## PENGARUH HIDROGEN TERHADAP KEKUATAN TARIK KELONGSONG BAHAN BAKAR NUKLIR BERBASIS PADUAN ZIRKONIUM
Rohmad Sigit, Fajar Al Afghani, Jan Setiawan, Sungkono Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir – BATAN,
Kawasan Puspiptek Serpong Gd.20 Tangerang Selatan, Banten 15314 e-mail: sigitebp@batan.go.id
(Naskah diterima: 13 −09−2017, Naskah direvisi: 15−10−2017, Naskah Disetujui: 27−10−2017)

## ABSTRAK
PENGARUH  HIDROGEN  TERHADAP  KEKUATAN  TARIK  KELONGSONG  BAHAN  BAKAR NUKLIR  BERBASIS  PADUAN  ZIRKONIUM. Selama  operasi  reaktor  nuklir, zircaloy -4  (Zr-4) sebagai  kelongsong  bahan  bakar  nuklir  berada  pada  lingkungan  yang  berpotensi  menimbulkan kegagalan mekanik, terutama akibat  interaksinya  dengan hidrogen. Hidrogen  berdifusi ke dalam kelongsong  dan  pada  saat  melewati  batas  kelarutan  akan  terpresipitasi  menjadi  hidrida  rapuh yang  menyebabkan  degradasi  sifat  mekanik.  Teknik  pengujian  tarik ring digunakan  dalam penelitian ini untuk mengetahui pengaruh keberadaan hidrida terhadap kekuatan tarik kelongsong Zr-4.  Kelongsong  Zr-4  dipanaskan  pada  temperatur  500  °C  dan  600  °C  dalam  kondisi  vakum selama  satu  jam  yang  diikuti  dengan  proses  hidrogenasi  bertahap  hingga  mencapai  tekanan 1000  mbar  dan  ditahan  selama  tiga  jam  sebelum  didinginkan  secara  normal  di  dalam  tungku. Dengan  menggunakan  persamaan  gas  ideal  diperoleh  kandungan  hidrogen  yang  terserap  oleh kelongsong Zr-4 berturut-turut sebesar 674 ppm dan 1215 ppm pada temperatur hidrogenasi 500 °C  dan  600  °C.  Proses  hidrogenasi  pada  temperatur  500  °C  menyebabkan  peningkatan kekerasan mikro hingga 36 % dan pada temperatur 600 °C dapat meningkatkan kekerasan mikro hingga 49 % jika dibandingkan dengan kelongsong Zr-4 tanpa perlakuan. Sementara itu, analisis mikrotruktur menunjukkan presipitat hidrida lebih banyak menempati batas butir. Presipitat hidrida lebih panjang dan tebal pada temperatur hidrogenasi yang lebih tinggi. Kenaikan jumlah hidrogen menghasilkan  kenaikan  nilai  tegangan  sebesar  4,4  %,  penurunan  nilai  regangan  sebesar  2,1  % dan  kenaikan  level  kekerasan  mikro  Vickers  sebesar  13  %.  Hal  ini  menunjukkan  bahwa keberadaan  presipitat  hidrida  dalam  kelongsong  meningkatkan  kekuatan  tarik  dan  menurunkan daktilitasnya..
Kata kunci : Hidrogen, kekuatan tarik, kelongsong, uji tarik ring , daktilitas.

## ABSTRACT
HYDROGEN IMPACTS ON THE TENSILE STRENGTH OF ZIRCONIUM ALLOY BASED FUEL CLADDING . During reactor operation, zircaloy-4 (Zr-4) as fuel cladding is under an environment that  can  potentially  cause  mechanical  failure,  especially  by  the  effect  of  cladding-hydrogen interaction. Hydrogen would diffuse and precipitate to form brittle hydrides when the solubility limit is  surpassed.  In  this  experiment,  ring  tensile  test  method  was  used  to  examine  the  effect  of hydrides existence on tensile strength of Zr-4 cladding. The Zr-4 sample was annealed at 500 °C and 600 °C for an hour in vacuum condition and followed by hydriding with a pressure up to 1000 mbar  with  3  hours  holding  time  and  slow  cooling.  According  to  ideal  gas  equation,  hydrogen content  in  Zr-4  reaches  about  674  ppm  and  1215  ppm  at  hydriding  temperature  of  500 °C and 600 °C respectively.  Microstructure  observation  shows  that  hydrides  precipitate  was  formed  at grain  boundaries.  The  hydrides  were  found  to  be  longer  and  thicker  at  higher  hydriding temperature.  As the  hydrogen content  increases, the ring tensile test shows increasing stress at 4,4  %,  decreasing  strain  at  2,1  %  and  increasing  microhardness  level  at  13  %.  This  result confirms  that  the  existence  of  hydrides  precipitates  in  cladding  has  an  effect  of  increasing  the tensile strength and decreasing the ductility obviously.
