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논문 기본 정보

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저널정보
한국해양공학회 한국해양공학회지 한국해양공학회지 제15권 제2호
발행연도
2001.5
수록면
88 - 93 (6page)

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In this paper, joints of Cu-1Cr-0.1Zr alloy to S1S316L were performed by friction welding method. Particularly, Cu-1Cr-0.1Zr alloy is attractive candidate as nuclear power plant material and exibit the best combination of high strength and good electrical and thermal conductivity of any copper alloy examined. The stainless steel is a structural material while copper alloy acts as a heat sink material for the surface heat flux in the first Wall. So, in this paper, not only the development of optimizing of friction welding with more reliability and more applicabililty but also the development of in-process real-time weld quality (such as strength and toughness) evaluation technique by acoustic emission for friction welding of such nuclear reactor component of Cu-1Cr-0.1Zr alloy to STS316L steel were performed.
#Friction welding (FRW) 마찰용접 #Acoustic emission (AE) 음향방출법 #Weld interface (W.I) 용접계면 #Weld quality 용접품질 #Heat affected zone (HAZ) 열영향부 #Tensile strength 인장강도

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 재료 및 실험방법
3. 실험결과 및 고찰
4. 결론
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