A reaktor teljesítményüzemi körülményeit autoklávban szimuláltuk 300°C hőmérsékleten és 86 bar nyomáson. A felhasznált oldatok a leállított reaktorra, illetve a kampány különböző szakaszaira jellemzőek. A hosszú idejű kezeléseket E110, E110G és B523 jelű cirkóniumból (Zr) készült gyűrűmintákon végeztük. Az így korróziónak kitett ötvözetek morfológiai változásait vizsgáltuk pásztázó elektronmikroszkóppal és visszaszórt-elektron-diffrakciós (EBSD) térképezéssel. A morfológiai változások összehasonlító elemzését ötvözettípus és oldatfajta szerint végeztük el. Megállapítottuk, hogy az E110 és E110G anyagok lényegesen ellenállóbbak, mint a B523, közöttük is az E110G ötvözetet találtuk a legellenállóbbnak. Az EBSD vizsgálatok a Zr polírozásának nehézsége és a felületen kialakult más fázisok keménysége miatt még folyamatban vannak.

Microstructure study of zirconium samples treated in high pressure autoclave

Reactor operating conditions were simulated in an autoclave at 300 °C and 86 bar. The applied solutions are typical for a reactor which has been shut down or for different stages during the cycle. Long-term treatments were performed on zirconium (Zr) ring samples of E110, E110G and B523 alloys. Morphological changes of Zr alloys exposed to corrosion were investigated by scanning electron microscopy and backscattered electron diffraction (EBSD) mapping. Comparative analysis of morphological changes by alloy type and solution type was performed. We found that E110 and E110G materials are significantly more resistant than B523 and demonstrated that E110G is the most resistant. EBSD tests are still ongoing due to the difficulty of polishing of Zr and the hardness of other phases generated on the surface