The shortcomings deriving from the use of Zirconium-based alloys as cladding materials in Light Water Reactors (LWR) have been enlightened by the tremendous consequences of Beyond Design Basis Accident, especially during Loss Of Coolant Accident (LOCA) scenarios. In this context, the global effort for increasing the safety and reliability of Generation II/III nuclear power plants has been recently oriented to the development and implementation of Accident Tolerant Fuels (ATF). A Long-Term Revolutionary approach, aimed at finding a valid alternative for replacing Zirconium-based alloys, has been undertaken. On the other hand, a Short-Term cost-effective Evolutionary approach have been suggested as to develop technologies for protection of standard claddings during normal operation and enhancement of the resistance to severe accidental conditions. In this thesis work, performed in the framework of European project IL TROVATORE, oxide ceramic materials with improved resistance to the harsh environment of the core of Pressurized Water Reactors (PWR) and potential capability of overcoming LOCA-related transient are identified by means of autoclave testing of polycrystalline specimens in simulated PWR corrosive medium. Moreover, Pulsed Laser Deposition (PLD) is employed as an advantageous technique for growing high-quality ceramic coatings, with strong adhesion and interfacial bonding. The feasibility of fabrication of candidate oxide coatings and their compatibility with the PWR primary water is assessed. Coatings of the most promising material have been deposited via an optimized PLD process and exposed to PWR-relevant conditions, demonstrating high corrosion performance. Additionally, a transition from non-crystalline to nano-crystalline structure which occurred during corrosion tests in the autoclave has been reported. The stability of the film to the prolonged exposure in the simulated PWR environment is achieved and the structural analysis is supported by X-Ray Diffraction, Raman Scattering Analysis and Scanning Electron Microscopy.

Le carenze derivanti dall’impiego di leghe metalliche a base di Zirconio come materiale per le incamiciature nei reattori ad acqua leggera sono state evidenziate dalle tremende conseguenze degli incidenti severi, specialmente in seguito all’incidente di perdita del refrigerante (LOCA). In questo contesto, l’impegno globale per incrementare la sicurezza e l’affidabilità degli impianti nucleari di seconda e terza generazione è stato recentemente orientato verso lo sviluppo e l’implementazione di combustibili ad alta resistenza agli incidenti (Accident Tolerant Fuels – ATF). L’approccio rivoluzionario a lungo termine ha lo scopo di individuare una valida alternativa per il rimpiazzo delle leghe a base di Zirconio. D’altro canto, un approccio evoluzionario a breve termine è stato suggerito, con l’obiettivo di sviluppare tecnologie a basso costo per il rivestimento e protezione delle attuali guaine in condizioni operative, incrementandone la resistenza a condizioni accidentali severe. In questo lavoro di tesi, condotto nell’ambito del progetto europeo IL TROVATORE, ossidi ceramici ad alta compatibilità con l’ambiente del nocciolo di un reattore ad acqua pressurizzata, e alto potenziale di resistenza in uno scenario LOCA sono stati identificati a seguito di test in autoclave statica. Inoltre, la Deposizione Laser Pulsato (PLD) è stata impiegata per la crescita di rivestimenti ceramici ad alta qualità, con eccellente adesione al substrato. La fattibilità del processo è stata verificata e i materiali proposti sono stati depositati e testati in ambiente acquoso. I rivestimenti del materiale più promettente, depositati mediante un processo PLD ottimizzato, hanno dimostrato una notevole resistenza a corrosione. La formazione di una fase nano-cristallina nel materiale costituente il rivestimento e la sua stabilità nell’ambiente simulato di un reattore ad acqua pressurizzata sono state confermate mediante analisi di diffrazione di raggi X, scattering Raman e microscopia elettronica a scansione.

