원자력발전소의 증기발생기 전열관(Steam generator tube, SG tube)은 원전 1차 및 2차 냉각계통 간 열 교환 역할을 수행하기 때문에 건전성 유지가 매우 중요하다. 현재 전열관의 건전성 연구는 가상의 극한 사고 상황까지 고려하여 진행되고 있으며, 그중 전열관의 파손 문제에는 creep 파손 모델이 사용되고 있다. 하지만, 전열관 소재에 대한 특성 연구는 주로 부식 특성에 대해 수행되었고. creep 특성에 관한 연구도 주로 Alloy 600에 대해 이뤄졌다. 현재 전열관은 Alloy 600에서 Alloy 690으로 교체되는 추세이며, 이를 봤을 때 Alloy 690에 대한 creep 특성 연구가 필요하다. 따라서 증기발생기 전열관 소재인 Alloy 690의 creep 특성을 평가하고 미세조직 관찰을 통해 두 인자 간 상관관계를 분석하였다. Creep 특성 평가 온도는 650, 750, 850℃으로 설정하였고, creep 수명 예측을 위해 고온 인장 특성평가를 함께 진행하였다. 온도 증가에 따라 Alloy 690의 항복 및 인장강도와 ...
원자력발전소의 증기발생기 전열관(Steam generator tube, SG tube)은 원전 1차 및 2차 냉각계통 간 열 교환 역할을 수행하기 때문에 건전성 유지가 매우 중요하다. 현재 전열관의 건전성 연구는 가상의 극한 사고 상황까지 고려하여 진행되고 있으며, 그중 전열관의 파손 문제에는 creep 파손 모델이 사용되고 있다. 하지만, 전열관 소재에 대한 특성 연구는 주로 부식 특성에 대해 수행되었고. creep 특성에 관한 연구도 주로 Alloy 600에 대해 이뤄졌다. 현재 전열관은 Alloy 600에서 Alloy 690으로 교체되는 추세이며, 이를 봤을 때 Alloy 690에 대한 creep 특성 연구가 필요하다. 따라서 증기발생기 전열관 소재인 Alloy 690의 creep 특성을 평가하고 미세조직 관찰을 통해 두 인자 간 상관관계를 분석하였다. Creep 특성 평가 온도는 650, 750, 850℃으로 설정하였고, creep 수명 예측을 위해 고온 인장 특성평가를 함께 진행하였다. 온도 증가에 따라 Alloy 690의 항복 및 인장강도와 연신율은 대체적으로 감소하는 경향을 보였다. 그리고 creep 특성 평가 시, 2차 및 3차 creep 단계가 나타나는 전형적인 Ni 계 합금의 creep curve가 관찰되었다. Creep 시험 결과로부터 응력 지수를 도출하여 5∼6 범위의 값을 얻었고, Alloy 690의 주요 creep 변형 기구는 전위 creep으로 생각된다. Larson Miller, Manson Haferd, Orr Sherby Dorn, Wilshire 방법을 사용하여 creep 수명 예측을 실시하였고, 실험 결과가 잘 예측되었으며 방법 별 큰 차이를 보이지 않았다. 그리고 Larson Miller 방법을 사용하여 Alloy 600과 Alloy 690의 creep 수명 예측 곡선 비교하였다. 초기에는 Alloy 690의 creep 특성이 우수하나, 1,000hr(650℃ 조건) 이상 장시간 creep에서는 Alloy 600의 특성이 더 우수하게 나타났다. 이러한 creep 특성의 역전 현상 원인 분석을 위해 항복강도와 석출물 상태도를 비교하였다. 약 750℃ 이상에서 Alloy 690의 항복강도와 석출물의 분율이 높게 나타났다. 그러므로 높은 항복강도에 의해 Alloy 690의 초기 creep 특성이 우수하다고 생각된다. 그리고 Alloy 690의 미세조직을 관찰했을 때, 탄화물의 크기는 creep 시험 온도가 증가할수록, 하중이 가해지는 환경일수록 더 조대하게 나타났다. 이는 고온 및 하중 영향에 의한 확산속도 증가로 조대한 탄화물이 형성된 것이다. 이를 볼 때, 장시간 범위에서 creep 특성 역전 원인은 조대화된 탄화물에 의한 Alloy 690의 creep 특성 저하로 생각된다. 하지만, Alloy 600과 690의 creep 특성 역전은 평시 가동 환경(288∼327℃)이 아닌 극한 환경(650℃ 이상)에서 1만 시간 진행되었을 때 발생하였다. 그러므로 평시 가동 환경뿐만 아니라 극한의 사고 상황을 가정한 환경에서도 탄화물에 의한 Alloy 690의 creep 특성 저하는 없을 것으로 생각된다.
