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저자정보
이명호 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) 김준환 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) 최병권 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀) 정용환 (한국원자력연구소 지르코늄신합금핵연료피복관개발팀)
저널정보
한국재료학회 한국재료학회지 한국재료학회지 제14권 제10호
발행연도
2004.1
수록면
713 - 718 (6page)

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To study the dynamic strain aging behavior of Zr-0.4Sn-1.5Nb-0.2Fe sample tube for nuclear fuel cladding in the range of pressurized water reactor (PWR) operation temperature, the tensile tests of the tube specimens, which had been finally heat-treated at $470^{\circ}C\;and\;510^{\circ}C$, had been carried out with the strain rate $1.67{\times}10^{-2}/s\;and\;8.33{\times}10^{-5}/s$ at the various temperatures from room temperature to $500^{\circ}C$. It was observed that the elongation of the specimens got shortened as the temperature increased from $200^{\circ}C\;to\;340^{\circ}C$. The specimens that were finally heat-treated at $470^{\circ}C$ showed a plateau more remarkably on the plot of yield strength-temperature than those heat-treated at $510^{\circ}C$. In the range of $310\sim400^{\circ}C$, the strain rate sensitivity of the specimens finally heat-treated at $510^{\circ}C$ was $30.4\%\sim33.7\%$ lower but the work hardening exponent index of the specimens was a little higher than that without dynamic strain aging effect.
#cladding tube #Zr-based alloy #dynamic strain aging

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