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원자력발전소 운전환경에서 SA508 Gr. 1A 저합금강의 피로 수명 분석
Fatigue Life Analysis of SA508 Gr. 1A Low-Alloy Steel under the Operating Conditions of Nuclear Power Plant 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.6 no.1, 2010년, pp.50 - 56  

이용성 (한국수력원자력(주) 원자력발전기술원) ,  김태순 (한국수력원자력(주) 원자력발전기술원) ,  이재곤 (한국수력원자력(주) 원자력발전기술원)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Fatigue has been known as a major degradation mechanism of ASME class 1 components in nuclear power plants. Fatigue damage could be accelerated by combined interaction of several loads and environmental factors. However, the environmental effect is not explicitly addressed in the ASME S-N curve whic...

주제어

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제안 방법

  • 1a 재료의 피로수명에 대한 외국 모델의 결과와 본 시험결과와의 차이를 규명하기 위해 heat number와 열처리 조건이 다른 두 종류의 SA508 Gr. 1a 재료를 각각 heat A, heat B로 구분하고 피로수명 시험을 수행하였다. 시험 결과 SA508 Gr.
  • 용존산소량을 단시간에 정확하게 조절하기 위해 2개의 유리칼럼을 탱크 대용으로 사용하였다. 1번 칼럼에는 아르곤 가스를 주입하여 용존산소를 최대한 제거하고, 2번 칼럼에는 질량유량계(MFC)를 장착하여 다양한 가스를 일정한 유량으로 주입할 수 있도록 하였다. 시험영역인 오토클레이브 내부의 온도는 ±2℃ 정도의 범위에서 일정하게 유지하도록 하였다.
  • 이상의 시험은 heat A 재료를 사용하였다. Heat number가 다른 동일재료에 대한 피로수명을 평가하기 위한 피로수명 시험은 310℃의 수화학환경에서 0.04%/s의 변형률속도, 용존산소량 1ppb 이하의 조건으로 시험하고 heat A와 heat B의 결과를 비교하였다. 피로수명은 인장응력이 최대값에서 25% 감소하는 주기(N25)로 정의하였다.
  • 본 피로시험의 경우, 서로 다른 heat number를 갖는 두 재료 간 황 함유랑과 인장강도의 크기는 Table 2 및 Table 3에서와 같이 큰 차이가 나타나지 않았다. 따라서 두 재료간의 미세구조를 비교 평가하여 피로 수명의 차이가 발생하는 원인을 분석하였다. 미세조직 관찰을 위해서 10×10mm 시편을 채취하였다.
  • 온도조건의 경우 피로수명에 대한 환경영향은 150℃에서부터 뚜렷해진다6) . 따라서 환경영향 개시온도인 150℃와 원자력발전소 운전온도인 310℃와의 평균온도인 230℃를 비교시험 온도조건으로 결정하였다. 발전소 운전 시 발생가능한 용존산소량의 변화에 따른 영향을 살펴보기 위해 정상운전조건인 1ppb 이하와 50ppb의 조건에서 실험을 수행하였다.
  • 환경인자가 재료의 피로수명에 미치는 영향을 확인하기 위해 온도, 용존산소량 및 변형률속도 조건을 달리하여 그 결과를 분석하고 외국의 모델과 비교 평가하였다. 또한, 동일 재료에 대한 외국 모델과 본 시험결과와의 피로수명 차이를 확인하기 위해 heat number와 열처리 조건이 다른 SA508 Gr.1a 재료를 선정하여 피로수명 시험을 수행하고 재료의 특성이 피로수명에 미치는 영향을 분석하였다.
