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

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...

Full description

Saved in:
Bibliographic Details
Published in:Вопросы атомной науки и техники
Date:2022
Main Authors: Zuyok, V., Rud, R., Tretyakov, M., Rud, N., Kushtym, Y., Dykyy, I., Shevchenko, I., Rostova, H., Shtefan, V.
Format: Article
Language:English
Published: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2022
Subjects:
Thermal and fast reactor materials
Online Access:https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195413
Tags: Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
Journal Title:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Cite this: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
id nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-195413
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
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
title Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
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_short Assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
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_sort assessment of the corrosion resistance of the main alternative materials for light water reactors tolerant fuel rod cladding
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.
topic Thermal and fast reactor materials
topic_facet Thermal and fast reactor materials
publishDate 2022
language English
container_title Вопросы атомной науки и техники
publisher Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
format Article
title_alt Оцінка корозійної стійкості основних альтернативних матеріалів оболонки толерантного палива легководних реакторів
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.
issn 1562-6016
url https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/195413
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.
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
first_indexed 2025-12-07T15:12:02Z
last_indexed 2025-12-07T15:12:02Z
_version_ 1850862807028858880

Similar Items