The high temperature creep behavior of heat machine systems such as aircraft engines, boilers and turbines in power plants and nuclear reactor components have been considered as an important and needful fact. There are considerable research results available for the design of high temperature tube materials in power plants. However, few studies on the Initial Strain Method (ISM) capable of securing repair, maintenance, cost loss and life loss have been made. In this method, 3 long time prediction Of high temperature creep characteristics can be dramatically induced through a short time experiment. The purpose of present study is to investigate the high temperature creep lift of Udimet 720, SCM 440-STD61 and 1Cr-0.5Mo steel using the ISM. The creep test was performed at 40$0^{\circ}C$ to $700^{\circ}C$ under a pure loading. In the prediction of creep life for each materials, the equation of ISM was superior of Larson-Miller Parameter(LMP). Especially, the long time prediction of creep life was identified to improve the reliability.
The joining methods of ceramics to metals which can be expected to obtain high temperature strength are mainly classified into the solid-state diffusion bonding method and the active brazing method. Between these two, the solid-state diffusion bonding method is given attentions as substituting method for active brazing method due to being capable of obtaining higher bonding strength at high temperature and accurate bonding. In this paper, the solid-state diffusion bonding of $Al_{2}$O$_{3}$ ceramics to Ni-Cr-Mo alloy steel (SNCM21) using insert metal was carried out. The insert metal employed in this study was experimentally home-made, Ag-Cu-Ti alloy. Influence of several bonding parameters of $Al_{2}$O$_{3}$SNCM21 joint was quantitatively evaluated by bonding strength test, and microstructural analyses at the interlayer were performed by SEM/EDX. From above experiments, the optimum bonding condition of the solid-state diffusion bonding of $Al_{2}$O$_{3}$/SNCM21 using Ag-Cu-Ti insert metal was determined. Futhermore, high temperature strength and thermal-shock properties of $Al_{2}$O$_{3}$/SNCM21 joint were also examined. The results obtained are as follows. 1. The maximum bonding strength was obtained at the temperature of 95% melting point of insert metal. 2. The high temperature strength of $Al_{2}$O$_{3}$/SNCM21 joint appeared to bemaximum value at test temperature 500.deg.C and the bonding strength with increasingtemperature showed parabolic curve. 3. The strength of thermal-shocked specimens was far deteriorated than those of as-bonded specimens. Especially, water-quenched specimen after heated up to 600.deg. C was directly fractured in quenching.
소듐냉각 고속로 (SFR) 핵연료 피복관 후보재료로 고려되고 있는 중형 규모의 HT9 단조품 소재에 대한 금속조직학적 영향을 고찰하였다. 시험 재료는 유도가열법을 이용하여 1.1톤 규모의 잉곳으로 성형한 후, $1170^{\circ}C$에서 고온 단조 및 공랭을 통하여 160mm 직경 및 7000mm 길이를 갖는 단조품으로 가공하여 반경방향으로 미세조직의 변화를 관찰하였다. 시험 결과 시험 재료는 페라이트-마르텐사이트 조직을 보였으며 합금 조성에 의하여 2~3%의 델타 페라이트 (delta ferrite)를 가짐과 동시에 반경방향의 냉각속도 차이에 의하여 최대 15%의 변태 페라이트 (transformed ferrite)를 함유함이 관찰되었다. 냉각곡선의 모델링과 시간-온도-변태 (TTT) 선도를 이용한 민감도 분석을 통하여 단조품의 직경을 120mm로 줄였을 경우 중심부의 변태 페라이트 형성을 억제할 수 있음을 제시하였다.
본 연구에서는 소듐냉각 고속로 붕괴열교환기(DHX)의 고온 설계 및 크리프-피로 손상 평가를 수행하였다. 제 4 세대 소듐냉각 고속로의 능동 및 피동 잔열제거계통에 설치되는 DHX와 한국원자력연구원의 STELLA-1 시험루프에 설치된 DHX에 대해 상세설계 및 3D 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH와 RCC-MR 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 손상평가 결과에 기초하여 두 설계기준에 대해 비교 분석하고, 설계 기술기준의 보수성 이슈에 대해 토의하였다.
