• 한국재료학회지
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• 제14권8호
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• pp.579-586
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• 2004

A study on the effects of oxide growth on the mechanical properties degradation of pure zirconium and Zircaloy-4 is carried out with high temperature tensile tests. It is found that the mechanical properties can deteriorate with the oxide growth less than $1\%$ of total specimen cross section, especially at $300\~400^{\circ}C$ that is zirconium alloy cladding temperature during the nuclear reactor operation. It is also revealed that Young's modulus changes little but yield strength and tensile strength drop down to $20\% and 40\%$ of the room temperature strength, respectively, in the temperature range. Fractographic analysis shows that the number of dimples decreases and fractured surface becomes smooth with increasing oxide thickness.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.341-346
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• 1996

사용후핵연료에 대한 장기건식저장과 관련하여 원자로에서 조사된 사용후 핵연료피복관에 대한 산화시험을 공기분위기에서 수행하였다. 피복관 시료의 50$0^{\circ}C$ 공기중 산화시험 결과 산화 초기에 급격한 산화율을 보였으며, 이 후 천이점까지 느리게 산화가 진행되다가 천이 후에는 선형적으로 급격히 무게가 증가하는 지르코늄 합금의 수증기 및 공기중에서의 전형적인 산화양상을 나타내었다. 시편별로는 가장 두꺼운 노내 산화막을 가진 시편이 가장 높은 산화율을 나타내었으며, 노내 산화시 천이점에 근접한 시편들이 가장 낮은 산화율을 보였다. 산화율이 가장 높은 시편의 천이후 영역에서의 산화율은 $\Delta$W ＝ 0.74 t ＋ 38.61과 같은 관계식으로 표현될 수 있었다. 이 때 $\Delta$W는 무게이득(mg/dm$^2$)이고 t는 산화시간(h)을 나타낸다. 시험에 사용된 피복관의 단위 산화막두께(l$\mu$m)에 대한 산화무게증가량은 약 13.4mg/dm$^2$으로 나타났다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중간저장 시설 및 저장캐스크의 설계 전산코드 작성 및 저장시설의 운영에 관련되어 기반자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 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.

• 비파괴검사학회지
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• 제22권2호
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• pp.140-148
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• 2002

중수로 압력관으로 사용되는 Zr-2.5Nb 재료의 고온 이방성 탄성계수를 고온 초음파공명분광법(RUS)로 측정하였다. 소형 가열로 내에 알루미나 waveguide와 광대역 초음파 센서를 사용하여 초음파에너지를 시편에 가하고 시편의 공명주파수를 측정하였다. 압력관의 축 방향, 반경 방향, 원주 방향에 일치하도록 장방형 시편을 가공하였으며 각 방향에 대한 탄성계수 텐서 9개의 값을 상온${\sim}500^{\circ}C$ 온도 구간에서 측정하였다. 탄생계수 텐서, $c_{ij}$는 모두 온도가 증가함에 따라 점진적으로 감소하며 원주 방향의 탄성계수가 축 방향 및 반경 방향의 탄성계수보다 높았다. 이것은 Young's modulus나 shear modulus의 경우에도 일치하였으며 축 방향과 반경 방향의 경우 큰 차이를 나타내지 않았다. 축 방향 및 반경 방향의 비틀림 탄생계수가 $150^{\circ}C$ 부근에서 서로 교차하였으며 이는 단결정 지르코늄의 $c_{44}$ 및 $c_{66}$의 교차 현상과 일치하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제33권11호
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• pp.855-859
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• 2011

원자력산업에서의 지르코늄합금 튜브 제조공정은 튜브 산세 시 질산과 불산을 사용하고 있어 세척 시 발생되는 폐수의 주요 오염물질은 질산성질소와 불소성분으로 이루어져 있다. 오염물질인 불소와 질산성질소의 처리를 위해, 다양한 실험을 거쳐 처리기술을 검토한 결과를 토대로, 당사의 폐수처리공정은 1차 화학응집처리에 의한 불소성분 제거공정, 황산화 탈질반응을 이용한 SOD (Sulfur Oxidation Denitrification)공법에 의한 독립영양탈질공정, 2차 화학응집처리공정으로 구성하여 운영하고 있다. 본 폐수처리공정의 특징은, 질산성질소제거를 위해 황산화 탈질공법(SOD Process)을 적용한 것이다. SOD공법은 기존의 황탈질공법과는 달리 황과 알칼리성물질을 일체화한 충진담체(JSC Pellet)를 사용한 기술로, 유기탄소원이 전혀 없는 무기계폐수의 탈질기술로서 주목받고 있다. 현재까지 폐수처리장의 운영결과를 보면, 유입수의 평균 T-N농도가 설계값인 100 mg/L를 상회하는 147.55 mg/L이었지만, 처리수의 평균 T-N농도는 12.72 mg/L로 91%의 높은 제거율을 안정하게 유지하고 있다. 이상의 결과로, SOD공법이 무기계 산업폐수의 질산성질소제거에 매우 유용한 공법임이 확인되었으며, 신규 개발한 미생물활성화제(특허출원 중)를 사용함에 의해 증식속도가 늦은 독립영양미생물의 활성이 안정적으로 유지되었다.

