• 한국재료학회지
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• 제18권6호
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• pp.326-333
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• 2008

Since the 1990s, the second generation of Zirconium alloys containing main alloy compositions of Nb, Sn and Fe have been used as a replacement of Zircaloy-4 (Zr-Sn-Fe-Cr), a first-generation Zirconium alloy, to meet severe and rigorous reactor operating conditions characterized by high-burn-up, high-power and high-pH operations. In this study, the mechanical properties and creep behaviors of Zr-Sn-Fe-Cr and Zr-Nb-Sn-Fe alloys were investigated in a temperature range of $450{\sim}500^{\circ}C$ and in a stress range of $80{\sim}150\;MPa$. The mechanical testing results indicate that the yield and tensile strengths of the Zr-Nb-Sn-Fe alloy are slightly higher compared to those of Zr-Sn-Fe-Cr. This can be explained by the second phase strengthening of the $\beta$-Nb precipitates. The creep test results indicate that the stress exponent for the steady-state creep rate decreases with the increase in the applied stress. However, the stress exponent of the Zr-Sn-Fe-Cr alloy is lower than that of the Zr-Nb-Sn-Fe alloy in a relatively high stress range, whereas the creep activation energy of the former is slightly higher than that of the latter. This can be explained by the dynamic deformation aging effect caused by the interaction of dislocations with Sn substitutional atoms. A higher Sn content leads to a lower stress exponent value and higher creep activation energy.

• 소성∙가공
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• 제17권5호
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• pp.364-372
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• 2008

In this study, the circumferential creep behaviors ofpilgered advanced Zirconium alloy tubes such as Zr-Nb-O and Zr-Nb-Sn-Fe were investigated in the temperature range of $400\sim500^{\circ}C$ and in the stress range of 80$\sim$150MPa. The test results indicate that the stress exponent for the steady-state creep rate of the Zr-Nb-Sn-Fe alloy decreases with the increase of stress(from 6$\sim$7 to 4), while that of the Zr-Nb-O alloy is nearly independent of stress(5$\sim$6). The activation energy of creep deformation is found to be nearly the same as the activation energy for Zr self diffusion. This indicates that the creep deformation may be controlled by dislocation climb mechanism in Zr-Nb-O. On the other hand, the transition of stress exponent(from 6-7 to 4) in Zr-Nb Sn-Fe strongly suggests the transition of the rate controlling mechanism at high stresses. The lower stress exponent at high stresses in Zr-Nb-Sn-Fe can be explained by the dynamic deformation aging effect caused by interaction of dislocations with Sn substitutional atoms.

• 대한금속재료학회지
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• 제49권1호
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• pp.17-24
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• 2011

To investigate the relationship between heat treatment in zirconium alloy tubing process and metallurgical characteristics of Zr-1Nb-0.69Sn-0.11Fe alloy tubes, mechanical and oxidation behaviors of tubes heat treated at different temperatures after the final pilgering were investigated. The stress strain curves exhibited the saturation behaviors in all heat treatment conditions ($460{\sim}600^{\circ}C$) in this study with the onset strain of saturation increased with increase of post-pilgering annealing temperature. The strength fell off rapidly with increasing annealing temperature. The ultimate strength of the low tin Zr-1Nb-0.69Sn-0.11Fe alloy with slightly higher iron and oxygen contents in this study was found to be higher than Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe alloy. The oxidation experiments in steam condition revealed that the corrosion resistance of low tin Zr-1Nb-0.69Sn-0.11Fe alloy was better than the Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe alloy with a higher Sn content. The weight gain of low tin Zr-1Nb-0.69Sn-0.11Fe alloy tubes gradually increased with the increasing annealing temperature possibly due to the decreased Nb content in the matrix because of the formation of ${\beta}-Nb$ particles.

