It is well known that SSCC (sulfide stress corrosion cracking) is caused by drastic ingression of hydrogen during the service and accumulation of hydrogen near the potential crack initiation site in the material. It is important to characterize the hydrogen trapping behavior to evaluate the service performance of the high strength pipeline steels. In this study. the relationship between the hydrogen trapping behavior and SSCC susceptibility is evaluated in terms of alloy composition, microstructure and carbide behavior. The hydrogen trapping behavior was measured by electrochemical hydrogen permeation test cell (Devanathan cell). The SSCC susceptibility is evaluated by constant extension rate test and constant strain lest method. The hydrogen trapping behavior is affected greatly by microstructure and nature of carbide particles. The fine TiC, and NbC in the matrix of ferritic structure acts as strong irreversible trap sites whereas the bainitic structure acts as reversible trap site. The SSCC susceptibility is closely related to not only the hydrogen trapping behavior but also the loading condition. As the activity of reversible trap site increases, SSCC susceptibility decreases under static loading condition below yield strength, whereas SSCC susceptibility increases under dynamic loading condition or above yield strength. As the activity of irreversible trap site increases. SSCC susceptibility increases regardless of loading condition. It is cased by the mixed effect of dislocation on hydrogen diffusion and trapping behavior.
The following results were obtained, microstructures and tensile properties in arc brazed joints of DP(dual phase) steel using Cu-5.3wt%Sn insert metal was investigated as function of brazing current. 1) The Fusion Zone was composed of ${\alpha}Fe+{\gamma}Cu$ and Cu23Sn2. The reason for the formation of these solid solutions. Despite, Fe & Cu were impossible to solid solution at room temperature. It's melting & reaction to something of insert metal & Base Metal (DP Steel) by Arc. Brazing Process has faster cooling rate then Cast Process, Supersaturated solid solution at room temperature. 2) The increase Hardness of Fusion Zone was directly proportional to the rise of welding current. Because, ${\alpha}Fe+{\gamma}Cu$ phase (higher hardness than the Cu23Sn2.(104.1Hv < 271.9Hv)) Volume fraction was Growth, due to increasing the amount of base metal melting by High current. 3) The results of tensile shear test by Brazing, All specimens happen to fracture in Fusion Zone. On the other hand, when Brazing Current increasing tend to rise tensile load. but it was very small, about 26-30% of the base metal. 4) The result of fracture analysis, The crack initiate at Triple Point for meet to Upper B.M/Under B.M/Fusion Zone. This Crack propagated to Fusion zone. So ruptured by tensile strength. The Reason to in the fusion zone fracture, Fusion zone by Brazing of hardness (strength) was very lower then the base metal (DP steel). In addition the Fusion Zone's thickness in triple point was thin than the base metal's thickness in triple point.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
/
2004.10a
/
pp.911-912
/
2004
1. Cathodic hydrogen charging considerably reduced the tensile ductility of ODS steels and a 9Cr-2W RMS. The hydrogen embrittlement of ODS steels was strongly affected by specimen sampling orientation, showing significant embrittlement in the T-direction. This comes from the microstructural anisotropy caused by elongated grains of ODS steels in L-direction. 2. The ODS steels contained a higher concentration of hydrogen than 9Cr-2W RMS at the same cathodic charging condition, and the critical hydrogen concentration required to transition from ductile to brittle fracture was in the range of $10{\sim}12$ wppm, which approximately 10 times larger than that of a 9Cr-2W martensitic steel. 3. The ODS steels showed a typical ductile to brittle transition behavior and it strongly depended on the specimen sampling direction, namely L- and T-direction. In T-direction, the SP-DBTT was about 170 L, irrespective of the ODS materials, and L-direction showed a lower SP-DBTT than that of T-direction.
The electronic properties of the passive film formed on Fe-20Cr ferritic stainless steel in pH 8.5 buffer solution containing 0.05 M EDTA (ethylene diammine tetraacetic acid) were examined by the photocurrent measurements and Mott-Schottky analysis for the film. XPS depth profile for the film demonstrated that Cr content in the outermost layer of the passive film was higher in the solution with EDTA than that in the solution without EDTA, due to selective dissolution of Fe by EDTA. In the solution with EDTA, the passive film showed characteristics of an amorphous or highly disordered n-type semiconductor. The band gap energies of the passive film are estimated to be ~ 3.0 eV, irrespective of film formation potential from 0 to 700 $mV_SCE$ and of presence of EDTA. However, the donor density of the passive film formed in the solution with EDTA is much higher than that formed in the solution without EDTA, due to an increase in oxygen vacancy resulted from the dissolution of Fe-oxide in the outermost layer of the passive film. These results support the proposed model that the passive film formed on Fe-20Cr in pH 8.5 buffer solution mainly consists of Cr-substituted $\gamma$-$Fe_2O_3$.
