Анализ теплофизического обоснования применимости толерантного топлива для АЭС. Современные концепции, технологии и химическая стойкость толерантного топлива

Capa

Citar

Texto integral

Acesso aberto Acesso aberto
Acesso é fechado Acesso está concedido
Acesso é fechado Somente assinantes

Resumo

В обзоре рассмотрены предпосылки к созданию толерантного топлива и представлены основные концепции, касающиеся использования новых оболочек ТВЭЛов для АЭС с водо-водяными реакторами. Описано текущее состояние работ в области толерантного топлива в России и за рубежом. Рассмотрены методы нанесения защитных покрытий на циркониевые оболочки ТВЭЛов и технологии замены циркония различными сплавами (FeCrAl, 42ХНМ, молибден) и керамическими композитами. Выполнен анализ результатов исследований химической стойкости оболочек ТВЭЛов по отношению к воде и газам, в том числе при высоких температурах.

Texto integral

Acesso é fechado

Sobre autores

А. Забиров

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности; ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Москва; г. Москва

И. Молотова

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности; ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Autor responsável pela correspondência
Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Москва; г. Москва

В. Ягов

ФГБОУ ВО «Национальный исследовательский университет «МЭИ»

Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Москва

Д. Сиделёв

Национальный исследовательский Томский политехнический университет

Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Томск

Д. Яшников

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Москва

С. Шевченко

ФБУ Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Email: irina_molotova1705@mail.ru
Rússia, г. Москва

