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이종금속 평판 맞대기용접의 용접잔류응력 분포특성
Distribution Characteristics of Weld Residual Stress on Butt Welded Dissimilar Metal Plate 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.34 no.9=no.300, 2010년, pp.1317 - 1323  

이경수 (한전전력연구원) ,  박치용 (한전전력연구원) ,  김만원 (한수원(주)) ,  박재학 (충북대)

초록
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본 연구에서는 최근 원자력 발전소에서 이종금속용접 접합 소재로 많이 사용되고 있는 SA 508과 Type 304 스테인리스강의 이종금속 용접잔류응력 분포특성을 살펴보기 위하여 이종금속 용접시편을 제작하여 직접 용접을 실시하고 X-선 회절법을 이용하여 용접시험편의 표면에서 용접 잔류응력을 측정하였다. 또한 3차원 유한요소해석을 통하여 이종금속 맞대기용접을 전산모사하고 시편의 용접잔류응력 분포를 구하였다. 측정한 잔류응력과 유한요소해석 결과 계산된 잔류응력을 고찰함으로써 3차원 평판 이종금속 맞대기 용접부의 잔류응력분포 특성을 살펴보았다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, the weld residual stress distribution at a dissimilar-metal welded plate of low alloy carbon steel and stainless steel, which are widely used in nuclear power plants, was characterized. A plate mock-up with butt welding was fabricated using SA 508 low alloy steel and Type 304 stainles...

