nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2025-2-22-27nuc-758Research ArticleСтатьиВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЕ ОБЪЕМНОЕ ОКИСЛЕНИЕ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ВОЗДУХЕHIGH-TEMPERATURE VOLUME OXIDATION OF ZIRCONIUM ALLOYS IN AIRАрынғазыЕ. Б.AryngazyE. B.

Курчатов

Kurchatov

aryngazy@nnc.kzСапатаевЕ. Е.SapatayevYe. E.

Курчатов

Kurchatov

sapatayev@nnc.kzОразымбековБ. Т.OrazymbekovB. T.

Курчатов

Kurchatov

orazymbekov@nnc.kzФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstan202514072025022227Copyright © Арынғазы Е.Б., Сапатаев Е.Е., Оразымбеков Б.Т., 20252025Арынғазы Е.Б., Сапатаев Е.Е., Оразымбеков Б.Т.Aryngazy E.B., Sapatayev Y.E., Orazymbekov B.T.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/758

В данной работе исследовались процессы окисления сплавов циркония, легированных ниобием, при высоких температурах (900–1200 °С). Объектами исследования были образцы из йодидного циркония, сплавов Э110 и Э125, а также имитаторы тепловыделяющих элементов (твэлов) из сплава Э110. Результаты показали различия в кинетике окисления для трех групп образцов. Образцы йодидного циркония (группа I) демонстрировали линейный рост массы с увеличением температуры. Сплавы циркония с ниобием (группа II) показали максимальное увеличение массы при 950–1000 °С, после чего окисление замедлялось. Имитаторы твэла (группа III) окислялись схожим образом с группой II, однако с меньшей амплитудой изменений. Форма образцов оказала значительное влияние на кинетику окисления. Имитаторы твэла окислялись быстрее из-за растрескивания оксидного слоя, что способствовало более интенсивному доступу окислительной среды к металлу. Экспериментально определена энергия активации окисления для йодидного циркония (113 кДж/моль) и имитаторов твэла (59 кДж/моль). Работа выявила влияние состава и геометрии образцов на процесс высокотемпературного окисления, что может быть полезно для разработки более устойчивых к окислению материалов для ядерных реакторов, а также для переработки отработавших ТВС методом способом объемного окисления.

This work studies the oxidation processes of zirconium alloys alloyed with niobium at high temperatures (900–1200 ℃). The objects of the study were samples of iodide zirconium, E110 and E125 alloys, and fuel rod simulators made of E110 alloy. The results showed differences in the oxidation kinetics for three groups of samples. Samples of iodide zirconium (group I) demonstrated a linear increase in mass with increasing temperature. Zirconium alloys with niobium (group II) showed a maximum increase in mass at 950–1000 ℃, after which oxidation slowed down. Fuel rod simulators (group III) oxidized in a similar manner to group II, but with a smaller amplitude of changes. The shape of the samples had a significant effect on the oxidation kinetics. Fuel rod simulators oxidized faster due to cracking of the oxide layer, which contributed to more intensive access of the oxidizing environment to the metal. The activation energy of oxidation for iodide zirconium (113 kJ/mol) and fuel rod simulators (59 kJ/mol) was experimentally determined. The work revealed the influence of the composition and geometry of the samples on the high-temperature oxidation process, which can be useful for the development of more oxidation-resistant materials for nuclear reactors, as well as for the reprocessing of spent fuel assemblies using the volume oxidation method. 

сплавы цирконияокислениеэнергия активацииzirconium alloysoxidationactivation energyРабота выполнена в рамках реализации проекта ПЦФ (ИРН BR21882185), финансируемого Комитетом науки Министерства науки и высшего образования Республики Казахстан.ReferencesИванов, А. Б. Материалы для ядерных реакторов: свойства и применение. – М.: Наука, 2010.Ivanov, A. B. Materials for nuclear reactors: properties and application. – Moscow: Nauka, 2010.Петров, С. В., Кузнецов, А. Н. Свойства циркониевых сплавов для ядерных реакторов. // Журнал атомной энергетики, 2018.Petrov, S. V., Kuznetsov, A. N. Properties of zirconium alloys for nuclear reactors. // Journal of Atomic Energy, 2018.Кузнецов, В. Н. Коррозия циркониевых сплавов в реакторных условиях. // Вестник атомной науки, 2015.Kuznetsov, V. N. Corrosion of zirconium alloys under reactor conditions. // Bulletin of atomic science, 2015.Смирнов, Д. А., Петров, Г. В. Влияние температуры на окисление циркониевых сплавов. // Коррозия и защита материалов, 2019.Smirnov, D. A., Petrov, G. V. Effect of temperature on oxidation of zirconium alloys. // Corrosion and protection of materials, 2019.Петрова, И. В. Высокотемпературное окисление циркониевых сплавов. – СПб.: ТехноЛит, 2018.Petrova, I. V. High-temperature oxidation of zirconium alloys. - St. Petersburg: TekhnoLit, 2018.Алексеев, Ю. В., Зиновьев, С. В. Легирование циркониевых сплавов: влияние на коррозионную стойкость. // Материаловедение, 2016.Alekseev, Yu. V., Zinoviev, S. V. Alloying of zirconium alloys: effect on corrosion resistance. // Materials Science, 2016.Воронцов, А. Г., Калинин, И. Б. Сплавы циркония с ниобием для ядерной энергетики. – М.: Энергоатомиздат, 2012.Vorontsov, A. G., Kalinin, I. B. Zirconium-niobium alloys for nuclear power engineering. – Moscow: Energoatom- izdat, 2012.Федоров, Д. В., Лавров, П. А. Обращение с отработавшим ядерным топливом: современные подходы и перспективы. – М.: Атомиздат, 2020.Fedorov, D. V., Lavrov, P. A. Handling of spent nuclear fuel: modern approaches and prospects. – Moscow: Atomizdat, 2020.Лебедев, М. Н. Переработка циркониевых оболочек твэлов в процессе утилизации ОЯТ. // Энергия и эко- логия, 2021.Lebedev, M. N. Reprocessing of zirconium claddings of fuel rods during SNF disposal. // Energy and Ecology, 2021.Широков, И. А., Захаров, К. В. Полное окисление циркониевых сплавов при высоких температурах. // Технологии утилизации ядерных материалов, 2020.Shirokov, I. A., Zakharov, K. V. Complete oxidation of zirconium alloys at high temperatures. // Nuclear Materials Disposal Technologies, 2020.Белоусов, Р. А. Экспериментальное исследование окисления циркониевых сплавов. – Новосибирск: Изд-во НГУ, 2017.Beloussov, R. A. Experimental study of zirconium alloy oxidation. – Novosibirsk: NSU Publishing House, 2017.Горшков, В. Е. Исследование фазового состава оксидных слоев на циркониевых сплавах. // Физика метал- лов, 2018.Gorshkov, V. E. Study of the phase composition of oxide layers on zirconium alloys. // Physics of Metals, 2018.Киселев, А. П., Ларин, С. А. Высокотемпературная стойкость циркониевых сплавов. // Материаловедение и металлургия, 2019.Kiselev, A. P., Larin, S. A. High-temperature resistance of zirconium alloys. // Materials Science and Metallurgy, 2019.Иванов, А. И., Петров, С. Л. Влияние урана на кинетику окисления циркониевых сплавов. // Ядерные технологии, 2021.Ivanov, A. I., Petrov, S. L. Effect of uranium on the oxida- tion kinetics of zirconium alloys. // Nuclear Technologies, 2021.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.