Bibliografia

  1. Никулина А.В. Нодулярная коррозия циркониевых изделий // ВАНТ. Сер. Материаловед. нов. мат. 2012. № 1. С. 79.
  2. Ramasubramanian N. Shadow Corrosion // J. Nucl. Mater. 2004. V. 328. № 2–3. С. 249.
  3. Мелеховец А.Ю., Пышин И.В. Гальваническая коррозия циркониевых сплавов в водном теплоносителе // Изв. вузов. Сер. Ядерная энергетика. 2020. № 2. С. 52.
  4. Иванова С.В., Шиков А.К., Бочаров О.В. Наводороживание циркониевых изделий в процессе изготовления и эксплуатации – фактор, ограничивающий ресурс их работы в реакторах ВВЭР и РБМК // Металловед. терм. обр. мет. 2003. № 8. С. 40.
  5. Стоев П.И., Воеводин В.Н., Папиров И.И., Тихоновский М.А., Виноградов Д.В., Вьюгов Н.П. Влияние наводороживания на анизотропию механических свойств твэльных труб из сплава Zr–1% Nb // ВАНТ. 2016. № 2 (102). С. 38.
  6. Accident-Tolerant Materials for Light Water Reactor Fuels / Ed. Rebak R.B. Elsevier, 2020. 221 p.
  7. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07. М., 2007.
  8. Кириллов И.А., Харитонова Н.Л., Шарафутдинов Р.Б., Хренников Н.Н. Обеспечение водородной безопасности на атомных электростанциях с водоохлаждаемыми реакторными установками. Современное состояние проблемы // Ядерн. рад. безопасн. 2017. Т. 2. № 84. С. 26.
  9. Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М., Украинцев В.Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. М.: Логос, 2010. 604 с.
  10. International Atomic Energy Agency, Approaches and Tools for Severe Accident Analysis for Nuclear Power Plants. IAEA, 2008.
  11. Zinkle S.J., Terrani K.A., Gehin J.C., Ott L.J., Snead L.L. Accident Tolerant Fuels for LWRs: A Perspective // J. Nucl. Mater. 2014. V. 448. № 1–3. P. 374.
  12. Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Phase I. Final Report, The Institute of Applied Energy (IAE). Tokyo, Japan. 2015.
  13. Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Phase II. Summary Report, NEA No. 7525. OECD. 2021.
  14. Herranz L.E., Pellegrini M., Lind T. et al. Оverview and Outcomes of the OECD/NEA Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF) Phase 2 – Results of Severe Accident Analyses for Unit 1 // Nucl. Eng. Des. 2020. V. 369. P. 110849.
  15. Pellegrini M., Herranz L., Sonnenkalb M. et al. Main Findings, Remaining Uncertainties and Lessons Learned from the OECD/NEA BSAF Project // Nucl. Technol. 2020. V. 206. № 9. P. 1449.
  16. Долганов К.С., Киселев А.Е., Томащик Д.Ю., Капустин А.В., Моисеенко Е.В. Расчетные анализы ИБРАЭ РАН в рамках стадии 1 проекта BSAF (2014 г.) // Системный анализ причин и последствий аварии на АЭС «Фукусима-1». М.: ИБРАЭ РАН, 2018. С. 252.
  17. Авария на АЭС «Фукусима-1»: опыт реагирования и уроки // Тр. ИБРАЭ РАН. 2013. Вып. 13. 246 с.
  18. International Atomic Energy Agency, Accide nt Tolerant Fuel Concepts for Light Water Reactors. IAEA-TECDOC-1797, IAEA. Vienna, 2016.
  19. State-of-the-Art Report on Light Water Reactor Accident-tolerant Fuels. Nuclear Science. Paris: OECD Publ., NEA, 2018.
  20. Gurgen A., Shirvan K. Estimation of Coping Time in Pressurized Water Reactors for Near Term Accident Tolerant Fuel Claddings // Nucl. Eng. Des. 2018. V. 337. P. 38.
  21. Terrani K.A. Accident Tolerant Fuel Cladding Development: Promise, Status, and Challenges // J. Nucl. Mater. 2018. V. 501. P. 13.
  22. Ott L.J., Robb K.R., Wang D. Preliminary Assessment of Accident-tolerant Fuels on LWR Performance during Normal Operation and under DB and BDB Accident Conditions // J. Nucl. Mat. 2014. V. 448. № 1–3. P. 520.
  23. Savchenko A.M., Leontieva-Smirnova M.V., Kulakov G.V., Rechitsky V.N., Konovalov Y.V., Nikitina A.A. Peculiarities of Stainless Steels Application as ATF in VVER’S // TopFuel – 2018. Conf., Prague, Czech Repuublic. Sept. 30–Oct. 04. 2018.
  24. Savchenko A., Ivanov V., Novikov V., Kulakov G., Skupov M., Orlov V., Uferov O., Konovalov Y. Review of A.A. Bochvar Institute Activities in Developing Potentially Accident Tolerant Fuel for Light Water Reactors // Top Fuel – 2015. Proc. Pt. I. 2015. P. 21.
  25. Карпюк Л.А., Савченко А.М., Леонтьева-Смир-нова М.В., Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В. Перспективы применения стальных оболочек для твэлов реакторов типа ВВЭР в рамках концепции топлива, устойчивого к аварийным ситуациям // Атомная энергия. 2020. Т. 128. № 4. С. 203.
  26. Карпюк Л.А., Кузнецов В.И., Маслов А.А., Новиков В.В., Орлов В.К., Рыкунов Д.В., Титов А.О. Топливо с хромовым покрытием оболочки твэла, устойчивое к аварии // Атомная энергия. 2021. Т. 130. № 3. С. 142.
  27. Tang C., Stueber M., Seifert H.J., Steinbrueck M. Protective Coatings on Zirconium-Based Alloys as Accident-Tolerant Fuel (ATF) Claddings // Corros. Rev. 2017. V. 35. № 3. P. 141.
  28. Chen H., Wang X., Zhang R. Application and Development Progress of Cr-Based Surface Coatings in Nuclear Fuel Element: I. Selection, Preparation, and Characteristics of Coating Materials // Coat. 2020. V. 10. № 9. P. 808.
  29. Chen H., Wang X., Zhang R. Application and Development Progress of Cr-Based Surface Coating in Nuclear Fuel Elements: II. Current Status and Shortcomings of Performance Studies // Coat. 2020. V. 10. № 9. P. 835.
  30. Kashkarov E., Afornu B., Sidelev D., Krinitcyn M., Gouws V., Lider A. Recent Advances in Protective Coatings for Accident Tolerant Zr-Based Fuel Claddings // Coat. 2021. V. 11. № 5. P. 557.
  31. Yun D., Lu С., Zhou Z., Wu Y., Liu W., Guo S., Shi T., Stubbins J. F. Current State and Prospect on the Development of Advanced Nuclear Fuel System Materials: A Review // Mater. Rep. Energy. 2021. № 1. P. 1
  32. Kim H.G., Yang J.H., Kim W.J., Koo Y.J. Development Status of Accident-Tolerant Fuel for Light Water Reactors in Korea // Nucl. Eng. Technol. 2016. V. 48. № 1. P. 1.
  33. Bischoff J., Blanpain P., Brachet J.C., Lorrette C., Ambard A., Strumpel J., McKoy K. Development of Fuels with Enhanced Accident Tolerance. № IAEA-TECDOC-1797. 2016.