주제어

AI 본문요약
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제안 방법

  • 3과 같이 tack-weld로 여덟 부위를 고정하였다. 1~3 패스는 피복 아크용접(shield metal arc welding), 4~11 패스는 가스텅스텐 아크용접(gas tungsten arc welding)을 사용하였고 입열조건은 전압이 25V, 전류가 150A였으며 층간온도는 130℃ 이하로 진행하였다. 용접 도중에 9번째 패스 후 ③, ④, ⑤ 부위가 분리되었고, 10 번째 패스 후 ⑥, ⑦ 부위가 분리되었다.
  • SA508/304SS이종금속 맞대기용접의 잔류응력특성을 살펴보기 위하여 실제 용접시편을 제작하여 X-선 회절법으로 용접시편 표면에서의 잔류응력을 측정하고 유한요소해석을 통하여 잔류응력분포를 살펴보았다. 측정 결과와 유한요소해석 결과가 동일한 경향과 잔류응력분포 특성을 나타내었다.
  • 용접시편의 잔류응력 측정에는 X-선 회절법을 사용하였다. 또한 실험과 동일한 형상 및 조건에 대하여 3차원 유한요소해석을 통하여 용접잔류응력을 계산하였다. 이때 용접방향으로 유한요소격자를 조밀하게 배치하여 모델링하였다.
  • 본 연구에서는 시편의 크기 및 소재, 용접잔류 응력 측정 방법을 달리하여 용접시편을 제작하였다. 탄소강인 SA508에 Alloy 82 버터링(buttering )을 육성한 후 304 스테인리스강과 맞대기용접을 수행하였다.
  • 용융상태인 비드요소의 중심에서 최대온도는 약 1700℃ 이며 용융부 주변의 열영향부에서 온도는 약 1090℃ 정도이다. 용접 순서에 따라 모든 비드요소에 대하여 이와 같은 온도분포가 되도록 하였다. 이러한 온도조건은 EPRI 연구결과(14,15)와 동일한 것이다.
  • 용접 열전달해석은 각 용접패스 마다 용접방향으로 시작부터 종료까지 18개의 용접비드요소를 차례로 활성화 시켜 비드요소에 체적열원(body heat source)을 가함으로써 실제 움직이는 열원을 모사하였다. 열용입 중인 활성화된 용접비드 요소를 제외한 나머지 대기와 접촉하고 있는 표면에서는 10 W/m2-℃의 대류열전달계수를 적용하여 공기 중으로의 자유 표면냉각을 고려하였다.
  • 4는 용접잔류응력 측정점을 나타낸 것이다. 용접잔류응력은 두 모재부에서 각각 측정하였으며 용접선과 평행한 방향으로는 용접부 경계로부터 15 mm 거리에서 용접방향과 평행한 선에서 15 mm 간격으로 11 지점을 측정하였고, 용접부에 수직한 방향으로는 판 중앙에 15 mm 간격으로 SA508과 304SS에서 각각 7 지점씩 측정하였다. 편의를 위하여 용접진행방향을 X, 수직한 방향을 Z 로 나타내기로 한다.
  • 또한 실험과 동일한 형상 및 조건에 대하여 3차원 유한요소해석을 통하여 용접잔류응력을 계산하였다. 이때 용접방향으로 유한요소격자를 조밀하게 배치하여 모델링하였다. 측정한 용접잔류응력과 유한요소해석 결과를 비교 고찰 하였다.
  • 이종금속 판재의 맞대기용접을 전산모사하기 위하여 3차원 유한요소모델을 작성하고 열전달해석과 열응력해석을 수행하여 용접잔류응력분포를 구하였다. 유한요소해석은 ABAQUS Version 6.
  • 이때 용접방향으로 유한요소격자를 조밀하게 배치하여 모델링하였다. 측정한 용접잔류응력과 유한요소해석 결과를 비교 고찰 하였다.
  • 본 연구에서는 시편의 크기 및 소재, 용접잔류 응력 측정 방법을 달리하여 용접시편을 제작하였다. 탄소강인 SA508에 Alloy 82 버터링(buttering )을 육성한 후 304 스테인리스강과 맞대기용접을 수행하였다. 이때 용가재(filler metal)는 Alloy 182를 사용하였다.
  • 열용입 중인 활성화된 용접비드 요소를 제외한 나머지 대기와 접촉하고 있는 표면에서는 10 W/m2-℃의 대류열전달계수를 적용하여 공기 중으로의 자유 표면냉각을 고려하였다. 한 용접패스 내에서 활성화된 용접비드 요소의 열용입 후 다음 용접비드요소를 활성화하여 열용입할 때, 직전에 열용입한 비드요소의 자유표면은 대류열전달 조건을 적용하여 자연냉각 되도록 하였다. 한 패스 용접 후 충분한 냉각시간을 두어 각 용접패스 사이의 층간온도가 실험에서 측정된 온도에 근접하도록 하였다.
  • 한 용접패스 내에서 활성화된 용접비드 요소의 열용입 후 다음 용접비드요소를 활성화하여 열용입할 때, 직전에 열용입한 비드요소의 자유표면은 대류열전달 조건을 적용하여 자연냉각 되도록 하였다. 한 패스 용접 후 충분한 냉각시간을 두어 각 용접패스 사이의 층간온도가 실험에서 측정된 온도에 근접하도록 하였다.
  • 한편 평판의 이종금속 용접의 경우, 3차원 잔류응력 특성에 관한 연구가 이경수 등(12)에 의하여 수행되었는데, SA508/ F316L 스테인리스강의 이종금속 평판 용접부에 대하여 용접시편을 제작하고 잔류응력을 측정하여 유한요소해석 결과와 비교하였다. 그러나 용접선에 수직한 방향의 판 길이가 작기 때문에 3차원 효과가 크게 나타났다.

