Problematika vysokoteplotní koroze zirkonia

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21220%2F13%3A00216782" target="_blank" >RIV/68407700:21220/13:00216782 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

čeština

Název v původním jazyce

Problematika vysokoteplotní koroze zirkonia

Popis výsledku v původním jazyce

Zirkoniové slitiny jsou zastoupeny v téměř všech komerčně provozovaných jaderných reaktorech, kde slouží k pokrytí palivových tablet, nebo jako konstrukční materiál palivových souborů. Své uplatnění si našly především díky dobrým mechanickým vlastnostem,korozní stálosti, odolnosti vůči radiačnímu poškození a také díky nízké absorpci neutronů. Mezi existující, leč výhody nepřevyšující, nevýhody zirkoniových slitin patří zejména: PCI (Pellet Cladding Interaction), IASCC (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking) a vysokoteplotní oxidace zirkonia. Vysokoteplotní oxidace je silně exotermní reakce mezi zirkoniem a vodou probíhající při teplotách nad 800 °C. Během této reakce se uvolňuje vodík a nezanedbatelné množství tepla. Vznikající vodík, reakcíuvolněné teplo a poškození pokrytí paliva mohou prohloubit závažnost a následky případné havárie. Problematika vysokoteplotní oxidace je celosvětově intenzivně studována. V současnosti je též snaha vyvinout technologie, které zamezí, či o

Název v anglickém jazyce

Problematics of High-temperature Oxidation of Zirconium Alloys

Popis výsledku anglicky

Zirconium alloys are used as a cladding material for nuclear fuel or as a construction material of fuel assemblies in all commercially operated nuclear reactors. Regarding it's acceptable mechanical properties, corrosion and radiation damage resistivityand low neutron capture. Between the most important zirconium alloy cladding disadvantages belongs: PCI (Pellet Cladding Interaction), IASCC (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking) and High-temperature oxidation. High-temperature oxidation is strongly exothermic reaction between zirconium and water, which occurs at temperatures above 800 °C. Hydrogen and inconsiderable amount of heat is released during this reaction. Arised hydrogen, heat produced by chemical reaction and the damage of the cladding tube may aggravate seriousness and consequences eventual accident. Actual research effort heads for development technologies, which prevent or diminish high temperature oxidation, by using protective coating layer or by using complet

Druh

J_x - Nezařazeno - Článek v odborném periodiku (Jimp, Jsc a Jost)

CEP obor

JF - Jaderná energetika

OECD FORD obor

—

Projekt

<a href="/cs/project/TE01020455" target="_blank" >TE01020455: Centrum pokročilých jaderných technologií (CANUT)</a><br>

Návaznosti

P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)

Rok uplatnění

2013

Kód důvěrnosti údajů

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

Název periodika

Bezpečnost jaderné energie

ISSN

1210-7085

e-ISSN

—

Svazek periodika

21

Číslo periodika v rámci svazku

9/10

Stát vydavatele periodika

CZ - Česká republika

Počet stran výsledku

3

Strana od-do

298-300

Kód UT WoS článku

—

EID výsledku v databázi Scopus

—