Исследование кинетики коррозии твэльных труб из кальциетермического циркониевого сплава Zr+1%Nb (Zr1Nb) в воде при температуре 350°C и в паре при температуре 400 и 500°С - Петельгузов, И.А. (Вопросы атомной науки и техники, 2002)
У статті приведені результати досліджень процесу корозії у воді зразків труб для оболонок твелів, вироблених із експериментального кальцієтермічного сплаву Zr1Nb (раніша назва КТЦ-110) експериментальних плавок і, для порівняння, зразків труб із штатного сплаву Е110, якій застосовується у сучасних реакторах ВВЕР-1000. Іспити були проведені при робочій температурі оболонки твелів реактора (350°С) і при більш високих температурах (400 та 500°С). Досліджені зразки твелів сплаву Zr1Nb мали більш високий склад (до 0,14...0,16% мас.) кисню, ніж штатний сплав Э110 (0,08% О). Вивчення кінетики корозії показало достатньо високу корозійну стійкість експериментального сплаву Zr1Nb, яка майже співпадає з стікістью штатного сплаву Е110. Розглядається вплив кисню на процес корозії цирконієвих сплавів з добавкою ніобія. В статье приведены результаты исследований процесса коррозии в воде образцов труб для оболочек твэлов из кальциетермического сплава Zr1Nb (ранее КТЦ-110) экспериментальных плавок и, для сравнения, образцов трубок из штатного сплава Э110, применяемого в твэлах действующих реакторов ВВЭР-1000. Испытания были проведены при рабочей температуре оболочки твэлов в реакторе (350°С) и при повышенных температурах (400 и 500°С). Исследуемые образцы сплава Zr1Nb имели более высокое содержание кислорода (до 0,12…0,16%), чем штатный сплав Э110 (0,08% О). Изучение кинетики коррозии показало достаточно высокую коррозионную стойкость экспериментального сплава Zr1Nb, близкую к стойкости сплава Э110. Рассматривается влияние кислорода на процесс коррозии циркониевых сплавов с добавкой ниобия. In the report brought results of corrosion process studies in water medium of pipe samples for fuel element shells from Zr1Nb alloy (earlier KTZ-110), made from the calcium-thermal zirconium alloys developed in the Ukraine of technology and, for the comparison, samples of pipes from the staff alloy E110, aplicable in fuel elements acting reactors of type WWER. Tests were conducted under the working temperature of fuel shells in the reactor (350°С) in during of 14000 hours and under increased temperatures (400°С) within a time acordinly 4000 hours. Samples from the alloy Zr1Nb had more high contents of oxygen (before 0,12%…0,16%), than staff alloy Э110 (0,08%O). Studies have shown sufficiently high corrosion stability of experimental alloy Zr1Nb, close to stability of alloy E110. Discovered signs of corrosion "breakway" or "transition" on kinetic corrosions curves of Zr1Nb alloys and E110 alloy, characterisating zircaloy type of alloy. Considered mechanism of influence of oxygen on the corrosion process of zirconium alloys with the additive a niobium.