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고온 S-CO2 환경에 노출된 오스테나이트계 합금의 인장특성 평가
Evaluation of Tensile Property of Austenitic Alloys Exposed to High-Temperature S-CO2 Environment 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.38 no.12, 2014년, pp.1415 - 1420  

김현명 (한국과학기술원 원자력 및 양자공학과) ,  이호중 (한국과학기술원 원자력 및 양자공학과) ,  장창희 (한국과학기술원 원자력 및 양자공학과)

초록
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소듐냉각고속로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)의 증기 Rankine 싸이클 발전시스템을 높은 열효율과 안전성을 가지는 초임계 이산화탄소(Supercritical carbon dioxide, $S-CO_2$) Brayton 싸이클로 대체하는 방안이 고려되고 있다. 다양한 오스테나이트계 합금이 고온 $S-CO_2$ 환경 열교환시스템 구조재료로 제시되고 있다. 구조재료는 장시간 고온 $S-CO_2$ 환경에 노출됨에 따라 미세구조에 변화가 일어나고, 나아가 기계적 특성의 저하가 발생할 수 있다. 본 연구에서는 오스테니틱 스테인리스강들과 Alloy 800HT를 고온 $S-CO_2$ 환경에 노출시키고, 그에 따른 부식특성 및 인장특성을 평가하였다. 그 결과 $650^{\circ}C$, 250시간 노출 후 316H SS와 800HT에서 큰 연신율 감소를 보였다. $S-CO_2$ 환경이 인장특성 변화에 미치는 영향을 표면 산화막 및 탄화거동을 통해 분석한 결과, 316H 와 800H 의 거동이 큰 차이를 보였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Super-critical $CO_2$ ($S-CO_2$) Brayton cycle has been considered to replace the current steam Rankine cycle in Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) in order to improve the inherent safety and thermal efficiency. Several austenitic alloys are considered as the structural materials...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 따라서 본 연구의 목적은 고온 S-CO2 환경이 후보재료인 오스테나이트계 합금의 기계적 물성에 미치는 영향을 평가하는데 있다. 이를 위하여 5가지 후보재료들을 S-CO2 환경에 일정시간 노출시킨 후 부식특성을 평가하고 인장실험을 수행하여 기계적 성질 변화를 평가하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자력 분야에서 S-CO2 cycle에 대한 관심이 커진 이유는? 최근 원자력 분야에서 S-CO2 cycle 에 대한 관심이 커진 이유는 다음과 같은 장점들 때문이다:1) 기존 증기 Rankine 싸이클의 경우 사고시 예상되는 액체나트륨과 증기 사이의 폭발적인 반응의 가능성을 제거하고, 2) 낮은 임계압력을 필요로 하는 CO2의 특성을 이용한 간소화된 시스템 구성 및 높은 효율 구현이 가능하다.(4,5) 이러한 장점을 구현하기 위해 고온 S-CO2 환경에서 구조재료들의 거동을 파악할 필요가 있다.
미국에서 S-CO2 파이프라인을 어디에 적용하고 있는가? S-CO2 cycle 에 대한 연구는 미국에서 1960 년대에 시작되었고, 그 후 S-CO2 cycle 에 기대되는 장점들이 부각되기 시작하면서 여러 나라에서 많은 연구가 진행되어 왔다. 아울러 미국에서 S-CO2 파이프라인은 유회수(oil-recovery) 과정에 사용되는(2) 등 일부 산업계에 응용되고 있다. 원자력 분야의 경우 S-CO2는 아니지만 영국에서 Advanced Gas-cooled reactors(AGR)을 고온 CO2(650℃ 4.
소듐냉각고속로에서 야기되는 문제점은? 제 4 세대 차세대 원자로 중 하나인 소듐냉각고속로 (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 최근 사용후핵연료를 효과적으로 줄이기 위한 방안 중 한 방법으로 제시되고 있다.(1) 하지만 냉각재인 액체나트륨과 물의 높은 화학적 반응성으로 인해 안정적인 시스템의 설계 및 운전에 여러 문제를 야기하고 있다. 이에 기존 발전시스템인 증기 Rankine 싸이클을 높은 효율과 안정성을 향상시키기 위해 초임계 이산화탄소(Supercritical-CO2, S-CO2) Brayton 싸이클로 대체하는 방안이 고려되고 있다.
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참고문헌 (14)

