CZ305059B6 - Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech - Google Patents

Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech Download PDF

Info

Publication number
CZ305059B6
CZ305059B6 CZ2013-727A CZ2013727A CZ305059B6 CZ 305059 B6 CZ305059 B6 CZ 305059B6 CZ 2013727 A CZ2013727 A CZ 2013727A CZ 305059 B6 CZ305059 B6 CZ 305059B6
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
layer
polycrystalline diamond
diamond layer
zirconium alloys
carbon
Prior art date
Application number
CZ2013-727A
Other languages
English (en)
Other versions
CZ2013727A3 (cs
Inventor
koda Radek Ĺ
karohlĂ­d Jan Ĺ
Irena Kratochvílová
František Fendrych
Andew James Taylor
Original Assignee
České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky
Fyzikální ústav AV ČR, v.v.i.
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky, Fyzikální ústav AV ČR, v.v.i. filed Critical České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky
Priority to CZ2013-727A priority Critical patent/CZ305059B6/cs
Priority to KR1020167010308A priority patent/KR20160058176A/ko
Priority to JP2016515413A priority patent/JP2016538528A/ja
Priority to ES14789772T priority patent/ES2831402T3/es
Priority to US15/022,536 priority patent/US20160232991A1/en
Priority to PCT/CZ2014/000101 priority patent/WO2015039636A1/en
Priority to EP14789772.2A priority patent/EP3047046B1/en
Publication of CZ2013727A3 publication Critical patent/CZ2013727A3/cs
Publication of CZ305059B6 publication Critical patent/CZ305059B6/cs
Priority to US16/186,504 priority patent/US10916352B2/en

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C23—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; CHEMICAL SURFACE TREATMENT; DIFFUSION TREATMENT OF METALLIC MATERIAL; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL; INHIBITING CORROSION OF METALLIC MATERIAL OR INCRUSTATION IN GENERAL
    • C23C—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; SURFACE TREATMENT OF METALLIC MATERIAL BY DIFFUSION INTO THE SURFACE, BY CHEMICAL CONVERSION OR SUBSTITUTION; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL
    • C23C16/00—Chemical coating by decomposition of gaseous compounds, without leaving reaction products of surface material in the coating, i.e. chemical vapour deposition [CVD] processes
    • C23C16/22—Chemical coating by decomposition of gaseous compounds, without leaving reaction products of surface material in the coating, i.e. chemical vapour deposition [CVD] processes characterised by the deposition of inorganic material, other than metallic material
    • C23C16/26—Deposition of carbon only
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C23—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; CHEMICAL SURFACE TREATMENT; DIFFUSION TREATMENT OF METALLIC MATERIAL; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL; INHIBITING CORROSION OF METALLIC MATERIAL OR INCRUSTATION IN GENERAL
    • C23C—COATING METALLIC MATERIAL; COATING MATERIAL WITH METALLIC MATERIAL; SURFACE TREATMENT OF METALLIC MATERIAL BY DIFFUSION INTO THE SURFACE, BY CHEMICAL CONVERSION OR SUBSTITUTION; COATING BY VACUUM EVAPORATION, BY SPUTTERING, BY ION IMPLANTATION OR BY CHEMICAL VAPOUR DEPOSITION, IN GENERAL
    • C23C16/00—Chemical coating by decomposition of gaseous compounds, without leaving reaction products of surface material in the coating, i.e. chemical vapour deposition [CVD] processes
    • C23C16/22—Chemical coating by decomposition of gaseous compounds, without leaving reaction products of surface material in the coating, i.e. chemical vapour deposition [CVD] processes characterised by the deposition of inorganic material, other than metallic material
    • C23C16/26—Deposition of carbon only
    • C23C16/27—Diamond only
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225—Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34—Spacer grids
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Chemical Vapour Deposition (AREA)
  • Carbon And Carbon Compounds (AREA)

