تأثیر عملیات اسیدشویی و آندی کردن بر رفتار خوردگی غلاف‌های سوخت VVER

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

شرکت سوره، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1957-81465، اصفهان ـ ایران

چکیده

اخیراً استفاده از آلیاژ زیرکنیم- نیوبیم آندی نشده به عنوان غلاف میله‌های سوخت VVER-1000ها مطرح شده است. در این راستا، به منظور بررسی تأثیر عملیات اسیدشویی و آندی کردن بر رفتار خوردگی غلاف‌های تولید شده در شرکت سوخت رآکتورهای هسته‌ای (سوره) مطالعه‌هایی انجام شد. غلاف سوخت Nb%1-Zr در شرکت سوره در شرایط مختلف بدون عملیات سطحی، سنباده خورده و اسیدشویی شده؛ سنباده خورده و آندی شده، اسیدشویی و آندی شده تولید شد. نمونه‌های مرجع نیز در حالت‌های مختلف برای مقایسه‌ی بهتر نتیجه‌ها مورد استفاده قرار گرفتند. از دستگاه مختصات ابعادی (CMM) برای اندازه‌گیری ابعاد، میکروسکوپ الکترون پویشی (SEM) برای تعیین ضخامت لایه‌ی اکسیدی، پراش پرتو ایکس (XRD) برای تعیین ماهیت لایه‌ی اکسیدی و اتوکلاو برای تعیین میزان خوردگی استفاده شد. یافته‌ها نشان داد که خوردگی به شدت متأثر از عملیات سطحی انجام شده روی نمونه‌ها است و ریزساختار در درجه‌ی دوم اهمیت قرار دارد. نوع اکسایش بعد از عملیات اسیدشویی یا اسیدشویی و آندی کردن کاملاً متفاوت از نوع اکسایش نمونه‌های سنباده خورده است. فرایند آندی کردن بعد از عملیات اسیدشویی تقریباً مقاومت خوردگی را نسبت به نمونه‌ای که تنها اسیدشویی شده است تا دو برابر بهبود بخشید. وجود لایه‌ی اکسیدی خاکستری روی نمونه‌های سنباده خورده به حضور غالب فاز زیرکنیای مونوکلینیک نسبت داده می‌شود که مقاومت خوردگی کم‌تری نسبت به فاز چهارگوشه‌ای دارد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Effect of Pickling and Anodizing on Corrosion Behavior of VVER fuel Clads

نویسندگان [English]

  • Mahdi Dadfar
  • M Ansaripour
  • A Heidarpour
  • Z Arasteh
چکیده [English]

Recently, it has been declared that fuel rods do not need to be anodized for the usage in VVER reactors. In this regard, some studies were planned to investigate the effects of pickling and anodizing treatments on corrosion behaviour of the fuel clads produced by Sooreh company. For this reason, different surface treated samples of as-received, grinded, pickled, grinded and anodized, and pickled and anodized were prepared. The Russian fuel clads in some equal conditions were also employed for comparisons. The results revealed that corrosion behaviour is completely effected by the surface treatment, and microstructure properties have less impact. The oxidation type in the pickled, and pickled and anodized samples are absolutely different from the grinded samples. The anodizing treatment after pickling nearly increases the corrosion resistance by two times in comparison to just pickled ones. The presence of grey oxide layer on the grinded samples are attributed to Monoclinic zirconia which has less corrosion resistance to Tetragonal zirconia.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Zirconium clad
  • Surface treatment
  • Corrosion resistance

 [1] T.R. Allen, R.J.M. Konings, A.T. Motta, Corrosion of Zirconium Alloys, Comprehensive Nuclear Materials, Oxford: Elsevier, (2012) 49-68.

 [2] ASM Handbook, Surface engineering, 5, Surface Cleaning, Finishing, and Coating (1996).

 [3] J.S. Forster, P.S. Philli, T.K. Di Alexander, R.L. Tapping, T. Laursen, J.R. Leslie, The effect of anodic oxidation on near-surface deuterium in Zr-2.5 wt.% Nb. Nuclear Instruments and ethods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, 48(1-4) (1990) 4.

 [4] G.A. McRae, M.A. Maguire, C.A. Jeffrey, D.A. Guzonas, C.A. Brown, A comparison of fractal dimensions determined from atomic force microscopy and impedance spectroscopy of anodic oxides on Zr–2.5Nb, Applied Surface Science, 191(1-4) (2002) 10.

 [5] F. Rosalbino, D. Maccio, A. Saccone, E. Angelini, Effect of Nb alloying additions on the characteristics of anodic oxide films on zirconium and their stability in NaOH solution, Journal of Solid State Electrochemistry, 14(8) (2010) 5.

 [6] A. Nikulina, S. Shishov, B. Cox, F. Garzalli, P. Rudling, Manufacturing of Zr-Nb Alloys, ZIRAT-special topic report (2006). 

[7] International Atomic Energy Agency, Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants, IAEA-TECDOC-996, Vienna January (1998).

 [8] J. Godlewski, J.P. Gross, M. Lambertin, M. Wadier, J.F. Weidinger, Proceedings of 9th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM-STP, 1132 (1991) 416.

 [9] D. Pecheur, J. Godlewski, J. Peybernes, L. Fayette, M. Noe, A. Frichet, O. Kerrec, Proceedings of 12th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP, 1354 (1998) 793.

 [10] J. Lin, H. Li, C. Nam, J.A. Szpunar, Analysis on volume fraction and crystal orientation relationship of monoclinic and tetragonal oxide grown on Zr–2.5Nb alloy, Journal of Nuclear Materials, 334 (2004) 200–206.

 [11] K.H. Ewald, U. Anselmi-Tamburini, Z.A. Munir, Combustion of zirconium powders in oxygen, Materials Science and Engineering A, 291 (2000) 118–130.

 [12] H. Frank, Transport properties of zirconium alloy oxide films, Journal of Nuclear Materials, 306 (2002) 85–98.