Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors
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 resi...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2018 |
| Main Authors: | , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | English |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2018
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147707 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862617753889800192 |
|---|---|
| author | Firstov, S.A. Kuznetsova, T.L. Brodnikovsky, N.P. Oryshich, I.V. Krapivko, N.A. |
| author_facet | Firstov, S.A. Kuznetsova, T.L. Brodnikovsky, N.P. Oryshich, I.V. Krapivko, N.A. |
| citation_txt | 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| 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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T13:12:02Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-147707 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T13:12:02Z |
| publishDate | 2018 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Firstov, S.A. Kuznetsova, T.L. Brodnikovsky, N.P. Oryshich, I.V. Krapivko, N.A. 2019-02-15T18:12:39Z 2019-02-15T18:12:39Z 2018 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147707 669.296’26:539.4:620.17/18:620.193 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. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors Перспективний сплав системи Zr-Nb-Cr для нового покоління ядерних реакторів Перспективный сплав системы Zr-Nb-Cr для нового поколения ядерных реакторов Article published earlier |
| spellingShingle | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors Firstov, S.A. Kuznetsova, T.L. Brodnikovsky, N.P. Oryshich, I.V. Krapivko, N.A. Материалы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах |
| title | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors |
| title_alt | Перспективний сплав системи Zr-Nb-Cr для нового покоління ядерних реакторів Перспективный сплав системы Zr-Nb-Cr для нового поколения ядерных реакторов |
| title_full | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors |
| title_fullStr | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors |
| title_full_unstemmed | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors |
| title_short | Рerspective alloy of the Zr-Nb-Cr system for the new generation of nuclear reactors |
| title_sort | рerspective alloy of the zr-nb-cr system for the new generation of nuclear reactors |
| topic | Материалы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/147707 |
| work_keys_str_mv | AT firstovsa rerspectivealloyofthezrnbcrsystemforthenewgenerationofnuclearreactors AT kuznetsovatl rerspectivealloyofthezrnbcrsystemforthenewgenerationofnuclearreactors AT brodnikovskynp rerspectivealloyofthezrnbcrsystemforthenewgenerationofnuclearreactors AT oryshichiv rerspectivealloyofthezrnbcrsystemforthenewgenerationofnuclearreactors AT krapivkona rerspectivealloyofthezrnbcrsystemforthenewgenerationofnuclearreactors AT firstovsa perspektivniisplavsistemizrnbcrdlânovogopokolínnââdernihreaktorív AT kuznetsovatl perspektivniisplavsistemizrnbcrdlânovogopokolínnââdernihreaktorív AT brodnikovskynp perspektivniisplavsistemizrnbcrdlânovogopokolínnââdernihreaktorív AT oryshichiv perspektivniisplavsistemizrnbcrdlânovogopokolínnââdernihreaktorív AT krapivkona perspektivniisplavsistemizrnbcrdlânovogopokolínnââdernihreaktorív AT firstovsa perspektivnyisplavsistemyzrnbcrdlânovogopokoleniââdernyhreaktorov AT kuznetsovatl perspektivnyisplavsistemyzrnbcrdlânovogopokoleniââdernyhreaktorov AT brodnikovskynp perspektivnyisplavsistemyzrnbcrdlânovogopokoleniââdernyhreaktorov AT oryshichiv perspektivnyisplavsistemyzrnbcrdlânovogopokoleniââdernyhreaktorov AT krapivkona perspektivnyisplavsistemyzrnbcrdlânovogopokoleniââdernyhreaktorov |