• 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 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.237-242
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• 1998

Zr합금의 수소화 반응속도에 미치는 합금원소의 영향을 평가하기 위하여 Zr과 Zr-0.8Sn-XNb계열(X=0.2, 0.4, 0.8, 1.0) 및 Zr-0.4Nb-YSn계열(Y=0.5, 0.8, 1.5, 2.0)의 3원계 합금으로 electro-microbalance가 장착된 TGA (thermo-gravimetric apparatus)장치를 이용하여 40$0^{\circ}C$에서 1기압 수소와의 반응에 따른 무게증가를 in-situ로 측정하였다 Sn 첨가량이 증가함에 따라 1.5% 까지는 수소반응에 따른 무게증가율이 낮게 나타났으나 Sn을 2.0% 함유한 Zr-0.4Nb-2.0Sn합금의 경우 가장 높게 나타났다. 이는 Sn의 함량이 증가할수록 수소침투에 대한 저항성이 증가함을 의미하지만 Sn이 고용도 이상 함유되면 Sn을 함유한 다량의 석출물이 대량수소침투의 site로 작용하여 수소침투가 가속화된 것으로 평가된다. Nb의 경우 첨가량을 증가시킬수록 무게증가는 크게 나타났는데 이는 Nb이 수소흡수성이 크기 때문이며 Zr-0.8Sn-0.2Nb 및 Zr-0.8Sn-0.4Nb 합금보다 Zr-0.8Sn-0.8Nb 및 Zr-0.8Sn-1.0Nb 합금의 경우 TEM을 이용한 금속간 석출물(intermetallic precipitates) 분석에서 이러한 석출물들의 평균크기 및 개수가 크게 평가되었고, 또한 Zr-0.8Sn-0.2Nb, Zr-0.8Sn-0.4Nb 합금에서는 관찰이 되지 않는 $\beta$-Zr 석출물이 관찰되었다 이러한 사실로부터 Nb의 큰 수소흡수성에 부가적으로 이러한 석출물들이 수소침투를 가속화 하는 데에 기여하는 것으로 여겨진다.

• 한국주조공학회지
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• 제27권6호
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• pp.250-254
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• 2007

3원계 Al-Nb-Zr의 용응 합금을 스프렛 ?봬?(splat-quenching) 방법을 이용하여 급속냉각응고 한 후, 응고된 시편을 698K에서 200시간까지 열처리하여 상전이를 연구하였다. 급속응고 및 열처리된 시편의 미세구조는 X-선 회절 및 투과전자 현미경으로 분석하였다. Al-1.95Nb-0.65Zr, Al-1.3Nb-1.3Zr, 및 Al-0.65Nb-1.95Zr (at%) 3원 합금계를 연구하였다. 각 합금의 조성은 Vegard's 법칙을 적용하여 Al(${\alpha}$)의 기지조직과 $L1_2-Al_3(Nb,Zr)$의 석출상들이 정합을 이루도록 선택되었다. 급속응고된 후 각 합금은 과고용된 Al(${\alpha}$)의 고용상을 형성하였다. Al-1.3Nb-1.3Zr, 및 Al-0.65Nb-1.95Zr의 급속응고된 상태의 시편을 698K에서 열처리하여 알루미늄 기지와 정합의 계면을 갖는 $L1_2-Al_3(Nb_{0.5}Zr_{0.5})$와 $L1_2-Al_3(Nb_{0.25}Zr_{0.75})$의 상을 각각 석출하였다. 반면 Al-1.95Nb-0.65Zr 합금은 평형상인 $D0_{22}-Al_3(Nb_{0.75}Zr_{0.25})$ 상을 석출하였다. 준안정상의 정합 $Al_3(Nb,Zr)$ 미세 분산상 석출은 입자의 조대화를 억제하고 재료의 고온 강도를 증가될 것으로 사료된다.

