Alvel and CVR research program for complex testing and microscopy examination of Zr1Nb fuel claddings

Pokrytí paliva brání úniku štěpných produktů během provozu jaderného reaktoru i při skladování vyhořelého jaderného paliva. Materiály pokrytí tak musí odolat extrémním podmínkám, tj. mechanickému namáhání za vysokých teplot v korozním prostředí a účinkům radiace. Ve společnosti Centrum výzkumu Řež s.r.o. (CVŘ) probíhá komplexní testování standardních typů pokrytí paliva i ATF povlaků nezbytné pro provedení výpočetních analýz pro provoz paliva v reaktoru i pro jeho skladování a zajištění lepší přenositelnosti a využití měření v rámci výzkumných programů na neozářených vzorcích. Příspěvek zaměřený na výzkum slitiny Zr1Nb používané v reaktorech typu VVER a testované po ozařování v aktivní zóně jaderného energetického reaktoru VVER-1000 v rámci projektu realizovaného ve spolupráci ALVEL, a.s. a CVŘ, zahrnuje mechanické testování ozářeného palivového pokrytí v horkých komorách a zaměřuje se na způsob odběru transparentních vzorků – fólií pro hodnocení radiačně-indukovaného poškození metodami elektronové mikroskopie. Z radiačních vad, které mají přímý vliv na změnu mechanických vlastností s narůstající dávkou ozáření, byly po 1. a 2. roce ozařování pozorovány zejména homogenně rozložené radiačně-indukované nano-precipitáty a dislokační smyčky typu a .Nuclear fuel claddings prevent against a release of fission products during nuclear power plant operation and spent fuel storage. Cladding materials must resist to extreme conditions in the reactor core, i.e., mechanical stress at elevated temperatures in the corrosion environment and the effect of irradiation. In the Research Centre Řež (CVR), the standard cladding tube materials as well as ATF claddings are tested to perform computational analyses for fuel operation in the reactor core and its storage and to ensure a better transferability and usage of measurements in the research programs focused on non-irradiated samples. The contribution focused on the Zr1Nb alloy used in VVERs and tested after irradiation in the reactor core of VVER- 1000 power reactor in the frame of the joint project of ALVEL and CVR includes the mechanical testing in hot-cells and focuses more on preparation of transparent foils for radiation-induced defects characterization by electron microscopy methods. After 1st and 2nd year of irradiation, the radiation damage having the significant influence on a change of mechanical properties, was evaluated as homogeneously distributed radiation-induced precipitates and and dislocation loops