• CORROSION AND PROTECTION
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• v.12 no.1
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• pp.12-23
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• 2013

원자력 발전소 주요 부품에 사용되는 Alloy 600의 PWSCC 개시와 전파기구를 살펴보고 그 억제 기술을 소개하였다. ○ 균열은 경화된 표면 산화층이 깨질 경우, 입계부식, 공식(pitting), 열처리 또는 물속에 노출되었을 때 일어나는 선택부식(selective corrosion), MnS등 게재물의 용출등에 의해 시작된다. ○ 균열의 전파는 '느린 성장'과 '빠른 성장'으로 구별해 볼 수 있는데 빠른 균열성장은 균열 선단에서의 응력확대 계수(K_I)가 균열이 전파하는 임계값(K_Iscc)을 넘는 경우에 일어난다. ○ Slip Dissolution/Film Rupture Model, Enhanced surface mobility model, Hydrogen assisted creep rupture, Internal oxidation 등의 모델이 제시되어 있으며 Internal oxidation 모델이 여러 실험자료로 잘 뒷 받침되고 있다. ○ PWSCC 억제 방안으로는 부식환경과의 격리 및 보수용접이 대표적이며 부품의 교체를 통한 안전 확보의 방안도 있다. 수소량 조절을 통한 억제 방안도 제시되어 있다. ○ Alloy 600 PWSCC열화 관리 전략프로그램은 결함 발생 가능성이 높은 부위 선정, 우선 순위에 따른 계획적인 검사, 결함이 발견될 경우 완화조치를 취하거나 필요시 교체/보수를 실시하고 그 운영프로그램을 지속적으로 갱신관리하는 방안으로 유지되어야 한다.

• 한국전기화학회:학술대회논문집
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• 2000.04a
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• pp.26-26
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• 2000

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.871-872
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.295.2-295
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• 2001

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2001.05a
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• pp.44-44
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.239-239
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.244-244
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.291-291
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.290-290
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• 1999

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 1999.05a
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• pp.28-29
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• 1999