  34. Oelrich R., Ray S., Karoutas Z., Xu P., Romero J., Shah H., Lahoda E., Boylan F. Overview of Westinghouse Lead Accident Tolerant Fuel Program // Proc. TopFuel Conf., 2018.
  35. Xu P., Lahoda E.J., Lyons J., Deck C.P., Kohse G.E. Status Update on Westinghouse SiC Composite Cladding Fuel Development // TopFuel. Paper A0109, 2018.
  36. Yamakoshi Y., Kirimura K., Kuramoto H., Noda T., Yamashita S., Fukahori T. Severe Accident Evaluations for Conventional PWR Power Plant with SiC Composite Fuel Cladding // Proc. TopFuel – 2018. Prague, Czech Republic, 2018.
  37. Карпюк Л.А., Краснобаев Н.Н., Маслов А.А., Новиков В.В., Орлов В.К., Титов А.О., Кузнецов В.И., Рыкунов Д.В., Качалин Г.В. Магнетронное напыление жаростойких покрытий оболочек толерантных ТВЭЛов // ВАНТ. Сер. Материаловед. нов. мат. 2020. № 5. С. 4.
  38. Clifford P. NRC Perspectives and Preparations for Licensing Advanced Nuclear Fuels. IAEA TM: Status of Knowledge for the Licensing of Advanced Nuclear Fuels for Water Cooled Reactors // IAEA Tech. Meet. Licens. Adv. Nucl. Fuels Water Cooled React. 18–22 Oct. 2021.
  39. Murakami N. Development of ATF Cladding for PWRs: Perspective from a Japanese Manufacturer // IAEA Tech. Meet. Licens. Adv. Nucl. Fuels Water Cooled React. 18–22 Oct. 2021.
  40. Карпюк Л.А., Новиков В.В., Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В., Леонтьева-Смирнова М.В., Голубничий А.А., Иванов С.И., Макаров Ф.В., Глебов А.В. Сплав 42ХНМ и карбид кремния как материал оболочек твэлов, устойчивых к авариям // Атомная энергия. 2021. Т. 130. № 4. С. 211.
  41. Кулаков Г.В., Ватулин А.В., Ершов С.А., Карпюк Л.А., Коновалов Ю.В., Косауров А.О., Леонтьева-Смирнова М.В., Речицкий В.Н., Голубничий А.А. Перспективы использования хромоникелевого сплава 42XHM в реакторах разного типа // Атомная энергия. 2021. Т. 130. № 1. С. 24.
  42. Макаров Ф., Пономаренко А., Захаров Р., Дзюбинский И., Иванов С., Глебов А., Лебедев М. Создание труб-оболочек твэлов из композиционных материалов на основе карбида кремния // Наноиндустрия. 2017. № 3. С. 60.
  43. Борисов В.М., Трофимов В.Н., Сапожков А.Ю., Кузьменко В.А., Михайлов В.Б., Черковец В.Е., Якушкин А.А., Якушин В.Л., Джумаев П.С. О возможностях повышения коррозионной стойкости оболочек твэлов с использованием мощных лазерных и плазменных источников // Ядерн. физ. инж. 2015. Т. 6. № 11–12. С. 643.
  44. Борисов В.М., Кузьменко В. А., Михайлов В. Б., Сапожков А. Ю., Трофимов В. Н., Якушкин А. А. Влияние воздействия ультрафиолетового излучения эксимерных лазеров на поверхность оболочек из циркониевого сплава Э110 // Физ. хим. обр. мат. 2016. № 1. С. 13.
  45. Borisov V.M., Trofimov V.N., Kuzmenko V.A., Sapozhkov A.Y., Yakushkin A.A. About the Capability to Improve the Corrosion Resistance of E110 Zirconium Alloy // Techn. Progr. Abstr. XVII Int. Sci. Conf. Schol. Young Schol. “Phys. Chem. Proc. Atom. Syst”. 2019. P. 14.
  46. Kalandiia M.R., Trofimov V.N., Yakushkin A.A., Sokolov A.V., Isakov A.O. Cleaning Substrates and Subsequent Deposition of Coatings with Coaxial Magnetron Discharge // J. Phys.: Conf. Ser. 15th Int. Conf. Films Coat. ICFC. 2021. 012015.
  47. Якушкин А.А., Борисов В.М., Трофимов В.Н. Свойства хромовых покрытий, нанесенных различными методами на циркониевый сплав Э110 // Физ. хим. обр. мат. 2021. № 2. С. 42.
  48. Якушкин А.А. О проблемах создания оболочек твэлов для толерантного топлива из циркониевых сплавов // Физ. хим. обр. мат. 2021. № 3. С. 69.
  49. Алексеев А.В., Горячев А.В., Дреганов О.И., Киреева Л.В., Киселёва И.В., Шулимов В.Н. Изучение поведения твэлов ВВЭР-1000 в условиях аварии с потерей теплоносителя (LOCA). Реакторные эксперименты «МИР-LOCA/45» и «МИР-LOCA/69» // Сб. научн.-техн. конф. «Ядерное топливо для АЭС», АО «ТВЭЛ». М.: АО «Высокотехн. НИИ неорг. матер. им. А.А. Бочвара», 2016. С. 38.
  50. Brachet J.C., Saux M.L., Flem M.L. et al. On-going Studies at CEA on Chromium Coated Zirconium Based Nuclear Fuel Claddings for Enhanced Accident Tolerant LWRs Fuel // Proc. TopFuel Conf. 2015.
  51. Duquesne L., Bischoff J., Chabretou V., Delafoy C. Characterization of Thermal Properties of SiC f /SiC Composites for Enhanced Accident Tolerant Fuel // Water Reactor Fuel Perform. Meet. 2018.
  52. Bischoff J., Delafoy C., Chaari N., Vauglin C., Buchanan K., Barberis P., Schuster F., Brachet J.-C., Nimishakavi K. Cr-coated Cladding Development at Framatome // Top Fuel 2018. Light Water Reactor (LWR) Fuel Perform. Meet. 2018.
  53. Chen Q.S., Liu C.H., Zhang R.Q. et al. Microstructure and High-temperature Steam Oxidation Properties of Thick Cr Coatings Prepared by Magnetron Sputtering for Accident Tolerant Fuel Claddings: The Role of Bias in the Deposition Process // Corros. Sci. 2020. V. 165. P. 108378.
  54. Wang P., Qiao Y., Qi W. et al. Preparation and Properties Study of Cr on FeCrAl Cladding Materials // Front. Mater. 2021. V. 8. P. 47.
  55. Liu T., Xue J., Li R., Li L., Guo D., Zhang Q., Xu D. The Research on Accident Tolerant Fuel in CGN // Proc. Top Fuel 2018 Conf. 2018. P. 17.
  56. Sakamoto K., Hirai M., Ukai S., Kimura A., Yamaji A., Kusagaya K., Kondo T., Yamashita S. Overview of Japanese Development of Accident Tolerant FeCrAl-ODS Fuel Claddings for BWRs // WRFPM Conf. Jeju Island, 2017.
  57. Kim H.G., Yang J., Koo Y.H., Kim J., Shin H., Yoo J., Mok Y.K. Overview of Accident Tolerant Fuel Development for LWRs // Proc. Top Fuel 2018 Conf. 2018.
  58. Kim H.G., Kim I.H., Jung Y.I., Park D.J., Yang J.H., Koo Y.H. Development of Surface Modified Zr Cladding by Coating Technology for ATF // Proc. Top Fuel. 2016. P. 1157.
  59. Pantano M., Avincola V., Arnaud De Seze P., McKrell T., Kazimi M.S. High Temperature Steam Oxidation Performance of MAX Phase (Ti 2 AlC) Coated ZIRLO // Proc. ICAPP, Charlotte, NC, USA. 2014. P. 6.
  60. Tang C., Steinbrueck M., Grosse M., Ulrich S., Stueber M., Seifert H.J. Improvement of the High-Temperature Oxidation Resistance of Zr Alloy Cladding by Surface Modification with Aluminum-Containing Ternary Carbide Coatings // ICAPP, Charlotte, NC, USA. 2018.
