Austenitic stainless steels (SSs) are widely used as in-core materials in current nuclear systems, with combination of good corrosion resistance, ductility, and mechanical properties. Meanwhile, they subjected to high neutron fluence of typically up to 70‒100 displacement per atom during operating time period of more than 40 years. However, the neutron irradiation causes deleterious effect on the microstructural evolution which effects on mechanical properties such as irradiation hardening and embrittlement. Especially, austenitic SSs are highly susceptible due to poor void swelling resistance, which would be a life-limiting degradation for reactor internal components. Therefore, development of advanced nuclear reactors with longer lifetime and better efficiency requires advanced materials that can withstand higher irradiation dose. In this thesis, an austenitic SS with uniformly distributed nanosized NbC precipitates, named as ARES-6P, was developed, by controlling chemical composition and thermo-mechanical processing. Then, the strengthening effects of the uniformly distributed nanosized NbC precipitates were evaluated using the micropillar compression test. Finally, the swelling resistance of the newly developed ARES-6P was investigated using the heavy ion irradiation and the results were compared with commercial 316 SS.
오스테나이트계 스테인리스강은 우수한 부식 저항성, 연성 및 기계적 특성을 바탕으로, 현 원자력 시스템의 내부 재료로 널리 사용되고 있다. 한편 원자력시스템의 장기운전 시 내부구조물은 누적된 중성자로 인한 다양한 조사손상이 발생하며, 이는 조사 경화 및 취화를 유발하여 재료의 건전성을 저해 시킨다. 특히, 오스테나이트계 스테인리스강의 취약한 보이드 팽윤 저항성은 원자력 시스템의 내부 구조물의 건전성을 저해하는 주요한 요소로 작용한다. 따라서, 장기간 운전이 가능한 고 효율의 원자력 시스템을 개발하기 위해서는 조사 저항성이 획기적으로 향상된 재료개발이 필수적이다. 본 논문에서는 화학적 조성 설계 및 열-기계적 공정을 개발하여 오스테나이트계 스테인리스강 기지 내 다량의 미세한 석출물을 균일하게 분포시키는 ARES-6P 합금을 개발하였다. 이후, 기지 내 균일하게 분포된 나노크기의 나이오븀 탄화물의 강화효과를 마이크로 필러 압축시험으로 평가했다. 마지막으로, 중이온 조사를 활용하여 개발된 ARES-6P 합금의 팽윤 저항성을 평가하였으며, 상용 316 스테인리스강 대비 우수한 저항성을 나타낸다.
