Приведены результаты металлографических и электронно-микроскопических исследований структуры труб из сплава Zr+1%Nb (мас.) на основе кальцийтермического циркония после отжига в водяном паре при температурах в интервале 660…1200°С в течение 60 и 120 с. Определены толщины оксидных слоев, получено распределение микротвердости сплава по толщине труб, изучена зависимость размера и вида зерен от температуры и времени выдержки. Отмечено повышение температуры фазового перехода (α+β)→β для сплава Zr1Nb с повышенным содержанием кислорода (до 0,13…0,16% мас.) по сравнению с температурой перехода для штатного сплава Э110. Полученные данные представляют интерес для исследования поведения материалов оболочек в области температур возможных аварийных перегревов в атомных реакторах типа ВВЭР-1000.
Наведені результати металографічних та електронно-мікроскопічних досліджень структури труб із сплаву Zr+1%Nb (мас.) на основі кальцієтермічного цирконію після відпалу у водяному парі в інтервалі температур 600...1200°С протягом 60 и 120 с. Визначено товщину оксидних шарів, отримано розподілення мікротвердості по товщині труб, вивчено залежність розміру та виду зерен від температури та часу витримки. Відзначено підвищення температури фазового переходу(α+β)→β для сплаву Zr1Nb с підвищеним вмістом кисню (до 0,13…0,16% мас.) у порівнянні з температурою переходу для штатного сплаву Е110. Отримані дані представляють інтерес для дослідження поведінки матеріалів оболонок твелів в зоні температур можливих аварійних перегрівів у атомних реакторах типу ВВЕР-1000.
The work presents results of optic and electron-microscopy study of structure of Zr+1%Nb (mas.) tubes on the base of calcium-thermal
zirconium after steam annealing in the interval of temperatures 600…1200°С during 60 and 120 s. The oxide layer
thicknesses were measured; microhardness distribution across the thickness of cladding tubes was obtained; dependencies of
grain size and type from annealing temperature and time were explored. Increasing of temperature of phase transformation
(α+β)→β for Zr1Nb alloy with higher content of the oxygen (about 0,13…0,16% mas.) in contrast with the temperature of transition
for the staff alloy E110. The data obtained may be useful for the research of fuel cladding behavior in the temperature
range of possible accidental overheatings in atomic reactors WWER-1000 type.