  61. Roberts D.A. Magnetron Sputtering and Corrosion of Ti–Al–C and Cr–Al–C Coatings for Zr-Alloy Nuclear Fuel Cladding. Master’s Thesis, University of Tennessee, Knoxville, TN, USA, 2016.
  62. Brachet J.C., Idarraga-Trujillo I., Flem M.L. et al. Early Studies on Cr-coated Zircaloy-4 as Enhanced Accident Tolerant Nuclear Fuel Claddings for Light Water Reactors // J. Nucl. Mater. 2019. V. 517. P. 268.
  63. Nieuwenhove V.R., Andersson V., Balak J., Oberl ä nder B. In-Pile testing of CrN, TiAIN, and AlCrN Coatings on Zircaloy Cladding in the Halden Reactor-2016-0011. ASTM Int., 100 Barr Harbor Drive, PO Box C700, West Conshohocken, PA, 19428-2959 (USA), 2016.
  64. Nieuwenhove V.R., Andersson V., Balak J., Oberl ä nder B. In-pile Testing of CrN, TiAlN, and AlCrN Coatings on Zircaloy Cladding in the Halden Reactor // 18th Int. Symp. Zirc. Nucl. Ind. ASTM Int. 2018. P. 965.
  65. Daub K., Van Nieuwenhove R., Nordin H. Investigation of the Impact of Coatings on Corrosion and Hydrogen Uptake of Zircaloy-4 // J. Nucl. Mater. 2015. V. 467. P. 260.
  66. Daub K., Persaud S.Y., Rebak R.B., Nieuwenhove R.V., Ramamurthy S., Nordin H. Investigating Potential Accident Tolerant Fuel Cladding Materials and Coatings // Proc. 18th Int. Conf. Env. Degr. Mater. Nucl. Pow. Syst. Wat. React. Spring. Int. Publ., 2019. P. 1431.
  67. Khatkhatay F., Jiao L., Jian J., Zhang W., Jiao Z., Gan J., Zhang H., Zhang X., Wang H. Superior Corrosion Resistance Properties of TiN-based Coatings on Zircaloy Tubes in Supercritical Water // J. Nucl. Mater. 2014. V. 451. № 1–3. P. 346.
  68. Kim H.G., Kim I.H., Park J.Y., Koo Y.H. Application of Coating Technology on Zirconium-based Alloy to Decrease High-Temperature Oxidation // 17th Int. Symp. Zirc. Nucl. Ind., Andhra Pradesh, India. 2013.
  69. Yeom H., Maier B., Mariani R., Bai D., Xu P., Sridharan K., Hwasung Y. Development of Zirconium–Silicide Coatings for Accident Tolerant Zirconium-alloy Fuel Cladding // Proc. ICAPP. 2016. P. 2126.
  70. Dumerval M. Behavior of Chromium Coated M5TM Claddings under LOCA Conditions // Water Reactor Fuel Performance Meeting. 2017.
  71. Park J.H., Kim H.G., Park J., Jung Y.I., Park D.J., Koo Y.H. High Temperature Steam-Oxidation Behavior of Arc Ion Plated Cr Coatings for Accident Tolerant Fuel Claddings // Surf. Coat. Technol. 2015. V. 280. P. 256.
  72. Park D.J., Kim H.G., Jung Y.I., Park J.H., Yang J.H., Koo Y.H. Behavior of an Improved Zr Fuel Cladding with Oxidation Resistant Coating under Loss-of-Coolant Accident Conditions // J. Nucl. Mater. 2016. V. 482. P. 75.
  73. Ромбаева М.Р., Сиделёв Д.В. Хромовые покрытия для повышения стойкости сплава Zr–1% Nb к высокотемпературному окислению // Физ.-техн. пробл. наук., промышл. медиц. (ФТПНПМ-2019): сб. науч. тр. Междун. науч.-практ. конф. студентов, аспирантов и молодых ученых. Томск, 2019. С. 182.
  74. Kashkarov E.B., Sidelev D.V., Rombaeva M., Syrtanov M.S., Bleykher G.A. Chromium Coatings Deposited by Cooled and Hot target Magnetron Sputtering for Accident Tolerant Nuclear Fuel Claddings // Surf. Coat. Technol. 2020. V. 389. P. 125618.
  75. Wang W., Zhang G., Wang C., Wang T., Li T. Construction of Chromium Coatings with (200) Preferred Orientation and Exploration the High-Temperature Steam Oxidation Properties // J. Nucl. Mater. 2022. V. 563. P. 153660.
  76. Son H.H., Kim N., Kim S.J. Nano/Microscale Roughness Control of Accident-Tolerant Cr-and CrAl-Coated Surfaces to Enhance Critical Heat Flux // Appl. Therm. Eng. 2020. V. 167. P. 114786.
  77. Kim H.G., Kim I.H., Jung Y.I., Park D.J., Park J.Y., Koo Y.H. High-Temperature Oxidation Behavior of Cr-Coated Zirconium Alloy // Proc. LWR Fuel Perform. Meet. / TopFuel. Charlotte, USA. 2013. P. 842.
  78. Kim H.G., Kim I.H., Jung Y.I., Park D.J., Park J.Y., Koo Y.H. Adhesion Property and High-Temperature Oxidation Behavior of Cr-coated Zircaloy-4 Cladding Tube Prepared by 3D Laser Coating // J. Nucl. Mater. 2015. V. 465. P. 531.
  79. Wang X., Liao Y., Xu C. et al. Steam Oxidation Behavior of ZrO 2 /Cr-coated Pure Zirconium Prepared by Plasma Electrolytic Oxidation Followed by Filtered Cathodic Vacuum Arc Deposition // J. Alloys Compd. 2021. V. 883. P. 160798.
  80. Terrani K.A., Parish C.M., Shin D., Pint B.A. Protection of Zirconium by Alumina-and Chromia-forming Iron Alloys under High-temperature Steam Exposure // J. Nucl. Mater. 2013. V. 438. № 1–3. P. 64.
  81. Park D.J., Jung Y.I., Park J.H., Lee Y.H., Choi B.K., Kim H.G. Microstructural Characterization of Accident Tolerant Fuel Cladding with Cr–Al Alloy Coating Layer after Oxidation at 1200 ° C in a Steam Environment // Nucl. Eng. Technol. 2020. V. 52. № 10. P. 2299.
  82. Sidelev D.V., Kashkarov E.B., Syrtanov M.S., Krivo-bokov V.P. Nickel–Chromium (Ni–Cr) Coatings Deposited by Magnetron Sputtering for Accident Tolerant Nuclear Fuel Claddings // Surf. Coat. Technol. 2019. V. 369. P. 69.
  83. Tao Z., Wang P., Wang C., Ma Z., Zhang Y., Xue F., Bai G., Yuan Y., Lan R. Design and Characterisation of AlCrFeCuNb x Alloys for Accident-tolerant Fuel Cladding // J. Alloys Compd. 2021. V. 859. P. 157805.
  84. Kashkarov E.B., Sidelev D.V., Pushilina N.S., Yang J., Tang C., Steinbrueck M. Influence of Coating Parameters on Oxidation Behavior of Cr-coated Zirconium Alloy for Accident Tolerant Fuel Claddings // Corros. Sci. 2022. V. 203. P. 110359.
  85. Lee Y., Lee J.I., No H.C. Mechanical Analysis of Surface-coated Zircaloy Cladding // Nucl. Eng. Technol. 2017. V. 49. № 5. P. 1031.
  86. Ashcheulov P., Š koda R., Š karohl í d J. et al. Thin Polycrystalline Diamond Films Protecting Zirconium Alloys Surfaces: From Technology to Layer Analysis and Application in Nuclear Facilities // Appl. Surf. Sci. 2015. V. 359. P. 621.
  87. Michau A., Maury F., Schuster F., Lomello F., Brachet J.C., Rouesne E., Saux M.L., Boichot R., Pons M. High-temperature Oxidation Resistance of Chromium-based Coatings Deposited by DLI-MOCVD for Enhanced Protection of the Inner Surface of Long Tubes // Surf. Coat. Technol. 2018. V. 349. P. 1048.
