본 연구에서는 316L 스테인리스강 테스트 시편으로 직선 슬롯(slot) 용접을 수행하고 X-선 회절법을 이용하여 용접 잔류응력을 측정하였다. 또한 3차원 유한요소해석을 통하여 슬롯용접을 모사하고 시편의 용접잔류응력 분포를 구하였다. 슬롯용접은 용접잔류응력 특성을 고찰하는데 있어 맞대기 용접에 비하여 고려할 변수가 적으며, 용접 시작부터 종료까지 용접잔류응력 분포 특성을 쉽게 파악할 수 있는 장점이 있다. 테스트 시편의 표면에서 용접잔류응력을 용접 시작부와 중간부분, 종료부의 세 위치에서 측정값과 해석값을 비교하였고 용접잔류응력 분포특성을 고찰하였다. 유한요소해석 결과로부터 시편 내부의 용접잔류응력 분포특성을 살펴보았다.
오스테나이트 스테인리스강은 우수한 내식성 및 기계적 특성으로 인해 구조용 재료로 널리 사용되고 있다. 표준원전 경수로의 경우 가압기 밀림관소재로 Nb 안정화 오스테나이트 스테인리스강인 type 347 스테인리스강이 사용되고 있다. 그러나 원전배관에서는 운전중 배관내 온도편차에 의한 열응역과 하중변화에 의한 기계적하중에 의해 피로손상을 받는다. 일반적으로 범용 오스테나이트 스테인리스강(AISI 304, 316)의 피로균열 성장거동에 대한 연구결과는 국내외적으로 다수 축적되어 있으나 type 347 탄소, 질소 함량에 따른 기계적 특성 및 피로균열성장 연구는 매우 미비하다. 따라서 본 연구에서는 탄소와 질소의 함량에 따른 기계적거동을 평가하고, 이에 따른 피로균열전파속도를 관찰하여 스테인리스강의 정확한 피로균열전파속도 곡선을 제시하고자 한다. 실험에 사용된 시편은 두께 5mm, 폭 25.4mm CT시편을 사용하였으며, 1mm의 예비균열을 주었다. 그리고 실험온도는 상온과 원전가동온도인 $316^{\circ}C$에서 실시하였으며, 주파수는 10Hz를 주었다. 실험결과 각 함량에 따른 type 347의 미세조직 관찰결과 기지내에 압연방향을 따라 조대한 석출물의 흐름이 관찰되었으며, 크기나 분포가 큰 차이를 보였다. C+N 함량이 낮은 시편은 주로 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들이 오스테나이트 기지조직의 입내와 입계에 고르게 분포되어 있었다. 그러나 C+N 함량이 높은 시편의 경우에는 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들과 함께 국부적으로 $1\sim10\;{\mu}m$의 조대한 입자들이 분포하고 있는 것이 관찰되었다. 그리고 질소의 함량이 높아짐에 따라 인장강도는 증가하였으며, 피로시험결과 고온에서 실험한 피로균열성장률 곡선이 상온보다 높게 나타남을 확인할 수 있었다. 그리고 질소가 적게 첨가되고 탄소의 함량이 많을수록 피로균열성장률은 ASME 곡선보다 낮게 나타났다.
용융탄산염 연료전지는 $650^{\circ}C$의 부식성이 강한 용융탄산염내에서 작동되므로, 분리판 재료로 사용되고 있는 316L 스테인레스강의 부식은 용융탄산염 연료전지의 수명을 단축시키는 주요한 원인이다. 특히 분리판 wet-seal부의 부식은 보다 심각한 것으로 알려져 있다. 이를 해결하기 위하여 AI계 합금이 피복재료로 사용되어 왔지만, 본 연구에서는 보다 우수한 분리판 wet-seal부의 내식 피복재료 개발을 위하여 피복재료인 NiAI 합금에 산화 활성화 원소인 yttrium을 최고 1.5 at%까지 첨가하였다. $650^{\circ}C$의 용융탄산염내에서 yttium 함량에 따른 NiAI/Y 합금의 침지부식실험 및 분극실험을 통하여 내식성을 평가하고 부식 억제를 위해 가장 적절한 NiAI/Y 피복 재료의조성을 결정한 결과 최소의 yttrium 조성은 0.7 at% 임을 알 수 있었다.
소구경 배관 소켓 용접부의 고주기 피로특성윽 평가하고 피로 균열의 발생을 음향방출법을 이용하여 실시간 모니터링 하였다. 스테인리스 316L강 시험편은 가스텅스텐아크용접 공정으로 루트부에 결함이 없는 시험편과 용입불량 결함이 있는 시험편으로 준비하였다. 피로파단은 고응력 일때는 토우부, 상대적으로 저응력일 때는 루트부에서 일어났다. 피로시험동안 음향방출 카운트가 급격히 증가하는 시점을 균열의 발생 싸이클 ($N_i$)로 정의하였고 방사선투과법과 전자현미경을 이용하여 피로균열 생성 싸이클 전과 후에서 균열을 확인하였다. 소켓용접배관의 굽힘피로 손상 진단 및 감시를 위해 균열의 존재와 파괴모드 그리고 균열의 발생 싸이클에 관한 연구를 수행하였다.
