• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.110.2-110.2
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.118-122
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• 1997

차세대 원자력발전소 증기발생기 전열관 재료로 채택된 니켈기저합금으로 기존 전열관 재료인 인코넬600에 비해 고온 고압 조건에서 응력부식균열에 강한 장점을 가진 합금인 인코넬690 시료에 최대 에너지 120 keV의 질소 이온빔을 조사하여 이 재료의 기계적 특성 변화를 관측하였다. 특성 시험으로는 표면 경화를 관찰하기 위한 미세 경도 시험을 수행하여 미세 경도 증가를 확인하였다 아울러 표면 경화가 피로 특성에 미치는 영향을 관찰하기 위해 피로 균열 전파 시험을 수행하여 이온 주입으로 인한 표면 경화가 피로 균열 전파를 촉진시킴을 관찰하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.49-54
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• 2003

Most of the operating pressurized water reactors (PWRs)has chosen Inconel 600 as steam generator tubing. The long-term operation of steam generators showed that the use of this material induced localized corrosion damages. The current trend is using Inconel 690 as a tube material for the replacement steam generators. Based on the current trend, we have chosen Inconel 690 for the advanced Power Reactor 1400 (APR1400) steam generator tube material. In this paper, we examined the technical consideration in this modification: the effect of chemical composition, thermal conductivity, corrosion resistance and wear characteristics

• 대한기계학회논문집A
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• 제33권4호
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• pp.329-336
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• 2009

A fretting wear test rig for cross contacting tube specimens, which employs a piezoelectric actuator, has been developed. Along with the simple loading scheme using dead weights, the rig is very simple to be used also. The accuracy was found acceptable. Inconel 690 tubes were tested in room temperature and ambient condition. Normal load and sliding amplitude range up to 35N and $100{\mu}m$, respectively. The sizes of wear scar and the wear volumes were measured, and wear coefficients have been calculated based on those. A study on the fretting wear mechanism of the tubes has been attempted via microscopic observation. Rugged wear surfaces are induced by the separation and adhesion of particles and formation and subsequent fracture of surface layers. Lapped specimens were also tested and abrasive wear seems to be playing a dominant role.

• 한국공작기계학회논문집
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• 제11권4호
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• pp.54-61
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• 2002

Inconel 690 alloy has widely been used in power plant and high temperature facilities because it has high thermal resistance and toughness. But we have little design data about the creep behaviors of the alloy. Therefore, in this study, an apparatus has been designed and built for conducting creep tests under constant load conditions. A series of creep tests on Inconel 690 alloy have been performed to get the basic design data and life prediction of inconel products and we have gotten the following results. First, the stress exponents decrease as the test temperatures increase. Secondly, the creep activation energy gradually decreases as the stresses become bigger. thirdly, the constant of Larson-Miller Parameters on this alloy is estimated about 10. And last the fractographs at the creep rupture show both the ductile and the brittle fracture according to the creep conditions.

• 한국정밀공학회지
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• 제26권2호
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• pp.101-108
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• 2009

압전 구동기를 사용하여 상온 대기 중에서 프레팅 마멸 시험을 수행하기 위한 장치를 개발하였다. 구동기의 특성상 사용이 간편하며, 중력에 의한 가하중 방식을 채택하여 구조를 매우 단순화하였다. 개발된 시험기는 구동 시스템 자체의 마멸로 인한 미끄럼 운동 범위의 오차를 우려할 필요가 없다는 상대적 장점을 가진다. 본 연구에서 사용한 시험편의 경우 약 $600{\mu}m$ 이상 직경의 마멸흔이 생성되는 조건에서의 미끄럼 운동 범위의 평균 값 및 진폭의 변동은 각각 $3.3{\mu}m$ 과 $2.3{\mu}m$ 이내인 것으로 측정되었으며, 마멸흔의 크기에 비추어 볼 때 이는 만족할 만한 운동 정밀도라 판단된다. 제작된 시험기를 사용하여 인코넬 690 튜브의 프레팅 마멸 시험을 수행하였다. 수직 하중 10N 및 15N 에서 $10^6$ 사이클 동안 미끄럼 진폭을 최대 $82.7{\mu}m$까지 변화시킨 시험 결과를 정량화 하였으며, 이로부터 마멸 상수를 구하였다 또한 마멸 자국의 크기와 마멸 부피로부터 마멸 진행 거동이 상이한 세 영역을 구별할 수 있었다. 전자현미경 관찰을 통해 마멸흔을 살펴보았으며, 돌출부, 판상 층, 거친 모재 표면 등과 여기에 생성된 균열 등이 관찰되었다. 이를 통해 인코넬 690 튜브의 프레팅 마멸은 연삭 마멸과 더불어 입자의 분리 및 압착, 소성 변형과 판상 층의 형성, 균열의 생성 및 박리 등의 복합적 과정으로 진행됨을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권8호
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• pp.951-956
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• 2011

