Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
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-tem...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2022 |
| Hauptverfasser: | , , , , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Englisch |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2022
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195413 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862663519489490944 |
|---|---|
| author | Zuyok, V. Rud, R. Tretyakov, M. Rud, N. Kushtym, Y. Dykyy, I. Shevchenko, I. Rostova, H. Shtefan, V. |
| author_facet | Zuyok, V. Rud, R. Tretyakov, M. Rud, N. Kushtym, Y. Dykyy, I. Shevchenko, I. Rostova, H. Shtefan, V. |
| citation_txt | 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | 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.
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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T15:12:02Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-195413 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T15:12:02Z |
| publishDate | 2022 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Zuyok, V. Rud, R. Tretyakov, M. Rud, N. Kushtym, Y. Dykyy, I. Shevchenko, I. Rostova, H. Shtefan, V. 2023-12-05T09:57:55Z 2023-12-05T09:57:55Z 2022 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. 1562-6016 DOI: https://doi.org/10.46813/2022-140-089 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195413 621.039 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. 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. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Thermal and fast reactor materials Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding Оцінка корозійної стійкості основних альтернативних матеріалів оболонки толерантного палива легководних реакторів Article published earlier |
| spellingShingle | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding Zuyok, V. Rud, R. Tretyakov, M. Rud, N. Kushtym, Y. Dykyy, I. Shevchenko, I. Rostova, H. Shtefan, V. Thermal and fast reactor materials |
| title | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| title_alt | Оцінка корозійної стійкості основних альтернативних матеріалів оболонки толерантного палива легководних реакторів |
| title_full | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| title_fullStr | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| title_full_unstemmed | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| title_short | Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| title_sort | assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding |
| topic | Thermal and fast reactor materials |
| topic_facet | Thermal and fast reactor materials |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195413 |
| work_keys_str_mv | AT zuyokv assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT rudr assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT tretyakovm assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT rudn assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT kushtymy assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT dykyyi assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT shevchenkoi assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT rostovah assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT shtefanv assessmentofthecorrosionresistanceofthemainalternativematerialsforlightwaterreactorstolerantfuelrodcladding AT zuyokv ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT rudr ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT tretyakovm ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT rudn ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT kushtymy ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT dykyyi ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT shevchenkoi ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT rostovah ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív AT shtefanv ocínkakorozíinoístíikostíosnovnihalʹternativnihmateríalívobolonkitolerantnogopalivalegkovodnihreaktorív |