Abstract

Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin, které se používají jako materiál pro jaderné reaktory, je tvořená homogenní polykrystalickou diamantovou vrstvou připravenou metodou depozice z plynné fáze. Tato diamantová vrstva má tloušťku v rozmezí 100 nm až 50 .mi.m a velikost krystalických zrn ve vrstvě je v rozmezí 10 až 500 nm. Maximální obsah nediamantového uhlíku je 25 mol. %, celkový obsah neuhlíkových nečistot je maximálně do 0,5 mol. %. Povrchová drsnost polykrystalické diamantové vrstvy má hodnotu RMS drsnosti menší než 40 nm a tepelná vodivost vrstvy se pohybuje v rozmezí 1000 až 1900 W∙m.sup.-1.n.∙K.sup.-1.n.. Pokrytí povrchu zirkoniových slitin uvedenou polykrystalickou diamantovou vrstvou slouží jako ochrana proti nežádoucím změnám a procesům v prostředí jaderného reaktoru.

Description

Oblast techniky
Předkládané řešení se týká ochrany povrchu zirkoniových slitin proti nežádoucím změnám a procesům v prostředí energetických lehkovodních a těžkovodních jaderných reaktorů.
Dosavadní stav techniky
Zirkoniové slitiny jsou v současné době zastoupeny ve všech komerčně provozovaných energetických lehkovodních (PWR, BWR, WER) a těžkovodních (CANDU) jaderných reaktorech. Zirkoniové slitiny se používají především jako konstrukční materiál pro pokiytí tablet jaderného paliva a dále pak pro další konstrukční prvky palivových souborů a aktivní zóny jaderného reaktoru, jako jsou distanční mřížky či celé tlakové kanály. Důvodem pro jejich použití je především nízká parazitní absorpce neutronů a vysoká odolnost vůči radiačnímu poškození. Zirkoniové slitiny se vyznačují též velmi dobrými mechanickými vlastnostmi a korozní stálostí, které si zachovávají i během dlouhodobého vystavení extrémním podmínkám v jaderném reaktoru, zejména pak vysokému neutronovému toku, vysokému tlaku a teplotě.
Již z výroby mají zirkoniové slitiny přirozenou tenkou pasivační vrstvu oxidu zirkoničitého o tloušťce cca 3 až 5 pm. Tato tenká vrstva oxidu chrání samotnou slitinu před další oxidací. Rychlost oxidace je limitována rychlostí difúze kyslíku skrze pasivační vrstvu ZrO2. Na konci kampaně, to je na konci doby pobytu paliva v jaderném reaktoru, je vrstva oxidu tlustá až cca 20 pm v závislosti na typu reaktoru, typu slitiny, kvalitě vody v průběhu provozu a stupni vyhoření paliva. [P. C. Bums, R. et al, Science, 335:1184-1188 (2012); R. A. Causey et al Sandia Laboratory Report SAND2005-6006 (2006); Vujic et al ENERGY, Smáli modular reactors: Simpler, safer, cheaper (2012), 45, 288; S. A. Brown, ASTM Spec. Tech. Publ., 780, Westminster, PA (1981); Μ. P. Puls, Metallurgical & Materials Transactions, (1990), 21, 2905; Dostal V et al Progress in Nuclear Energy, (2008), 50, 631; K. M. Song and S. B. Lee, Journal of Power and Energy Systems, (2008), 2, 47; M. Steinbruk, Oxid. Metals, DOI: 10.1007/sl 1085011-9249-3 (2011)].
Běžné provozní teploty v reaktoru jsou kolem cca 300 °C. V případě některých havárií může dojít při teplotách nad 800 °C k tzv. vysokoteplotní korozi, při níž se olupuje vrstva oxidu doposud chránící kov před oxidací, čehož následkem může být mechanické selhání systému. Jedná se o silně exotermickou a vysoce autokatalytickou reakci mezi zirkoniem a vodní párou, během které dochází k disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a uvolnění velkého množství tepla.
