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Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter1973
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter1973
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Untersuchungen zum Reaktionsverhalten von austenitischen Staehlen mit simulierten Spaltprodukten in Gegenwart von UC
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Oct 1973; 58 p; 50 figs.; 5 tabs.; 11 refs. With abstract in German and English.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
ANNEALING, AUSTENITE, CARBIDES, CARBON, CESIUM, CESIUM IODIDES, CHEMICAL REACTIONS, COMPATIBILITY, ELECTRON PROBES, FBR TYPE REACTORS, FISSION PRODUCTS, FUEL-CLADDING INTERACTIONS, IODINE, MICROHARDNESS, MIXTURES, PHASE DIAGRAMS, SELENIUM, SIMULATION, STAINLESS STEEL-316, STAINLESS STEELS, TELLURIUM, THERMODYNAMIC PROPERTIES, URANIUM CARBIDES
ACTINIDE COMPOUNDS, ALKALI METAL COMPOUNDS, ALKALI METALS, ALLOYS, BREEDER REACTORS, CARBON ADDITIONS, CARBON COMPOUNDS, CESIUM COMPOUNDS, CHROMIUM ALLOYS, CHROMIUM-NICKEL STEELS, CORROSION RESISTANT ALLOYS, DIAGRAMS, DISPERSIONS, ELEMENTS, EPITHERMAL REACTORS, FAST REACTORS, HALIDES, HALOGEN COMPOUNDS, HALOGENS, HARDNESS, HEAT RESISTING ALLOYS, HEAT TREATMENTS, INORGANIC PHOSPHORS, IODIDES, IODINE COMPOUNDS, IRON ALLOYS, IRON BASE ALLOYS, ISOTOPES, MECHANICAL PROPERTIES, METALS, MOLYBDENUM ALLOYS, NICKEL ALLOYS, NONMETALS, PHOSPHORS, PHYSICAL PROPERTIES, PROBES, RADIOACTIVE MATERIALS, REACTORS, SEMIMETALS, STEELS, URANIUM COMPOUNDS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.
Landesanstalt fuer Tierzucht, Grub (Germany); Chemisches und Lebensmitteluntersuchungsamt der Stadt Duisburg (Germany)1986
Landesanstalt fuer Tierzucht, Grub (Germany); Chemisches und Lebensmitteluntersuchungsamt der Stadt Duisburg (Germany)1986
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Rinderproduktion, Winterfuetterung: Radioaktivitaet im Winterfutter - Milch und Fleisch nur gering belastet
Primary Subject
Source
ARN: DE19870080330; Country of input: International Atomic Energy Agency (IAEA)
Record Type
Journal Article
Journal
DLZ (Muenchen); ISSN 0340-787X;
; v. 37(11); p. 1580-1581

Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1977
Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1977
AbstractAbstract
[en] Several mechanisms are indicated which during oxidation of sheets, tubes, and cylinders of pure metals and alloys might lead to plastic deformation of the remaining uncorroded cross section. Some experimental methods are described which allow evaluation of stresses occurring in oxide layers. The main reason for the creep deformation of flat and tubular specimens made of Zr and Zr alloys lies in the stresses that arise from volume increase due to the growth of oxide layers. Plastic deformations of the sheet metal specimens can be up to 100% and are anisotropic. In tubular specimens the changes in geometry (axial, radial) are much smaller in the course of oxidation and attain 2% at the maximum for Zr- or Zry-tubes and go up to 10% for Ta-tubes when no differential pressure is applied simultaneously. (orig.)
