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[국내논문] 수압시험 및 정상운전 하중을 고려한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부 응력부식균열 성장 해석
Crack Growth Analysis due to PWSCC in Dissimilar Metal Butt Weld for Reactor Piping Considering Hydrostatic and Normal Operating Conditions 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.37 no.1, 2013년, pp.47 - 54  

이휘승 (서울과학기술대학교 기계시스템디자인공학과) ,  허남수 (서울과학기술대학교 기계시스템디자인공학과) ,  이승건 ,  박흥배 ,  이성호 (한국수력원자력(주) 중앙연구원)

초록

본 논문에서는 Alloy 82/182를 용접재로 이용한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부(Dissimilar Metal Butt Weld)에서의 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 평가하였다. 이를 위해 먼저 유한요소 응력해석을 수행하여 이종금속용접부에서의 응력분포를 결정하였으며, 이때 이종금속용접 및 동종금속용접에 의한 용접잔류응력 외에 수압시험과 정상운전 조건도 고려하여 기계적 하중에 의한 응력 재분배를 고려하였다. 최종적으로 이와 같이 구한 응력 분포를 바탕으로 PWSCC에 의한 축방향 및 원주방향 가상 균열의 균열성장 거동을 평가하여 PWSCC 균열 성장량을 계산하였다. 본 논문의 결과는 향후 PWSCC에 의한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부의 균열성장 거동 예측에 적용될 수 있다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

This study investigates the crack growth behavior due to primary water stress corrosion cracking (PWSCC) in the dissimilar metal butt weld of a reactor piping using Alloy 82/182. First, detailed finite element stress analyses were performed to predict the stress distribution of the dissimilar metal ...

Keyword

AI 본문요약
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문제 정의

  • 따라서 본 논문에서는 국내 가동 중인 원자력발전소의 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부를 대상으로 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 평가하였다. 이를 위해 용접부에 발생하는 응력을 상세 유한요소해석을 이용하여 결정하였으며, 이때에는 용접잔류응력 외에 수압시험 및 정상운전하중과 같은 배관에 작용하는 기계적 하중도 고려하여 기계적 하중 조건에 따른 용접잔류응력 재분배 거동도 평가하였다.
  • 본 논문에서는 수압시험과 정상운전 조건까지 고려하여 구한 최종 DMW 응력분포 결과를 바탕으로 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 예측하였다. 이를 위해 ASME B&PV Code, Sec.
  • 따라서 본 논문에서는 균열성장 선도를 작성하기 위해 모든 경우에 대해 균열성장이 발생하기 시작하는 임계 크기로 초기 균열깊이를 가정하였다. 이를 통해 만약 PWSCC에 의해 균열 성장이 발생한다면 신속하게 균열성장거동을 평가할 수 있도록 하였다. Fig.
  • 본 논문에서는 Alloy 82/182를 용접재로 이용한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부의 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 평가하였다. 이를 위해 먼저 응력해석을 수행하여 두께 방향을 따른 DMW 의 응력분포를 결정하였다.

가설 설정

  • 특히 “안전단/DMW 경계” 쪽에 대해 균열성장량을 계산하는 경우에는 경사진 ①번 경로를 따른 응력성분(축방향 균열인 경우 원주방향 응력, 원주방향 균열인 경우 축방향 응력)이 모두 균열성장에 기여한다고 가정하여 보수적으로 평가 하였다.
  • 10에 나타낸 바와 같이 응력확대계수가 내벽 근처에서 음의 값을 보이기에 만약 초기 균열깊이(a/t) 값이 너무 작으면 균열이 성장되지 않는다. 따라서 본 논문에서는 균열성장 선도를 작성하기 위해 모든 경우에 대해 균열성장이 발생하기 시작하는 임계 크기로 초기 균열깊이를 가정하였다. 이를 통해 만약 PWSCC에 의해 균열 성장이 발생한다면 신속하게 균열성장거동을 평가할 수 있도록 하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
강화가동중검사 결과로 PWSCC에 의한 균열이 발견 시, 해야하는 일은? 만약 강화가동중검사 결과로 PWSCC에 의한 균열이 발견된다면 ASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME B&PV Code), Section XI(6)에 따라 균열 건전성평가를 수행하여 보수 또는 다음 주기까지의 재가동 여부를 결정해야 한다
PWSCC에 의한 균열은 어디에 발생되었는가? 지난 2000년 이후 세계 각국에서 운전중인 가압경수로형 원자력발전소의 Alloy 82/182 이종금속용접부(Dissimilar Metal Weld, DMW)에서 일차수응력부식균열(Primary Water Stress Corrosion Cracking, PWSCC)에 의한 균열 발생 사례(1)가 수 차례 보고되었다. PWSCC에 의한 균열은 원자로압력용기 관통노즐, 원자로압력용기 입/출구 노즐 맞대기 용접부, 가압기 노즐 등 Alloy 82/182가 적용된 다수의 DMW에서 발생하였다. 이에 따라 미국, 한국을 비롯한 세계 각국의 원자력 산업계에서는 오버레이 용접 등을 이용하여 Alloy 82/182 DMW에 대한 예방 정비(2~5)를 수행하거나, 강화가동중검사를 통해 PWSCC에 의한 손상을 사전에 예방하고 있다.
균열 건전성평가를 위해서는 용접잔류응력과 기계적 하중을 모두 고려하여야 하는 이유는? 그러나 DMW에는 용접 과정 동안 발생하는 용접잔류응력 외에 시험 하중, 운전 하중과 같은 기계적 하중에 의한 응력도 발생하게 된다. 따라서 균열 건전성평가를 위해서는 용접잔류응력과 기계적 하중을 모두 고려하여야 한다.
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참고문헌 (12)

