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대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제27권 제3호
발행연도
2003.3
수록면
432 - 439 (8page)

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Inconel 690 for nuclear steam generator tube has more Chromium than the conventionally used Inconel 600 in order to increase the corrosion resistance. To evaluate the tribological characteristics of Inconel 690 under fretting condition the fretting tests were carried out in air and elevated temperature water. Fretting tests
of the cross-cylinder type were done under various vibrating amplitudes and applied normal loads in order to measure the friction forces and wear volumes. From the results of fretting wear tests. the wear of Inconel 690 can be predictable using the work rate model. The amounts of friction forces were proportional to relative movement between two fretting surfaces. The friction coefficients were decreased as increasing the normal loads and deceasing the vibrating amplitudes. Depending on fretting environment, distinctively different wear mechanisms and often drastically different wear rates can occur. It was found that the fretting wear factors in air and water at 20 ℃, 50 ℃, and 80 ℃ were 7.38 × 10^-13 Pa^-1, 2.12 × 10^13 Pa^-1, 3.34 × 10^-13 Pa^-l, and 5.21 × 10^-13 Pa^-l, respective ly.

목차

Abstract

1.서론

2.시험

3.시험결과 및 고찰

4.결론

후기

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UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2009-550-014038622