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NTIS 바로가기한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.11 no.1, 2015년, pp.12 - 19
사인진 (한국원자력연구원 수소생산원자로기술개발부) , 김성환 (한국과학기술원 원자력및양자공학과) , 홍성훈 (한국과학기술원 원자력및양자공학과) , 장창희 (한국과학기술원 원자력및양자공학과)
As a measure of improving the mechanical properties of a diffusion bonded joint of a ferritic/martensitic steel (FMS), the post-bonding heat treatment (PBHT) is applied. In the temperature range of normalizing condition (
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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원자력발전소의 핵연료 피복관은 어떤 여할을 하는가? | 원자력발전소의 핵연료 피복관(fuel cladding)은 핵연료와 핵분열 물질이 외부로 누출되는 것을 방지하는 방호벽 역할을 한다. 소듐냉각고속로(SFR; sodiumcooled fast reactor)와 같은 제4세대 원전의 핵연료 피복관은 기존 원전에 비해 고온 및 높은 중성자조사 환경에 노출되기에 차세대 피복관 후보재료는 고온 크립파단 강도가 우수하고, 고속 중성자의 조사 환경에서도 우수한 팽윤 (swelling) 저항성을 가져야 한다. | |
확산접합 된 시편의 크립-파단 시험을 수행한 결과는 어떠한가? | 4은 모재(as-received), 확산접합(as-bonded), 후열처리(PBHT)된 시편에 대해 크립-파단 시험을 수행한 결과이다. 크립시험은 판상형 시편을 이용하여 650˚C 대기환경에서 수행하였다. 앞 절에서 살펴본 인장특성 결과를 바탕으로 확산접합 및 후열처리에 사용된 시편은 1000˚C에서 확산접합된 시편에 대해 수행하였다. | |
제4세대 원전의 핵연료 피복관의 필요사항은? | 원자력발전소의 핵연료 피복관(fuel cladding)은 핵연료와 핵분열 물질이 외부로 누출되는 것을 방지하는 방호벽 역할을 한다. 소듐냉각고속로(SFR; sodiumcooled fast reactor)와 같은 제4세대 원전의 핵연료 피복관은 기존 원전에 비해 고온 및 높은 중성자조사 환경에 노출되기에 차세대 피복관 후보재료는 고온 크립파단 강도가 우수하고, 고속 중성자의 조사 환경에서도 우수한 팽윤 (swelling) 저항성을 가져야 한다. 따라서, 현재 제4세대 원전 적용을 목적으로 장기 건전성이 확보되는 핵연료 피복관 소재개발이 전 세계적으로활발하게 진행되고 있다. |
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