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원자력 발전소 배관재를 이용한 고온 수화학 조건에서의 방사화 부식생성물 모사에 관한 연구

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영문명
Study on the Simulation of Crud Formation using Piping Materials of Nuclear Power Plant in High Temperature Water
발행기관
한국방사성폐기물학회
저자명
김상현 김인섭 이건재
간행물 정보
『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.3 No.1, 323~332쪽, 전체 10쪽
주제분류
공학 > 공학일반
파일형태
PDF
발행일자
2005.03.31
이용가능 이용불가
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  • 이 학술논문 정보는 (주)교보문고와 각 발행기관 사이에 저작물 이용 계약이 체결된 것으로, 교보문고를 통해 제공되고 있습니다. 1:1 문의
논문 표지

국문 초록

발전소 내 방사화 부식생성물의 대부분을 차지하고 있는 니켈 페라이트계 부식생성물을 모사 발생시키기 위한 고온 고압용 장치를 제작하여 연구를 수행하였다. 배관형 포집기를 이용한 부식생성물 발생장치로부터 방사화 부식생성물과 가장 유사한 부식생성물을 얻을 수 있었다. 발전소에서 입자성 부식생성물이 발생되는 원리인 온도에 따른 용해도 차이를 구현하기 위하여 270 ℃에서 부식반응이 일어나 상대적으로 높은 온도를 가진 포집용 장치에 부식생성물이 포집되도록 장치를 제작하였으며, 발생된 부식생성물은 주사전자현미경 관찰과 EDAX를 통한 조성분석으로 그 특성을 관찰하였다. 부식생성물은 포집된 위치에 따라서 침상 형태의 산화물과 결정 형태의 산화물로 나뉘었으며, 조성 분석 결과 결정 형태의 부식생성물이 니켈 페라이트로서 발전소에서 발생되는 입자성 부식생성물과 유사한 것을 알 수 있었다.

영문 초록

High temperature - high pressure apparatus was developed to simulate nickel ferrite corrosion productswhich were main compositions of the radioactive crud in the nuclear power plant. Corrosion product similar to the crud was obtained by a tube accumulator system. Nickel alloy (Inconel 690) and carbon steel (SA106 Gr. C) were corroded at 270 ℃ in the corrosion product generator. Ni ions and Fe ions dissolved by corrosion reaction were able to be transported to the accumulator because the crud generation mechanism was the solubility change with temperature. To evaluate the properties of simulated corrosion products, scanning electron microscope (SEM) observation and EDAX analysis were performed. SEM observation of corrosion product showed the needlelike or crystal structure of oxide depending on precipitating location. The crystal oxide was the nickel ferrite, which was similar to the crud in nuclear power plants.

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APA

김상현,김인섭,이건재. (2005).원자력 발전소 배관재를 이용한 고온 수화학 조건에서의 방사화 부식생성물 모사에 관한 연구. Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT), 3 (1), 323-332

MLA

김상현,김인섭,이건재. "원자력 발전소 배관재를 이용한 고온 수화학 조건에서의 방사화 부식생성물 모사에 관한 연구." Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT), 3.1(2005): 323-332

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