대상 데이터

  • 3와 304 스테인리스강(SS)이며, 버터링은 Alloy 82 이고 용가재는 Alloy 182 이다. SA 508 Gr.3은 밀링에 의해 제작된 소재를 사용하였으며 304SS는 기성품으로 판매되고 있는 압연재를 사용하였다. SA 508부는 버터링 용접 후 610 ℃ 에서 30분간 유지하였다가 노내에서 냉각하여 풀림처리 하였으며 304SS부는 그루브 가공 후 1100 ℃에서 30분간 유지하였다가 액화질소에 급냉하여 고용화 열처리한 후 맞대기 용접을 실시하였다.
  • 이종금속 맞대기용접에 사용된 시편의 크기는 246 x 180 x 13 mm (가로x세로x두께) 인 평판이다. 모재부 소재는 탄소강 SA508 Gr.3와 304 스테인리스강(SS)이며, 버터링은 Alloy 82 이고 용가재는 Alloy 182 이다. SA 508 Gr.
  • 사용된 X-선 파장은 SA 508부는 V 필터를 부착한 Cr-Kα이며 회절각은 156.08°이고 304SS부는 V 필터를 제거한 Cr-Kβ이며 회절각은 148.52°이다.
  • 9는 용접부 상세 요소격자 형상을 나타낸 것이다. 사용된 요소의 종류는 8절점 육면체요소이며 열전달해석에서는 DC3D8 요소를, 열응력해석에서는 C3D8R 요소를 사용하였다. 용접비드요소는 용접방향을 따라 10mm의 길이로 18개를 배치하였다.
  • 사용된 요소의 종류는 8절점 육면체요소이며 열전달해석에서는 DC3D8 요소를, 열응력해석에서는 C3D8R 요소를 사용하였다. 용접비드요소는 용접방향을 따라 10mm의 길이로 18개를 배치하였다. 유한요소모델의 총 절점 수는 23865 개 이며, 총 요소 수는 21204 개 이다.
  • 용접비드요소는 용접방향을 따라 10mm의 길이로 18개를 배치하였다. 유한요소모델의 총 절점 수는 23865 개 이며, 총 요소 수는 21204 개 이다. 유한요소 모델에서 X 방향은 용접선에 수직한 방향이며 Z방향은 용접선 방향이다.
  • 탄소강인 SA508에 Alloy 82 버터링(buttering )을 육성한 후 304 스테인리스강과 맞대기용접을 수행하였다. 이때 용가재(filler metal)는 Alloy 182를 사용하였다. 용접시편의 잔류응력 측정에는 X-선 회절법을 사용하였다.
  • 이종금속 맞대기용접에 사용된 시편의 크기는 246 x 180 x 13 mm (가로x세로x두께) 인 평판이다. 모재부 소재는 탄소강 SA508 Gr.

이론/모형

  • 이때 용가재(filler metal)는 Alloy 182를 사용하였다. 용접시편의 잔류응력 측정에는 X-선 회절법을 사용하였다. 또한 실험과 동일한 형상 및 조건에 대하여 3차원 유한요소해석을 통하여 용접잔류응력을 계산하였다.
  • 용접잔류응력 측정은 X-선 회절법을 이용하였다. 사용된 X-선 파장은 SA 508부는 V 필터를 부착한 Cr-Kα이며 회절각은 156.
  • 그러나 용접선에 수직한 방향의 판 길이가 작기 때문에 3차원 효과가 크게 나타났다. 용접잔류응력의 측정은 구멍뚫기방법(hole drilling method)을 사용하였는데, 스트레인게이지를 부착하기 위한 표면 연마의 영향도 측정결과에 포함되었다.
  • 이종금속 판재의 맞대기용접을 전산모사하기 위하여 3차원 유한요소모델을 작성하고 열전달해석과 열응력해석을 수행하여 용접잔류응력분포를 구하였다. 유한요소해석은 ABAQUS Version 6.9(13)를 사용하여 수행하였다. 이종금속평판 맞대기용접 시편의 유한요소모델링 형상과 치수, 용접방향, 용접패스 적층 순서 및 구성소재는 Fig.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자력발전소에서는 큰 압력과 하중에 견디기 위해서 주기기와 연결 배관의 재료로 무엇을 사용하는가? 원자력발전소의 경우 큰 압력과 하중에 견디기 위하여 주기기는 탄소강을 사용하여 제작하고 연결 배관은 내식성 등의 이유로 스테인리스강으로 제작된 경우가 있다. 이 때 두 금속간의 이종금속용접 접합이 실시되는데 이종금속 용접부에서는 매우 큰 용접잔류응력이 분포하는 것으로 알려져 있다.
본 연구에서 용접시편의 잔류응력 측정을 위해 무엇을 사용하였는가? 이때 용가재(filler metal)는 Alloy 182를 사용하였다. 용접시편의 잔류응력 측정에는 X-선 회절법을 사용하였다. 또한 실험과 동일한 형상 및 조건에 대하여 3차원 유한요소해석을 통하여 용접잔류응력을 계산하였다.
원자력발전소의 탄소강을 사용한 주기기와 스테인리스강을 사용한 연결 배관의 접합 과정에는 어떠한 문제점이 있는가? 원자력발전소의 경우 큰 압력과 하중에 견디기 위하여 주기기는 탄소강을 사용하여 제작하고 연결 배관은 내식성 등의 이유로 스테인리스강으로 제작된 경우가 있다. 이 때 두 금속간의 이종금속용접 접합이 실시되는데 이종금속 용접부에서는 매우 큰 용접잔류응력이 분포하는 것으로 알려져 있다. 따라서 체계적인 연구를 위하여 국내에서 노즐부의 이종금속용접 전산해석에 관한 라운드로빈 연구가 수행된 바 있다.
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참고문헌 (15)

