• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.481-486
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• 1996

원자력 발전소의 증기 발생기 전열관으로 사용되는 합금 600MA는 미세 구조에 관계없이 가성 용액에서 입계 균열이 발생한다. 본 연구에서는 합금 600 2종과 합금 690 2종의 이음매없는 관 및 진공 용해한 합금 690M 2종의 MA 및 TT재에 대한 부식 조건의 변화에 응력 부식 균열 특성을 일정연신율법(CERT) 및 C-ring법으로 평가하였다. 가성 응력 부식 균열 저항성에 미치는 TT처리의 효과는 용액 조건에 관계없이 TT처리를 행하게 되면 응력 부식 균열에 대한 저항성이 증가하는 것으로 나타났으며, 분극 저항성과는 직접적인 관계가 나타나지 않고 다른 미세 조직 등에 의한 영향을 더 크게 받고 있는 것으로 판단된다. 가성 용액에서의 응력 부식 균열 저항성에 미치는 SO$_4$$^{=}$ 이온의 첨가 효과는 TT처리의 유무에 관계없이 응력 부식 균열 저항성을 크게 감소시키고 있다. 한편 합금 690의 가성 응력부식 균열 저항성에 미치는 Mo의 효과는 Mo이 첨가될수록 응력 부식 균열 저항성이 증가하는 것으로 나타났다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.8 no.8
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• pp.726-732
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• 1998

가압 경수로형 원전에 사용되는 Alloy 600 증기발생기 전열관재료의 입계응력부식균열 거동에 미치는 냉간변형의 영향을 1차 냉각수 모사조건에서 정속인장시험방법으로 조사하였다. 인장 냉간변형은 응력부식균열을 크게 가속화 시키지는 않았으며 변형량이 25%이상인 경우에는 응력부식균열이 발생하지 않았다. 이 현상은 냉간 변형량 및 형태에 따른 미소변형 및 응력의 불균질성에 영향을 받는 것으로 사려되며 응력의 크기는 직접적인 영향을 주지 않는 것으로 보인다. 국부적인 큰 응력구배가 존재하는 경우 균열의생성 및 성장이 현저히 가속화되었는데 이는 원전 1차측 응력부식균열 기구가 응력구배에 의존하는 과정과 연관되어 있다는 증거이다. Hump 시편을 이용한 정속인장시험방법은 짧은 실험기간내에 원전 1차측 응력부식균열 특성을 평가할 수 있는 방법이었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.133-138
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• 1996

원자로의 중기발생기 재료로 사용되어온 Alloy 600에서의 규칙 반응에 대한 활성화 에너지 측정, aging에 따른 미세조직의 변화에 근거하여 입계 응력 부식 균열 기구를 검토하였다. Alloy 600에서는 약 50$0^{\circ}C$ 이하의 온도에서 aging 처리중 단범위 규칙 상의 존재 및 규칙 반응의 존재가 입증된 바 있다. 규칙 반응의 본성이 열적활성화 과정에 의한 것이라는 점, 규칙 반응에 대한 활성화 에너지의 크기와 입계응력부식균열의 활성화 에너지와의 유사성, 규칙 반응에 의한 쌍정의 형성, 쌍정의 형성에 기인한 결정내의 추가적 응력의 발생 등에 근거하여 Alloy 600에서 나타나는 입계응력부식균열 현상이 규칙 상의 형성과 관련되어 있음을 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.104-109
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• 1997

인코넬600 합금을 열처리상태 및 변형속도등이 서로 다른 응력부식균열(SCC) 발생 조건하에서 정변형속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 부식전류를 측정하여 균열거동과 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였다. 그 결과 SCC. 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 AE는 amplitude 준위에 의해 식별가능하며, 이것은 AE amplitude 준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. 또한 AE 발생시점과 전기 화학적 전류변동이 들 일치하는 것으로 나타나 입계응력부식 균열 진전이 AE에 의해 적절히 탐지될 수 있음을 알 수 있다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.3
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• pp.269-273
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• 2015

The study investigated the effect of the distance between two collinear circumferential surface cracks on the primary stress corrosion crack (PWSCC) growth in alloy 600TT steam generator tubes using a finite element damage analysis based on the PWSCC initiation model and macroscopic phenomenological damage mechanics approach. The damage analysis method was verified by comparing the results to the previous study results. The verified method was applied to collinear circumferential surface PWSCCs. As a result, it was found that the collinear cracks showed earlier coalescence and penetration times than the a single crack, and the times increased with the distance. In addition, it is expected that penetration may occur before coalescence of two cracks if they are more than a specific distance apart.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.475-480
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• 1996

