Obróbka powierzchniowa stopu cyrkonu Zircaloy 4 jako materiału na osłonki paliwa w elektrowniach jądrowych

• Autorzy: Januszewicz B. , Szadkowska M.

Warianty tytułu

EN

Surface treatment of Zircaloy 4 alloy as cladding material for nuclear reactors

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

W pracy przedstawiono wyniki badań właściwości mechanicznych, składu fazowego i morfologii stopu Zircaloy 4 poddanego powierzchniowej modyfikacji składu chemicznego przez wygrzewanie w atmosferze czystego tlenu pod obniżonym ciśnieniem, w celu ograniczenia wpływu wodoru obecnego w powietrzu. Przedstawiono parametry procesów utleniania oraz zbadano właściwości mechaniczne stopu, takie jak profil mikrotwardości, morfologię warstwy wierzchniej na mikroskopie świetlnym oraz elektronowym skanningowym. Wykonano również badania składu fazowego metodą rentgenowską. Przeprowadzone procesy spowodowały powstanie na powierzchni materiału warstewki tlenków cyrkonu o wysokiej twardości i potencjalnie wysokiej odporności korozyjnej. Jednocześnie przez dyfuzję atomów tlenu do podłoża wytworzona została strefa umocniona międzywęzłowymi atomami tlenu, w stosunku do rdzenia, zwiększająca odporność stopu na zużycie o charakterze ściernym.

EN

The results of mechanical properties of Zircaloy 4 alloy after surface modification process by heating in pure oxygen atmosphere, to avoid hydrogen penetration into the alloy structure are presented in this paper. The process is explained and the mechanical properties like hardness distribution, surface layer morphology and scanning electron microscopy together with EDS analysis are presented. X-ray diffraction of created layers was also investigated. The thin surface layers of dense oxides was created as a result of carried out processes of high hardness and potentially elevated corrosion resistance. Simultaneously, the hardened underlayer was created by oxygen atoms diffusion which together with hard surface oxides increases the wear resistance of the alloy.

Słowa kluczowe

PL

Zircaloy 4; materiał osłonowy; utlenianie

EN

Zircaloy 4; cladding materials; oxidation

• Wydawca: Wydawnictwo SIGMA-NOT
• Czasopismo: Inżynieria Materiałowa
• Rocznik: 2010
• Tom: Vol. 31, nr 4
• Strony: 987--989
• Opis fizyczny: Bibliogr. 8 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Januszewicz B.

autor

Szadkowska M.

• Instytut Inżynierii Materiałowej, Politechnika Łódzka,

Bibliografia

• [1] L. A. Dobrzański: Materiały inżynierskie i projektowanie materiałowe; WNT; Warszawa-Gliwice 2006
• [2] M. Tokarski: Metaloznawstwo metali i stopów nieżelaznych w zarysie; Wyd. Śląsk,Bytom 1985
• [3] Maciej Pawlik, Franciszek Strzelczyk: Elektrownie , WNT, Wyd. piąte, Warszawa 2009
• [4] K. Hannerz and G. Vesterlund: Ziracaloy cladding mechanical properties; Nuclear Engineering and design 33 (1975) 205-218
• [5] Yong-soo Kim, Sun-ki Kim: Kinetic studies on massive hydriding of commercial zirconium alloy tubing; Journal of Nuclear Materials 270 (1999) 147±153
• [6] Arthur T. Motta, Aylin Yilmazbayhan, Marcelo J. Gomes da Silva, Robert J. Comstock, Gary S. Was, Jeremy T. Busby, Eric Gartner, Qunjia Peng, Yong Hwan Jeong, Jeong Yong Park: Zirconium alloys for supercritical water reactor applications: Challenges and possibilities; Journal of Nuclear Materials 371 (2007) 61–75
• [7] www.world-nuclear.org
• [8] Hyun Seon Hong, Yongseung Yun, Kyung Sub Lee: Corrosion characteristics of zirconium alloy with a high temperature pre-formed oxide film; Journal of Alloys and Compounds 388 (2005) 279–283