  • 미세조직 관찰시편을 냉간 마운팅(cold mounting) 하여 1µm까지 연마작업을 수행하였다.
  • 따라서 환경영향 개시온도인 150℃와 원자력발전소 운전온도인 310℃와의 평균온도인 230℃를 비교시험 온도조건으로 결정하였다. 발전소 운전 시 발생가능한 용존산소량의 변화에 따른 영향을 살펴보기 위해 정상운전조건인 1ppb 이하와 50ppb의 조건에서 실험을 수행하였다. 용존산소량 50 ppb 환경을 구축하기 위해서 1% 산소 + 99% 아르곤 혼합가스를 시험수에 주입시키면서 용존산소량을 조절하였다.
  • 피로시험기는 본 시험을 위해 설계 및 제작된 전용기기로 ±60kN의 동적하중을 인가할 수 있는 servoelectric 방식을 사용하여 유압펌프가 불필요하기 때문에 시험기기 크기가 작다는 장점이 있다. 변형률 측정장치는 인코넬 재질을 사용하여 왜곡없이 오토 클레이브 외부에서 측정이 가능하며 굽힘하중과 좌굴을 받는 부위는 측정값이 영향을 받지 않도록 충분한 강성을 확보하여 설계되었다. 환경모사장치는 원자력발전소 운전환경을 최대한 모사할 수 있도록 설계되었다.
  • 용존산소량 50 ppb 환경을 구축하기 위해서 1% 산소 + 99% 아르곤 혼합가스를 시험수에 주입시키면서 용존산소량을 조절하였다. 변형률속도는 0.008%/s, 0.04%/s, 0.4%/s, 1.2%/s 의 4가지 조건에서 시험을 수행하였다. 이상의 시험은 heat A 재료를 사용하였다.
  • 에칭 용액으로는 nital 용액을 이용하였다. 상온에서 에칭 작업 후에 전자현미경을 이용해서 미세조직을 관찰하였다. 미세조직 관찰결과 heat A는 Fig.
  • 발전소 운전 시 발생가능한 용존산소량의 변화에 따른 영향을 살펴보기 위해 정상운전조건인 1ppb 이하와 50ppb의 조건에서 실험을 수행하였다. 용존산소량 50 ppb 환경을 구축하기 위해서 1% 산소 + 99% 아르곤 혼합가스를 시험수에 주입시키면서 용존산소량을 조절하였다. 변형률속도는 0.
  • 원자력발전소 운전환경 영향에 따른 피로수명을 평가하기 위해 원자로냉각재계통 배관재로 사용되는 SA508 Gr.1a 저합금강을 사용하여 다양한 환경 조건에서 저주기 피로시험을 수행하였다. 주요 환경 영향 인자로는 온도, 용존산소량 및 변형률속도를 고려하였다.
  • 1a를 사용하였다. 이 재료는 920℃에서 10분 동안 노말라이징 후 수냉하고 650℃에서 130분 동안 템퍼링 후 공냉 열처리된 것으로 본 논문에서는 heat A 로 명명하였다. 다른 재료는 가압기 서어지 노즐(surge nozzle)에 사용되는 SA508 Gr.
  • 재료의 피로수명에 영향을 주는 주요 환경인자인 온도, 용존산소량, 변형률속도에 따른 피로수명 시험을 SA508 Gr.1a - heat number A를 사용하여 수행하였다. Fig.
  • 1a 저합금강을 사용하여 다양한 환경 조건에서 저주기 피로시험을 수행하였다. 주요 환경 영향 인자로는 온도, 용존산소량 및 변형률속도를 고려하였다. 그 결과 온도 감소에 따라 피로수명은 증가하였고, 용존산소량의 증가에 따라 피로수명은 감소하였다.
  • 피로수명 시험조건을 Table 3에 나타내었다. 피로 수명에 영향을 미치는 환경인자로 온도, 용존산소량 및 변형률속도의 영향을 고려하였다. 온도조건의 경우 피로수명에 대한 환경영향은 150℃에서부터 뚜렷해진다6) .
  • 피로수명은 인장응력이 최대값에서 25% 감소하는 주기(N25)로 정의하였다. 피로수명 시험조건을 조성한 후 시험영역인 오토클레이브 내부환경을 균일하게 하고 시험 환경에서 안정된 산화막을 형성시키기 위해 전산화 공정(pre-oxidation)을 수행하였다.
  • 1a 저합금강의 피로수명 시험자료를 생산하였다. 환경인자가 재료의 피로수명에 미치는 영향을 확인하기 위해 온도, 용존산소량 및 변형률속도 조건을 달리하여 그 결과를 분석하고 외국의 모델과 비교 평가하였다. 또한, 동일 재료에 대한 외국 모델과 본 시험결과와의 피로수명 차이를 확인하기 위해 heat number와 열처리 조건이 다른 SA508 Gr.