• 한국재료학회지
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• 제11권5호
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• pp.405-412
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• 2001

본 연구에서는 $360^{\circ}C$ 물 및 $360^{\circ}C$, 70ppm LiOH 수용액 분위기의 static autoclave를 이용하여 새롭게 개발한 Zr 신합금 (Zr-0.4Nb-0.8Sn-xFeCrMn, Zr-0.2Nb-1.1Sn-xFeCrMn, Zr-1.0Nb-xFeCu) 의 부식 특성을 평가하였다. 합금의 미세구조를 광학현미경과 TEM을 이용하여 관찰하였고, 부식시험 중에 생성된 산화막은 SEM과 XRD를 이용하여 단면 및 결정구조를 조사하였다. 부식시험 결과, 3종의 합금 모두 $360^{\circ}C$ 물 분위기보다 $360^{\circ}C$, 70ppm LiOH 수용액 분위기에서의 부식저항성이 감소하였으며 특히, High Nb 합금의 경우 급격한 가속 부식현상을 나타내었다. 합금원소 첨가량과 관련하여 Nb의 함량을 고용도 이내로 줄이고 Sn을 적절히 첨가한 조성의 합금이 Sn을 첨가하지 않고 고용도 이상의 Nb을 가진 합금보다 우수한 부식저항성을 나타내었다. 또한 최종열처리가 부식에 미치는 영향의 경우에, 완전재결정 조직의 합금이 부분재결정 조직을 가진 합금보다 부식저항성이 감소되었는데 이는 기지조직에서 석출하늘 제 2상의 크기 및 분포에 의한 영향으로 사료된다.

• 한국재료학회지
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• 제5권4호
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• pp.458-467
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• 1995

여러가지 Zr합금에 대한 부식시험을 autoclave를 이용하여 물과 여러가지 Li 용액에서 수행하였다. 합금은 11종의 신합금을 사용하였는데 크게 나누어 Zircaly형 합금(ZrSnFeCr), ZnNbFeCr, ZrSnNbFeCr과 ZrFeCr 합금으로 대별되며, 비교평가를 위해 표준 Zircaloy-4 합금에 대해서도 부식시험을 수행하였다.모든 합금에서 Li을 일정농도이상 첨가할 때 부식은 가속되는데, 부식은 Li의 농도가 2.2와 30ppm 사이일 때 가속되기 시작한다. Li은 부식거동에 있어서 천이후 영역에서의 부식속도보다는 천이시간과 무게 증가량에 더 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 수소 흡수율은 Li 농도와 합금에 따라서 강하게 영향을 받는것으로 나타났으며, Li 농도가 30ppm이상에서는 Li 가속부식과 함께 Li가속 수소흡수현상이 나타났다. ZrSnFeCr합금들은 낮은 부식속도와 늦은 천이현상을 보이며 표준 Zircaloy보다 훨씬 우수한 부식저항성을 보인 반면에 대부분의 Nb첨가 합금은 높은 부식속도와 빠른 천이 현상을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.248.1-248
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.255-255
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.218.1-218
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.263.1-263
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.623-628
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• 1995

여러 가지 Zr합금에 대한 부식시험을 autoclave를 이용하여 물과 여러 가지 Li 용액에서 수행하였다. 합금은 11종의 신합금을 사용하였는데 크게 나누어 Zircaloy형 합금(ZrSnFeCr), ZrNbFeCr, ZrSnNbFeCr과 ZrFeCr 합금으로 대별되며, 비교평가를 위해 표준 Zircaloy-4 합금에 대해서도 부식시험을 수행하였다. 모든 합금에서 Li을 일정농도이상 첨가할 때 부식은 가속되는데, 부식은 Li의 농도가 2.2와 30 ppm 사이일 때 가속되기 시작한다. Li은 부식거동에 있어서 천이후 영역에서의 부식속도 보다는 천이시간과 무게 증가량에 더 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 수소흡수율은 Li 농도와 합금에 따라서 강하게 영향을 받는 것으로 나타났으며, Li 농도가 30 ppm 이상에서는 Li 가속부식과 함께 Li가속 수소흡수현상이 나타났다. ZrSnFeCr합금들은 낮은 부식속도와 늦은 천이현상을 보이며 표준 Zircaloy보다 훨씬 우수한 부식저항성을 보인 반면에, 대부분의 Nb첨가 합금은 높은 부식속도와 빠른 천이 현상을 보였다.