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소듐냉각고속로 피복관용 중형 HT9 단조품 소재의 미세조직 및 기계적 특성 평가
Evaluation of Microstructural and Mechanical Property of Medium-sized HT9 Cladding Forged Material for Sodium-cooled Fast Reactor 원문보기

방사성폐기물학회지 = Journal of the Korean Radioactive Waste Society, v.10 no.1, 2012년, pp.21 - 26  

김준환 (한국원자력연구원) ,  이강수 (한국원자력연구원) ,  김성호 (한국원자력연구원) ,  이찬복 (한국원자력연구원)

초록
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소듐냉각 고속로 (SFR) 핵연료 피복관 후보재료로 고려되고 있는 중형 규모의 HT9 단조품 소재에 대한 금속조직학적 영향을 고찰하였다. 시험 재료는 유도가열법을 이용하여 1.1톤 규모의 잉곳으로 성형한 후, $1170^{\circ}C$에서 고온 단조 및 공랭을 통하여 160mm 직경 및 7000mm 길이를 갖는 단조품으로 가공하여 반경방향으로 미세조직의 변화를 관찰하였다. 시험 결과 시험 재료는 페라이트-마르텐사이트 조직을 보였으며 합금 조성에 의하여 2~3%의 델타 페라이트 (delta ferrite)를 가짐과 동시에 반경방향의 냉각속도 차이에 의하여 최대 15%의 변태 페라이트 (transformed ferrite)를 함유함이 관찰되었다. 냉각곡선의 모델링과 시간-온도-변태 (TTT) 선도를 이용한 민감도 분석을 통하여 단조품의 직경을 120mm로 줄였을 경우 중심부의 변태 페라이트 형성을 억제할 수 있음을 제시하였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Microstructural and mechanical property were evaluated at the medium-sized HT9 (12Cr-1MoWV) forged steel which was considered as primary candidate for the fuel cladding in sodium-cooled fast reactor (SFR). Material was forged at $1170^{\circ}C$ after the induction melting to make round ba...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구의 목적은 SFR 핵연료 피복관 재료로 개발한 국산 중형 HT9 단조품에 대한 미세조직 및 기계적 성질을 평가, 분석하는데 있다. 위치에 따른 단조품의 미세조직 분석 및 미세 경도 평가와 아울러 냉각속도에 따른 단조품의 미세조직학적 특성에 대한 고찰을 수행하였다.
  • 본 연구의 목적은 SFR 핵연료 피복관 재료로 개발한 국산 중형 HT9 단조품에 대한 미세조직 및 기계적 성질을 평가, 분석하는데 있다. 위치에 따른 단조품의 미세조직 분석 및 미세 경도 평가와 아울러 냉각속도에 따른 단조품의 미세조직학적 특성에 대한 고찰을 수행하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
핵연료 피복관으로 초기에 고려된 오스테나이트계 스테인리스강인 615L 및 D9강의 단점은 무엇인가? SFR 의 핵연료는 파이로프로세싱을 이용하여 건식 처리된 금속핵 연료가 사용될 계획이며 경수로에 비하여 높은 운전온도를 갖는 특성상 핵연료 피복관은 고온 기계적 성질이 우수한 스테인리스강을 고려하고 있다[3]. 초기에는 기계적 성질이 우수한 오스테나이트계 스테인리스강인 316L (17Cr-13Ni-Mo) 및 D9 (14Cr-15Ni-MoTi) 강이 고려되었으나 상기의 재료는 고속중성자 조사시 부피가 비정상적으로 커지는 조사팽윤 현상(irradiation swelling)이 발생하여 원자로 연소시 핵연료봉 제원이 변화하여 연소성능 및 안전성에 큰 영향을 미치는 단점을 지니고 있다[4]. 페라이트-마르텐사이트계 스테인리스강은 우수한 열적 크립 성질과 아울러 중성자 조사시 우수한 치수 안정성을 지니고 있어서 핵연료 피복관 후보 재료로 유력 하게 고려될 뿐만 아니라 차세대 핵연료 피복관으로 개발되 고 있는 산화물 분산강화 강 (Oxide-Dispersed Strengthened Steel)의 기본 조성으로 적용되고 있다[5,6].
소듐냉각 고속로는 무엇인가? 소듐냉각 고속로 (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 액체 소듐을 냉각재로 이용하며 고속중성자를 사용하여 핵분열을 일으키는 원자로로 현재 경수로의 뒤를 잇는 차세대 원자로로 개발되고 있는 원자로이다. 대한민국은 우라늄 자원을 재활용하고 현안으로 대두되고 있는 사용후 핵연료 양을 감축하기 위하여 차세대 순환형 핵연료 기술을 개발하고 있으며 이의 일환으로 2028년까지 SFR 실증로를 건설할 계획으로 추진하고 있고 이에 관련 핵심기술을 개발하고 있다[1,2].
핵연료 피복관은 어떤 공정을 거쳐 만들어지는가? 위와 같이 검증된 노내 연소이력으로 인하여 2028년에 건설될 SFR 실증로의 초기노심에 장전될 피복관 재료로 HT9 강이 유력하게 고려되고 있다. 핵연료 피복관은 합금용해 및 단조 후 중공빌렛(hollow billet)을 제조하여 열간압출 및 필거링, 복수의 냉간인발 및 열처리 공정을 통하여 만들어진다. 이러한 피복관 시제품 제작에 필요한 제반 기술을 개발하고자 국내 산업체와 연계하여 1.
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참고문헌 (14)