Keywords : Hydrogen, tensile strength, cladding, ring tensile test, ductility.

## PENDAHULUAN
Zircaloy-4  (Zr-4)  merupakan  salah satu paduan material yang umum digunakan sebagai  bahan  struktur  untuk  reaktor  nuklir, terutama  sebagai  kelongsong  bahan  bakar. Zr-4  sebagai  kelongsong  bahan  bakar berada  pada  lingkungan  yang  di  dalamnya terdapat  kombinasi  antara  proses  iradiasi, oksidasi dan serapan hidrogen yang berpotensi  menyebabkan  degradasi  sifat mekanik.  Pada  kondisi  operasi  normal,  hal tersebut sudah diperhitungkan dalam desain keselamatan  sebuah  reaktor  nuklir,  tetapi pada  kondisi  transien,  kehilangan  aliran pendingin  primer  atau Loss  of  Cooling Accident (LOCA) misalnya, kombinasi faktor tersebut  dapat  menyebabkan  situasi  fatal bagi  keselamatan  reaktor  nuklir.  Degradasi sifat mekanik yang diikuti dengan kerusakan kelongsong  bahan  bakar  nuklir  sebagian besar  disebabkan  oleh  temperatur  tinggi yang  disertai  oleh  serapan  hidrogen  seperti pada  skenario  terjadinya  LOCA[1].  Oleh karena  itu,  pengaruh  hidrogen  terhadap degradasi  sifat  mekanik  kelongsong  Zr-4 menjadi  salah  satu  perhatian  utama  dalam pengoperasian  reaktor  nuklir,  terutama setelah peristiwa kebocoran reaktor nuklir di Fukushima-Daichi [2].
Terkait  aspek  dasar  keselamatan dan  integritas  mekanik,  kelongsong  bahan bakar  nuklir  merupakan  salah  satu  lapisan pertahanan  awal.  Oleh  karena  itu,  karakter Zr-4  sebagai  kelongsong  bahan  bakar sangat  penting  diketahui  untuk memprediksi pembentukan presipitat hidrida dan mengetahui  berbagai  macam  dampak  yang disebabkan adanya presipitat hidrida tersebut. Pengaruh  paling besar dari serapan  hidrogen  pada  kelongsong  Zr-4 adalah terkait karakter daktilitasnya[3]. Kelongsong Zr-4 dengan kandungan hidrogen sebesar 225 ppm memiliki daktilitas  yang  lebih  rendah  dibandingkan dengaan  yang  hanya  60  ppm[4].  Penelitian lain menyebutkan bahwa pada saat kandungan  hidrogen  mencapai  600  ppm,
kelongsong Zr-4 mulai kehilangan daktilitasnya  bahkan  pada  kondisi  yang ekstrim  dengan  kandungan  hidrogen  sekitar ~5000 ppm, kelongsong Zr-4 hanya memiliki regangan  sebesar  1  %[5,6].  Salah  satu teknik  pengujian  daktilitas  adalah  pengujian tarik  transversal/ ring yang  telah  banyak dilakukan oleh para peneliti[7-10]. Pengujian tarik ring memiliki  beberapa  kelebihan, terutama  untuk  pengujian  material  pasca iradiasi.  Hal  ini  terkait  dengan  kemudahan dalam  preparasi  sampel  dan  kemudahan dalam  menempatkan  peralatan  uji  tarik  di dalam hot cell [11].
