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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2002.5
- 수록면
- 88 - 95 (8page)
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Fretting of fuel rod cladding material, Zircaloy-4 Tube, in PWR nuclear power plants must be reduced and avoided. Nowadays the introduction of surface treatments or coatings is expected to be an ideal solution to fretting damage since fretting is closely related to wear, corrosion and fatigue Therefore, in this study the fretting wear experiment was performed using TiAIN coated Zircaloy-4 tube as the fuel rod cladding and uncoated Zircaloy-4 tube as one of grids, especially concentrating on the sliding component. Fretting wear resistance of TiAIN coated Zircaloy-4 tubes was improved compared with that of TiN coated tubes and uncoated tubes and the fretting wear mechanisms were delamination and plastic flow following by brittle fracture at lower slip amplitude but severe oxidation and spallation of oxidative layer at higher slip amplitude.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험
3. 실험결과 및 고찰
4. 결론
참고문헌
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