An evaluation of high-temperature creep of zirconium alloys : data versus models

DSpace Repository

An evaluation of high-temperature creep of zirconium alloys : data versus models

Show simple item record

Full item record

dc.contributor.author Massih, Ali R
dc.date.accessioned 2011-09-13T12:34:31Z
dc.date.available 2011-09-13T12:34:31Z
dc.date.issued 2014 en_US
dc.identifier.citation 60 en_US
dc.identifier.issn 2000-0456
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/2043/12429
dc.description Stationära krypdata för obestrålad Zircaloy-4 och Zr1%Nb, som används i kapslingsrör till kärnbränslestavar i lättvattenreaktorer, rapporterade i litteraturen, har prövats på nytt. De beaktade kryptesterna utfördes i temperaturintervallet från 923 till 1873 K i inert miljö täckande samtliga stabila fasområden hos zirkoniumlegeringar: α, (α + β) och β som funktion av pålagd spänning. Resultat från modellberäkningar och mätdata jämförs, varvid den relativa skillnaden mellan uppmätta och beräknade värden på kryphastighet kvantifieras för en serie av tester. Modeller som beaktas är sådana som används eller skulle kunna användas i datorprogram för uppskatting av bränslestavbeteende under förhållanden rådande vid en olycka orsakad av kylmedelsförlust i lättvattenreaktorer. en_US
dc.description.abstract The steady-state creep data of as-received Zircaloy-4 and Zr-1wt%Nb used as fuel cladding materials in light water reactors, reported in the literature, have been reap- praised. The considered creep tests were conducted in the temperature range from 923 to 1873 K in inert environment covering all the solid-state zirconium alloy stable phase domains: α, (α + β) and β as a function of applied stress. The results of model cal- culations and measured data are compared, where the relative difference between the measured and calculated creep rate values are quantified for a series of tests. The mod- els considered are those used or can be used in predictive computer codes for fuel rod behaviour under loss-of-coolant accident conditions in light water reactors. en_US
dc.language.iso eng en_US
dc.publisher Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) en_US
dc.relation.ispartofseries SSM;2014:20
dc.subject High temperature creep en_US
dc.subject Zirconium alloys en_US
dc.subject.classification Sciences en_US
dc.title An evaluation of high-temperature creep of zirconium alloys : data versus models en_US
dc.type Report en_US
dc.identifier.paperprint 0 en_US
dc.contributor.department Malmö University. School of Technology en
dc.subject.srsc Research Subject Categories::NATURAL SCIENCES en_US
dc.identifier.url http://www.stralsakerhetsmyndigheten.se/Publikationer/Rapport/Sakerhat-vid-karnkraftverken/2014/201420
 Find Full text

Files for download

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record

Search


Browse

My Account

Statistics