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”

Development of new cladding types for nuclear fuel

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21340%2F20%3A00343415" target="_blank" >RIV/68407700:21340/20:00343415 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

    <a href="http://dx.doi.org/10.1088/1757-899X/903/1/012004" target="_blank" >http://dx.doi.org/10.1088/1757-899X/903/1/012004</a>

  • DOI - Digital Object Identifier

    <a href="http://dx.doi.org/10.1088/1757-899X/903/1/012004" target="_blank" >10.1088/1757-899X/903/1/012004</a>

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Development of new cladding types for nuclear fuel

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Three different cladding types were tested for nuclear fuel in traditional light water reactors and generation IV gas-cooled fast reactors. Cr coated Zr cladding was tested in steam atmosphere up to 1200 °C to demonstrate moderate oxidation and hydrogen production in accident conditions. 15-15Ti stainless steel alloy and SiCf/SiC cladding tube samples were treated in helium atmosphere with different impurities for several hours at 1000 °C. Additional mechanical testing and microstructure examinations were carried out with as-received samples and with specimens after high temperature treatments. The experiments results indicated the applicability of the tested materials for reactor conditions in the investigated range of parameters.

  • Název v anglickém jazyce

    Development of new cladding types for nuclear fuel

  • Popis výsledku anglicky

    Three different cladding types were tested for nuclear fuel in traditional light water reactors and generation IV gas-cooled fast reactors. Cr coated Zr cladding was tested in steam atmosphere up to 1200 °C to demonstrate moderate oxidation and hydrogen production in accident conditions. 15-15Ti stainless steel alloy and SiCf/SiC cladding tube samples were treated in helium atmosphere with different impurities for several hours at 1000 °C. Additional mechanical testing and microstructure examinations were carried out with as-received samples and with specimens after high temperature treatments. The experiments results indicated the applicability of the tested materials for reactor conditions in the investigated range of parameters.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

  • OECD FORD obor

    20305 - Nuclear related engineering; (nuclear physics to be 1.3);

Návaznosti výsledku

  • Projekt

    <a href="/cs/project/TK03020034" target="_blank" >TK03020034: Využití pokročilých materiálů pro nové typy jaderného paliva</a><br>

  • Návaznosti

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

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2020

  • 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

    12th Hungarian Conference on Materials Science (HMSC12)

  • ISBN

  • ISSN

    1757-8981

  • e-ISSN

    1757-8981

  • Počet stran výsledku

    8

  • Strana od-do

  • Název nakladatele

    Budapest University of Technology and Economics

  • Místo vydání

    Budapest

  • Místo konání akce

    Balatonkenese

  • Datum konání akce

    13. 10. 2019

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    WRD - Celosvětová akce

  • Kód UT WoS článku

    000625295400004