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NTIS 바로가기Corrosion science and technology, v.13 no.5, 2014년, pp.178 - 185
Alloy 617 is considered as a candidate Ni-based superalloy for the intermediate heat exchanger (IHX) of a very high-temperature gas reactor (VHTR) because of its good creep strength and corrosion resistance at high temperatures. Helium is used as a coolant in a VHTR owing to its high thermal conduct...
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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초고온가스로란? | 4세대 원자로형중 하나인 초고온가스로(very high temperature gas reactor, VHTR)는 850oC 이상의 높은 가동 온도로 인하여 효율적인 전력 발전과 수소 생산이 가능한 원자로이다.1) 초고온가스로의 경우 고온의 헬륨을 열전달 매체인 냉각재로 사용하며, 1차 계통의 헬륨가스는 중간열 교환기(intermediate heat exchanger, IHX)를 통해 응용 환경인 2차 계통으로 발전과 수소생산에 필요한 열을 공급 하게 된다. | |
고용강화형 단련합금인 Alloy 617이 초고온로 열교환기 환경인 950oC 헬륨 환경에서는 재료 열화가 빠르고 기계적 특성이 저하되는 이유는? | 대기 중에서 우수한 기계적 특성을 가지는 Alloy 617이지만, 초고온로 열교환기 환경인 950oC 헬륨 환경에서는 재료 열화가 빠르고 기계적 특성이 저하한다고 보고되고 있다. 5-10) 이는 초고온가스로 헬륨 환경에서 발생하는 미량의 불순물 가스가 Alloy 617의 산화, 탈탄, 침탄 등을 유발하기 때문이다. 11-15) 선행연구를 통해 얻은 산화 속도상수로부터 Alloy 617의 수명을 예측한 결과, 불순물이 포함된 고온헬륨 환경에 20년간 노출될 경우 외부산 화층과 내부산화층, 그리고 탄화물 고갈층은 각각 116, 600 and 1000μm 형성하게 된다. | |
탈탄을 통한 입계 탄화물의 제거의 장단점은? | 11-15) 선행연구를 통해 얻은 산화 속도상수로부터 Alloy 617의 수명을 예측한 결과, 불순물이 포함된 고온헬륨 환경에 20년간 노출될 경우 외부산 화층과 내부산화층, 그리고 탄화물 고갈층은 각각 116, 600 and 1000μm 형성하게 된다. 16) 특히 탈탄을 통한 입계 탄화물의 제거는 고온에서 결정립계의 이동을 용이하게할 뿐만 아니라 표면 균열 전파를 촉진하여 크리프 특성의 심각한 저하를 유발할 수 있다. 17) |
R. Elder, R. Allen, Prog. Nucl. Energy, 51, 500 (2009).
T. Hirano, M. Okada, H. Araki, T. Noda, H. Yoshida and R. Watanabe, Metall. Trans. A. 12, 451 (1981).
W. Ren and R. Swimdeman, J. Pressure Vessel Technol. 131, 024002 (2009).
Special Metals Publication, Number SMC-029, Alloy 617, (2005).
Y. Hosoi and S. Abe, Metall. Trans. 6A, 1171 (1975).
M. R. Quadakkers, Werkst. Korro., 36, 335 (1984).
H.-J. Christ, U. Kunecke, K. Meyer and G. Sockel, Mater. Sci. Eng., 87, 161 (1987).
F. Rouillard, C. Cabet, K. Wolski, A. Terlain, M. Tabarant, M. Pijolat and F. Valdivieso, J. Nucl. Mater., 362, 248 (2007).
P. S. Shankar and K. Natesan, J. Nucl. Mater., 366, 28 (2007).
W. Kim, S. Yin, G. Lee, Y. Kim and S. Kim, Int. J. of PVP., 87, 289-295 (2010).
C. Jang, D. Lee and D. Kim, Int. J. Press. Vessels., 85, 368 (2008).
T. S. Jo, S.-H. Kim, D.-G. Kim, J. Y. Park and Y. D. Kim, Met. Mater. Int., 14, 739 (2008).
D. Kim, C. Jang and W. S. Ryu, Oxid. Met. 71, 271 (2009).
D.-J. Kim, G.-G. Lee, S. W. Kim and H. P. Kim, Corros. Sci. Tech., 9, 164 (2010).
P. J. Ennis, W. J. Quadakkers and H. Schuster, Journal De physique VI. 3, 979 (1993).
R. C. Reed, The Superalloys: Fundamentals and Applications, Cambridge University Press (2006).
H. L. Blaine Geddes Xiao Huang, Superalloys: Alloying and performance (2010).
A. W. Cochardt, U.S.Patent No.3, 512. 963.
W. J. Pennington, Met. Progress., 73, 82 (1958).
R. F. Decker and J. W. Freeman, Trans. AIME. 218, 227 (1960).
H. Nagano, K. Yamanaka, T. Minami, and M. Inoue, proceedings: workshop on thermally treated alloy 690 tubes for nuclear steam generator (1986).
T. Takasugi and O. Izumi, Acta Met., 33, 1247 (1985).
J. C. Jung, K. S. Yun, B. S. Yang, S. K. Ko and C. W. Won, J. of the Korean lnst. of Met. & Mater., 7, 841 (1997).
G.R. Wallwork and A.Z. Hed, Oxidation of Metals, 3, 171 (1971).
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