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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2018.1
- 수록면
- 116 - 122 (7page)
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The secondary coolant of a nuclear power plant has small amounts of various impurities (S, Pb, and Cl,etc.) introduced during the initial construction, maintenance, and normal operation. While the concentrationof impurities in the feed water is very low, the flow of the cooling water is restricted, so impurities canaccumulate on the Top of Tubesheet (TTS). This environment is chemically very complicated and has avery wide range of pH from acidic to alkaline. In this study, the characteristics of the oxide and the mechanismof stress corrosion cracking (SCC) are investigated for Alloy 690 TT in alkaline solution containing Pb,Cl, and S. Reverse U-bend (RUB) specimens were used to evaluate the SCC resistance. The test solutioncomprises 3m NaCl + 500ppm Pb + 0.31m Na2SO4 + 0.45m NaOH. Experimental results show that Alloy690 TT of the crevice environment containing Pb, S, and Cl has significant cracks, indicating that Alloy690 is vulnerable to stress corrosion cracking under this environment.
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