Selection of fuel cladding material for nuclear fission reactors

Azevedo, César Roberto de Farias

doi:10.1016/j.engfailanal.2011.06.010

Cited by 275 publications

(124 citation statements)

References 77 publications

Supporting

Mentioning

118

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…They are studied in the present work for a direct comparison to the protonirradiated material. These samples were prepared from cladding and channel material of a BWR (280-330 °C [27]), irradiated to neutron fluences between 8.7 and 14.7 x10 25 n m -2 (E > 1 MeV) ~14.5 to 24.5 dpa, assuming a conversion of 0.6 x10 25 n m -2 dpa -1 [28]. As the damage rate in light water reactors is ~6-1 x10 17 n m -2 s -1 [28][29][30], the BWR damage rate is ~1 x10 -7 dpa s -1 .…”

Section: Methodsmentioning

confidence: 99%

Nano-scale chemical evolution in a proton-and neutron-irradiated Zr alloy

Harte

Topping

Frankel

et al. 2017

Journal of Nuclear Materials

View full text Add to dashboard Cite

A. Harte et al., Nano-scale chemical evolution in a proton-and neutron-irradiated Zr alloy J. Nucl. Mater. Accepted Jan. 2017 Nano-scale chemical evolution in a proton-and neutron-irradiated Zr alloy (Fe,Ni). This is accomplished through ultra-high spatial resolution scanning transmission electron microscopy and the use of energy-dispersive X-ray spectroscopic methods. Fe-depletion is observed from both SPP types after irradiation with both irradiative species, but is heterogeneous in the case of Zr(Fe,Cr) 2 , predominantly from the edge region, and homogeneously in the case of Zr 2 (Fe,Ni). Further, there is evidence of a delay in the dissolution of the Zr 2 (Fe,Ni) SPP with respect to the Zr(Fe,Cr) 2 . As such, SPP dissolution results in matrix supersaturation with solute under both irradiative species and proton irradiation is considered well suited to emulate the effects of neutron irradiation in this context. The mechanisms of solute redistribution processes from SPPs and the consequences for irradiation-induced growth phenomena are discussed.

show abstract

Section: Methodsmentioning

confidence: 99%

Nano-scale chemical evolution in a proton-and neutron-irradiated Zr alloy

Harte

Topping

Frankel

et al. 2017

Journal of Nuclear Materials

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Secara umum baja tahan karat memiliki karakteristik laju pengerasan, daktilitas, kekuatan, kekerasan, ketahanan panas, ketahanan korosi ketangguhan kriogenik yang tinggi dibandingkan dengan baja karbon sedang, Khusus untuk baja tahan karat austenit memiliki karakteristik respon terhadap magnet yang rendah. Dalam industri nuklir baja tahan karat merupakan kandidat untuk digunakan kelongsong bahan bakar Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR) dan Lead-cooled Reactor (LFR) hingga temperaturnya mencapai 600 °C [2].…”

Section: Pendahuluanunclassified

Karakteristik Daktilitas SS304 Yang Teroksidasi Pada Temperatur Tinggi

Setiawan

Sungkono

2017

urania

View full text Add to dashboard Cite

ABSTRAK KARAKTERISTIK DAKTILITAS SS304 YANG TEROKSIDASI PADA TEMPERATUR TINGGI.Perubahan karakteristik kekerasan, kekuatan tarik dan daktilitas SS304 yang dikenai perlakuan panas pada temperatur tinggi dengan media udara telah dilakukan. Baja SS304 merupakan baja tahan karat yang memiliki berbagai keunggulan sehingga banyak digunakan di dunia industri. Pada penelitian ini digunakan sampel uji dari pipa SS304 dengan diameter 30 mm dipotong secara transversal sehingga berbentuk cincin dengan lebar 3 mm. Sampel dikenai proses oksidasi dengan pemanasan pada temperatur 600 °C, 800 °C dan 1000 °C selama 1 dan 2 jam di dalam media udara. Setelah proses oksidasi sampel dikenai pendinginan baik secara alamiah diluar tungku atau dipercepat menggunakan media air, kemudian dilakukan pengujian kekerasan dan kekuatan tarik kearah transversal. Hasil pengujian menunjukkan bahwa terjadi peningkatan kekerasan pada sampel SS304 yang dikenai pendinginan dipercepat dibandingkan dengan sampel SS304 yang dikenai pendinginan alamiah. Nilai kekerasan tertinggi diperoleh pada pemanasan 1000 °C selama 1 jam dengan pendinginan dipercepat. Perubahan nilai kekerasan sebelum dan setelah melalui proses perlakuan terjadi dari 281,25 HV menjadi 468 HV. Nilai kekuatan tarik sampel SS304 memiliki kecenderungan menurun, namun daktilitasnya mengalami peningkatan. Hasil uji menunjukkan adanya penigkatan kekuatan tarik dan daktilitas SS304 yang diberi perlakuan pemanasan pada temperatur 600 °C selama 2 jam dan dikenai pendinginan alamiah. Kekuatan tariknya menjadi 744,04 MPa dan elongasinya meningkat sebesar 12,38 %. Dari hasil pengujian diperoleh suatu pedoman bahwa penggunaan SS304 dalam lingkungan oksidasi pada temperatur tinggi dibatasi maksimum di temperatur 600 °C.Kata kunci: daktilitas, SS304, oksidasi, temperatur tinggi.

show abstract

“…However, neutron damage of zirconium-based core reactor components leads to in-reactor deformation such as irradiation growth, hardening, loss of ductility, and localised plastic instability [1]. The fundamental mechanism of these degradations is neutron induced atomic displacement in alloys.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%