• 한국재료학회지
• /
• 제10권5호
• /
• pp.321-327
• /
• 2000

다공성 알루미나 소결체내부로 3Y-TZP 및 12Ce-TZP 전구체를 각각 액상침투시킴으로써 2종류의 $Al_2O_3/TZP$복합체를 제조하였다. 소량의 (~11.0 wt%) TZP의 첨가는 Al2O3소결체 ($1600^{\circ}C$, 2시간)의 강도 (19~59%)와 파괴인성(14~157%)을 증가시켰다. 3Y-TZP의 첨가는 복합체의 강도의 향상에 12Ce-TZP의 첨가는 인성의 향상에 보다 효과적이었다. 침투도니 TZP는 복합체의 내부보다 표면에 집중되었으며, 그 결과 이곳에서의 입성장에 빨랐고 $Al_2O_3$의입성장 억제효과도 상대적으로 뛰어났다. 입계 및 입내균열전파가 일어났으나 $Al_2O_3/12Ce-TZP$의 경우가 $Al_2O_3/3Y-TZP$에 비하여 입계파괴가 우세하였다

• 열처리공학회지
• /
• 제13권6호
• /
• pp.383-390
• /
• 2000

The static creep behaviour of AlSl 420F stainless steel was investigated over the temperature range of $540{\sim}585^{\circ}C$ and the stress range of $13{\sim}19kg/mm^2$ (127.4~186.2MPa). Constant stress creep tests were carried out in the experiment. Measured stress exponent, n, for the creep deformation of the alloy under the given conditions was found to vary at the range of 9.59, 9.15, 8.78, and 8.53 for the temperature of 540, 555, 570, and $585^{\circ}C$ respectively. The activation energy, Qc, for the creep deformation was 106.42, 102.58,97.81, and 94.58 kcal/mole for the stress of 13, 15, 17, and $19kg/mm^2$, respectively. Lason-Miller parameter, P, for the crept specimens for AlSl 420F stainless steel was measured as $P=T(log\;t_T+21)$. The empirical static creep rate obtained by the regression analysis was as follows. $${\varepsilon}={\exp}[(3.79{\times}10^{-2}{\sigma}+2.722)T-3.0747{\sigma}+28.109]{\times}{\sigma}^{(-2.367{\times}10^{-2}T+22.33)}{\exp}\left[-\frac{(-2.015{\sigma}+132.580){\times}10^3}{RT}\right]$$ The failure plane were observed, intergranular fracture was dominated by r (round) type crack over the experimental range.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제11권1호
• /
• pp.20-24
• /
• 2015

Steam generator(S/G) tubes in pressurized water reactor (PWR's) are subject to several types of degradation. This degradation includes denting, pitting, intergranular attack(IGA), intergranular stress corrosion cracking(IGSCC), fatigue, fretting and wear. Degradation can be derived from either the primary side(inside) or the secondary side(outside) of the tube. Recent issue for tube degradation in domestic steam generator is the tube end cracking on seal weld region. The seal weld region at the tube end and tube itself is regarded as a pressure boundary between the primary side and the secondary side. One of the Westinghouse Model-F S/G has experienced tube end cracking and its number of plugging approximately becomes to the operating limit up to 5% due to tube end cracking which was reported as SAI/MAI(single/multiple axial indication) or SCI/MCI(Single/multiple circumferential indication) from the results of eddy current testing. Eddy current mock-up test was carried out to determine the origin of cracking whether it is from weld zone area or parent tube. This result was helpful to analyze crack location on ECT data. Correct action on this problem was the installation of tube-end sleeve. Last year, after removing 340 installed plugs from tubes, selected 269 tubes took tube-end sleeve installation. Tube-end sleeve brought pressure boundary from parent tube to installed sleeve tube. Tube-end sleeve has the benefit of reducing outage period and increasing more revenue than replacing S/G. This paper is provided to assist interest parties in effectively understanding this issue.

• 대한기계학회논문집
• /
• 제13권2호
• /
• pp.236-242
• /
• 1989

본 연구에서는 주로 보일러의 과열기 및 재열기등의 관재료로 널리 사용되고 있는 304 스테인레스강에 대하여 실제 고온부식현상을 재현한 부식환경하인 630.deg. C, 690.deg. C 및 750.deg. C 3가지 온도범위에서 크리프시험을 실시하고 고온부식이 크리프파단 특성에 미치는 영향을 부식조건이 없는 고온대기중의 실험결과와 비교 검토하였다.

• 한국가스학회지
• /
• 제5권1호
• /
• pp.1-6
• /
• 2001

고강도 알루미늄 합금 2024-T3와 모제 시험편과 부식 시험편을 사용하여 피로 균열 진전증에 발생하는 음향방출 신호를 검출 분석하였다. 시험편 조건에 관계없이 5종류의 신호가 관찰되었다. 모재에서 얻어진 신호는 피로하중을 받으므로서 균열 발생 초기 노치선단외 돌출과 함몰에 의한 높은 에너지를 가진 짧은 기간의 입내 파괴 신호이며, 부식 시험편은 피트 선단 근처의 결정경계의 치화로 인하여 입계 파괴 신호이다. 따라서, 파형과 파워 스펙트럼은 시험편 조건에 의존하는 것 같다. 시험편 조건에 의한 파형과 파워 스펙트럼을 해석함으로써 구조부재의 다향한 손상과 결함으로부터 발생하는 균열 전파와 최종 파괴과정의 실시간 감시 가능하다

