Ruskí vedci vyvinuli novú metódu poťahovania jadrových palivových článkov, čím sa zvýšila ich odolnosť voči korózii

Napriek tomu, že mierový atóm funguje po celom svete už viac ako tucet rokov, stále existuje niekoľko dosť akútnych problémov s vodno-vodnými reaktormi. V prípade prehriatia teda vonkajší plášť palivového prvku (palivového prvku), ktorý pozostáva hlavne zo zirkónu, podlieha silnej korózii, čo môže viesť k dosť nepredvídateľným následkom.

A zdá sa, že ruskí vedci z Tomskej polytechnickej univerzity (TPU) našli riešenie tohto problému.

Ako vedci vyriešili tento problém

Ako viete, počas takzvanej paro-zirkónovej reakcie dochádza k procesu uvoľňovania výbušného vodíka a priamo opláštenie palivových článkov pomerne rýchlo stráca svoje izolačné vlastnosti, čo môže čoskoro viesť k strate tesnosť TVEL.

Inžinieri TPU navrhli výrazne zvýšiť pevnosť ochranného plášťa vytvorením špeciálneho povlaku na ich povrchu.

Takže v priebehu mnohých experimentov sa vedcom podarilo získať povlak so zvýšenou pevnosťou, skôr šetrný k životnému prostrediu a, čo je dôležité, pomerne lacný.

Ukázalo sa, že táto rovnováha je dosiahnutá použitím karbidu kremíka, ktorý je nanesený na zirkónový plášť pomocou selektívneho laserového spekania.

Vedci presne určili režim, pri ktorom dochádza k spekaniu naneseného materiálu s minimálnym obsahom pórov a spoľahlivou priľnavosťou ku kovu.

Okrem toho vedci tiež propagovali používanie takzvaného ultrazvukového zobrazovania na monitorovanie integrity ochranných povlakov na kovoch zirkónia.

Ruskí vedci hodlajú pokračovať v práci na vylepšení nového ochranného náteru na časti zložitých tvarov a vývoji monitorovania pomocou ultrazvukovej tomografie.

No budeme sledovať pokrok ruských vedcov a zavádzanie najnovších technológií do plnohodnotného komerčného využitia.

Ak sa vám materiál páčil, nezabudnite sa prihlásiť na odber kanála a ďakujem za vašu pozornosť!