  1. Section XI Task Group for Piping Flaw Evaluation of ASME Code, 1986, "Evaluation of Flaws in Austenitic Steel Piping," Transactions of the ASME, Journal of Pressure Vessel Technology, Vol.108, pp.352-366. 

  2. September 2000, Welding Residual Stress Distribution, R6 Revision 4, Chapter IV, Section IV.4. 

  3. API 579, Appendix E 

  4. Inspection and Mitigation of Alloy 82/182 Pressurizer Butt Welds: Proposed Letter Template for PWR License to NRC, 2007.1.12. 

  5. US NRC, "NRC Wolf Creek Flaw Evaluation," Presented at November 30, 2006, Public Meeting Between US NRC and MRP, North Bethesda, Maryland. 

  6. Kim, J. S., Chung, H. D. and Choi, Y. H., 2008, "The Regulatory Issues on Bimaterial Weld PWSCC and related Industrial Activity," Proceedings of the KPVP 2008, pp.389-390. 

  7. Bamford, W., Cipolla, R., Rudland, D. and Boo, G. D., 2008, "Technical Basis for Revision to Section XI Appendix C for Alloy 600/82/182/132 Flaw Evaluation in Both PWR and BWR Environments," ASME PVP 2008 Conference. 

  8. Dong, P. and Cao, Z., 2006, "The Mechanical Basis of Residual Stress Profiles in Proposed API 579 Appendix E," ASME PVP 2006 Conference. 

  9. Kim, J. S. and Jin, T. E., 2007, "Development of Engineering Formulae for Welding Residual Stress Distributions of Dissimilar Welds on Nozzle in Nuclear Component," ASME PVP 2007 Conference. 

  10. Song, T. K., Kim, Y. J., Lee, K. S., Park, C. Y., Kim, J. S., Kim, J. W., 2007, "Sensitivity Analysis of Finite Element Method for Estimating Residual Stress of Dissimilar Metal Weld," Proceedings of the KSME Fall Annual Meeting, pp.63-68. 

  11. Song, T.K., Bae, H.Y., Kim, Y.J., Lee, K.S., Park, C.Y., Yang, J.S., Huh, N.S., Kim, J.-W., Park, J.-S., Song, M.S., Lee, S.G., Kim, J.S., Yu, S.C. and Chang Y.S., 2008, "Results and Analyses for Simulational Round Robin on Welding Residual Stress Prediction in Nuclear Power Plant Nozzle," The KSME 2008 Fall Annual Conference, pp.79-82. 

  12. Lee, K.S., Kim, T.R., Park, J.H. Kim, M.W. and Cho, S.Y., 2009, "3-D Characteristics of Residual Stress in the Plate Butt Weld Between SA508 and F316L SS," Trans. of the KSME(A), Vol.33, No.4, pp.401-408. 

  13. ABAQUS V.6.9-1, Dassault Systems, 2009. 

  14. Material Reliability Program: MRP-106, 2004, Welding Residual and Operating Stresses in PWR Alloy182 Butt Welds, EPRI, Palo Alto, CA. 

  15. Material Reliability Program: MRP-113, 2004, Alloy82/182 Butt Weld Safety Assessment for U.S. PWR Plant Designs, EPRI, Palo Alto, CA 

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