Сплав цирконію з вольфрамом і нікелем

1. Циркониевый сплав с вольфрамом и никелем, предназначенный для использования в конструкционных элементах активной зоны легководного ядерного реактора и в оболочке тепловыделяющего элемента, содержащий олово, железо и цирконий, отличающийся тем, что он состоит из олова в количестве от более 0,005 до менее 1,0 вес.%, железа в количестве от более 0,05 до менее 1,0 вес.%, хрома в количестве от более 0,02 до менее 1,0 вес.%, кремния в количестве от более 50 до менее 300 частей на миллион (част./млн), вольфрама в количестве от более 0,01 до менее 1,0 вес.%, никеля в количестве от более 0,007 до менее 0,3 вес.%, а остальное приходится на цирконий и примеси. 2. Сплав по п. 1, отличающийся тем, что в нем содержание олова составляет от более 0,1 до менее 0,7 вес.%. 3. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание олова составляет от более 0,3 до менее 0,5 вес.%. 4. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание железа составляет от более 0,2 до менее 0,5 вес.%. 5. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание железа составляет от более 0,3 до менее 0,4 вес.%. 6. Сплав по п. 1, отличающийся тем, что в нем содержание хрома составляет от более 0,05 до менее 0,5 вес.% 7. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание хрома составляет от более 0,1 до менее 0,2 вес.%. 8. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание кремния составляет от более 70 до 200 част./млн. 9. Сплав по п. 1, отличающийся тем, что в нем содержание кремния составляет от более 90 до 150 част./млн. 10. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание вольфрама составляет от более 0,1 до менее 0,7 вес.%. 11. Сплав по п. 1, отличающийся тем, что в нем содержание вольфрама составляет от более 0,2 до менее 0,5 вес.%. 12. Сплав по п.1, отличающийся тем, что в нем содержание никеля составляет от более 0,05 до менее 0,2 вес.%. 13. Сплав по п. 1, отличающийся тем, что в нем содержание никеля составляет от более 0,08 до менее 0,1 вес.%. (19) (21) 97031516 (22) 27.07.1995 (24) 15.08.2001 (31) 08/296933 (32) 31.08.1994 (33) US (86) PCT/US95/09455, 27.07.1995 (46) 15.08.2001, Бюл. № 7, 2001 р. (72) Гарде Ананд М., US, Рудлінг Петер, SE, Мікеш-Ліндбак Мірка, SE, Ванневік Ханна, SE, Бредлей І. Росс, US, Юкен Крейг М., US (73) АББ КОМБАСЧЕН ІНДЖИНІРІНГ НЬЮКЛИЕ ПАУЕ, ІНК, US, АББ АТОМ АБ, SE, АБ САНДВІК СТІЛ, SE, САНДВІК СПЕШЕЛ МЕТЕЛС КОРПОРЕЙШЕН, US, ТЕЛЕДАЙН УА ЧАНГ ОЛБЕНІ ДЕПАРТАМЕНТ ФІРМИ ТЕЛЕДАЙН ІНДУСТРІС ІНК., US (56) US 4649023, 10.03.1987. C2 (54) СПЛАВ ЦИРКОНІЮ З ВОЛЬФРАМОМ І НІКЕЛЕМ 40658 рительных приборов и т.п., благодаря их небольшому нейтронному поперечному сечению, хорошей коррозионной стойкости под воздействием водяного пара и воды высокого давления/высокой температуры, хорошей механической прочности и технологичности. До настоящего вре мени циркониевые сплавы, прежде всего сплавы, общеизвестные как Zircaloy-2 и Zircaloy-4, применяются в активных зонах легководных ядерных реакто ров (ЛЯР) благодаря их относительно малому сечению захвата тепловых нейтронов. В патенте США 4649023 для получения микроструктуры гомогенно распределенных тонкодисперсных выделившихся фаз размерами менее приблизительно 800 ангстрем с целью придания коррозионной стойкости конструкционным элементам в активной зоне реактора было предложено добавлять в такие циркониевые сплавы 0,5-2,0 вес.% ниобия и до 0,25 вес.% третьего легирующего элемента. Этим третьим легирующим элементом является структур ная составляющая, такая, как железо, хром, молибден, ванадий, медь, никель или вольфрам. В патентах США 4675153 и 4664831 речь идет о стойкости к взаимодействию топливная таблетка/оболочка (ВТО), дости гаемой с использованием циркониевых сплавов, включая сплав "цирконий-2,5 вес.