• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2005.11a
• /
• pp.136.2-136.2
• /
• 2005

• Korean Journal of Materials Research
• /
• v.7 no.7
• /
• pp.623-631
• /
• 1997

본 연구에서는 주조 2상 스테인리스강의열시효에 대한 시효온도, 시효시간 및 Nb함유량의 영향을 관찰하기 위해 기계적 성질 및 조직을 조사하였으며 Nb을 함유한 주조 2상 스테인리스강의 파괴기구를 규명하기 위해 SEM에 의한 파단면 관찰과 WDS성분분석을 통해 파괴기구의 특성을 고찰하였다. 시효온도와 시효시간이 증가함에 따라 페라니트으 미소경도가 증가하였으며 항복강도의 경우 시효온도와 시효시간에는 영향을 받지 않았으나 Nb을 함유한 재료들이 Nb을 함유치 않은 재료들에 비해 다소 낮은 항복강도 값을 보였다. 충격흡수에너지 값은 시효시간 및 시효온도의 증가에 따라 시험된 모든 재료에서 저하되었는데 0.4% Nb을 함유하는 경우 Nb을 약간 함유하거나 함유치 않은 재료들에 비해 시효시간에 따라 급격한 감소 경향을 보였다. 파단면 관찰결과 페라이트 기지 또는 페라이트/오스테나이트 상경계에서 석출된 VbC를 비롯한 탄화물들이 취성저항성을 낮추는데 크게 기여했음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
• /
• 2018.06a
• /
• pp.105-105
• /
• 2018

스테인리스강은 내식성과 내구성이 우수하여 파이프 및 일반 구조용 고온재료에 널리 사용된다. 그러나 선박 및 해양플랜트 등의 고부가가치 산업에 사용될 경우 내피로성, 내구성 및 내식성이 더욱 요구되고 있다. 특히 해수 환경 하에서 스테인리스강은 재료 표면의 부동태 피막 파괴로 공식 또는 틈부식에 의한 국부부식을 초래하여 해양환경용 재료로 사용하는데 제한적이다. 플라즈마 이온질화는 저온에서 열처리가 가능하며 재료의 변형이 없어 스테인리스강에 널리 적용되는 열화학적 표면처리 기술이다. 플라즈마 이온질화는 일반적으로 고온에서 실시하여 스테인리스강의 기계적 특성을 향상시키는 목적으로 주로 적용하였으나, 저온-플라즈마 이온질화 처리 시 질소의 확산계수 증가로 표면에 S-phase 생성에 기인하여 부식 저항성이 향상된다고 알려져 있다[1-2]. 그러나 해수 펌프, 밸브, 스트레이너(Strainer) 등의 해양 환경용 기자재로 널리 사용되고 있는 주조 스테인리스강에 대한 플라즈마 이온질화 적용과 그 연구는 미비하다. 따라서 본 연구에서는 주조용 스테인리스강에 대하여 플라즈마 이온질화 기술을 적용하여 공정온도에 따른 해수 내 전기화학적 부식 특성을 규명하였다. 플라즈마 이온질화 공정은 $25%N_2$와 $75%H_2$ 비율로 $350^{\circ}C{\sim}500^{\circ}C$의 공정온도에서 10시간 동안 실시하였다. X-선 회절분석을 통해 공정온도 변수에 따른 표면에 형성된 질화층의 상변화를 분석하였다. 또한 비커스 경도계를 이용하여 표면경도를 측정하여 기계적 특성 향상을 확인하였다. 전기화학적 부식 실험 후 표면 손상 형상 관찰, 무게 감소량 및 손상 깊이 계측을 통해 공정 온도와 부식 저항 특성을 규명하였다. 또한 타펠 분석을 통해 모재와 플라즈마 이온질화 온도 변수에 따른 부식 속도를 비교 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2004.05a
• /
• pp.328.2-328.2
• /
• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.294.2-294
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.396-396
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2003.10a
• /
• pp.370.1-370.1
• /
• 2003

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2004.11a
• /
• pp.118-123
• /
• 2004

Cast austenitic stainless steel have been widely used for primary coolant piping in light water reactors. This material is subject to thermal embrittlement at reactor operating temperature. CF-8M and CF-8A cast austenitic stainless steel is used for several components, such as primary coolant piping, elbow, pump casing, and valve bodies in light water reactors. Thermal embrittlement results in spinodal decomposition of delta-ferrite leading to decreased fracture toughness. In this study, the specimens were prepared using an accelerated aging method. The measurement of ferrite content, Charpy impact test and J-R test were performed to verify the predicting equation for aged material properties. In case of above 25% ferrite content, predicted result of J-R curve might be non-conservative.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2004.11a
• /
• pp.291-296
• /
• 2004

Cast austenitic stainless steel piping pump, valve casings, and elbows are susceptible to reductions in toughness and ductility because of long term exposure at the operating temperatures in LWR(light water reactor). In this paper, we have measured the material properties of long term aged CF-8A cast stainless steel, accelerated aging at $400^{\circ}C$. These studies have been carried out using Indentation tests(automated ball indentation and nano-indentation) and EDS(energy dispersive spectroscopy). The fracture toughness of CF-8A cast stainless steel was also determined by using standard fracture toughness and Automated Ball Indentation.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2003.04a
• /
• pp.131-136
• /
• 2003

CF8M cast austenitic stainless steel is used for several components such as primary coolant piping, elbow, pump casing, and valve bodies in light water reactors. These components are subject to thermal aging at the reactor operating temperature. Thermal aging results in spinodal decomposition of the delta-ferrite leading to increased strength and decreased toughness. In this study, three kinds of the aged CF8M specimen were prepared using an artificially simulated aging method. The objective of this study is to summarize the method of estimating ferrite contents, Charpy impact energy and J-R curve, and to evaluate the thermal embrittlement of the CF8M cast austenitic stainless steel piping used in the domestic nuclear power plants.