Fizikai-kémiai Kutatócsoport

A nukleáris reaktorokban a fûtõelemek burkolata cirkónium ötvözetbõl készül, ezért ahhoz, hogy nagyobb igénybevételeket is elviseljenek (hosszabb üzemidõ, nagyobb kiégés, magasabb pH-jú hûtõközeg), a korróziós tulajdonságaikat kiterjedt elméleti és kísérleti vizsgálatoknak kell alávetni. A cirkónium magas hõmérsékletû hidrotermikus oxidációját és az oxidréteg tulajdonságait már korábban elemeztük in situ és ex situ módszerekkel. 2008-ban egy autoklávban magas hõmérsékletû oxidációs kísérletet hajtottunk végre egy mintadarab-sorozaton. Ezt követõen a sugárzás okozta károsodás oxidrétegre gyakorolt hatását tanulmányoztuk. Az új autoklávban lehetõség nyílik 500°C-ig felfûtött, szuperkritikus vízben való oxidációra, így adatokkal tudunk szolgálni a jövõ reaktorainak. A szuperkritikus víz szerkezetét részletesebben fel lehet térképezni a Budapesti Neutron Központban a Dinamikus Neutron Radiográfiai módszerrel.

A kísérleti megfigyeléseket numerikus szimulációk és a kémiai reakciók által vezérelt diffúziós folyamatok elméletének fejlesztése segíti.

Az üzemanyag burkolat oxidációjának tanulmányozása mellett a szennyezõanyagok szerkezeti anyagok felszínén, környezeti hõmérsékleten történõ felgyûlésének kinematikájának vizsgálata is részét képezi kutatási tevékenységünknek.