원자력발전소의 증기발생기 전열관(Steam generator tube, SG tube)은 원전 1차 및 2차 냉각계통 간 열 교환 역할을 수행하기 때문에 건전성 유지가 매우 중요하다. 현재 전열관의 건전성 연구는 가상의 극한 사고 상황까지 고려하여 진행되고 있으며, 그중 전열관의 파손 문제에는 creep 파손 모델이 사용되고 있다. 하지만, 전열관 소재에 대한 특성 연구는 주로 부식 특성에 대해 수행되었고. creep 특성에 관한 연구도 주로 Alloy 600에 대해 이뤄졌다. 현재 전열관은 Alloy 600에서 Alloy 690으로 교체되는 추세이며, 이를 봤을 때 Alloy 690에 대한 creep 특성 연구가 필요하다. 따라서 증기발생기 전열관 소재인 Alloy 690의 creep 특성을 평가하고 미세조직 관찰을 통해 두 인자 간 상관관계를 분석하였다. Creep 특성 평가 온도는 650, 750, 850℃으로 설정하였고, creep 수명 예측을 위해 고온 인장 특성평가를 함께 진행하였다. 온도 증가에 따라 Alloy 690의 항복 및 인장강도와 연신율은 대체적으로 감소하는 경향을 보였다. 그리고 creep 특성 평가 시, 2차 및 3차 creep 단계가 나타나는 전형적인 Ni 계 합금의 creep curve가 관찰되었다. Creep 시험 결과로부터 응력 지수를 도출하여 5∼6 범위의 값을 얻었고, Alloy 690의 주요 creep 변형 기구는 전위 creep으로 생각된다. Larson Miller, Manson Haferd, Orr Sherby Dorn, Wilshire 방법을 사용하여 creep 수명 예측을 실시하였고, 실험 결과가 잘 예측되었으며 방법 별 큰 차이를 보이지 않았다. 그리고 Larson Miller 방법을 사용하여 Alloy 600과 Alloy 690의 creep 수명 예측 곡선 비교하였다. 초기에는 Alloy 690의 creep 특성이 우수하나, 1,000hr(650℃ 조건) 이상 장시간 creep에서는 Alloy 600의 특성이 더 우수하게 나타났다. 이러한 creep 특성의 역전 현상 원인 분석을 위해 항복강도와 석출물 상태도를 비교하였다. 약 750℃ 이상에서 Alloy 690의 항복강도와 석출물의 분율이 높게 나타났다. 그러므로 높은 항복강도에 의해 Alloy 690의 초기 creep 특성이 우수하다고 생각된다. 그리고 Alloy 690의 미세조직을 관찰했을 때, 탄화물의 크기는 creep 시험 온도가 증가할수록, 하중이 가해지는 환경일수록 더 조대하게 나타났다. 이는 고온 및 하중 영향에 의한 확산속도 증가로 조대한 탄화물이 형성된 것이다. 이를 볼 때, 장시간 범위에서 creep 특성 역전 원인은 조대화된 탄화물에 의한 Alloy 690의 creep 특성 저하로 생각된다. 하지만, Alloy 600과 690의 creep 특성 역전은 평시 가동 환경(288∼327℃)이 아닌 극한 환경(650℃ 이상)에서 1만 시간 진행되었을 때 발생하였다. 그러므로 평시 가동 환경뿐만 아니라 극한의 사고 상황을 가정한 환경에서도 탄화물에 의한 Alloy 690의 creep 특성 저하는 없을 것으로 생각된다.
