Title: Výzkumný program Alvel a CVŘ pro komplexní testování a analýzy mikrostruktury pokrytí paliva Zr1Nb
Other Titles: Alvel and CVR research program for complex testing and microscopy examination of Zr1Nb fuel claddings
Authors: Gávelová, Petra
Halodová, Patricie
Zháňal, Pavel
Jarugula, Rajesh
Zimina, Mariia
Ševeček, Martin
Rosnecký, Vít
Citation: Životnost komponent energetických zařízení. Sborník ze 16. konference: 19. – 21. října 2022. 1. vyd. Plzeň: Západočeská univerzita v Plzni, 2021, s. 67-72.
Issue Date: 2021
Publisher: Západočeská univerzita v Plzni
Document type: konferenční příspěvek
conferenceObject
URI: https://srni.vzuplzen.cz/wp-content/uploads/2021/11/sbornik-srni_2021.pdf
http://hdl.handle.net/11025/50677
ISBN: 978-80-261-1045-3
Keywords: Centrum výzkumu Řež s.r.o;ATF povlak;VVER 1000;palivo Zr1Nb
Keywords in different language: Centrum výzkumu Řež s.r.o;ATF claddings;VVER 1000;Zr1Nb fuel
Abstract: Pokrytí paliva brání úniku štěpných produktů během provozu jaderného reaktoru i při skladování vyhořelého jaderného paliva. Materiály pokrytí tak musí odolat extrémním podmínkám, tj. mechanickému namáhání za vysokých teplot v korozním prostředí a účinkům radiace. Ve společnosti Centrum výzkumu Řež s.r.o. (CVŘ) probíhá komplexní testování standardních typů pokrytí paliva i ATF povlaků nezbytné pro provedení výpočetních analýz pro provoz paliva v reaktoru i pro jeho skladování a zajištění lepší přenositelnosti a využití měření v rámci výzkumných programů na neozářených vzorcích. Příspěvek zaměřený na výzkum slitiny Zr1Nb používané v reaktorech typu VVER a testované po ozařování v aktivní zóně jaderného energetického reaktoru VVER-1000 v rámci projektu realizovaného ve spolupráci ALVEL, a.s. a CVŘ, zahrnuje mechanické testování ozářeného palivového pokrytí v horkých komorách a zaměřuje se na způsob odběru transparentních vzorků – fólií pro hodnocení radiačně-indukovaného poškození metodami elektronové mikroskopie. Z radiačních vad, které mají přímý vliv na změnu mechanických vlastností s narůstající dávkou ozáření, byly po 1. a 2. roce ozařování pozorovány zejména homogenně rozložené radiačně-indukované nano-precipitáty a dislokační smyčky typu <a> a <c>.
Abstract in different language: Nuclear fuel claddings prevent against a release of fission products during nuclear power plant operation and spent fuel storage. Cladding materials must resist to extreme conditions in the reactor core, i.e., mechanical stress at elevated temperatures in the corrosion environment and the effect of irradiation. In the Research Centre Řež (CVR), the standard cladding tube materials as well as ATF claddings are tested to perform computational analyses for fuel operation in the reactor core and its storage and to ensure a better transferability and usage of measurements in the research programs focused on non-irradiated samples. The contribution focused on the Zr1Nb alloy used in VVERs and tested after irradiation in the reactor core of VVER- 1000 power reactor in the frame of the joint project of ALVEL and CVR includes the mechanical testing in hot-cells and focuses more on preparation of transparent foils for radiation-induced defects characterization by electron microscopy methods. After 1st and 2nd year of irradiation, the radiation damage having the significant influence on a change of mechanical properties, was evaluated as homogeneously distributed radiation-induced precipitates and <a> and <c> dislocation loops.
Rights: © Západočeská univerzita v Plzni
Appears in Collections:Životnost komponent energetických zařízení 2021
Životnost komponent energetických zařízení 2021

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
sbornik-srni_2021-111-116.pdfPlný text625,91 kBAdobe PDFView/Open
sbornik-srni_2021-uvodni_strany.pdfPlný text2,91 MBAdobe PDFView/Open


Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/11025/50677

Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.