The susceptibility of SCC for the weldment and PWHT specimens of HT-60 steel was evaluated using a slow strain rate method under applied potential by means of the potentiostat in synthetic seawater. In case of the parent, anodic polarization voltage was inappropriate in elongating the time to failure(TTF). -0.8V corresponding to cathodic protection range is most effective in improving the SCC resistance against corrosive environment. In case of the weldment, the values of reduction of area(ROA) and TTF at -0.68V corresponding to cathodic polarization value were 45.2% and 715,809sec which were the largest and longest life among other applied potentials. Those were vise versa at -1.1V. In case of the PWHT specimens, TTF and ROA at -0.68V was longest and largest like the weldment. Besides, PWHT is effective in prolonging the time to failure of the welded off-shore structure due to softening of effect. Regardless of the weldment and PWHT specimen, as corrosion rate gets higher, TTF becomes shorter and deformation behaviour for the weldment and PWHT specimen at -1.1V was shown to be irregular. Finally, it was found that specimens showed brittle fracture at -1.1V, but more ductile fracture accompanying the micro-cracks at applied potential of -0.68V.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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제30권1호
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pp.157-168
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2006
Recently, interest in using Al alloys in ship construction instead of fiber-reinforced plastic (FRP) has increased because of the advantages of A) alloy ships over FRP ships, including high speed, increased load capacity. and ease of recycling. This paper investigated the mechanical and electrochemical properties of Al alloys in a slow strain rate test under various potential conditions. These results will provide reference data for ship design by determining the optimum protection potential regarding hydrogen embrittlement and stress corrosion cracking. In general, Al and Al alloys do not corrode on formation of a film that has resistance to corrosion in neutral solutions. In seawater, however, $Cl^-$ ions lead to the formation and destruction of a Passive film. In a potentiostatic experiment. the current density after 1200 sec in the Potential range of $-0.68\~-1.5\;V$ was low. This low current density indicates the protection potential range. Elongation at an applied potential of 0 V was high in this SSRT. However, corrosion protection under these conditions is impossible because the mechanical properties are worse owing to decreased strength resulting from the active dissolution reaction in parallel parts of the specimen. A film composed of $CaCO_3\;and\;Mg(OH)_2$ confers corrosion resistance. However, at potentials below -1.6 V forms non-uniform electrodeposition coating, since there is too little time to form a coating. Therefore, we concluded that the mechanical properties are poor because the effect of hydrogen gas generation exceeds that of electrodeposition. Comparison of the maximum tensile strength, elongation, and time to fracture indicated that the optimum protection potential range was from -1.45 to -0.9 V (SSCE).
전단경간-깊이의 비가 1을 넘지 않는 캔틸레버로서 응력교란구역을 형성하는 내민받침은 보에 의해 전달되는 수직하중과 지지하고 있는 부재의 수축, 온도 변형, 크리프 변형에 의해 전달되는 수평 하중에 저항하는 부재이다. 최근, 고강도 콘크리트의 사용이 증가하고 있고, 철근 콘크리트 구조물의 부식에 대한 관심이 높아지면서 고성능의 보강재를 콘크리트 부재에 전략적으로 적용하는 하이브리드 보강기법에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 이에 본 연구에서는 강섬유 및 헤디드 바를 활용한 하이브리드 보강 기법을 내민받침에 적용하고자 섬유보강 고강도 콘크리트 내민받침을 제작하고 구조실험을 실시하였다. 강섬유의 혼입, 강섬유 혼입률의 증가에 따라 고강도 콘크리트 내민받침의 내하력, 강성, 연성은 증가하는 것으로 나타났고, 최대 균열폭은 감소하였다. 또한, 횡방향 철근에 용접하여 주인장 타이 철근을 정착한 내민받침 보다 헤디드 바를 주인장 타이 철근으로 사용한 내민받침이 더 높은 내하력, 강성, 연성을 보였다.