Penelitian ini bertujuan untuk mengetahui  karakter  hidrida    dan  degradasi kekuatan mekanik akibat keberadaan hidrogen dalam kelongsong Zr-4 . Uji mekanik  yang  dilakukan  adalah  pengujian tarik ring dan  kekerasan  mikro  kelongsong Zr-4  pada  simulasi  kondisi  transien  dengan melakukan hidrogenasi pada temperatur 500 °C  dan  600  °C.  Pemilihan  temperatur hidrogenasi  berdasarkan  kondisi  diatas  dan dibawah  temperatur  eutektik  diagram  fasa Zr-H  untuk  mewakili  karakter  matriks  Zr pada  dua  fasa  yang  berbeda.  Selain  itu, temperatur  kerja  hidrogenasi  merupakan temperatur  awal  terjadinya  LOCA  yang umumnya berkisar antara 600-900 °C[6].

## METODOLOGI
Penelitian ini menggunakan kelongsong  Zr-4  non  iradiasi  yang  biasa digunakan  di  reaktor  tipe PWR  (Power Water  Reactor) dengan  komposisi  kimia dalam persen berat Zr 98,27%, Sn 1,4%, Fe 0,21%  dan  Cr  0,12%[12].    Kelongsong  Zr-4 mempunyai  diameter  luar  13,25  mm, ketebalan 0,45 mm dan panjang 50 mm.
Sampel  uji  Zr-4  dipanaskan  pada temperatur  500  °C  dan  600  °C  dalam kondisi vakum orde 10 -2 mbar  selama 1 jam untuk  optimalisasi  homogenitas  temperatur sampel.  Gas  hidrogen  dimasukkan  secara bertahap  hingga  mencapai  tekanan  1000 mbar  dan  dibiarkan  selama  3  jam.  Setelah proses  serapan  hidrogen  dilakukan,  sistem
didinginkan secara
perlahan
hingga mencapai temperatur ruang. Jumlah hidrogen  yang  diserap  sampel  dikendalikan berdasarkan nilai beda tekanan dan dihitung dengan menggunakan  persamaan gas ideal ΔPV=ΔnRT ,  dengan Δn adalah  jumlah hidrogen  yang  diserap  dan ΔP adalah  beda nilai  tekanan  selama  proses  pengisian  gas hidrogen.
Pengamatan mikrostruktur dilakukan dengan menggunakan mikroskop optik Leitz pada  perbesaran  200.  Untuk  mengetahui pengaruh  hidrida  pada  degradasi  sifat mekanik  sampell  uji  dilakukan  pengujian tarik spesimen ring dan uji kekerasan mikro.
Spesimen  uji  tarik ring didapatkan  dengan memotong kelongsong yang telah dihidriding dengan  lebar  3  mm  satu  lingkaran  penuh. Desain  perlengkapan  uji  tarik  ini  berupa mandrel setengah  lingkaran  dari  diameter material  uji  seperti  yang  terlihat  pada Gambar 1.  Perlengkapan uji tarik ring dapat berupa  dua  mandrel  setengah  lingkaran yang  dipasangkan  pada grip seperti  dalam ASTM  D2290[9,13]  atau  dua  pin  setengah lingkaran yang terpasang pada grip . Pengujian  tarik  ring  menggunakan  mesin  uji tarik Shimadzu AGS-X dengan beban 10 kN dan  laju  penarikan  sebesar  1  mm/s  pada temperatur  kamar.  Uji  kekerasan  dilakukan dengan  menggunakan  alat  uji  kekerasan mikro  LECO  LM800  AT  dengan  parameter beban sebesar 200 gf dan waktu penjejakan selama 10 detik.
Gambar 1. Perlengkapan uji tarik ring.

## HASIL DAN PEMBAHASAN

## a)  Mikrostruktur
Mikrostruktur  untuk  sampel  uji  Zr-4 tanpa  perlakuan  dan  yang  telah  dikenakan hidrogenasi  ditampilkan  pada  Gambar  2,  3 dan 4. Pada Gambar 2 dengan jelas  terlihat adanya  mikrostruktur  umum α-Zr  tanpa keberadaan fasa lainnya.
