Structure of zirconium alloy oxides formed in pure water studied with synchrotron radiation and optical microscopy: relation to corrosion rate

Yilmazbayhan, Aylin; Motta, Arthur T.; Comstock, R. J.; Sabol, G.P.; Lai, Barry; Cai, Zhonghou

doi:10.1016/j.jnucmat.2003.08.038

Cited by 250 publications

(179 citation statements)

References 33 publications

Supporting

Mentioning

148

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…In [72], it was established that the second-phase particles, or SPPs, have a high affinity for hydrogen and act as short-circuit pathways for hydrogen transport through the oxide protective layers. Hydrogen can easily diffuse through these thin oxide scales via metallic SPPs towards the metal substrate.…”

Section: Oxidationmentioning

confidence: 99%

Modeling of Some Physical Properties of Zirconium Alloys for Nuclear Applications in Support of UFD Campaign

Glazoff¹

2013

View full text Add to dashboard Cite

Zirconium-based alloys Zircaloy-2 and Zircaloy-4 are widely used in the nuclear industry as cladding materials for light water reactor (LWR) fuels. These materials display a very good combination of properties such as low neutron absorption, creep behavior, stress-corrosion cracking resistance, reduced hydrogen uptake, corrosion and/or oxidation, especially in the case of Zircaloy-4. However, over the last couple of years, in the post-Fukushima Daiichi world, energetic efforts have been undertaken to improve fuel clad oxidation resistance during off-normal temperature excursions. Efforts have also been made to improve upon the already achieved levels of mechanical behavior and reduce hydrogen uptake. In order to facilitate the development of such novel materials, it is very important to achieve not only engineering control, but also a scientific understanding of the underlying material degradation mechanisms, both in working conditions and in storage of used nuclear fuel.This report strives to contribute to these efforts by constructing the thermodynamic models of both alloys; constructing of the respective phase diagrams, and oxidation mechanisms. A special emphasis was placed upon the role of zirconium suboxides in hydrogen uptake reduction and the atomic mechanisms of oxidation. To that end, computational thermodynamics calculations were conducted concurrently with first-principles atomistic modeling.

show abstract

Section: Oxidationmentioning

confidence: 99%

Modeling of Some Physical Properties of Zirconium Alloys for Nuclear Applications in Support of UFD Campaign

Glazoff¹

2013

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

Section: úVodunclassified

“…4b) již refl ektuje oxidickou vrstvu vznikající v průběhu korozního procesu. Vysokofrekvenční časová konstanta charakterizuje odpor a kapacitu oxidické vrstvy, zatímco nízkofrekvenční část je 2 inkorporovány v kovové formě do struktury oxidické vrstvy a následně zrychlovat oxidaci zirkonia [6,[8][9][10].…”

Section: Výsledky a Diskuzeunclassified

“…transientní stav je spojován s přeměnou tetragonální fáze ZrO 2 na monoklinickou či uvolněním tlakových napětí v oxidu, které mohou vést až ke vzniku trhlin a pórů. Posttransientní oxidická vrstva tak může vykazovat méně ochranné vlastnosti [5,6].Jednotlivé druhy slitin zirkonia se liší množstvím legujících a stopových prvků či technologií výroby. Druh a množství legujících prvků významně ovlivňuje mechanické vlastnosti a korozní odolnost slitiny.…”

unclassified

See 1 more Smart Citation

Koroze slitin Zr–Nb a Zr–Sn za simulovaných podmínek reaktoru VVER

Krausová

Macák

Sajdl

et al. 2015

Koroze a Ochrana Materialu

View full text Add to dashboard Cite

99 Czech AssociaƟon of Corrosion Engineers ÚVODSlitiny zirkonia se používají již více než šedesát let pro výrobu povlakových trubek pro palivové tyče případně další konstrukční prvky jaderných reaktorů západního i východního typu. Jejich výhody tkví zejména v nízkém účinném průřezu pro záchyt tepelných neutronů a výborné korozní odolnosti [1]. Ta je dána vrstvou oxidu zirkoničitého, která se na povrchu zirkonia formuje již za normální teploty a posléze zabraňuje transportu reaktivních částic k povrchu kovu [2].Mechanismus vzniku oxidické vrstvy lze popsat jako elektrochemický proces, při kterém dochází na rozhraní kov/oxid k anodické reakci (oxidaci zirkonia) a na rozhraní oxid/elektrolyt dochází k redukci vody nebo rozpuštěného kyslíku. Oxidační kinetiku lze rozdělit na dvě stádia, která jsou od sebe oddělena transientním stavem (transientem) [3]. Situaci schématicky ilustruje Obr. 1 [4]. Zatímco v pre-transientním stadiu lze pozorovat parabolický respektive kubický nárůst oxidické vrstvy, v post-transientním období lze kinetiku oxidace označit za lineární. Místo přechodu tzv. transientní stav je spojován s přeměnou tetragonální fáze ZrO 2 na monoklinickou či uvolněním tlakových napětí v oxidu, které mohou vést až ke vzniku trhlin a pórů. Posttransientní oxidická vrstva tak může vykazovat méně ochranné vlastnosti [5,6].Jednotlivé druhy slitin zirkonia se liší množstvím legujících a stopových prvků či technologií výroby. Druh a množství legujících prvků významně ovlivňuje mechanické vlastnosti a korozní odolnost slitiny. Hlavní pozornost je věnována dvěma typům majoritních legur -niobu a cínu.

show abstract

“…Corrosion in zirconium alloys is a complicated electrochemical process which is influenced by several factors, including the properties of the metal/oxide interface, water chemistry, pressure, irradiation, and time. Although many reported works [1][2][3][4][5][6][7][8][9] have studied numerous factors affecting the corrosion processes, and considerable understanding of the corrosion mechanisms have been secured, there are many effects that are still not fully understood: in particular, the relationships between the residual stresses that are generated between the oxide film and the substrate, the structural phase content, and the kinetics of corrosion. Better understanding can lead to the development of alloys * kokboonc@sunway.eduy.my † ab6856@coventry.ac.uk…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Evolution of stress fields and phase content in corroded zirconium cladding materials

Chong

Fitzpatrick

2017

Surface and Coatings Technology

View full text Add to dashboard Cite

In this study, the evolution of stress fields and structural phase composition have been studied using Raman spectroscopy pre-and post-transition in the oxide layer of recrystallised ZIRLO and recrystallised zircaloy-4 (Zr-4) after corrosion exposure in a static autoclave. The structural phase composition analysis showed that the proportion of the tetragonal zirconia phase on the surface decreased with increasing corrosion time. High compressive stresses were found in the thin oxide, increasing with corrosion time, reaching a maximum in the transition period and decreasing slightly after that. The results show the relationship between the crystallographic phase and the residual stresses developed in the oxide.

show abstract

Structure of zirconium alloy oxides formed in pure water studied with synchrotron radiation and optical microscopy: relation to corrosion rate

Cited by 250 publications

References 33 publications

Modeling of Some Physical Properties of Zirconium Alloys for Nuclear Applications in Support of UFD Campaign

Modeling of Some Physical Properties of Zirconium Alloys for Nuclear Applications in Support of UFD Campaign

Koroze slitin Zr–Nb a Zr–Sn za simulovaných podmínek reaktoru VVER

Evolution of stress fields and phase content in corroded zirconium cladding materials

Contact Info

Product

Resources

About