• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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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.

• 한국재료학회지
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• 제8권8호
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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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.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.1-11
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• 2013

Alloy 600 재료의 PWSCC의 개념을 소개하고 그 발생과 전파에 미치는 미세조직, 온도, 응력, 수화학 환경등의 주요인자를 정리하였다. ◯ PWSCC란 니켈 기지 합금인 Alloy 600와 그 용접재인 Alloy 82/182 재료가 원자로 1차수 환경에서 보이는 응력부식균열을 의미한다. ◯ Alloy 600의 PWSCC에 미치는 주요 인자에는 재료의 미세조직, 응력, 온도, 환경등이 있으며 그 중에서 재료의 미세조직이 가장 지배적인 인자이다. ◯ 재료내의 탄화물은 탄소 함량과 열처리 조건에 따라 달리 형성되며 입계를 따라 준연속적으로 잘 발달된 입계탄화물을 가지는 재료가 PWSCC에 저항성을 가진다. ◯ 손상속도는 부가 응력의 네 제곱에 비례하여 증가하는 것으로 알려져 있다. ◯ PWSCC는 Arrhenius 관계의 열활성화 과정(thermally activated process)이다. ◯ 용존수소량에 따라 재료의 부식전위가 정해지는데 전극전위가 Ni/NiO 평형전위 부근에서 가장 큰 균열 성장 민감도를 보인다는 데는 연구자들 사이에 이견이 없다. 그러나 균열의 개시에 대한 용존수소량의 영향에 대해서는 이견이 있다.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권6호
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• pp.448-453
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• 1999

원전의 열성층 현상으로 발생하는 열 피로균열 및 입계응력부식균열(IGSCC) 등은 결함에 대해서 검사자의 특별한 관심과 노력 없이는 초음파를 이용해 이러한 종류의 결함검출 및 크기 측정이 쉽지 않다. 이러한 결함의 검출 및 크기 측정을 위해서 먼저 초음파 모드 변환 기법을 사용하여 결함 검출 및 결함 크기를 분류한 후에 결함 끝단에서의 초음파 회절파(tip diffraction)를 이용한 여러 가지의 초음파 기법 둥으로 정확한 결함 크기를 측정하여 가동전 중점검시 발견된 결함의 추적 관리 및 결함평가신뢰도 향상에 기여하고자 한다. 따라서, 여기서는 열 피로균열 및 입계응력부식균열 등과 같은 결함의 정확한 검출 및 크기 측정을 위해 초음파 모드 변환 기법의 특성을 철저히 이해하고 이에 관련된 초음파 신호들을 정확히 구분할 수 있는 방법을 기술하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.469-474
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• 1996

Alloy 690은 응력부식 균열에 대한 저항성이 요구되는 원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료에 사용되고 있다$^{(1)}$ . 응력부식 균열에 대한 저항성은 주로 결정입계에 존재하는 크롬탄화물의 기여에 의한 것이 대부분이다. 크롬탄화 석출물의 핵생성을 알아보기 위해서 110$0^{\circ}C$에서 용체화처리를 0, 1, 3, 10분 동안 하여 관찰하였다. 용체화처리한 모든 시편에서 결정입계에 존재하는 석출물의 분포는 쌍정과 교차하면서 갑자기 변화하는 것을 관찰 할 수 있다. 이처럼 석출물이 존재하지 않는 결정입계들은 대부분 낮은 ∑ 값의 CLS으로부터 약간 벗어난 입계가 될 것이다. 결정입계에 존재하는 석출물은 기지와 Cube-Cube orientation relationship을 갖는다. 그리고 단지 하나의 결정입과 반정합을 이룬다. 기지와 반정합을 이루는 석출물은 M$_{23}$ C$_{6}$형태의 크롬 탄화물이고 격자상수는 기지의 격자상수보다 3배 크다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.84-89
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• 1998

Alloy 600 및 alloy 690과 Ni-8Cr-lOFe 합금 등의 응력부식(stress corrosion cracking, SCC) 거동을 고온의 염기성 분위기에서 C-ring 시편을 사용하여 연구하였다. Alloy 600과 alloy 690을 여러 조건에서 열처리하여 etching한 후 탄화물의 분포와 입계 주변의 Cr고갈 정도 등의 미세조직을 광학현미경과 주사 전자현미경(SEM)으로 관찰하였다. 이들 재료에 대한 SCC 시험을 315$^{\circ}C$의 40% NaOH 수용액에서 일정한 부하전위(부식전위 + 200㎷)를 가하면서 수행하였으며, 동일 조건에서의 분극거동도 측정하였다. Alloy 600 MA(mill anneal) 및 TT(thermal treatment)의 SCC 저항성은 alloy 690 TT와 Ni-8Cr-10Fe SA(solution anneal)보다 낮았다. Alloy 600 TT 재료는 alloy 600 MA 및 SA 재료에 비해 SCC 저항성이 더 컸다. 고용 탄소농도는 alloy 600의 SCC 저항성에 큰 영향을 주지 못했다. 대부분의 Alloy 600은 균열전파 입계균열을 보였으나, 일부에서는 입계 및 입내 혼합양상(mixed mode cracking)을 보였다. 염기성 분위기에서 Ni기 합금의 SCC 거동을 미세조직, 분극거동의 관점에서 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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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.