Inconel 718 super alloy was aging heat treated at the temperature range from $675^{\circ}C$ to $785^{\circ}C$ for 5~40 hours after solution annealing at $1025^{\circ}C$ for 1 hour. The aging treated specimens were investigated microstructure, mechanical properties and thermal expansion/contraction. Precipitates appeared for a long time aging treatment were niobium carbide and also ${\gamma}^{\prime}$ phase. For the aging treatment time of 10 hours, the changes in strength and hardness with increasing aging treatment temperature showed the maximum value at the temperature of $725^{\circ}C$. This maximum value is to be related with the precipitation of ${\gamma}^{\prime}$ and ${\gamma}^{{\prime}{\prime}}$ phases. The decrease in strength, elongation and hardness during long time aging at $725^{\circ}C$ were thought to be induced from the coarsening of the grain size and the transformation of ${\gamma}^{{\prime}{\prime}}$ phase to ${\gamma}^{\prime}$ phase. For the specimens treated for 10 hours, impact energy showed constant value of ~105 J with increasing the aging temperature, however this value continuously decreased with elapsing time at the aging temperature of $725^{\circ}C$. It was found that the decrease in impact value was induced from the coarsening of grain size and the carbide coarsening. The coefficient of thermal expansion of aging treated Inconel 718 alloy increased with raising test temperature, and the coefficient was appeared $11.57{\sim}12.09{\mu}m/m{\cdot}^{\circ}C$ and $14.28{\sim}14.39{\mu}m/m{\cdot}^{\circ}C$, respectively, after heating to $150^{\circ}C$ and $450^{\circ}C$.
To study the dynamic strain aging behavior of Zr-0.4Sn-1.5Nb-0.2Fe sample tube for nuclear fuel cladding in the range of pressurized water reactor (PWR) operation temperature, the tensile tests of the tube specimens, which had been finally heat-treated at $470^{\circ}C\;and\;510^{\circ}C$, had been carried out with the strain rate $1.67{\times}10^{-2}/s\;and\;8.33{\times}10^{-5}/s$ at the various temperatures from room temperature to $500^{\circ}C$. It was observed that the elongation of the specimens got shortened as the temperature increased from $200^{\circ}C\;to\;340^{\circ}C$. The specimens that were finally heat-treated at $470^{\circ}C$ showed a plateau more remarkably on the plot of yield strength-temperature than those heat-treated at $510^{\circ}C$. In the range of $310\sim400^{\circ}C$, the strain rate sensitivity of the specimens finally heat-treated at $510^{\circ}C$ was $30.4\%\sim33.7\%$ lower but the work hardening exponent index of the specimens was a little higher than that without dynamic strain aging effect.
The cryogenic fracture behaviors of austenitic stainless steel HN2 developed for nuclear fusion reactor were evaluated quantitatively by using the small punch(SP) test. The electrochemical polarization test was applied to study thermal aging degradation of HN2 steel. The X-ray diffraction(XRD) analysis was conducted to detect carbides and nitrides precipitated on the grain boundary of the heat treated HN2 steel. The mechanical properties of the HN2 steel significantly decreased with increasing time and temperature of heat treatment or with decreasing testing temperature. The integrated charge(Q) obtained from electrochemical polarization test showed a good correlation with the SP energy(ESP) obtained by means of SP tests. From the results observed in the x-ray diffraction and anodic polarization curve, it was known that the material the grain boundary. Combining SP test and electrochemical polarization test, it could be useful tools to non-destructively evaluate the cryogenic fracture behaviors and the aging degradation for cryogenic structural material.
Fouling and cleaning tests are performed for a uniquely designed 7,000 ㎉/hr fluidized bed heat exchanger for exhaust gas heat recovery. Fuel rich condition is maintained in the combustor for a limited time period to generate soot that is to be deposited on the heat transfer surfaces (fouling) and 600 Um glass beads are circulated inside the heat exchanger system for cleaning and enhancing the heat transfer performance. According to the present experimental study, performance degradation mode could be monitored and the effect of particle circulation on the heat transfer improvement could be identified. Through the present study, it is demonstrated that circulating particles contribute not only to the fouling reduction in gas side, but also to the heat transfer enhancement of the unit, while other possible aging factors including water side corrosion seemed to contribute to the accumulated performance deterioration.
Since steam generator (SG) tubes are located in the boundary between the primary and secondary systems of nuclear power plant (NPP), the SG is one of the most important components in the aspects of the safety of NPP. The magnetite ($Fe_30_4$) deposition, so-called fouling, is generally known as a major aging mechanism of CANDU SGs, and this aging mechanism makes the heat transfer efficiency between the primary and secondary systems of NPP reduced. Therefore, the development of SG safety assessment system which can evaluate the effect of the SG aging degradation mechanism should be needed for safety of NPP. In this study, through the suggestion of the guideline for SG safety assessment, it is possible to strengthen the basic of establishing the effective SG aging management technique. The SG safety assessment is carried out by CATHENA(Canadian Algorithm for THErmalhydraulic Network Analysis). It is possible to determine the integrity of SGs by identifying the main safety parameters which can be changed by the aging degradation of CANDU SGs.