• 한국재료학회지
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• 제9권4호
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• pp.378-385
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• 1999

핵 연료 피복관 재료로 샤용되고 었는 Zr 합금의 부식특성을 개선하기 위하여 Zn-xSn 2원계 합금과 Zr-0.4Nb-xSn 3원계 합금을 제조하여 부식특성을 평가하였다. 부식 실험은 $360^{\circ}C$ 물 분위기의 mini-autoclave에서 수행하였다. 2원계 합금의 경우 Sn이 0.5, 0.8, 1.5wt.% 첨가된 합금에서는 15일에서 속도천이가 발생한 후 급격한 부식 가속 현상이 나타녔으나, 2.0wt.% 가 첨가된 합금의 경우 80일까지의 부식 실험에서도 천이 현상을 보이지 않는 매우 높은 부식 저항성을 보였다. 3원계 합금에서는 Sn 함량이 증가할수록 부식이 증가하는 경향을 보였다. 이러한 경향은 2원계 합금과 3원계 합금에서 Sn의 고용도 차, 미량 첨가된 Nb의 영향 및 석출물의 특성과 관련이 잇는 것으로 생각된다. 또한 Zr-xSn, Zr-O.4Nb-xSn 합금의 부식은 tetragonal-$ZrO_2$의 분율과 수소 흡수율에 의해서 제어될 수도 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.539-544
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• 1996

핵연료 피복관용 신합금으로 개발되고 있는 여러 가지 Zr합금에서 생성되는 석출물의 특성을 규명하기 위하여 EDX가 부착된 TEM을 이용하여 석출물에 관한 연구를 수행하였다. Zrl.4Sn0.2Fe0.1Cr 합금에서는 두 종류의 석출물이 생성되는데 하나는 석출물의 대부분을 차지하는 HCP 구조의 Zr(Cr,Fe)$_2$ 석출물로서 이는 둥근 형태를 유지하며 결정립내나 결정립계에 관계없이 널리 분산되어 분포된다. 다른 하나의 석출물은 극히 일부에서만 관찰되는 Zr$_2$(Fe,Si)성분의 석출물로서 이는 tetragonal 구조를 갖는다. Zr0.5Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 tetragonal (Zr,Nb)$_2$(Fe,V)석출물이 형성되며, Nb이 1.0 wt.% 첨가된 Zr1.0Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 HCP 구조의 (Zr,Nb)(Fe,V)$_2$ 석출물과 BCC 구조인 $\beta$-Zr이 생성된다. Zr1.0Nb0.6Fe0.3V 합금을 제외하고는 대부분의 합금에서 석출물은 약 1.0 $\mu$m의 크기를 나타냈다. 합금 조성이 다를 경우에 석출물 크기와 35$0^{\circ}C$ 부식 특성과는 연관성이 없는 것으로 나타났다.

• 한국재료학회지
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• 제6권6호
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• pp.585-588
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• 1996

여러 가지 Zr합금에서 생성되는 석출물의 특성을 규명하기 위하여 시편을 $600^{\circ}C$에서 1시간 동안 열처리 한후 EDX가 부착된 TEM을 이용하여 석출물에 관한 연구를 수행하였다. Zr1.4Sn0.2Fe0.1Cr 합금에서는 두 종류의 석출물이 생성되는데 하나는 석출물의 대부분을 차지하는 HCP 구조으 Zr(Cr, Fe)2 석출물로서 이는 둥근 형태를 유지하며 결정립내나 결정립계에 관계없이 널리 분산되어 분포된다. 다른 하나의 석출물은 극히 일부에서만 관찰되는 Zr2(Fe, Si)성분의 석출물로서 이는 tetragonal 구조를 갖는다. Zr0.5Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 tetragonal (Zr, Nb)2(Fe, V) 석출물이 형성되며, Nb이 1.0 wt.% 첨가된 Zr1.0Nb0.6Fe0.3V 합금에서는 HCP 구조의 (Zr, Nb)(Fe, V)2 석출물과 BCC 구조인 $\beta$-Zr이 생성된다. Zr1.0Nb0.6Fe0.3V합금을 제외하고는 대부분의 합금에서 석출물은 약 1.0$\mu\textrm{m}$의 크기를 나타냈다. 합금 조성이 다를 경우에 석출물 크기와 35$0^{\circ}C$ 부식 특성과는 부식 특성과는 연관성이 없는 것로 나타났다.