[de]
Es werden verschiedene Mechanismen angegeben, die waehrend der Oxidation von Blechen, Rohren und Zylindern aus reinen Metallen und Legierungen zu einer plastischen Verformung des unkorrodierten Restquerschnittes fuehren koennen. Darueber hinaus werden einige experimentelle Methoden zur Bestimmung der Spannungen in Oxidschichten beschrieben. Die hauptsaechliche Ursache fuer die Kriechverformung von Flach- und Rohrproben aus Zr und Zr-Legierungen ist in den Wachstumspannungen der entstehenden Oxidschichten zu sehen. Die plastischen Verformungen der Blechproben betragen bis zu 100% und sind anisotrop. Bei Rohrproben sind die Geometrieaenderungen (axial, radial) waehrend der Oxidation erheblich kleiner und betragen ohne gleichzeitige Anwendung eines Differenzdruckes bei Zr- bzw. Zry-Rohren max. 2%, bei Ta-Rohren bis zu 10%. (orig.)Original Title
Ueber die mechanische Beanspruchung von Zirkonium, Zirkaloy und anderen Werkstoffen durch die Bildung von Oxidschichten
Primary Subject
Source
Jun 1977; 25 p; 8 figs.; 1 tab.; 37 refs.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1979
Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1979
AbstractAbstract
[en] Zircaloy is not compatible with oxide fuel nor with some fission product elements. Therefore, chemical interaction between the irradiated oxide fuel and the Zry cladding material take place, especially at temperatures that can be reached during reactor incidents (ATWS, LOCA). In order to find out which influence the chemical interaction between the fission products and the Zry cladding material have on the mechanical properties of Zry-4 tubing out-of-pile burst experiments and creep rupture tests have been performed at temperatures >=6000C with short tube specimens containing simulated fission products. First of all, assessments of the chemical state of irradiated oxide fuel were performed and a method is described for introducing simulated fission product species into fresh oxide fuel for irradiation tests. As the test results of the out-of-pile studies show, only iodine can lead to a low ductility failure of the Zry-tubing at temperatures >=6000C. However, the influence of iodine on the deformation behavior of Zry-tubing can be neglected above 8500C. (orig.)
[de]
Zircaloy ist gegenueber Oxidbrennstoff und einem Teil der Spaltprodukte thermodynamisch nicht stabil. Es finden deshalb chemische Wechselwirkungen zwischen dem abgebrannten Oxidbrennstoff und dem Zry-Huellmaterial statt, besonders bei Temperaturen wie sie bei Reaktorstoerfaellen (ATWS, LOCA) erreicht werden koennen. Um Herauszufinden, welchen Einfluss die chemischen Wechselwirkungen zwischen den Spaltprodukten und der Zry-Huelle auf deren mechanische Eigenschaften haben, wurden out-of-pile Berst- und Zeitstandexperimente mit kurzen, spaltprodukthaltigen Zry-4-Rohrproben bei Temperaturen >=6000C durchgefuehrt. Zunaechst wurden Abschaetzungen ueber den chemischen Zustand von bestrahltem Oxidbrennstoff durchgefuehrt. Eine Methode zur Einbringung von simulierten Spaltprodukten in Oxidbrennstoff zur Durchfuehrung von Bestrahlungsexperimenten mit spaltproduktdotiertem UO2 wird vorgeschlagen. Wie die out-of-pile Versuchsergebnisse mit simulierten Spaltprodukten zeigen, fuehrt nur Jod zu einem verformungsarmen Versagen der Zry-Huellrohre bei Temperaturen >=6000C. Der Einfluss von Jod auf das Verformungs- und Bruchverhalten der Zry-Huellrohre kann jedoch oberhalb 8500C vernachlaessigt werden. (orig.)Primary Subject
Secondary Subject
Source
Mar 1979; 22 p; IAEA specialist's meeting on internal fuel rod chemistry; Erlangen, Germany, F.R; 23 - 25 Jan 1979
Record Type
Report
Literature Type
Conference
Report Number
Country of publication
