It has been known that as oxide layer (ZrO2) forms on the nuclear fuel cladding during irradiation in nuclear power plants, the corrosion kinetics are influenced by various parameters such as chemical environments. One of those environments, crud deposition driven by coolant chemistry has an adverse effect on the formation of oxide (ZrO2) and leads to increase thickness of the layer. In this study, crud formation was performed through loop experiment equipment on the surface of intentionally-made oxide layer (ZrO2) on cladding tubes and then the composition and characteristics of cruds were examined for the investigation of nuclear power plant environment. As a result, various cruds in composition and microstructure were formed depending on the exquisite methods and conditions such as metal ion concentration.

본 연구에서는 360˚C 물 및 360˚C, 70ppm LiOH 수용액 분위기의 static autoclave를 이용하여 새롭게 개발한 Zr 신합금 (Zr-0.4Nb-0.8Sn-xFeCrMn, Zr-0.2Nb-1.1Sn-xFeCrMn, Zr-1.0Nb-xFeCu) 의 부식 특성을 평가하였다. 합금의 미세구조를 광학현미경과 TEM을 이용하여 관찰하였고, 부식시험 중에 생성된 산화막은 SEM과 XRD를 이용하여 단면 및 결정구조를 조사하였다. 부식시험 결과, 3종의 합금 모두 360˚C 물 분위기보다 360˚C, 70ppm LiOH 수용액 분위기에서의 부식저항성이 감소하였으며 특히, High Nb 합금의 경우 급격한 가속 부식현상을 나타내었다. 합금원소 첨가량과 관련하여 Nb의 함량을 고용도 이내로 줄이고 Sn을 적절히 첨가한 조성의 합금이 Sn을 첨가하지 않고 고용도 이상의 Nb을 가진 합금보다 우수한 부식저항성을 나타내었다. 또한 최종열처리가 부식에 미치는 영향의 경우에, 완전재결정 조직의 합금이 부분재결정 조직을 가진 합금보다 부식저항성이 감소되었는데 이는 기지조직에서 석출하늘 제 2상의 크기 및 분포에 의한 영향으로 사료된다.