% ниобия". В патенте США 4664831 описаны "Zr-Nb-сплавы, содержащие приблизительно 1,0-3,0 вес.% Nb". В этих патентах указано, что содержание кислорода в упомянуты х сплавах составляет "менее приблизительно 350 част./млн". В патенте США 4648912 описано повышение высокотемпературной коррозионной стойкости альфа-циркониевого сплава быстрым сканированием поверхности сплава лазерным лучом. Обработанные таким образом сплавы включали циркониевониобиевые сплавы. Усовер шенство ванный пластичный подвергнутый облучению цир кониевый сп лав описан в патенте США 4879093, вы данном на имя автора изобретения по данной заявке. Это т сплав имеет ста били зирован ную микрострук туру, которая сво дит к минимуму по тери пластичности сп лава, обусловливающей е го стой кость к вы деляющим ся га зообразным продуктам деления и безопасность работы с отработан ным ядерным топливом. Бла года ря опти мальному среднему размеру частиц своей интерметаллической выделившей ся фа зы этот сплав со храняет приемлемую коррозионную стой кость как в ядерных реак тора х с во дой под да влением (РВД), так и в ядерных реакто рах с ки пящей водой (РКВ). Сплав согласно патен ту '093 основан на альфа-фазном спла ве цирконий-олово-ниобий или альфа-фаз ном сплаве цир коний-оловомолибден, ха ракте ристи ки которы х при веде ны в таблице 1 этого па тента , причем содержание ниобия, если его используют, составляет о т измеримого количества до 0,6 ве с.% . Со держание молибдена, если его используют, составляет от измеримого количества до 0,1 вес.% . Систе ма цирконий-олово из вестна как "Zircalo y" и , как правило, например, в случае "Zircalo y-4", она содержит также 0,18-0,24 вес.% же леза, 0,07-0 ,13 вес.% хро ма, 1000-1600 ча ст./млн кисло рода, 1,2-1,7 ве с.% оло ва, а осталь ное приходи тся на цирконий. В патенте США 4992240 описан другой циркониевый сплав, содержащий в пересчете на вес 0,4-1,2% олова, 0,2-0,4% железа, 0,1-0,6% хрома, не более 0,5% ниобия, а остальное составляет цирконий, где сум ма весовых до лей олова, железа и хрома находится в интервале от 0,9 до 1,5%, а содержание кислорода, в соответствии с фиг. 4 из патента '240, составляет от примерно 1770 до 1840 част./млн. Очевидно, что на личие ниобия не является обязательным, а содержание кремния не указано. В патенте США 3303025 описан циркониевый сплав с вольфрамовой присадкой в количестве 0,25-1,5% и с одновременно добавляемыми присадками меди (0,5-1,5%) и ниобия (0,2-3,0%). Такие четверные сплавы обладают более высокой коррозионной стойкостью по сравнению с Zircaloy4, как показали кратковременные испытания (до 2000 ч) при воздействии высокотемпературного водяного пара (500-700°С). Однако в условиях воздействия влажного водяного пара при 280°С коррозионная стойкость этого четверного сплава ниже, чем у Zircaloy-4. Работа в UKAEA(1) показала, что по завершении 2-дневного испытания на коррозионную стойкость при воздействии водяного пара под давлением в одну атмосфе ру и при 600°С отожженный альфа-сплав Zr-0,3% W обладал значительно более высокой коррозионной стойкостью, чем Zircaloy-2. По завершении этого испытания на коррозионную стой кость прирост веса сплава с 0,3% W составлял 119±8 мг/дм 2, тогда как прирост веса Zircaloy-2 был равным 439 ±14 мг/дм 2. Согласно современным тенденциям в ядерной индустрии уклон делается в сторону более высокотемператур ного охлаждения с целью повышения термического кпд и в сторону более высокой степени выгорания ядерного топлива с целью сокращения его отхо дов и повыше ния степени утилизации. Более высокотемператур ному охлаждению, равно как и повышенной степени выгорания ядерного топлива свойственна тенденция к усилению внутриреакторной коррозии и поглощению водорода