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