Výsledkem reakce je tedy nejen vznik vodíku, který, coby výbušný plyn, je vážným rizikem v případě těžké havárie, ale i uvolnění velkého množství tepla, které dále komplikuje chlazení aktivní zóny a posiluje další průběh vysokoteplotní oxidace zirkoniové slitiny. V neposlední řadě dochází též k degradaci pokrytí paliva, a to jedné z ochranných bariér, které může vést až k jejímu porušení a následnému úniku vysoce aktivních štěpných produktů z jaderného paliva do přimámího okruhu. V případě zaplavení přehřáté aktivní zóny vodou, což je jedna z funkcí bezpečnostních systémů jaderných reaktorů, dochází ke kalení zirkoniové slitiny. Produkce vodíku je v tomto případě až desetinásobná oproti případům, kdy pokrytí reaguje pouze s vodní párou. Mezi nej významnější faktory ovlivňující vysokoteplotní korozi patří především teplota, neboť s rostoucí teplotou roste i kinetika reakce. Dalšími ovlivňujícími faktory pak jsou: doba expozice rozžhavené slitiny na vzduchu, kdy dochází k tvorbě nitridů zirkonia a kdy v případě jejich reakce s vodní párou dochází k intenzivnějšímu uvolnění tepla, dále pak počáteční zoxidování zirkoniové slitiny, které je přímo úměrné době pobytu v reaktoru, přítomnost dalších materiálů v tavící se aktivní zóně a další.
-1 CZ 305059 B6
Podstata vynálezu
Výše uvedené nevýhody odstraňuje pokrytí povrchu zirkoniových slitin, užívaných v jaderných reaktorech, ochrannou vrstvou, která je tvořená homogenní polykrystalickou diamantovou vrstvou připravenou metodou depozice z plynné fáze. Tato diamantová vrstva má tloušťku v rozmezí 100 nm až 50 μπι, kde velikost krystalických zrn ve vrstvě je v rozmezí 10 až 500 nm. Maximální obsah nediamantového uhlíku je 25 mol. %, celkový obsah neuhlíkových nečistot je maximálně do 0,5 mol. %, povrchová drsnost polykrystalické diamantové vrstvy má hodnotu RMS drsnosti menší než 40 nm a tepelná vodivost vrstvy se pohybuje v rozmezí 1000 až 1900 W-m’-K_1.
Použitím této ochranné homogenní polykrystalické diamantové vrstvy jsou zirkoniové materiály chráněny proti nežádoucím změnám a procesům v prostředí jaderného reaktoru. Polykrystalická diamantová vrstva chrání povrch zirkoniových slitin před vysokoteplotní korozí, při níž dochází k olupování protektivní vrstvy oxidu a následně k mechanickému selhání celého systému. Vrstva polykrystalického diamantu zabrání také reakci mezi zirkoniem a vodní párou. Během této reakce dochází k disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a uvolnění velkého množství tepla. Ochranná vrstva tedy brání vzniku vodíku, který, coby výbušný plyn, je vážným rizikem v případě těžké havárie, a zároveň brání uvolnění velkého množství reakčního tepla, které dále komplikuje chlazení aktivní zóny a posiluje další průběh vysokoteplotní oxidace zirkoniové slitiny.
Objasnění výkresů
Uvedené řešení bude dále ilustrováno pomocí obr. 1 a obr. 2, kde je Ramanovo spektrum homogenní polykrystalické diamantové vrstvy pokrývající vzorek palivového článku ze slitiny zirkonia, a to v základním stavu i po simulaci standardních i havarijních podmínek jaderného reaktoru.
Na obr. 1 píky Ramanových spekter ukazují vibrační stavy různých fází uhlíku v ochranné vrstvě. Na obr. 2 je vidět, že po iontové implantaci, simulující zátěž materiálu interakcí s elementárními částicemi v jaderném reaktoru, došlo k částečné grafitizaci polykrystalické diamantové vrstvy, ale diamantová krystalická fáze byla ve vrstvě stále přítomná. Po simulaci havarijních podmínek v jaderném reaktoru nastala fázová změna v ochranné vrstvě, kdy se krystalický diamant transformoval na směs grafitu, grafenu a amorfního uhlíku.
Příklady uskutečnění vynálezu