циркониевыми сплавами. Высокая степень нейтронного воздействия и одновременное поглощение водорода снижают пластичность циркониевых сплавов. Таким образом, в этих более жестких условиях эксплуа тации необхо димо повысить коррозионную стой кость, снизить поглощение водорода и повысить пластичность циркониевых сплавов, подвергнутых облучению. Следовательно, в данной области техники существуе т необхо димость в создании циркониевого сплава, обладающего исключительно высокой пластичностью после облучения; хорошей коррозионной стойкостью, в частности не зависящей от технологической предыстории; пониженной способностью поглощать во дород и значительной прочностью твердорастворного сплава. Другой актуальной проблемой в данной области техники является повышение коррозионной стойкости и пластичности подвергнутых облучению циркониевых сплавов, которые используют в ви де конструкционных элементов тепловыде 2 40658 ляющей сборки в ядерных реакторах. В последние годы основное внимание в области циркониевых сплавов для достижения выше указанных целей уделялось сплавам Zr-Sn-Nb. Таким образом, задачей настоящего изобретения является создание циркониевого сплава с повышенной коррозионной стойкостью. Еще одной задачей настоящего изобретения является создание циркониевого сплава с улучшенными механическими свойствами после облучения. Кроме того, задачей настоящего изобретения является создание циркониевого сплава с уменьшенной способностью к поглощению водорода. Еще одной задачей настоящего изобретения является создание циркониевого сплава заданного состава, включающего вольфрам и никель для улучше ния коррозионной стойкости и механических свойств после облучения. Задачей настоящего изобретения также является создание циркониевого сплава заданного состава, не содержащего ниобий как составную часть этого сплава. Настоящее изобретение основано на внереакторном автоклавном испытании на коррозионную стойкость циркониевых сплавов в шести различных условиях автоклавного испытания. Поскольку не существует широко применимой и подтвержденной взаимосвязи между данными внутриреакторной коррозионной стойкости и автоклавным приростом веса вследствие коррозии, то долговременные автоклавные испытания на коррозионную стойкость было решено проводить в шести различных автоклавных испытательных условиях: чистая вода при 360°С, вода с 70 част./млн литиевой добавки при 360°С, вода с 200 част./млн литиевой добавки при 360°С, водяной пар при 400°С, водяной пар при 415°С и водяной пар при 520°С. Цель испытаний состояла в вы боре сплава, который проявляет адекватную коррозионную стойкость в большинстве таких (если не во всех) автоклавных условий испытаний. Экспериментальные сплавы готови ли добавлением в различных концентрациях W, V, Ni в базовый циркониевый сплав (0,5% Sn - 0,4% Fe - 0,2% Cr - остальное Zr). Для сравнения с нашедшими в настоящее время техническое применение в ядерной промышленности циркониевыми сплавами в испытание на коррозионную стой кость включали испытательные образцы Zircaloy-2 и Zircaloy-4. Поскольку коррозионная стойкость циркониевых сп лавов в большой сте пени зависит от технологической предысто рии, каждый сплав готовили с использованием двух различных тер мических режимов изготовления. Технологическую предысторию обозначали суммирующим параметром отжига (SSAі). После завершения испытания на коррозионную стой кость в качестве показателя коррозионной стойкости материала определяли прирост веса образца. Для оценки способности поглощать водород (DН) после заверше ния испытания на коррозионную стойкость определяли содержание водорода в металле. С целью определения относительного улучше ния коррозионной стойкости новых сп лавов в сравнении с Zircaloy-2 и Zircaloy-4 данные обоих