A boiler system transforms water to pressured supercritical steam which drives the running of the turbine to rotate in the generator to produce electricity in power plants. Materials for building the tube system face challenges from high temperature creep damage, thermal fatigue/expansion, fireside and steam corrosion, etc. A database on the creep resistance strength and steam oxidation of the materials is important to the long-term reliable operation of the boiler system. Generally, the ferritic steels, i.e., grade 1, grade 2, grade 9, and X20, are extensively used as the superheater (SH) and reheater (RH) in supercritical (SC) and ultra supercritcal (USC) power plants. Currently, advanced austenitic steel, such as TP347H (FG), Super304H and HR3C, are beginning to replace the traditional ferritic steels as they allow an increase in steam temperature to meet the demands for increased plant efficiency. The purpose of this paper is to provide the state-of-the-art knowledge on boiler tube materials, including the strengthening, metallurgy, property/microstructural degradation, oxidation, and oxidation property improvement and then describe the modern microstructural characterization methods to assess and control the properties of these alloys. The paper covers the limited experience and experiment results with the alloys and presents important information on microstructural strengthening, degradation, and oxidation mechanisms.
Kim, J.M.;Hyun, Y.K.;Song, S.W.;Kim, G.D.;Son, Y.H.;Sung, J.H.
Journal of the Korean Society for Heat Treatment
/
v.27
no.1
/
pp.15-22
/
2014
This study is to investigate the phase changes and cold workability after isothermal transformation at $780^{\circ}C$ by using the high temperature gas nitrided (HTGN) STS 430 ferritic stainless steel specimens. The phase diagram of STS 430 steel obtained by calculation showed that the phase appeared at $1100^{\circ}C$ showed as ${\alpha}+{\gamma}{\rightarrow}{\gamma}{\rightarrow}{\gamma}+Cr_2N{\rightarrow}{\gamma}+Cr_2N+CrN$ with increasing nitrogen concentration. Also, the transformation of ${\gamma}{\rightarrow}Cr_2N$ during heat treatment isothermally at $780^{\circ}C$, nitrogen pearlite with lamellar type was fully formed at the nitrogen permated surface layer for 10 hrs. However, this transformation was not completed for 1 hr, resulting nitrogen pearlite plus martensite. The cold rolled specimen of isothermally transformed at $780^{\circ}C$ for 10 hrs after high temperature gas nitriding decreased the layer thickness of nitrogen pearlite inducing the deformation of hard $Cr_2N$ phase. the dissolution rate of $Cr_2N$ phase increased rapidly with increasing cold rolling ratio. Specimens with the microstructure of nitrogen pearlite (isothermally transformed at $780^{\circ}C$ for 10 hrs) were possible to cold rolling without crack formation. However, the mixed structures of nitrogen pearlite + martensite (isothermally transformed at $780^{\circ}C$ for 1 hr) were impossible to cold deformation without cracking.
One of the important requirements for the application of reduced activation ferritic/martensitic steel is to retain proper mechanical properties in irradiation and high temperature conditions. In order to simulate the impact toughness with the effect of temperature and irradiation, a simulation model based on energy balance method consisted of crack initiation, plastic propagation and cleavage propagation stages was established. The effect of temperature on impact toughness was analyzed by the model and the trend of the simulation results was basicly consistent with the previous experimental results of CLAM steels. The load-displacement curve was simulated to express the low temperature ductile-brittle transition. The effect of grain size and inclusion was analyzed by the model, which was consistent with classical experiment results. The transgranular-intergranular transformation in brittle materials was also simulated.
