• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.111.2-111.2
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• 2005

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.129.2-129.2
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.61-66
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• 1997

월성1호기 압력관의 수소흡수 관련 자료들을 분석하였으며, 캐나다 발전소들의 결과와도 비교하였다. 압력관의 수소흡수 특성은 압력관내 위치, 사용온도, 가동이력 등에 영향을 받아 Inlet 쪽보다는 Outlet 쪽이, 사용온도가 높을수록, 또한 가동에 따른 조사량이 증가할수록 수소흡수량이 증가하였다. 한편 압력관내로의 수소흡수 거동을 규명하기 위해 Zr-2.5wt%Nb 합금의 열처리 조직 차이에 따른 수소흡수특성을 분석하였다. 수소흡수는$\alpha$-Zr 상에 비해 $\beta$-Zr, $\beta$-Nb 상에 크게 영향을 받는 것으로 보인다. 또한 합금내의 수소량 증가가 압력관 부식특성 자체에 미치는 영향을 분석하기 위하여 열처리 시편에 일정량의 수소를 charging 시킨 후 부식시험을 수행하였다. Zr-2.5wt%Nb 합금의 부식거동은 미세조직에 가장 큰 영향을 받아$\alpha$-Zr과 $\beta$-Zr 상의 시편이$\alpha$-Zr과$\beta$-Nb 상의 시편에 비해 큰 부식속도를 보였다. 또한 시편내 150ppm 이하의 수소함량은 시편의 부식거동에 별다른 영향을 없거나, 부식속도를 약간 감소시키는 것으로 추정된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.765-770
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• 1995

지체균열전파(DHC)는 중수로 압력관의 수명에 근 영향을 미치는 중요한 현상 중의 하나이다. 본 연구에서는 열처리를 통하여 압력관 재료인 Zr-2,5Nb의 기계적 성질, 집합조직을 변화시켜 각 인자들이 DHC에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 지체균열전파속도(DHCV)는 항복강도와 경도와 비례한다는 것과 유사한 미세구조와 집합조직을 갖는 Zr-2.5Nb의 경우 항복강도와 Puls의 모델을 이용하여 지체균열전파속도(DHCV)를 예측할 수 있었다. 그리고 secondary cracking이 annealing한 시편들에서는 관찰되었으나 $\beta$열처리 후 급냉한 시편에서는 관찰되지 않았다. 이것의 수소화물 형상의 차이에 의한 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.226-233
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• 1995

CANDU 원자로에서 심각하게 대두되는 압력관 파손을 방지하기 위해 압력관의 두께를 증가시키는 방안이 연구되었다. 본 연구에서는 압력관 두께변화가 Zr-2.5Nb 압력관의 응력, 수소농도 및 수소지연파괴에 미치는 영향에 대해 연구를 수행하였다. 압력관 두께가 현재의 4.2 mm에서 5.2 mm로 증가할 경우에 압력관이 받는 응력과 발전소 가동중에 누적되는 중수소 흡수량은 19% 줄어드는 것으로 나타났으며, 압력관에 균열이 발생할 경우 발전소 냉각동안에 일어나는 균열 성장은 상당히 감소한다. 수소지연파괴는 압력관이 받는 응력과 누적되는 수소량에 비해 지배되는데 이와 같은 결과로부터 두꺼운 압력관은 수소지연파괴 관점에서 상당한 이점이 있는 것으로 평가되었다. 그러나 압력관 두께 증가는 수소지연파괴의 성장속도를 가속할수도 있으므로 앞으로 연구할 사항이다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.78-83
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• 2003

The aim of this study is to investigate the effect of hydrogen embrittlement od Zr-2.5Nb CANDU pressure tube. The test were performed at three hydrogen contents for transverse tensile and CCT specimens while the test temperatures were changed (RT to 300$^{\circ}C$). The specimens were directly machined from the tube retaining original curvature using electric discharge machine. Both the transverse tensile and the fracture toughness tests showed the hydrogen embrittlement clearly at RT but this phenomenon was disappeared while the test temperature arrived over 250$^{\circ}C$. From the fracture toughness test, it was found that fracture toughness dJ/da was increased up to 200$^{\circ}C$ and then decreased.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.629-634
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• 1995

Zr-2.5 % Nb 합금 압력관에서 집합조직이 강도에 미치는 영향을 조사하여 기저면 성분(F)의 강화 효과를 분리하였으며 아울러 온도에 따른 강도의 변화를 조사하였다. As-received 압력관 재료의 상온 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서 측정한 기저면 성분(F)에 대하여 $\sigma$$_{YS}$ =600 + 410 F 의 관계를, annealing 처리한 등축정 재료의 상온 항복 강도는 $\sigma$$_{YS}$ = 410 +310 F 의 관계를 따르는 것으로 나타나 기저면 성분이 주도적인 강화 효과를 갖는다는 것을 확인 할 수 있다. 따라서 Zr 합금의 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서의 기저면 성분에 따라 좌우되며, Zr-2.5% Nb 압력관에서 길이 및 원주 방향에서의 항복 강도의 차이는 주로 기저면 성분의 차이 (F)에 의한 것이라고 결론지을 수 있다. $\alpha$-Zr 에서 슬립과 쌍정의 임계 전단 응력 및온도에 따른 변형 기구의 변화에 대하여 논의하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.204-204
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• 1998

• 한국재료학회지
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• 제8권1호
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• pp.3-9
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• 1998

40$0^{\circ}C$ H$_{2}$O, D$_{2}$O및 $O_{2}$분위기에서 Zr-2.5Nb합금의 부식거동을 분석하였다. Martensitic $\alpha$'-Zr상이나 $\alpha$-Zr과 $\beta$-Zr상의 Zr-2.5Nb합금인 경우, 부식분위기에 매우 민감하여, $O_{2}$속에서 가장 큰 부식속도를 보였다. 반면, $\alpha$-Zr나 $\beta$-Zr상의 경우, 부식 매질에 따른 별다른 차이없이 높은 부식저항성을 보였다. 이러한 Zr-2.5Nb 합금의 미세조직 및 부식 매질에 따른 부식거동변화는 Zr-2.5Nb 합금의 음극 지배 부식반응의 관점으로 해석되었으며, 이들 결과를 이용하여 CANDU 형및 RBMK 형 Zr-2.5Nb 압력관의 가동조건 차이를 설명할 수 있었다. Zr-2.5Nb 합금의 모든 조직에서 주로 단사정 ZrO$_{2}$산화물이 형성되었으며, 산화물내 정방정 ZrO$_{2}$비율은 산화물 두께가 증가함에 따라 감소하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.320.2-320.2
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• 2004