Inledning
Zircaloy BCR-276 (Zirc-4) är ett certifierat referensmaterial från Europeiska kommissionen. Zirkaloy är ett vanligt pläteringsmaterial i termiska reaktorer på grund av sitt låga tvärsnitt för absorption av termiska neutroner och sina utmärkta termiska och mekaniska egenskaper. Under den jordbävning/tsumanirelaterade olyckan vid kärnkraftverket Fukushima-Daiichi i Japan samlades vätgas under byggnadens tak och antändes. Ett sätt att producera väte under dessa extraordinära förhållanden skulle kunna vara att följa den relativt enkla kemiska reaktionen (1):
Zr + 2H2O--> ZrO2 + 2H2 + ΔH
För att bekräfta denna reaktion utfördes några preliminära experiment som beskrivs nedan.
Experimentell
En NETZSCH STA 449 F3 Jupiter® var utrustad med en vattenångugn och en QMS masspektrometer QMS 403 Aeolos. Tre cylindrar från BCR-276 (provvikt ca 600 mg) placerades på en aluminiumoxidplatta på en TG-provbärare. Proverna upphettades med 5 och 10 K/min under N2 och vattenånga till 1050°C. Intensiteterna av vatten och väte övervakades med masspektrometern.
Resultat och diskussion
Figur 1 visar TG-kurvan (massförändring) och intensiteterna för väte och vatten mot temperaturen för mätningen med 10 K/min. Efter att viktökningen på grund av OxideringOxidation kan beskriva olika processer i samband med termisk analys.oxidation påbörjats ökar även vätgasnivån.
Samtidigt som vätgasen ökar minskar vattenintensiteten. Viktökningen upp till 1050°C var 4 vikt%.
I figur 2 jämfördes TG-kurvorna och vätgasintensiteterna för de två mätningarna vid 5 K/min och 10 K/min. Vid en uppvärmningshastighet på 5 K/min startar oxidationen och vätgasutvecklingen tidigare än vid 10 K/min. Vid ca 950°C går vätgasutvecklingen in i ett stabilt mättat tillstånd (konstant nivå).
Figur 3 visar provet före och efter mätningen.