Gambar 2. Mikrostrukur Zr-4 tanpa perlakuan pada perbesaran 200x Kondisi berbeda terjadi pada sampel
uji yang telah dihidrogenasi pada temperatur 500 °C dan  600 °C. Menggunakan pendekatan  persamaan  gas  ideal,  diperoleh serapan hidrogen pada dua temperatur kerja hidrogenasi  berturut-turut  adalah  sebesar 674  ppm  dan  1215  ppm.  Selain  karena temperatur hidrogenasi yang tinggi, tingginya  kandungan  Sn  dalam  bahan  Zr-4 yang digunakan dalam penelitian ini menyebabkan  pecahnya  lapisan  oksida akan  lebih  cepat  terjadi  sehingga  memberi peluang  hidrogen untuk lebih  mudah terserap ke dalam Zr-4[14].
Keberadaan hidrogen dalam sampel Zr-4  dapat  berada  dalam  bentuk  larutan padat  maupun  presipitat  hidrida  yang terbentuk  saat  batas  kelarutan  tercapai[15]. Laju  pendinginan  rendah  yang  digunakan menyebabkan  pembentukan  fasa δ-hidrida dalam  matriks α-Zr[16].  Fasa  hidrida  dalam bentuk  platelet  dengan  panjang  ~40  m mulai  teramati  cukup  banyak  pada  sampel uji  yang  dihidrogenasi  pada  temperatur
sekitar 500 °C seperti yang ditunjukkan pada Gambar 3.
Gambar 3.  Fasa Hidrida Zr-4 yang
dihidrogenasi  pada  temperatur
500 °C.
Pada  saat  hidrogen  terserap  oleh Zr-4 kecenderungan awal dari hidrida adalah mengisi  batas  butir.  Hal  ini  terkait  dengan tingkat energi yang dipengaruhi oleh temperatur  hidrogenasi.  Pada  kondisi  fasa β-Zr  yang  dicapai  pada  temperatur  sekitar 550    °C,  hidrogen  lebih  mudah  terserap  jika dibandingkan saat zircaloy berada pada fasa α-Zr.  Selain  itu,  waktu  interaksi  yang  cukup singkat  dan  tekanan  gas  yang  relatif  kecil juga berkontribusi terhadap jumlah hidrogen yang  terserap  ke  dalam  kelongsong  Zr-4. Difusi  hidrogen  ke  dalam  butir  berpotensi terjadi pada temperatur dan tekanan hidrogenasi  yang  lebih  tinggi  serta  waktu interaksi yang lebih lama .
Keberadaan  presipitat  hidrida  di batas  butir  dengan  sifatnya  yang  keras  dan rapuh  didalam  matriks  yang  ulet,  alur perpatahan dapat merambat dengan mudah melalui  material  sepanjang  batas  butir.  Hal ini  tergambar  jelas  pada  material  uji  yang dihidrogenasi  pada  temperatur  600  °C. Dengan  jumlah  hidrida  yang  lebih  banyak pada  temperatur  hidrogenasi  yang  lebih tinggi. Presipitat hidrida yang terbentuk akan cenderung  mengisi  ruang  yang  dibuat hidrida  sebelumnya.  Proses  tersebut  akan berulang  seiring  bertambahnya  hidrogen yang  diserap  ke  dalam  Zr-4  dan  akan
menyebabkan  retak  pada  batas  butir  saat ukuran  hidrida  mencapai  titik  kritis.  Retak pada  satu  batas  butir  akan  menginisisasi terjadinya  perpatahan  pada  material  dalam skala yang lebih luas seperti yang ditunjukkan pada Gambar 4.
Gambar 4. Retakan yang mulai muncul pada hidrogenasi temperatur 600 °C.
Hasil  ini  sejalan  dengan  penelitian Kim  dan  Wang[18,19]  yang  menyebutkan bahwa  diatas  600  ppm  hidrida  akan kehilangan  daya  kohesi  terhadap  matriks fasa α-Zr.  Hasil  penelitian  ini  menegaskan bahwa  keberadaan  hidrida  menyebabkan sifat rapuh yang ekstrim sehingga sampel uji menjadi  patah  bahkan  hanya  dengan pembebanan yang sangat rendah.

