Since 2001, a series of five irradiation test campaigns for atomized U-Mo dispersion fuel rods, KOMO-1, -2, -3, -4, and -5, has been conducted at HANARO (Korea) in order to develop high performance low enriched uranium dispersion fuel for research reactors. The KOMO irradiation tests provided valuable information on the irradiation behavior of U-Mo fuel that results from the distinct fuel design and irradiation conditions of the rod fuel for HANARO. Full size U-Mo dispersion fuel rods of 4-5 $g-U/cm^3$ were irradiated at a maximum linear power of approximately 105 kW/m up to 85% of the initial U-235 depletion burnup without breakaway swelling or fuel cladding failure. Electron probe microanalyses of the irradiated samples showed localized distribution of the silicon that was added in the matrix during fuel fabrication and confirmed its beneficial effect on interaction layer growth during irradiation. The modifications of U-Mo fuel particles by the addition of a ternary alloying element (Ti or Zr), additional protective coatings (silicide or nitride), and the use of larger fuel particles resulted in significantly reduced interaction layers between fuel particles and Al.
High-performance research reactors require fuel that operates at high specific power to high fission density, but at relatively low temperatures. Research reactor fuels are designed for efficient heat rejection, and are composed of assemblies of thin-plates clad in aluminum alloy. The development of low-enriched fuels to replace high-enriched fuels for these reactors requires a substantially increased uranium density in the fuel to offset the decrease in enrichment. Very few fuel phases have been identified that have the required combination of very-high uranium density and stable fuel behavior at high burnup. U-Mo alloys represent the best known tradeoff in these properties. Testing of aluminum matrix U-Mo aluminum matrix dispersion fuel revealed a pattern of breakaway swelling behavior at intermediate burnup, related to the formation of a molybdenum stabilized high aluminum intermetallic phase that forms during irradiation. In the case of monolithic fuel, this issue was addressed by eliminating, as much as possible, the interfacial area between U-Mo and aluminum. Based on scoping irradiation test data, a fuel plate system composed of solid U-10Mo fuel meat, a zirconium diffusion barrier, and Al6061 cladding was selected for development. Developmental testing of this fuel system indicates that it meets core criteria for fuel qualification, including stable and predictable swelling behavior, mechanical integrity to high burnup, and geometric stability. In addition, the fuel exhibits robust behavior during power-cooling mismatch events under irradiation at high power.
한국분말야금학회 2006년도 Extended Abstracts of 2006 POWDER METALLURGY World Congress Part 1
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pp.587-588
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2006
The stress corrosion cracking (SCC) susceptibility of Alloy 600 MA, Alloy 600 TT, Alloy 800, and Alloy 690 TT were investigated in a deaerated 0.01 M solution of sodium tetrathionate using reverse u-bend test samples at $340^{\circ}C$. The results showed that SCC occurred in all alloys, excluding Alloy 690 TT. The SCC susceptibility decreased with an increase in the chromium content of the alloys. The results of the deposits and spectra taken from an energy dispersive X-ray system confirmed the existence of a reduced sulfur causing SCC.
S.K. Sharma;M.T. Saify;Sanjib Majumdar;Palash K. Mollick
Nuclear Engineering and Technology
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제55권5호
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pp.1855-1862
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2023
Graphite crucibles are used for melting uranium and its alloys in VIM furnace. Various coating materials namely Al2O3, ZrO2, MgO etc. are applied on the inner surface of the crucibles using paint brush or thermal spray technique to mitigate U-C interaction. These leads to significant amount of carbon pick-up in uranium. In this study, the attempts are made to develop multilayer coatings comprising of SiC/Y2O3 and Mo/Y2O3 on graphite to study the feasibility of minimizing U-C interaction. The parameters are optimized to prepare SiC coating of about 70㎛ thickness using CVD technique on graphite coupons and subsequently Y2O3 coating of about 250㎛ thickness using plasma spray technique. Molybdenum and Y2O3 layers were deposited using plasma spray technique with 70㎛ and 250㎛ thickness, respectively. Interaction studies of the coated graphite with molten uranium at 1450℃ for 20 min revealed that Y2O3 coating with SiC interlayer provides physical barrier for uranium-graphite interaction, however, this led to the physical separation of coating layer. Y2O3 coating with Mo interlayer provided superior barrier effect showing no degradation and the coatings remained intact after interaction tests. Therefore, the Mo/Y2O3 coating was found to be a promising solution for minimizing carbon pick-up during uranium/uranium alloy melting.
F $e_{76-x}$ C $u_{1}$M $o_{x}$S $i_{14}$$B_{9}$(x=2, 3)비정질합금의 열처리에 따른 자기적특성과 미세구조의 변화에 대해 조사하였다. 이들합금을 500 .deg. C에서 1시간 열처리한 경우, 결정화에 의해 약 20mm의 입경을 갖는 .alpha. -Fe의 초미세결정립 조직으로 변태하였으며, 이때 얻어진 합금의 실효투자율은 8~9*$10^{3}$, 보자력은 3~4A/m정도이었다. 초미세결정합금의 연자기특성을 크게 좌우하는 요소중의 하나가 입경의 크기이며, 우수 한 자성특성을 얻기위해서는 결정립의 미세화가 요구되는 것으로 알려져 있다. 이에 따라 Fe-Cu-Mo-Si-B계 합금의 경우보다 우수한 연자기특성을 얻기 위하여 2단 열처리를 행하였다. 즉, 400 .deg. C에서 1~3시간 저온 열처리 후 500 .deg. C에서 1시간 고온열처리를 하면 입경이 10nm이하로 감소하였으며, 이때 얻어진 합금의 실효투자율은 1.2~ 1.7*$10^{4}$이고 보자력은 ~2A/m이었다. 이와 같은 연자기특성의 향상은 .alpha. -Fe(Si)결정립의 미세화에 따른 평균결정자기이방성 의 감소에 기인하는 것으로 믿어진다.