  88. Michau A., Gazal Y., Addou F., Maury F., Duguet T., Boichot R., Pons M., Monsifrot E., Maskrot H, Schuster F. Scale up of a DLI-MOCVD Process for the Internal Treatment of a Batch of 16 Nuclear Fuel Cladding Segments with a CrC x Protective Coating // Surf. Coat. Technol. 2019. V. 375. P. 894.
  89. Mandal D., Dabhade P.A., Chougule B.K. Thin Film Coating of Silicon Carbide on Zircaloy-4 Tube by FCVD Process and a Study on its Kinetics // J. Nucl. Mater. 2021. V. 552. P. 152996.
  90. Luscher W.G., Gilbert E.R., Pitman S.G., Love E.F. Surface Modification of Zircaloy-4 Substrates with Nickel Zirconium Intermetallics // J. Nucl. Mat. 2013. V. 433. № 1–3. С. 514.
  91. Sidelev D.V., Poltronieri C., Bestetti M., Krinitcyn M.G., Grudinin V.A., Kashkarov E.B. A Comparative Study on High-Temperature Air Oxidation of Cr-Coated E110 Zirconium Alloy Deposited by Magnetron Sputtering and Electroplating // Surf. Coat. Technol. 2022. V. 433. P. 128134.
  92. Huang M., Li Y., Ran G., Yang Z., Wang P. Cr-Coated Zr-4 Alloy Prepared by Electroplating and its in situ He + Irradiation Behavior // J. Nucl. Mater. 2020. V. 538. P. 152240.
  93. Attarzadeh N., Ramana C.V. Plasma Electrolytic Oxidation Ceramic Coatings on Zirconium (Zr) and Zr-Alloys: Part II: Properties and Applications // Coat. 2021. V. 11. № 6. P. 620.
  94. Quillin K., Yeom H., Dabney T., McFarland M., Sridharan K. Experimental Evaluation of Direct Current Magnetron Sputtered and high-Power Impulse Magnetron Sputtered Cr Coatings on SiC for Light Water Reactor Applications // Thin Solid Films. 2020. V. 716. P. 138431.
  95. Wang Z., Li W., Wang Z., Li M., Wang A., Ke P. Comparative Study on Protective Cr Coatings on Nuclear Fuel Cladding Zirlo Substrates by AIP and HiPIMS Techniques // Ceram. Int. 2023. V. 49. № 14. P. 22736.
  96. Wei T., Zhang R., Yang H., Liu H., Qiu S., Wang Y., Du P., He K., Hu X., Dong C. Microstructure, Corrosion Resistance, and Oxidation Behavior of Cr-coatings on Zircaloy-4 Prepared by Vacuum Arc Plasma Deposition // Corros. Sci. 2019. V. 158. P. 108077.
  97. Kuprin А.S., Belous V.А., Voyevodin V.N., Bryk V.V., Vasilenko R.L., Ovcharenko V.D., Reshetnyak E.N., Tolmachova G.N., V’yugov P.N. Vacuum-arc Chromium-Based Coatings for Protection of Zirconium Alloys from the High-temperature Oxidation in Air // J. Nucl. Mater. 2015. V. 465. P. 400.
  98. Kim I., Khatkhatay F., Jiao L., Swadener G., Cole J.I., Gan J., Wang H. TiN-based Coatings on Fuel Cladding Tubes for Advanced Nuclear Reactors // J. Nucl. Mater. 2012. V. 429. № 1–3. P. 143.
  99. Mouche P.A., Koyanagi T., Patel D., Katoh Y. Adhesion, Structure, and Mechanical Properties of Cr HiPIMS and Cathodic Arc Deposited Coatings on SiC // Surf. Coat. Technol. 2021. V. 410. P. 126939.
  100. Š eve č ek M., Gurgen A., Seshadri A., Che Y., Wagih M., Phillips B., Champagne V., Shirvan K. Development of Cr Cold Spray-coated Fuel Cladding with Enhanced Accident Tolerance // Nucl. Eng. Technol. 2018. V. 50. № 2. P. 229.
  101. Padmavathi G., Sarada B.N., Shanmuganathan S.P., Padmini B.V., Mohan N. Effects of High Velocity Oxy Fuel Thermal Spray Coating on Mechanical and Tribological Properties of Materials – A Review // Mater. Today: Proc. 2020. V. 27. P. 2152.
  102. Wang Y., Zhou W., Wen Q. et al. Behavior of Plasma Sprayed Cr Coatings and FeCrAl Coatings on Zr Fuel Cladding under Loss-of-Coolant Accident Conditions // Surf. Coat. Technol. 2018. V. 344. P. 141.
  103. Орлов В.К., Акимов И.И., Никоноров К.Ю., Климов А.А., Корниенко М.Ю., Рожко В.В., Веселков Д.М. Исследование возможности применения химико-термической обработки (ХТО) в контролируемых слабо-окислительных средах при производстве труб-оболочек из промышленных сплавов циркония // ВАНТ. 2015. Т. 2. № 81. С. 15.
  104. Yeom H., Maier B.R., Johnson G. et al. Cold Spray Coatings for Accident Tolerant Zr-Alloy Cladding in Light Water Reactors // Conf.: Trans. American Nuclear Society. V. 118. Philadelphia, Pennsylvania. June 17–21. 2018.
  105. Maier B., Yeom H., Johnson G., Dabney T., Walters J., Romero J., Shah H., Xu P., Sridharan K. Development of Cold Spray Coatings for Accident-tolerant Fuel Cladding in Light Water Reactors // JOM. 2018. V. 70. P. 198.
  106. Браше Ж.К. Композитная оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора, способ ее получения и применения для предотвращения окисления/гидрирования. Патент RU 2 641 668 C1. 19.01.2018.
  107. Kim H.G., Kim I.H., Jung Y.I., Park D.J., Park J.H., Choi B.K., Lee Y.H. Out-of-pile Performance of Surface-modified Zr Cladding for Accident Tolerant Fuel in LWRs // J. Nucl. Mater. 2018. V. 510. P. 93.
  108. George N.M., Terrani K., Powers J., Worrall A., Maldonado I. Neutronic Analysis of Candidate Accident-tolerant Cladding Concepts in Pressurized Water Reactors // Ann. Nucl. Energy. 2015. V. 75. P. 703.
  109. J ö nsson B., Berglund R., Magnusson J., Henning P., H ä ttestrand M. High Temperature Properties of a New Powder Metallurgical FeCrAl Alloy // Mater. Sci. Forum. Trans Tech Publ. Ltd. 2004. V. 461. P. 455.
  110. Handbook on the Material Properties of FeCrAl Alloys for Nuclear Power Production Applications / Ed. Field K.G. ORNL/SPR-2018/905, M2NT-18OR020202091, August 2018.
  111. Handbook on the Material Properties of FeCrAl Alloys for Nuclear Power Production Applications. Rev. 1.1, ORNL/SPR-2018/905. In: Nuclear Technology Research and Development, ORNL (August 2018) / Eds. Field K.G., Snead M.A., Yamamoto Y., Terrani K.A. M2NT-18OR020202091.
  112. Chen J., Hoffelner W. Irradiation Creep of Oxide Dispersion Strengthened (ODS) Steels for Advanced Nuclear Applications // J. Nucl. Mater. 2009. V. 392. № 2. P. 360.
  113. Chen J., Jung P., Hoffelner W. Irradiation Creep of Candidate Materials for Advanced Nuclear Plants // J. Nucl. Mater. 2013. V. 441. № 1–3. P. 688.
  114. Кирпищиков И.А. Освоение производства длинномерных труб размером 13х1.2 мм длиной 20–22 м из хромоникелевого сплава 42хнм-ви для теплообменного оборудования АЭС // Инновац. технол. металл. машиностр. Матер. конф. Екатеринбург: Изд-во Урал. ун-та, 2013. С. 470.