진단방사선 검사 시 환자선량을 감소하기 위한 목적으로 진단용 다엽콜리메이터를 제작하고자 하며, 제작 전 사전연구로서 진단용 다엽콜리메이터에 사용되는 차폐물질 및 차폐효율에 대한 몬테칼로 시뮬레이션을 수행하였다. 몬테칼로 시뮬레이션 코드(MCNPX, LANL, USA)를 이용하여 진단방사선 기기(ReX-650R, Listem, Korea)을 모델링하기 위하여, SRS-78 프로그램을 이용하여 관전압(80, 100, 120 kVp)에 따라 에너지 스펙트럼을 획득하였다. 진단용 다엽콜리메이터의 제작을 위하여 사용된 재료는 SKD-11(탄소 : 1.6%, 규소 : 0.4%, 망간 : 0.6%, 크롬 : 5%, 몰리브덴 : 1%, 바나듐 : 0.3%, 밀도: $7.87g/cm^3$)이며 이를 진단방사선 기기에 진단용 다엽콜리메이터($10{\times}0.5{\times}0.5cm^3$, 좌우 20개씩) 형태로 전산 모사하였다. 진단용 다엽콜리메이터의 차폐효율을 확인하기 위하여 MCNPX 코드의 tally6을 이용하여 에너지별로 차폐효율을 계산하였다. 에너지에 따른 차폐효율은 80 kVp 일 때, 98.3% 차폐되었으며, 100 kVp는 95.7%, 마지막으로 120 kVp는 93.6%가 차폐되는 것을 확인할 수 있었다. 본 연구결과를 기반으로 MLC형태 및, 누설선량에 대한 연구를 진행하여 진단방사선 기기에서 사용 가능한 진단용 다엽콜리메이터 개발에 필요한 정보를 제공할 수 있을 것이라 사료된다.
In this study, porous stainless steel (STS316L) sintered body was fabricated by powder metallurgy method and its properties such as porosity, compressive yield strength, hardness, and permeability were evaluated. 67.5Fe-17Cr- 13Ni-2.5Mo (wt%) powder was produced by a water atomization. The atomized powder was classified into size with under $45{\mu}m$ and over $180{\mu}m$, and then they were compacted with various pressures and sintered at $1210^{\circ}C$ for 1 h in a vacuum atmosphere. The porosities of sintered bodies could be obtained in range of 20~53% by controlling the compaction pressure. Compressive yield strength and hardness were achieved up to 268 MPa and 94 Shore D, respectively. Air permeability was obtained up to $79l/min{\cdot}cm^2$. As a result, mechanical properties and air permeability of the optimized porous body having a porosity of 25~40% were very superior to that of Al alloy.
금속 임플란트 재료들의 마모저항을 향상시키기 위하여 질소 이온주입 및 이온도금 기술을 적용하였다. 질소 이온주입 된 초내식성 스테인리스강(S.S.S)의 마모이온용출 특성을 S.S.S, 316L SS, TiN코팅된 316S SS와 비교 평가하기 위하여 탄소로 원자흡수분광분석기를 이용하여 시편들로부터 마모용출된 Cr과 Ni 이온량을 측정하였다. 또한, 저온아크증착법을 이용하여 TiN, ZrN, TiCN코팅된 Ti(Grade 2)원반의 마모저항을 비교하였고, 질소이온주입 및 질화물 코팅된 표면충의 화학적 조성은 SAES(scanning Auger electron spectroscopy)를 이용하여 분석하였다. 질소 이온주입된 S.S.S 표면으로부터 마모에 의하여 용출된 Cr과 Ni 이온량은 표면처리하지 않은 스테인리스강들에 비하여 크게 감소하였다 그러나 인공고관절에 걸리는 하중조건 하에서 실행된 마모이온용출실험에서 이온에너지 100 KeV로 질소이온 주입된 표면층은 20만회 내에서 쉽게 제거되었다. 질화물 코팅된 Ti 시편들의 마모저항도 크게 향상되었고, 그 마모특성은 코팅층의 화학적 조성에 따라 크게 차이가 났다. 코팅두께 3Um의 코팅시편들 중 TiCN 코팅된 티타늄이 가장 높은 내마모 특성을 보였으나 같은 하중조건 하에서 disk(Ti)-on-disk 마모실험에서 그 질화물 코팅면들의 마모 무게감 소비는 1만회 아래에서 모두 Ti의 마모비와 유사하게 전환되었다. 본 실험으로부터 얻어진 연구결과에 의하면, 100 KeV 질소이온주입 및 두께 3$\mu\textrm{m}$의 길화코팅된 표면층의 경우 표면 경화충의 깊이가 충분치 않아 높은 하중을 받는 임플란트의 마찰부위에 사용하기에는 한계가 있음을 보였다.
