Informacja

Drogi użytkowniku, aplikacja do prawidłowego działania wymaga obsługi JavaScript. Proszę włącz obsługę JavaScript w Twojej przeglądarce.

Wyszukujesz frazę "nuclear cladding" wg kryterium: Temat


Wyświetlanie 1-2 z 2
Tytuł:
Dynamic Charge Carrier Transport Behaviors in Zirconium Oxide for Nuclear Cladding Materials
Autorzy:
Park, Il-Kyu
Lee, Sang-Seok
Mok, Yong Kyoon
Jeon, Chan-Woo
Kim, Hyun-Gil
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/351043.pdf
Data publikacji:
2020
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
zirconium
nuclear cladding
Zr oxide
capacitance-voltage
current-voltage
Opis:
Dynamic charge carrier transport behavior in the zirconium (Zr) oxide was investigated based on the frequency-dependent capacitance-voltage (C-V) and temperature-dependent current-voltage (I-V) measurements. The Zr oxide was formed on the ZIRLO and newly developed zirconium-based alloy (NDZ) by corrosion in the PWR-simulated loop at 360°C. The corrosion test for 90 days showed that the NDZ exhibits better corrosion resistance than ZIRLO alloy. Based on the C-V measurement, dielectric constant values for the Zr oxide was estimated to be 11.28 and 11.52 for the ZIRLO and NDZ. The capacitance difference between low and high frequency was larger in the ZIRLO than in the NDZ, which was attributed to more mobile electrical charge carriers in the oxide layer on the ZIRLO alloy. The current through the oxide layers on the ZIRLO increased more drastically with increasing temperature than on the NDZ, which indicating that more charge trap sites exist in the ZIRLO than in NDZ. Based on the dynamiccharge carrier transport behavior, it was concluded that the electrical charge carrier transport within the oxide layers was closely related with the corrosion behavior of the Zr alloys.
Źródło:
Archives of Metallurgy and Materials; 2020, 65, 3; 1063-1067
1733-3490
Pojawia się w:
Archives of Metallurgy and Materials
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
Tytuł:
Characterization of Cladding Hull Wastes from Used Nuclear Fuels
Charakterystyka odpadów z okładzin reaktora wodnego ciśnieniowego
Autorzy:
Kang, K. H.
Lee, C. H.
Jeon, M. K.
Han, S. Y.
Park, G. I.
Hwang, S.-M.
Powiązania:
https://bibliotekanauki.pl/articles/357036.pdf
Data publikacji:
2015
Wydawca:
Polska Akademia Nauk. Czytelnia Czasopism PAN
Tematy:
used nuclear fuels
metal waste
cladding hulls
zircaloy
radioactivity
reaktor wodny ciśnieniowy
odpady metalowe
odpady z okładzin
radioaktywność
Opis:
Used cladding hulls from pressurized water reactor (PWR) are characterized to provide useful information for the treatment and disposal of cladding hull wastes. The radioactivity and the mass of gamma emitting nuclides increases with an increase in the fuel burn-up and their removal ratios are found to be more than 99 wt.% except Co-60 and Cs-137. In the result of measuring the concentrations of U and Pu included in the cladding hull wastes, most of the residues are remained on the surface and the removal ratio of U and Pu are revealed to be over 99.98 wt.% for the fuel burn-up of 35,000 MWd/tU. An electron probe micro-analyzer (EPMA) line scanning shows that radioactive fission products are penetrated into the Zr oxide layer, which is proportional to the fuel burn-up. The oxidative decladding process exhibits more efficient removal ratio of radionuclides.
Źródło:
Archives of Metallurgy and Materials; 2015, 60, 2B; 1199-1203
1733-3490
Pojawia się w:
Archives of Metallurgy and Materials
Dostawca treści:
Biblioteka Nauki
Artykuł
    Wyświetlanie 1-2 z 2

    Ta witryna wykorzystuje pliki cookies do przechowywania informacji na Twoim komputerze. Pliki cookies stosujemy w celu świadczenia usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Twoim komputerze. W każdym momencie możesz dokonać zmiany ustawień dotyczących cookies