Zirconium carbide coating for corium experiments related to water-cooled and sodium-cooled reactors

The effect of deposition conditions on the properties of Zr-carbide, Zr-nitride and Zr-carbonitride coatings – a review

“…After Reynolds' initial work, research groups in Japan have worked towards developing this technology further in the subsequent decades. [7][8][9][10][11][12][13][14] In addition, contributions to this field from researchers working in the United States, [15][16][17] France 18 and China [19][20][21][22] are also reported in the literature.…”

Microstructure, properties and applications of Zr-carbide, Zr-nitride and Zr-carbonitride coatings: a review

“…170 Over the years, considerable work evaluating properties of ZrC for use in nuclear fuel reactors has been undertaken. 80,81,91,92,[170][171][172][173][174][175][176][177][178][179][180][181] In nuclear reactors, the fuel in the reactor core is isolated from the coolant (operated at less than 600 1C) by using a fuel cladding made of ferritic or martensitic stainless steel. Chemical reactions between the fuel and the cladding material at elevated temperatures can threaten the integrity of the cladding.…”

Моделирование Окисления Расплава Активной Зоны Ядерного Реактора При Наличии Оксидной Корки На Поверхности Расплава

“…В настоящее время на основе анализа произошедших тяжелых аварий и опыта борьбы с их последствиями принят принцип глубокоэшелонированной защиты, опирающийся на множественность и дублирование уровней защиты и включающий последовательность барьеров на пути выхода радиоактивных материалов в окружающую среду [6]. При этом для обоснования работоспособности как существующих, так и разрабатываемых систем защиты проводились и проводятся экспериментальные исследования и теоретический анализ процессов, в том числе, а в последнее время преимущественно, физикохимических процессов, протекающих на всех стадиях тяжелой аварии [7][8][9][10][11][12][13].…”