Kim, Hwan Yeol;An, Sang Mo;Jung, Jaehoon;Ha, Kwang Soon;Song, Jin Ho
Nuclear Engineering and Technology
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제49권7호
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pp.1547-1554
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2017
VESTA (Verification of Ex-vessel corium STAbilization) and VESTA-S (-small) test facilities were constructed at the Korea Atomic Energy Research Institute in 2010 to perform various corium melt experiments. Since then, several tests have been performed for the verification of an ex-vessel core catcher design for the EU-APR1400. Ablation tests of an impinging $ZrO_2$ melt jet on a sacrificial material were performed to investigate the ablation characteristics. $ZrO_2$ melt in an amount of 65-70 kg was discharged onto a sacrificial material through a well-designed nozzle, after which the ablation depths were measured. Interaction tests between the metallic melt and sacrificial material were performed to investigate the interaction kinetics of the sacrificial material. Two types of melt were used: one is a metallic corium melt with Fe 46%, U 31%, Zr 16%, and Cr 7% (maximum possible content of U and Zr for C-40), and the other is a stainless steel (SUS304) melt. Metallic melt in an amount of 1.5-2.0 kg was delivered onto the sacrificial material, and the ablation depths were measured. Penetration tube failure tests were performed for an APR1400 equipped with 61 in-core instrumentation penetration nozzles and extended tubes at the reactor lower vessel. $ZrO_2$ melt was generated in a melting crucible and delivered down into an interaction crucible where the test specimen is installed. To evaluate the tube ejection mechanism, temperature distributions of the reactor bottom head and in-core instrumentation penetration were measured by a series of thermocouples embedded along the specimen. In addition, lower vessel failure tests for the Fukushima Daiichi nuclear power plant are being performed. As a first step, the configuration of the molten core in the plant was investigated by a melting and solidification experiment. Approximately 5 kg of a mixture, whose composition in terms of weight is $UO_2$ 60%, Zr 10%, $ZrO_2$ 15%, SUS304 14%, and $B_4C$ 1%, was melted in a cold crucible using an induction heating technique.
본 논문의 목적은 소듐냉각고속로(sodium cooled fast reactor, SFR)와 초임계 $CO_2$ Brayton cycle의 연계 시, 원자로 열수송 계통과 동력변환 계통의 압력 경계를 형성하는 회로인쇄형 열교환기의 경계면에 균열이 발생해 고압(약 200 bar)의 $CO_2$가 상압 수준의 액체소듐유로 측에 유입되었을 때의 물리/화학적 현상을 파악하여 열교환기 설계에 활용 가능한 실험 자료를 생산하는 것이다. 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면 균열 현상은 경계면의 균열 크기에 따라 미세 균열에 의한 소듐유로막힘(plugging) 현상과 상대적으로 큰 균열에 의한 열교환기 재료손상(wastage) 현상으로 나뉜다. Plugging 실험결과, 소듐유로 직경이 3mm일 때 $CO_2$ 주입 즉시 소듐 흐름이 정지한 반면 소듐유로 직경이 5 mm일 때는 유량이 감소되기 시작하는 시점은 3 mm의 경우와 유사하게 $CO_2$ 주입 즉시 나타났지만 소듐의 흐름이 완전히 정지할 때까지는 상대적으로 오랜 시간이 소요되었다. 이러한 실험결과는 실제 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면에서 미세균열이 발생했을 때, 소듐유로 직경이 3 mm로 좁을 경우 균열 발생과 동시에 해당 소듐유로가 반응생성물에 의해 막혀 해당 유로 외의 유로들로 지속적인 열교환기 운전이 가능하지만, 소듐유로의 직경이 5 mm로 넓어질 경우 소듐유로가 고체생성물에 의해 즉시 막히지 않고 생성물이 소듐유로를 따라 계통 내부를 이동하다 일정 농도 이상이 되어야 소듐유로를 막게 할 것으로 예상할 수 있는 결과이다. Wastage 실험결과, 열교환의 재질(STS316, Inconel600, G91 합금강), 운전온도($400{\sim}500^{\circ}C$), 노즐직경(0.2~0.8 mm), 시편-노즐 거리(2~6 mm)와 무관하게 고압(약 200~250 bar)의 $CO_2$ 분사에 의한 시편의 물리적 손상(erosion) 현상은 발생하지 않았다. 노즐에서의 분사되는 $CO_2$의 분사속도는 마하 0.4~0.7인 것으로 확인되었다. 본 연구의 실험결과는 열교환기 파손 대처 설계에 배경 실험 자료로 활용될 것으로 기대된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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