Navrhovaným řešením a předmětem tohoto patentuje ochrana povrchu zirkoniových slitin užívaných jako konstrukční materiály pro jaderné reaktory polykrystalickou diamantovou vrstvou. Diamant má vysokou tepelnou vodivost a stabilitu, nízkou chemickou reaktivitu, nedegraduje s časem a má vhodný účinný průřez pro interakci s neutrony. Povrch prvků ze zirkoniových slitin bude pokryt homogenní polykrystalickou diamantovou vrstvou připravenou pomocí metody Chemical vapor deposition, označované CVD, s typickým sloupcovým charakterem růstu diamantových krystalitů. Metoda CVD, tedy depozice z plynné fáze, znamená, že diamant je připraven rozkladem směsi metanu a pracovních plynů, za sníženého tlaku (od 1 Pa do 10 kPa) a při relativně nízké teplotě podložky, typicky 250 až 1000 °C.
Polykrystalická diamantová vrstva vhodná pro ochranu povrchu zirkoniových slitin má tloušťku 100 nm až 50 μιη a velikost krystalických zrn ve vrstvě je v rozmezí 10 až 500 nm. Chemickým složením lze vrstvu specifikovat na základě maximálního obsahu nediamantového uhlíku, kterého obsahuje maximálně 25 mol. %, a celkovým obsahem neuhlíkových nečistot o maximální hodnotě od 0,5 mol. %. Povrchová drsnost polykrystalické diamantové vrstvy nesmí překračovat
-2CZ 305059 B6 hodnotu RMS drsnosti 40 nm. Tepelná vodivost vrstvy se pohybuje v rozmezí 1000 až 1900 Wm^K“1.
Krystalický diamant má pevnou a rigidní izotropní strukturu, tedy má krychlovou krystalickou soustavu, sestávající z uhlíků vázaných pevnými kovalentními vazbami. Naproti tomu uhlíkové atomy v anizotropním grafitu jsou vázány různými σ a π vazbami šesterečné krystalické soustavy. V rámci specifické konfigurace je jeden elektron slaběji vázán a přispívá tak k podstatně vyšší elektrické vodivosti grafitu ve srovnání s diamantem. Celý systém je tvořen stabilními rovinnými strukturami, vzájemně vázanými Van der Waalsovými silami, čímž vznikne tak měkký, poddajný a zároveň odolný materiál. Za standardních provozních podmínek jaderného reaktoru si polykrystalická diamantová vrstva zachová své původní vlastnosti a bude se podílet jednak na odvodu tepla, uvolněného během pracovního režimu reaktoru, a zároveň bude chránit pokrytý povrch před nežádoucími chemickými reakcemi a změnami složení struktury, souvisejícími s difúzí atomů vodíku z disociovaných molekul vody do zirkoniové slitiny. Po dlouhodobé interakci s elementárními částicemi uvolněnými z jaderných reakcí dojde k částečné grafitizaci a amorfizaci polykrystalické diamantové vrstvy, ale diamantová kiystalická fáze bude ve vrstvě stále přítomná. Polykrystalická diamantová vrstva dále omezení především nežádoucí vysokoteplotní chemickou reaktivitu povrchu zirkoniových slitin, a tím i vysokoteplotní disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého a výbušného vodíku. Při teplotně vyvolaných změnách objemu zirkoniové trubky bude výhodou směsný charakter ochranné uhlíkové vrstvy, který kromě krystalických diamantových zrn sp3 hybridizovaného uhlíku obsahuje i pružnou amorfní fázi sp2 hybridizovaného uhlíku, schopnou dobře sledovat objemové změny/expanzi kovového substrátu, aniž dojde k porušení integrity ochranné vrstvy.
Dojde-li v havarijním stavu jaderného reaktoru k přehřátí systému při teplotách nad 850 °C, nastane fázová změna v ochranné polykrystalické diamantové vrstvě. Krystalický diamant se transformuje na směs krystalického grafitu, grafenu a amorfního uhlíku. Nediamantový uhlíkový materiál, respektive jeho vybrané komponenty, mají pak vysokou teplotu tání 3642 °C. Proces tepelné transformace krystalického diamantu na grafit, grafen a nekrystalický uhlík spotřebuje část energie okolí, čímž také sníží jeho teplotu. Tato ochranná, uhlík obsahující, vrstva zhorší podmínky pro další vysokoteplotní degeneraci povrchu, a to i pasivační vrstvy, případné kalení zirkoniové slitiny, a dále snižuje pravděpodobnost výbuchu vodíku.
Dále je uveden příklad konkrétního dopadu použití ochranné polykrystalické homogenní diamantové vrstvy, obr. 1 a obr. 2.
