Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.05c
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pp.117-122
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1996
본 연구에서는 2개사에서 제조된 합금 600 및 합금 690 이음매 없는 관과 진공 유도 용해로 제조한 합금 690 판재에 대하여 부시 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCl, NaOH(+$Na_2$SO$_4$) 용액 및 Cu$^{+}$/Cl$^{-}$ SO$_4$$^{2-}$ 용액이었다. 합금 600 및 합금 690의 양극 분극 저항성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 종류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있으며, 합금 690의 저항성이 합금 600의 저항성보다 우수하게 나타났다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우 부식 속도를 가속화시키고 있다. 한편 Mo이 첨가되지 않은 합금 690M0의 경우는 Cl$^{-}$ SO$_4$$^{2-}$ 비가 증가할수록 공식 저항성이 급격히 감소하고 있으나, Mo이 첨가된 합금 690M2의 경우는 시험한 전체 비율에서 이온의 영향을 받지 않는 것으로 나타나고 있어 합금 690의 공식 저항성에 Mo이 매우 좋은 효과를 보이고 있음을 알 수 있다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.11b
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pp.481-486
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1996
원자력 발전소의 증기 발생기 전열관으로 사용되는 합금 600MA는 미세 구조에 관계없이 가성 용액에서 입계 균열이 발생한다. 본 연구에서는 합금 600 2종과 합금 690 2종의 이음매없는 관 및 진공 용해한 합금 690M 2종의 MA 및 TT재에 대한 부식 조건의 변화에 응력 부식 균열 특성을 일정연신율법(CERT) 및 C-ring법으로 평가하였다. 가성 응력 부식 균열 저항성에 미치는 TT처리의 효과는 용액 조건에 관계없이 TT처리를 행하게 되면 응력 부식 균열에 대한 저항성이 증가하는 것으로 나타났으며, 분극 저항성과는 직접적인 관계가 나타나지 않고 다른 미세 조직 등에 의한 영향을 더 크게 받고 있는 것으로 판단된다. 가성 용액에서의 응력 부식 균열 저항성에 미치는 SO$_4$$^{=}$ 이온의 첨가 효과는 TT처리의 유무에 관계없이 응력 부식 균열 저항성을 크게 감소시키고 있다. 한편 합금 690의 가성 응력부식 균열 저항성에 미치는 Mo의 효과는 Mo이 첨가될수록 응력 부식 균열 저항성이 증가하는 것으로 나타났다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1995.05a
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pp.790-795
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1995
합금 600의 대체 재료인 합금 690의 부식 저항성 향상을 위해 스테인리스강 등에서 내식성을 현저히 개선시켜 주는 합금 원소로 알려져 있는 Mo을 첨가하여 TT 열처리를 한 후 부식 특성과 TEM관찰을 행하여 미세 조직의 영향에 대하여 고찰하고자 하였다. TT 처리 시간이 길어짐에 따라 보다 많은 석출물들이 입계에 생성되었으며, Mo을 첨가함에 따라 입계에 탄화물 석출이 지연되었다. 양극 분극 시험, 침지시험, EPR 시험, Huey 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 경우 내식성의 저하는 업었으며 오히려 개선되는 특성을 보였다. 또한 Mo의 함량이 증가함에 따라 탄화물 석출에 걸리는 시간이 길어져 3%의 Mo이 첨가된 합금 690 M2의 경우 예민화 현상은 15시간 TT 처리에서 관찰되었다. 응력 부식 균열 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 응력 부식 균열 저항성이 증가하였으며 Mo의 함량이 증가함에 따라 대체적으로 응력 부식 균열 저항성도 개선되었다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1998.05b
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pp.84-89
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1998
Alloy 600 및 alloy 690과 Ni-8Cr-lOFe 합금 등의 응력부식(stress corrosion cracking, SCC) 거동을 고온의 염기성 분위기에서 C-ring 시편을 사용하여 연구하였다. Alloy 600과 alloy 690을 여러 조건에서 열처리하여 etching한 후 탄화물의 분포와 입계 주변의 Cr고갈 정도 등의 미세조직을 광학현미경과 주사 전자현미경(SEM)으로 관찰하였다. 이들 재료에 대한 SCC 시험을 315$^{\circ}C$의 40% NaOH 수용액에서 일정한 부하전위(부식전위 + 200㎷)를 가하면서 수행하였으며, 동일 조건에서의 분극거동도 측정하였다. Alloy 600 MA(mill anneal) 및 TT(thermal treatment)의 SCC 저항성은 alloy 690 TT와 Ni-8Cr-10Fe SA(solution anneal)보다 낮았다. Alloy 600 TT 재료는 alloy 600 MA 및 SA 재료에 비해 SCC 저항성이 더 컸다. 고용 탄소농도는 alloy 600의 SCC 저항성에 큰 영향을 주지 못했다. 대부분의 Alloy 600은 균열전파 입계균열을 보였으나, 일부에서는 입계 및 입내 혼합양상(mixed mode cracking)을 보였다. 염기성 분위기에서 Ni기 합금의 SCC 거동을 미세조직, 분극거동의 관점에서 고찰하였다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.05b
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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.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.11b
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pp.475-480
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1996
Alloy 600 및 Alloy 690의 Caustic 분위기에서, 시편의 포텐셜을 재료의 anodic polarization curve의 active-passive transition 영역의 한 값으로 일정하게 유지함으로서 응력부식균열을 쉽게 유발시키는 정전위 시험방법을 사용하여, 두 합금의 부식저항성을 비교하였다. C-ring형태의 Alloy 600 및 690 시편에 응력을 부과하고 30$0^{\circ}C$의 10% NaOH용액에서 7일간 정전위 응력부식시험을 수행하였다. Alloy 600의 경우, 입계를 따르는 100$\mu$m정도 깊이의 균열이 발생하였으나 Alloy 690의 경우는 균열이 유발되지 않았다. Alloy 690의 경우 부식 시험시간이 경과함에 따라 표면부식전류밀도는 주기적인 Passivation 경향을 보이나 Alloy 600의 경우는 점진적으로 표면부식전류밀도가 증가한다. Alloy 690의 강한 응력부식저항성은 이와 같은 주기적인 Passivation에 의한 것으로 판단된다.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1995.05b
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pp.597-602
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1995
원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료인 합금 600의 대체재료로써 설계된 합금 690의 내식성의 향상을 위해서 염소 이온이 다량 포함된 환경에서의 부식 저항성을 크게 향상시킨다고 보고된 Mo을 첨가하여 부식 및 기계적 특성에 미치는 영향을 알아보았다. 미세조직상 Mo를 첨가함에 따라 기지에 미세한 석출물이 석출되어 입자의 미세화를 얻을 수 있었으며 연신율의 감소없이 항복 강도, 인장 강도 및 경도의 향상을 얻을 수 있었다. 공식 저항성은 Mo의 첨가량이 증가함에 따라 부식 속도가 감소하였다. 양극 분극 시험에서도 5$0^{\circ}C$, 3.5wt% NaCl 용액과 0.5N HCl 용액 모두에서 Mo의 함량이 증가할수록 부동태화 전류 밀도 및 임계 부동태화 전류 밀도가 감소하여 전반적으로 현저한 내식성의 향상을 관찰할 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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