измерений сопоставляли с данными для Zircaloy-2 и Zircaloy-4. Во время проведения автоклавных испытаний в большинстве случаев сплав, состав которого близок к составу согласно настоящему изобретению, характеризовался значительно улучшенной коррозионной стойкостью по сравнению с Zircaloy-2 и Zircaloy-4 (см. данные таблицы 1). Небольшое снижение этого показателя, которое наблюдали в нескольких случаях (условия по таблице 1: во дяной пар при 400°С, 166 дней) не выходит за пределы предусмотренного разброса экспериментальных данных измерений. Более того, этот сп лав ха рактеризовался повышенной коррозионной стойкостью для обоих параметров отжига, хо тя при более низком параметре отжига в течение 10-19 ч улучше ние, по-видимому, больше. С целью определить коэффи циенты для уравнений регрессии, относящихся к приросту веса вследствие коррозии и поглощения водорода при различных параметрах состава сплавов и параметрах отжига, проводили статистический анализ. При этом оценивали как влияние индивидуального параметра, так и влияние взаимосвязи параметров. Отрицательный коэффициент при высоком уровне достоверности означает статистически значимое положительное влияние такого параметра на снижение прироста веса или поглощение водорода. Положительный коэффи циент означает, что наличие такого параметра снижает коррозионную стойкость. Когда уровень коэффициента достоверности ниже 95%, наблюдаемый эффект трактовали как несущественный. Результаты представлены в таблице 2. Ванадиевую присадку к сплаву рассматривают как вредную для коррозионной стойкости, основываясь при этом на нижеследующих больших положительных коэффи циента х, приведенных в таблице 2: прирост веса при 400°, прирост веса при 415°, взаимосвязь (W*V) поглощения водорода во время испытания с водой при 360° с 200 част./млн лития и прироста веса во время испытания с водяным паром при 400 и 520° и взаимосвязь (V * Nі) прироста веса во время испытания с водой при 360° с 200 част./млн лития и во время испытания с водяным паром при 400°С. Положительное влияние добавок W и Ni на прирост веса подтверждается высокими отрицательными коэффи циентами, представленными в таблице 2 и получен ными во время проведения испытаний: вода с 200 част./млн лития при 360°С, водяной пар при 400°С и водяной пар при 520°С. Причины выбора конкретного содержания различных легирующи х элементов приведены ниже, а состав сплава в соответствии с изобретением представлен в таблице 3. Таким образом, сплав по настоящему изобретению содержит олово (Sn) в количестве от более 0,005 вес.% до менее 1,0 вес.%, предпочтительно от более 0,1 вес.% до менее 0,7 вес.% и наиболее предпочтительно от более 0,3 вес.% до менее 0,5 вес.%. Этот сплав содержит также железо (Fе) в количестве от более 0,05 вес.% до менее 1,0 вес.%, предпочтительно от более 0,2 вес.% до менее 0,5 вес.% и наиболее предпочтительно от более 0,3 вес.% до менее 0,4 вес.%; хром (Сr) в количестве от более 0,02 вес.% до ме 3 40658 нее 1,0 вес.%, предпочтительно от более 0,05 вес.% до менее 0,5 вес.% и наиболее предпочтительно от более 0,1 вес.% до менее 0,2 вес.%; кремний в количестве от бо лее 50 до менее 300 частей на миллион (част./млн), предпочти тельно от более 70 до приблизительно 200 част./млн и наиболее предпочтительно от более 90 до приблизительно 150 част./млн; вольфрам (W) в количестве от более 0,01 вес.% до менее 1,0 вес.%, предпочтительно от более 0,1 вес.% до менее 0,7 вес.% и наиболее предпочтительно от более 0,2 вес.% до менее 0,5 вес.%; никель (Ni) в количестве от более 0,007 вес.% до менее 0,3 вес.%, предпочти тельно от более 0,05 вес.% до менее 0,2 вес.% и наиболее предпочти тельно от более 0,08 вес.% до менее 0,1 вес.