Vzorek palivového článku ze zirkoniové slitiny, dále jen Zr slitiny, homogenně pokrytý 300 nm tlustou polykrystalickou diamantovou vrstvou metodou depozice z plynné fáze je uveden na obr. 1. Ramanova spektra změřená na různých místech povrchu vzorku potvrzují přítomnost směsi diamantové fáze. Vibrační pík u 1332 cm“1 odpovídá sp3 hybridizovanému uhlíku, dále jen C, to je diamantové fázi ve vrstvě. Vibrace v oblasti 1450 až 1650 cm“1 odpovídají sp2 hybridizovanému C, tedy nediamantové fázi C zastoupené v polykrystalické diamantové vrstvě. Plně, přerušovaně a tečkované označená spektra byla získána z různých míst polykrystalickou diamantovou vrstvou pokrytého vzorku bez další úpravy.
Po iontové implantaci, simulující zátěž materiálu interakcí s elementárními částicemi v jaderném reaktoru pro hodnoty 3 MeV Fe ionty, dávkou l,95xl016 cm“2, odpovídající poškození 10 dpa, došlo k částečné grafitizaci polykrystalické diamantové vrstvy, ale diamantová krystalická fáze byla ve vrstvě stále přítomná, viz Ramanova spektra, obr. 2. Obr. 2 tedy znázorňuje Ramanova spektra homogenní polykrystalické diamantové vrstvy pokrývající část palivového článku ze Zr slitiny v základním stavu, po iontové implantaci a zahřátí v parním prostředí na teplotu 1100 až 1200 °C. Vibrační pík u 1332 cm 1 odpovídá sp3 hybridizovanému C, to je diamantové fázi uhlíku, vibrační pík u 1355 cm“1 vytváří krystalický grafit, vibrace v oblasti 1450 až 1650 cm“1 odpovídají sp2 hybridizovanému C, tedy nediamantové fázi C.
-3CZ 305059 B6
Průběh Ramanova spektra vzorku pokrytého polykrystalickou diamantovou vrstvou je na obr. 2 znázorněn plnou čarou.
Přerušovaná čára znázorňuje spektrum vzorku pokrytého polykrystalickou diamantovou vrstvou po iontové implantaci, simulující zátěž materiálu interakcí s elementárními částicemi v jaderném reaktoru. Iontovou implementací dochází k částečné grafitizaci polykrystalické diamantové vrstvy, ale diamantová krystalická fáze zůstává ve vrstvě stále přítomná.
Tečkovanou čárou je znázorněno Ramanovo spektrum vzorku pokrytého polykrystalickou diamantovou vrstvou po simulaci havarijních podmínek parní oxidací, kdy nastává fázová změna krystalického diamantu v ochranné vrstvě a jeho transformaci na směs grafitu, grafenu a amorfního uhlíku.
Je vidět, že po simulaci havarijních podmínek v jaderném reaktoru, tedy po zahřátí v parním prostředí na teplotu v rozsahu 1100 až 1200 °C, nastane fázová změna v ochranné vrstvě. Krystalický diamant se transformoval na směs grafitu, grafenu a amorfního uhlíku.
Prvkovou analýzou ESCA, Electron Spectroscopy for Chemical Analysis, podložky i ochranné vrstvy v základním stavu i po tepelné zátěži v parní komoře, kdy je provedena simulace havarijního prostředí jaderného reaktoru při teplotě 1100 až 1200 °C, bylo zjištěno, že teplotně transformovaná uhlíková vrstva obsahuje kromě směsi uhlíku také kyslík a atomy podložky. Nově komponovaná vrstva tedy absorbovala uvolněné atomy okolí a separovala podložku ze zirkoniové slitiny od okolního prostředí tak, že její stav pod ochrannou vrstvou se od základního materiálu Zr slitin lišil atomovým složením minimálně.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedená ochrana povrchů zirkoniových slitin homogenní polykrystalickou diamantovou vrstvou může být aplikována na celou řadu funkčních prvků jaderných reaktorů, například na palivové články. Jde zejména o části komerčně provozovaných energetických lehkovodních reaktorů PWR, BWR, WER a těžko vodních reaktorů CANDU. Tato vrstva výrazným způsobem zvyšuje bezpečnost provozu těchto reaktorů.
PATENTOVÉ NÁROKY