## b)  Uji Mekanik
Hasil  pengujian  tarik ring untuk sampel  standar  Zr-4  dan  sampel  Zr-4  yang telah dihidrogenasi ditunjukkan pada Tabel.2 dan  Gambar  5.  Data  hasil  pengujian menunjukkan  bahwa  nilai  regangan  sampel uji  menurun  sebesar  2,1  %  dan  tegangan yang  meningkat  sebesar  4,4  %  seiring dengan  kenaikan  jumlah  hidrogen  dalam sampel.  Peneliti  Kim  mengonfirmasi  dalam penelitiannya  bahwa  pada  jumlah  hidrogen sebesar  600  dan  1000  ppm  dalam  zircaloy menurunkan  nilai  regangan  sebesar  2,8  % dan menaikkan tegangan sebesar 5,1 %[17].
Tabel 1. Data hasil pengujian tarik ring material uji Zr-4 untuk berbagai kondisi.
Kondisi Tegangan maksimum (MPa) Regangan maksimum (%) Break stress (MPa) Standar 478,8 18,9 456,2 Hidrogenasi 500 °C 416,0 17,3 307,9 Hidrogenasi 600 °C 434,1 16,7 314,6 Kenaikan  nilai  tegangan  pada  Zr-4
dengan  jumlah  hidrogen  yang  lebih  tinggi mengindikasikan terjadinya peningkatan kekuatan.  Hal  ini  disebabkan  oleh  sifat hidrogen  yang  terlarut  dalam  matriks  Zr tetapi  masih  dibawah  nilai  batas  kelarutan. Selain itu, peningkatan tegangan maksimum disebabkan oleh sifat kaku yang dimiliki oleh hidrida  itu  sendiri  jika  dibandingkan  dengan matriks α-Zr.  Kondisi  diatas  memungkinkan terjadi  bila  hidrida  belum  mencapai  ukuran kritis untuk mencapai titik retak.
Gambar 5. Grafik tegangan terhadap regangan  Zr-4  standar  dan  yang telah dihidrogenasi.
Di  sisi  lain,  peningkatan  jumlah hidrogen  yang  terserap  dalam  sampel  yang berakibat  turunnya  nilai  regangan,  terkait erat  dengan  penurunan  daktilitas  bahan. Selain karena friksi internal dislokasi karena larutnya  hidrogen  dalam  matriks α-Zr[19], penurunan  nilai  regangan  juga  disebabkan oleh ukuran dan arah pembentukan presipitat  hidrida[20].  Presipitat  hidrida  yang lebih  panjang  akan  memiliki  nilai  regangan yang lebih rendah jika dibandingkan dengan hidrida yang lebih pendek. Hal ini dikonfirmasi  dengan  presipitat  hidrida  yang
terbentuk pada sampel uji yang dihidrogenasi  pada  temperatur  600  °C memiliki  panjang  hampir  1,5  kali  dari presipitat  hidrida  yang  dihidrogenasi  pada temperatur 500 °C.
Uji kekerasan mikro pada sampel uji kelongsong Zr-4 menunjukkkan bahwa tidak ada  perubahan  signifikan  nilai  kekerasan mikro  Vickers  pada  sampel  uji  yang dipanaskan  tanpa  gas  hidrogen  terhadap sampel uji semula. Kenaikan nilai kekerasan mikro hanya berkisar 1,1 % yang disebabkan oleh terbentuknya lapisan oksida pada permukaan material. Gambar 6. Kekerasan  mikro  Zr-4  tanpa perlakuan dan dengan perlakuan. Kondisi berbeda terjadi pada kelongsong Zr-4
yang
dikenakan
hidrogenasi  pada  temperatur  500  °C  dan 600  °C.  Pada  temperatur  500  °C  diperoleh kekerasan mikro meningkat secara signifikan  hingga  mencapai  nilai  36  %  jika dibandingkan dengan kelongsong Zr-4 tanpa perlakuan.  Sementara  itu,  kekerasan  mikro sampel  kelongsong  Zr-4  yang  dikenakan hidrogenasi pada temperatur 600 °C meningkat  sebesar  49  %  jika  dibandingkan dengan  kelongsong  Zr-4  tanpa  perlakuan. Terbentuknya  presipitasi  hidrida  sangat
memegang peranan penting terhadap kenaikan nilai kekerasan  mikro.  Nilai kekerasan  presipitat  hidrida  bahkan  bisa mencapai  70  %  dari  nilai  kekerasan matriks α-Zr[6].  Selain  itu,  keberadaan  hidrogen dalam  bentuk  larutan  padat  interstisi  dalam matriks  α-Zr  juga  berkontribusi  terhadap kenaikan nilai kekerasan. Hal ini ditunjukkan oleh  kecenderungan  homogenitas  nilai kekerasan pada titik indentasi yang bervariasi sepanjang sampel uji Zr-4.