대상 데이터

  • 미세조직 관찰을 위해서 10×10mm 시편을 채취하였다.
  • 본 연구에서는 heat number와 열처리 조건이 서로 다른 두 종류의 SA508 Gr.1a 시험편을 사용하여 피로수명 시험을 수행하였다. 먼저 원자력발전소 운전환경 영향에 따른 피로수명을 평가하기 위한 시험재료는 원자로냉각재계통 배관재로 사용되는 SA508 Gr.
  • 본 연구에서는 원자력발전소의 고온 수화학환경에서 피로수명 시험을 수행할 수 있는 시험장비를 제작하여 원자로냉각재계통 배관재로 사용되는 SA 508 Gr.1a 저합금강의 피로수명 시험자료를 생산하였다. 환경인자가 재료의 피로수명에 미치는 영향을 확인하기 위해 온도, 용존산소량 및 변형률속도 조건을 달리하여 그 결과를 분석하고 외국의 모델과 비교 평가하였다.
  • 연마작업 후, 시험편을 초음파세척기를 이용하여 세척하고 에칭하였다. 에칭 용액으로는 nital 용액을 이용하였다. 상온에서 에칭 작업 후에 전자현미경을 이용해서 미세조직을 관찰하였다.
  • 환경모사장치는 원자력발전소 운전환경을 최대한 모사할 수 있도록 설계되었다. 용존산소량을 단시간에 정확하게 조절하기 위해 2개의 유리칼럼을 탱크 대용으로 사용하였다. 1번 칼럼에는 아르곤 가스를 주입하여 용존산소를 최대한 제거하고, 2번 칼럼에는 질량유량계(MFC)를 장착하여 다양한 가스를 일정한 유량으로 주입할 수 있도록 하였다.
  • 2%/s 의 4가지 조건에서 시험을 수행하였다. 이상의 시험은 heat A 재료를 사용하였다. Heat number가 다른 동일재료에 대한 피로수명을 평가하기 위한 피로수명 시험은 310℃의 수화학환경에서 0.
  • 시험편의 화학적 조성 및 기계적 특성을 Table 1, 2에 각각 나타내었다. 저주기 피로시편은 ASTM E606-0414)에 따라 제작된 게이지 지름 9.63mm, 게이지 길이 19.05mm인 봉상형태의 피로시험편을 사용하였다. 시험편의 형상을 Fig.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
피로손상이란? 피로손상은 원자력발전소 주요 기기재료에서 발생 가능한 대표적인 열화현상 중 하나이다. 가동중인 원자력발전소 기기들에서는 기계적 하중과 열적 하중의 변화로 인해서 주기적 하중이 발생하는데, 이러한 하중이 원자력발전소 기기들의 피로수명을 저하시키는 중요한 원인으로 작용하고 있다.
피로수명을 저하시키는 주된 원인? 피로손상은 원자력발전소 주요 기기재료에서 발생 가능한 대표적인 열화현상 중 하나이다. 가동중인 원자력발전소 기기들에서는 기계적 하중과 열적 하중의 변화로 인해서 주기적 하중이 발생하는데, 이러한 하중이 원자력발전소 기기들의 피로수명을 저하시키는 중요한 원인으로 작용하고 있다. 원자력발전소의 원자로냉각재계통은 고온 ․ 고압의 수화학 환경이기 때문에, 하중인자와 환경인자가 복합적으로 작용하여 피로손상이 가속될 가능성이 높은 것으로 알려져 있다.
온도, 용존산소량, 변형률속도를 고려하여 원자력발전소 운전환경 영향에 따른 피로수명을 평가한 본 연구의 분석결과는 어떠한가? 주요 환경 영향 인자로는 온도, 용존산소량 및 변형률속도를 고려하였다. 그 결과 온도 감소에 따라 피로수명은 증가하였고, 용존산소량의 증가에 따라 피로수명은 감소하였다. 그리고 0.4 %/s 이상의 변형률속도에서는 피로수명에 대한 변형률속도의 영향이 없어짐을 확인하였다. 이는 변형률속도가 빨라질수록 환경영향이 감소하다가 임계치에 도달한 이후부터는 환경 영향이 없어지기 때문인 것으로 판단된다. 이와 같은 시험결과는 외국의 예측모델에서 나타나는 경향과 일치하였다. 그러나 피로수명은 외국의 모델에 비해 짧게 나타났다.
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