• Tribology and Lubricants
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• 제15권1호
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• pp.83-89
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• 1999

The fretting wear behaviour of Zircaloy-4 tube used as the fuel rod cladding in PWR nuclear power plants has been investigated at the different test environment, in light water and in air as a function of slip amplitude, normal load, test duration and frequency. Zircaloy-4 tubes were used for both of oscillating and stationary specimens. A fretting wear tester was designed to be suitable for this fretting test. The wear volume and specific wear rate of Zircaloy-4 tube in water was greater than those in air under various slip amplitude. Delaminates and surface cracks were observed at low slip amplitude and high load of fretting test in water, but the traces of adhesion and plowing were observed at and above 200 Um. The water accelerates the wear of Zircaloy-4 tube at lower slip amplitude in fretting.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.218-227
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• 1986

가상적인 냉각제 상실 사고시의 조건하에 일어날 수 있는 취약화 현상에 대한 자료를 얻기 위하여 고온의 수중기 분위기에서 Zircaloy-4 핵연료피복관의 산화거동과 기계적성질 변화에 대한 연구를 수행하였다. 시편은 캔두형핵연료 피복관으로 사용되는 질칼로이 튜브를 사용하였으며 냉각제 상실 사고시 야기될 수 있는 수중기 분위기속 90$0^{\circ}C$와 1,00$0^{\circ}C$에서 유지시간을 변경하여 가면서 산화시켰다. 질칼로이 피복관의 표면과 내부에서 ZrO$_2$ 및 $\alpha$상의 형성속도 E는 온도와 시간의 함수인 E=1.1√Dt+0.002로 나타났다. 여기서 D는 온도에 의존하는 화산계수임. 시편에 대한 인장강도, 후프강도 및 연신율을 측정한 결과 단시간 산화된 시편의 인장강도는 원래의 피복관에 비해 처음에는 약간 증가하다가 계속되는 유지 시간에 따라 감소하였다. 후프강도는 유지 시간에 따라 많이 감소하지 않았으며 외경 방향의 인장율을 급격히 감소하였다. 피복관의 선택 방위 측정 결과 원래의 피복관 입자는 대부분이 기저면(0001)에 대한 극축이 외경 방향에 평행하게 놓였었으나 1,00$0^{\circ}C$에서 열처리한 경우는 극축이 외경 방향에 수직으로 변경됨을 알 수 있었으며 이러한 결정면의 방위분포 결과가 후프강도의 유지에 기여하는 것으로 추측되었다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2001년도 추계학술발표대회 개요집
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• pp.65-68
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• 2001

Corrosion and tensile properties of zircaloy-4 cladding tube having a laser welding part in elevated temperature are studied to present the criterion of quality evaluation in nuclear reactor and to found the scientific basis of SCC, with laser welding method using by coupling up cladding tube to end cap. In the result of tensile test(40$0^{\circ}C$), the fracture is not happened in the welding part but base metal and the result of corrosion test(40$0^{\circ}C$ 1500psi steam), corrosion rate of the molten zone and PMZ is a little higher than the other zone

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.273-280
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• 2012

전해정련을 이용한 폐 피복관 처리의 타당성을 살펴보기 위하여, $500^{\circ}C$의 LiCl-KCl 용융염 내에서 표면이 산화된 10 g 규모의 Zircaloy-4 피복관 및 순수한 Zircaloy-4 피복관의 전기화학적 거동을 살펴보았다. 산화된 Zircaloy-4 피복관이 담긴 basket을 작업전극으로하여 전압-전류 관계를 측정한 결과, 산화되지 않은 Zircaloy-4 피복관과 비교해 Zr의 산화 peak는 Ag/AgCl 기준 전극 대비, 약 -0.7 V ~ -0.8 V로 유사한 반면, 산화 전류의 크기는 확연하게 감소하는 것으로 나타난다. 이러한 결과는 -0.78 V의 일정전위를 가한 전기화학적 용해 실험에서 살펴본 전류-시간 곡선에서도 유사하게 나타나며, 피복관 조각들의 평균 두께 및 무게 변화로부터 확인할 수 있다. Zircaloy-4 피복관이 산화되었을 경우, 표면의 산화막이 피복관의 전도성에 영향을 주어 basket 내 위치에 따라 전기화학적 용해의 균일성 및 속도를 떨어뜨리는 것으로 나타나지만, 표면의 미세한 결함과 Zr 산화물의 상 특성으로 인해 전기화학적 용해가 진행되는 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권2호
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• pp.171-178
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• 2009

The rate of delayed hydride cracking (DHC), V, has been measured in cold-worked and stress-relieved Zircaloy-4 fuel cladding using the Pin-Loading Tension technique. At $250^{\circ}C$ the mean value of V from 69 specimens was $3.3({\pm}0.8)x10^{-8}$ m/s while the temperature dependence up to $275^{\circ}C$ was described by Aexp(-Q/RT), where Q is 48.3 kJ/mol. No cracking or cracking at very low rates was observed at higher temperatures. The fracture surface consisted of flat fracture with no striations. The results are compared with previous results on fuel cladding and pressure tubes.

