• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.118-122
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• 1997

차세대 원자력발전소 증기발생기 전열관 재료로 채택된 니켈기저합금으로 기존 전열관 재료인 인코넬600에 비해 고온 고압 조건에서 응력부식균열에 강한 장점을 가진 합금인 인코넬690 시료에 최대 에너지 120 keV의 질소 이온빔을 조사하여 이 재료의 기계적 특성 변화를 관측하였다. 특성 시험으로는 표면 경화를 관찰하기 위한 미세 경도 시험을 수행하여 미세 경도 증가를 확인하였다 아울러 표면 경화가 피로 특성에 미치는 영향을 관찰하기 위해 피로 균열 전파 시험을 수행하여 이온 주입으로 인한 표면 경화가 피로 균열 전파를 촉진시킴을 관찰하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권8호
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• pp.951-956
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• 2011

원자력 발전설비의 증기발생기용 세관 재료로 인코넬 합금이 사용되고 있다. 인코넬 합금은 고니켈과 크롬의 합금으로 고온에서 내부식성이 뛰어난 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 인코넬 600 과 690 합금에 대해 실제 원전의 운전온도, 즉 $320^{\circ}C$가 프레팅 피로 거동에 미치는 영향에 대해 연구해보았다. 그 결과 $320^{\circ}C$에서의 단순 피로한도와 프레팅 피로한도가 상온에서의 단순 및 프레팅 피로한도에 비해 다소 저하하는 것을 알 수 있었다. 아울러 하중 반복회수와 마찰력의 변화 특성도 얻었다. 또한 파단면을 전자현미경으로 관찰하여 프레팅 피로기구도 검토해 보았다. 이와 같은 결과는 실제 운전온도에서 프레팅을 받는 증기발생기의 구조건전성 평가에 활용 가능할 것으로 생각된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.437-443
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• 1995

국내, 외에서 원자력발전소의 주요 구성 기기인 증기발생기의 세관 건전성과 관련 설계개선을 위한 연구가 활발히 진행되고 있다[2,3,4,5,6]. 현재 가동중인 발전소에서는 개선된 증기발생기로 교체하고자 하는 검토가 이루어지고 있으며, 설계중인 발전소에서는 중기발생기의 건전성을 향상시키기 위한 노력이 진행되고 있다. 본 논문에서 기존에 조사되고 검토된 자료를 바탕으로 [2] 현재까지 주로 사용되어온 증기발생기의 세관 재질을 인코넬 600 MA(mill annealed)로 사용할 때 40년 수명동안 증기발생기의 건전성을 보장할 수 있는 고온관의 온도를 분석한 결과 적절한 온도가 607$^{\circ}$F(319.4$^{\circ}C$)임을 알았다. 그리고 이 온도를 반영할 때 계통설계에 영향을 주는 설계사항에 대하여 검토하였고, 추가로 인코넬 600 MA보다 고온조건에서 건전성이 양호한 인코넬 690 TT(thermal treatment)를 사용할 때 설계에 미치는 영향도 검토하였다. 이러한 분석결과는 추후 국내 원자력발전소에서 보다 증기발생기의 건전성을 보장하기 위해 설계개선을 하고자 할 때 기초 자료가 되리라 판단한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.110.2-110.2
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.104-109
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• 1997

인코넬600 합금을 열처리상태 및 변형속도등이 서로 다른 응력부식균열(SCC) 발생 조건하에서 정변형속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 부식전류를 측정하여 균열거동과 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였다. 그 결과 SCC. 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 AE는 amplitude 준위에 의해 식별가능하며, 이것은 AE amplitude 준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. 또한 AE 발생시점과 전기 화학적 전류변동이 들 일치하는 것으로 나타나 입계응력부식 균열 진전이 AE에 의해 적절히 탐지될 수 있음을 알 수 있다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1998년도 특별강연 및 추계학술발표 개요집
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• pp.288-291
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• 1998

