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Grade 91 강의 크리프 균열성장 거동에 대한 천이영역과 정상상태영역의 상관 관계
Correlation Between Transient Regime and Steady-State Regime on Creep Crack Growth Behavior of Grade 91 Steel 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.39 no.12, 2015년, pp.1257 - 1263  

박재영 (부경대학교 기계설계공학과) ,  김우곤 (한국원자력연구원 원자력소재개발부) ,  (부경대학교 기계설계공학과) ,  김선진 (부경대학교 기계설계공학과) ,  김응선 (한국원자력연구원 수소생산원자로기술개발부)

초록
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제 4 세대 원자로의 고온 구조재료로 사되는 Grade 91 강의 크리프 균열성장 거동에 대한 천이영역과 정상상태영역에서의 상관 관계를 조사하였다. 이를 위해 $600^{\circ}C$의 동일한 온도 및 동일한 하중조건에서 1/2" CT 시편을 사하여 크리프 균열성장 시험 데이터를 얻었다. 크리프 균열성장 속도식은 $C^*$-파괴매개변수를 사하여 천이영역과 정상상태영역에서의 평가 식을 각각 도출하였다. $C^*$와 da/dt 의 관계에서 천이영역의 크리프 균열성장 속도는 시험 데이터의 산포가 크지만 정상상태영역의 크리프 균열성장 속도와 비슷한 기울기로서 상관성이 있었으며 천이영역 균열성장속도는 정상상태 균열성장속도에 비해 약 5.6 배 낮았다. 본 결과를 이하면 짧은 시간의 천이영역 균열성장속도로부터 장시간의 시험으로 얻을 수 있는 정상상태 균열성장속도를 예측할 수 있다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

A correlation between the transient regime and steady state regime on the creep crack growth (CCG) for Grade 91 steel, which is used as the structural material for the Gen-IV reactor systems, was investigated. A series of CCG tests were performed using 1/2" CT specimens under a constant applied load...

주제어

#Grade 91 강   #크리프균열성장속도   #천이시 간   #$C^*$-매개변수  

AI 본문요약
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* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 본 연구에서는 Grade 91 강의 크리프 균열성장 실험을 통하여 천이영역 균열성장속도와 정상상태 영역 균열성장 속도 평가식을 얻고 이들의 상관관계를 조사하여 다음과 같은 결론을 얻었다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자로에 사용되는 구조물들에 크리프 균열성장속도를 정확히 평가하는 것이 필요한 이유는 무엇인가? 9Cr-1Mo(ASME Grade 91) 강은 오스테나이트계 316 스테인리스 강에 비하여 열팽창 계수가 낮고 열전도도가 높고, 우수한 피로강도를 갖기 때문에 제 4세대 원자로인 소듐냉각고속로(sodiumcooled fast reactor, SFR)의 증기발생기, 핵연료 피복관, 고온 배관 및 열 교환기로 사용되며, 또한 초고온가스로(very high temperature reactor, VHTR)의 압력용기 후보재료로 고려되고 있다.(1~3) 이러한 원자로 사용되는 구조물들은 고온에서 60년 이상의 장기간 동안 사용되도록 설계되기 때문에 사용중 재료 내에 내재된 결함이나 크리프 손상에 의하여 미소 균열들의 성장에 의해 발생되는 크리프 균열성장이 수명의 대부분을 차지 할 수 있기 때문에 크리프 균열성장속도(creep crack growth rate, CCGR)를 정확히 평가하는 것이 필요하다.(4~10)
Mod. 9Cr-1Mo 강의 특징은 무엇인가? Mod. 9Cr-1Mo(ASME Grade 91) 강은 오스테나이트계 316 스테인리스 강에 비하여 열팽창 계수가 낮고 열전도도가 높고, 우수한 피로강도를 갖기 때문에 제 4세대 원자로인 소듐냉각고속로(sodiumcooled fast reactor, SFR)의 증기발생기, 핵연료 피복관, 고온 배관 및 열 교환기로 사용되며, 또한 초고온가스로(very high temperature reactor, VHTR)의 압력용기 후보재료로 고려되고 있다.(1~3) 이러한 원자로 사용되는 구조물들은 고온에서 60년 이상의 장기간 동안 사용되도록 설계되기 때문에 사용중 재료 내에 내재된 결함이나 크리프 손상에 의하여 미소 균열들의 성장에 의해 발생되는 크리프 균열성장이 수명의 대부분을 차지 할 수 있기 때문에 크리프 균열성장속도(creep crack growth rate, CCGR)를 정확히 평가하는 것이 필요하다.
직류 전위차법은 어떻게 전위차를 측정하는가? 시험 중의 균열길이는 직류 전위차법(direct current potential drop, DCPD)으로 측정하였다. 이 방법은 8A의 일정한 전류를 시편에 입력하고 균열성장에 따른 저항변화에 의한 전위차를 측정하는 것이다. 이 값을 다음의 Johnson(12)식에 대입하여 균열 길이로 환산하였다.
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참고문헌 (16)