• 한국재료학회지
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• 제12권4호
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• pp.259-263
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• 2002

Three different ribbons of amorphous $Til_{1-x}Be_x$ alloys such as $Ti_{0.59}Be_{0.41},\;Ti_{0.61}Be_{0.39}\;and\;Ti_{0.63}Be_{0.37}$ were made by melt-spinning method to be used as brazing filler metals for joining Zircaloy-4 nuclear fuel cladding tubes, and their crystallization behavior as well as microstructure of the brazed zone were examined. The crystallization behavior was investigated in teams of thermal stability, crystallization temperature and activation energy. The crystallization of the $Ti_{1-x}Be_x$ alloys proceeded in two steps by the formation of ${\alpha}$-Ti at a lower temperature and of TiBe at a higher temperature. The crystallization temperature and activation energy of $Ti_{1-x}Be_x$ alloys were higher and larger than those of $Zr_{1-x}Be_x$ alloys and PVD Be. Those resulted thinner joining layer with $Ti_{1-x}Be_x$ alloys, which kept sound thickness of Zircaloy-4 nuclear fuel cladding tubes after brazing. But in the brazed zones made by $Ti_{1-x}Be_x$ filler metals, a little solid-solution layers composed of Zr and Ti were formed toward the Zr cladding tube and Zr was detected in the brazed zones. Microstructure of brazed zone was changed from globular to dentrite with decreasing Be content in the $Ti_{1-x}Be_x$ filler metal.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.80-81
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• 2018

• 한국재료학회지
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• 제8권11호
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• pp.1031-1037
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• 1998

Zircaloy-4와 Zr-2.5Nb 합금의 부식에 미치는 냉각속도와 소둔온도의영향을 조사하기 위해서 여러 가지 방법으로 열처리된 시편에 대해서 autoclave 부식시험을 실시하였다. 냉각속도의 영향을 조사하기 위해서 시편을 $1050^{\circ}C$에서 30분 가열 후 염빙수냉, 수냉, 유냉, 공냉, 노냉의 방법에 의해 열처리하였으며, 소둔온도의 영향을 조사하기 위해서 $\alpha$온도, $\alpha$+$\beta$온도, $\beta$온도구역에서 열처리하였다. $500^{\circ}C$부식시험 결과, Zircaloy-4합금에서는 nodule형 부식이 발생되는 반면에 Zr-2.5Nb 합금에서는 nodule형 부식이 발생되지 않았다. Zirfcaloy-4 합금에서는 nodule형 부식이 발생되는 반면에 Zr-2.5Nb 합금에서는 nodule형 부식이 발생되지 않았다. Zircaloy-4합금은 냉각속도가 빠를수록 내식성이 증가하는 반면에 Zr-2.5Nb합금은 냉각속도가 빠를수록 내식성이 감소하는 경향을 보였다. 또한 소둔온도가 증가할수록 Zr-2.5Nb 합금의 내식성은 감소하는 결과를 보였다. Zircaloy-4의 내식성은 Fe, Cr 원소의 기지내 분포와 석출물의 분포에 의해 지배를 받으며 Zr-2.5Nb 합금의 내식성은 기지조직내의 Nb 농도와 $\beta_{-Nb}$상에 의해 지배를 받는 것으로 사료된다.

• 한국재료학회지
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• 제9권6호
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• pp.589-594
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• 1999

The effect of $\beta$-heat treatment on th microstructure, mechanical properties and texture in the nuclear fuel cladding of Zircaloy-4 tubes was chosen at 1000, 1100 and 120$0^{\circ}C$, and the tubes were heat-treated by a high frequency vacuum induction furnace. Morphology of the second phase particles and $\alpha$-grain of as-received tubes were markedly changed by heat treatment. The average sizes of second phase particles of as-received and $\beta$-heat treated tubes were 0.1$\mu\textrm{m}$ and 0.076$\mu\textrm{m}$, respectively. However, the average sizes of second phase particles were not much changed in the $\beta$-heated temperatures. With increasing heat treatment temperatures, the 0.2% yield strength and the hoop strength were decreased because of changes in preferred orientation as will as $\alpha$-plate width. Heat treated Zircaloy-4 tubes exhibited texture changes but the preferred orientation of grains still remained.