A capsule is the device for irradiation test of nuclear materials and fuels in HANARO. The instrumentation cables are sealed tightly by brazing at the top of the capsule. In this study, the integrities at the brazing of both Inconel 600 and STS 310 materials were confirmed by tensile test, survey of damage on coating, and measurement of insulation resistance. At tensile test, brazing areas were not damaged but the thermocouples themselves were broken on both the materials. At flame heat test, the coating of STS 310 material was maintained without damage but the brittle fracture on Inconel 600 material was observed. Insulation resistances were confirmed to be satisfactory in case of both the materials. In this analysis, the thermocouple was expanded by 0.81mm on the direction of y-axis and the tube was contracted by 0.57mm on the direction of x-axis. As the result, cracks might be occurred with thermal stresses. EDX spectrum analysis showed that the BAg-1 filler metal formed a thin reaction layer on the surface of brazed metal.

The microstructures and mechanical properties of friction stir welded lap joints of Inconel 600 and SS 400 were evaluated; friction stir welding was carried out at a tool rotation speed of 200 rpm and welding speed of 100 mm/min. Electron back-scattering diffraction and transmission electron microscopy were introduced to analyze the grain boundary characteristics and the precipitates, respectively. Application of friction stir welding was notably effective at reducing the grain size of the stir zone. As a result, the reduced average grain size of Inconel 600 ranged from 20μm in the base material to 8.5μm in the stir zone. The joint interface between Inconel 600 and SS 400 showed a sound weld without voids and cracks, and MC carbides with a size of around 50 nm were partially formed at the Inconel 600 area of lap joint interface. However, the intermetallic compounds that lead to mechanical property degradation of the welds were not formed at the joint interface. Also, a hook, along the Inconel 600 alloy from SS 400, was formed at the advancing side, which directly brought about an increase in the peel strength. In this study, we systematically discussed the evolution of microstructures and mechanical properties of the friction stir lap joint between Inconel 600 and SS 400.

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.