  1. Chang, Y. I., Finck, P. J. and Grandy, C., 2006, Advanced Burner Test Reactor Preconceptual Design Report, Argonne National Laboratory report ANL-ABR-1 (ANL-AFCL-173). 

  2. Dong, Z., Li, Y., Lin, M. and Li, M., 2013, "A Study of the Mechanism of Enhancing Oil Recovery Using Supercritical Carbon Dioxide Microemulsion," Petroleum Sci., Vol. 30, No. 1, pp. 91-96. 

  3. Beech, D. J. and May, R., 1999, "Gas Reactor and Associated Nuclear Experience in The UK Relevant to High Temperature Reactor Engineering," Proceedings of the First Information Exchange Meeting on Basic Studies on High-Temperature Engineering, Paris, France. 

  4. Nam, H. Y., Kim, J. B., Lee, J. H. and Park, C. G., 2011, "Concept Development and Review of Current Technical Issues for SFR Steam Generator," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 35, pp.1083-1090. 

  5. Dostal, V., Driscoll, M. J. and Hejzlar, P., 2004, A Supercritical Carbon Dioxide Cycle for Next Generation Nuclear Reactors, MIT Annual and Progress Reports, MITANP-TR-100. 

  6. Corradini, M., 2010, Advanced Burner Reactor Sodium Technology Gap Analysis, U.S. DOE Report FCR&D-REAC-2010-000034, Sandia National Laboratories. 

  7. Pillai, S. R. and Khatak, H. S., 2002, "Corrosion of Austenitic Stainless Steel in Liquid Sodium," Corrosion of Austenitic Stainless Steels: Mechanism, Mitigation and Monitoring, ISBN 1085573-613-6 chapter 10, pp. 241-264. 

  8. Natesan, K., Li, M., Chopra, O.K. and Majumdar, S., 2009, "Sodium Effects on Mechanical Performance and Consideration in High Temperature Structural Design for Advanced Reactors," J. of Nucl. Mat., Vol. 392, pp. 243-249. 

  9. Cao, G., Firouzdor, V., Sridharan, K., Anderson, M. and Allen, T.R., 2012, "Corrosion of Austenitic Alloys in High Temperature Supercritical Carbon Dioxide," Corrosion Science, Vol. 60, pp. 246-255. 

  10. Sridharan, K., 2013, Corrosion in Supercritical Carbon Dioxide: Materials, Environmental Purity, Surface Treatments, and Flow Issues, Final Report 10-872, University of Wisconsin. 

  11. Faooq, M., 2013, Strengthening and Degradation Mechanisms in Austenitic Stainless Steels at Elevated Temperature, KTH Sweden Doctoral Thesis. 

  12. Was, G., 2013, Corrosion and Creep of Candidate Alloys in High Temperature Helium and Steam Environments for NGNP, U.S. Nuclear Energy University Programs Final report NEUP 09-678, University of Michigan. 

  13. Fulger, M., Ohai, D., Mihalache, M., Pantiru, M. and Malinovschi, V., 2009, "Oxidation Behavior of Incoloy 800 under Simulated Supercritical Water Conditions," J. Nucl. Mat. Vol. 385, pp. 288-293. 

  14. Moore, R. and Conboy, T., 2012, Metal Corrosion in a Supercritical Carbon Dioxide - Liquid Sodium Power Cycle, Milestone Report, M3AR12SN08010601, Sandia National Laboratories. 

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