The $LaCrO_3$-dispersed Cr alloys for metallic interconnect of solid oxide fuel cell were prepared as a function of $LaCrO_3$ content in the range of 5 to 25 vol.% and were sintered at 1500$^{\circ}C$ under an Ar atmosphere with 5 vol.% $H_2$. The sintering and oxidation behaviors of these alloys were examined. The alloys indicated a good sinterability above 95% relative density at a given sintering condition, and their sintering densities is independent on $LaCrO_3$ content. The $LaCrO_3$ particles of the sintered alloys were concentrated on interfaces of Cr particles, and the size of the Cr particles increased with decreasing $LaCrO_3$ content, which is caused by inhibited grain growth of Cr particle by $LaCrO_3$ particle. The oxidation test showed all $LaCrO_3$-dispersed Cr alloys have good oxidation resistance as compared with pure Cr, which is attributed to presence of $LaCrO_3$ at the interface at which the oxidation reaction occurs rapidly. The Cr alloys with about 15 vol.% $LaCrO_3$ are very resistant to oxidation.
An interconnect in solid oxide fuel cells (SOFCs) electrically connects unit cells and separates fuel from oxidant in the adjoining cells. The interconnects can be divided broadly into two categories - ceramic and metallic interconnects. A thin and gastight ceramic layer is deposited onto a porous support, and metallic interconnects are coated with conductive ceramics to improve their surface stability. This paper provides a short review on ceramic materials for SOFC interconnects. After a brief discussion of the key requirements for interconnects, the article describes basic aspects of chromites and titanates with a perovskite structure for ceramic interconnects, followed by the introduction of dual-layer interconnects. Then, the paper presents protective coatings based on spinel-or perovskite-type oxides on metallic interconnects, which are capable of mitigating oxide scale growth and inhibiting Cr evaporation.
지속가능성, 안전성, 핵확산 저항성, 그리고 경제성이 향상된 제4세대 원자로형의 하나로 소듐냉각 고속로가 원자력 선진국을 중심으로 활발히 개발되고 있다. 우리나라가 주도적으로 개발하고 있는 금속연료를 사용하는 소듐냉각고속로는 우수한 피동안전성과 고유안전성을 가지므로 중대사고로의 진전을 조기에 배제할 수 있는 노형으로 평가된다. 또한 소듐냉각고속로는 기존의 사용후핵연료를 재활용하고 자체적으로 재순환 핵주기를 확립함으로써 원자력에너지의 지속성을 향상시킬 수 있다. 이러한 특성으로 인해 많은 나라들이 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하는 것을 미래에너지 전략에 포함시키고 있다.
최대 선출력 61 ㎾/m 및 평균 연소도 1,770 ㎿d/tU의 조건으로 하나로에서 조사한 DUPIC(Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) 핵 연료를 EPMA (Electron Probe Micro Analyzer)를 이용하여 핵분열 생성물을 분석하였다. EPMA의 정확한 분석 방법을 확립하고자, 핵분열생성물 대신 시약을 첨가하여 제조한 모의 DUPIC 핵연료로 EPMA 분석을 수행하였고, 그 결과를 습식 화학 분석의 결과와도 비교하여 평가하였다. 모의 DUPIC 핵연료 중심부의 금속 석출물은 약 1 $\mu\textrm{m}$ 정도의 크기로 관찰되었으며, 이들의 조성은 Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.% 및 Pd+Rh-8.71 at%이었다. 모의 DUPIC 핵연료 시험에서 정립한 시험방법으로 조사한 DUPIC 핵연료 시편의 금속 석출물 특성을 분석하였다. 핵연료 중앙부에서 관찰된 금속 석출물들의 크기는 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ 정도이었으며, Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, Pd+Rh-6.65 at.%의 조성임을 확인하였다. 이 실험을 위하여, 특별히 시료의 전도성을 향상시키기 위한 처리를 하였으며, 작은 금속 석출물에 EPMA의 전자빔을 정확히 조사할 수 있는 실험 조건을 제시하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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