• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1978.06a
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• pp.116.3-117
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• 1978

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2006.08a
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• pp.94-94
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• 2006

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2018.05a
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• pp.80-81
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• 2018

• Proceedings of the Korean Society of Tribologists and Lubrication Engineers Conference
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• 2000.06a
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• pp.263-268
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• 2000

The fretting damage of the contact between Zircaloy-4 and Inconel 600 have Investigated. A fretting wear tester was designed to be suitable for this fretting test. In this study, the number of cycles, slip amplitude and normal load were selected as main factors of fretting wear. As the result of this research the wear volume increased with the increase of loads, slip amplitudes and the number of cycles and was more affected by slip amplitudes rather than by load. According to SEM, stick, partial slip, gross slip were observed on the surface of both specimens and wavy worn surfaces as the typical fretting damage were also Investigated due to accumulation of plastic flow.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.5 no.4
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• pp.458-467
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• 1995

여러가지 Zr합금에 대한 부식시험을 autoclave를 이용하여 물과 여러가지 Li 용액에서 수행하였다. 합금은 11종의 신합금을 사용하였는데 크게 나누어 Zircaly형 합금(ZrSnFeCr), ZnNbFeCr, ZrSnNbFeCr과 ZrFeCr 합금으로 대별되며, 비교평가를 위해 표준 Zircaloy-4 합금에 대해서도 부식시험을 수행하였다.모든 합금에서 Li을 일정농도이상 첨가할 때 부식은 가속되는데, 부식은 Li의 농도가 2.2와 30ppm 사이일 때 가속되기 시작한다. Li은 부식거동에 있어서 천이후 영역에서의 부식속도보다는 천이시간과 무게 증가량에 더 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 수소 흡수율은 Li 농도와 합금에 따라서 강하게 영향을 받는것으로 나타났으며, Li 농도가 30ppm이상에서는 Li 가속부식과 함께 Li가속 수소흡수현상이 나타났다. ZrSnFeCr합금들은 낮은 부식속도와 늦은 천이현상을 보이며 표준 Zircaloy보다 훨씬 우수한 부식저항성을 보인 반면에 대부분의 Nb첨가 합금은 높은 부식속도와 빠른 천이 현상을 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.136-141
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• 1998

재결정된 Zircaloy-4 합금을 35$0^{\circ}C$ 의 여러가지 알칼리 금속 수산화물 수용액에서 부식시켜 동일한 무게증가량을 갖도록 조절한 뒤, 1M H$_2$SO$_4$ 용액에서 그 시편에 대한 임피던스 특성을 분석하였다. LiOH, NaOH, KOH 순서로 알칼리 금속의 이온반경이 클수록 수소이온의 이동에 대한 임피던스가 증가함에 따라 산화막을 통한 수소이온의 흡수가 점차로 어려워졌다. 이것은 Zr$^4$$^{+}$와 이온반경이 비슷한 알칼리 금속 수용액 조건에서 얻은 부식시편은 open grain boundary 와 equiaxed microstructure의 산화막을 갖기 때문이었고, 반면에 Zr$^4$$^{+}$와 이온반경의 차이가 큰 알칼리 금속 수용액 조건에서 얻은 부식시편은 compact 한 columnar microstructure의 산화막을 갖기 때문인 것으로 생각된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.271-276
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• 1996

Zircaloy-4의 수증기 산화와 이에따른 수소침투에 미치는 압력영향을 평가하기 위해 400-50$0^{\circ}C$의 온도범위, 1기압하에서 수증기 산화실험을 수행하였다. 또한 시편의 edge부분에서의 산화율 및 수소침투가속화 영향을 알아보기 위해 시편의 edge분율에 따른 산화율 및 수소침투량 측정실험을 압력영향과 함께 고려하여 수행하였다. 잠정적인 결과로 1기압에서의 산화율보다 103기압에서의 산화율이 약 50% 정도 증가됨을 관찰할 수 있었다. 따라서 이후 수증기 압력과 산화율과의 정량적인 상관관계는 좀 더 다양한 압력실험 후 도출될 예정이다. 본 실험의 산화량 범위에서는 시편의 edge분율이 산화율에 별다른 영향을 주지 않는것으로 나타났으며 더 큰 산화량 범위에서의 edge분율 평가가 진행중이다. 또한 103기압 하의 수증기 산화실험에서는 45$0^{\circ}C$의 경우 국부적인 산화가속화 및 50$0^{\circ}C$에서는 노듈형 산화가 관찰되었으며 이것으로부터 어떤 임계온도 및 임계압력 이상에서 산화메카니즘의 천이가 발생함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.9 no.3
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• pp.151-163
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• 1977

Being based on the Segal method, calculation was carried out for the natural uranium nuclear fuel cost with Zircaloy-4 cladding having design Parameters of Wolsung Nuclear Power Plant, CANDU-PHWR (Unit 1) , currently under construction in Korea aiming at its completion in 1982. An attempt was also made for tile sensitivity analysis of each fuel component; j. e., depreciation of fuel manufacturing plant caused by its life time, its load factor, production scale expansion of plant facilities, variations of construction and operating costs of fuel manufacturing plant, fluctuation of interest rates, extent of uranium ore price increases and effect of learning factor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.52 no.8
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• pp.1742-1748
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• 2020

TSSD, TSSP, and TSSP2 of hydrogen for optimized-Zirlo (Zirlo™) alloy were measured by DSC in the range of 53-457 wppm. Solvus curves of the TSSs are derived and proposed in this study. The results show that the temperature gap between TSSD and TSSP solvus lines of Zirlo™ are similar to those of other zirconium alloys, but another gap between the TSSD and TSSP2 line differs significantly. In particular, the TSSP2 solvus line becomes closer to the TSSD solvus line than to TSSP unlike Zircaloy-4, so ΔT_TSSD-TSSP2 of Zirlo™ decreases with decreasing temperature. This implies that hydride reorientation can take place more significantly in Zirlo™ than in Zircaloy-4, and the limited temperature variation of 65 ℃ during the vacuum drying and the cooling-down process may not be sufficient to prevent the triggering of hydride reorientation in Zirlo™ cladding under long-term dry storage.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.210-215
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• 1998

본 연구는 핫셀(Hot-cell)에서의 활용을 전제로 핵연료 봉단용접기술로 개발되고 있는 래이저(Laser) 용접기술을 핵연료봉 퍼복재인 Zircaloy-4에 적용하여 그 용접성에 대한 기초적 특성을 분석하고, 관련 용접변수들의 용접성에 미치는 영향을 알아보고자 하였다. 사용된 용접기는 평균출력 150W급인 펄스형 Nd:YAG 레이저 용접기였으며, 보호가스 (shielding gas) 종류와 유량(flow rate), 용접속도(travel speed), 초점위치(focus position), 빔 파워(beam power), 시편의 표면거칠기(specimen surface roughness) 등의 용접변수가 용입 깊이와 용접비드 폭, 기계적 특성, 그리고 용접결함에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 용접변수로 범 파워 125W이상, 초점위치 2mm, 그리고 보호가스로는 He가스가 적절하였으며, 시편의 표면거칠기가 거칠수록 용입깊이가 깊었다. 본 연구를 통해 핵연료봉 피복재 Zircaloy-4의 레이저 용접시 신뢰성 있는 용접조건을 확립하기 위한 기초자료를 얻을 수 있었다.