Vše
Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

Porovnání množství kyslíku s mikrotvrdostí ve slitinách Zr

Popis výsledku

Zirkoniové slitiny jsou používány jako obalový materiál palivových tyčí v atomovém reaktoru hlavně pro své mechanické vlastnosti. Jejich charakterizace po dlouhodobé oxidaci v podmínkách reaktoru je intenzivně zkoumána. Pro spolehlivý provoz je nutné znát tyto charakteristiky po dlouhodobé oxidaci a také po vysokoteplotní oxidaci. Článek publikuje výsledky nových měření oxidace zirkoniových slitin závislých na podmínkách a době oxidace. Porovnává výsledky obsahu kyslíku v měřeném materiálu s mikrotvrdostí zjišťovanou pomocí nanoindentoru. Jsou diskutovány korelace mezi výsledky.

Klíčová slova

NanoindentationX-ray microanalysisZr alloysoxidation

Identifikátory výsledku

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Comparison of Oxygen Volume to Microhardness in Zr Alloy

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Zirconium alloys are used as cladding material for atomic fuel in nuclear reactors either for its mechanical properties. Their characteristics after long time oxidation in work-load conditions in reactor are intensively investigated. For fail-safety tolerance is necessary to know mechanical characteristics after long time running and successive high temperature oxidation. The article shows results of new measurements of oxidation of zirconium alloys which depend on oxidation conditions and duration. Itcompares oxide volume in measured material with hardness of the material investigated with nanoindentation method. Correlation between oxide volume and micro-hardness is discussed.

  • Název v anglickém jazyce

    Comparison of Oxygen Volume to Microhardness in Zr Alloy

  • Popis výsledku anglicky

    Zirconium alloys are used as cladding material for atomic fuel in nuclear reactors either for its mechanical properties. Their characteristics after long time oxidation in work-load conditions in reactor are intensively investigated. For fail-safety tolerance is necessary to know mechanical characteristics after long time running and successive high temperature oxidation. The article shows results of new measurements of oxidation of zirconium alloys which depend on oxidation conditions and duration. Itcompares oxide volume in measured material with hardness of the material investigated with nanoindentation method. Correlation between oxide volume and micro-hardness is discussed.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

    JF - Jaderná energetika

  • OECD FORD obor

Návaznosti výsledku

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2007

  • Kód důvěrnosti údajů

    S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název statě ve sborníku

    Proceedings of the 13th international conference on Applied physics of condensed matter

  • ISBN

    978-80-8070-709-5

  • ISSN

  • e-ISSN

  • Počet stran výsledku

    4

  • Strana od-do

    239-242

  • Název nakladatele

    University of Žilina

  • Místo vydání

    Žilina

  • Místo konání akce

    Bystrá

  • Datum konání akce

    1. 1. 2007

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    EUR - Evropská akce

  • Kód UT WoS článku