Claims (1)

1. Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech, vyznačující se tím, že je tvořená homogenní polykrystalickou diamantovou vrstvou připravenou metodou depozice z plynné fáze a mající tloušťku v rozmezí 100 nm až 50 pm, kde velikost krystalických zrn ve vrstvě jev rozmezí 10 až 500 nm, přičemž maximální obsah nediamantového uhlíku je 25 mol. %, celkový obsah neuhlíkových nečistot je maximálně do 0,5 mol. %, povrchová drsnost polykrystalické diamantové vrstvy má hodnotu RMS drsnosti menší než 40 nm a tepelná vodivost vrstvy se pohybuje v rozmezí 1000 až 1900 W m_1K_1.
CZ2013-727A 2013-09-20 2013-09-20 Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech CZ305059B6 (cs)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CZ2013-727A CZ305059B6 (cs) 2013-09-20 2013-09-20 Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech
KR1020167010308A KR20160058176A (ko) 2013-09-20 2014-09-16 원자로에서 사용되는 지르코늄 합금의 표면 보호층
JP2016515413A JP2016538528A (ja) 2013-09-20 2014-09-16 原子炉で使用されるジルコニウム合金の表面を保護する層
ES14789772T ES2831402T3 (es) 2013-09-20 2014-09-16 Uso de una aleación de circonio revestida con una capa homogénea de diamante policristalino para un reactor nuclear
US15/022,536 US20160232991A1 (en) 2013-09-20 2014-09-16 Layer protecting the surface of zirconium alloys used in nuclear reactors
PCT/CZ2014/000101 WO2015039636A1 (en) 2013-09-20 2014-09-16 Layer protecting the surface of zirconium alloys used in nuclear reactors
EP14789772.2A EP3047046B1 (en) 2013-09-20 2014-09-16 Use of a zirconium alloy coated with an homogeneous polycrystalline diamond layer for a nuclear reactor
US16/186,504 US10916352B2 (en) 2013-09-20 2018-11-10 Nuclear reactor having a layer protecting the surface of zirconium alloys

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CZ2013-727A CZ305059B6 (cs) 2013-09-20 2013-09-20 Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CZ2013727A3 CZ2013727A3 (cs) 2015-04-15
CZ305059B6 true CZ305059B6 (cs) 2015-04-15

Family

ID=51798943

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CZ2013-727A CZ305059B6 (cs) 2013-09-20 2013-09-20 Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech

Country Status (7)

Country Link
US (2) US20160232991A1 (cs)
EP (1) EP3047046B1 (cs)
JP (1) JP2016538528A (cs)
KR (1) KR20160058176A (cs)
CZ (1) CZ305059B6 (cs)
ES (1) ES2831402T3 (cs)
WO (1) WO2015039636A1 (cs)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CZ307396B6 (cs) * 2016-05-10 2018-07-25 ÄŚeskĂ© vysokĂ© uÄŤenĂ­ technickĂ© v Praze, Fakulta strojnĂ­, Ăšstav energetiky Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva
CZ308454B6 (cs) * 2019-05-28 2020-08-26 Fyzikální Ústav Av Čr, V. V. I. Povlak vhodný pro ochranu vnějšího povrchu pokrytí jaderného paliva, použití povlaku, způsob výroby povlaku a jaderné palivo
CZ309725B6 (cs) * 2016-06-24 2023-08-23 České vysoké učení technické v Praze Palivové proutky jaderného paliva

