Vliv hydridizace na vlastnosti pokrytí palivových elementů energetických vodou chlazených jaderných reaktorů

Abstract

Tato diplomová práce se zabývá palivovým pokrytím, které slouží jako první ochranná bariéra pro lehkovodní energetické reaktory. Zejména se věnuje studiu nejrozšířenější zirkoniové slitiny Zr1Nb, která se používá i v českých jaderných reaktorech. V teoretické části se tato práce zabývá kritérii pro výběr materiálu palivového pokrytí až po používané slitiny. Následně jsou popsány různé způsoby degradace a poškození palivového pokrytí, jakým je koroze, radiační křehnutí, fretting apod. Dále popisuje vliv vodíku na křehnutí zirkoniových slitin a následné rozpouštění hydridů vlivem teploty. Experimentální část této práce je zaměřena na vliv závislosti teploty a obsahu vodíku na mechanické vlastnosti a mikrostrukturu. Tyto vlastnosti zkoumá přes mikrotvrdost až po elektronovou mikroskopii. Na závěr jsou shrnuty výsledky experimentů a navrhnuta řešení pro další zkoumání.

This master’s thesis deals with the fuel cladding that is used as the first protective barrier for the pressurised light-water cooled nuclear reactors. It focuses especially on the study of the most commonly used zirconium alloy Zr1Nb, which is also used in Czech nuclear reactors. First, in the theoretical part, this thesis describes the criteria for the selection of the fuel cladding material up to the alloys that are used. Furthermore, various degradation and damage processes of fuel cladding such as corrosion, radiation embrittlement, fretting, etc. are described. It is described the effect of hydrogen on the embrittlement of zirconium alloys and the subsequent dissolution of hydrides due to temperature. The experimental part of this thesis focuses on the effect of temperature dependence and hydrogen content on mechanical properties and microstructure. These properties are studied through microhardness to electron microscopy. At the end, the experimental results are summarized and solutions for further research are proposed.