Evolution of microstructure and nanoscale chemistry of Zircaloy-2-type alloys during nuclear reactor operation
Doktorsavhandling, 2022
Zirconium alloys are used as fuel cladding tubes in nuclear reactors. During reactor operation, these alloys are degraded by corrosion, hydrogen pickup (HPU), and radiation-induced growth, processes influenced by the alloying elements. The alloy Zircaloy-2, which contains Sn, Fe, Cr, Ni, and O as alloying elements, is commonly used in boiling water reactors (BWRs). This thesis deals with atom probe tomography (APT) investigations of Zircaloy-2 and a similar model alloy, Alloy 2, before and after up to nine years of BWR operation. Alloy 2 contains more Fe and Cr and exhibits lower corrosion and HPU.
Less than 10 wt ppm each of Fe, Cr, and Ni was observed in the matrix of as-produced Zircaloy-2 and Alloy 2 of commercial heat treatment, a consequence of very low solubility and formation of second phase particles (SPPs). After reactor exposure, these elements were found in nanoscale clusters that were located at radiation-induced 〈a〉-type dislocation loops. The amount of Fe, Cr, and Ni in clusters increased with increasing fluence. There were two main types of clusters, spheroidal Fe–Cr clusters and disc-shaped Fe–Ni clusters. On average there were no large differences in clusters before and after acceleration in degradation, only small increases in cluster number density, cluster size, and cluster Cr content. 〈c〉-component loops decorated with Sn, Fe, and Ni were observed after but not before acceleration in degradation. Sn formed a network-like structure. No differences in cluster and matrix chemistry between Zircaloy-2 and Alloy 2 were observed after reactor exposure, indicating that the improved properties of Alloy 2 are related to additional Fe and Cr being located in SPPs.
It was possible to analyse the materials using voltage-pulsed APT. Voltage pulsing was needed to reliably determine Fe–Ni cluster composition and shape. Fe–Cr clusters were observed also using laser-pulsed APT. Focused-ion-beam (FIB) preparation of APT specimens at room temperature resulted in phase transformation from α-Zr to γ-hydride, whereas cryo-FIB preparation did not. The average number of ions detected before specimen fracture was higher for γ-hydride specimens. There were no significant differences in clustering of Fe, Cr, and Ni between α-Zr and γ-hydride specimens.
Less than 10 wt ppm each of Fe, Cr, and Ni was observed in the matrix of as-produced Zircaloy-2 and Alloy 2 of commercial heat treatment, a consequence of very low solubility and formation of second phase particles (SPPs). After reactor exposure, these elements were found in nanoscale clusters that were located at radiation-induced 〈a〉-type dislocation loops. The amount of Fe, Cr, and Ni in clusters increased with increasing fluence. There were two main types of clusters, spheroidal Fe–Cr clusters and disc-shaped Fe–Ni clusters. On average there were no large differences in clusters before and after acceleration in degradation, only small increases in cluster number density, cluster size, and cluster Cr content. 〈c〉-component loops decorated with Sn, Fe, and Ni were observed after but not before acceleration in degradation. Sn formed a network-like structure. No differences in cluster and matrix chemistry between Zircaloy-2 and Alloy 2 were observed after reactor exposure, indicating that the improved properties of Alloy 2 are related to additional Fe and Cr being located in SPPs.
It was possible to analyse the materials using voltage-pulsed APT. Voltage pulsing was needed to reliably determine Fe–Ni cluster composition and shape. Fe–Cr clusters were observed also using laser-pulsed APT. Focused-ion-beam (FIB) preparation of APT specimens at room temperature resulted in phase transformation from α-Zr to γ-hydride, whereas cryo-FIB preparation did not. The average number of ions detected before specimen fracture was higher for γ-hydride specimens. There were no significant differences in clustering of Fe, Cr, and Ni between α-Zr and γ-hydride specimens.
Zircaloy-2
Nuclear fuel cladding
Atom probe tomography
Zirconium alloys
Clustering
Dislocation loops
Radiation effects
Boiling water reactor
PJ, Kemigården 1
Opponent: Associate Professor Paraskevas Kontis, Norges teknisk-naturvetenskapelige universitet (NTNU), Trondheim, Norway
Författare
Johan Eriksson
Chalmers, Fysik, Mikrostrukturfysik
An atom probe tomography study of the chemistry of radiation-induced dislocation loops in Zircaloy-2 exposed to boiling water reactor operation
Journal of Nuclear Materials,;Vol. 550(2021)
Artikel i vetenskaplig tidskrift
Nanoscale chemistry of Zircaloy-2 exposed to three and nine annual cycles of boiling water reactor operation — an atom probe tomography study
Journal of Nuclear Materials,;Vol. 561(2022)
Artikel i vetenskaplig tidskrift
Eriksson, J., Andrén, H.-O., Limbäck, M., Thuvander, M., Abolhassani, S., Microstructure development of Zircaloy-2 of type LK3/L during service in the Leibstadt BWR: A review
Eriksson, J., Mayweg, D., Sundell, G., Andrén, H.-O., Thuvander, M., Solute Concentrations in the Matrix of Zirconium Alloys Studied by Atom Probe Tomography
Eriksson, J., Mayweg, D., Andrén, H.-O., Thuvander, M., An atom probe tomography investigation of two Zircaloy-2-type alloys with different Fe and Cr content exposed to boiling water reactor operation
Focused Ion Beam induced hydride formation does not affect Fe, Ni, Cr-clusters in irradiated Zircaloy-2
Journal of Nuclear Materials,;Vol. 581(2023)
Artikel i vetenskaplig tidskrift
Kärnkraft står för cirka en tiondel av världens elproduktion och är bland de storskaliga elproduktionsmetoder som har lägst markanvändning, lägst påverkan på ekosystem, lägst koldioxidutsläpp och lägst påverkan på mänsklig hälsa. Kärnkraft är sålunda ett attraktivt alternativ för att möta en del av jordens ökande befolknings förväntade högre elanvändning.
