior of Zircaloy. Journal of Nuclear Materials, 60, 227–230.
Azhazha, В.М., Borts, B.V., & Butenko, І.М. et al. (2006). Production of the party of round billets for trex-pipes and making of the experimental industrial party of pipes from Zr1Nb alloy from domestic raw materials. Science and Technology, 2(6), 18–30. DOI: 10.15407/scin2.06.018.
Birchley, J., & Leticia, F-M. (2012). Simulation of air oxidation during a reactor accident sequence: Part 1 -Phenomenology and model development. Annals of Nuclear Energy, 40, 163–170. DOI: 10.1016/j.anucene.2011.10.019.