가압수형 인자로에 사용되는 이산화우라 핵연료통의 역학적 열적설계 및 성능 분석을 위한 종합적 전산 코드가 개발되었다. PROD 1.0으로 명명된 이 코드에는 연료소자에서 반경 방향으로의 출력 침체, 연료소자의 균열, 고밀화 및 팽창, 핵분열기체의 방출, 피복관의 크립, 냉각수에 의한 열전달 및 부식층의 형성 둥의 제반 현상이 고려되었다. 이 FROD 1.0 코드로써 이차원적 온도 분포, 변형도, 응력 및 피복관 내압 등이 연소시간의 함수로서 적절한 전산 시간이내에 산출된다. 이 코드는 또한 종류가 다른 열중성자로에 쓰이는 산화 연료에도 응용필 수 있다. FROD 1.0의 응용으로서 원자로의 정상가동 상태와 미국 원자력학회 분류의 제 2상태에 해당하는 두 가지의 출력 경로에 더하여, 고리 원자력 발전소 1호기의 초기 노심에 장전된 핵연료봉의 연소특성을 예측하였다. 예측결과는 최종 안전 심사 보고서에 기술된 핵연료봉 설계기준과 비교되었으며 둘 사치의 차이점이 논의되었다.
항공우주산업에서 구조물의 수명연장과 경제적 측면에서의 효율적인 운용을 위해 다양한 구조건전성모니터링(Structural Health Monitoring, SHM) 기법들이 제시되어왔다. 금속재 구조물의 경우, 수분이나 염분 등에 의한 부식이나 쉽게 응력집중이 발생하는 타공, 노치, 볼트 등과 같은 위치에서의 균열이 주된 관심사였으나, 항공우주산업에서의 복합재 사용비율이 증가함에 따라 손상 메커니즘이 더욱 복잡한 복합재 구조물에 적용이 가능한 고도화된 SHM 시스템의 필요성이 강조되고 있다. 본 논문에서는 Q-switched 레이저와 다수의 압전센서를 이용한 복합재에서의 AE(Acoustic emission) 위치탐지 기법을 제시한다. 제시되는 기법은 10 mm 이내의 거리오차로 방출위치 탐지를 목표로 하며 복합재 구조에서 수행된 AE 모사실험 및 위치탐지 시도 결과를 제시하여 기법이 유효함을 증명한다.
Alloy 82/182로 용접된 원자력 발전소 주기기의 이종 금속 용접부는 장기간 운전 후 응력부식균열(SCC : Stress Corrosion Cracking)에 의한 결함이 나타나게 된다. 2000년대 이후로 원자력 주기기 Alloy 82/182 용접부에서 PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking)에 의한 Degradation이 급격히 증가하는 추세를 보이고 있으며, 국내에서도 이와 관련하여 원자력 발전소의 안전성에 대한 Issue 및 대비책에 대한 관심이 고조되고 있다. 이러한 Alloy 600 용접부에 대한 결함을 예방하기 위한 대표적인 기술로써 수명연장 오버레이 기술이 있다. 원자력 주기기 노즐부는 저탄소강으로 제작되어 있으며, 저탄소강에는 제작 시 용접후열처리가 적용된다. 후열처리를 하는 주된 이유는 Tempering을 통해 열영향부의 인성 및 연성의 회복과 강도를 감소시켜 모재와 동등 또는 이 이상의 물성을 갖도록 하는 데 그 목적이 있다. 그러나 수명연장 오버레이의 경우 현장 작업 시에 후열처리가 어렵기 때문에, 이를 대체하기 위한 기술로 템퍼비드 용접을 적용할 경우 후열처리를 면제해 주고 있다. 본 연구에서는 수명연장 오버레이 기술 개발의 일환으로써 저 탄소강에 대한 템퍼비드 용접 기술을 확립하였다. 실험에 사용된 모재는 원자력 주기기의 노즐에 사용되는 SA508 Gr.3 Cl.1을 사용하였으며, 용가재는 Alloy 52 및 52M을 사용하였다. 최적 조건 도출을 위해서 실험 매트릭스를 이용하여 기본 실험을 수행하였으며, 실험에는 자동 GTAW 용접을 적용하였다. 기본 실험을 통해 얻은 최적 조건을 사용하여 PQ 시험을 수행하여 WPS를 확보하였다. 분석은 용접 후 조직 및 경도 시험, 물리시험(인장시험, 굽힘시험 및 충격시험)을 수행하였다.