• 한국재료학회지
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• 제8권11호
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• pp.1031-1037
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• 1998

Zircaloy-4와 Zr-2.5Nb 합금의 부식에 미치는 냉각속도와 소둔온도의영향을 조사하기 위해서 여러 가지 방법으로 열처리된 시편에 대해서 autoclave 부식시험을 실시하였다. 냉각속도의 영향을 조사하기 위해서 시편을 $1050^{\circ}C$에서 30분 가열 후 염빙수냉, 수냉, 유냉, 공냉, 노냉의 방법에 의해 열처리하였으며, 소둔온도의 영향을 조사하기 위해서 $\alpha$온도, $\alpha$+$\beta$온도, $\beta$온도구역에서 열처리하였다. $500^{\circ}C$부식시험 결과, Zircaloy-4합금에서는 nodule형 부식이 발생되는 반면에 Zr-2.5Nb 합금에서는 nodule형 부식이 발생되지 않았다. Zirfcaloy-4 합금에서는 nodule형 부식이 발생되는 반면에 Zr-2.5Nb 합금에서는 nodule형 부식이 발생되지 않았다. Zircaloy-4합금은 냉각속도가 빠를수록 내식성이 증가하는 반면에 Zr-2.5Nb합금은 냉각속도가 빠를수록 내식성이 감소하는 경향을 보였다. 또한 소둔온도가 증가할수록 Zr-2.5Nb 합금의 내식성은 감소하는 결과를 보였다. Zircaloy-4의 내식성은 Fe, Cr 원소의 기지내 분포와 석출물의 분포에 의해 지배를 받으며 Zr-2.5Nb 합금의 내식성은 기지조직내의 Nb 농도와 $\beta_{-Nb}$상에 의해 지배를 받는 것으로 사료된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.128.2-128.2
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• 2005

• 한국재료학회지
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• 제9권5호
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• pp.452-459
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• 1999

고연소도 핵연료피복관용 신합금 재료를 개발하기 위한 연구로 Zr-0.8Sn-xNb(x = 0.2,0.4,0.8, 1.0) 계 합금을 제조하여 Nb 첨가량이 Zr 합금의 미세구조 및 부식특성에 미치는 영향을 조사하였다. 미세조직 관찰결과 Nb첨가량이 증가함에 따라 결정립의 크기는 강소하였고 석출물의 량은 증가하였다. $360^{\circ}C$ 물 분위기에서 부식시험 한 결과 Nb 함량이 적을수록 부식저항성이 증가하는 경향을 나타냈으며며, Zr-0.8Sn-0.2Nb 합금이 가장 우수한 부식저항성을 보였다. 동얼 두께의 산화막에 대하여 XRD 분석한 결과, 내식성이 우수한 0.2 wt.% Nb 합금에서는 산화막내 tetra-$ZrO_2$의 분율이 높게 관찰되었다. 합금설계 관점에서 Zr-O.8Sn-xNb 합금계에 Nb올 첨가할때 Nb은 고용도 이하로 첨가되어야 한다고 사료된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.99-104
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• 1998

40$0^{\circ}C$ $H_2O$ steam 분위기에서 Zr-2,5wt%Nb 및 Zr-20wt%Nb 합금의 산화거동을 열처리조건에 따른 미세조직 관점에서 고찰하였으며, 형성된 oxide를 분석하여 산화기구를 규명하고자 하였다. Zr-Nb 합금의 산화거동은 열처리에 따라 협성된 조직상에 매우 민감하였는데, 주 조직인 a-Zr 상 보다는 $\beta$상들에 ($\beta$-Zr, $\beta$-Nb) 보다 큰 영향을 받는 것으로 보인다. $\beta$-Zr 상은 $\alpha$-Zr 상에 비해 부식저항성이 낮으며, 그 양에 관계없이 유사한 정도의 부식거동을 보인다. $\beta$-Nb 상의 경우, 미세한 크기로 적은양이 존재하는 경우 부식저항성에 별다른 영향이 없어 보이는 반면, 상당량의 $\beta$-Nb 상이 조대한 크기로 (약 0,2$\mu\textrm{m}$) 존재하는 경우 매우 불안정한 부식거동을 보였다. 이들 $\beta$상들의 낮은 산화저항성은 Nb$_2$O$_{5}$ 을 포함한 Nb 계 oxide의 형성에 주로 기인한 것으로 추정된다.