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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2019.1
- 수록면
- 249 - 256 (8page)
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The 9Cr-1Mo ferritic-martensitic ODS steel is a promising structural material for the next generationnuclear power plants including fast reactors for application in reactor vessels and nuclear fuel. The ODSsteel was cooled down by furnace cooling, air cooling, oil quenching and water quenching, respectively,after normalizing it at 1150 C for 1 h and then tempering at 780 C for 1 h. It is found that grain size, arelative portion of ferrite and martensite, martensitic lath configuration, behaviors of carbide precipitates,and hardness of the ODS steel are strongly dependent on a cooling rate. The grain size andmartensitic lath width become smaller with the increase in a cooling rate. The carbides were precipitatedat the grain boundaries formed between the ferrite and martensite phases and at the martensitic lathinterfaces. In addition, the carbide precipitates become smaller and more widely dispersed with theincrease in a cooling rate, resulting in that the faster cooling rate generated the higher hardness of theODS steel
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참고문헌 (18)
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S. Ukai / 2002 / Characterization of high temperature creep properties in recrystallized 12Cr-ODS ferritic steel claddings / J. Nucl. Sci. Technol 39:872
H. S. Cho / 2006 / Improvement of compatibility of advanced ferritic steels with super critical pressurized water toward a higher thermally efficient water-cooled blanket system / Fusion Eng. Des 81:1071
Y. Yamashita / 2007 / Microstructural development of a heavily neutron-irradiated ODS ferritic steel (MA957) at elevated temperature / J. Nucl. Mater 367-370:202
J. J. Huet / 1985 / F, Print Permalink Translate abrication and mechanical properties of oxide dispersion strengthening ferritic alloy (canning tubes) for fast reactor fuel pins / Nucl. Technol 70:215
Y. Choi / 2012 / In-situ microstructure evolution of oxide dispersion strengthened ferritic steel under uniaxial deformation / J. Nucl. Mater 428:98
H. S. Cho / 2006 / Improvement of compatibility of advanced ferritic steels with super critical pressurized water toward a higher thermally efficient water-cooled blanket system / Fusion Eng. Des 81:1071
Y. Yamashita / 2007 / Microstructural development of a heavily neutron-irradiated ODS ferritic steel (MA957) at elevated temperature / J. Nucl. Mater 367-370:202
J. J. Huet / 1985 / F, Print Permalink Translate abrication and mechanical properties of oxide dispersion strengthening ferritic alloy (canning tubes) for fast reactor fuel pins / Nucl. Technol 70:215
Y. Choi / 2012 / In-situ microstructure evolution of oxide dispersion strengthened ferritic steel under uniaxial deformation / J. Nucl. Mater 428:98
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