Počet záznamů: 1
Creepové zkoušky zirkoniových povlakových tyčí jaderného paliva a jejich interpretace
- 1.
SYSNO ASEP 0582036 Druh ASEP C - Konferenční příspěvek (mezinárodní konf.) Zařazení RIV O - Ostatní Název Creepové zkoušky zirkoniových povlakových tyčí jaderného paliva a jejich interpretace Překlad názvu Creep tests of zirconium fuel cladding tubes and their interpretation Tvůrce(i) Sklenička, Václav (UFM-A) RID, ORCID
Kuchařová, Květa (UFM-A) RID, ORCID
Kloc, Luboš (UFM-A) RID, ORCID
Dvořák, Jiří (UFM-A) RID, ORCID
Král, Petr (UFM-A) RID, ORCID
Kvapilová, Marie (UFM-A) RID, ORCID
Vrtílková, V. (CZ)
Krejčí, J. (CZ)Celkový počet autorů 8 Zdroj.dok. Sborník z 18. konference Životnost komponent energetických zařízení, Srní, 17.-19. října 2023. - Plzeň : Západočeská univerzita v Plzni, 2023 / Polach P. ; Stuna L. ; Frank Netrvalová M. ; Chalupská M. - ISBN 978-80-261-1175-7 Rozsah stran s. 151-156 Poč.str. 6 s. Forma vydání Tištěná - P Akce Životnost komponent energetických zařízení /18./ Datum konání 17.10.2023 - 19.10.2023 Místo konání Srní Země CZ - Česká republika Typ akce EUR Jazyk dok. cze - čeština Země vyd. CZ - Česká republika Klíč. slova creep testing ; zirconium cladding alloys ; degradation mechanisms Vědní obor RIV JF - Jaderná energetika Obor OECD Nuclear related engineering Institucionální podpora UFM-A - RVO:68081723 Anotace Časově závislá plastická deformace-creep je jedním z nejdůležitějších degradačních faktorů, určujících životnost zirkoniových slitin, určených k pokrytí jaderného paliva vodou chlazených reaktorů v jaderné energetice. Příspěvek je věnován creepovým zkouškám povlakových tyčí slitiny Zr1%Nb (modifikace slitiny E110) používaných v reaktorech typu VVER. Vedle standardní creepové zkoušky při konstantním tahovém napětí bude demonstrována nestandardní speciální creepová zkušební metoda umožňující měření velmi malých creepových deformací při napětích blížících se reálným podmínkám namáhání v reálné praxi. Překlad anotace Time-dependent plastic deformation – creep is one of the most important degradation factors which govern the life of zirconium alloys used as fuel claddings materials in the light water reactor in nuclear power industry. This work aims to describe creep testing of Zr1%Nb (modified E110 alloy) cladding tubes used in the VVER-type reactor. In addition to a standard creep testing method under constant tensile test a nonstandard special creep testing method which has been developed to measure very small creep strains at stresses corresponding to the loading in real service. Pracoviště Ústav fyziky materiálu Kontakt Yvonna Šrámková, sramkova@ipm.cz, Tel.: 532 290 485 Rok sběru 2024
Počet záznamů: 1