과냉각액체구역(${\Delta}T_{x}=T_{x}-T_{g}$)을 갖는 $Fe_{80}P_{10}C_{6}B_{4}$ 조성에 천이금속(Ti, Zr, Hf, V, Nb, Ta, Cr, Mo, W, Mn, Co, Ni, Pd, Pt및 Cu)를 첨가하여 이들 원소가 유리화온도($T_{g}$), 결정화온도($T_{x}$) 및 과냉액체구역 (${\Delta}T_{x}$)에 미치는 영향에 \ulcorner여 조사하였다. $Fe_{80}P_{10}C_{6}B_{4}$ 합금의 ${\Delta}T_{x}$ 값은 27K였으나 이 합금에 Hf, Ta 및 Mo을 각각 4at%첨가하면 그 값이 40k 이상으로 증가하였다. 이같은 ${\Delta}T_{x}$ 값의 증가는 유리화온도($T_{g}$의 상승보다 결정화온도($T_{x}$)의 상승폭이 크기 때문이다. $T_{g}$ 및 $T_{x}$는 외각전자밀도(e/a)가 약 7.38에서 7.05로 감소할수록 상승하였다. e/a의 감소는 천이금속과 다른 구성원소(반금속)사이의 상호결합상태를 의미한다. 즉 $T_{g}$ 및 $T_{x}$의 상승은 강한 상호결합력에 기인하는 것으로 사료된다.
This study has been carried out to investigate into some effects of Mn content with varying amounts and austenite grain size on hardenability in boron-added Fe-C-Cr-Mo alloy systems. (1) Austenite grains have been found to hardly grow in the temperature range of $900^{\circ}C$ to $950^{\circ}C$, whereas they grow rapidly in the temperature range of $975^{\circ}C$ to $1100^{\circ}C$. (2) Austenite grain growth is considerably small with increasing holding time at a given austenitizing temperature and is, in particular, hardly found to occur at a temperature of $900^{\circ}C$. (3) The hardenability improves ramarkably as Mn content is increased at three different austenitizing temperatures $900^{\circ}C$, $1000^{\circ}C$ and $1100^{\circ}C$. (4) The maximum hardenability is obtained from steels A, B and C austenitized at the $900^{\circ}C$, although Mn content is varied in each specimen.
Vladimir L. Yakushin;Boris A. Kalin;Serguei S. Tserevitionov
한국표면공학회:학술대회논문집
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한국표면공학회 2000년도 춘계학술발표회 초록집
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pp.1-1
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2000
The results of the modification of metal materials treated by high temperature pulst:d plasma fluxes (HTlPPF) with a specific power of incident flux changing in the $(3...100)10^5{]\;}W/cm^2$ range and a pulse duration lying from 15 to $50{\;}\mu\textrm{s}$ have been presented. The results of HTPPF action were studied on the stainless steels of 18Cr-l0Ni, 16Cr- 15Ni, 13Cr-2Mo types; on the structural carbon steels of (13...35)Cr, St. 3, St. 20, St. 45 types; on the tool steels of U8, 65G, ShHI5 types, and others; on nickel and high nickel alloy of 20Cr-45Ni type; on zirconium- and vanadium-base alloys and other materials. The microstructure and properties (mechanical, tribological, erosion, and other properties) of modified materials and surface alloying of metals exposed to HTPPF action have been investigated. It was found that the modification of materials by HTPPF resulted in a simultaneous increase of several properties of the treated articles: microhardness of the surface and layers of 40...60 $\mu\textrm{m}$ in depth, tribological characteristics (friction coefficient, wear resistance), mechanical properties ({\sigma_y}, {\;}{\sigma_{0.2}}.{\;}{\sigma_r}) on retention of the initial plasticity ($\delta$), corrosion resistance, radistanation erosion under ion irradiation, and others. The determining factor of the changes observed is the structural-phase modification of the near-surface layers, in particular, the formation of the fine cellular structure in the near-surface layers at a depth of $20{\;}{\mu\textrm{m}}$ with dimension of cells changing in the range from 0.1 to $1., 5{\;}\mu\textrm{m}$, depending on the kind of material, its preliminary treatment, and the parameters of plasma fluxes. The remits obtained have shown the possibility of purposeful surface alloying of metals exposed to HTPPF action over a depth up to 20...45 $\mu\textrm{m}$ and the concentration of alloying element (Ni, Cr, V) up to 20 wt.%. Possible industrial brunches for using the treatment have been also considered, as well as some results on modifying the serial industrial articles by HTPPF.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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