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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제3호
발행연도
2013.1
수록면
385 - 392 (8page)

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Zirconium and zirconium alloys are widely used as nuclear reactor core materials such as fuel cladding and guide tubes because they have excellent corrosion- and radiation-resistant properties. In the reactor core, zirconium alloys are subjected to high-energy neutron fluence, causing radiation-induced dislocation and growth. To discern a possible correlation between radiation-induced dislocation and growth, characteristics of dislocation and growth in zirconium and its alloys are examined. The radiation-induced dislocation including <a> and <c> dislocation loops is reviewed in various temperature and fluence ranges, and their growth behavior is examined in the same way. To further a fundamental understanding, radiation-induced growth prediction models are briefly reviewed. This research will assist in the design of zirconium based components as well as the safety analysis of various reactor conditions, in both research and commercial reactors.
#Zirconium #Zircaloy #Radiation-induced Dislocation #Radiation-induced Growth #Radiation Damage Theory

목차

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A. Jostsons / 1977 / The nature of dislocation loops in neutron irradiated zirconium / Journal of Nuclear Materials 66 (3) : 236 ~ 256 google schola A. Jostsons / 1979 / Neutron irradiation-induced defect structures in zirconium : 46 ~ 61 google schola A. Rogerson / 1979 / Effects of texture and temperature cycling on irradiation growth in cold-worked zircaloy-2 at 353 and 553 K / Journal of Nuclear Materials 80 (2) : 253 google schola A. Rogerson / 1988 / Irradiation growth in zirconium and its alloys / Journal of Nuclear Materials 159 : 43 ~ 61 google schola C.H. Woo / 1983 / Dislocation bias in an anisotropic diffusive medium and irradiation growth / Journal of Nuclear Materials 119 (2) : 219 ~ 228 google schola

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