  115. Cheng B., Kim Y.J., Chou P. Improving Accident Tolerance of Nuclear Fuel with Coated Mo-Alloy Cladding // Nucl. Eng. Technol. 2016. V. 48. № 1. P. 16.
  116. Katoh Y., Snead L.L., Parish C.M., Hinoki T. Observation and Possible Mechanism of Irradiation Induced Creep in Ceramics // J. Nucl. Mater. 2013. V. 434. № 1–3. P. 141.
  117. Parish C.M., Terrani K.A., Kim Y.J., Koyanagi T., Katoh Y. Microstructure and Hydrothermal Corrosion Behavior of NITE-SiC with Various Sintering Additives in LWR Coolant Environments // J. Eur. Ceram. Soc. 2017. V. 37. № 4. P. 1261.
  118. Cho T.Y., Kim Y.W. Effect of Grain Growth on the Thermal Conductivity of Liquid-phase Sintered Silicon Carbide Ceramics // J. Eur. Ceram. Soc. 2017. V. 37. № 11. P. 3475.
  119. Zhang N.L., Yang J.F., Deng Y.C., Wang B., Yin P. Preparation and Properties of Reaction Bonded Silicon Carbide (RB-SiC) Ceramics with High SiC Percentage by Two-step Sintering using Compound Carbon Sources // Ceram. Int. 2019. V. 45. № 12. P. 15715.
  120. Š ajgal í k P., Sedl áč ek J., Len čéš Z., Dusza J., Lin H.T. Additive-free Hot-pressed Silicon Carbide Ceramics–A Material with Exceptional Mechanical Properties // J. Eur. Ceram. Soc. 2016. V. 36. № 6. P. 1333.
  121. Ruggles W.M., Boucher N., Przybyla C. Fatigue of Three Advanced SiC/SiC Ceramic Matrix Composites at 1200 C in Air and in Steam // Int. J. Appl. Ceram. Technol. 2018. V. 15. № 1. P. 3.
  122. Lee Y., Kazimi M.S. A Structural Model for Multi-Layered Ceramic Cylinders and its Application to Silicon Carbide Cladding of Light Water Reactor Fuel // J. Nucl. Mater. 2015. V. 458. P. 87.
  123. Li B.S. Pellet Cladding Mechanical Interactions of Ceramic Claddings Fuels under Light Water Reactor Conditions. Univers. South Carolina, 2013.
  124. Stempien J.D., Carpenter D.M., Kohse G., Kazimi M.S. Characteristics of Composite Silicon Carbide Fuel Cladding after Irradiation under Simulated PWR Conditions // Nucl. Technol. 2013. V. 183. № 1. P. 13.
  125. Cox B. Some Thoughts on the Mechanisms of in-Reactor Corrosion of Zirconium Alloys // J. Nucl. Mater. 2005. V. 336. № 2–3. P. 331.
  126. Kolarik V., Wagner M., Michelfelder B. Corrosion of Alloys 625 and Pure Chromium in Cl-Containing Fluids during Supercritical Water Oxidation (SCWO) // Proc. Corros. 1999. V. 99.
  127. Idarraga-Trujillo I., Flem M.L., Brachet J.C. et al. Assessment at CEA of Coated Nuclear Fuel Cladding for LWRs with Increased Margins in LOCA and Beyond LOCA Conditions // Conf. Pap. LWR Fuel Perform. Meet., Top Fuel. 2013. V. 2. P. 860.
  128. Bischoff J., Vauglin C., Delafoy C., Barberis P., Perche D., Guerin B., Vassault J.P., Brachet J.C. Development of Cr-coated Zirconium Alloy Cladding for Enhanced Accident Tolerance // Top Fuel 2016 Proc. 2016.
  129. Brachet J.C., Saux M.L., Lezaud-Chaillioux V., Dumerval M., Houmaire Q., Lomello F. Behavior under LOCA Conditions of Enhanced Accident Tolerant Chromium Coated Zircaloy-4 Claddings // Proc. TopFuel 2016 Conf. Boise, ID, USA. 2016.
  130. Bischoff J., Delafoy C., Vauglin C., Barberis P., Roubeyrie C., Perche D., Duthoo D., Schuster F., Brachet J.C., Schweitzer E.W., Nimishakavi K. AREVA NP’s Enhanced Accident-Tolerant Fuel Developments: Focus on Cr-Coated M5 Cladding // Nucl. Eng. Technol. 2018. V. 50. № 2. P. 223.
  131. Savchenko A.M., Karpyuk L.A., Novikov V.V., Orlov V.K. New ATF Concepts and Materials: Evaluation and Investigations. № IAEA-TECDOC-1921 (Suppl. files). 2020.
  132. Tang C., Grosse M., Steinbrueck M., Shirvan K. Oxidation and Quench Behavior of Cold Spraying Cr-coated Zircaloy Fuel Cladding under Severe Accident Scenarios // Proc. Int. Nuclear Fuel Cycle Conf. (Top Fuel 2019). 2019. P. 22.
  133. Krej čí J., Še ve č ek M., Kab á tov á J. et al. Experimental Behavior of Chromium-based Coatings // Proc. TopFuel. 2018. P. A0233.
  134. Steinbr ü ck M., Stegmaier U., Gro ß e M., Czerniak L., Lahoda E., Daum R., Yueh K. High-temperature Oxidation and Quenching of Chromium-coated Zirconium Alloy ATF Cladding Tubes with and without Pre-damage // J. Nucl. Mater. 2022. V. 559. P. 153470.
  135. Kennas M., Kim H., Gigax J.G., Wang T., Maier B.R., Yeom H., Johnson G.O., Dabney T., Sridharan K., Peddicord K.L., Shao L. Radiation Response of FeCrAl-coated Zircaloy-4 // J. Nucl. Mater. 2020. V. 536. P. 152175.
  136. Dabney T., Johnson G., Yeom H., Maier B., Walters J., Sridharan K. Experimental Evaluation of Cold Spray FeCrAl Alloys Coated Zirconium-Alloy for Potential Accident Tolerant Fuel Cladding // Nucl. Mater. Energy. 2019. V. 21. P. 100715.
  137. Yeom H., Maier B., Mariani R., Bai D., Fronek S., Xu P., Sridharan K. Magnetron Sputter Deposition of Zirconium-Silicide Coating for Mitigating High Temperature Oxidation of Zirconium-Alloy // Surf. Coat. Technol. 2017. V. 316. P. 30.
  138. Alat E., Motta A.T., Comstock R.J., Partezana J.M., Wolfe D.E. Multilayer (TiN, TiAlN) Ceramic Coatings for Nuclear Fuel Cladding // J. Nucl. Mater. 2016. V. 478. P. 236.
  139. Tunes M.A., Silva F. C., Camara O., Sch ö n C.G., Sag á s J.C., Fontana L.C., Donnelly S.E., Greaves G., Edmondson P.D. Energetic Particle Irradiation Study of TiN Coatings: are These Films Appropriate for Accident Tolerant Fuels? // J. Nucl. Mater. 2018. V. 512. P. 239.
  140. Rebak R.B., Andresen P.L., Kim Y.J., Dolley E.J. Characterization of Advanced Steels as Accident Tolerant Fuel Cladding for Light Water Reactors. № IAEA-TECDOC-1797. 2016.
  141. Rebak R.B. Versatile Oxide Films Protect FeCrAl Alloys under Normal Operation and Accident Conditions in Light Water Power Reactors // JOM. 2018. V. 70. № 2. P. 176.
  142. Josefsson H., Liu F., Svensson J.E., Halvarsson M., Johansson L.G. Oxidation of FeCrAl Alloys at 500–900 ° C in Dry O 2 // Mater. Corros. 2005. V. 56. № 11. P. 801.