The Steam Generator tube(SG tube) of nuclear power plants (NPPs) serves as a heat exchanger between primary and secondary system in NPPs, and Its integrity is very important. The integrity study of SG tube has being conducted considering even virtual extreme accident situation. The creep failure mod...
The Steam Generator tube(SG tube) of nuclear power plants (NPPs) serves as a heat exchanger between primary and secondary system in NPPs, and Its integrity is very important. The integrity study of SG tube has being conducted considering even virtual extreme accident situation. The creep failure model is used for the problem of SG tube rupture. However, the study on the properties of SG tube was mainly conducted from the point of view of corrosion. Creep studies were also mainly conducted on Alloy 600. Recently, the SG tube has been replaced to Alloy 690, but studies on the creep of Alloy 690 are insufficient. Therefore, it is necessary to study the creep characteristics of Alloy 690. In this study, Alloy 690 TT, which is the same as the SG tube was used. Creep tests were conducted at 650℃, 750℃ and 850℃. The high temperature tensile tests were also performed to predict the creep life. Tensile properties tended to decrease as the temperature increased. The stress exponent of 5 to 6 was obtained from creep data. This means that the major creep deformation mechanism was dislocation creep. When the creep life was predicted using Larson Miller, Manson Haferd, Orr Sherby Dorn, and Wilshire models, the results were well matched with creep models and there was no significant difference between the models. The creep life prediction curves of Alloy 600 and 690 were compared using Larson Miller. The creep life of Alloy 690 was better than that of Alloy 600, but it was reversed at the high temperature and long time creep conditions. The yield strength and fraction of precipitates were compared. the results showed that those of Alloy 690 value is higher than those of Alloy 600. Therefore, intial creep characteristics of Alloy 690 were better than Alloy 600 because of the higher yield strength. In Alloy 690 microstructure, coarsening of carbide was observed with increasing temperature and time. Therefore, the previous reversal phenomenon occurred due to the deterioration of the creep properties of Alloy 690 by the coarsened carbide. However, the reversal phenomenon occurred when the temperature was over 650℃ and 10,000 hours not in a normal operating environment(288∼327℃). Therefore, the creep properties of Alloy 690 will not be degraded compared to Alloy 600 owing to the carbide coarsening in the nuclear power plant operation.
The Steam Generator tube(SG tube) of nuclear power plants (NPPs) serves as a heat exchanger between primary and secondary system in NPPs, and Its integrity is very important. The integrity study of SG tube has being conducted considering even virtual extreme accident situation. The creep failure model is used for the problem of SG tube rupture. However, the study on the properties of SG tube was mainly conducted from the point of view of corrosion. Creep studies were also mainly conducted on Alloy 600. Recently, the SG tube has been replaced to Alloy 690, but studies on the creep of Alloy 690 are insufficient. Therefore, it is necessary to study the creep characteristics of Alloy 690. In this study, Alloy 690 TT, which is the same as the SG tube was used. Creep tests were conducted at 650℃, 750℃ and 850℃. The high temperature tensile tests were also performed to predict the creep life. Tensile properties tended to decrease as the temperature increased. The stress exponent of 5 to 6 was obtained from creep data. This means that the major creep deformation mechanism was dislocation creep. When the creep life was predicted using Larson Miller, Manson Haferd, Orr Sherby Dorn, and Wilshire models, the results were well matched with creep models and there was no significant difference between the models. The creep life prediction curves of Alloy 600 and 690 were compared using Larson Miller. The creep life of Alloy 690 was better than that of Alloy 600, but it was reversed at the high temperature and long time creep conditions. The yield strength and fraction of precipitates were compared. the results showed that those of Alloy 690 value is higher than those of Alloy 600. Therefore, intial creep characteristics of Alloy 690 were better than Alloy 600 because of the higher yield strength. In Alloy 690 microstructure, coarsening of carbide was observed with increasing temperature and time. Therefore, the previous reversal phenomenon occurred due to the deterioration of the creep properties of Alloy 690 by the coarsened carbide. However, the reversal phenomenon occurred when the temperature was over 650℃ and 10,000 hours not in a normal operating environment(288∼327℃). Therefore, the creep properties of Alloy 690 will not be degraded compared to Alloy 600 owing to the carbide coarsening in the nuclear power plant operation.
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