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The use of boric acid presents several limitations, such as the inability to control reactivity in real time, the induction of axial power offset, and the generation of liquid radioactive waste. To overcome these issues, an Innovative Small Modular Reactor (i-SMR) adopts boron-free water chemistry, enhancing system safety and reducing radioactive waste production. The absence of boron in the coolant chemistry also enables the consideration of alternative pH control agents instead of lithium hydroxide (LiOH). Among potential alternatives, potassium hydroxide (KOH) has been suggested as a promising candidate based on previous studies and thus it is essential to evaluate the corrosion behavior of Ni-based alloys in KOH environments. The immersion tests were performed to evaluate the corrosion behavior of Alloy 690 under water chemistry conditions of i-SMR. In both LiOH- and KOH- containing solutions, the formed oxide films showed polyhedral or rounded morphologies, showing no significant differences. From weight change measurements, the corrosion rate of Alloy 690 in LiOH-containing solutions was approximately 27% higher than that in KOH-containing solutions. Electrochemical corrosion tests conducted at ambient temperature and pressure produced results consistent with those of the immersion tests; LiOH-containing solutions showed higher corrosion current density and KOH-containing solutions a more stable film. Analyses of the solution properties were performed to identify the dominant factor governing the corrosion behavior in each solution. These results indicate that hydration-induced effects more strongly promote corrosion in LiOH-containing solutions, whereas the higher electrical conductivity of KOH-containing solutions is theoretically expected to enhance corrosion. Therefore, hydration-induced effects are identified as the dominant factor governing corrosion behavior under the conditions examined in this study.

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고리1호기 원자로구조물 재료 조사손상 및 방사화 평가 = Radiation damage and activation of reactor internal materials in decommissioned Kori Unit 1 권준현, 김종민, 이경근, 김민철 p. 116-127
가동원전내 모터제어반 고정볼트 열화의 내진응답 영향 분석 = Analysis of seismic response effect by anchor bolt degradation of MCC cabinets in operating nuclear plants 신태명, 이병찬 p. 128-137
관통부를 포함한 원자로 압력용기의 상세 중대사고 해석을 위한 Alloy 600/82의 재료 모델 개발 = Development of alloy 600/82 material models for detailed severe accident analysis of reactor pressure vessel including penetration 박준원, 박의균, 김윤재 p. 138-152
API X70 및 X80 균열배관의 공기 및 수소환경에서 파괴역학 기반 허용내압과 변형률 평가 = Fracture mechanics evaluation of allowable pressure and strain for API X70 and X80 pipelines under air and hydrogen environment 정희진, 서기완, 김재윤, 김윤재, 황진하, 김기석 p. 153-161
가압경수로 1차계통 환경에서 pHT가 크러드 부착 피복관의 부식가속화에 미치는 영향 = The effect of pHT on corrosion acceleration of crud-deposited fuel cladding in primary coolant condition of pressurized water reactor 서민교, 심희상, 임상엽, 전순혁, 하성준, 허도행 p. 162-170
용융염원자로 조건에서 냉간가공 SS316 스테인리스강의 스웰링 경험식 모델 개발 = Empirical modeling of swelling in cold-worked SS316 stainless steel under molten salt reactor conditions 이경근, 권준현, 홍민성, 안동현 p. 171-180
에너지 기반 증기발생기 전열관 마모 모델 개발 = Development of energy-based wear model for steam generator tubes 권대엽, 신희재, 오영진, 반치범 p. 181-191
혁신형 소형모듈원자로 무붕산 냉각수 환경에서 pH 조절제가 Alloy 690의 일반 부식거동에 미치는 영향 = Influence of pH agents on general corrosion behavior of alloy 690 in boron-free coolant conditions of innovative small modular reactor 김도연, 심희상, 조용상, 권혁철, 손석수, 전순혁 p. 192-199

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