• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
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• 한국전기전자재료학회 2004년도 하계학술대회 논문집 Vol.5 No.2
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• pp.1274-1277
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• 2004

최근 에너지 소비구조의 선진화에 따라 전력수요는 매년 10%이상 증가하고 있지만 철탑부지확보 및 환경 문제 둥에 의해 신규 송전선의 건설은 점차 어려워지고 있다. 이에 대한 대책으로 철탑의 교체 없이 송전선의 전류용량간 증가시키는 방안이 우선적으로 고려되어 적용되고 있다. 이미 국내에서도 기존 송전선인 ACSR 전선을 중용량 저이도의 특성을 가진 STACIR/AW(Super Thermal-resistant Aluminum alloy Conductors, aluminum-clad Invar-Reinforced)송전선으로 교체하여 전력 수송량을 증가시키고 있다. STACIR/AW전선은 도체의 내열성을 향상시켜 연속허용온도$(210^{\circ}C)$를 높임으로 전류용량을 증가시키고, ACSR에 사용되는 강심재료인 고탄소강선을 선팽창계수가 낮은 인바강선(INVAR)으로 대체함으로 고온환경에 따른 이도증가를 방지하고 있다. 그러나 STACIR/AW 송전선은 ACSR 송전선에 비하여 연속허용온도가 높고 경간의 거리가 멀기 때문에 열화에 의한 피로특성의 변화 가능성이 높다. 따라서 본 연구에서는 증용량저이도전선의 강심소재인 INVAR/AW강선을 소정의 온도에서 경년 열화하고, 열화시간에 따른 강도와 피로특성의 변화를 조사하여, STACIR/AW전선의 안정적 운전을 위한 재료물성적 관리인자를 도출하고자 하였다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제20권5호
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• pp.308-314
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• 2021

Neutron dose level at bottom head of a reactor pressure vessel (RPV) was calculated using reactor vessel neutron transport for a Korean nuclear power plant A. At 34 EFPY with a 40-year (2042) design life after plating repair, irradiation fast neutron effect was 6.6x10¹⁵ n/cm². As helium(He) gas can be generated by Ni only at 1/10⁶ level of 5 × 10²¹ n/cm², He generation possibility in the Ni plating layer is very little during 40 years of operation (2042, 34 EFPY). Thermal neutrons can significantly affect the generation of He from Ni metal. At 10 years after a repair, He can be generated at a level of about 0.06 appm, a level that can add general welding repair without any consideration. After 40 years of repair, 9.8 appm of He may be generated. Although this is a rather high value, it is within the range of 0.1 to 10 appm when welding repair can be applied. Clad repair by Ni electroplating technology is expected to greatly improve the operation efficiency by improving the safety and shortening the maintenance period of the nuclear power plant.

• 대한금속재료학회지
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• 제49권7호
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• pp.549-556
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• 2011

This study aimed to evaluate the performance of diffusion barriers in order to prevent fuel-cladding chemical interaction (FCCI) between the metallic fuels and the cladding materials, a potential hazard for nuclear fuel in sodium-cooled fast reactors. In order to prevent FCCI, Zr or V metal is deposited on the ferritic-martensitic stainless steel surface by physical vapor deposition with a thickness up to $5{\mu}m$. The diffusion couple tests using uranium alloy (U-10Zr) and a rare earth metal such as Ce-La alloy and Nd were performed at temperatures between 660~800$^{\circ}C$. Microstructural analysis using SEM was carried out over the coupled specimen. The results show that significant interdiffusion and an associated eutectic reaction ocurred in the specimen without a diffusion barrier. However, with the exception of the local dissolution of the Zr layer in the Ce-La alloy, the specimens deposited with Zr and V exhibited superior eutectic resistance to the uranium alloy and rare earth metal.