BURNUP, CESIUM IODIDES, CHEMICAL COMPOSITION, CREEP, DOPED MATERIALS, ELECTRIC POTENTIAL, FISSION PRODUCTS, FISSION YIELD, FRACTOGRAPHY, FUEL-CLADDING INTERACTIONS, HIGH TEMPERATURE, IODINE, MECHANICAL TESTS, OXIDATION, OXYGEN, PLUTONIUM 239, PLUTONIUM DIOXIDE, QUANTITY RATIO, RUPTURES, SIMULATION, SPENT FUELS, STRAINS, STRESS CORROSION, TEMPERATURE DEPENDENCE, TRANSIENTS, URANIUM 235, URANIUM DIOXIDE, ZIRCALOY 4
ACTINIDE COMPOUNDS, ACTINIDE NUCLEI, ALKALI METAL COMPOUNDS, ALLOYS, ALPHA DECAY RADIOISOTOPES, CESIUM COMPOUNDS, CHALCOGENIDES, CHEMICAL REACTIONS, CORROSION, ELEMENTS, ENERGY SOURCES, EVEN-ODD NUCLEI, FAILURES, FUELS, HALIDES, HALOGEN COMPOUNDS, HALOGENS, HEAVY NUCLEI, INORGANIC PHOSPHORS, IODIDES, IODINE COMPOUNDS, ISOMERIC TRANSITION ISOTOPES, ISOTOPES, MATERIALS TESTING, MECHANICAL PROPERTIES, MINUTES LIVING RADIOISOTOPES, NONMETALS, NUCLEAR FUELS, NUCLEAR REACTION YIELD, NUCLEI, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, PHOSPHORS, PLUTONIUM COMPOUNDS, PLUTONIUM ISOTOPES, PLUTONIUM OXIDES, RADIOACTIVE MATERIALS, RADIOISOTOPES, REACTOR MATERIALS, TESTING, TIN ALLOYS, TRANSITION ELEMENT ALLOYS, TRANSURANIUM COMPOUNDS, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM ISOTOPES, URANIUM OXIDES, YEARS LIVING RADIOISOTOPES, ZIRCALOY, ZIRCONIUM ALLOYS, ZIRCONIUM BASE ALLOYS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter; Karlsruhe Univ. (TH) (F.R. Germany). Fakultaet fuer Maschinenbau1974
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter; Karlsruhe Univ. (TH) (F.R. Germany). Fakultaet fuer Maschinenbau1974
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Untersuchungen zum Reaktionsverhalten von Staehlen mit simulierten Spaltprodukten in Gegenwart von UO2, (U,Pu)O2 und UC und Moeglichkeiten zur Verbesserung des Vertraeglichkeitsverhaltens von oxidischen Brennstaeben
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Mar 1974; 116 p; 219 figs.; 27 tabs.; 55 refs. With abstract in German and English.; Diss.
Record Type
Report
Literature Type
Thesis/Dissertation
Report Number
Country of publication
ACTIVATION ENERGY, BURNUP, CARBON, CHEMICAL COMPOSITION, CHEMICAL REACTIONS, COMPATIBILITY, DIFFUSION, ELECTRON PROBES, FAST NEUTRONS, FISSION PRODUCTS, FISSION YIELD, FREE ENERGY, FUEL RODS, FUEL-CLADDING INTERACTIONS, GETTERS, GRAIN BOUNDARIES, HIGH TEMPERATURE, INTERGRANULAR CORROSION, MICROANALYSIS, MICROSTRUCTURE, NUCLEAR FUELS, OXYGEN, PHASE DIAGRAMS, PLUTONIUM 239, PLUTONIUM OXIDES, QUANTITY RATIO, REACTION KINETICS, REVIEWS, SIMULATION, SOLUBILITY, STAINLESS STEELS, STEEL-DIN-1-4970, STEEL-DIN-1-4981, STEEL-DIN-1-4988, TEMPERATURE DEPENDENCE, TIME DEPENDENCE, URANIUM CARBIDES, URANIUM OXIDES, VERY HIGH TEMPERATURE, VICKERS HARDNESS, X RADIATION
ACTINIDE COMPOUNDS, ALLOYS, ALPHA DECAY RADIOISOTOPES, BARYONS, CARBIDES, CARBON COMPOUNDS, CHALCOGENIDES, CHROMIUM ALLOYS, CHROMIUM STEELS, CHROMIUM-NICKEL STEELS, CORROSION, CORROSION RESISTANT ALLOYS, CRYSTAL STRUCTURE, DIAGRAMS, DOCUMENT TYPES, ELECTROMAGNETIC RADIATION, ELEMENTARY PARTICLES, ELEMENTS, ENERGY, ENERGY SOURCES, EVEN-ODD NUCLEI, FERMIONS, FUEL ELEMENTS, FUELS, HADRONS, HEAT RESISTING ALLOYS, HEAVY NUCLEI, IONIZING RADIATIONS, IRON ALLOYS, IRON BASE ALLOYS, ISOTOPES, KINETICS, NEUTRONS, NICKEL ALLOYS, NIOBIUM ADDITIONS, NONMETALS, NUCLEAR REACTION YIELD, NUCLEI, NUCLEONS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, PHYSICAL PROPERTIES, PLUTONIUM COMPOUNDS, PLUTONIUM ISOTOPES, PROBES, RADIATIONS, RADIOACTIVE MATERIALS, RADIOISOTOPES, REACTOR COMPONENTS, REACTOR MATERIALS, STEELS, TANTALUM ADDITIONS, THERMODYNAMIC PROPERTIES, TITANIUM ADDITIONS, TRANSURANIUM COMPOUNDS, URANIUM COMPOUNDS, YEARS LIVING RADIOISOTOPES
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1976
Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1976
AbstractAbstract