%, а остальное приходится на цирконий. В составе этого сплава по настоящему изобретению не указаны ни ниобиевые, ни ванадиевые присадки. ОЛОВО (Sn) Снижение нижнего предела содержания олова до менее 1,2% в сплаве Zircaloy-4 повышает его коррозионную стой кость (2). По этой причине содержание олова в сплаве по изобретению выбирают таким образом, чтобы оно находилось в интервале от более чем 0,005 вес.% до менее чем 1,0 вес.%. Однако, принимая во внимание влияние содержания олова на температурную ползучесть циркониевых сплавов при 400°С, тенденция изменения механических свойств указывает на то, что снижение содержания олова снижает сопротивление ползучести циркониевых сплавов(3). Интервал содержания олова выбран из такого расчета, чтобы он обеспечивал сочетание хо рошей коррозионной стойкости с хо рошим сопротивлением ползучести сплава по изобретению, а добавление вольфрама и никеля, а также железа, как описано ниже, улучшает механические свойства сплава по изобретению. В предпочтительном варианте нижний предел интервала содержания олова превышает 0,1 вес.%, а верхний предел этого интервала содержания олова составляет менее 0,7 вес.%, и в наиболее предпочтительном варианте нижний предел интервала содержания олова превышает 0,3 вес.%, а верхний предел интервала содержания олова составляет менее 0,5 вес.%. ЖЕЛЕЗО (Fe) Коррозионная стойкость Zircaloy-2 и циркониево-железных сплавов как к воде при 360°С, так и к водяному пару при 400°С (или выше) зависит от содержания железа (4). С целью добиться хорошей коррозионной стойкости в сре де как водяного пара, так и воды интервал содержания железа выбирали в пределах от более чем 0,05 вес.% до 1,0 вес.%, предпочтительно от нижнего предела, превышающего 0,2 вес.%, до верхнего предела, меньшего 0,5 вес.%, и наиболее предпочти тельно от нижнего предела, превышающего 0,3 вес.%, до верхнего предела, меньше го 0,4 вес.%. Этот верхний предел был выбран в связи с тем, что при содержании железа более приблизительно 1,0 вес.% снижается технологичность. ХРОМ (Сr) Хром добавляют главным образом с целью повысить прочность и сопротивление ползучести сплава по изобретению. Интервал содержания хрома в этом сплаве составляет от бо лее чем 0,02 вес.% до 1,0 вес.%, предпочтительно от нижнего предела, превышающего 0,05 вес.%, до верхнего предела, меньшего 0,5 вес.%, и наиболее предпочти тельно от нижнего предела, превышающего 0,1 вес.%, до верхнего предела, меньше го 0,2 вес.%. Известно, что коррозионная стойкость циркониевых сп лавов зависит от соотношения Fe/Cr, причем величина этого соотношения, равная 2, обеспечивает, по-видимому, хо рошую коррозионную стой кость сплава. Наиболее предпочтительный верхний предел содержания хрома (0,2%) обусловлен наиболее предпочтительным верхним пределом содержания Fe, равным 0,4%. Эти интервалы могут быть использованы для улучшения механических свойств сплава без снижения коррозионной стойкости. Последняя информация(5) о коррозионной стойкости Zircaloy-4, подвергнутого облучению в ядерном реакторе с кипящей водой с выгоранием ядерного топлива более чем 30 ГВт × сут./мт U указывает на положительный эффект добавления Сr. Поглощение водорода образцами, обрабатываемыми в автоклаве(5), также свидетельствует о положительном эффекте добавления Сr. КРЕМНИЙ (Si) Кремний содержится в интервале от более 50 част./млн до менее 300 част./млн, предпочтительно в интервале от более 70 част./млн до 200 част./млн и наиболее предпочти тельно в интервале от более 90 част./млн до приблизительно 150 част./млн. Кремний добавляют в качестве легирующего элемента для снижения поглощения водорода сплавом, а также для уменьше ния колебаний коррозионной стойкости в зависимости от колебаний в технологической предыстории сплава(2). ВОЛЬФРАМ (W) Вольфрам добавляют в интервале от более 0,01 вес.