Stainless steel is used commonly in nuclear applications for shielding radiation, so in this study, three different types of new stainless steel samples were designed and developed. New stainless steel compound ratios were determined by using Monte Carlo Simulation program Geant 4 code. In the sample production, iron (Fe), nickel (Ni), chromium (Cr), silicium (Si), sulphur (S), carbon (C), molybdenum (Mo), manganese (Mn), wolfram (W), rhenium (Re), titanium (Ti) and vanadium (V), powder materials were used with powder metallurgy method. Total macroscopic cross sections, mean free path and transmission number were calculated for the fast neutron radiation shielding by using (Geant 4) code. In addition to neutron shielding, the gamma absorption parameters such as mass attenuation coefficients (MACs) and half value layer (HVL) were calculated using Win-XCOM software. Sulfuric acid abrasion and compressive strength tests were carried out and all samples showed good resistance to acid wear and pressure force. The neutron equivalent dose was measured using an average 4.5 MeV energy fast neutron source. Results were compared to 316LN type stainless steel, which commonly used in shielding radiation. New stainless steel samples were found to absorb neutron better than 316LN stainless steel at both low and high temperatures.
Three film deposition systems (pulsed laser deposition, sputtering, and evaporation) equipped with reel-to-reel metal tape moving apparatus were installed and used to make meter-long coated conductor. Buffer architecture of $CeO_2/YSZ/Y_2O_3$ was deposited on Ni alloy using sputtering, evaporation, and PLD. YBCO superconducting layer was continuously deposited on buffered metal tape by PLD. End-to-end critical current ($I_c$) of 107 A at 77 K, self-field has been achieved in 1 em-wide tape (thickness 0.6∼1.0${\mu}{\textrm}{m}$, tape moving speed 54∼72 cm/hr) over 1 meter length.
The components with the circular cross section have the symmetric combination parts for rotating balance and the crack emanates from the symmetric combination parts. The symmetric cracks from symmetric combination parts make a decrease in the component fatigue life more than single crack. In this study, to estimate the behavior of symmetric cracks, the fatigue test was performed using rotary bending tester on the specimen with a symmetric defects in circular cross section. The material used in this study is Ni-Cr-Mo steel alloy. Under the same stress, the result from the rotary bending fatigue test turned out that the symmetric cracks made a decrease in the fatigue life by 35% more than single crack and the relation between log a and cycle ratio $N/N_f$ obtained linearly.
Ultrasonic-milling of metal oxide nanopowders for the preparation of tungsten heavy alloys was investigated. Milling time was selected as a major process variable. XRD results of metal oxide nanopowders ultrasonic-milled for 50 h and 100 h showed that agglomerate size reduced with increasing milling time and there was no evidence of contamination or change of composition by impurities. It was found that nanocomposite powders reduced at $800^{\circ}C$ in a hydrogen atmosphere showed a chemical composition of 93.1W-4.9Ni-2.0Fe from EDS analysis. Hardness of sintered part using 50 h and 100 h powder samples was 399 Hv and 463 Hv, respectively, which is higher than the that of commercial products (330-340 Hv).
In order to develop a high temperature superconducting(HTS) coil for the fault current limiter(FCL), the over-current characteristics in YBCO coated conductor(CC) with Ni-W alloy substrate are analyzed. The HTS wire is wound by bifilar winding method for resistive current limitation and it is operated in 65K sub-cooled nitrogen. In order to analyze the resistance and the temperature characteristics of the CC wire, an analysis program is developed considering all the composition materials except the buffer layer. Using this program, the temperature rise, the resistance development and the current limitation of CC are calculated depending on the applied voltage and the stabilizer materials. According to the analysis results, under the temperature restriction of 300K, the maximum voltage per meter is determined as 40V/m if the stabilizer is $25{\mu}m$ thick stainless steel at each side. Finally, the wire length needed for the distribution level HTS FCL is estimated.
In relation to a non-destructive evaluation of irradiation damage of micro-structure of interstitial, void and dislocation, the changes in the hysteresis loop and Barkhausen noise amplitude and the harmonics frequency due to neutron irradiation were measured and evaluated. The Mn-Mo-Ni low alloy steel of reactor pressure vessel was irradiated to a neutron fluence of $2.3\times10^{19}n/cm^2$$(E\ge1MeV)$ at $288^{\circ}C.$The saturation magnetization of neutron irradiated metal did not change. Neutron irradiation caused the coercivity to increase, whereas susceptibility to decrease. The amplitude of Barkhausen noise parameters associated with the domain wall motion were decreased by neutron irradiation. The spectrum of Barkhausen noise was analyzed with an applied frequency of 4Hz and 8Hz, and a sampling time of 50 $\mu$ sec and 20 $\mu$ sec. The harmonic frequency of Joule effect shows 4Hz, 8Hz, 12Hz and 16Hz reflected from an unirradiated specimen. On the contrary, the harmonic frequency disappeared for the irradiated specimen. Harmonic frequency of induced voltage of sinusoidal magnetic field And Spectrum of Barkhausen noise on material is determined.