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10102930B2 (en) * 2013-11-13 2018-10-16 Framatome Inc. Nuclear fuel rod cladding including a metal nanomaterial layer
CN104818409B (zh) * 2015-04-21 2017-03-08 华南理工大学 一种高耐磨、高强韧的医用锆合金及其制备方法与应用
US10818402B2 (en) 2017-03-31 2020-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Spacer grid using tubular cells with mixing vanes
US11932540B2 (en) 2017-11-28 2024-03-19 Atomic Energy Of Canada Limited/Ènergie Atomique Du Canada Limitèe Single walled carbon nanotube-based slurry for improved nuclear fuel cladding coatings and method of fabrication of same
CN112011783B (zh) * 2020-09-03 2022-09-09 太原理工大学 锆合金表面氧化锆催化石墨烯生长的低温化学气相沉积法
US20230368931A1 (en) * 2022-05-10 2023-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel cladding covered by a mesh
CN117305805A (zh) * 2023-09-27 2023-12-29 上海交通大学 基于纳米金刚石涂层的核燃料包壳改性方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CS201252B1 (cs) * 1977-07-05 1980-10-31 Karel Kloc Zirkoniové slitina pro jaderné reaktory
US5750195A (en) * 1991-05-16 1998-05-12 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy Deposition of diamond on oxidizable material
US5805655A (en) * 1997-04-10 1998-09-08 Atomic Energy Of Canada Limited Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing
RU2369925C1 (ru) * 2008-03-17 2009-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Микротвэл ядерного реактора

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6043483A (ja) * 1983-08-16 1985-03-08 Toshiba Corp 耐摩耗ジルコニウム合金とその製造方法
US5434896A (en) * 1990-09-04 1995-07-18 Combustion Engineering, Inc. Wear resistant coating for components of fuel assemblies and control assemblies, and method of enhancing wear resistance of fuel assembly and control assembly components using wear-resistant coating
SE509387C2 (sv) * 1996-02-23 1999-01-18 Asea Atom Ab Komponent för användning i en lättvattenreaktor, förfarande för ytbeläggning av komponenten, och användning av densamma
US20090214826A1 (en) * 2008-01-04 2009-08-27 Charles West Controlling diamond film surfaces
JP5754970B2 (ja) * 2011-02-14 2015-07-29 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの被ばく低減方法、燃料集合体及び原子力プラント
US10304665B2 (en) * 2011-09-07 2019-05-28 Nano-Product Engineering, LLC Reactors for plasma-assisted processes and associated methods
US9117736B2 (en) * 2012-05-21 2015-08-25 The United States Of America, As Represented By The Secretary Of The Navy Diamond and diamond composite material

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CS201252B1 (cs) * 1977-07-05 1980-10-31 Karel Kloc Zirkoniové slitina pro jaderné reaktory
US5750195A (en) * 1991-05-16 1998-05-12 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy Deposition of diamond on oxidizable material
US5805655A (en) * 1997-04-10 1998-09-08 Atomic Energy Of Canada Limited Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing
RU2369925C1 (ru) * 2008-03-17 2009-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Микротвэл ядерного реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Pratishta T. Pandey, V.D. Vankar, Sharad Gupta and Asima Pradhan; Structure and Properties of Polycrystalline Diamond Thin Films Grown by Hot-Filamental Chemical Vapor Deposition System; Physics of Semiconductor Devices; editori Vikram Kumar a P.K. Basu; str. 1170 az 1172, Allied Publishers Ltd., 2002, ISBN: 0-8194-4500-2 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CZ307396B6 (cs) * 2016-05-10 2018-07-25 ÄŚeskĂ© vysokĂ© uÄŤenĂ­ technickĂ© v Praze, Fakulta strojnĂ­, Ăšstav energetiky Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva
CZ309725B6 (cs) * 2016-06-24 2023-08-23 České vysoké učení technické v Praze Palivové proutky jaderného paliva
CZ308454B6 (cs) * 2019-05-28 2020-08-26 Fyzikální Ústav Av Čr, V. V. I. Povlak vhodný pro ochranu vnějšího povrchu pokrytí jaderného paliva, použití povlaku, způsob výroby povlaku a jaderné palivo