## SIMPULAN
Pada  parameter  tekanan,  periode hidrogenasi dan laju pendinginan yang sama, sampel  uji  Zr-4  menyerap  hidrogen  lebih banyak  pada  temperatur  hidrogenasi  yang lebih tinggi. Presipitat hidrida yang terbentuk relatif  lebih  panjang  dan  tebal.  Presipitat hidrida  cenderung  berkumpul  pada  batas butir  dan  di  beberapa  tempat  mulai menginisiasi  terjadinya  retakan.  Pengujian mekanik meliputi  uji  tarik ring dan  kekerasan mikro  material  uji  Zr-4  pasca  hidrogenasi pada  temperatur  500  °C  dan  600  °C menghasilkan  kenaikan  nilai  kekuatan  tarik dan penurunan daktilitas.

## UCAPAN TERIMA KASIH
Ucapan terima kasih penulis sampaikan  pada  Pusat  Teknologi  Bahan Bakar Nuklir yang telah memfasilitasi penelitian  ini  dengan  anggaran  DIPA  2016.
Penulis juga mengucapkan terima kasih pada Bapak  Dr.  Hadi  Suwarno,  M.Eng,  saudara Yatno  Dwi  Agus  Susanto,  A.Md,  Suyoto, S.ST  dan  Guswardani  yang  telah  banyak membantu  selama  proses  pengambilan  data dan pengujian.

## DAFTAR PUSTAKA
[1] J.  Desquines,  D.  Drouan,  M.  Billone,
M.  P.  Puls,  P.  March,  S.  Fourgeaud, et.al “Influence  of  temperature  and hydrogen  content  on  stress-induced radial hydride precipitation in Zircaloy-
4  cladding,” Journal  of  Nuclear
Materials ,  vol.  453,  no.  1 –3, pp. 131–
150, 2014.
[2] H.  H.  Hsu  and  L.  W.  Tsay,  “Fracture properties  of  hydrided  Zircaloy-4 cladding in recrystallization and
stress- relief anneal conditions,”
Journal of Nuclear Materials, vol. 422, no. 1 –3, pp. 116–123, 2012.
[3] S.  Kim,  J.  Bang,  D.  Kim,  I.  Lim,  Y. Yang,  K.  Song,  and  D.  Kim,  “Hoop strength  and  ductility  evaluation  of irradiated  fuel  cladding,” Nuclear Engineering and Design , vol. 239, pp.
254 –260, 2009.
[4] A.  Zielinski  and  S.  Sobieszczyk, “Hydrogen-enhanced degradation and oxide  effects  in  zirconium  alloys  for nuclear  applications,” Journal of Hydrogen Energy .vol. 36, 2011.
[5] J.  Bair,  M.  Asle,  and  M.  Tonks,  “A review  on  hydride  precipitation  in zirconium  alloys,” Journal  of  Nuclear Materials , vol. 466, pp. 12 –20, 2015.
[6] A.  Pshenichnikov,  J.  Stuckert,  and  M. Walter,
“Microstructure and
mechanical  properties  of  Zircaloy-4 cladding hydrogenated at
temperatures typical for loss-of- coolant  accident  (LOCA)  conditions,” Nuclear  Engineering  and  Design ,  vol. 283, pp. 33 –39, 2015.