Ceramic oxide coatings for accident tolerant fuel concept

CABRIOLI, MATTIA
2018/2019

Abstract

The shortcomings deriving from the use of Zirconium-based alloys as cladding materials in Light Water Reactors (LWR) have been enlightened by the tremendous consequences of Beyond Design Basis Accident, especially during Loss Of Coolant Accident (LOCA) scenarios. In this context, the global effort for increasing the safety and reliability of Generation II/III nuclear power plants has been recently oriented to the development and implementation of Accident Tolerant Fuels (ATF). A Long-Term Revolutionary approach, aimed at finding a valid alternative for replacing Zirconium-based alloys, has been undertaken. On the other hand, a Short-Term cost-effective Evolutionary approach have been suggested as to develop technologies for protection of standard claddings during normal operation and enhancement of the resistance to severe accidental conditions. In this thesis work, performed in the framework of European project IL TROVATORE, oxide ceramic materials with improved resistance to the harsh environment of the core of Pressurized Water Reactors (PWR) and potential capability of overcoming LOCA-related transient are identified by means of autoclave testing of polycrystalline specimens in simulated PWR corrosive medium. Moreover, Pulsed Laser Deposition (PLD) is employed as an advantageous technique for growing high-quality ceramic coatings, with strong adhesion and interfacial bonding. The feasibility of fabrication of candidate oxide coatings and their compatibility with the PWR primary water is assessed. Coatings of the most promising material have been deposited via an optimized PLD process and exposed to PWR-relevant conditions, demonstrating high corrosion performance. Additionally, a transition from non-crystalline to nano-crystalline structure which occurred during corrosion tests in the autoclave has been reported. The stability of the film to the prolonged exposure in the simulated PWR environment is achieved and the structural analysis is supported by X-Ray Diffraction, Raman Scattering Analysis and Scanning Electron Microscopy.
DI FONZO, FABIO
ING - Scuola di Ingegneria Industriale e dell'Informazione
16-apr-2019
2018/2019
Le carenze derivanti dall’impiego di leghe metalliche a base di Zirconio come materiale per le incamiciature nei reattori ad acqua leggera sono state evidenziate dalle tremende conseguenze degli incidenti severi, specialmente in seguito all’incidente di perdita del refrigerante (LOCA). In questo contesto, l’impegno globale per incrementare la sicurezza e l’affidabilità degli impianti nucleari di seconda e terza generazione è stato recentemente orientato verso lo sviluppo e l’implementazione di combustibili ad alta resistenza agli incidenti (Accident Tolerant Fuels – ATF). L’approccio rivoluzionario a lungo termine ha lo scopo di individuare una valida alternativa per il rimpiazzo delle leghe a base di Zirconio. D’altro canto, un approccio evoluzionario a breve termine è stato suggerito, con l’obiettivo di sviluppare tecnologie a basso costo per il rivestimento e protezione delle attuali guaine in condizioni operative, incrementandone la resistenza a condizioni accidentali severe. In questo lavoro di tesi, condotto nell’ambito del progetto europeo IL TROVATORE, ossidi ceramici ad alta compatibilità con l’ambiente del nocciolo di un reattore ad acqua pressurizzata, e alto potenziale di resistenza in uno scenario LOCA sono stati identificati a seguito di test in autoclave statica. Inoltre, la Deposizione Laser Pulsato (PLD) è stata impiegata per la crescita di rivestimenti ceramici ad alta qualità, con eccellente adesione al substrato. La fattibilità del processo è stata verificata e i materiali proposti sono stati depositati e testati in ambiente acquoso. I rivestimenti del materiale più promettente, depositati mediante un processo PLD ottimizzato, hanno dimostrato una notevole resistenza a corrosione. La formazione di una fase nano-cristallina nel materiale costituente il rivestimento e la sua stabilità nell’ambiente simulato di un reattore ad acqua pressurizzata sono state confermate mediante analisi di diffrazione di raggi X, scattering Raman e microscopia elettronica a scansione.
Tesi di laurea Magistrale
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/10589/145962