  1. W. J. Park, "National Policy and Status on Management of Spent Nuclear Fuel", J. of the Korean Radioactive Waste Society, 4(3), pp. 285-299 (2006). 

  2. J. M. Hur, S. S. Hong, S. M. Jeong and H. S. Lee, "Development of an Oxide Reduction Process for the Treatment of PWR Spent Fuel", J. of the Korean Radioactive Waste Society, 8(1), pp. 77-84 (2010). 

  3. D. S. Gelles, "Research and Development of Ironbased Alloys for Nuclear Technology", ISIJ International, 30(11), pp. 905-916 (1990). 

  4. J. L. Straalsund, R. W. Powell and B. A. Chin, "An Overview of Neutron Irradiation Effects in LMFBR Materials", J. of Nuclear Materials, 108-109, pp. 299-305 (1982). 

  5. T. R. Allen, J. T. Busby, R. L. Klueh, S. A. Maloy and M. B. Toloczko, "Cladding and Duct Materials for Advanced Nuclear Recycle Reactors". J. of Metals, January, pp. 15-23 (2008). 

  6. S. Ukai and M. Fujiwara, "Perspective of ODS Alloys Application in Nuclear Environments", J. Nuclear Materials, 307-311, pp. 749-757 (2002). 

  7. J. L. Straalsund and D. S. Gelles, "Assessment of the Performance Potential of the Martensitic Alloy HT-9 for Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Applications", Topical conference on Ferritic Alloys for Use in Nuclear Energy Technologies, June 19-23, Snowbird, Utah (1983). 

  8. R. B. Baker, F. E. Bard, R. D. Leggett and A. L. Pitner, "Status of Fuel, Blanket and Absorber Testing in the Fast Flux Test Facility", J. of Nuclear Materials, 204, pp. 109-118 (1993). 

  9. S. H. Kim, B. J. Song, S. D. Park, I. H. Kuk and W. S. Ryu, "Microstructure and Mechanical Properties in HT9 and HT9M Steels for Nuclear Power Plant", J. Korean Institute of Metals and Materials, 37(12), pp. 1487-1493 (1999). 

  10. F. B. Pickering, Microstructural Development and Stability in High Chromium Ferritic Power Plant Steels, p.4, The Institute of Materials (1997). 

  11. H. S. Carslaw and J. C. Jaeger, Conduction of Heat in Solids, 2nd Ed., p.202, Oxford Science Publications (1959). 

  12. L. Beres, A. Balogh and W. Irmer, "Welding of Martensitic Creep-Resistant Steels", Welding Research Supplement, August, pp. 191-195 (2001). 

  13. P. Parameswaram, S. Sajoja, M. Vijayalakshmi and V. S. Raghunathan, "Decomposition Modes of Austenite in Cr-Mo Ferrite Steels", J. Nuclear Materials, 232, pp. 226-232 (1996). 

  14. J. H. Kim, J. H. Baek, S. H. Kim, C. B. Lee, K. S. Na and S. J. Kim, "Effect of Hot Rolling Process on the Mechanical and Microstructural Property of the 9Cr-1Mo Steel", Annals of Nuclear Energy, 38, pp. 2397-2403 (2011). 

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