Min-Gu Won;Si-Hwa Jeong;Nam-Su Huh;Woo-Gon Kim;Hyeong-Yeon Lee
Nuclear Engineering and Technology
/
v.56
no.1
/
pp.1-8
/
2024
In this study, the influence of thermal aging on structural integrity is investigated for Gr. 91 steel. A commercial grade Gr. 91 steel is used for the virgin material, and service-exposed Gr. 91 steel is sampled from a steam pipe of a super critical plant. Time versus creep strain curves are obtained through creep tests with various stress levels at 600 ℃ for the virgin and service-exposed Gr. 91 steels, respectively. Based on the creep test results, the improved Omega model is characterized for describing the total creep strain curve for both Gr. 91 steels. The proposed parameters for creep deformation model are used for predicting the steady-state creep strain rate, creep rupture curve, and stress relaxation. Creep-fatigue damage is evaluated for the intermediate heat exchanger (IHX) in a large-scale sodium test facility of STELLA-2 by using creep deformation model with proposed creep parameters and creep rupture curve for both Gr. 91 steels. Based on the comparison results of creep fatigue damage for the virgin and service-exposed Gr. 91 steels, the thermal aging effect has been shown to be significant.
Collins, David A.;Carter, Emily L.;Lach, Timothy G.;Byun, Thak Sang
Nuclear Engineering and Technology
/
v.54
no.2
/
pp.709-731
/
2022
Loss of fracture resistance due to thermal aging degradation is a potential limiting factor affecting the long-term (80+ year) viability of nuclear reactors. To evaluate the effects of decades of aging in a practical time frame, accelerated aging must be employed prior to mechanical characterization. In this study, a variety of chemically and microstructurally diverse austenitic stainless steels were aged between 0 and 30,000 h at 290-400 ℃ to simulate 0-80+ years of operation. Over 600 static fracture tests were carried out between room temperature and 400 ℃. The results presented include selected J-R curves of each material as well as K0.2mm fracture toughness values mapped against aging condition and ferrite content in order to display any trends related to those variables. Results regarding differences in processing, optimal ferrite content under light aging, and the relationship between test temperature and Mo content were observed. Overall, it was found that both the ferrite volume fraction and molybdenum content had significant effects on thermal degradation susceptibility. It was determined that materials with >25 vol% ferrite are unlikely to be viable for 80 years, particularly if they have high Mo contents (>2 wt%), while materials less than 15 vol% ferrite are viable regardless of Mo content.
In this paper, we analyzed of growth and electrical characteristics of micro-cracks with thermal effect in PV module. The micro-cracks are increasing the breakage risk over the whole value chine from the wafer to the finished module, because the wafer or cell is exposed to mechanical stress. we experimentally analyze the direct impact of micro-cracks on the module power and the consequences after artificial aging. The first step, we made micro-cracks in PV module by mechanical load test according to IEC 61215. Next, PV modules applied the thermal cycling test, because microcracks accelerated aging by thermal cycling test. according to IEC61215. Before every test, we checked output and EL image of PV module.
Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
/
v.21
no.11
/
pp.595-601
/
2020
During the safety inspection of nitrocellulose-made explosive containers stored for more than 10 years, cracks were found in the containers. Therefore, a failure cause analysis test was performed. First, the cause of failure through the failure tree analysis was conducted to select the factors that influenced failure. The changes in the properties of the container caused by the acceleration of the reaction were found to be the cause of the failure by confirming the influence on the environment and internal/external factors that may occur during storage. To confirm this, environmental tests, such as thermal shock test and vacuum thermal stability test, were performed using a naturally aged container to analyze the cause of failure, and an accelerated aging test was performed to reproduce the failure. Through this, the chemical reaction was accelerated by heat and charge, as in the result of the fault tree analysis, and it was confirmed that the physical properties of the container were changed. In addition, the service life of the container was estimated using the Arrhenius model for the storage life due to thermal aging.
Accelerated aging of engine exhaust system components such as catalytic converters are traditionally performed using an engine/dynamometer test stand. $SwRI^{(R)}'s\;FOCAS^{(R)}$ system reduces or eliminates many of the engine based aging limitations. This paper will describe several studies. These include: 1) replication of engine based catalyst aging cycles with added precision and dependability; 2) catalyst aging with and without lubricating oil effects; 3) effects of lubricant phosphorus on catalyst performance; and 4) the potential to thermally age components beyond the capabilities of engine based systems. The first study includes the development of the SwRI FOCAS system to run programmed aging conditions with or without lubricating oil. A description of the subsystems is given. The second two studies used the SwRI FOCAS system to age catalysts. One study compared thermal-only aging using of the SwRI FOCAS system with equivalent aging on a traditional engine/dynamometer test stand. The other study examined the effect on catalyst performance of two lubricating oils containing different levels of phosphorus, and compared the results to field data generated using the same oils in a fleet of vehicles.
