Alloy E110(합금 E110)란 무엇입니까?
Alloy E110 합금 E110 - Calculations also showed that chromium metal has a greater stopping power compared to the zirconium-based alloy E110, which indicates an increased ability of chromium to withstand exposure to energetic fission fragments during reactor operation. [1] Reorientation of hydrides in the course of dry storage of spent nuclear fuel is a possible mechanism for the degradation of the properties of fuel claddings made of alloy E110 (Zr–1% Nb) based on spongy zirconium in VVER reactors. [2] This correlation allows for the statement on a reasonable basis that the [NH3]/[H2] ratio in the primary coolant of transport nuclear units is a fair indicator of the fact of general corrosion of zirconium alloys in the core having a structural member made of alloy E110. [3] It is also shown in this work that the threshold dose for the formation of -type dislocation loops in alloy E110 (under the specified irradiation conditions) does not exceed 5. [4] —The structure and properties of the surface layers of samples of alloy E110 (Zr–1 wt % Nb) have been studied after high-speed laser dispersion of powders of magnesium oxide and titanium dioxide. [5]계산에 따르면 크롬 금속은 지르코늄 기반 합금 E110에 비해 저지력이 더 큰 것으로 나타났습니다. 이는 원자로 작동 중에 강력한 핵분열 파편에 대한 노출을 견딜 수 있는 크롬의 능력이 증가했음을 나타냅니다. [1] 사용후핵연료의 건식 저장 과정에서 수소화물의 방향 전환은 VVER 원자로에서 해면상 지르코늄을 기반으로 하는 합금 E110(Zr-1% Nb)으로 만들어진 연료 피복재의 특성 저하에 대한 가능한 메커니즘입니다. [2] 이 상관관계는 수송용 원자로의 1차 냉각재의 [NH3]/[H2] 비율이 합금 E110. [3] 또한 이 작업에서 합금 E110(특정 조사 조건에서)에서 -형 전위 루프의 형성을 위한 임계 선량이 5를 초과하지 않는 것으로 나타났습니다. [4] - E110 합금(Zr-1wt% Nb) 샘플의 표면층 구조 및 특성은 산화마그네슘 및 이산화티타늄 분말의 고속 레이저 분산 후 연구되었습니다. [5]
Zirconium Alloy E110 지르코늄 합금 E110
The features of oxidation and hydrogenation of zirconium alloy E110 under electron and plasma irradiation in various conditions are studied. [1] Three directions of the establishment of accident tolerant fuel cladding for light water reactors are actively exploring at present: 1) replacement zirconium alloy E110 for more corrosion-resistant material in accident operation conditions; 2) surface dispersion hardening or doping of the zirconium cladding of fuel element; 3) deposition a corrosion-resistant coating to the fuel cladding. [2] The issue presents the results of studies of methods for increasing the corrosion resistance of fuel claddings made from zirconium alloy E110, performed at the SRC RF TRINITI, using coatings (Al, Al2O3, Cr) by pulsed laser deposition, as well as magnetron sputtering and galvanic deposition of chromium. [3] In this work, the results of the irradiation of untreated, preliminarily Ar+-bombarded and Cr-coated samples of zirconium alloy E110 (Zr-1%Nb) with deuterium atoms and ions of deuterium plasma were compared with the results of their exposure to superheated water steam (673 K, 11 MPa; 673 K, 0. [4] In the present study the Nd:YAG pulsed laser welding of zirconium alloy E110 was simulated using three-dimensional heat and fluid flow model. [5] This paper describes the influence of silicon carbide (SiC) coating on hydrogen sorption kinetics of zirconium alloy E110 (Zr-1Nb). [6]다양한 조건에서 전자 및 플라즈마 조사에 따른 지르코늄 합금 E110의 산화 및 수소화 특성을 연구합니다. [1] 현재 경수로용 사고 내성 핵연료 피복재의 세 가지 방향을 적극적으로 탐색하고 있습니다. 2) 연료 요소의 지르코늄 피복재의 표면 분산 경화 또는 도핑; 3) 연료 피복재에 부식 방지 코팅을 증착합니다. [2] 이번 호는 펄스 레이저 증착에 의한 코팅(Al, Al2O3, Cr)과 마그네트론 스퍼터링 및 크롬의 갈바닉 증착. [3] 이 연구에서, 중수소 원자 및 중수소 플라즈마 이온이 포함된 지르코늄 합금 E110(Zr-1%Nb)의 미처리, 예비 Ar+ 폭격 및 Cr 코팅 샘플을 과열된 플라즈마에 노출시킨 결과와 비교했습니다. 수증기(673K, 11MPa, 673K, 0. [4] 현재 연구에서 지르코늄 합금 E110의 Nd:YAG 펄스 레이저 용접은 3차원 열 및 유체 흐름 모델을 사용하여 시뮬레이션되었습니다. [5] 이 논문은 지르코늄 합금 E110(Zr-1Nb)의 수소 흡착 동역학에 대한 탄화규소(SiC) 코팅의 영향을 설명합니다. [6]