Наукова електронна бібліотека
періодичних видань НАН України

Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding

Репозиторій DSpace/Manakin

Показати простий запис статті

dc.contributor.author Zuyok, V.
dc.contributor.author Rud, R.
dc.contributor.author Tretyakov, M.
dc.contributor.author Rud, N.
dc.contributor.author Kushtym, Y.
dc.contributor.author Dykyy, I.
dc.contributor.author Shevchenko, I.
dc.contributor.author Rostova, H.
dc.contributor.author Shtefan, V.
dc.date.accessioned 2023-12-05T09:57:55Z
dc.date.available 2023-12-05T09:57:55Z
dc.date.issued 2022
dc.identifier.citation Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding / V. Zuyok, R. Rud, M. Tretyakov, N. Rud, Y. Kushtym, I. Dykyy, I. Shevchenko, H. Rostova, V. Shtefan // Problems of Atomic Science and Technology. — 2022. — № 4. — С. 89-96. — Бібліогр.: 30 назв. — англ. uk_UA
dc.identifier.issn 1562-6016
dc.identifier.other DOI: https://doi.org/10.46813/2022-140-089
dc.identifier.uri http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/195413
dc.description.abstract Basic materials for nuclear fuel rod claddings (Zr+1%Nb and E110 alloys), as well as alternative materials for tolerant fuel rod claddings (Cr18Ni10Тi steel and 42CrNiМo alloy), that are able to maximally prevent the development of severe accidents at nuclear power plants were tested in the high-temperature water vapor environment. A comparative analysis of the corrosion resistance of these materials is presented, as well as the results of similar tests by the world’s leading scientists. Samples of 42CrNiМo alloy revealed the highest corrosion resistance at high temperatures in a water vapor environment among the alternative materials for the fuel rod cladding considered in the study. The corrosion resistance of this alloy at a temperature of 1200 °C is approximately 40 times higher than that of Cr18Ni10Тi steel and E110 alloy. The high-temperature corrosion rate of the 42CrNiМo alloy is comparable to the corrosion rate of the Fechral alloy. The hydrogen that would be released during the oxidation of the 42CrNiМo alloy claddings would be almost forty times less compared to the zirconium alloy under the conditions of severe design accidents associated with overheating of the core. uk_UA
dc.description.abstract Проведено високотемпературні дослідження в середовищі водяної пари базових матеріалів оболонок ядерного палива (сплави Zr+1%Nb та Е110), а також альтернативних матеріалів оболонок толерантного палива (сталі Х18Н10Т та 42ХНМ), які здатні максимально перешкоджати розвитку важких аварій на АЕС. Представлено порівняльний аналіз корозійної стійкості цих матеріалів, а також результати подібних випробувань світових провідних вчених. Із розглянутих у роботі альтернативних матеріалів оболонки твел найбільш високу корозійну стійкість при високих температурах у середовищі водяної пари показали зразки сплаву 42ХНМ. Корозійна стійкість цього сплаву при температурі 1200 °С приблизно в 40 разів вища, ніж сталі Х18Н10Т та сплаву Е110. Швидкість високотемпературної корозії сплаву 42ХНМ співставна зі швидкістю корозії сплаву фехраль. В умовах максимальних проектних аварій, пов’язаних з перегрівом активної зони, кількість водню, який виділиться при окисненні оболонок, виготовлених зі сплаву 42ХНМ, буде майже в 40 разів менше в порівнянні з цирконієвим сплавом. uk_UA
dc.language.iso en uk_UA
dc.publisher Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України uk_UA
dc.relation.ispartof Вопросы атомной науки и техники
dc.subject Thermal and fast reactor materials uk_UA
dc.title Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding uk_UA
dc.title.alternative Оцінка корозійної стійкості основних альтернативних матеріалів оболонки толерантного палива легководних реакторів uk_UA
dc.type Article uk_UA
dc.status published earlier uk_UA
dc.identifier.udc 621.039


Файли у цій статті

Ця стаття з'являється у наступних колекціях

Показати простий запис статті

Пошук


Розширений пошук

Перегляд

Мій обліковий запис