원자력 발전설비의 증기발생기용 세관 재료로 인코넬 합금이 사용되고 있다. 인코넬 합금은 고니켈과 크롬의 합금으로 고온에서 내부식성이 뛰어난 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 인코넬 600 과 690 합금에 대해 실제 원전의 운전온도, 즉 $320^{\circ}C$가 프레팅 피로 거동에 미치는 영향에 대해 연구해보았다. 그 결과 $320^{\circ}C$에서의 단순 피로한도와 프레팅 피로한도가 상온에서의 단순 및 프레팅 피로한도에 비해 다소 저하하는 것을 알 수 있었다. 아울러 하중 반복회수와 마찰력의 변화 특성도 얻었다. 또한 파단면을 전자현미경으로 관찰하여 프레팅 피로기구도 검토해 보았다. 이와 같은 결과는 실제 운전온도에서 프레팅을 받는 증기발생기의 구조건전성 평가에 활용 가능할 것으로 생각된다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1998년도 특별강연 및 추계학술발표 개요집
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• pp.288-291
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• 1998

Inconel 600 alloy is used as the material of nuclear steam generator tubing because of its mechanical properties, formability, and corrosion properties. According to reports, the life time of nuclear power plants decreases because of the pitting, intergranular attack, primary water stress corrosion cracking(PWSCC), and intergranular stress corrosion cracking(IGSCC), and denting in the steam generator. The SCC test is very important because of SCC appears in various environment such as solutions, materials, and stress. The C-Rig specimen was made of the steam generator welded sleeve repairing by the pulsed Nd:YAG laser. In the corrosion invironment, corrosion solutions are Primary Water, Caustic, and Sulfate solution and corrosion time is 1624-4877hr. The permitted stress is 30-60ksi.In this C-Ring SCC test is the relationship between corrosion depth, crack and corrosion environment is evaluated. SCC was happens in Sulfate and Corrosion solution but doesn't happen in Primary Water. The corrosion time and stress is very affected by the severely environment of Sulfate or Caustic solution. The microstructure observation indicates that SCC causes interganular failure in the grain boundary of vertical direction.

• Journal of Welding and Joining
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• 제17권1호
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• pp.82-87
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• 1999

The basic remote sleeve repair-welding technology by the pulsed Nd:YAG laser for increasing the lifetime of the steam generator tube in a nuclear power plant has been developed. The relationship between the connection width and welding parameters have been investigated for the fundamental research to apply the sleeve-repair-welding technique to the nuclear industry. The Inconel 600 tube and Inconel 690 sleeve used for high temperature and high pressure service were welded as round lap welding by Nd:YAG laser. It was observed that the tensile shear strength, 340MPa of the welded specimen is equivalent to about 60% of that of the base metal (Inconel 600), 550MPa. The difference between the hardness of the base metal and that of the laser welds was about 10%. Ductile fracture was partly occurred in the weld but the cracking has not been observed. In spite of absence of the crack, the strength of welds was not sufficient in terms of the tensile shear strength.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2003년도 추계학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.91-91
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• 2003

Sliding wear behaviors of Inconel 600 and 690 were investigated at room temperature in air. In the present study, Archard's equation which has low reliability was modified. In the prediction of wear volume by Archard's equation, the reliabilities of Inconel 600 and 690 were about from 26.3% to 45.7% and from 69. l% to 88.6%, respectively, The sliding wear behaviors of Inconel 600 and 690 turned out to be influenced by their stacking fault energy, and the fact was confirmed by using TEM and micro-hardness test Based on experimental results, the wear coefficient was modified as a function of the sliding distance. The calculation with the modified wear equation showed that the reliability of Inconel 600 tested with 409 ferritic stainless steel increased from 45.7% to 93.4%.