[en] The reaction behaviour of the UO2, Zircaloy-4 and austenitic steel core components was investigated as a function of temperature (till melting temperatures) under inert and oxidizing conditions. Component concentrations varied between that of Corium-A (65 wt.% UO2, 18% Zry, 17% steel) and that of Corium-E (35 wt.% UO2, 10% Zry, 55% steel). In addition, Zircaloy and stainless steel were used with different degrees of oxidation. The paper describes systematically the phases that arise during heating and melting. The integral composition of the melts and the qualitative as well as quantitative analysis of the phases present in solidified corium are given. In some cases melting points have been determined. The reaction and melting behaviour of the corium specimens strongly depends on the concentration and on the degree of oxidation of the core components. First liquid phases are formed at the Zry-steel interface at about 1,3500C. The maximum temperatures of about 2,5000C for the complete melting of the corium-specimens are well below the UO2 melting point. Depending on the steel content and/or degree of oxidation of Zry and steel, a homogeneous metallic or oxide melt or two immiscible melts - one oxide and the other metallic - are obtained. During the melting experiments performed under inert gas conditions the chemical composition of the molten specimens generally change by evaporation losses of single elements, especially of uranium, zirconium and oxygen. The total weight losses go up to 30%; under oxidizing conditions they are substantially smaller due to the occurrence of different phases. In air or water vapor, the occurrence of the phases and the melting behaviour of the core components are strongly influenced by the oxidation rate and the oxygen supply to the surface of the melt. In the case of the hypothetical core melting accident, a heterogeneous melt (oxide and metallic) is probable after the meltdown period. (orig./RW)
[de]
Es wurde das Reaktionsverhalten der Corekomponenten UO2, Zircaloy-4 und austenitischer Stahl in Abhaengigkeit von der Temperatur bis zum vollstaendigen Aufschmelzen unter inerten und oxidierenden Bedingungen untersucht. Die Konzentration der Komponenten variierte zwischen der von Corium-A (65 Gew.% UO2, 18% Zry, 17% Stahl) und Corium-E (35 Gew.% UO2, 10% Zry, 55% Stahl), das Zircaloy und der rostfreie Stahl kamen ausserdem in verschiedenen Oxidationsgraden zum Einsatz. Es wird in diesem Bericht die Phasenbildung waehrend der Aufheiz- und Schmelzperiode systematisch beschrieben. Insbesondere werden die integrale chemische Zusammensetzung der Schmelzen sowie die qualitative und quantitative chemische Zusammensetzung der in erstarrten Corium-Schmelzproben vorliegenden Phasen angegeben. Zum Teil wurden deren Schmelzpunkte bestimmt. Das Reaktions- und Schmelzverhalten der Corium-Proben haengt stark von der Konzentration und dem Oxidationsgrad der Corekomponenten ab. Erste fluessige Phasen koennen sich ab etwa 1.3500C an der Kontaktstelle Zry-Stahl bilden. Die max. Temperaturen zum vollstaendigen Aufschmelzen der Corium-Proben von ca. 2.5000C liegen deutlich unterhalb des UO2-Schmelzpunktes. Je nach Stahlgehalt und/oder Oxidationsgrad des Zry und Stahles erhaelt man eine homogene metallische oder oxidische Schmelze oder zwei nicht mischbare Schmelzen, eine oxidische und eine metallische. Waehrend der Schmelzexperimente unter inerten Bedingungen aendern sich i.a. die chemischen Zusammensetzungen der Schmelzproben durch Abdampfverluste einzelner Elemente, speziell von Uran, Zirkon und Sauerstoff. Die Gewichtsverluste betragen bis zu 30%; unter oxidierenden Versuchsbedingungen sind sie aufgrund anderer Phasenbildungen erheblich kleiner. Bei den Experimenten in Luft bzw. Wasserdampf haengen die Phasenbildung und das Schmelzverhalten der Corekomponenten entscheidend von der Oxidationsgeschwindigkeit der Komponenten bzw. von der Sauerstoffzufuhr zur Schmelzoberflaeche ab. Bei einem hypothetischen Coreschmelzenunfall ist nach der Abschmelzphase die Bildung einer heterogenen Schmelze (metallisch, oxidisch) der wahrscheinlichste Fall. (orig./RW)Original Title
