• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.713-717
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• 1995

고속중성자를 조사한 원자로 압력용기용 SA508-3 강의 조사취화 회복에 따른 Barkhausen Noise의 변화와 미세경도의 변화를 조사하였다. 등온소둔에 의한 미세경도의 변화와 Barkhausen Count의 변화를 측정하였으며, 이들 사이의 상호 관련성을 고찰하고 격자결함에 의한 자구벽의 운동변화로 이를 설명하였다. 이는 앞으로 자기적 성질 변화를 이용한 조사손상 평가에 적용될 수 있을 것이다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.18 no.1
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• pp.49-55
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• 2009

Occurrence of hydrogen embrittlement could be one of the main obstacles for using structural equipment under hydrogen environment. It is required to develop assessment methods of hydrogen embrittlement for the metals used in production, storage, transmission and application utilities of hydrogen. The most probable method of hydrogen mass transmission is using existing natural gas pipeline. Base or weld part of the pipeline can be damaged by mixed gas of hydrogen in the pipeline. In this study small punch (SP) testing was employed to evaluate the hydrogen embrittlement behavior for a line pipe steel (API X65) with electrochemically hydrogen charged specimens. Results showed that the SP test can be a good candidate test method for hydrogen damage evaluation method. Strength of steel is known to be decreased with the level of hydrogen charging. However, for API X65 steel base metal need in this study, the effect of hydrogen to strength was not significant. It can be negligible regardless of the hydrogen contents in the steel. With this test different strength levels with various hydrogen charging conditions were observed. It can also be anticipated that more sensitive evaluation of material behavior be obtainable by the SP test method.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.96-101
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• 2004

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 embrittlement at the reactor operating temperature. The objective of this study is to summarize the method of estimating ferrite content, Charpy impact energy and J-R curve and to evaluate the thermal embrittlement of the cast austenitic stainless steel piping used in the domestic nuclear power plants. The result of evaluation, two domestic nuclear power plants used CF-8M and CF-8A material has adequate fracture toughness after saturation.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2011.05a
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• pp.193-195
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• 2011

강판재 사용에 있어 수소취성현상은 강판재가 고강도화됨에 따라 그 감수성이 커지는 것으로 알려져 있다. 특히 노출강판재의 경우, 표면으로부터 침투해 들어가는 수소에 의한 수소취화 거동에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 고강도 DP강을 시험편으로 하여, 음극전기분해법에 의해 수소를 강제주입시킨 후, DP강 표면하 subsurface zone의 수소취화 거동을 평가하고자 하였다. 미소경도분포 측정결과, 수소주입시간이 증가함에 따라 표면하 subsurface zone의 경도 또한 증가하는 것으로 조사되었다. 이는 수소에 의해 표면하 subsurface zone의 경화가 일어나 DP강의 기계적 특성에 영향을 미친것으로 판단된다. 미소경도분포의 측정결과와 미세조직 관찰결과로부터 수소임계침투깊이를 평가하였고, 이를 통해 DP강내 수소확산에 의한 수소임계침투깊이가 존재함을 확인할 수 있었다.

• Elastomers and Composites
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• v.31 no.4
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• pp.247-255
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• 1996

금속이나 고분자 재료에 비하여 세라믹스는 우수한 내열성과 고온 물성을 가지고 있음에도 불구하고, 잘 깨지는 특성과 제조시 많은 열량을 필요로 하는 단점 때문에 그 동안 고온 구조용 부품으로서 광범위하게 사용되지 못하였다. 본 연구에서는 polycarbosilane을 이용하여 C/C 복합체를 포함한 산화물 및 비산화물 세라믹 복합체의 저온 치밀화 제조 공정을 확립하였다. polympr precursor를 열처리하여 얻은 $Al_2O_3$와 SiC 장섬유를 대표적인 산화물, 비산화물 세라믹스인 알루미나와 탄화규소에 각각 보강하여 파괴에너지가 기존의 단체 세라믹스에 비하여 10배 이상 향상된 세라믹 복합체를 제조하였다. 복합체 제조시 polycarbosilane을 결합제로 첨가하였으며 polycarbosilane이 SiC로 전이되는 $1150^{\circ}C$에서 열처리하여 이론 밀도의 73% 이상을 얻었다.

