Polykrystalická diamantová vrstva chránící povrch zirkonových slitin M5

0448125 - FZÚ 2016 RIV cze P1 - Užitný vzor, průmyslový vzor
Kratochvílová, Irena - Fendrych, František
Polykrystalická diamantová vrstva chránící povrch zirkonových slitin M5.
[Zirconium M5 alloy surface protecting polycrystalline diamond layer.]
2015. Vlastník: Fyzikální ústav AV ČR, v. v. i. Datum udělení vzoru: 17.03.2015. Číslo vzoru: 27964
Grant CEP: GA TA ČR TA04020156
Institucionální podpora: RVO:68378271
Klíčová slova: polycrystalline diamond layer * zirconium alloys
Obor OECD: Nuclear related engineering
https://isdv.upv.cz/doc/FullFiles/UtilityModels/FullDocuments/FDUM0027/uv027964.pdf

Povrch zirkonových slitin M5 je třeba chránit před korozí zejména v prostředí vysokoteplotní vodní páry . Slitiny M5 (Zr, Nb 0.8 - 1.2 hmot %, Fe < 500 ppm, O 0.11 - 0.16 hmot%, S 10-35 ppm) jsou standarně vystavovány vysokému tlaku, teplotě a specifickému parnímu prostředí. Je třeba zabránit korozi povrchu zirkonové slitiny M5 a omezit reakci mezi povrchem slitiny M5 a vodní párou. Zejména v parním prostředí při teplotách nad 800 °C dochází k tzv. vysokoteplotní korozi, čehož následkem může být mechanické selhání systému. Jedná se o silně exotermickou a vysoce autokatalytickou reakci mezi povrchem zirkonové slitiny a vodní párou, během které dochází již ke značné disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a uvolnění velkého množství tepla.

Zirconium alloys can be effectively protected against corrosion by polycrystalline diamond (PCD) layers grown in microwave plasma enhanced linear antenna chemical vapor deposition apparatus. Standard and hot steam oxidized PCD layers grown on Zircaloy2 surfaces and the specific impact of Zircaloy2 substrate surface on PCD layer properties was investigated. It was found that the presence of the PCD coating blocks hydrogen diffusion into the Zr surface and protects Zr material from degradation. PCD anticorrosion protection of Zircaloy2 can significantly prolong life of Zircaloy2 material in nuclear reactors even at temperatures above Zr phase transition temperatures.
Trvalý link: http://hdl.handle.net/11104/0249849