  1. EPRI, Materials Reliability Program, 2004, "Welding Residual and Operating Stresses in PWR Alloy 182 Butt Welds (MRP-106)," EPRI report. 

  2. ASME, 2006, "Alternative Rules for Repair of Classes 1, 2, and 3 Austenitic Steel Piping, Section XI, Division 1," ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Sec. XI, Code Case N-504-4, The American Society of Mechanical Engineers. 

  3. ASME, 2008, "Full Structural Dissimilar Metal Weld Overlay for Repair or Mitigation of Class 1, 2, and 3 Items, Section XI, Division 1," ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Sec. XI, Code Case N-740-2, The American Society of Mechanical Engineers. 

  4. Huang, C.-C. and Liu, R.-F., 2012, "Structural Integrity Analyses for Preemptive Weld Overlay on the Dissimilar Metal Weld of a Pressurizer Nozzle," International Journal of Pressure Vessels and Piping, Vol. 90-91, pp. 77-83. 

  5. Lee, S.G., Oh, C.K., Park, H.B. and Jin, T.E., 2010,"Analysis of Overlay Weld Effect on Preventing PWSCC in Dissimilar Metal Weld," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 34, pp. 97-101. 

  6. ASME, 2011, "Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components," ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Sec. XI, The American Society of Mechanical Engineers. 

  7. Kim, J.S., Kim, J.H., Bae, H.Y., Oh, C.Y., Kim, Y.J., Lee, K.S. and Song, T.K., 2012, "Welding Residual Stress Distributions for Dissimilar Metal Nozzle Butt Welds in Pressurized Water Reactors," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 36, pp. 137-148. 

  8. Song, T.K., Chun, Y.B., Oh, C.Y., Bae, H.Y., Kim, Y.J., Lee, S.H., Lee, K.S. and Park, C.Y., 2009, "Effects of Similar Metal Weld on Residual Stress in Dissimilar Metal Weld According to Safe End Length," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 33, pp. 664-672. 

  9. Song, T.K., Bae, H.Y., Chun, Y.B., Oh, C.Y., Kim, Y.J., Lee, K.S. and Park, C.Y., 2008, "Effect of Preemptive Weld Overlay on Residual Stress Mitigation for Dissimilar Metal Weld of Nuclear Power Plant Pressurizer," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 32, pp. 873-881. 

  10. "ABAQUS/Standard User's Manual," ABAQUS Version 6.11-1, Simulia Corp. 

  11. Soh, N.H., Oh, G.J., Huh, N.S., Lee, S.H., Park, H.B., Lee, S.G., Kim, J.S. and Kim, Y.J., 2012, "Effects of Finite Element Analysis Parameters on Weld Residual Stress of Dissimilar Metal Weld in Nuclear Reactor Piping Nozzles," Trans. of the KPVP, Vol. 8, pp. 8-18. 

  12. Song, T.K., Bae, H.Y., Chun, Y.B., Oh, C.Y., Kim, Y.J., Lee, K.S. and Park, C.Y., 2008, "Estimation of Residual Stress Distribution for Pressurizer Nozzle of Kori Nuclear Power Plant Considering Safe End," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 32, pp. 668-677. 

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