• Nuclear industry
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• no.1_2 s.5
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• pp.33-35
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• 1982

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.40 no.7
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• pp.637-646
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• 2016

This study is to investigate the influence of hydrogen attack and UNSM on fatigue behaviors of the Inconel 718 alloy. The decrease of the fatigue life between the untreated and the hydrogen attacked material is 10-20%. The fatigue lives of hydrogen attacked specimen decreased without a fatigue limit, similar to those of nonferrous materials. Due to hydrogen embrittlement, about 80% of the surface cracks were smaller than the average grain size of $13{\mu}m$. Many small surface cracks caused by the embrittling effect of hydrogen attack were initiated at the grain boundaries and surface scratches. Cracks were irregularly distributed, grew, and then coalesced through tearing, leading to a reduction of fatigue life. Results revealed that the fatigue lives of UNSM-treated specimens were longer than those of the untreated specimens.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.11
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• pp.1377-1382
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• 2011

Recently, alternative and novel energy resources have been developed for use in the future because of the current environmental problems and exhaustion of fossil energy resources. Hydrogen energy has many merits, such as its environmental friendliness, easy storage, and easy production, but it also has disadvantages, in that it is highly combustible and explosive. In this study, a test procedure using a simple SP test under highly pressurized hydrogen gas conditions was established. In order to evaluate its applicability, SP tests were carried out using a stainless steel (SUS316L) sample under atmospheric, pressurized helium, and pressurized hydrogen gas conditions. The results under the pressurized hydrogen gas condition showed fissuring and produced a reduction of the elongation in the plastic instability region due to hydrogen embrittlement, showing the effectiveness of the current in-situ SP test.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.409-409
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• 2001

해양구조물은 점점 대형화되어 가고 있는 추세에 있으며 또한 이들 구조물의 대형화에 따른 구조물의 보수, 유지관리가 매우 중요한 사안으로 등장하게 되었다. 뿐만 아니라, 이러한 구조물 등이 손상또는 파괴되었을 경우는 그에 따른 인적, 경제적 손실 또한 막대할 것으로 사료되며 이러한 구조물의 파괴사례중 상당 부분이 용접부의 부식문제 및 수소취화와 관련된 사고인것으로 보고되고 있다. 한편 용접은 급속가열, 급속냉각의 공적으로 인한 경도와 열적, 조직적 변화를 일으켜 용접부 각 미세부위별 전위차가 발생하게 되며, 이로 인해 갈바낙부실을 일으키는 것으로 보고 있다. 그리고 갈바닉 부식에 의한 용접부의 부식성을 억제하기 위해 용접후열처리(post weld heat treatment PWHT)를 시행하여 내식성을 향상시키는 경우도 있다. 본 연구에서는 고장력강인 RE36강 시험편을 전기화학적 측면에서 최적의 용접후열처리 온도를 규명하였으며, 용접방법(FCAW, SMAW), 용접후 열처리 유무에 따른 용접부위의 저변형을 인장실험을 통한 기계적 특성, 전기화학적 특성 및 수소취화 감수성을 등을 규명하였다. 따라서 본 연구 결과는 해양구조물 선박의 설계시공시에 용접부 주위의 기계적. 전기화학적 특성 평가 및 수소취화 방지대책에 좋은 참고자료가 될 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.32 no.4
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• pp.168-177
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• 2007

A neural network model to evaluate the neutron exposure on the reactor pressure vessel inner diameter was developed. By using the three dimensional synthesis method described in Regulatory Guide 1.190, a simple linear equation to calculate the neutron spectrum on the reactor pressure vessel was constructed. This model can be used in a quick estimation of fast neutron flux which is the most important parameter in the assessment of embrittlement of reactor pressure vessel. This model also used in the selection of an optimum core loading pattern without the neutron transport calculation. The maximum relative error of this model was less than 3.4% compared to the transport calculation for the calculations from cycle 1 to cycle 23 of Kori unit 1.