Vysokoteplotní oxidace povlakovaných zirkoniových slitin

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21220%2F16%3A00241081" target="_blank" >RIV/68407700:21220/16:00241081 - isvavai.cz</a>

Nalezeny alternativní kódy

RIV/68407700:21340/16:00241081

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

čeština

Název v původním jazyce

Vysokoteplotní oxidace povlakovaných zirkoniových slitin

Popis výsledku v původním jazyce

Zirkoniové slitiny jsou nejvýznamnějším konstrukčním materiálem zastoupeným v aktivní zóně lehkovodních jaderných reaktorů. Zirkoniové slitiny mají za běžných provozních podmínek vynikající mechanické vlastnosti, korozní a radiační odolnost a nízkou absorpci neutronů. Ovšem vysoká afinita zirkonia ke kyslíku má při teplotách nad 800 °C za následek jev zvaný vysokoteplotní oxidace. Během vysokoteplotní oxidace dochází k reakci zirkonia a vody, případně vodní páry, a ke vzniku výbušného vodíku, degradaci obalový trubek jaderného paliva a k uvolňování velkého množství tepla. Tento výzkum popisuje chování zirkoniových slitin s vnějším ochranným povlakem omezujícím vznik vysokoteplotní oxidace. Experimentální práce sestávaly z isotermální expozice v páře při teplotách v rozsahu 900 – 1400 °C s měřením produkce vodíku a hmotnostního přírůstku.

Název v anglickém jazyce

High-temperature oxidation of coated zirconium alloys

Popis výsledku anglicky

Zirconium alloys are the most important structural material represented in the core of light water nuclear reactors. Zirconium alloys have under normal operating conditions, excellent mechanical properties, corrosion and radiation resistance and low neutron absorption. However, the high affinity of zirconium for oxygen is at temperatures above 800 ° C results in the phenomenon of high temperature oxidation. During the high temperature oxidation reaction occurs zirconium and water or water vapor, and to the formation of explosive hydrogen, the degradation of the packaging tube and a nuclear fuel in the release of large amounts of heat. This research describes the behavior of zirconium alloys with an outer protective coating limiting the emergence of high-temperature oxidation. Experimental work consisted of isothermal exposure to steam at temperatures in the range 900 - 1400 ° C with measuring the production of hydrogen and weight gain.

Druh

D - Stať ve sborníku

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

2016

Kód důvěrnosti údajů

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

Název statě ve sborníku

Jaderná energetika v pracích mladé generace – 2015

ISBN

978-80-02-02647-1

ISSN

—

e-ISSN

—

Počet stran výsledku

3

Strana od-do

—

Název nakladatele

Česká nukleární společnost

Místo vydání

Praha

Místo konání akce

Brno

Datum konání akce

2. 12. 2015

Typ akce podle státní příslušnosti

EUR - Evropská akce

Kód UT WoS článku

—