Циркониевые сплавы, сплавы на основе циркония. До начала 50-х гг. 20 в. Ц. с. изучались мало и практически не применялись, а полученная в то время информация об их свойствах во многих случаях была недостоверной, вследствие использования для исследований недостаточно чистого циркония и несовершенных методов приготовления сплавов. Положение резко изменилось, когда в начале 50-х гг. удалось получить цирконий, очищенный от примеси гафния, и было обнаружено, что такой металл имеет малое поперечное сечение поглощения тепловых.

Механическое свойства циркониевых сплавов

нейтронов. Это позволило рассматривать цирконий (при наличии других благоприятных свойств) как весьма перспективный материал для конструкций энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Однако, как показали первые исследования, использовать для этой цели нелегированный цирконий не представлялось возможным в первую очередь из-за нестабильной коррозионной стойкости его в нагретой воде. Это обстоятельство стимулировало начало интенсивных исследований Ц. с., в результате чего были разработаны промышленные сплавы, нашедшие широкое применение в ядерной энергетике. Ц. с. используются для элементов конструкции активной зоны ядерных реакторов на тепловых нейтронах — оболочки тепловыделяющих элементов (твэлов), каналы, кассеты, дистанционные решётки и др. Наибольшее применение Ц. с. получили в реакторах с пароводяным теплоносителем. Ц. с. наряду с малым поперечным сечением поглощения тепловых нейтронов обладают высокой и стабильной коррозионной стойкостью в воде и паре высоких параметров и в других агрессивных средах, хорошей пластичностью и удовлетворительными прочностными характеристиками. К легирующим элементам Ц. с. предъявляется комплекс требований: одни из них должны значительно ослаблять (подавлять) вредное влияние азота на коррозионную стойкость циркония (при допустимом содержании азота в сплавах менее 0,01%), другие — ощутимо не увеличивать поперечное сечение поглощения тепловых нейтронов, не снижать радиационную стойкость, повышать прочностные характеристики и при этом существенно не уменьшать пластичность (сплавы должны быть пригодны для изготовления из них особо тонкостенных труб и листов, обладать хорошей свариваемостью). Поэтому выбор легирующих добавок ограничен сравнительно небольшим числом элементов при невысоком содержании их в сплавах. Для легирования используются Nb, Sn, Fe, Cr, Ni, Cu и Mo, которые вводятся в количествах от долей процента до 2—3% (в сумме).

  Из большого числа исследованных Ц. с. практическое применение нашли лишь немногие. За рубежом наибольшее распространение получил американский сплав циркалой-2 (1,5% Sn, 0,1% Fe, 0,1% Cr, 0,05% Ni и не более 0,01% N). Используется также сплав циркалой-4 (отличается от циркалоя-2 пониженным содержанием никеля — 0,007%). Сплав циркалой-2 специально разрабатывался и был сначала использован для оболочек твэлов реактора первой американской атомной подводной лодки «Наутилус», затем нашёл применение во многих энергетических реакторах атомных станций для твэлов и каналов, работающих в воде и пароводяных смесях с температурой 250—300 °C. В СССР разработаны и применяются оригинальные сплавы, не содержащие олова, — Zr1Nb и Zr2, 5Nb (соответственно с 1 и 2,5% Nb). Сплав Zr1Nb впервые был применен для твэлов реактора атомного ледокола «Ленин», а сплав Zr2, 5Nb — для кассет реактора Ново-Воронежской АЭС. В середине 70-х гг. сплавы Zr1Nb и Zr2, 5Nb используются для оболочек твэлов, кассет и каналов реакторов большинства атомных электростанций СССР и социалистических стран. Кроме того, сплав Zr2, 5Nb применен в ряде реакторов в Канаде. По коррозионной стойкости сплав Zr2, 5Nb сопоставим со сплавами типа циркалой, однако он имеет меньшую склонность к наводороживанию, не подвержен снижению сопротивления коррозии под облучением и обладает большей прочностью, в частности более высоким сопротивлением ползучести. Несмотря на высокую температуру плавления циркония (1852 °C), его известные сплавы не отличаются высокой жаропрочностью и практически пригодны для работы в пароводяных средах при температурах не выше 400 °C. При более высоких температурах наряду со снижением прочности Ц. с. происходит сильное окисление их с растворением кислорода, приводящее к потере пластичности и наводороживанию, которое вызывает охрупчивание в результате образования гидридов. Механические свойства Ц. с. типа циркалой и цирконий-ниобиевых сплавов по уровню прочности и пластичности (при кратковременных испытаниях) одного порядка (см. табл.) и зависят, как и для других металлических материалов, от структурного состояния, обусловленного термической и деформационной обработкой.

  Ц. с. выплавляют в дуговых вакуумных печах с расходуемым электродом и электроннолучевых печах. Используется цирконий т. н. ядерной чистоты (значительно очищенный от гафния и др. примесей с большим поперечным сечением поглощения тепловых нейтронов). Полуфабрикаты из Ц. с. изготовляются на обычном оборудовании, применяемом для многих цветных металлов. Отжиг проводится в вакуумных печах. Если в ядерной энергетике Ц. с. получили широкое распространение, то в др. областях техники они практически не нашли применения; в частности, как конструкционный и коррозионностойкий материал они уступают более прочным, лёгким и дешёвым титановым сплавам.

  Лит.: Металлургия циркония, пер. с англ., М., 1959; Труды второй Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева, 1958. Доклады советских ученых, т. 3, М., 1959, с. 486; Ривкин Е. Ю., Родченков Б. С., Филатов В. И., Прочность сплавов циркония, М., 1974; Дуглас Д., Металловедение циркония, пер. с англ., М., 1975 (лит.).

  А. А. Киселев.

Оглавление