The fuel used for nuclear energy production is normally enclosed in cladding tubes that constitute the first barrier between the radioactive material and the environment. In water-moderated reactors, the cladding tubes are directly in contact with the cooling water. One of the most common materials employed for nuclear fuels clad application is zirconium. Zirconium in aqueous environment corrodes, generating zirconium oxide and hydrogen as side product. At the temperatures typically faced by the cladding material, part of the hydrogen diffuses into the metal lattice, affecting the mechanical performances of the material. The study of the hydrogen embrittlement in zirconium alloys is of primary importance to help to guarantee the integrity of the nuclear fuel assemblies, from the energy production phase to the final storage at deep geological repositories.
Depending on temperature, local hydrogen concentration, and local stress conditions, different hydrogen-induced embrittlement mechanisms can be active in the cladding material: on the one hand, at lower temperatures and higher hydrogen concentrations, hydrogen precipitates within the zirconium matrix forming zirconium hydrides, a brittle second phase. On the other hand, at higher temperatures and lower hydrogen concentrations, hydrogen can aid material softening through a mechanism known as hydrogen enhanced localized plasticity (HELP). Whereas the embrittlement effect caused by zirconium hydrides has been extensively studied in the past decades, the effect that hydrogen in solid solution has on the deformation mechanisms is still an open topic. [...]

Der Brennstoff, der für die Kernenergieproduktion verwendet wird, ist normalerweise in Hüllrohren eingeschlossen, welche die erste Barriere zwischen dem radioaktiven Material und der Umwelt darstellen. In wassergekühlten Reaktoren sind die Hüllrohre direkt mit dem Kühlwasser in Berührung. Eines der gebräuchlichsten Materialien für die Hülle von Kernbrennstoffen ist Zirkonium. Zirkonium korrodiert in wässriger Umgebung und erzeugt Zirkoniumoxid und Wasserstoff als Nebenprodukt. Bei den Temperaturen, denen das Hüllmaterial typischerweise ausgesetzt ist, diffundiert ein Teil des Wasserstoffs in das Metallgitter und beeinflusst die mechanischen Eigenschaften des Materials. Die Untersuchung der Wasserstoffversprödung in Zirkoniumlegierungen hat höchste Priorität, um die Integrität der Kernbrennstoffanordnungen von der Energieproduktionsphase bis zur Endlagerung in tiefen geologischen Formationen zu gewährleisten.
Abhängig von Temperatur, lokaler Wasserstoffkonzentration und lokalen Spannungsbedingungen können verschiedene wasserstoffinduzierte Versprödungsmechanismen im Hüllmaterial aktiv sein: bei niedrigeren Temperaturen und höheren Wasserstoffkonzentrationen bilden sich in der Zirkoniummatrix Wasserstoffausscheidungen in Form von Zirkoniumhydriden, einer spröden zweiten Phase. Andererseits kann durch einen Mechanismus Wasserstoff bei höheren Temperaturen und niedrigeren Wasserstoffkonzentrationen eine Materialerweichung verursachen, dieser (Mechanismus) ist als "hydrogen enhanced localized plasticity"(HELP) bekannt. Während der Versprödungseffekt, der durch Zirkoniumhydride verursacht wird, in den vergangenen Jahrzehnten ausführlich untersucht wurde, ist der Einfluss von Wasserstoff in fester Lösung auf die Verformungsmechanismen immer noch ein offenes Thema. [...]