Alloy 600 및 Alloy 690의 Caustic 분위기에서, 시편의 포텐셜을 재료의 anodic polarization curve의 active-passive transition 영역의 한 값으로 일정하게 유지함으로서 응력부식균열을 쉽게 유발시키는 정전위 시험방법을 사용하여, 두 합금의 부식저항성을 비교하였다. C-ring형태의 Alloy 600 및 690 시편에 응력을 부과하고 30$0^{\circ}C$의 10% NaOH용액에서 7일간 정전위 응력부식시험을 수행하였다. Alloy 600의 경우, 입계를 따르는 100$\mu$m정도 깊이의 균열이 발생하였으나 Alloy 690의 경우는 균열이 유발되지 않았다. Alloy 690의 경우 부식 시험시간이 경과함에 따라 표면부식전류밀도는 주기적인 Passivation 경향을 보이나 Alloy 600의 경우는 점진적으로 표면부식전류밀도가 증가한다. Alloy 690의 강한 응력부식저항성은 이와 같은 주기적인 Passivation에 의한 것으로 판단된다.

• Journal of the KSME
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• v.30 no.2
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• pp.155-162
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• 1990

원유나 각종 석유 제품을 취급하는 구조물 또는 설비들의 부식 균열현상은 이미 오래 전부터 보 고되어 왔으며, 이는 주로 석유나 LPG 등에 포함되어 있는 H/SUB 2/S에 의한 황화물 응력부식 (SSCC:sulfide stress corrosion cracking)으로 널리 알려져 있다(1,2). SSCC에 의한 균열 현상은 일반 저강도 철강재에서는 발생하지 않으며 주로 항복강도가 500MPa 이상의 강재에서 많이 나타 난다. 특히, 구조물이나 설비제작 과정에서 반드시 있게되는 용접부는 SSCC에 아주 민감한 부분 으로써, 대부분의 SSCC 균열이 용접 열영향부(HAZ:heat affected zone)에서 나타나고 있다. 이는 용접부의 미세조직이 모재와 달라 국부적으로 높은 경도를 갖는 부분이 있기도 하고, 또한 운전 조건으로는 만족되지 않는 응력부식 조건이 용접 잔류응력에 의해 만족될 수 있기 때문이기도 하다. 본 글에서는 이러한 SSCC에 의한 균열 특성을 SSCC기구 (SSCC mechanism)와 함께 석유화학 설비재료로 많이 사용되는 철강재를 대상으로 고찰해 보고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.188-192
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• 1996

재결정 Zircaloy-2의 요드에 의한 응력부식균열의 전파속도를 직류전압강하측정법 (DCPD, Direct Current Potential Drop)을 이용하여 측정하고 임계응력집중계수( $K_{ISCC}$)를 구하였다. 임계요드농도 이상인 0.01 MPa의 요드농도에서, $K_{ISCC}$는 300 $^{\circ}C$의 경우 약 15 MPa√m, 350 $^{\circ}C$의 경우 약 12 MPa√m의 응력계수였으며, plateau 구역에서의 균열속도는 $10^{-4}$~ $10^{-3}$ mm/sec 영역이었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.790-795
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• 1995

합금 600의 대체 재료인 합금 690의 부식 저항성 향상을 위해 스테인리스강 등에서 내식성을 현저히 개선시켜 주는 합금 원소로 알려져 있는 Mo을 첨가하여 TT 열처리를 한 후 부식 특성과 TEM관찰을 행하여 미세 조직의 영향에 대하여 고찰하고자 하였다. TT 처리 시간이 길어짐에 따라 보다 많은 석출물들이 입계에 생성되었으며, Mo을 첨가함에 따라 입계에 탄화물 석출이 지연되었다. 양극 분극 시험, 침지시험, EPR 시험, Huey 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 경우 내식성의 저하는 업었으며 오히려 개선되는 특성을 보였다. 또한 Mo의 함량이 증가함에 따라 탄화물 석출에 걸리는 시간이 길어져 3%의 Mo이 첨가된 합금 690 M2의 경우 예민화 현상은 15시간 TT 처리에서 관찰되었다. 응력 부식 균열 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 응력 부식 균열 저항성이 증가하였으며 Mo의 함량이 증가함에 따라 대체적으로 응력 부식 균열 저항성도 개선되었다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.2
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• pp.149-157
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• 2014

The steam generator tubes of nuclear power plants have various types of corrosion failures during the plant operation. The stress corrosion cracking which occurs on the outer surface of tube is called the secondary side stress corrosion cracking and mainly occurs in the expansion-transition area of tube. The causes are the concentration of impurities by the sludge pile-up related to the geometry of its region and the residual stress by tube expansion in the process of steam generator manufacturing. Especially the directionality and sizes of residual stresses are differed according to the tube expansion methods and the direction and the frequency of tube cracks depend on their characteristics. In bases on the plant experiences, it is notified that circumferential cracks of tubes expanded with explosive expansion method are dominantly occurred compared to those of tubes done with hydraulic expansion one. Therefore in this study, according to tube expansion methods frequencies and sizes of tube cracks with specific direction are compared by means of accelerated immersion test and also the crack morphology and the specific chemicals from water-chemistry environment are observed through the fracture surface examination.