염분분위기에서의 부식은 사용후핵연료의 중간저장 기간 동안 304 스테인레스 강재 건식저장용기의 주 열 화기구들 중 하나다. 본 연구에서는 감소정도가 서로 다른 냉연 304 스테인레스 강 시편들에 0.5wt.%의 염화 나트륨 연무를 분사시키면서 느린 변형속도시험(SSRT)과 중성염 분사시험(NSS)을 85℃와 200℃에서 수행하 였다. 85℃에서 2000 시간 동안 시험한 NSS시편의 무게 변화는 200℃에서 시험한 시편의 무게 변화와 크게 달 랐다. NSS 시편의 85℃에서 무게 감량은 미미하였지만, 냉연 감소율이 증가함에 따라서 무게 변화는 점진적으 로 감소하였다. 85℃와 200℃에서 그리고 염분분사 환경에서 가볍게 냉연 가공된 시편의 SSRT 시험으로부터얻은 항복강도와 극한 인장응력의 값은 공기 중의 값보다 약간 낮았다. 그러나 염분 분위기에서 부식으로 인 한 20% 감소 냉연시편의 강도는 더 이상 변화하지 않았다. 예비결과는 냉연 304 스테인레스 강의 질과 성능이 건식저장용기의 제작을 위한 조건에 맞는다는 것을 증명하였다. 그러나 냉연 스테인레스 강의 장기적인 성능 을 더 잘 이해하기 위해서는 염분분위기에서 이 재질의 부식거동에 관한 더 많은 연구가 필요하다.

Saline corrosion is one of the major degradation mechanisms for stainless steel type 304 (SS304) dry storage cask during the spent fuel interim storage period. Slow strain rate test (SSRT) and neutral salt spray test (NSS) were performed at 85°C and 200°C with 0.5 wt% sodium chloride mist sprayed on the cold-rolled SS304 specimens of different degrees of reduction in this study. The weight changes of the NSS specimens tested at 85°C for 2000 hours differed greatly from those at 200°C. The weight loss of NSS specimens was not significant at 85°C but the weight gain decreased gradually with increasing the cold-rolled reduction. The yield strength (YS) and ultimate tensile stress (UTS) values obtained from the SSRT tests for lightly cold-rolled specimens in the salt spray environment at 85°C and 200°C are slightly lower than in air. But for those with 20% reductions, the specimen strengths were no longer changed by the saline corrosion. The preliminary results demonstrated that the quality and performance of cold-rolled SS304 is acceptable for fabrication of dry storage casks. However, more work on the corrosion behavior of cold-rolled stainless steel in the saline atmosphere is needed to better understand its long-term performance

Abstract   요약   I. Introduction   II. Materials and Experimental   III. Results and Discussion    1. NSS test    2. SSRT Results    3. Fractographic Analysis   IV. Conclusions   References

• M. F. Chiang(Institute of Nuclear Energy Research, Taiwan(R.O.C)) Corresponding Author
• M.C. Young(Institute of Nuclear Energy Research, Taiwan(R.O.C))
• J.Y. Huang(Institute of Nuclear Energy Research, Taiwan(R.O.C))