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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2017.12
- 수록면
- 356 - 364 (9page)
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In this study, submerged arc cladded Fe-Cr-Ni-Mo-CuWNbV-C stainless steels containing various Cr contents between 11.2 wt.% and 16.7 wt.% were prepared with fixed C content at about 0.14 wt.%. Using these alloys, changes in microstructure, tensile property, and thermal fatigue property were investigated. Phase fraction of delta-ferrite was increased gradually with increasing Cr content. However, tensile strength, hardness, and thermal fatigue resistance appeared to be decreased. When the microstructure of delta–ferrite was observed, it was revealed that the mesh structure retained up to about 15% Cr content. Although thermal fatigue resistance was almost the same for Cr contents between 11.0 and 14.5 wt.%, it was significantly decreased at higher Cr contents. This was evident from mean value of crack lengths of 10 largest ones. Evaluation of thermal fatigue resistance on alloys with various Cr contents revealed the following important results. First, the reproducibility of ranking test was excellent regardless of the number of cycles. Second, thermal fatigue resistance was increased in proportion to true tensile fracture strength values of overlay materials. Finally, the number of thermal fatigue cracks per unit length was increased with increasing true tensile fracture strength.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험방법
3. 실험결과
4. 고찰
5. 결론
REFERENCES
참고문헌 (22)
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J. Z. Briggs, T. D. Parker, 1965, The Super 12% Cr Steels, Climax Molybdenium Co., New York, NY, pp. 1~220.
S. N. Rosenwasser, P. Miller, J. A. Dalessandro, J. M. Rawls, W. E. Toffolo, W. Chen, 1979, The Application of Martensitic Stainless Steels in Long Lifetime Fusion First Wall/Blankets, J. Nucl. Mater., Vol.85-86, pp. 177~182.
S. Matsuoka, S. Kim, J. R. Weertman, 1984, Mechanical and Microstructural Behavior of a Ferritic Stainless Steel under High Temperature Cycling, Topical Conference on Ferritic Alloys for Use in Nuclear Energy Technology, Proceedings of the Topical Conference on Ferritic Alloys for use in Nuclear Energy Technologies(editor: J. W. Davis, D. J. Michel), TMS-AIME, Warrendale, PA, pp. 507~516.
R. L. Klueh, J. M. Vitek, 1983, The Resistance of 9Cr-lMoVNb and 12Cr-lMoVW Steels to Helium Embrittlement, J. Nucl. Mater., Vol.117, pp. 295~302.
V. K. Sikka, C. T. Ward, K. C. Thomas, 1983, Modified 9Cr-1Mo Steel - An Improved Alloy for Steam Generator Application, Ferritic Steels for High Temperature Applications, Metals Park, OH, pp. 65~84.
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