% до 1,0 вес.%, предпочтительно в интервале от нижнего предела, превышающего 0,1 вес.%, до верхнего предела, меньше го 0,7 вес.%, и наиболее предпочтительно в интервале от нижнего предела, превышающего 0,2 вес.%, до верхнего предела, меньшего 0,5 вес.%. При добавлении вольфрама в эти х ин тервалах ожидается улучше ние коррозионной стойкости и механических свойств сплава, а также снижение поглощения им водорода. НИКЕЛЬ (Ni) Никель добавляют в интервале от более 0,007 вес.% до 0,3 вес.%, предпочтительно от нижнего предела, превышающего 0,05 вес.%, до верхнего предела, меньшего 0,2 вес.%, и наиболее предпочтительно от нижнего предела, превышающего 0,08 вес.%, до верхнего предела, меньшего 0,1 вес.%, с целью повысить высокотемпературную коррозионную стойкость циркониевого сплава. В отличие от недавно предложенных для применения в ядерном реакторе составов циркониевых сплавов, содержащих олово и ниобий, в составе сплава по изобретению не упомянут ниобий. Таким образом, предполагается, что благодаря такому подбору состава новый сплав по настоящему изобретению обладает хорошими коррозионной стойкостью и механическими свойствами и уменьшенным поглощением водорода. Воздействие 4 40658 на циркониевые сплавы условий, создающихся в ядерном реакторе с водяным охлаждением, приводит к повреждению микроструктуры в результате облучения и к выделению гидридной фазы. Оба эти фактора снижают пластичность и коррозионную стойкость подвергшихся облучению сплавов. Более высокое содержание легирующих элементов обычно повышает прочность и сопротивление ползучести циркониевых сплавов с одновременным снижением коррозионной стойкости. В соответствии с настоящим изобретением предлагается новый циркониевый сплав с оптимальным содержанием олова, железа, хрома, кремния, вольфрама и никеля, который должен обладать хорошим сочетанием механических свойств и коррозионной стойкости после облучения. Таблица 1 Циркониевый сплав (0,5% Sn, 0,4% Fe, 0,2% Cr, 0,47% W, 0,28% V, 0,09% Ni, 0,198% О) Отжиговый параме тр, ча сы Улучшение в % по сравне нию с Zircaloy-2 (2) Zircaloy-4 (4) 360°С, 70 част./млн Li, вода, 84 дня 37 56% (2), 69% (4) -65 3% (2), 23% (4) 360°С, чистая в ода, 174 дня 35,1 4% (2), 31% (4) 37 46% (2), 7% (4) 360°С, 200 част./млн Li, 42 дня 35 97% (2), 97% (4) 112 -25% (2)**, 23% (4)** 400°С, в одяной пар, 166 дней 118,5 -20% (2)*, -20% (4)* 400°С, в одяной пар, 96 дней 66,5 -18% (2)*, -18% (4)* 106 44% (2),-17% (4)** 415° С, в одяной пар, 90 дней 91,3 -6% (2), -5% (4) 415° С, в одяной пар, 60 дней 59,6 14% (2), 17% (4) 131 46% (2), 38% (4) 520° С, в одяной пар, 24 часа 46,5 19% (2), 17% (4) 33% 0,5% (2), 12% (4)" 360°С, 70 част./млн Li, вода, 84 дня 49 42% (2), 59% (4) 360°С, чистая в ода, 302 дня -71 12% (2), 18% (4) 360°С, чистая в ода 174 дня 38,6 26% (2), 27% (4) 45 25% (2), (4) 360°С, 200 част./млн Li, 28 дней 394 61% (2), 68% (4) 472 49% (2), 50% (4) 400° С, в одяной пар, 166 дней 117,2 -15% (2)*,-19% (4)* 400° С, в одяной пар, 96 дней 67,4 -12% (2)*, -4% (4)* 119 37% (2), -32% (4)** 415°С, в одяной пар, 150 дней 166,4 -19% (2), -30% (4) 415° С, в одяной пар, 60 дней -75,7 -9% (2), 9% (4) 188 31% (2), 27% (4) 520° С, в одяной пар, 24 часа 10-17 Прирост веса, 2 мг/дм 360°С, чистая в ода, 302 дня 10-19 Условия испы тания на коррозионную стойкость, продолжитель ность испытаний, дни 46 36% (2), 71% (4) 31,5% 30% (2), 19% (4) *Прирост веса больше, чем у сплавов Zircaloy. **Поглощение водорода больше, чем у сп лавов Zircaloy. 