The primary circuit of pressurized water reactors (PWRs) is maintained in high pressure and temperature water environments during the normal operation of nuclear power plants (NPPs). Especially, the austenitic 316 stainless steels used by structural materials and piping in primary side of PWRs were exposed to corrosive environments, and which causes various degradation mechanism due to the corrosion such as primary water stress corrosion cracking (PWSCC) and environmentally-assisted fatigue (EAF). Therefore, the addition of zinc to primary water chemistry and the optimization of concentration of dissolved hydrogen have been debated in worldwide for mitigation of these degradation mechanisms. In this thesis, the corrosion behavior of type 316 stainless steel depending on the zinc addition and concentration of dissolved hydrogen in primary water chemistry is presented by analyzing the oxide film formed in various environments. As the results, the difference in corrosion behavior is not significant in the change in concentration of dissolved hydrogen, however, the properties of oxide film and corrosion resistance are improved when zinc is injected.
가압경수로형 원자력 발전소의 1차측 환경은 고온, 고압의 수화학 환경으로 유지된다. 원자력 발전소의 주기기 및 배관으로 사용되는 오스테나이트계 316 스테인리스강은 이러한 환경에 직접적으로 노출되고 부식에 의한 여러가지 열화기구들이 발생하게 된다. 그 중에서도 일차수 응력부식균열이나 환경영향피로와 같은 열화기구에 의한 영향을 저감시키기 위하여 아연 주입이나 용존 수소량을 조절하는 방안이 세계적으로 논의되고 있다. 따라서 본 학위논문에서는 원자력 발전소의 1차측 환경에 아연 주입 또는 용존 수소량의 변화가 316 스테인리스강의 부식 거동에 어떠한 영향을 미치는지를 산화막을 분석함으로써 나타내었다. 용존 수소량의 변화에는 부식 거동의 차이가 크게 나타나지 않는 반면에 아연이 주입되면 산화막의 특성이 개선되고 부식 저항성도 향상되었다.