KIER has been developing the anode-supported flat tubular solid oxide fuel cell unit bundle for the intermediate temperature($700{\sim}800^{\circ}C$) operation. Anode-supported flat tubular cells have Ni/YSZ cermet anode support, 8 moi.% $Y_2O_3$ stabilized $ZrO_2(YSZ)$ thin electrolyte, and cathode multi-layer composed of Sr-doped $LaSrMnO_3(LSM)$, LSM-YSZ composite, and $LaSrCoFeO_3(LSCF)$. The prepared anode-supported flat tubular cell was joined with ferritic stainless steel cap by induction brazing process. Current collection for the cathode was achieved by winding Ag wire and $La_{0.6}Sr_{0.4}CoO_3(LSCo)$ paste, while current collection for the anode was achieved by using Ni wire and felt. For making stack, the prepared anode-supported flat tubular cells with effective electrode area of $90\;cm^2$ connected in series with 12 unit bundles, in which unit bundle consists of two cells connected in parallel. The performance of unit bundle in 3% humidified $H_2$ and air at $800^{\circ}C$ shows maximum power density of $0.39\;W/cm^2$ (@ 0.7V). Through these experiments, we obtained basic technology of the anode-supported flat tubular cell and established the proprietary concept of the anode-supported flat tubular cell unit bundle.
Park, Won S.;Tae Y. Song;Lee, Byoung O.;Park, Chang K.
Nuclear Engineering and Technology
/
v.34
no.1
/
pp.42-59
/
2002
In order to transmute long-lived radioactive nuclides such as transuranics(TRU), Tc-99, and I- l29 in LWR spent fuel, a preliminary conceptual design study has been performed for the accelerator driven subcritical reactor system, called HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) The core has a hybrid neutron energy spectrum: fast and thermal neutrons for the transmutation of TRU and fission products, respectively. TRU is loaded into the HYPER core as a TRU-Zr metal form because a metal type fuel has very good compatibility with the pyre- chemical process which retains the self-protection of transuranics at all times. On the other hand, Tc-99 and I-129 are loaded as pure technetium metal and sodium iodide, respectively. Pb-Bi is chosen as a primary coolant because Pb-Bi can be a good spallation target and produce a very hard neutron energy spectrum. As a result, the HYPER system does not have any independent spallation target system. 9Cr-2WVTa is used as a window material because an advanced ferritic/martensitic steel is known to have a good performance under a highly corrosive and radiation environment. The support ratios of the HYPER system are about 4∼5 for TRU, Tc-99, and I-129. Therefore, a radiologically clean nuclear power, i.e. zero net production of TRU, Tc-99 and I-129 can be achieved by combining 4 ∼5 LWRs with one HYPER system. In addition, the HYPER system, having good proliferation resistance and high nuclear waste transmutation capability, is believed to provide a breakthrough to the spent fuel problems the nuclear industry is faced with.
Nanyu Mou;Xiyang Zhang;Qianqian Lin;Xianke Yang;Le Han;Lei Cao;Damao Yao
Nuclear Engineering and Technology
/
v.55
no.6
/
pp.2139-2146
/
2023
During reactor operation, the divertor must withstand unprecedented simultaneous high heat fluxes and high-energy neutron irradiation. The extremely severe service environment of the divertor imposes a huge challenge to the bonding quality of divertor joints, i.e., the joints must withstand thermal, mechanical and neutron loads, as well as cyclic mode of operation. In this paper, potassium-doped tungsten (KW) is selected as the plasma facing material (PFM), oxygen-free copper (OFC) as the interlayer, oxide dispersion strengthened copper (ODS-Cu) alloy as the heat sink material, and reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steel as the structural material. In this study, a vacuum brazing technology is proposed and optimized to bond Cu and ODS-Cu alloy with the silver-free brazing material CuSnTi. The most appropriate brazing parameters are a brazing temperature of 940 ℃ and a holding time of 15 min. High-quality bonding interfaces have been successfully obtained by vacuum brazing technology, and the average shear strength of the as-obtained KW/Cu and ODS-Cu alloy joints is ~268 MPa. And a fabrication route for manufacturing the flat-type divertor target based on brazing technology is set. For evaluating the reliability of the fabrication technologies under the reactor relevant condition, the high heat flux test at 20 MW/m2 for the as-manufactured flat-type KW/Cu/ODS-Cu/RAFM mockup is carried out by using the Electron-beam Material testing Scenario (EMS-60) with water cooling. This paper reports the improved vacuum brazing technology to connect Cu to ODS-Cu alloy and summarizes the production route, high heat flux (HHF) test, the pre and post non-destructive examination, and the surface results of the flat-type KW/Cu/ODS-Cu/RAFM mockup after the HHF test. The test results demonstrate that the mockup manufactured according to the fabrication route still have structural and interfacial integrity under cyclic high heat loads.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.