  143. Badini C., Laurella F. Oxidation of FeCrAl Alloy: Influence of Temperature and Atmosphere on Scale Growth Rate and Mechanism // Surf. Coat. Technol. 2001. V. 135. № 2–3. P. 291.
  144. G ö tlind H., Liu F., Svensson J.E., Halvarsson M., Johansson L.G. The Effect of Water Vapor on the Initial Stages of Oxidation of the FeCrAl Alloy Kanthal AF at 900 o C // Oxid. Met. 2007. V. 67. № 5. P. 251.
  145. Terrani K.A., Pint B.A., Snead L.L., Yamamoto Y. High-temperature Steam Oxidation of Accident Tolerant Fuel Cladding Candidate Materials. № IAEA-TECDOC-1797. 2016.
  146. Raiman S.S., Field K.G., Rebak R.B., Yamamoto Y., Terrani K.A. Hydrothermal Corrosion of 2nd Generation FeCrAl Alloys for Accident Tolerant Fuel Cladding // J. Nucl. Mater. 2020. V. 536. P. 152221.
  147. Qian Y., Sun R., Zhang W., Yao M., Zhang J., Zhou B., Qiu Y., Yang J., Cheng G., Dong J. Effect of Nb on Microstructure and Corrosion Resistance of Fe22Cr5Al3Mo Alloy // Acta Metall. Sin. 2019. V. 56. № 3. P. 321.
  148. Terrani K.A., Pint B.A., Kim Y.J., Unocic K.A., Yang Y., Silva C.M., Meyer H.M., Rebak R.B. Uniform Corrosion of FeCrAl Alloys in LWR Coolant Environments // J. Nucl. Mater. 2016. V. 479. P. 36.
  149. Terrani K.A., Zinkle S.J., Snead L.L. Advanced Oxidation-Resistant Iron-Based Alloys for LWR Fuel Cladding // J. Nucl. Mater. 2014. V. 448. № 1–3. P. 420.
  150. Park D.J., Kim H.G., Park J.Y., Jung Y.I., Park J.H., Koo Y.H. A Study of the Oxidation of FeCrAl Alloy in Pressurized Water and High-temperature Steam Environment // Corros. Sci. 2015. V. 94. P. 459.
  151. Kim J.M., Ha T.H., Kim I.H., Kim H.G. Microstructure and Oxidation Behavior of CrAl Laser-coated Zircaloy-4 Alloy // Metals. 2017. V. 7. № 2. P. 59.
  152. Wu W., Ran G., Li Y., Cong S., Ye C., Zhang R., Sun Y. Early Corrosion Behaviour of Irradiated FeCrAl Alloy in a Simulated Pressurized Water Reactor Environment // Corros. Sci. 2020. V. 174. P. 108824.
  153. Hu X., Terrani K.A., Wirth B.D., Snead L.L. Hydrogen Permeation in FeCrAl Alloys for LWR Cladding Application // J. Nucl. Mater. 2015. V. 461. P. 282.
  154. Levchuk D., Bolt H., D ö beli M., Eggenberger S., Widrig B., Ramm J. Al–Cr–O Thin Films as an Efficient Hydrogen Barrier // Surf. Coat. Technol. 2008. V. 202. № 20. P. 5043.
  155. Ватулин А.В., Кондратьев В.П., Речицкий В.Н., Солонин М.И. Исследование коррозионной и радиационной стойкости никель-хромового сплава «Бочвалой» // Металловед. термич. обр. мет. 2004. Т. 593. № 11. С. 19.
  156. Гринчук П.П., Голованов В.Н., Солонин М.И., Кондратьев В.П., Речицкий В.Н. Радиационная и коррозионная стойкость сплава ХНМ-1 // ВАНТ. Сер. Материаловед. нов. мат. 2005. Т. 64. № 1. С. 273.
  157. Solonin M.I., Alekseev A.B., Kazennov Y.I., Khramtsov V.F., Kondrat’ev V.P., Krasina T.A., Rechitsky V.N., Stepankov V.N., Votinov S.N. ХНМ-1 Alloy as a Promising Structural Material for Water-cooled Fusion Reactor Components // J. Nucl. Mater. 1996. V. 233. P. 586.
  158. Гурович Б.А., Фролов А.С., Мальцев Д.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В. Фазовые превращения в облученном сплаве 42ХНМ после отжигов при повышенных температурах, а также после быстрого отжига, имитирующего условия максимальной проектной аварии // Тез. докл. XI конф. по реакт. мат. 2019. С. 30.
  159. Sennour M., Marchetti L., Martin F., Perrin S., Molins R., Pijolat M. A Detailed TEM and SEM Study of Ni-base Alloys Oxide Scales Formed in Primary Conditions of Pressurized Water Reactor // J. Nucl. Mat. 2010. V. 402. № 2–3. P. 147.
  160. Kim D., Lee H.G., Park J.Y., Park J.Y., Kim W.J. Effect of Dissolved Hydrogen on the Corrosion Behavior of Chemically Vapor Deposited SiC in a Simulated Pressurized Water Reactor Environment // Corros. Sci. 2015. V. 98. P. 304.
  161. Terrani K.A., Yang Y., Kim Y.J., Rebak R., Meyer H.M., Gerczak T.J. Hydrothermal Corrosion of SiC in LWR Coolant Environments in the Absence of Irradiation // J. Nucl. Mater. 2015. V. 465. P. 488.
  162. Doyle P.J., Zinkle S., Raiman S.S. Hydrothermal Corrosion Behavior of CVD SiC in High Temperature Water // J. Nucl. Mater. 2020. V. 539. P. 152241.
  163. Kondo S., Lee M., Hinoki T., Hyodo Y., Kano F. Effect of Irradiation Damage on Hydrothermal Corrosion of SiC // J. Nucl. Mater. 2015. V. 464. P. 36.
  164. Lobach K.V., Sayenko S.Y., Shkuropatenko V.А., Voyevodin V.М., Zykova H.V., Zuyok V.А., Bykov A.О., Тоvazhnyans’kyy L.L., Chunyaev O.М. Corrosion Resistance of Ceramics Based on SiC under Hydrothermal Conditions // Mater. Sci. 2020. V. 55. № 5. P. 672.
  165. Raiman S.S., Ang C., Doyle P., Terrani K.A. Hydrothermal Corrosion of SiC Materials for Accident Tolerant Fuel Cladding with and without Mitigation Coatings // Proc. 18th Int. Conf. Env. Degr. Mat. Nucl. Pow. Syst.–Wat. React. Springer, Cham, 2019. P. 1475.
  166. Doyle P.J., Ang C., Snead L., Katoh Y., Terrani K., Raiman S.S. Hydrothermal Corrosion of First-Generation Dual-Purpose Coatings on Silicon Carbide for Accident-tolerant Fuel Cladding // J. Nucl. Mater. 2021. V. 544. P. 152695.
  167. Gupta S.K., Akht ar J. Thermal Oxidation of Silicon Carbide (SiC)–Experimentally Observed Facts. In: Silicon Carbide-Materials. Proc. Appl. Electron. Dev. / Ed. Mukherjee M. InTech, 2011. P. 207.
  168. Opila E.J., Serra J.L. Oxidation of Carbon Fiber–reinforced Silicon Carbide Matrix Composites at Reduced Oxygen Partial Pressures // J. Am. Ceram. Soc. 2011. V. 94. № 7. P. 2185.
  169. Narushima T., Goto T., Hirai T., Iguchi Y. High-temperature Oxidation of Silicon Carbide and Silicon Nitride // Mater. Trans., JIM. 1997. V. 38. № 10. P. 821.
  170. Avincola V.A., Grosse M., Stegmaier U., Steinbrueck M., Seifert H.J. Oxidation at High Temperatures in Steam Atmosphere and Quench of Silicon Carbide Composites for Nuclear Application // Nucl. Eng. Des. 2015. V. 295. P. 468.
  171. Braun J., Gu é neau C., Alpettaz T., Sauder C., Brackx E., Domenger R., Goss é S., Balbaud-C é l é rier F. Chemical Compatibility between UO 2 Fuel and SiC Cladding for LWRs. Application to ATF (Accident-tolerant Fuels) // J. Nucl. Mater. 2017. V. 487. P. 380.

