• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.341-341
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.311.1-311
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.225-225
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• 1999

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권3호
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• pp.455-463
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• 2003

The aim of this study is to investigate the hydrogen embrittlement of Zr-2.5Nb CANDU pressure tube at room temperature. The transverse tensile and fracture toughness tests were performed at various hydrogen concentrations using transverse tensile specimens and CCT (curved compact tension) specimens. These specimens were directly machined from the pressure tube retaining original curvatures. Based on the results of these tests. the hydrogen embrittlement phenomenon was clearly observed and fracture toughness parameters of Zr-2.5Nb pressure tube materials such as, $K_{J(0.2)}$.$J_{ML}$.dJ/da, were dramatically decreased with the increasement of the hydrogen concentration. From microscopic observation by SEM and TEM, it was also revealed that various shapes dimples, fissures and quasi-cleavage were found at the hydrogen-absorbed materials with hydrides while traditional shape dimples were generally located at the as-received materials Through the comparison of the hydride and fissure lengths with the hydrogen concentration the new evaluation method of hydrogen embrittlement was suggested.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.533-538
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• 1996

40$0^{\circ}C$ $H_2O$, D$_2$O 및 $O_2$ 분위기에서 Zr-2.5wt% Nb 합금의 부식거동을 비교.분석하였다. Zr-2.5wt% Nb 합금은 열처리에 따른 조직에 따라 각각의 부식매질에 대해 부식거동이 큰 차이를 보이고 있으나, 형성된 oxide는 열처리 및 부식매질에 관계없이 monoclinic ZrO$_2$ 만이 관찰되었다. 급냉조직인 martensitic $\alpha$'-Zr 상과 소둔처리 조직의 준안정상인 $\beta$-Zr 상의 경우. 부식분위기에 매우 민감하여, D$_2$O, H $_2$O, $O_2$ 순으로 큰 부식속도를 보였다. 반면, 안전성들인 $\alpha$-Zr과 $\beta$-Nb 상의 경우, 부식 분위기에 따른 별다른 부식거동 차이를 보이지 않았다. 이들 실험 결과를 바탕으로 월성형 원자로 압력관의 부식특성을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권8호
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• pp.1118-1122
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• 2005

The direct current potential drop (DCPD) method and the unloading compliance (UC) method with a crack opening displacement gauge were applied simultaneously to the Zr-2.5Nb curved compact tension (CCT) specimens to determine which of the two methods can precisely determine the crack initiation point and hence the crack length for evaluation of their fracture toughness. The DCPD method detected the crack initiation at a smaller load-line displacement compared to the UC method. As a verification, a direct observation of the fracture surfaces on the curved compact tension specimens was made on the CCT specimens experiencing either 0.8 to 1.0 mm load line displacement or various loads from $50\%\;to\;80\%$ of the maximum peak load, or $P_{max}$. The DCPD method is concluded to be more precise in determining the crack initiation and fracture toughness, J in Zr-2.5Nb CCT specimens than the UC method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.775-783
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• 1995

CANDU원자로에서 압력관의 건전성을 향상시키기 위한 방안으로 압력관의 두께를 증가시키는 방법과 압력관 제조공정에서 초기수소농도를 줄이는 방법이 연구중에 있다. 본 연구에서는 압력관 두께증가가 가동중 압력관의 안전여유도에 미치는 영향과 새로운 압력관의 낮은 수소농도가 파손의 주원인인 DHC에 미치는 영향에 대해 연구하였다. 가동중 압력관에 날카로운 결함이 발생할 경우 5.2mm두꺼운 압력관은 안전여유도 관점에서 현행 2mm 압력 관에 비해 25% 증가효과를 보이는 것으로 나타났다. LBB평가에서도 두꺼운 압력관은 DHC 발생에 필요한 초기균열 길이 (a), 중수누설 감지 시점에서의 균열길이 (Lp), 중수누설후 압력관 파단까지의 허용시간(t)등에서 많은 이점이 있는 것으로 평가되었으며, 또한 LOCA시 압력관 파단관점에서도 유익한 것으로 나타났다. 여러가지 다른 두께 및 다른 초기수소농도를 갖는 압력관을 대상으로 20년 가동후의 총 누적 수소량을 계산한 결과, 5ppm의 초기 수소량을 갖고 두께가 5.2 mm인 압력관이 가장 우수한 저항성을 보였다. 결함 성장평가에 있어서 초기에 낮은 수소량을 갖는 압력관은 20년 가동후에도 수소화물의 석출이 일어나는 TSS 도달 온도가 낮게 유지되며 냉각시 균열성장량도 매우 적은 것으로 나타났다.

• 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.

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권11호
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• pp.1986-1996
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• 2003

Methodology based on the elastic-plastic fracture mechanics has been widely accepted in predicting the critical crack length(CCL) of pressure tubes of CANDU nuclear plants. A conservative estimate of CCL is obtained by employing the J-resistance curves measured with the specimens satisfying plane strain condition as suggested in the ASTM standard. Due to limited thickness of the pressure tubes the curved compact tension(CT) specimens taken out from tile pressure tube have been used in obtaining J-resistance curves. The curved CT specimen inevitably introduce slant fatigue crack during precracking. Hence, effect of specimen geometry and slant crack on J-resistance curve should be explored. In this study, the difference of J integral values between the standard CT specimens satisfying plane strain condition and the nonstandard curved CT with limited thickness (4.2mm) is estimated using finite element analysis. The fracture resistance curves of Zr-2.5Nb obtained previously by other authors are critically discussed. Various finite element analysis were conducted such as 2D analysis under plane stress and plane strain conditions and 3D analysis for flat CT, curved CT with straight crack and curved CT with slant crack front. J-integral values were determined by local contour integration near the crack tip, which was considered as accurate J-values. J value was also determined from the load versus load line displacement curve and the J estimation equation in the ASTM standard. Discrepancies between the two values were shown and suggestion was made for obtaining accurate J values from the load line displacement curves obtained by the curved CT specimens.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.310.2-310
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• 2001