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SiCf/SiC 복합체 튜브의 표면조도 및 섬유 부피 분율에 미치는 필라멘트 와인딩 방법의 영향
Effect of Filament Winding Methods on Surface Roughness and Fiber Volume Fraction of SiCf/SiC Composite Tubes 원문보기

한국세라믹학회지 = Journal of the Korean Ceramic Society, v.50 no.6, 2013년, pp.359 - 363  

김대종 (한국원자력연구원 원자력재료개발부) ,  이종민 (한국원자력연구원 원자력재료개발부) ,  박지연 (한국원자력연구원 원자력재료개발부) ,  김원주 (한국원자력연구원 원자력재료개발부)

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Silicon carbide and its composites are being considered as a nuclear fuel cladding material for LWR nuclear reactors because they have a low neutron absorption cross section, low hydrogen production under accident conditions, and high strength at high temperatures. The SiC composite cladding tube co...

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문제 정의

  • 따라서, 본 연구에서는 다양한 필라멘트 와인딩법으로 제조된 SiCf/SiC 복합체의 섬유 부피 분율과 표면조도를 분석하고 최적의 튜브형 프리폼 제조방법을 도출하고자 하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
복합체 중간층을 제조하기 위해서는 CVD SiC 내층 위에 무엇을 제조해야 하는가? 복합체 중간층을 제조하기 위해서는 CVD SiC 내층 위에 SiC 섬유 프리폼(preform)을 제조해야 한다. 얇은 관 형태로 장섬유강화 복합체를 제조하기 위해서는 브레이딩(braiding) 또는 필라멘트 와인딩(filament winding) 방법이 적합하며,8,9) 약 400 μm 두께 이하로 복합체층을 제조할 경우 섬유의 종류 및 권선 방법에 따라 1~2층 정도만 적층될 수 있다.
탄화규소의 장점은 무엇인가? 탄화규소(SiC)는 우수한 고온 기계적 특성, 낮은 중성자 흡수 단면적, 높은 중성자 조사특성 및 고온 수화학환경에서의 내부식성 등으로 인하여 가압형 경수로(pressurized light water reactor, LWR)의 핵연료 피복관(nuclear fuel cladding) 재료로 사용되기 위한 연구가 진행되고 있다.1-5) SiC 및 SiC 복합체를 기본으로 하는 LWR 피복관은 핵분열 생성물을 담지하는 기능의 단미 SiC 내층, 인성 및 기계적 강도를 높여주기 위한 SiCf/SiC 복합체 중간층, 원자로 수화학(water chemistry) 환경으로부터 복합체층을 보호하기 위한 단미 SiC 외층으로 구성된다(Fig.
Tyranno SA3 SiC 섬유가 권선시 필라멘트 끊김이 쉽게 발생하며 섬유에 큰 장력이 부과될 경우 섬유다발이 완전히 단절되기도 하는 이유는 무엇인가? , Korea)를 이용하였으며, +55/−55° 권선 각도를 가지도록 나사선 형태(helical)로 제작 되었다. Tyranno SA3 SiC 섬유는 결정질의 구조를 가지기 때문에 일반적인 SiC 섬유에 비해 큰 취성을 가진다. 따라서, 권선시 필라멘트의 끊김(peeling)이 쉽게 발생하며, 섬유에 큰 장력이 부과될 경우 섬유다발이 완전히 단절되기도 한다.
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참고문헌 (11)

  1. K. Yueh, D. Carpenter, and H. Feinroth, "Clad in Clay," Nucl. Eng. Int., 55 14-16 (2010). 

  2. W.-J. Kim, D. Kim, and J. Y. Park, "Fabrication and Material Issues for the Application of SiC Composites to LWR Fuel Cladding," Nucl. Eng. Technol., 45 [4] 565-72 (2013). 

  3. W.-J. Kim, S. M. Kang, K. H. Park, A. Kohyama, W. -S. Ryu, and J.Y. Park, "Fabrication and Ion Irradiation Characteristics of SiC-Based Ceramics for Advanced Nuclear Energy Systems (in Korean)," J. Kor. Ceram. Soc., 42 [8] 575-81 (2005). 

  4. C. R. F. Azevedo, "Selection of Fuel Cladding Material for Nuclear Fission Reactors," Eng. Failure Anal., 18 [8] 1943-62 (2011). 

  5. D. Kim, J. Lee, W.-J. Kim, S.G. Yoon, and J.Y. Park, "Deposition of ${\beta}$ -SiC by a LPCVD Method and the Effect of the Crystallographic Orientation on Mechanical Properties (in Korean)," J. Kor. Ceram. Soc., 50 [1] 43-49 (2013). 

  6. H. Feinroth, M. Ales, E. Barringer, G. Kohse, D. Carpenter, and R. Jaramillo, "Mechanical Strength of CTP Triplex SiC Fuel Clad Tubes after Irradiation in MIT Research Reactor under PWR Coolant Conditions"; pp. 47-58 in Silicon Carbide and Carbon Composites, Vol. 30, Ceramic Engineering and Science Proceeding, Ed. by Y. Katoh and A. Cozzi, John Wiley & Sons, New Jersey, 2009. 

  7. Y. Katoh, T. Nozawa, L. L. Snead, K. Ozawa, and H. Tanigawa, "Stability of SiC and Its Composites at High Neutron Fluence," J. Nucl. Mater., 417 [1-3] 400-05 (2011). 

  8. D. Shaw-Stewart, "Filament Winding - Materials & Engineering," Mater. Des., 6 [3] 140-44 (1985). 

  9. C. Ayranci and J. Carey, "2D Braided Composites: A Review for Stiffness Critical Applications," Compos. Struct., 85 [1] 43-58 (2008). 

  10. M. Lossie and H.V. Brussel, "Design Principles in Filament Winding," Compos. Manuf., 5 [1] 5-13 (1994). 

  11. P. D. Soden, R. Kitching, P. C. Tse, and Y. Tsavalas, "Influence of Winding Angle on the Strength and Deformation of Filament-Wound Composite Tubes to Uniaxial and Biaxial Load," Compos. Sci. Technol., 46 [4] 363-78 (1993). 

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