The experimental investigation focuses on an influence of artificial aging time in longitudinal butt welded Al 6013-T4 aluminum alloy on the fatigue crack growth resistance. The preferred welding processes for this alloy are frequently tungsten inert gas welding (TIG) process due to its comparatively easier applicability and better weldability than other gas metal arc welding. Fatigue crack growth tests were carried out on compact tension specimens (CT) in longitudinal butt TIG welded after T82 heat treatment was varied in three artificial aging times of 6 hours, 18 hours and 24 hours. Of the three artificial aging times, 24 hours of artificial aging time are offering better resistance against the growing fatigue cracks. The superior fatigue crack growth resistance preferred spatial variation of materials within each specimen in the Paris equation based on reliability theory and fatigue crack growth rate by crack length are found to be the reasons for superior fatigue resistance of 24 hours of artificial aging time was compared to other joints. The highest of crack propagation resistance occurs in artificial aging times of 24 hours due to the increase in grain size (fine grained microstructures).
Titanium alloys are the one of promising candidate materials for medium high temperature parts in the aircraft, automobile, petrochemistry and electrochemistry because of their high strength with low density in medium high temperature. In this study, the effects of aging and heat treatments on the mechanical properties of Ti-15-3 alloy in medium high temperature, which was $400^{\circ}C$, were studied. Solid solution treatment was performed at $8000^{\circ}C$ of $\beta$ phase region for 1 h and the alloy was quenched in water. The alloy was aged at $5000^{\circ}C$ of $\alpha$ and $\beta$ two-phase region for 1, 2, 4, 8, ... and 100 h to increase the mechanical property. The $\beta$ single phase was observed at all parts of specimens in Ti-15-3 alloy after ST. As the aging at $500^{\circ}C$, fine precipitates of a phase was generated from matrix of $\beta$ phase and the microstructure was consisted of weaving structure such as Widmanstiitten a phase. The most suitable aging time is 24h in$ 400^{\circ}C$. At this time, strength is 1164 MPa and elongation is about 12%. In room temperature, elongation of Ti-15-3 alloy aged at $500^{\circ}C$ for 16 h is poor (=3%) in spite of high tensile strength (1458 MPa).
The nano/microstructure, the aging response (in T5 heat treatment), and the mechanical/tribological properties of the eutectic regions in squeeze-cast A356 alloy were investigated using nano/micro-indentation and mechanical scratching, combined wit optical microscopy and atomic force microscope(AFM). Most eutectic Si crystals in the A356 alloy showed a modified morphology as fine-fibers. The loading curve for the eutectic region was more irregular than that of the primary Al region due to the presence of various particles of varying strength. In addition, the eutectic region showed lower pile-up and higher elastic recovery than the primary Al region. The aging responses of the eutectic regions in the squeeze-cast A356 alloys aged at $150^{\circ}C$ for different times(0, 2, 4, 8, 10, 16, 24, 36 and 72 h) were investigated. As the aging time increased, acicular Si particles in the eutectic regions gradually came to a fine structure. Both Vickers hardness ($H_V$) and indentation ($H_{IT}$) test results showed almost the same trend of aging curves, and the peak was obtained at the same aging time of 10 h. A remarkable size-dependence of the tests was found. The friction coefficient for the eutectic region was lower than that for the primary Al region.
호박은 삼국시대 이전부터 보석이나 공예품 등에 사용되어 왔으며, 매장문화재 형태로 발굴되고 있다. 하지만, 호박의 산지에 관한 정보가 없어 호박유물의 국내 유입 및 유통경로에 대한 논의가 어려운 실정이다. 본 연구에서는 호박유물의 산지 구분에 활용하기 위해 5개 산지 호박의 IR스펙트럼을 확보하였고, 산지별 특징적인 peak를 바탕으로 호박의 산지분류 스킴을 작성하였다. 또한, 열, 빛, 산소 조건에서 60일 동안 인공열화 실험을 실시하여 IR스펙트럼과 산지별 특징적인 peak들의 변화를 관찰하였다. 열화 후 대체적으로 C=O band와 O-H band가 증가하였고, C=C 결합과 관련된 band는 감소하였다. 열화와 함께 산지별 특성 peak이 일부 사라져 분류스킴의 수정이 필요하였으나, Baltic 호박, 중남미산 호박, 아시아산 호박 간의 구분은 열화 후에도 여전히 가능하였다. 따라서 이 결과를 토대로 풍화가 많이 진행된 실제 호박유물에 적용하여 신뢰성을 평가한다면, 향후 출토 호박유물의 산지 추정에 활용할 수 있을 것으로 기대된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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