Also Published As

Publication number Publication date
ES2831402T3 (es) 2021-06-08
WO2015039636A1 (en) 2015-03-26
US10916352B2 (en) 2021-02-09
JP2016538528A (ja) 2016-12-08
KR20160058176A (ko) 2016-05-24
CZ2013727A3 (cs) 2015-04-15
US20190080806A1 (en) 2019-03-14
EP3047046A1 (en) 2016-07-27
US20160232991A1 (en) 2016-08-11
EP3047046B1 (en) 2020-08-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CZ305059B6 (cs) Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech
Murgatroyd et al. Technology and assessment of neutron absorbing materials
Lee et al. SiC/Si thin film deposited on zircaloy to improved accident tolerant fuel cladding
Silva et al. Brittle nature and the related effects of zirconium hydrides in Zircaloy-4
Choo et al. Oxidation and hydrogen uptake of Zr based Nb alloys at 400 C under 10 MPa H2O steam atmosphere
Gallego et al. A review of stored energy release of irradiated graphite
Ashcheulov et al. Layer protecting the surface of zirconium used in nuclear reactors
Tallman On the Potential of MAX phases for Nuclear Applications
Cao et al. Evaluation of oxidation performance of TRISO fuel particles for postulated air‐ingress accident of HTGR
CZ26367U1 (cs) Vrstva chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech
JP6632931B2 (ja) 構造部材およびその製造方法、燃料棒、燃料チャンネルボックス、ウォーターロッド、燃料集合体
CZ28727U1 (cs) Ochranná vrstva Zr Nbl% proti nežádoucím korozním procesům
CZ27964U1 (cs) Polykrystalická diamantová vrstva chránící povrch zirkonových slitin M5
Nishimura et al. An Innovative Fuel Design for HTGRs: Evaluating a 10-Hour High-Temperature Oxidation of the SiC Fuel Matrix During Air Ingress Accident Conditions.
CZ29370U1 (cs) Ochrana povrchu zirkoniových slitin polykrystalickými diamantovými filmy proti korozním změnám v prostředí tlakovodních jaderných reaktorů
CZ28728U1 (cs) Antikorozní ochranná vrstva povrchu slitiny Zr Snl% Nbl%
Petti et al. The challenges associated with high burnup and high temperature for UO2 TRISO-Coated Particle Fuel
Kratochvílová et al. Polycrystalline Diamond Coating Protects Zr Cladding Surface Against Corrosion in Water‐Cooled Nuclear Reactors: Nuclear Fuel Durability Enhancement
AL et al. STUDY OF THE EFFECT OF THE COMPONENT RATIO VARIATION IN TWO-PHASE CERAMICS ON THE RESISTANCE TO HIGH-DOSE PROTON IRRADIATION SIMULATING THE EFFECTS OF HYDROGEN SWELLING.
IZERROUKEN et al. RADIATION DAMAGE EFFECT ON STRUCTURAL AND MECHANICAL PROPERTIES OF INERT ZrN LAYER: CORROSION MITIGATION IN LBE COOLING ENVIRONMENT
CZ307396B6 (cs) Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva
Gibert et al. Study of irradiation effects on the crystallographic nature of zirconia
Anousha et al. Structural and corrosion properties of SiCâ NiCr nanocomposite coating on Zr substrate in high temperature
Lambrinou et al. Exploring the Potential of MAX Phases for Select Applications in Extreme Environments
Lv et al. Helium behavior and vacancy‐defect evolution in nickel‐base alloy by helium ion beam irradiation and annealing

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Patent lapsed due to non-payment of fee

Effective date: 20210920