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”

Vliv expozice v páře 1000°C na lomovou morfologii materiálu povlakových trubek palivových článků

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21340%2F06%3A04123678" target="_blank" >RIV/68407700:21340/06:04123678 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    The Effect of 1000°C Steam Exposure on Fracture Morphology of Zr Alloy Cladding of Fuel Rods

  • Popis výsledku v původním jazyce

    The degradation processes taking place if fuel rod cladding material after exposure in the harsh nuclear reactor environment during normal service followed by a LOCA accident were studied. The presented research covers the influence of 1000°C steam exposure on fracture morphology of a Zr alloy for both preoxidised cladding (simulating period of normal operation before the LOCA accident) and as-received cladding. Cladding material ductility and ultimate strength decrease during overheated steam exposurecan be attributed to increasing amount of brittle &#945;Zr[O] phase and decreased ability of the base material to undergo plastic deformation. The fractograhic analysis explains the changes of mechanical properties and describes the degradation mechanisms taking place in the cladding material by observing the amount of cleavage fracture and brittle &#945;Zr[O] phase on the fracture surface.

  • Název v anglickém jazyce

    The Effect of 1000°C Steam Exposure on Fracture Morphology of Zr Alloy Cladding of Fuel Rods

  • Popis výsledku anglicky

    The degradation processes taking place if fuel rod cladding material after exposure in the harsh nuclear reactor environment during normal service followed by a LOCA accident were studied. The presented research covers the influence of 1000°C steam exposure on fracture morphology of a Zr alloy for both preoxidised cladding (simulating period of normal operation before the LOCA accident) and as-received cladding. Cladding material ductility and ultimate strength decrease during overheated steam exposurecan be attributed to increasing amount of brittle &#945;Zr[O] phase and decreased ability of the base material to undergo plastic deformation. The fractograhic analysis explains the changes of mechanical properties and describes the degradation mechanisms taking place in the cladding material by observing the amount of cleavage fracture and brittle &#945;Zr[O] phase on the fracture surface.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

    JK - Koroze a povrchové úpravy materiálu

  • 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

    WORKSHOP 2006

  • ISBN

    80-01-03439-9

  • ISSN

  • e-ISSN

  • Počet stran výsledku

    2

  • Strana od-do

    400-401

  • Název nakladatele

    ČVUT

  • Místo vydání

    Praha

  • Místo konání akce

    Praha

  • Datum konání akce

    20. 2. 2006

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    EUR - Evropská akce

  • Kód UT WoS článku