Understanding Radiation Damage in Zircaloy-4 for Current and Future Nuclear Applications

了解当前和未来核应用中 Zicaloy-4 的辐射损伤

基本信息

  • 批准号:
    2445678
  • 负责人:
  • 金额:
    --
  • 依托单位:
  • 依托单位国家:
    英国
  • 项目类别:
    Studentship
  • 财政年份:
    2020
  • 资助国家:
    英国
  • 起止时间:
    2020 至 无数据
  • 项目状态:
    已结题

项目摘要

Zircaloy-4 is a Zr-based alloy of major importance for nuclear fuel cladding in pressurised water reactors. Under irradiation at high temperatures, it develops microstructural defects including dislocation loops and gas bubbles. Hydrides can also develop due to aqueous corrosion. Such defects can have significant effects on the performance of the material and hence needs to be accurately quantified for the continued use and future development of reactor technologies incorporating such alloys into their design. This PhD project will support a fledging collaboration with Rolls Royce (who will provide Zircaloy-4 samples) which has emerged from the Horizon 2020 "IL TROVATORE" project.
锆洛伊-4是一种基于ZR的合金,对于加压水反应堆中的核燃料覆层具有重要意义。在高温下的照射下,它会形成微结构缺陷,包括位错环和气泡。由于水性腐蚀,氢化物也可以发展。这种缺陷可以对材料的性能产生重大影响,因此需要准确量化,以继续使用和未来开发将这种合金纳入其设计的反应堆技术。该博士学位项目将支持与Rolls Royce(将提供锆洛伊-4样本)的合作,该合作已从Horizo​​n 2020“ Il Trovatore”项目中出现。

项目成果

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