The hydrogen fuel tanks having hydrogen storing capacity of about 300g and 1200g are manufactured using $MmNi_{4.7}Al_{0.25}V_{0.05}Fe_{0.001}$ alloy. They are composed of several unit reactor made of Cu-tube(outer diameter = 50.1mm, thickness = 2mm). In order to increase the heat and mass transfer property of the hydride bed, Al-plates are inserted perpendicular to axial direction at intervals of 5mm and three arteries of diameter 8mm are installed symmetrically in each unit reactor. Hydrogen absorption is proceeded about 80% within 30 minute and is completed within 60 minute at the conditions of charging hydrogen pressure of 25atm and temperature of $22^{\circ}C$. On desorbing hydrogen at a constant rate of 30 slm at $20^{\circ}C$, discharging hydrogen pressure is sustained at 3~5atm for 120 minutes. The discharging pressure is increased upto 5~8atm as the increase of the reactor temperature to $30^{\circ}C$. From the experimental results and the brief discussions about the hydrogen absorption and disorption behaviors of the hydrogen storage tank, it is suggested that the behaviors of hydrogen charging and discharging could be controlled by adjusting the operating parameters and the reactor design parameters.
발전소 내 방사화 부식생성물의 대부분을 차지하고 있는 니켈 페라이트계 부식생성물을 모사 발생시키기 위한 고온 고압용 장치를 제작하여 연구를 수행하였다. 배관형 포집기를 이용한 부식생성물 발생장치로부터 방사화 부식생성물과 가장 유사한 부식생성물을 얻을 수 있었다. 발전소에서 입자성 부식생성물이 발생되는 원리인 온도에 따른 용해도 차이를 구현하기 위하여 270$\^{circ}$C에서 부식반응이 일어나 상대적으로 높은 온도를 가진 포집용 장치에 부식생성물이 포집되도록 장치를 제작하였으며 , 발생된 부식생성물은 주사전자현미경 관찰과 EDAX를 통한 조성분석으로 그 특성을 관찰하였다. 부식생성물은 포집 된 위치 에 따라서 침상 형태의 산화물과 결정 형태의 산화물로 나뉘었으며, 조성 분석 결과 결정 형태의 부식생성물이 니켈 페라이트로서 발전소에서 발생되는 입자성 부식생성물과 유사한 것을 알 수 있었다.
For the purpose of this study, the silicoating on Ni-Cr-Be alloy surface was carried out by using the Silicoater MD. The effect of time delay after silicoating on the bond strength between the metal and resin cement was examined. The groups were divided into 4 : group 1 : Sandblasted with $250{\mu}m$ aluminium oxide, immediatly cemented group 2 : Sandblasted with $250{\mu}m$ aluminium oxide, silicoated and immediatly cemented group 3 : Sandblasted with $250{\mu}m$ aluminium oxide, silicoated and cemented after 7 days group 4 : Sandblasted with $250{\mu}m$ aluminium oxide, silicoated and coated with unfilled resin and cemented after 7 days Specimens were luted with Comspan, Superbond C&B or Panavia EX. The tensile bond strength between the metal and resin cement was measured by using the universal testing machine. The results were as follows : 1. The bond strength in groups 2, 3 and 4 was higher than that of group 1 (p<0.05). There was no statistically significant difference among the bond strength in groups 2, 3 and 4 (p>0.05). 2. In Comspan-cemented groups, there was no significant difference among the bond strength in groups 2, 3 and 4 (p<0.05). 3. In Panavia EX-cemented groups, the bond strength of group 3 was higher than that of group 2 (p<0.05) and there was no significant difference between groups 3 and 4. 4. In Superbond C&B-cemented groups, there was significant difference between groups 2 and 3 (p<0.05) and the bond strength of group 4 was higher than that of group 3 (p<0.05). 5. The highest tensile bond strength was obtained by using the Superbond C&B and no difference in the Panavia EX and Comspan. 6. The modes of bond failure were mainly cohesive failure. The method of storage and transport indicated in this study seems recommendable for laboratory and clinical use at least up to 7 days.
고온 열수송용 재료로 이용되는 Hastelloy X의 표면처리에 따른 고온물성 개선에 대한 연구를 수행하였다. Hastelloy X 기판 상에 각각 PVD법인 Arc discharge 및 Sputtering을 이용하여 TiAlN 및 $Al_2O_3$ 박막을 표면 코팅(overlay coating) 하였고, 분위기 분말을 이용하여 Al을 금속표면을 통해 확산시키는 방법인 Pack cementation법을 이용한 Al 확산코팅(diffusion coating: aluminiding)법을 이용한 표면처리를 수행하였다. 이들 표면처리가 Ni-Cr계 합금의 고온열처리에서 생성되는 두꺼운 불균질 산화물($Cr_2O_3$)형성 억제에 미치는 효과와 조성 및 표면미세구조가 물성에 미치는 영향에 대해 알아보기 위해, 표면처리 된 Hastelloy X 샘플들을 공기 및 헬륨가스 분위기에서 $1000^{\circ}C$로 열처리 하였으며, 열처리된 전후 시편들에 대해 상형성, 미세구조 및 고온 물성 변화를 측정하였다. 이러한 실험결과를 통하여 표면코팅법에 의한 TiAlN 및 $Al_2O_3$ 박막에 비해 Al 확산코팅한 경우 두꺼운 불균질 산화물($Cr_2O_3$)형성이 억제되어 보다 균질한 미세구조와 높은 내마모성 등 높은 고온 안정성을 보여주는 것을 확인할 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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