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
/
v.29
no.9
s.240
/
pp.1253-1261
/
2005
Cast stainless steel (CSS) is thermally aged by a long term exposure in the range of nuclear power plant operating temperature. The thermal aging is a cause of concern for the continued safe and reliable operation of CSS nuclear components. Therefore, an assessment of degradation in material properties of these components has been importantly considered. In this study the ball indentation tests were performed on four cast stainless steels aged at $400^{\circ}C$ for 3600 hours, to investigate the applicability of ball indentation test to the assessment of aging degradation of cast stainless steels. Thus, the reliability of ball indentation test for aged CSS was analyzed by evaluating the scattering of data tested from each material and by comparing tensile properties obtained from ball indentation test and standard tensile test. Also, the tensile properties of aged CSS obtained from ball indentation test were compared with those predicted by the evaluation procedure developed on the basis of material database for aged CSS.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
/
1996.05c
/
pp.79-84
/
1996
Small punch test was performed on CF8 duplex stainless steel aged at 370 and 400$^{\circ}C$ up to 5,000 h to evaluate the degree of the thermal aging embrittlement. At room temperature, the SP load-displacement curve was in a similar shape to those of ferritic steels and had a good reproducibility in spite of two-phase structure. The aging heat treatment resulted in a slight increase of the yield strength. As test temperature was lowered, the SP load showed a sudden drop followed by serrations before the SP specimen was fractured, resulting from the cracking of ferrite phase. The extent of thermal embrittlement was assessed in terms of the SP energy. Aging treatment at higher temperature led to a larger shift in the transition temperature and the corresponding change in the fracture mode. The main cause of the degradation was the embrittlement of ferrite phase. Additionally the phase boundary separation profoundly contributed to the degradation of the specimen aged at 400$^{\circ}C$.
KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
/
v.32
no.2A
/
pp.109-116
/
2012
The dynamic properties of lead rubber bearings, which are used as isolator, are dependent on the main rubber's dynamic behaviors and nonlinear qualities. Rubber materials tend to undergo an aging process under the influence of mechanical or environmental factors, so they can end up inevitably facing damage. A main cause of such aging is known to be oxidization, which occurs through the heat of reaction at high temperatures. Accordingly, in this study an accelerated thermal aging test was carried out in order to compare the characteristic values of the bearings with each other before and after thermal aging occurs. As a result of this experiment, it was found that a thermal aging phenomenon could have an effect on shear stiffness, energy absorption, and equivalent damping coefficients. Furthermore, a decline in the dynamic properties of the lead rubber bearings by means of the thermal aging process was applied to an actual bridge and the effects of such thermal aging on the seismic performance of the bridge were also compared and analyzed based on numerical analysis. As a result of this analysis, it was found that the changes in the basic properties of the lead rubber bearings have a minor effect on the seismic performance of bridges.
Lee, Jin Hyok;Bae, Jong Woo;Choi, Myoung Chan;Yoon, Yoo-Mi;Park, Sung Han;Jo, Nam-Ju
Elastomers and Composites
/
v.53
no.4
/
pp.213-219
/
2018
The degradation mechanism and physical properties of an FKM O-ring were observed with thermal aging in this experiment. From X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) analysis, we could observe carbon (285 eV), fluoro (688 eV), and oxygen (531 eV) peaks. Before thermal aging, the concentration of fluoro atoms was 51.23%, which decreased to 8.29% after thermal aging. The concentration of oxygen atoms increased from 3.16% to 20.39%. Under thermal aging, the FKM O-ring exhibited debonding of the fluoro-bond by oxidation. Analysis of the C1s, O1s, and F1s peaks revealed that the degradation reaction usually occurred at the C-F, C-F2, and C-F3 bonds, and generated a carboxyl group (-COOH) by oxidation. Due to the debonding reaction and decreasing mobility, the glass transition temperature of the FKM O-ring increased from $-15.91^{\circ}C$ to $-13.79^{\circ}C$. From the intermittent CSR test, the initial sealing force was 2,149.6 N, which decreased to 1,156.2 N after thermal aging. Thus, under thermal aging, the sealing force decreased to 46.2%, compared with its initial state. This phenomenon was caused by the debonding reaction and decreasing mobility of the FKM O-ring. The S-S curve exhibited a 50% increase in modulus, with break at a low strain and stress state. This was also attributed to the decreasing mobility due to thermal aging degradation.
Kim, Dae-Jin;Lee, Dong-Hoon;Koo, Jae-Mean;Song, Sung-Jin;Seok, Chang-Sung;Kim, Mun-Young
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
/
v.32
no.7
/
pp.569-575
/
2008
In this study, disk type of thermal barrier coating system for gas turbine blade was isothermally aged in the furnace changing exposure time and temperature. For each aging condition, bond tests for three samples were conducted for evaluating degradation of adhesive or cohesive strength of thermal barrier coating system. For as-sprayed condition, the location of fracture in the bond test was in the middle of epoxy which have bond strength of 57 MPa. As specimens are degraded by thermal aging, bond strength gradually decreased and the location of failure was also changed from within top coat at the earlier stage of thermal aging to the interface between top coat and TGO at the later stage due to the delamination in the coating.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.