Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
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”

Porušování povlakových trubek ze Zr-slitin při simulaci havárie LOCA

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21340%2F06%3A04121765" target="_blank" >RIV/68407700:21340/06:04121765 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    čeština

  • Název v původním jazyce

    Porušování povlakových trubek ze Zr-slitin při simulaci havárie LOCA

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Degradace mechanických vlastností povlakových trubek palivových článků v důsledku expozice v běžných provozních nebo havarijních podmínkách jaderných reaktorů, může vést k porušení integrity článků a úniku radioaktivity. Z uvedených důvodů je stále většípozornost věnována výzkumu degradačních procesů, ke kterým by v materiálu povlakových trubek mohlo dojít za různých exploatačních podmínek. V příspěvku jsou shrnuty hlavní výsledky experimentů, zaměřených na hodnocení vlivu expozice v páře o teplotě 1 000°C a následného rychlého ochlazení na lomové chování dvou Zr-slitin, používaných pro výrobu povlakových trubek. Při fraktografické analýze byly popsány mikrofraktografické znaky porušování sledovaných trubek. Získané výsledky jsou významným přínosem při rozboru a interpretaci výsledků získaných různými experimentálními postupy.

  • Název v anglickém jazyce

    Failure of Zr-Alloy Cladding of Fuel Rods during LOCA Accident Simulation

  • Popis výsledku anglicky

    Mechanical property degradation of fuel cladding is caused by steam exposure during normal service operation of nuclear reactor and especially during LOCA accident. Resulting damage of fuel cladding may directly lead to fatal radioactivity leakage. Thusthe degradation processes that may take place if fuel claddings after exposure in the harsh nuclear reactor environment are extensively studied. The paper summarizes the influence of exposure in 1000°C steam and subsequent rapid cooling on fracture behaviour of two different Zr alloys commonly used for fuel claddings. The fractographic analysis describes microfractographic features of cladding tube failure and uncovers phase transformations taking place in different areas of the tube wall. The results of fractographic analysis correlate well with hydrogen contents in the cladding material and results of tensile test.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

    JG - Hutnictví, kovové materiály

  • OECD FORD obor

Návaznosti výsledku

  • Projekt

  • Návaznosti

    Z - Vyzkumny zamer (s odkazem do CEZ)

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2006

  • 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

    Fractography 2006

  • ISBN

    80-968543-5-6

  • ISSN

  • e-ISSN

  • Počet stran výsledku

    9

  • Strana od-do

    317-325

  • Název nakladatele

    IMR SAS

  • Místo vydání

    Košice

  • Místo konání akce

    Stará Lesná

  • Datum konání akce

    15. 10. 2006

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    WRD - Celosvětová akce

  • Kód UT WoS článku