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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2007.5
수록면
1,841 - 1,846 (6page)

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In this report, stress corrosion cracking generation due to pipe material degradation in the primary stage of the nuclear power plant was investigated. Firstly, after artificially degrading the CF8A steel during 2, 4, and 6 months in actual temperature, 400℃, assessed corrosion susceptibility of the degraded material following ASTM G5 standard. And next, the S.C.C. tests for the degraded material were conducted under the condition of 60℃, 2wt.% H2BO3+Li7OH solution, 0.8 y. From the results, Corrosion rates linearly increased with degradation σ period and solution temperature increase. And both the raw material and the degraded materials were not failed in the S.C.C. test condition. In spite of long time test (about 3,900 hrs) under S.C.C. condition, surface pits or surface corrosion by the electro chemical reaction were not observed. And also, even though the nondestructive DCPD and ACPD methods were applied to on-line monitor the S.C.C. failure processes it was impossible because the surface pits and cracks were not generated.
#Artificial degradation(인공열화) #Corrosion susceptibility(부식민감도) #Corrosion rate(부식속도) #Stress Corrosion Cracking(응력부식균열) #Environment strength(환경강도)

목차

Abstract
1. 서론
2. 배관재질 CF8A 강의 고온 가속열화
3. 배관재 CF8A강의 전기화학적 부식열화 특성 평가
4. CF8A재질 배관의 응력부식균열 발생 가능성 평가
5. 결론
참고문헌

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