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김경호 (한국원자력연구소) 이민구 (한국원자력연구소) 이창규 (한국원자력연구소) 위명용 (충북대학교) 김흥회 (한국원자력연구소)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2001년도 제2차 재료 및 파괴부문 학술대회 논문집
발행연도
2001.8
수록면
106 - 114 (9page)

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The burst tests of low tin Zircaloy-4 claddings were conducted in order to obtain high temperature deformation behavior and burst strength characteristics with heat treatment condition and testing temperature, which varying room temperature to 50℃. While the uniform burst elongation and total circumferential elongation value of stress-relieved tube is small, the ultimate hoop stress of that tube are larger than that of fully recrystallized tube at all test temperature. The inflection point of elongation was 3000℃ for stress relived tubes and maximum elongation point was 4000℃ for fully recrystallized tube. The burst mechanism was believed that, after deformation was uniformly exerted on circumferentially until maximum circumferential stress reached, pin-hole fractured caused the fracture by the local stress concentration, which results from the decreasing tube thickness.
#Pressurized Water Reactor(가압경수로) #Nuclear Fuel Cladding(핵연료피복관) #Burst Strength(파열강도) #Loss-Of-Coolant Accident(냉각재상실사고) #Ultimate Hoop Stress(최대후프응력) #Uniform Burst Elongation(균일파열연신율) #Total Circumferential Elongation(총원주연신율)

목차

Abstract
1. 서론
2. 실험방법 및 실험결과 해석
3. 결과 및 고찰
4. 결론
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