Inconel 600 alloy is used as the material of nuclear steam generator tubing because of its mechanical properties, formability, and corrosion properties. According to reports, the life time of nuclear power plants decreases because of the pitting, intergranular attack, primary water stress corrosion cracking(PWSCC), and intergranular stress corrosion cracking(IGSCC), and denting in the steam generator. The SCC test is very important because of SCC appears in various environment such as solutions, materials, and stress. The C-Rig specimen was made of the steam generator welded sleeve repairing by the pulsed Nd:YAG laser. In the corrosion invironment, corrosion solutions are Primary Water, Caustic, and Sulfate solution and corrosion time is 1624-4877hr. The permitted stress is 30-60ksi.In this C-Ring SCC test is the relationship between corrosion depth, crack and corrosion environment is evaluated. SCC was happens in Sulfate and Corrosion solution but doesn't happen in Primary Water. The corrosion time and stress is very affected by the severely environment of Sulfate or Caustic solution. The microstructure observation indicates that SCC causes interganular failure in the grain boundary of vertical direction.

• 분석과학
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• 제17권5호
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• pp.416-422
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• 2004

시간분해 레이저 유도 파열 분광분석 (TRELIBS) 시스템을 구성하여 원자력발전소 계통재질의 성분을 정성 분석하는 데 응용하였다. 본 연구에서는 탄소강 (A106 Gr. B, A336 P11, A335 P22), 스텐인레스강 (type 304, type 316) 및 인코넬 계열 합금(인코넬 600, 인코넬 690, 인코넬 800) 시료를 사용하였다. 탄소강의 종류는 485~575 nm 파장영역에서 나타난 Cr/Fe과 Mo/Fe의 TRELIBS 피크 비에 의해서 서로 구분 가능하였다. type 304와 type 316 스텐인레스강은 485~575 nm 파장영역에서 나타나는 Mo의 TRELIBS 피크 존재 여부에 의해서 쉽게 구분 가능하였다: type 304는 어떤 Mo의 피크도 나타내지 않지만, type 316은 Mo의 피크를 보여준다. 인코넬 계열 합금강 종류는 420~510 nm 파장영역에서 나타난 Cr/Fe과 Ni/Fe의 TRELIBS 피크비에 의해서 서로 구분 가능하였다. TRELIBS는 시료의 전처리 없이 빠르고 쉽게 합금을 분석할 수 있는 효과적인 분석 기술임이 입증되었다.

• 한국공작기계학회논문집
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• 제11권4호
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• pp.54-61
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• 2002

Inconel 690 alloy has widely been used in power plant and high temperature facilities because it has high thermal resistance and toughness. But we have little design data about the creep behaviors of the alloy. Therefore, in this study, an apparatus has been designed and built for conducting creep tests under constant load conditions. A series of creep tests on Inconel 690 alloy have been performed to get the basic design data and life prediction of inconel products and we have gotten the following results. First, the stress exponents decrease as the test temperatures increase. Secondly, the creep activation energy gradually decreases as the stresses become bigger. thirdly, the constant of Larson-Miller Parameters on this alloy is estimated about 10. And last the fractographs at the creep rupture show both the ductile and the brittle fracture according to the creep conditions.

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권3호
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• pp.357-362
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• 2003

Recently, the demand for advanced technology of high precision and high efficiency processing of hard materials such as inconel is increasing with progress of industrial goods. However, the machinability of inconel is very inferior to the other conventional industrial materials and the machining technology for inconel involves many problems to be solved in machining accuracy, machining efficiency, etc. Therefore it is needs to establish the machining technology. The purpose of this study is to develop an advanced ultrasonic vibration machining technology for inconel, using the 60KHz and 75KHz high frequency, amplitude about 8${\mu}{\textrm}{m}$ and 4${\mu}{\textrm}{m}$, respectively. As the result, this new ultrasonic vibration machining is reasonable and suitable for the high efficient. accuracy machining method of inconel.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.49-54
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• 2003

Most of the operating pressurized water reactors (PWRs)has chosen Inconel 600 as steam generator tubing. The long-term operation of steam generators showed that the use of this material induced localized corrosion damages. The current trend is using Inconel 690 as a tube material for the replacement steam generators. Based on the current trend, we have chosen Inconel 690 for the advanced Power Reactor 1400 (APR1400) steam generator tube material. In this paper, we examined the technical consideration in this modification: the effect of chemical composition, thermal conductivity, corrosion resistance and wear characteristics