The next-generation Molten Salt Reactor is known for its high safety because it uses nuclear fuel dissolved in high-temperature molten salt, unlike traditional solid atomic fuel methods. However, the high-temperature molten salt causes severe corrosion in internal structural materials, threatening the reactor's safety. Therefore, it is crucial to investigate the high-temperature corrosion resistance and wear performance of materials used in reactors to ensure safety. In this study, the high-temperature corrosion resistances and wear performances of corrosion samples in a NaCl-MgCl2-KCl (20-40-40 [wt%]) molten salt are investigated to evaluate the applicability of economically viable stainless steels, 316SS and 304SS. Hastelloy C276 and a new alloy containing a small amount of Nb are used as reference samples for comparative analysis. The mass loss, mass loss rate per unit volume, and surface roughness of each sample are measured to understand the corrosion mechanisms. Scanning electron microscopy and energy-dispersive spectroscopy analyses are employed to analyze the corrosion mechanisms. Wear tests on the corroded samples are also conducted to assess the extent of corrosion. Based on the experimental results, we predict the lifespans of the materials and evaluate their suitability as candidate materials for molten salt reactors. The data obtained from the experiments provide a valuable database for structural materials that can enhance the stability of molten salt reactors and recommend high-temperature corrosion-resistant materials suitable for next-generation reactors.
The uncertainty in statistical noise resistance measurement was evaluated for a type 316 stainless steel in NaCl solutions at room temperature. Sensitivity coefficients were determined for measurands or variables such as NaCl concentration, pH, solution temperature, surface roughness, inert gas flow rate and bias potential amplitude. The coefficients were larger for the variables such as NaCl concentration, pH, inert gas flow rate and solution temperature, and they were the major factors increasing the combined standard uncertainty of noise resistance. However, the contribution to the uncertainty in noise resistance measurement from the above variables was remarkably low compared to that from repeated measurements of noise resistance, and thus, it is difficult to lower the uncertainty in noise resistance measurement significantly by lowering the uncertainties related with NaCl concentration, pH, inert gas flow rate and solution temperature. In addition, the uncertainty in noise resistance measurement was high amounting to 17.3 % of the mean, indicating that the reliability in measurement of noise resistance is low.
Objective : To present a criteria for acupuncture standardization, which will improve quality of acupuncture and secure safety, through studies of the biocompatibility of acupuncture. Methods : The acupunctures distributed in Korea were studied. The chemical composition, elasticity, and the solidity of the acupuncture's metal material was analyzed. Results & Conclusions : 1) The acupunctures distributed in Korea were all produced with ST304. Because acupuncture is used on a living body, the corrosion resistance, allergy proof and magnetism of the metal material should be considered. In this point, STS316 stainless steel would be more suitable than ST304. 2) The elasticity and solidity of the acupuncture's metal material distributed in Korea meet the medical instrument standards of the Korea Food and Drug Administration. But since the standards are only roughly outlined, the criteria should be realized and standardized.
A study on a creep-fatigue crack growth behavior has been carried out for a cylindrical structure with weldments by using a structural test and an evaluation according to the assessment procedures. The creep-fatigue crack growth behavior following the creep-fatigue crack initiation has been assessed by using the French A16 procedure and the conservatism for the present structural test has been examined. The structural specimen is a welded cylindrical shell made of 316 L stainless steel (SS) for one half of the cylinder and 304 SS for the other half. In the creep-fatigue test, the hold time under a tensile load which produces the primary nominal stress of 45 MPa was one hour at $600^{\circ}C$ and creep-fatigue loads of 600 cycles were applied. The evaluation results for the creep-fatigue crack propagation were compared with those of the observed images from the structural test. The assessment results for the creep-fatigue crack behavior according to the French Al6 procedure showed that the Al6 is overly conservative for the creep-fatigue crack propagation in the present case with a short hold time of one hour.
Sink roll has been used in molten 55%Al-Zn alloy bath of continuous galvanizing line for sinking and stabilizing working steel strip in molten metal bath. In the process, the sink roll body inevitably build up dross compounds and pitting on the sink roll surface during 55%Al-Zn alloy coated strip production, and the life time of the sink roll is shorten by build up dross compounds and pitting. The present study examined the application of thermally sprayed ceramic coatings method on sink roll body for improving erosion resistance at molten 55% Al-Zn pool. In this experiment, the stainless steels such as STS 316L and STS 430F were used as the substrate materials. The CoNiCr and WE-Co powder were selected as bond coating materials. Moreover $Al_2O_3-ZrO_2-SiO_2 and ZrO_2-SiO_2$ powders selected as the top coating materials. Appearances of the specimens before and after dipping to molten 55%Al-Zn pool were compared and analyzed. As a result of this study, STS430F of substrate, WC-Co of bond spray coatings, $ZrO_2-SiO_2$ power of top spray coatings is the best quality in erosion resistance test at molten 55%Al-Zn pool
A fatigue capsule is one of the special capsules to investigate the fatigue characteristics of the nuclear materials during an irradiation test in a research reactor, HANARO. In this study, the performance test and the preliminary fatigue test results by using a cyclic load device newly developed for a fatigue capsule are described. In order to obtain the characteristics such as a realization and a controllability of the periodic wave shape and the relationship between the pressure and the load, a spring and rigid bar specimens are used. The fatigue test for the 316L stainless steel specimen with 1.8mm in diameter and 12.5mm in gage length is also performed under the same conditions as the temperature($550^{\circ}C$) of the specimen during irradiation tests. As a result of the test, the fracture of the specimen occurs at a total of 70,120 cycles(about 12 days), and the displacement in this case is 2.02 mm. It is expected that these results will be used for determining test conditions and a comparison of the in-pile fatigue test results.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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