  1. Orr, J. and Burton, D., 1994, "Improving the Elevated Temperature Strength of Steel 91 (9%CrMoNbVN)," Materials for Advanced Power Engineering, Vol. 1, pp. 263-280. 

  2. Cadek, J., Sustek, V. and Pahutova, M., 1997, "An Analysis of Set of Creep Data for a 9Cr-1Mo-0.2V (P91 type) Steel," Material Science and Engineering A, Vol. 225, pp. 22-28. 

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  3. Kim, W. G., Kim, S. H. and Ryu, W. S., 2001, "Creep Characterization of Type 316LN and HT-9 Stainless Steels by the K-R Creep Damage Model," KSME International Journal, Vol. 15, No. 11, pp. 1463-1471. 

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  4. Anderson, T. L., 1995, Fracture Mechanics, 2nd ed., CRC Press, Boca Raton, Ann Arbor, London, Tokyo, pp. 226-228. 

  5. Nikbin, K. M., Smith, D. J. and Webster, G. A., 1986, "An Engineering Approach to the Prediction of Creep Crack Growth," Trans. of the ASME, Vol. 108, pp. 186-191. 

  6. Saxena, A., 1997, Nonlinear Fracture Mechanics for Engineers, CRC Press, NY, pp. 363-377. 

  7. Kim, W. G., Kim, H. H., Yoon, K. B. and Ryu, W. S., 2005, "Application of Creep Ductility Model for Evaluating Creep Crack Growth Rate of Type 316SS Series," Material Science Forum, Vol. 475-479, pp. 1433-1436. 

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  8. Kim, W. G., Yoon, S. N., Ryu, W. S., Kim, S. J. and Yi, W., 2006, "Probabilistic Analysis of the Creep Crack Growth Rate of Type 316LN Stainless Steel by the Monte Carlo Simulation," Journal of ASTM International, Vol. 35, STP 1480, pp. 71-80. 

  9. Kim, W. G., Yin, S. N., Ryu, W. S. and Chang, J. H., 2006, "Creep Properties of Hastelloy-X Alloy for the High Temperature Gas-Cooled Reactor," Key Engineering Material, Vol. 326-328, pp. 1105-1108. 

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  10. Kim, W. G., Kim, S. H. and Ryu, W. S., 2002, "Evaluation of Monkman-Grant Parameters for Type 316LN and Modified 9Cr-Mo Stainless Steels," KSME International Journal, Vol. 16, No. 11, pp. 1420-1427. 

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  11. 2007, "Standard Test Method for Measurement of Creep Crack Growth Rates in Metals," ASTM E1457-07. 

  12. Johnson, H. H., 1965, "Calibrating the Electrical Potential Method for Studying Slow Crack Growth," Material Research and Standard, Vol. 5, No. 9, pp. 442-445. 

  13. Ryu, W. S., Kim, W. G. and Lee, K. Y., 2003, "Evaluation of Creep Crack Growth Behavior of Type 316LN Stainless Steel," SMiRT-17, Paper No. F05-4. 

  14. A. Saxena, D. E. Hall and D. L. McDowell, 1999, "Assessment of Deflection Rate Partitioning for Analyzing Creep Crack Growth Data," Engineering Fracture Mechanics, Vol. 62, Issue 1, pp. 111-122. 

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  15. A. Saxena., 1993, "Fracture Mechanics Approached for Characterizing Creep-Fatigue Crack Growth," JSME international, Series A, Vol. 36, No.1 , pp.1-20. 

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  16. Webster, G.A. and Ainsworth, R.A., 1994, High Temperature Component Life Assessment, Chapman & Hall, London. pp. 132-162. 

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