• 제목/요약/키워드: Zirlo 판재

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핵연료 지지격자 성형을 위한 Zircaloy-4와 Zirlo 판재의 성형한계도 예측 (Forming Limit Diagrams of Zircaloy-4 and Zirlo Sheets for Stamping of Spacer Grids of Nuclear Fuel Rods)

  • 서윤미;현홍철;이형일;김낙수
    • 대한기계학회논문집A
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    • 제35권8호
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    • pp.889-897
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    • 2011
  • 본 연구에서는 핵연료 지지격자체의 재료인 Zircaloy-4 와 Zirlo 판재의 이론적 성형한계 예측모델을 제시했다. 먼저 인장시험 및 이방성시험으로 응력-변형률곡선과 이방성계수를 획득했으며, NUMISHEET 96을 따르는 돔장출시험으로 두 재료의 실험적 성형한계도들을 얻었다. 이론적 성형한계도는 성형한계모델과 항복조건의 영향을 받는다. Swift 확산네킹이론, Marciniak-Kuczynski 의 재료결함 모델, Storen-Rice 의 정점이론을 이용해 부변형률이 양인 구간에서의 성형한계 곡선을 구했으며, 부변형률이 음인 구간에는 Hill 의 국부네킹 이론을 적용했다. 또한 재료이방성을 고려하기 위해 Hill 48, Hosford 79 항복조건을 사용 했다. Swift 확산네킹모델 (Hill 48 항복조건 적용)과 Hill 모델은 각각 변형률비가 양과 음인 영역에 대해 Zircaloy-4의 성형한계도를 비교적 정확히 예측하며, Zirlo의 성형한계도는 Hosford 79 항복조건 (a = 8)을 적용한 Storen-Rice 모델로 나타낼 수 있다.

핵연료피복관용 Zr신합금 개발 연구

  • 정용환;김경호;백종혁;김성호;최병권;김선재;국일현;정연호
    • 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.

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