[7] H. Cha, J. Won, K. Jang, J. An, and K. Kim, “Tensile hoop stress- , hydrogen content-  and  cooling  rate-dependent hydride  reorientation  behaviors  of  Zr alloy  cladding  tubes,” Journal  of Nuclear  Materials ,  vol.  464,  pp.  53 – 60, 2015.
[8] H.  Kim,  J.  H.  Yang,  W.  Kim,  and  Y. Koo, “Development status of accident- tolerant  fuel  for  light  water  reactors  in Korea,” Nuclear  Engineering  and Technology. , no. August 2016, 2015.
[9] C.  P.  Dick  and  Y.  P.  Korkolis, “Mechanics  and  full-field  deformation study  of  the  ring  hoop  tension  t est,”
International  Journal  of  Solids  and Structures ,  vol.  51,  no.  18,  pp.  3042 – 3057, 2014.
[10] Y. Meng, Y. Qiwei, and W. Pengfei, “I-
SCC  behavior  evaluation  of  N36 zirconium  alloy  cladding  using  ring tensile  t est,” Rare  Metal  Materials Engineering , vol. 44, no. 1, pp. 58 –61, 2015.
[11]  F.  Nagase,  T.  Sugiyama,  and  T. Fuketa,  “Optimized  ring  tensile  test method  and  hydrogen  effect  on mechanical  properties  of  zircaloy cladding  in  hoop d irection,” Journal  of Nuclear Science and Technology , vol. 46, no. No.6, pp. 545 –552, 2009.
[12]  R.  Sigit,  H. Suwarno,  and  B. Soegijono, “Characterization of zircaloy-4  after  gaseous  hydriding  at the temperature range of 350-600 °C ,” Atom  Indonesia  Journal ,  vol.  42,  no.
3, pp. 137 –143, 2016.
[13] M.K. Samal, “Estimation of transverse tensile  behavior  of  zircaloy  pressure tubes  using  ring-tensile  test  and  finite element  analysis,” Proceeding  of  the Institution  of  Mechanical  Engineers,
Part C: Journal of Mechanical Engineering  Science ,  vol.  227,  pp. 1177 –1186, 2013.
[14] H. Hsu, M. Chiang, and Y. Chen, “The influence  of  hydride  on  fracture toughness  of  recrystallized  Zircaloy-4 cladding,”
Journal
of Nuclear
Materials ,  vol.  447,  no.  1 –3,  pp.  56– 62, 2014.
[15]  J. Bair, M. Asle Zaeem, and M. Tonks,
“A  review  on  hydride  precipitation  in zirconium  alloys,” Journal  of  Nuclear Materials , vol. 466, pp. 12 –20, 2015.
[16]  S. Suman, M. K. Khan, M. Pathak, R. N.  Singh,  and  J.  K.  Chakravartty, “Hydrogen in zircaloy: Mechanism and
its  impacts, Journal  of  Hydrogen Energy ,  vol.  40,  no.  17,  pp.  5976 – 5994, 2015.
[17]  J.  H.  Kim,  M. H.  Lee, B.  K.  Choi,  and Y.  H.  Jeong,  “Effects  of  oxide  and hydrogen on the circumferential mechanical  properties  of  Zircaloy-4 cladding,” Nuclear  Engineering  and Design, vol.  236,  pp.  1867 –1873,
2006.
[18]  Z.  Wang,  U.  Garbe,  H.  Li,  R.  P. Harrison,  K.  Toppler,  A.  J.  Studer, et al ,  “Hydride  precipitation  and  its influence  on  mechanical  properties  of notched  and  unnotched  Zircaloy-4 plates,” Journal  of  Nuclear  Materials , vol. 436, no. 1 –3, pp. 84–92, 2013.
[19]  P.  Chakraborty,  A.  Moitra,  and  T. Saha dasgupta, “Effect of hydrogen on degradation mechanism of zirconium :
A molecular dynamics study,” Journal of  Nuclear  Materials ,  vol.  466,  pp.
172 –178, 2015.
[20]  J.  Kim,  T.  Kim,  D.  Kook,  and  Y.  Kim, “Effects of hydride morphology on the embrittlement  of  Zircaloy- 4  cladding,”
Journal of Nuclear Materials , vol. 456, pp. 235 –245, 2015.