5 Улучшение пог лоD содержания щ ения Н в % по сравводорода, част./мл н не нию с Zircaloy-2 (2) Zircaloy-4 (4) 40658 Таблица 2 Коэффициенты уравнения регрессии, Сn для данных коррозионной стойкости, прироста ве са и поглощения водорода DW или DH = Сo + C 1W + С2 (% V)+ С3 (%Ni) + ... + C n(W* V) +… ... Компонент сплава Данные коррозионной стойкости в автоклаве, использованные в ста тистичес ком уравне нии 360°С, чиста я вода, 95 дней прирост веса 360°С, вода с 70 част. /млн лития, 42 дня, прирост веса 360°С, вода с 200 част. /мл н лития, 15 дней, прирост веса 360°С, вода с 200 час т./млн лития, 15 дней, поглощ ение водорода 400° С, водяной пар, 56 дней, прирост веса 415°С, водяной пар, 60 дней, прирост веса 520°С, водяной пар, 24 ча са, прирост веса W 5,47 -198,66 -1216 (в) 1,11 -0,71 6,37 (в ) 4,62 V 10,13 383,43 -872 -2,32 21,0 (в ) 4,77 (б) -3,59 Ni 6,75 -4310,47 -7227 (г) 6,16 -94,9 (г) 4,59 (б) -113 (г) SAi (a) 1,63 171,98 426 -0,31 7,84 (г) 0,67 7,69 (г) W*V 18,49 2539,33 -2231 15,5 (б) 65,8 (б) -8,68 71 (б) W* Ni -84,04 -2125,39 -17700 (б) 24,6 -281 (в) -111,1 -390 (в) W+ SAi -1,94 73,87 594 -0,76 -7,59 4,03 -3,86 V * Ni 214,36 22416,7 29000 (б) 11,8 416 (б) -50,3 643 V* SAi -0,06 489,56 -19,7 -0,68 -0,04 3,38 -7,9 Ni * SAi -9,26 -2153,25 -3790 (б) -14,3 (в) -49,7 -3,45 -58,4 (а) SAi обозначает суммирующий параметр отжига. (б) обозначает 95%-ный уровень досто верности. (в) обозначает 99%-ный уровень достоверности. (г) обозначает 99,9%-ный уровень достоверности. Неотмеченный коэффи циент рассматривают как статистически несущественный, поскольку уровень достоверности ниже 95%. Таблица 3 Предпочти тельные варианты Модифи цированный циркониевый сплав с вольфрамом и никелем Приемлемый интервал Олов о, в ес.% От более 0,05 до менее 1,0 в ес.% Хром, в ес.% От более 0,02 до менее 1,0 в ес.% Кремний, част./млн От более 50 до менее 300 част./млн Вольфрам, вес.% От более 0,01 до менее 1,0 в ес.% Никель, в ес.% От более 0,007 до менее 0,3 вес.% Цирконий остальное БИБЛИОГРАФИЯ (1) Wanklyn J.N., Demant J.T. и Jones D. "The Corrosion of Zirconium and its Alloys by High Temperature Steam", AERE-R3655, Atomic Energy Research Establishment, Harwell, UK, 1961. (2) Eucken C.M., Finden P.T, Trapp-Pritsching S. и Weidinger H.G., "Influence of Chemical Composition on Uniform Corrosion of Zirconium Base Alloys in Autoclave Tests", Zirconium in the Nuclear Industry Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, ред. L.F.P. Van Swam и C.M. Eucken; American So Наиболее предпочти тельный интер вал От более 0,1 до менее 0,7 в ес.% От более 0,2 до менее 0,5 в ес.% От более 0,05 до менее 0,5 в ес.% От более 70 до приблизительно 200 част.млн От более 0,1 до менее 0,7 в ес.% От более 0,05 до менее 0,2 в ес.% остальное От более 0,005 до менее 1,0 вес.% Железо, в ес.% Пред почти тельный интер вал От более 0,3 до менее 0,5 в ес.% От более 0,3 до менее 0,4 в ес.% От более 0,1 до менее 0,2 в ес.% От более 90 до приблизительно 150 част./млн От более 0,2 до менее 0,5 в ес.% От более 0,08 до менее 0,1 в ес.% остальное ciety for Testing and Materials, Филадельфия, 1989, стр. 113-127. (3) Mclnteer W.A., Baty D.L. и Stein K.O., "The Influence of Tin Content on the Thermal Creep of Zircaloy-4", Zirconium in the Nuclear Industry Eighth International Symposium, ASTM STP 1023, ред. L.F.P. Van Swam и C.M. Eucken; American Society for Testing and Materials, Филадельфия, 1989, стр. 621-640. (4) Scott D .B., "No tes on the Co rrosion Beha vior o f Zi rcalo y-2 wi th Various Le vels of Iron 6 40658 Conten t", Zi rconium Highligh ts, WAPD-ZH -24, стр . 11 (1960 ). (5) Garzarolli F., Schumann R. и Steinberg E., "Corrosion Optimized Zircaloy for BWR Fuel Ele ments", доклад, представленный на 10-м Международном симпозиуме "Zirconium in the Nuclear Industry", опубликован в ASTM STP 1245, ред. A.M. Garde и E.R. Bradley, 1994. Тираж 50 екз. Відкрите акціонерне товариство «Патент» Україна, 88000, м. Ужгород, вул. Гагаріна, 101 (03122) 3 – 72 – 89 (03122) 2 – 57 – 03 7