• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.109-118
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• 2021

In the periodic surveillance material test for the spacer component of fuel channel assembly in CANDU, a microstructural characterization analysis is required in addition to the mechanical property evaluation test. In this study, detailed microstructure analysis and simple mechanical property evaluation of archive spacer parts were conducted to indirectly support the surveillance test and assist in the study of spacer material degradation. We investigated the microstructural characteristics of the spacer garter spring coil through comparative analysis with the plate material. The main microstructure characteristics of the garter spring coil X-750 are represented by the fine grain size distribution, the ordering phase distribution developed inside the matrix, the high dislocation density inside the grains, and the arrangement of coarse carbides. In addition, the yield strength of the garter spring coil X-750 was indirectly evaluated to be approximately 1 GPa. We also established an analytical method to elucidate the microstructural evolution of the radioactive spacer garter spring coil X-750 based on Canadian research experiences. Finally, we confirmed the measurement technique for helium bubble formation through TEM examination on the helium implanted X-750 material.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권11호
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• pp.1377-1382
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• 2011

최근, 화석연료의 고갈과 환경오염의 문제로 인해 차세대 신재생 에너지에 대한 관심이 증대되고 있다. 그 중 수소연료는 친환경, 저장의 용이, 손쉬운 제조 등과 같은 장점에 반해 가연범위가 넓고, 폭발의 위험성이 단점으로 대두되고 있다. 본 연구에서는 간편한 SP 시험법을 이용하여 고압수소가스 분위기 하에서 in-situ 수소취화거동을 평가할 수 있는 시험기법을 확립하고자 한다. 그 적용성을 평가하기 위해서 수소저장용기 재료로 사용되는 스테인리스강(SUS316L)을 사용하여 대기압, 고압 헬륨 및 수소가스 분위기에서 시험하였다. 실험결과, 고압 수소가스 분위기에서는 수소 침투로 인해, 대기압 및 헬륨가스 분위기하에서와 달리, 시험편 표면에 미세균열 발생과 하중-변위 선도상 소성불안정 변형 영역에서 연신율 감소를 가져왔고, 파면관찰 결과 수소취화 균열이 관찰되어 SP시험법의 유효성을 나타내었다.

• 한국가스학회지
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• 제26권6호
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• pp.16-23
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• 2022

본 연구에서는 디스크와 인장시험 등을 통해 수소취성에 대한 재료 특성을 평가하고자 하였다. 이를 위해 니켈 당량이 28.5 이상인 합금 조성과, 이와 유사한 상용 합금 조성 2종에 대해 합금을 제조하였고, 각 합금은 진공유도용해로(Vacuum Induction Melting, VIM)에서 개발 합금(이하 #1)과 상용 배관(이하 각각 #2, #3)을 재용해하여 주조재로 제조하였고, 주조 합금은 단조 및 압연하여 판재로 제조하였다. 디스크형태의 시편은 0.1~1000 bar/min의 속도로 수소와 헬륨으로 가압하여 파열압력을 측정하여 수소에 대한 특성을 평가하였고, 전기화학적 방법으로 수소처리한 인장시편과 비교군에 대해 항복강도, 인장강도, 연신률, 단면적 감소율을 확인하였다. 또한 인장시편은 주사전사현미경을 통해 파단면을 확인하였다. 디스크파열시험과 수소처리 한 시편의 인장시험을 통해, 본 연구를 통해 개발된 강종의 경우 상용 강종과 비교하여 유사한 수소취성 특성을 갖고 있음을 확인하였고, 파단면 또한 미세한 두께의 벽개파괴 특성을 보였지만 기계적 강도에 큰 영향을 미치지 않음에 따라 개발된 고질소 스테인리스강은 내수소취성이 우수한 것으로 평가 할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.16-25
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• 2016

In severe loss of coolant accidents (LOCA), similar to those experienced at Fukushima Daiichi and Three Mile Island Unit 1, the zirconiumalloy fuel claddingmaterials are rapidlyheateddue to nuclear decay heating and rapid exothermic oxidation of zirconium with steam. This heating causes the cladding to rapidly react with steam, lose strength, burst or collapse, and generate large quantities of hydrogen gas. Although maintaining core cooling remains the highest priority in accident management, an accident tolerant fuel (ATF) design may extend coping and recovery time for operators to restore emergency power, and cooling, and achieve safe shutdown. An ATF is required to possess high resistance to steam oxidation to reduce hydrogen generation and sufficient mechanical strength to maintain fuel rod integrity and core coolability. The initiative undertaken by Electric Power Research Institute (EPRI) is to demonstrate the feasibility of developing an ATF cladding with capability to maintain its integrity in $1,200-1,500^{\circ}C$ steam for at least 24 hours. This ATF cladding utilizes thin-walled Mo-alloys coated with oxidation-resistant surface layers. The basic design consists of a thin-walled Mo alloy structural tube with a metallurgically bonded, oxidation-resistant outer layer. Two options are being investigated: a commercially available iron, chromium, and aluminum alloy with excellent high temperature oxidation resistance, and a Zr alloy with demonstratedcorrosionresistance.Asthese composite claddings will incorporate either no Zr, or thin Zr outer layers, hydrogen generation under severe LOCA conditions will be greatly reduced. Key technical challenges and uncertainties specific to Moalloy fuel cladding include: economic core design, industrial scale fabricability, radiation embrittlement, and corrosion and oxidation resistance during normal operation, transients, and severe accidents. Progress in each aspect has been made and key results are discussed in this document. In addition to assisting plants in meeting Light Water Reactor (LWR) challenges, accident-tolerant Mo-based cladding technologies are expected to be applicable for use in high-temperature helium and molten salt reactor designs, as well as nonnuclear high temperature applications.