I nästan alla kärnkraftsreaktorer består kärnbränslet av små pellets av urandioxid. Dessa pellets är placerade i cirka fyra meter långa rör som är tillverkade av metallen zirkonium med små tillsatser av andra metaller, till exempel tenn, järn, krom och nickel. Energi alstras genom kärnklyvning av uranet. Denna energi leds som värme genom zirkoniumrören och värmer reaktorns kylvatten som strömmar på utsidan av rören och sedan används för att driva en ångturbin som driver en generator som producerar el. Zirkoniummaterialen är alltså en barriär mellan kärnbränslet och kylvattnet. I varje reaktor finns det tiotusentals zirkoniumrör.
Under reaktorns drift försämras zirkoniumrörens egenskaper på grund av korrosion från kylvattnet och neutronbestrålning från kärnklyvningen. Denna försämring leder till att rören och bränslet behöver bytas ut med några års mellanrum. På så sätt begränsas hur mycket av bränslets energiinnehåll som kan nyttjas. Om det går att utveckla zirkoniumrör som håller längre skulle det vara möjligt att använda bränslet mer effektivt och därmed använda jordens uranresurser mer effektivt samtidigt som mindre radioaktivt avfall bildas. En bättre förståelse för de processer som leder till de försämrade egenskaperna skulle underlätta arbetet med att utveckla bättre zirkoniumrör.
I denna avhandling presenteras undersökningar som gjorts för att förstå vad som händer i zirkoniumrör under reaktordrift. Den analysmetod som använts kallas atomsondstomografi och kan med nästan atomär upplösning ge information om hur olika ämnen är fördelade i små nålformade prover som inte är längre än en tusendels millimeter. Resultaten visar hur tenn, järn, krom och nickel har omfördelats på grund av neutronbestrålningen i reaktorn och ger information som ökar den detaljerade förståelsen för hur zirkoniumrörens egenskaper försämras. Dessutom har nya insikter som kan vara till nytta vid framtida atomsondsundersökningar av zirkoniummaterial erhållits.
I nästan alla kärnkraftsreaktorer består kärnbränslet av små pellets av urandioxid. Dessa pellets är placerade i cirka fyra meter långa rör som är tillverkade av metallen zirkonium med små tillsatser av andra metaller, till exempel tenn, järn, krom och nickel. Energi alstras genom kärnklyvning av uranet. Denna energi leds som värme genom zirkoniumrören och värmer reaktorns kylvatten som strömmar på utsidan av rören och sedan används för att driva en ångturbin som driver en generator som producerar el. Zirkoniummaterialen är alltså en barriär mellan kärnbränslet och kylvattnet. I varje reaktor finns det tiotusentals zirkoniumrör.
Under reaktorns drift försämras zirkoniumrörens egenskaper på grund av korrosion från kylvattnet och neutronbestrålning från kärnklyvningen. Denna försämring leder till att rören och bränslet behöver bytas ut med några års mellanrum. På så sätt begränsas hur mycket av bränslets energiinnehåll som kan nyttjas. Om det går att utveckla zirkoniumrör som håller längre skulle det vara möjligt att använda bränslet mer effektivt och därmed använda jordens uranresurser mer effektivt samtidigt som mindre radioaktivt avfall bildas. En bättre förståelse för de processer som leder till de försämrade egenskaperna skulle underlätta arbetet med att utveckla bättre zirkoniumrör.
I denna avhandling presenteras undersökningar som gjorts för att förstå vad som händer i zirkoniumrör under reaktordrift. Den analysmetod som använts kallas atomsondstomografi och kan med nästan atomär upplösning ge information om hur olika ämnen är fördelade i små nålformade prover som inte är längre än en tusendels millimeter. Resultaten visar hur tenn, järn, krom och nickel har omfördelats på grund av neutronbestrålningen i reaktorn och ger information som ökar den detaljerade förståelsen för hur zirkoniumrörens egenskaper försämras. Dessutom har nya insikter som kan vara till nytta vid framtida atomsondsundersökningar av zirkoniummaterial erhållits.
Styrkeområden
Energi
Materialvetenskap
Ämneskategorier
Materialkemi
Annan materialteknik
Metallurgi och metalliska material
Korrosionsteknik
Infrastruktur
Chalmers materialanalyslaboratorium
ISBN
978-91-7905-734-3
Doktorsavhandlingar vid Chalmers tekniska högskola. Ny serie: 5200
Utgivare
Chalmers
PJ, Kemigården 1
Opponent: Associate Professor Paraskevas Kontis, Norges teknisk-naturvetenskapelige universitet (NTNU), Trondheim, Norway