• 자원리싸이클링
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• 제26권5호
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• pp.97-104
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• 2017

핵연료 피복관(지르코늄 합금)은 필거링, 세정, 산 세정 및 열처리공정을 거쳐 만든다. 튜브 표면의 산화층과 불순물을 제거하기 위하여 산 세정(酸 洗淨, Acid pickling) 공정이 요구된다. 이때 산세 공정 중 불산과 질산의 혼합 산(酸) 용액으로부터 용해된 Zr이 농축된 폐산은 중화반응을 거쳐 전량 폐기 처리 된다. 본 연구에서는 $BaF_2$ 침전 공정을 통해 재생산된 산세 용액의 잔존 불순물(Ba)이 산세에 미치는 영향을 관찰하였다. 이와 더불어 실제 핵연료 피복관의 산세 공정에 적합한 재생산 제조를 위한 잔존 Ba 및 Zr의 농도 저감 실험을 실시하여 최적 침전 공정 조건을 도출하였으며, 핵연료 피복관의 산세 공정을 모사한 파일럿 플랜트 산세공정 장치에서 재생산된 산세용액을 사용하여 피복관의 산세 효율을 AFM 분석을 통해 관찰하였다.

• 대한치과보철학회지
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• 제55권2호
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• pp.212-217
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• 2017

임플란트의 협설 측으로 잔존 골조직이 불충분할 경우 골증대술을 시행하지 않기 위해서는 작은 직경의 임플란트를 사용할 수 있다. 작은 직경 임플란트의 경우는 파절 저항성이 낮고, 골과 임플란트의 접촉 면적이 좁아 구치부에는 부적절한 것으로 여겨져 왔다. 최근의 연구에서는 새로운 임플란트 합금의 개발 및 표면 처리방법의 발전으로 구치부에서도 표준 직경 임플란트와 유사한 성공률이 보고되고 있다. 이 증례에서는 구치부 상실 부위 잔존골의 협설 폭이 부족한 상황에서 작은 직경 임플란트를 이용하여 심미적, 기능적으로 만족스러운 치료 결과를 보였다. 현재까지 추적 검사 기간은 4년 이상 되었고 특이할만한 합병증 없이 유지되었다. 향후 장기적인 안정성에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 사료된다.

• 멤브레인
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• 제34권2호
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• pp.140-145
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• 2024

에너지 패러다임의 변화가 요구되는 현대에 수소는 매력적인 에너지원이다. 이러한 수소를 정제하는 기술 중에서 분리막을 이용한 기술은 저비용으로 고순도의 수소를 정제할 수 있는 기술로 주목받고 있다. 그러나 수소 분리 성능이 뛰어난 팔라듐(Pd)은 가격이 매우 비싸 이를 대체한 소재가 필요하다. 본 연구에서는 수소 투과 성능은 좋으나 수소 취성에 약한 니오븀(Nb)과 수소 투과 성능은 떨어지나 내구성이 뛰어난 니켈(Ni)과 지르코늄(Zr)을 혼합한 합금으로 분리막을 제조하여 1~4 bar, 350~450 ℃ 조건에서 수소 투과 특성을 확인하였다. Pd를 코팅하지 않은 Ni₄₈Nb₃₂Zr₂₀ 분리막의 경우 최대 0.69 ml/cm²/min의 투과량을 보였으며, Pd가 코팅된 경우에는 최대 13.05 ml/cm²/min의 투과량을 보였다.

• Journal of Welding and Joining
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• 제30권1호
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• pp.59-63
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• 2012

The spacer grid is one of the main structural components in a fuel assembly. It supports fuel rods, guides cooling water and maintains geometry from external impact load and cyclic stress by the vibration of nuclear fuel rod, it is necessary to have sufficient strength against dynamic external load and fatigue strength. In this study, the mechanical properties and fatigue characteristics of laser beam welded zircaloy thin sheet are examined. The material used in this study is a zirconium alloy with 0.66 mm of thickness. The fatigue strength under cyclic load was evaluated at stress ratio R=0.1. S-N curves are presented with statistical testing method recommend by JSME- S002 and compared with S-N curves at R.T. and $315^{\circ}C$. As a result of the experimental approach, the design guide of fatigue strength is proposed and the results obtained from this study are expected to be useful data for spacer gird design.

• 한국재료학회지
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• 제14권7호
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• pp.462-469
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• 2004

The effect of Cu addition on the corrosion characteristics of Zr alloys that developed for nuclear fuel cladding in KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) was evaluated. The alloys having different element of Nb, Sn, Fe, Cr and Cu were manufactured and the corrosion tests of the alloys were performed in static autoclave at $360^{\circ}C$, distilled water condition. The alloys were also examined for their microstructures using the optical microscope and the TEM equipped with EDS and the oxide property was characterized by using X-ray diffraction. From the result of corrosion test more than 450 days, the corrosion rate of the Zr-based alloys was changed with alloying element such as Nb, Sn, Fe, Cr and especially affected by Cu addition. The corrosion resistance was increased with increasing the Cu content and the tetragonal $ZrO_2$ layer was more stabilized on the Cu-containing alloys.