본 논문은 국내 PWR 발전소에서 S/G tube 재질로 사용되고 있는 Inconel 600 및 690에 대한 부식 실험을 수행함으로써 작업자들의 주요 피폭원인 의 생성량을 예측하고자 하였다. 이를 위해 Inconel 600 및 690 재질로 총 12개의 시편을 제작하여 실제 발전소의 운전조건과 유사하거나 가혹한 조건에서 전면 부식실험을 pH별로 20일씩 총 60일간 수행하였고, 실험 결과를 정량적으로 분석하기 위해 GDS(Glow Discharge Spectrometer) 장비를 사용하였다. GDS 장비를 이용하여 정량적으로 분석한 결과 pH 7 및 9에서는 Inconel 600이 Inconel 690에 비해 부식이 잘 되는 것으로 나타난 반면, pH 4에서는 Inconel 690이 부식이 더 잘 되는 것으로 평가되었다. 이러한 경향을 보이는 것은 과도상태의 영향이 과도하게 반영된 것에 기인한 것으로 비교적 정확한 결론을 도출하기 위해서는 장시간의 부식 실험을 수행함으로써 과도상태에 의한 영향을 최소화해야 할 것으로 판단된다.

가압 경수로형 원전에 사용되는 Alloy 600 증기발생기 전열관재료의 입계응력부식균열 거동에 미치는 냉간변형의 영향을 1차 냉각수 모사조건에서 정속인장시험방법으로 조사하였다. 인장 냉간변형은 응력부식균열을 크게 가속화 시키지는 않았으며 변형량이 25%이상인 경우에는 응력부식균열이 발생하지 않았다. 이 현상은 냉간 변형량 및 형태에 따른 미소변형 및 응력의 불균질성에 영향을 받는 것으로 사려되며 응력의 크기는 직접적인 영향을 주지 않는 것으로 보인다. 국부적인 큰 응력구배가 존재하는 경우 균열의생성 및 성장이 현저히 가속화되었는데 이는 원전 1차측 응력부식균열 기구가 응력구배에 의존하는 과정과 연관되어 있다는 증거이다. Hump 시편을 이용한 정속인장시험방법은 짧은 실험기간내에 원전 1차측 응력부식균열 특성을 평가할 수 있는 방법이었다.