KCI등재
SCIE
SCOPUS
Effects of Zr-hydride distribution of irradiated Zircaloy-3 cladding in RIA-simulating pellet-clad mechanical interaction testing = Effects of Zr-hydride distribution of irradiated Zircaloy-2 cladding in RIA-simulating pellet-clad mechanical interaction testing
저자
Per Magnusson (Studsvik Nuclear AB) ; Anna-Maria Alvarez Holston (Studsvik Nuclear AB) ; Katja Ammon (Kernkraftwerk Leibstadt AG) ; Guido Ledergerber (Kernkraftwerk Leibstadt AG) ; Marcus Nilsson (OKG AB) ; David Schrire (Vattenfall Nuclear Fuel) ; Klaus Nissen (AREVA GmbH) ; Jonathan Wright (Westinghouse Electric Sweden AB) 연구자관계분석
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
권호사항
발행연도
2018
작성언어
English
주제어
등재정보
KCI등재,SCIE,SCOPUS
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
246-252(7쪽)
KCI 피인용횟수
0
제공처
A series of simulated reactivity-initiated accident (RIA) tests on irradiated fully recrystallized boilingwater reactor Zircaloy-2 cladding has been performed by means of the expansion-due-to-compression(EDC) test method. The EDC method reproduces fuel pelleteclad mechanical interaction (PCMI) conditionsfor the cladding during RIA transients with respect to temperature and loading rates by out-of-pilemechanical testing. The tested materials had a large variation in burnup and hydrogen content (up to907 wppm). The results of the EDC tests showed variation in the PCMI resistance of claddings withsimilar burnup and hydrogen content, making it difficult to clearly identify ductile-to-brittle transitiontemperatures. The EDC-tested samples of the present and previous work were investigated by lightoptical and scanning electron microscopy to study the influence of factors such as azimuthal variation ofthe Zr-hydrides and the presence of hydride rims and radially oriented hydrides. Two main characteristicswere identified in samples with low ductility with respect to hydrogen content and test temperature:hydride rims and radial hydrides at the cladding outer surface. Crack propagation and failuremodes were also studied, showing two general modes of crack propagation depending on distributionand amount of radially oriented hydrides. It was concluded that the PCMI resistance of irradiatedcladding under normal conditions with homogenously distributed circumferential hydrides is high, withgood margin to the RIA failure limits. To further improve safety, focus should be on conditions causingnonfavorable hydride distribution, such as hydride reorientation and formation of hydride blisters at thecladding outer surface.
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연월일 | 이력구분 | 이력상세 | 등재구분 |
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2023 | 평가예정 | 해외DB학술지평가 신청대상 (해외등재 학술지 평가) | |
2020-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (해외등재 학술지 평가) | KCI등재 |
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2014-01-01 | 평가 | SCOPUS 등재 (등재유지) | KCI등재 |
2011-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2009-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2007-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2006-07-31 | 학술지명변경 | 한글명 : Jorunal of the Korean Nuclear Society -> Nuclear Engineering and Technology외국어명 : 미등록 -> Nuclear Engineering and Technology | KCI후보 |
2004-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
2003-01-01 | 평가 | 등재후보 1차 PASS (등재후보1차) | KCI후보 |
2002-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 유지 (등재후보1차) | KCI후보 |
1999-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
기준연도 | WOS-KCI 통합IF(2년) | KCIF(2년) | KCIF(3년) |
---|---|---|---|
2016 | 1.04 | 0.17 | 0.77 |
KCIF(4년) | KCIF(5년) | 중심성지수(3년) | 즉시성지수 |
0.63 | 0.56 | 0.343 | 0.11 |
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