Reaktions- und Schmelzverhalten der LWR-Corekomponenten UO2, Zirkaloy und Stahl waehrend der Abschmelzperiode
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Jul 1976; 65 p; 36 figs.; 13 tabs.; 28 refs.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
ACCIDENTS, ACTINIDE COMPOUNDS, ALLOYS, CARBON ADDITIONS, CHALCOGENIDES, DESIGN BASIS ACCIDENTS, DISPERSIONS, ENERGY SOURCES, FUELS, IRON ALLOYS, IRON BASE ALLOYS, KINETICS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, PHASE TRANSFORMATIONS, REACTOR ACCIDENTS, TIN ALLOYS, TRANSITION ELEMENT ALLOYS, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM OXIDES, ZIRCONIUM ALLOYS, ZIRCONIUM BASE ALLOYS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
AbstractAbstract
[en] The stress corrosion cracking (SCC) behavior of short tubular Zircaloy-4 specimens by the action of iodine (initial iodine concentration: 0.1 to 10 mg/cm$sup 3$) was investigated out-of-pile between 600 and 1100$degree$C under inert gas conditions. The Zircaloy cladding tube was used as-received and with an inner preliminary oxidation. Moreover, the influence of the uranium oxide (UO$sub 2$) oxygen potential on the SCC behavior was studied. The burst and creep-rupture tests (time-to-rupture $less than equivalent to$15 min) clearly show that the deformation behavior of Zircaloy cladding tubes below 850$degree$C is heavily influenced by the presence of iodine. A failure of Zircaloy tubes takes place that is characterized by little deformation as compared to reference specimens without iodine. With decreasing temperature, the burst strain is greatly reduced. Scanning electron microscope examinations of the rupture surfaces of the cladding tubes show that in the presence of iodine and at burst temperatures below 850$degree$C the cracks in the cladding material are mainly intergranular followed by ductile residual rupture. By contrast, iodine-free specimens are exclusively subject to ductile failure. 48 refs
Primary Subject
Secondary Subject
Source
4. symposium on zirconium in the nuclear industry; Stratford-on-Avon, UK; 27 - 29 Jun 1978; CONF-780637--
Record Type
Journal Article
Literature Type
Conference
Journal
American Society for Testing and Materials, Special Technical Publication; ISSN 0066-0558;
; (no.681); p. 409-428

Country of publication
ACCIDENTS, ACTINIDE COMPOUNDS, ALLOYS, CHALCOGENIDES, CHEMICAL REACTIONS, CORROSION, ELEMENTS, HALOGENS, MECHANICAL PROPERTIES, NONMETALS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, REACTOR ACCIDENTS, REACTORS, TIN ALLOYS, TRANSITION ELEMENT ALLOYS, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM OXIDES, WATER COOLED REACTORS, WATER MODERATED REACTORS, ZIRCALOY, ZIRCONIUM ALLOYS, ZIRCONIUM BASE ALLOYS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Goetzmann, O.; Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung1972
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung1972
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Untersuchungen mit simulierten Spaltprodukten und UO2 zum Vertraeglichkeitsverhalten von Brennstaeben
Primary Subject
Source
Jul 1972; 40 p; 265 figs.; 11 tabs.; 13 refs. With abstract in German and English.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hofmann, P.; Goetzmann, O.
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter1973
Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe (F.R. Germany). Projekt Schneller Brueter1973
AbstractAbstract
No abstract available
Original Title
Untersuchungen zum Reaktionsverhalten von Vanadinlegierungen mit simulierten Spaltprodukten in Gegenwart von UO2 und UC
Primary Subject
Secondary Subject
Source
Jan 1973; 73 p; 69 figs.; 7 tabs.; 9 refs. With abstract in German and English.
