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Korrosionsprobleme bei gas‐ oder wassergekühlten Reaktoren
Author(s) -
Čihal Vladimir,
Rýypar Vratislav
Publication year - 1962
Publication title -
materials and corrosion
Language(s) - German
Resource type - Journals
SCImago Journal Rank - 0.487
H-Index - 55
eISSN - 1521-4176
pISSN - 0947-5117
DOI - 10.1002/maco.19620130102
Subject(s) - beryllium , chemistry , art , nuclear chemistry , metallurgy , materials science , organic chemistry
Abstract In dieser Abhandlung wurde die Korrosionsproblematik in heterogenen, durch Kohlendioxyd oder Wasser gekühlten Kernreaktoren zusammengefaßt. Im Laufe des Betriebes erfährt das Wärmeaustauschmittel verschiedene Veränderungen; auf Grund deren Analyse werden die Korrosionsbedingungen beschrieben. Als Konstruktionswerkstoffe für das Milieu des Druckkohlendioxyds werden zur Zeit überwiegend Legierungen von Magnesium, Beryllium und legierte Stähle benutzt. Mit den klassischen Magnesium‐legierungen des Types Magnox kann nur bis zu Temperaturen van 430 bis 460° C gerechnet werden. Für höhere Temperaturen müssen Beryllium, eventuell korrosionsfeste Stähle benutzt werden. Genügende Beständigkeit im Wasser bei 300° C zeigen Legierungen von Aluminium mit Nickel Legierungen von Zirkonium des Types Zircaloy und Ozhenit, die im Vergleich mit dem nichtlegierten Metall der katastrophalen Korrosion nicht unterliegen. Sehr gut bewähren sich im Wasser bis zu einer Temperatur von 360° C austenitische antikorrosive Stähle.