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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
저널정보
한국부식방식학회 Corrosion Science and Technology Corrosion Science and Technology 제14권 제6호
발행연도
2015.1
수록면
301 - 312 (12page)

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Corrosion of zirconium fuel cladding is known to limit the lifetime and reloading cycles of fuel in nuclear reactors. Oxide layers formed on ZIRLOTM cladding samples, after immersion for 300-hour and 50-day in a simulated primary water chemistry condition (360 oC and 20 MPa), were analyzed by using the scanning transmission electron microscopy (STEM), in-situ transmission electron microscopy (in-situ TEM) with the focused ion beam (FIB) technique, and X-ray diffraction (XRD). Both samples (immersion for 300 hours and 50 days) revealed the presence of the ZrO sub-oxide phase at the metal/oxide interface and columnar grains developed perpendicularly to the metal/oxide interface. Voids and micro-cracks were also detected near the water/oxide interface, while relatively large lateral cracks were found just above the less advanced metal/oxide interface. Equiaxed grains were mainly observed near the water/oxide interface.

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