• Corrosion Science and Technology
• /
• 제20권4호
• /
• pp.210-229
• /
• 2021

To safely operate domestic nuclear power plants approaching the end of their design life, the material degradation management strategy of the components is important. Among studies conducted to improve the soundness of nuclear reactor components, research methods for understanding the degradation of reactor internals and preparing management strategies were surveyed. Since the IGSCC (Intergranular Stress Corrosion Cracking) initiation and propagation process is associated with metal dissolution at the crack tip, crack initiation sensitivity was decreased in the hydrogenated water with decreased crack sensitivity but occurrence of small surface cracks increased. A stress of 50 to 55% of the yield strength of the irradiated materials was required to cause IASCC (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking) failure at the end of the reactor operating life. In the threshold-stress analysis, IASCC cracks were not expected to occur until the end of life at a stress of less than 62% of the investigated yield strength, and the IASCC critical dose was determined to be 4 dpa (Displacement Per Atom). The stainless steel surface oxide was composed of an internal Cr-rich spinel oxide and an external Fe and Ni-rich oxide, regardless of the dose and applied strain level.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제16권3호
• /
• pp.174-183
• /
• 1996

본 연구에서는 인코넬600 합금을 열처리 상태 및 변형속도 등이 서로 다른 SCC 발생 조건하에서 정변형 속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 균열 거동을 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였고, AE로 탐지 가능한 초기의 최소 균열 크기를 측정하므로서 비파괴시험법으로서의 적용성을 평가하고자 하였다 실험 결과, IGSCC에서 발생되는 AE amplitude 준위는 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 것들보다 큰 것으로 나타났으며, 이것은 AE amplitude준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. IGSCC 미소균열의 성장 및 주균열의 형성으로부터 주균열의 성장으로 전환되는 시점을 AE로 적절히 감시할 수 있음을 보였으며, AE로 탐지 가능한 최소 균열 크기는 길이 $200{\sim}400{\mu}m$, 깊이 $100{\mu}m$ 이하의 균열인 것으로 나타났다. 결론적으로 AE기술은 입계 응력 부식 균열의 진전을 조기 탐지할 수 있는 유용한 방법으로 평가되며 비파괴시험법으로서의 실제 적용 가능성도 높을 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제23권1호
• /
• pp.38-44
• /
• 2003

원자력발전소의 안전성등급 기기에 적용되는 비파괴검사는 실제 결함을 실현한 시험편을 사용하여 결함탐지능력을 검증하도록 하는 기량검증이 요구되고 있다. 가동중인 원전에서 발생 가능한 균열으로는 기계적 피로균열, 열 피로균열 및 입계부식균열 등이 있으나 본 연구에서는 기계적 피로균열을 대상으로 하였다. 인장 피로하중을 사용하여 기계적 피로결함을 제조하기 위해서 시험편을 설계하였고 원하는 피로결함 파면의 조도를 얻기 위해서 인가하중의 크기 및 사이클 수를 조절하여 피로결함을 발생시켰다. 발생된 결함에 대한 정확한 크기와 위치에 대한 물리적 정보를 얻은 후에 결함이 설계된 크기와 위치에 존재하도록 기밀용접을 실시하였다. 기밀용접 후 잔여 용접 흠은 가스 텅스텐 아크용접 및 플럭스 코어드 아크용접으로 채워졌다. 최종 완성된 피로결함 시험편을 방사선투과검사 및 초음파탐상검사를 통하여 검사한 결과, 설계된 길이와 깊이로 피로결함이 형성되었음을 확인하였다.

• 분석과학
• /
• 제6권2호
• /
• pp.157-165
• /
• 1993

강 중 석출물을 추출분리한 후 이를 정량분석하는 것을 목적으로 개발된 정전위 전해법을 304 스테인레스 판재 및 선재 제조시에 발생한 결함 원인 분석에 활용하여 시료의 조직을 관찰하였으며, 결함 원인을 조사하였다. 스테인레스 선재 및 판재의 균열 전파 양상은 정전위 전해법을 이용하여 에칭한 후 주사전자현미경으로 관찰하였고, 입계를 따라서 존재하는 조대한 석출물은 EDS 및 EPMA를 이용하여 성분분석을 행하였다. 이들 조대한 석출물의 구조분석은 X-선 회절 패턴을 이용하여 행하였다. 판재 및 선재 두 경우 모두 균열은 입계를 따라서 전파하고 있었으며, 입계에는 $M_{23}(C,\;B)_6$ 이외에 조대한 $M_2C$ 석출물이 존재하는 것으로 확인되었다. 이들 석출물들의 분석에 정전위 전해에칭법을 이용함으로써 양호한 시료를 얻을 수 있었다.

• 한국주조공학회지
• /
• 제38권2호
• /
• pp.48-54
• /
• 2018

To improve the durability of the turbocharger, it is important to suppress cracking of the turbine housing; therefore, we investigated the initiation and growth of these cracks. First, we initiated a crack in the turbine housing using endurance experiments. After the endurance test, cracks mainly occurred in the valve seat, the nozzle area, and the scroll part of the turbine housing. The results of a fracture analysis of the cracks showed that cracks in the valve seat were initiated by fatigue fracture. This seems to be caused by the accumulation of mechanical and thermal stresses due to vibration of the turbine wheel and high-temperature exhaust gas. Also, cracks in nozzle and scroll area were initiated by intergranular corrosion due to the exhaust gas. Thus, although there are differences in the cause of initiation according to the site, a concentric waveform was observed in all fracture planes. This phenomenon indicates that cracks gradually grow due to repeated stress changes, and the main causes are the temperature difference of the exhaust gas and the vibration caused by the turbine shaft.