• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
• /
• v.5 no.1
• /
• pp.1-8
• /
• 2009

Nuclear hydrogen production using high temperature heat of a very high temperature reactor(VHTR) is one of the most attractive ways of mass hydrogen production without greenhouse gas emission. In many countries, sulfur-iodine(S-I) thermochemical process and high temperature steam electrolysis(HTSE) process are being investigated. In such processes, corrosion behavior of Intermediate heat exchanger materials are the most critical issues. Especially in a HTSE system, several heat exchangers will be facing hot steam conditions. In this paper, the status of high temperature corrosion researches in hot steam and supercritical water conditions are reviewed in view of the implication to HTSE conditions. Based on the review, test condition and plan of the hot steam corrosion of the candidate materials are formulated and described in some details along with the schematics of the test set-up. The test results and subsequent evaluation will be used in development of a interface system between the HTSE hydrogen production system and the VHTR.

• Journal of the Korean Institute of Gas
• /
• v.2 no.1
• /
• pp.74-82
• /
• 1998

The grain boundary etching method as a technique for assessing degradation of structural materials used at elevated temperature has received much attention since it is simple, inexpensive and easy to apply to real plant components. In this study, the technique is applied to some aged petroleum and chemical plant components such as reactors and drums. As a degradation parameter, intersection number ratio ($N_i/N_o$), is employed. The intersection number ratio ($N_i/N_o$) is defined as the ratio of intersection number ($N_i$) obtained from 5-minute picric acid etched surface to the number ($N_o$) obtained from Nital etched surface. In order to study degradation level, several relationships were measured such as the correlation between shift in ductile brittle transition temperature, $({\Delta}DBTT)_{sp}$ and intersection number ratio, ($N_i/N_o$) and the correlation between the measured ($N_i/N_o$) values and Larson-Miller Parameter values.

• CORROSION AND PROTECTION
• /
• v.12 no.1
• /
• pp.24-29
• /
• 2013

원자력 발전소의 설계 수명이 늘어나고 기존의 가동 원전 또한 장기 운전을 목표로함에 따라, 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기, 배관 등의 주요 구조재료의 장기 열화에 따른 재료 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 특히, 응력부식균열 현상은 장기 열화에 의해 일어날수 있는 구조재료에서의 심각한 취화 문제들중의 하나로써, 이 현상을 예방하거나 지연시키기 위해서는 현상의 근본원인과 작동기구를 규명하는 것은 원전의 안전성 유지를 위해 매우 중요하다. 이를 위해서 구조재료 표면의 원전 운전 조건에서의 산화막 특성과 그 형성 거동을 분석하는 것은 매우 중요하게 되는데, 원전 운전 조건은 고온고압의 수화학 환경으로 일반 환경에서 사용가능한 다양한 분석 방법들을 적용하기에 많은 제약을 받게 된다. 그러나, 라만 분광법은 가동 원전의 운전 조건인 고온/고압수 환경 하에서도 실시간으로 산화막 분석이 가능한 기법으로, 본 논문에서는 지금까지의 라만 분광법을 이용하여 고온고압수 환경에서의 주요 구조용 금속 및 합금 표면에 생성된 산화막에 대한 분석 연구 결과에 대하여 소개하고, 앞으로 이를 이용한 구조재료의 열화 현상을 분석 및 열화기구 규명을 위한 연구개발 방향을 제시하고자 한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.8 no.1
• /
• pp.33-39
• /
• 2010

The electrolytic reduction of a spent oxide fuel involves a liberation of the oxygen in a molten LiCl electrolyte, which results in a chemically aggressive environment that is too corrosive for typical structural materials. Accordingly, it is essential to choose the optimum material for the processing equipment that handles the high molten salt. In this study, hot corrosion studies were performed on bare as well as coated superalloy specimens after exposure to lithium molten salt at $675^{\circ}C$ for 216 h under an oxidizing atmosphere. The IN713LC superalloy specimens were sprayed with an aluminized NiCrAlY bond coat and then with an $Y_2O_3$ top coat. The bare superalloy reveals an obvious weight loss due to spalling of the scale by the rapid scale growth and thermal stress. The chemical and thermal stability of the top coat has been found to be beneficial for increasing to the corrosion resistance of the structural materials for handling high temperature lithium molten salts.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.261.1-261
• /
• 1999

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
• /
• v.15 no.3
• /
• pp.898-906
• /
• 1991

본 연구에서는 입경부식법에 의한 재질열화 평가법의 표준화에 연구목적을 두 고, 고온부재의 열화에 따른 조직의 특성변화를 관찰하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.285-291
• /
• 2004

As a part of assessment of the structural material for the molten salt handling system, corrosion behavior of Inconel 718, X-750, Haynes 75 and Haynes 263 alloys in the molten salt of LiCl-Li$_2$O-O$_2$was investigated in the range of temperature; $650^{\circ}C$, time; 24~168h, $Li_2O$; 3wt%, mixed gas; Ar~10%$O_2$. In the molten salt of LiCl-$Li_2O-O_2$, the order corrosion rate was Haynes 263 ＜ Haynes 75 ＜ Inconel X-750 ＜ Inconel 718. Haynes 263 alloy showed the highest corrosion resistance among the examined alloys. Corrosion products of alloys were as fellows: Haynes 75: $Cr_2O_4$, $NiFe_2O_4$, $LiNiO_2$, $Li_2NiFe_2O_4$, Inconel 718; $Cr_2O_4$, $NiFe_2O_4$, Haynes 263; $Li(Ni,Co)O_2$, $NiCr_2O_4$, $LiTiO_2$, Inconel X-750; $Cr_2O_3$, $NiFe_2O_4$,$FeNi_3$, (Al,Nb,Ti)$O_2$. Haynes 263 showed local corrosion behavior and Haynes 75, Inconel 718 and Inconel X-750 showed uniform corrosion behavior.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
• /
• v.19 no.5
• /
• pp.551-556
• /
• 2018

