• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.611-616
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• 1995

핵연료 피복관의 일차 결함을 통해서 유입되는 냉각수에 의한 피복관 내면의 산화와 이에 따른 수소침투가 핵연료 피복관의 기계적 건전성에 미치는 영향을 규명하기 위한 연구를 수행하였다. 시험 시편은 Westinghouse, NRG, Sandvik에서 제조되는 Zircaloy-4 tube와 Westinghouse사에 개발한 신 합금인 ZIRLO™를 동일한 조건에서 수증기 산화와 수소 주입 실험을 수행하여 제조회사별 성능 평가를 하였으며 기계적 건전성 저하의 평가 방법으로 튜브 파열 실험(tube burst test)을 상온에서 수행하였다. 그 결과는 수소 침투량에 따라 피복관의 기계적 건전성이 지수적으로 감소하는 경향을 보였으며 500ppm이상에서는 취성파괴현상을 보이며 심각한 연성저하를 나타냈다. 제조회 사별 성능 평가에서는 A사 제품이 내식성과 수소흠수특성에서 다른 B, C, D사 제품에 비해 떨어지는 것으로 나타났다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2000년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.5-5
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• 2000

In the severe accident case like LOCA, Zircaloy(Zry) claddings are oxidized not only in high temperature but also in high pressures. It is a concem whether the safety of high bum up fuels can be maintained during severe accident. The effects of steam pressure on Zry-4 oxidation, and the effect of prc-existing oxide layer on the cladding in the high temperature-high pressure oxidation of Ziy-4 were investigated. The experimental temperature range was $700-900^{\circ}C$, and the pressures were between 0.1 and l5.0MPa. Partial pressure of steam tumed out to be the important one rather than total gas pressure. The higher the steam pressure was applied, the thicker the oxide became. nle effect of st,earn pressure on the oxidation of claddings with preexisting oxide was about 40-60% less effective than that of pickled cladding. Aocelerated oxidation in highpressure slean1 seems to be originated from the formation of microcracks produced during the transformation of tetragonal zirconia to monoclinic phase. Steam pressure seems to affect the stability of tetragonal phase.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.489-498
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• 2011

UK National Nuclear Laboratory's (NNL's) version of the ENIGMA fuel performance code is described, including details of the development history, the system modelled, the key assumptions, the thermo-mechanical solution scheme, and the various incorporated models. The recent development of ENIGMA in the areas of whole core analysis and dry storage applications is then discussed. With respect to the former, the NEXUS code has been developed by NNL to automate whole core fuel performance modelling for an LWR core, using ENIGMA as the underlying fuel performance engine. NEXUS runs on NNL's GEMSTONE high performance computing cluster and utilises 3-D core power distribution data obtained from the output of Studsvik Scandpower's SIMULATE code. With respect to the latter, ENIGMA has been developed such that it can model the thermo-mechanical behaviour of a given LWR fuel rod during irradiation, pond cooling, drying, and dry storage - this involved: (a) incorporating an out-of-pile clad creep model for irradiated Zircaloy-4; (b) including the ability to simulate annealing out of the clad irradiation damage; (c) writing of additional post-irradiation output; (d) several other minor modifications to allow modelling of post-irradiation conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권3호
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• pp.385-392
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• 2013

Zirconium and zirconium alloys are widely used as nuclear reactor core materials such as fuel cladding and guide tubes because they have excellent corrosion- and radiation-resistant properties. In the reactor core, zirconium alloys are subjected to high-energy neutron fluence, causing radiation-induced dislocation and growth. To discern a possible correlation between radiation-induced dislocation and growth, characteristics of dislocation and growth in zirconium and its alloys are examined. The radiation-induced dislocation including and dislocation loops is reviewed in various temperature and fluence ranges, and their growth behavior is examined in the same way. To further a fundamental understanding, radiation-induced growth prediction models are briefly reviewed. This research will assist in the design of zirconium based components as well as the safety analysis of various reactor conditions, in both research and commercial reactors.

• 열처리공학회지
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• 제17권4호
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• pp.216-222
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• 2004

Study was focused on the quenching embrittlement property of Zircaloy-4 cladding simulated Loss Of Coolant Accident (LOCA) environment in terms of high temperature oxidation and phase transformation. Property in LOCA condition of advanced cladding that contained Nb element was also investigated. Claddings were oxidized at given temperature and given time followed by water quenching. The results showed that ${\beta}$ phase which formed at quenching stage has an influence on cladding property. In case of advanced cladding, Nb retards cladding oxidation, thus enhances quenching resistance.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.183-188
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• 1997

핵연료 피복관용 Zr신합금을 개발하기 위해서 16종의 신합금을 설계하였다. 설계된 합금은 진공아크용해, $\beta$-열처리, 열간압연, 냉간압연 및 진공열처리의 공정에 의해 판재로 제조되었으며 이들 시편에 대해 35$0^{\circ}C$와 40$0^{\circ}C$에서 부식시험, 상온과 고온에서 인장시험 및 40$0^{\circ}C$에서 크립시험을 실시하여 신합금의 특성을 평가하였다. Zr-Nb-Sn계에 Fe, V, Te, Sb, Ru, Pd의 다른 원소를 미량 첨가하는 다원계 합금에서 Fe와 Cr은 부식특성을 향상시키는데 매우 효과적인 것으로 나타났다. Sb는 기계적강도를 향상시키고 Fe, Cr원소는 연신율을 증가시키는 원소로 밝혀졌으며 Sb와 V은 크립저항성을 매우 향상시킨다. 16종의 합금중 2-3종의 합금은 기존의 Zircaloy-4보다 우수한 내식성을 보였으며 Zr-Nb-Sn-FeCr합금은 ZIRLO와 유사한 부식저항성을 나타냈다. 부식과 크립저항성을 동시에 향상시키기 위해서는 Fe, Cr, Sb원소를 적절히 함유시킨 합금에 대해서 집중적인 연구가 수행되어야 할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.75-85
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• 1992

