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NTIS 바로가기주관연구기관 | 한국원자력연구원 Korea Atomic Energy Research Institute |
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연구책임자 | 황성식 |
참여연구자 | 임연수 , 김동진 , 김성우 , 최민재 , 이은희 , 이종연 , 김홍표 |
보고서유형 | 2단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2017-02 |
과제시작연도 | 2016 |
주관부처 | 미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 | TRKO201800005940 |
과제고유번호 | 1711036389 |
사업명 | 원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 | 2018-05-12 |
키워드 | 니켈합금.부식균열.개선인자.민감 요인.전열관.Ni base alloy.Alloy 600.Alloy 690.Corrosion cracking.Factor of improvement.Susceptibility.Steam generator tubing. |
DOI | https://doi.org/10.23000/TRKO201800005940 |
Alloy 600 재료가 원전 1차측 및 2차측 수화학 환경에서 응력부식균열 (stress corrosion cracking, SCC)에 취약하다는 사실이 알려진 이후로, 신규로 건설되는 원전이나 기존 원전의 Alloy 600 대체재로 Alloy 690이 사용되고 있는 추세이다. Alloy 690은 Alloy 600에 비해 Cr 함량이 약 15 wt% 정도 높기 때문에, 실험실적 환경에서 Alloy 600에 비해 1차 계통에서의 PWSCC(primary water stress corrosion cracking) 저항성이 우수하다는
Alloy 690 has been used in operating and new power plants for replacement of Alloy 600. It has been proven that Alloy 690 has higher corrosion resistance against SCC in primary water coolant (primary water stress corrosion cracking, PWSCC) than Alloy 600 because of its higher Cr content of 30 wt%. H
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