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
ANNEALING, BROMINE, BURNUP, CESIUM, CHEMICAL REACTIONS, ELECTRON PROBES, EMBRITTLEMENT, FISSION PRODUCTS, FUEL CANS, HIGH TEMPERATURE, IODINE, METALLOGRAPHY, MICROANALYSIS, MICROHARDNESS, MIXTURES, NUCLEAR FUELS, OXYGEN, PHOTOMICROGRAPHY, QUANTITY RATIO, SELENIUM, SIMULATION, TELLURIUM, URANIUM CARBIDES, URANIUM DIOXIDE, VANADIUM BASE ALLOYS, VERY HIGH TEMPERATURE, X RADIATION
ACTINIDE COMPOUNDS, ALKALI METALS, ALLOYS, CARBIDES, CHALCOGENIDES, DISPERSIONS, ELECTROMAGNETIC RADIATION, ELEMENTS, FUELS, HALOGENS, HARDNESS, HEAT TREATMENTS, ISOTOPES, MECHANICAL PROPERTIES, METALS, NONMETALS, OXIDES, PHOTOGRAPHY, PROBES, RADIATIONS, REACTOR MATERIALS, SEMIMETALS, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM OXIDES, VANADIUM ALLOYS
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
Hagen, S.; Hofmann, P.
Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Hauptabteilung Ingenieurtechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1987
Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Hauptabteilung Ingenieurtechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Material- und Festkoerperforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe G.m.b.H. (Germany, F.R.). Projekt Nukleare Sicherheit1987
AbstractAbstract
[en] Chemical interactions between UO2 fuel and Zircaloy cladding up to 2350degC are described. UO2/Zircaloy single effects tests have been performed with short LWR fuel rod segments in inert gas and under oxidizing conditions. The reaction kinetics of molten Zircaloy cladding with solid UO2 fuel has been investigated with UO2 crucibles containing molten Zircaloy. The UO2/Zircaloy reactions obey parabolic rate laws. The oxygen uptake by solid Zircaloy due to chemical interaction with UO2 occurs nearly as quickly as that from the reaction with steam or oxygen. To study the competing effects of the external and internal cladding oxidation under realistic boundary conditions and the influence of the uncontrolled temperature escalation due to the exothermic steam/Zircaloy reaction on the maximum cladding temperature, single rod and bundle experiments have been performed. Electrically heated fuel rod simulators, including absorber rod material (Ag, In, Cd alloy for PWR or B4C for BWR), guide tubes and grid spacers are used. (orig./HP)
[de]
Die chemischen Wechselwirkungen zwischen UO2-Brennstoff und Zircaloy-Huelle im Temperaturbereich bis ueber 2000degC werden beschrieben. UO2/Zircaloy Einzeleffekt-Untersuchungen wurden mit kurzen LWR Brennstababschnitten in Inertgas und unter oxidierenden Bedingungen durchgefuehrt. Die Reaktionskinetik geschmolzener Zircaloy-Huellrohre mit UO2-Brennstoff wurde an UO2 Tiegeln untersucht, die fluessiges Zircaloy enthielten. Die UO2/Zircaloy Reaktionen zeigen eine parabolische Zeitabhaengigkeit. Die Sauerstoffaufnahme im festen Zircaloy infolge der chemischen Wechselwirkung mit UO2 geschieht nahezu genau so schnell wie bei der Reaktion mit Dampf oder Sauerstoff. Fuer die Untersuchung der konkurrierenden Effekte der Wechselwirkung zwischen Huellrohr und UO2 und der Oxidation im Dampf unter realistischen Randbedingungen (Temperatureskalation), wurden Einzelstab- und Buendelexperimente durchgefuehrt. Hierfuer wurden elektrisch beheizte Brennstabsimulatoren einschliesslich Absorberstaebe (AgInCd fuer BWR oder B4C fuer SWR), Fuehrungsrohre und Abstandshalter verwendet. (orig./HP)Primary Subject
Secondary Subject
Source
Jun 1987; 62 p
Record Type
Report
Report Number
Country of publication
Reference NumberReference Number
INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue
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