• Corrosion Science and Technology
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• v.17 no.4
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• pp.183-192
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• 2018

Stainless steel can be classified into three categories depending on the microstructure as austenitic stainless steel, ferritic stainless steel and martensitic stainless steel. Generally, stainless steel is extremely resistant to corrosion as the name implies. However, under specific environments, susceptibility to localized corrosion such as pitting, intergranular corrosion and stress corrosion cracking increases. This paper reviewed the state of arts on intergranular corrosion mechanisms, countermeasures on intergranular corrosion and intergranular corrosion test methods. Intergranular corrosion is mostly related with chromium depletion at the grain boundary and sometimes with segregation of electroactive elements in solution annealed stainless steel. Countermeasures on intergranular corrosion include avoiding chromium depletion by heat treatment and the addition of alloying elements. Sensitization evaluation of stainless steel was performed either through acid immersion test or electrochemical test. The methods were standardized in (Japanese Industrial Standards). Even though are useful in evaluating the degree of sensitization for industrial purpose but do not provide detailed information about sensitization mechanism, cause and chromium profile.

• 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.

• 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.

• 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 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.291-291
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.201-206
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• 1997

본 연구에서는 Ni-기 합금인 합금 600과 합금 690, Fe-기 합금인 합금 800 및 초내식성 오스테나이트계 스테인리스강인 SR-50A에 대하여 부식 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 전기화학적 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCI, NaOH(+$Na_2$SO$_4$) 액이었다. 응력 부식 균열 시험으로는 CERT(Constant Extension Rate Test)를 행하였으며 부식환경은 40%NaOH, 40%OH+12%$Na_2$SO$_4$ 용액이었다. CERT시험 후 그 파면을 SEM관찰하여 파괴 양상을 관찰하였다. 각 합금의 양극 분극 특성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 증류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있는데 산성과 중성 용액에서는 SR-50A가 가장 큰 저항성을 보이는 반면, 강 알카리용액인 NaOH용액에서는 Ni-기 합금의 저항성이 Fe-기 합금의 저항성보다 우수하게 나타났다. 응력 부식 균열 저항성은 전반적으로 Fe-기 합금보다 Ni-기 합금이 우수하게 나타났다. 파단면을 SEM관찰한 결과 합금 800과 SR-50A(tube)는 용액에 관계없이 입내 파괴 모드를 나타내고 있으며, 합금 600과 SR-50A판재는 입계 파괴 양상을 보이고 있다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우, 부식 속도를 가속화시키고 응력 부식 균열 저항성을 감소시키고 있다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.20 no.1
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• pp.25-31
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• 2024

The core shroud of rector vessel internals (RVI) of OPR1000 and ARP1400 is made of Type 304 stainless steel (SS) by bending and welding process that may induce high deformation and residual stress in manufacturing. This work aims to evaluate the susceptibility of stress corrosion crack (SCC) initiation of bent parts of RVI in high temperature primary water environment. For SCC initiation test, tensile specimens were fabricated from the 90 degree bent plate of Type 304 SS (DT specimen), that is an archived part of a Korean APR1400. After the SCC initiation test, the specimen surface was thoroughly examined by optical and scanning electron microscopy, and compared to the specimen fabricated from the as-received plate of Type 304 SS (AR specimen). The surface observation revealed that SCC initiated on the AR specimen surface in typical intergranular (IG) mode, while SCC on the DT specimen occurred in transgrannular mode as well as IG mode. It was also found that the size and number of SCC on the DT specimen were larger than that on the AR specimen. This was attributable to a strain-hardening during the bending process. To compare the susceptibility of SCC initiation, total crack density (TCD) was calculated from the total crack length divided by the measured area of AR and DT specimens. TCD of DT specimen was 4.6 times higher than AR specimen in average, indicating that higher possibility of degradation of bent parts of RVI for a long-term operation.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.8 no.8
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• pp.766-774
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• 1998

32$0^{\circ}C$, 40%NaOH 용액의 autoclave에서 약 300wppm의 탄소를 함유하고 있는 15Cr-9Fe-balanced Ni 합금 판상시편에 대해 응력부식 저항성을 조사하였다. 부식시편은 $700^{\circ}C$, 100시간 동안의 열처리로 합금내부에 석출될 수 있는 가능한 한 많은 양의 크롬계 탄화물을 석출시킨 후, 다시 재용해에 의해 크롬계 탄화물의 형태를 조절하는 $800^{\circ}C$-$950^{\circ}C$범위의 최종열처리를 시행하고 급냉시킨 다음 U-자형으로 응력을 가하여 준비되었다. 최종열처리 온도가 올라감에 따라 시편들의 입계응력부식균열(IGSCC ) 전파속도는 $900^{\circ}C$까지는 거의 직선적으로 증가하다가 $950^{\circ}C$에서는 $700^{\circ}C$에서 얻은 값보다도 더 낮게 감소하였다. 즉, 크롬계 탄화물이 재용해되어 그 밀도가 감소함에 따라 IGSCC저항성이 감소하다가 완전히 재용해된 $950^{\circ}C$ 열처리 조건에서 오히겨 가장 큰 IGSCC 저항성을 나타내었다. 이와같은 최조열처리 온도에 따른 니켈계 합금 600의 부식거동은 입계에 존재하는 크롬계탄화물의 형태변화 때문이 아니라 입계에서 탄소-크롬계 탄화물-크롬간의 상평형에 의해 이루어지는 탄소의 입계편석량이 크롬계탄화물이 존재할 때에는 열처리 온도에 따라 증가하다가 그것이 완전히 재용해 되었을 때 가장 낮아지기 때문인 것으로 생각된다.

• 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.