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Understanding of Hybriding Mechanistns of Zircaloy-4 Alloy during Corrosion in PWR Simulated Conditions and Influence of Zirconium Hybrides on Zircaloy-4 Corrosion


Zirconium alloys are widely used as fuel claddings in Power Water Reactors. As they represent the first containment barrier to fission products, their mechanical integrity is essential for nuclear safety. During their corrosion in primary water, some of the hydrogen involved in the oxidation reaction with water ingresses into the alloy through the oxide layer. In the metallic matrix, once the solid solution limit is reached at the irradiation temperature, hydrogen precipitates as Zr hydrides mainly located just under the metal/oxide interface due to the thermal gradient across the cladding. As these hydrides may contribute to a larger oxide thickness and to a more fragile behaviour of the cladding, the minimization of hydrogen pick-up is required. Accordingly, since the Zircaloy-4 (Zr-1.3Sn-0.2Fe-0.1Cr) alloy is known to be sensitive to this phenomenon, the understanding of its hydriding mechanism and of the influence of zirconium hydrides on its corrosion behaviour is needed. Regarding the study of the hydriding mechanism, isotopic exchanges were carried out in D20 environment at 360℃ and led to the localization, in the oxide scales, of the limiting step for the hydrogen diffusion. To estimate an apparent diffusion coefficient of hydrogen in the oxide formed on Zircaloy-4, we firstly based on SIMS profiles and penetration depth of deuterium in the dense part of the oxide film. Secondly, ERDA estimation of the hydrogen content in zirconia and fusion measurement of the hydrogen content in both metal and oxide were used to estimate a hydrogen flux absorbed by the alloy and hence to deduce an apparent diffusion coefficient. Finally, these two methods lead to quite similar values (between 1.10~(-14) cm~2/s and 6.10~(14) cm~2/s) which are in accordance with bibliography.rnConcerning the impact of hydrides on the corrosion of Zircaloy-4, several pre-hydrided and reference samples were corroded simultaneously in primary water at 360℃. The characterization of the pre-hydrided samples revealed some changes compared with the reference ones, as the presence of the Zr_3O sub-oxide at the inner metal/oxide interface, a lower fraction of -ZrO_2 in the oxide and a faster diffusion of oxygen species through grain boundaries of zirconia (TEM, μ-XRD, ~(18)O isotopic experiments). Moreover, during oxidation, the hydrogen initially present in the hydride phase remains in the metallic matrix and leads to the allotropic transformation δ-ZrH_(1,66)→ε-ZrH_2.%Les alliages de Zirconium sont couramment utilisés comme matériaux de gainage dans les Réacteurs à Eau Pressurisée. Immergés dans le milieu primaire, alors que la face externe des crayons s'oxyde, une partie de l'hydrogène impliquée dans la réaction d'oxydation pénètre dans le matériau et vient précipiter dans la matrice métallique sous la forme d'hydrures fragilisants, une fois la limite de solubilité de l'hydrogène atteinte à la température d'irradiation. Ce phénomène d'hydruration est l'un des facteurs limitant l'utilisation des alliages de type Zircaloy-4 (Zr-Fe-Cr-Sn-O). En tant que première barrière de confinement des produits de fission, l'intégrité mécanique des crayons de combustible est essentielle, et la minimisation de la sensibilité de cet alliage à la prise d'hydrogène est requise. Cette démarche nécessite notamment la compréhension des mécanismes régissant la prise d'hydrogène du matériau, ainsi que l'influence des hydrures sur son comportement en corrosion. Concernant l'étude des mécanismes de prise d'hydrogène, des échanges isotopiques en eau lourde primaire à 360℃ont été entrepris et ont mené à l'identification, dans le film d'oxyde, à l'étape limitant la diffusion de l'espèce hydrogénée. Afin d'y estimer le coefficient de diffusion apparent de l'hydrogène, nous nous sommes tout d'abord appuyés sur des profils SIMS de pénétration du deutérium dans la partie dense du film d'oxyde. Dans un second temps, des estimations ERDA de la teneur en hydrogène présente dans l'oxyde associées à des dosages par fusion nous ont permis de déterminer le flux d'hydrogène absorbé par l'alliage puis de déduire un coefficient de diffusion apparent à 360℃. Finalement, ces deux méthodes convergent vers des valeurs analogues (entre 1.10~(-14) cm~2/s et 6.10~(14) cm~2/s), en accord avec les données de la littérature. Concernant l'impact des hydrures sur la corrosion du Zircaloy-4, plusieurs échantillons pré-hydrurés et vierges de référence ont été oxydés simultanément en eau primaire à 360℃. La carac-térisation des échantillons pré-hydrurés a révélé certaines différences notables avec les échantillons témoins, comme la présence du sous-oxyde Zr_3O à l'interface métal/oxyde, une plus faible proportion de zircone quadratique dans l'oxyde, ainsi qu'une diffusion plus rapide de l'oxygène via les courts-circuits de la zircone (MET, u-DRX, échanges isotopiques en ~(18)O). De plus, au cours de l'oxydation, l'hydrogène initialement présent dans la phase hydrurée reste dans la matrice métallique et conduit progressivement à la transformation allotropique δ-ZrH_(1,66) → ε-ZrH_2.......

【作者名称】: C. BISOR-MELLOUL, M. TUPIN, P. BOSSIS, J. CHENE, J. L. BECHADE, A. MOTTA
【关 键 词】: Understanding of Hybriding Mechanistns of Zircaloy-4 Alloy during Corrosion in PWR Simulated Conditions and Influence of Zirconium Hybrides on Zircaloy-4 Corrosion
【期刊名称】: Nuclear General Review
【期刊论文数据库】: [DBS_Articles_01]
【期刊论文编号】: 108,463,383
【摘要长度】: 5,092
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