Magas nyomású, nyomottvizes atomreaktorok primer köri üzemi körülményeit korróziós szempontból modellező tesztsorozatot hajtottunk végre E110 és E110G cirkóniumgyűrűkön. A melegági és a hidegági környezetet modellező körülményeket autoklávban állítottuk elő, és összehasonlítottuk a korrózió sebességét. Négy különböző − a kampány bizonyos fázisaira jellemző − oldattal végeztük a kísérleteket. A burkolatmintákat maximálisan 112 napig kezeltük. Azonos idejű kezelés után az elektrolitikus gyártási technológiával készült E110 és a fémszivacsból előállított E110G burkolatok között látható különbség nem volt. Megállapítható, hogy a korrózió mindkét ötvözet esetén csekély mértékű volt a kampány fázisaira jellemző összetételű oldatokban.

Corrosion of zirconium cladding autoclave

Primary circuit operating conditions of high-pressure pressurized water reactor modelling test series were performed on corrosion-modeling zirconium rings, type E110 and E110G. Hot and cold leg environments were simulated in an autoclave and corrosion rates were compared. Four different solutions – specific to the phases of the campaign – were used for the experiment. The cladding samples were treated for a maximum of 112 days. There was no significant difference between E110 and E110G claddings after the same treatment time. It can be stated that the corrosion rate of both alloys was very low after the treatment in solutions characterized by the campaign.