($\alpha$+$\beta$) 영역에서 급냉된 지르칼로이-4 판재 시편에서 집합조직의 변화와 그 조직이 0.2% 항복강도에 미치는 영향에 대하여 조사하였다. ($\alpha$+$\beta$) 입자의 크기가 $\alpha$영역에서 소둔된 시편의 입자 크기보다 약간 클 경우 관찰되는 집합조직은 $\alpha$-소둔된 시편의 것 ((0001) 기저폴은 수직 방향에서 방향으로 30$^{\circ}$기울어져 분포)과 비슷하였다. ($\alpha$+$\beta$) 입자 크기가 $\alpha$ -소둔된 시편의 입자 크기보다 2배 정도로 커지면서 기저폴의 최대치는 수직 방향에서 방향 및 압연 방향으로 약 15$^{\circ}$기울어져 분포하여 집합조직은 등방성을 가졌다. 열처리 시간이 길어질수록 Kearns의 집합조직 변수 f는 압연 방향에서 증가하였고 횡 방향에서는 약간 커졌으며 수직방향에서는 계속 감소하였다. 압연 방향의 f가 조금 증가함에 따라 0.2% 항복강도는 크게 증가하였다. 변형 기구에 따른 Schmid인자와 분해전단응력을 구하여 집합조직이 항복강도에 미치는 영향을 조사하였다. 급격한 항복강도의 증가는 주로 미세조직의 변화에 기인하였으며 집합조직이 미치는 영향은 상대적으로 작았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.89-98
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• 1989

지르칼로이 -4 피복관에 대해서 3가지 변형 속도로(1.2$\times$10E-7/s, 2.0$\times$10E-6/s, 3.2$\times$10E -5/s), 553-873K의 온도 구간에서 구리 맨드렐 팽창 시험법을 공기와 진공(5$\times$10E-5 torr) 분위기에서 수행했고, 변형 속도의 변화는 시편의 가열 속도를 조절함으로써 얻을 수 있었다. 각각의 변형 속도에서 항복 응력 피크와 변형 속도 감도 최저값 그리고 활성화 부피 극대값이 나타나는 이유는 동적변형시효 현상 때문이라고 설명된다. 항복 응력 피크가 나타나는 온도와 변형속도로부터 얻어진 동적변형시효의 활성화 에너지는 196(KJ/mol)이었고 이 값은 $\alpha$-지르코니움과 지르칼로이-2에서 활성화 에너지(207-220 KJ/mol)값과 잘 일치한다. 그러므로 573-673K의 온도 구간에서 나타나는 동적변형시효 현상은 산소원자 때문이라고 생각된다. 산화에 의한 항복 응력의 증가는 공기중 실험과 진공 실험으로 얻어진 항복 응력값을 비교함으로서 얻었고, 그것은 항복 응력의 증가 분율로 표시했다. 결과는 변형속도가 느릴 수록 증가 분율은 더욱 더 커짐을 알 수 있었다. 그리고 산소 침투량과 항복 응력 증가 사이의 관계가 직선적이라는 가정하에 공기와 수중에서의 산화 속도를 비교하여 수중에서의 항복 응력 값을 계산해 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권2호
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• pp.187-198
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• 2009

In this paper, three power ramp tests performed on high burn-up Re-crystallized Zircaloy2 - UO2 BWR fuel rods (56 to 63 MWd/kgU) within the SCIP project are simulated with METEOR and ALCYONE 3D. Two of the ramp tests are of staircase type up to Linear Heat Rates of 420 and 520 W/cm and with long holding periods. Failure of the 420 W/cm fuel rod was observed after 40 minutes. The third ramp test consisted of a more standard ramp test with a constant power rate of 80 W/cm/min up to 410 W/cm with a short holding time. The tests were first simulated with the METEOR 1D fuel rod code, which gave accurate results in terms of profilometry and fission gas releases. The behaviour of a fuel pellet fragment and of the cladding piece on top of it was then investigated with ALCYONE 3D. The size and the main characteristics of the ridges after base irradiation and power ramp testing were recovered. Finally, the failure criteria validated for PWR conditions and fuel rods with low-to-medium burn-ups were used to analyze the failure probability of the KKL rodlets during ramp testing.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권2호
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• pp.163-170
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• 2009

In order to evaluate high-temperature oxidation behavior of the advanced alloy cladding under LOCA conditions, isothermal oxidation tests in steam were performed with cladding specimens prepared from high burnup PWR fuel rods that were irradiated up to 79 MWd/kg. Cladding materials were $M5^{(R)}$ and $ZIRLO^{TM}$, which are Nb-containing alloys. Ring-shaped specimens were isothermally oxidized in flowing steam at temperatures from 1173 to 1473 K for the duration between 120 and 4000s. Oxidation rates were evaluated from measured oxide layer thickness and weight gain. A protective effect of the preformed corrosion layer is seen for the shorter time range at the lower temperatures. The influence of pre-hydriding is not significant for the examined range. Alloy composition change generally has small influence on oxidation in the examined temperature range, though $M5^{(R)}$ shows an obviously smaller oxidation constant at 1273 K. Consequently, the oxidation rates of the high burnup $M5^{(R)}$ and $ZIRLO^{TM}$ cladding are comparable or lower than that of unirradiated Zircaloy-4 cladding.