Arquivos suplementares

Arquivos suplementares
Ação
1. JATS XML
Baixar
2. Fig. 1. Fuel element melting and associated processes in the case of LWR [11].

Baixar (15KB)
Metadados
3. Fig. 2. Physical barriers of the NPP unit.

Baixar (20KB)
Metadados
4. Fig. 3. Factors affecting the performance of the fuel element cladding.

Baixar (27KB)
Metadados
5. Fig. 4. Main areas of research within the framework of TT concepts [6, 11, 19].

Baixar (21KB)
Metadados
6. Fig. 5. Image obtained by the electron backscatter diffraction method [116].

Baixar (19KB)
Metadados
7. Fig. 6. Image obtained by a transmission electron microscope [117].

Baixar (13KB)
Metadados
8. Fig. 7. Typical microstructure of SiC sintered at a temperature of 2000 °C and a pressure of 40 MPa for 6 h [118].

Baixar (17KB)
Metadados
9. Fig. 8. Typical microstructure of reaction-bonded silicon carbide obtained at a temperature of 1550 °C and a holding time of 5 min [119].

Baixar (14KB)
Metadados
10. Fig. 9. Typical microstructure; may contain different grain boundaries depending on the conditions of the initial powder and sintering processes [120].

Baixar (21KB)
Metadados
11. Fig. 10. Typical microstructure of Hi-Nicalon™/CVI-SiC composite, where pores within the fiber bundles are clearly visible [121].

Baixar (14KB)
Metadados
12. Fig. 11. Comparison of the appearance of uncoated (a) and chromium-coated (b) Zircaloy-4 alloy specimens after steam oxidation at 1200 °C for 6000 s [50]: (a) – weight gain 40.4 mg/ms 2 , (b) –11.4.

Baixar (7KB)
Metadados
13. Fig. 12. Scanning transmission electron microscopy of the cross section of FeCrAl alloy after one-year testing: (a) – BWR-NWC (normal water chemistry) conditions; (b) – BWR-HWC (hydrogen water chemistry); (c) – PWR [148].

Baixar (40KB)
Metadados
14. Fig. 13. Scanning electron microscopy of the upper surface of SiC samples obtained by chemical vapor deposition: (a) – before corrosion testing; (b) – after 210-day corrosion testing under PWR-simulating conditions with dissolved H2 monitoring [160].

Baixar (63KB)
Metadados
15. Fig. 14. Images of corroded surfaces of samples pre-irradiated to 0.6 dpa: (a) – irradiation at 400 °C; (b) – 800 °C [163]; the boundary between the irradiated (right half) and non-irradiated (left) zones is visible in all figures.

Baixar (37KB)
Metadados
16. Fig. 15. Photographs of samples oxidized at 1600 °C and different partial pressures of water vapor [170]: (a) – 10 kPa, 16 h, maximum flow – 66 l/h; (b) – 60, 22, 64; (c) – 30, 22, 64; (d) – 60, 22, 133; (d) – 30, 25, 133; (e) – 30, 22, 133; (g) – 60, 64, 64; (h) – 60, 22, 133.

Baixar (23KB)
Metadados

Declaração de direitos autorais © Russian Academy of Sciences, 2024