• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.242-242
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• 1999

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2001년도 춘계학술발표대회 개요집
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• pp.178-180
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.364.2-364.2
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• 2003

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.65-72
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• 1978

원자로 가동시, 정상상태에서 벗어나 갑작스럽게 출력이 바뀔 때 발생하는 응력의 집중과 핵 분열시 발생하는 요오드의 부식에 의해서 생기는 피복물질의 응력 부식파괴현상을 이해하기 위하여, 이번 실험에서는 지르칼로이-4(Zicaloy-4)관을 사용하여 요오드응력부식 실험을 원자로 안의 상태에 가깝도록 30$0^{\circ}C$의 상태아래서 행하였다. 요오드 농도에 따라서 지르칼로이-4, 관(Tube)의 응력부식에 한 파괴시간을 구했고, 응력부식을 일으킬 수 있는 임계요오드 농도 및 임계접선방향의 응력을 구하였다. 요오드에 의한 응력부식이 화학석인 반응이라기 보다는 기계적인 반응성격을 갖기 때문에 응력부식을 파괴 역학적인 관점에서 설명하고자 응력과 파괴시간을 함수관계로 다음과 같이 표시해 보았다. log t$_{F}$ =5.5- (3/2) log$_{c}$-4log$\sigma$ t$_{F}$ : 파괴시간(") c : 요오드농도(mg/㎤) $\sigma$ : 응력 ($10^4$psi).

• Journal of Welding and Joining
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• 제11권4호
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• pp.70-78
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• 1993

An attempt was made to investigate the effect of brazing time on microstructure, microhardness, and corrosion of Zircaloy -4as well as the beryllium diffusion into its sheet. The sheets were coated with beryllium and brazed at $1020^{\circ}C$ for 20-40 minutes in $2{\times}10^{-5}$ torr vacuum atmosphere. 1. Microstructurally the brazed zone was largely divided into three regions: a region of continuous or partially formed of eutectic liquid films along grain boundaries; a region of precipitation in both grains and grain boundaries; a region of elongated wide structure of .alpha.-laths, which was not affected by beryllium. 2. Due to the precipitates, the beryllium-migrated region was hardened and the width of the hardened region increased with increasing brazing time. 3. Beryllium brazed Zircaloy -4 sheets showed a higher corrosion rate than those of as-received and heat-treated at a brazing temperature. 4. Diffusion coefficient of beryllium into Zircaloy -4 at $1020^{\circ}C$ for 30 minutes was $7.67{\times}10^{-7}cm^2/sec.$ It seemed that Be penetrated Zircaloy -4 by forming eutectic liquid films along grain boundaries in the proximity of Be/Zr interface and it, thereafter, diffused into Zircaloy mainly by interstitial solid solution.

• Journal of Welding and Joining
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• 제17권4호
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• pp.26-31
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• 1999

An attempt was made in this study to investigate the brazing characteristics of Zr-Be binary amorphous alloys for the development of a new brazing filler metal for joining Zircaloy-4 nuclear fuel cladding tubes. This study was also aimed at the feasibility study of rapidly solidified amorphous alloys to substitute the conventional physical vapor-deposited(PVD) metallic beryllium. The $Zr_{1-x}Be_{x}$($0.3\leq$x$\leq0.5$) binary amorphous alloys were produced in the ribbon form by the melt-spinning method. It was confirmed by x-ray diffraction that the ribbons were amorphous. The amorphous. the amorphous alloys were used to join bearing pads on Zircaloy-4 nuclear fuel cladding tubes. Using Zr-Be amorphous alloys as filler metals, it was found that the reduction in the tube wall thickness caused by erosion was prevented. Especially, in the case of using $Zr_{0.65}Be_{0.35}$ and $Zr_{0.7}Be_{0.3}$ amorphousalloys, the smooth and spherical primary $\alpha$-Zr particles appeared in the brazed layer, which was the most desirable microstructure from the corrosion-resistance standpoint.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.193-199
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• 1985

지르칼로이-4 피복재의 요드에 의한 응력부식 균열 현상을 개량된 내부가압방법으로 조사하였다. 요드 응력부식 균열 현상을 일으키는 임계요드농도와 임계 응력이 존재하였으며, 603$^{\circ}$K의 시험 온도에서 임계요드 농도는 약 0.2mg/$\textrm{cm}^2$였고 임계 응력은 시험온도와 시편의 기계적 성질에 다라 변하였다. 파괴면을 주사전자 현미경으로 관찰한 결과, 초기 단계는 입내 파손 형태로 W-형의 균열을 포함하고 있었으며, 균열이 진행됨에 따라 입내 파손과 편성 파손이 혼합된 형태로 나타남을 알 수 있었다. 그리고 균열은 한 결정립에서 다른 결정립으로 단계적으로 전파되어 나갔다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.130-131
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• 2009

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.111-122
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• 1989

고온 수증기(1323 K)분위기에서 산화시킨 지르칼로이-4 피복관으로, 구리 맨드렐 팽창실험(Copper Mandrel Expension Test)을 변형률(Strain Rate)이 $3.0\times10^{-5}$/sec일때 673-1173 K 온도 범위에서 수행하였다. 본 연구에서, 산화매개변수(Ki)는 시간(t)의 제곱근에 비례하고 $(Ki=\delta_{kit}\frac{1}{2}$), 비례상수($\delta_{ki}$)는 무게증가(Weight Gain), Zr02의 두께, $\alpha$(0) 층에 대하여 각각 0.281, 2.82, 2.313을 사용하였다. 지르칼로이-4의 고온(873-1073 K) 소성변형에 의한 활성화 에너지는 Zr02가 높은 강도를 갖기 때문에 산화 시간이 5분에서 60분으로 증가함에 따라 251 KJ/mol에서 323KJ/mo1로 증가하였다. 산화막 두께, K와 항복 응력의 관계는 ($\sigma/C)^n=K^m$exp (Q/RT)인 관계식을 얻었다. 여기서 n은 6.9, m은 5.7, 그리고 Q가 251, 258, 316, 323 KJ/mo1에 대해 C는 0.155, 0.138, 0.051, 0.046MPa이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권2호
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• pp.122-129
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• 1987

핵연료 피복재 (Zircaloy-4)에 생기는 얇은 산화층의 두께에 따른 고온에서의 산화 거동을 관찰하기 위하여 실험과 수치 계산을 수행하였다. 산화 실험은 수중기와 물의 혼합 분위기에서 지르칼로이-4판재 시편을 $650^{\circ}C$에서 600초, 1,800초 동안 산화시켜서 산화층을 형성시킨 후 $700^{\circ}C$ 와 85$0^{\circ}C$ 사이의 온도에서 산화 거동을 관찰하였다. 기산화층의 두께가 두꺼울수록 고온에서의 산화율은 as-received cladding의 경우보다 낮았다. 기산화층이 형성된 시편에서는 산화율 천이 영역이 나타났으며 이 영역은 산화 온도가 올라감에 따라 점차로 소멸되었다. 기산화층의 영향은 낮은 온도($700^{\circ}C$)에서 가장 뚜렷하게 나타났다. 수치 계산 결과에 의하면, 산화층 증가율과 무게 증가는 실험 결과와 비슷하게 기산화층의 두께에 영향을 받았다.