The material normally used in hot dip galvanizing facilities is SM45C (carbon steel for mechanical structure, KS standard), mainly because of its price. During this process, the oxidation of the plating facility occurs due to the heat of the Zn fumes coming from the molten zinc. Since the cycle time of the current facilities is 6 months, much time and money are wasted. In this study, the corrosive properties of various materials (Inconel625, STS304, SM45C) were investigated by oxidation in a high temperature and Zn fumes environment. The possibility of applying the hot-dip galvanizing equipment was investigated for each material. The Zn fumes were generated by directly bubbling Ar gas into Zn molten metal in a 650 degree furnace. High-temperature, Zn fumes corrosion was conducted for 30 days. The sample was removed after 30 days and the oxidation of the surface was confirmed with EDS and SEM, and the corrosion properties were examined using potentiodynamic polarization tests.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11b
• /
• pp.527-532
• /
• 1996

Fe-Cr-Mn계 스테인리스강을 진공 용해하여 최적 소둔 조건인 1,20$0^{\circ}C$에서 30분동안 소둔 열처리한 후 미세 조직, 기계적 특성 및 부식 특성에 미치는 시효 열처리의 영향에 대하여 실험하였다. 미세 조직 분석은 광학 현미경 관찰, XRD분석, SEM분석, TEM분석 등으로 행하였고, 기계적 시험은 인장 시험, 충격 시험, 경도 시험을 행하였다. 부식 저항성을 평가하기 위해 황산, 염산분위기에서 양극 분극 시험을 행하였다. 시효 열처리에 따른 미세 조직간의 상분율 변화는 거의 없었지만 입계를 중심으로 제2상이 석출되었고, 그 양은 시효 시간이 증가함에 따라 증가하였다. 인장 강도 및 연신율은 낮은 시효 온도에서는 시효 온도와 시효 시간에 따라 큰 차이를 보이지 않았지만 고온으로 갈수록 시효 시간이 증가함에 따라 다소 감소하는 경향이 나타났다. 충격에너지는 1시간 시효시에는 시효 온도에 따라 큰 변화를 보이지 않았지만 10시간, 100시간 시효한 경우 시효 온도가 상승함에 따라 감소하였다. 이러한 경향은 고온에서 시효한 경우 입계성장이 가속화되어 나타난 것으로 판단된다. 시효 시간이 증가함에 따라 부식 환경에 관계없이 부식 저항성이 감소하였다. 85$0^{\circ}C$에서 시효한 경우 가장 우수한 내식성을 보였고, $650^{\circ}C$에서 낮은 내식성을 나타냈는데 이는 이 온도 구간에서 탄화물 등의 제2상의 석출에 의한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.22-22
• /
• 1998

304 는 BWR(boiling water reactor)의 reactor 구조용 재료로 사용되고 있고, 합금 600 은 PWR(pressurized water reator) 의 증기 발생기 세관으로 쓰이고 있으며 모두 약 $280{\;}^{\circ}C$ 이상 의 원자로 냉각수에 노출되어 있다. 원자로 냉각수 분위기에서 두 합금의 공통적인 특정은 입계응력부식균열(IGSCC)에 민감한것과 IGSCC가 예민화(sensitization)와 관련이 있는 것이 다. 두 합금에서 일어나는 IGSCC는 원자력발전소의 부식피해중 가장 빈도가 높고 발생시 방사능 누출로 인하여 원전의 신뢰성을 저하시키고, 가동중단으로 인한 경제적 손실을 초 래하여 지난 20 년 동안 가장 심도있게 연구된 주제다. 304 은 크롬 탄화물의 업계 석출로 언하여 예민화된경우 IGSCC 에 민감한 반면 600 은 예민화된 경우 뿐만 아니라 용체화처리된 상태에서도 IGSCC에 민감하다. 오히려 600은 용 체화처리 후 700 C에서 15~20시간 시효처리를 하여 크롬탄화물을 업계에 석출 시커었을 때 IGSCC 저항성이 향상된다. 두 합금의 IGSCC 특정 중 큰 차이는 304는 임계균열전위 ( (critical cracking potential) 이 존재하여 부식전위(corrosion potential) 가 엄계균열전위보다 낮 은 경우 IGSCC 가 일어나지 않지만 그 반대인 경우 IGSCC 에 민감하게된다. 반면에 600 은 뚜렷한 임계균열전위가 존재하지 않고 양극 분극(anodic polarization) 뿐만 아니라 음극분극 시에도 IGSCC 가 일어난다. 이련 이유로 600의 IGSCC 가구로 피막파괴-양극용해(film rupture-anodic dissolution)외에 수소취성(hydrogen embrittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.