고압 수증기에 따른 Low-Sn Zircaloy-4의 고온 산화 거동
Steam Pressure Effects on the Oxidation of Low-Sn Zircaloy-4 at High Temperatures
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참고문헌
초록
지르코늄은 낮은 중성자 단면적을 갖고 있어 중 수로 및 경수로 핵연료 피복관의 기본 재료로 사용 된다. 좋은 기계적 그리고 내부식 특성을 갖기위해 Nb, Sn, Fe, Cr 등과 같은 원소를 미량 첨가한 지 르코늄 합금이 가압경수로(PWR: Pressurized Water Reactor)에서 핵연료 피복관으로 쓰이고 있다. 이러 한 지르코늄 합금 피복관은 핵연료에서 핵분열에 의해 생성된 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도 록 하는 방어 역할을 하기 때문에 정상운전 시 또 는 사고 시에도 그 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다.
Abstract
A new zirconium alloy, low-Sn Zircaloy-4 was investigated to see the effects of high pressure steam on the oxidation at high temperatures. High pressure steam turned out to enhance the oxidation at high temperatures below 1000oC. The oxide layer growed to deviate from the uniform layer under high steam pressures, and usually cracks were found at the thicker parts in the oxide layer. High pressure steam seems to destabilize the tetragonal oxides near the metal layer, and the monoclinic oxides transformed from the destabilized tetragonal oxides are structurally not sound, resulting in enhanced oxidation under high pressure steam.
참고문헌 (5)
- "“Study of Metal-Water Reactions at High Temperature III. Experimental and Theoretical Studies of Zirconium-Water Reactions”", pp.~6548 (1962)
- "“High Temperature Oxidation of Zircaoly-4 in Steam and Steam-Hydrogen Environments”", pp.~4476 (1986)
- "“Accelerated Oxidation Zircaloy-2 in Supercritical Steam”", pp.~4448 (1973)
- "“An Experimental Investigation into the Oxidation Zircaloy-4 at Elevated Pressures in the 750 to 1000oC Temperature Range”", pp.450~465 (1994)
- "“Oxide Growth Mechanism in Zirconium Alloys”", pp.395~ (1991), H. Seidal