Austenite stainless steel was produced by arc welding with current 650A, voltage 50V and welding speed 10cm/min. It was post-welded and then heat treated at $1,050^{\circ}C$ for 120min. And then it was immersed in water or in air. The microstructural changes, ferrite contents, mechanical properties, and stress corrosion cracking(SCC) were investigated. The SCC was studied in 42wt% boiling $MgCl_2$($140^{\circ}C$) under the constant stress using SCC elongation curve. The results showed that; 1. The as-welded spedimen seemed to increase ${\delta}$-ferrite content largely, and revealed continuous network of lathy and vermicular type. The post-welded heat treatment changed the morphologies of ferrite from continuous type to island type. 2. The as-welded, air and water quenched specimens had the ${\delta}$-ferrite content 9.7%, 3.2% and 2.1% respectively. We also showed that ${\delta}$-ferrite was Cr-rich and Ni-poor by EPMA. 3. The time of failure on the SCC was measured and it was used for corrosion elongation curve. The condition of SCC was investigated under $35kgf/mm^2$ load and the results were as follows; 4. The intergranullar cracking by stress corrosion was most distinct in weld metal while the transgranular cracking occurred in the air cooled specimen.
As a part of license renewal for the continued operation of Wolsong unit 1, the periodic safety review report was submitted near the end of design lifetime, 2012, and now is under reviewing. Major components of primary system such as pressure tubes, feeder pipes and so on are being replaced and many components of secondary system are also being repaired. So the license renewal of Wolsong unit 1 is expected to be acquired without significant issues. But on the other hand, steam generators of Wolsong unit 1 had the good performance and therefore the replacement and repair for the steam generator are not needed. Recently it is reported that some cracks were detected in a few of european steam generator with Alloy 800 tubes and the cause of cracks was the outer diameter stress corrosion cracking(ODSCC) due to the concentration of chemical impurities on the outer surface of tube. Accordingly the overall review on this issue was performed. The long-term operation is likely to results to form the concentration mechanism for the tube corrosion as the sludge build-up in the secondary side of steam generator and the crack in the crevice between tube and tube-sheet and expansion transitions is apt to be occurred. In this paper, the history of steam generator inspection and operation of Wolsong unit 1 are reviewed and the reliability of steam generator tube is evaluated and the steam generator aging management program for Wolsong unit 1 is introduced.
In order to prevent the corrosion of component contacted primary water designed alloy 600 material in the nuclear power plant. But the primary water stress corrosion cracking(PWSCC) of alloy 600 and weld area occurs continuously due to the residual stress. The leakage accident resulted from PWSCC in the drain nozzle of the steam generator of domestic power plants. Heater sleeves of the pressurizer are welded with alloy 600 weld material and therefore exposed to the primary water environment. PWSCC occurred in heater sleeve material and weld area of many foreign power plants. The current issue of domestic nuclear power plants are consequently concentrated to PWSCC of similar material. In order to improve the detection and the sizing of the PWSCC in the welding sleeve of the pressurizer, the automatic UT system and multi-directions probe sets have been developed. The experimental studies have been performed using the mock-up block containing artificial reflectors(ID connected EDM notch) and semi-artificial cracks made from thermal fatigue. The automatic UT System is applied in the detection and the length sizing of the ID/OD on the tube and the J-groove weld area of the artificial reflectors and results of the detection and the sizing are compared respectively. Also, the developed automatic UT system is successfully accomplished to inspect the heater sleeve and the J-groove weld area on the pressurizer for the detection of PWSCC.
이 연구에서는 신형소파블록을 대상으로 실험 및 수치해석을 수행하여 역학적 성능을 평가하고 적절한 보강재의 배근에 따른 구조성능 향상 효과를 검토하였다. 수치해석을 통하여 신형소파블록에 인장응력이 발생하는 위치와 크기를 예측하여 보강재를 설계하였다. 보강재로는 일반 철근 및 해양환경에 적합하도록 부식과 피로에 장점을 지닌 섬유보강재(FRP)를 사용하였다. 실험을 통하여 보강재가 없는 무근 신형소파블록의 파괴하중은 350 kN으로 소파블록의 자중에 비하여 6.2배로 나타났으며, 철근이나 FRP보로 보강한 실험체는 모두 실험의 최고하중인 900 kN 이상의 강도를 보였다. 위험단면을 통과하는 보강재의 개수는 시공의 편의를 위해서는 굵은 지름의 단일 보강재를 사용하는 것이 유리하지만 가는 지름의 보강재 여러 개를 사용하여 균열 폭을 감소시키는 것이 바람직하다는 결과를 얻었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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