• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06a
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• pp.573-578
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• 2001

For the corrosion protect ion of the natural gas transmission pipelines, two methods are used, cathodic protection and coating technique. In the case of cathodic protection, defects are embrittled by occurring hydrogen at the crack tip or material surface. It is however very important to evaluate whether cracks in the embrittled area can grow or not, especially in weld metal. In this work, on the basis of elastic plastic fracture mechanics, we performed CTOD test ing with varying test conditions, such as the potential and current density. The CTOD of the base steel and weld metal showed a strong dependence of the test conditions. The CTOD decreased with increasing cathodic potential and current density. The morphology of the fracture surface showed quasi-cleavage. Hydrogen introduced fractures, caused by cathodic overprotection.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2008.11a
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• pp.65-66
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• 2008

• Proceedings of the Korean Society of Marine Engineers Conference
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• 2006.06a
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• pp.97-98
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• 2006

• Transactions of the Korean hydrogen and new energy society
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• v.15 no.4
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• pp.266-273
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• 2004

The objective of this study is an understanding of stress corrosion cracking of metals that is recognized to mostly limit the lifetime of the structural materials by comparing the features of delayed hydride cracking of zirconium alloys with those of stress corrosion cracking (SCC) of Ni-based alloys and hydrogen cracking of stainless steels. To this end, we investigated a dependence of delayed hydride cracking (DHC) velocity on the applied stress intensity factor and yield strength, and correlated a temperature dependence of the striation spacing and the DHC velocity. We reviewed a similarity of the features between the DHC of zirconium alloys, the SCC of Ni-based alloys and turbine rotor steels, and the hydrogen cracking of stainless steels and discussed the SCC phenomenon in metals with our DHC mode.

• Geophysics and Geophysical Exploration
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• v.12 no.1
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• pp.163-171
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• 2009

Subcritical crack growth is one of the main causes of time-dependent fracturing in rock. In the present study, we investigated subcritical crack growth in rock in distilled water (pH = 5.7) and in an aqueous solution of sodium hydroxide (NaOHaq, pH = 12), comparing the results to those in air. We also investigated the effect of the pH in an aqueous environment. We used andesite and granite for all our tests. We determined the relationship between the crack velocity and the stress intensity factor using the double-torsion test under conditions of controlled temperature. We showed that crack velocities in water were higher than those in air, in agreement with other research results indicating that crack velocity increases in water. When we compared our results for NaOHaq with those for water, however, we found that the crack velocity at the same stress intensity factor did not change even though the pH of the surrounding environment was different. This result does not agree with the accepted understanding that hydroxide ions accelerate subcritical crack growth in rocks. We concluded that the pH at the crack tip influences subcritical crack growth, and not the bulk pH, which has little effect.

• 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.

• CORROSION AND PROTECTION
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• v.12 no.1
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• pp.30-38
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• 2013

Austenitic stainless steels and Ni-base alloys are widely used as structural materials for major components and piping system in pressurized water reactors (PWRs). These austenitic alloys are known to be susceptible to environmental assisted cracking (EAC), such as environmentally-assisted fatigue (EAF) and primary water stress corrosion cracking (PWSCC) during long-term exposure to PWR primary water environment. In this paper, the current understanding on the phenomena and mechanisms of these EAC are briefly introduced using experimental results and literature review. The mechanisms for EAF and PWSCC for austenitic stainless steels and Ni-base alloys are discussed. Currently, austenitic stainless steels are known to be more susceptible to EAF, while less susceptible to PWSCC than Ni-base alloys. The possible explanations to such behaviors are proposed and discussed in view of the role of hydrogen and internal oxidation.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2008.11a
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• pp.20-25
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• 2008

Sulfide stress corrosion cracking (SSCC) of materials exposed to oilfield environment containing hydrogen sulfide ($H_2S$) has been recognized as a materials failure problem. Laboratory data and field experience have demonstrated that extremely low concentration of $H_2S$ may be sufficient to lead to SSC failure of susceptible materials. In some cases, $H_2S$ can act synergistically with chlorides to produce corrosion and cracking failures. SSC is a form of hydrogen embrittlement that occurs in high strength steels and in localized hard zones in weldment of susceptible materials. In the heat-affected zones adjacent to welds, there are often very narrow hard zones combined with regions of high residual stress that may become embrittled to such an extent by dissolved atomic hydrogen. On the base of understanding on sulfide stress cracking and its mechanism, SSC resistance for the several materials, those are ASTM A106 Gr B using in the oil industries, are evaluated.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2011.10a
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• pp.39.1-39.1
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• 2011

가압경수로의 압력경계기기는 약 $300^{\circ}C$, 150기압의 고온고압수환경에서 가동되고 있다. 특히 가압기 밀림관은 고온수와, 저온수가 교차하는 부분으로 열성층 형성으로 열적, 기계적 피로 및 수화학환경이 더해진 부식피로 등에 의하여 손상을 받는다. PWR 원전에서 수화학환경은 대표적으로 용존산소(DO) 5ppb, pH 6~8, 용존수소(DH) <30 cc/kg, 온도 $316^{\circ}C$의 환경을 유지하게 된다. 가압기 밀림관에는 오스테나이트계 스테인리스강이 사용되는데, 오스테나이트계 스테인리스강은 고온 수화학환경에 민감한 것으로 알려져 있다. 따라서 오스테나이트계 스테인리강을 공기중에서의 기계적특성 및 피로특성을 향상시키기 위하여 질소를 첨가한 스테인리스강을 제조하여 PWR 원전환경에서의 피로균열성장특성을 평가하였다. 실험에 사용된 재료는 PWR 원전 가압기 밀림관 소재인 Type 347 스테인리스강에 0.0005 wt%가 첨가된 상용재와 0.11 wt% 질소가 첨가된 재료이다. 사용된 시편형상은 두께 5 mm, 폭 25.4 mm의 CT 시편이다. 수화학환경은 150기압, 온도 $316^{\circ}C$, 용존산소(DO) 5ppb, 용존수소(DH) 30 cc/Kg, pH는 약 7로 유지 하였으며, 응력비 0.1, 하중 반복속도 10Hz의 기계적 조건에서 하중제어로 시험을 진행하였다. 균열길이는 직류전위차법(Direct Current Potential Drop: DCPD)을 이용하여 측정하였다. 질소함량이 증가할수록 동일 사이클에서 균열길이가 늦게 성장하였고, 피로균열성장속도도 약간 늦어지는 것으로 나타났다. 각 스테인리스강의 피로파면 관찰결과 상용재는 약 1 ${\mu}m$의 산화물들이 생성되는 반면 질소첨가 스테인리스강은 약 0.1 ${\mu}m$정도 산화물이 생성되었다. 산화막의 두께도 질소가 첨가됨으로써 상용재에 비해 얇게 생성되었다. 따라서 질소가 첨가됨으로써 부식환경에서 내산화성이 향상되었으며, 이는 피로균열성장특성에 영향을 미치는 것으로 판단된다.

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