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논문 기본 정보

자료유형
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저자정보
저널정보
한국부식방식학회 Corrosion Science and Technology Corrosion Science and Technology 제3권 제6호
발행연도
2004.1
수록면
233 - 239 (7page)

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Primary water stress corrosion cracking of steam generator tubings occur on many tubes in pressurized water reactors(PWRs), and they are repaired using sleeves or plugs. In order to develop proper repair criteria, it is necessary to know the leak behavior of the tubes, which have stress corrosion cracks. Crack development tests were carried out on the tubes at room temperature, and leak rate and burst pressure were measured on the degraded tubes at room temperature and a high temperature. No leakage was detected on the tubes where 100 % through wall crack developed, at 1560 psi, which is an operating pressure difference of pressurized water reactors(PWRs). In some tests, leak rates of the tubes increased with time at a constant internal water pressure. A test tube showed a very small amount of leakage at 2700 psi in a high temperature pressure test at 282 ℃, but it disappeared after the pressure increased slightly. Even cracks are 100 % through wall, they need to open in order to reach a certain amount of leak rate at the operating pressure difference.
#PWR #steam generator #SCC #alloy 600 #leak rate.

목차

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참고문헌 (3)

참고문헌 신청
/ 1998 / Steam generator tube integrity program-annual report 2 google schola / 2000 / Pressure and leak rate tests and Models for failure of flawed steam generator tubes google schola / 2000 / Steam generator tube integrity program-annual report 7 google schola

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