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문제 정의
- 본 논문에서는 용접 잔류응력 평가와 관련된 측정 방법과 해석 방법에 대해 개략적으로 고찰하고자 한다. 또한, 기존 연구들을 고찰하여 원전 기기의 대표적인 용접 잔류응력 분포, FFS 평가 코드 내 공학적 평가식 등을 개괄적으로 제시하고자 한다.
- 본 논문에서는 용접 잔류응력 평가와 관련된 측정 방법과 해석 방법에 대해 개략적으로 고찰하고자 한다. 또한, 기존 연구들을 고찰하여 원전 기기의 대표적인 용접 잔류응력 분포, FFS 평가 코드 내 공학적 평가식 등을 개괄적으로 제시하고자 한다.
- 이러한 측정방법들의 단점들 때문에 FFS 평가 측면에서 용접 잔류응력 분포를 도출하기 위해 유한요소해석, 고유변형률법(36) 등 몇몇 해석방법들을 적용하고 있다. 이러한 해석방법들 중유한요소 잔류응력 해석이 가장 활발히 적용되고 있으므로 본 논문에서는 유한요소 잔류응력 해석에 대해서만 고찰해 보고자 한다. 용접현상의 복잡성에 기인하여 잔류응력 해석절차는 매우 복잡한 수치해석 기법에서부터 최종 잔류응력 분포의 중요한 몇몇 특징만을 평가할 수 있는 효율적인 절차까지 변화될 수 있다.
- 본 논문에서는 Fig. 3에 제시된 대표적인 이종금속 용접부들의 용접 잔류응력 분포들을 도출한 연구들 11~15의 결과를 상기 제시한 두가지 용접부들로 구분하여 개략적으로 제시하고자 한다. 또한, FFS 평가 코드내 공학적 용접 잔류응력 평가식들을 개괄적으로 요약 제시하고자 한다.
- 3에 제시된 대표적인 이종금속 용접부들의 용접 잔류응력 분포들을 도출한 연구들 11~15의 결과를 상기 제시한 두가지 용접부들로 구분하여 개략적으로 제시하고자 한다. 또한, FFS 평가 코드내 공학적 용접 잔류응력 평가식들을 개괄적으로 요약 제시하고자 한다.
제안 방법
- • 잔류응력이 작용하는 물체에 세 개의 변형률 게이지 Rosette를 설치하고 그 중심을 천공할 때 발생하는 변형을 측정하고 후처리 계산하여 잔류응력을 평가한다.
- 신뢰성 있는 잔류응력 해석을 위해서는 열 유동, 용융으로부터 상온까지 변화하는 고온 재료거동, 연결부 구속조건 하에서의 천이상태와 변형률 상태의 세가지 현상을 적절히 묘사할 수 있어야 한다. 이러한 세 가지 현상들 중 해석시 고려가 어려운 열 유동 모델링과 고온 재료거동의 두가지 분야로 분리하여 잔류응력 해석기술을 검토하고 기존 연구들을 고찰한 결과, 다음과 같은 결론을 도출하였다.
- PWSCC, 피로균열 등 균열의 성장 거동을 평가하는데 이용되는 대표적 파괴역학 매개변수인 응력확대계수 (SIF : Stress Intensity Factor)에 미치는 각 잔류응력 성분의 영향을 고찰하여 다음과 같은 결론을 도출하였다.
- EPRI MRP의 일환으로 Westinghouse10)는Westinghouse 형 원전의 원자로 압력용기 상부헤드CRDM 관통노즐 5개(42.6도, 40.0도, 38.6도, 28.6도,0도)와 배기관 관통노즐 용접부에 대해 유한요소 응력해석을 수행하였다. 원환응력은 축방향 응력 보다 크게 작용함을 확인하였는데 이것은 일반적으로 축 방향 균열이 발견되어진다는 실제 손상사례로부터 타당하다.
- 또한, 두께와 직경비가 작아질수록 안쪽에서의 원환응력은 감소하는(압축으로 변하는) 경향이 있다. 762 mm 직경의 원자로 압력용기 출구노즐 용접부, 254 mm 직경의 가압기 밀림노즐 용접부, 127mm 직경의 가압기 안전/방출 노즐 용접부에 대해 유한요소 응력해석을 통해 정상운전 동안의 응력분포 (잔류응력을 포함한)를 도출한 결과, 다음과 같은 결론을 얻었다.
- Wolf Creek 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에서 원주방향 PWSCC를 2006년 탐지한 이후 EPRI MRP일환으로서 Dominion Engineering(20)은 가압기 노즐이종금속 용접부에 대해 용접 잔류응력 해석, 균열 성장 평가,임계 균열 크기 계산, 누설률 예측 및 민감도 분석을 수행하였다. 가압기 안전/방출 노즐 안전단 내측 용접 육성과 선형 필렛 용접 이후의 응력 분포는 스테인리스 강 용접을 포함하는 기초 해석 모델의 분포와 유사함을 확인하였다.
- 은 가압기 노즐이종금속 용접부에 대해 용접 잔류응력 해석, 균열 성장 평가,임계 균열 크기 계산, 누설률 예측 및 민감도 분석을 수행하였다. 가압기 안전/방출 노즐 안전단 내측 용접 육성과 선형 필렛 용접 이후의 응력 분포는 스테인리스 강 용접을 포함하는 기초 해석 모델의 분포와 유사함을 확인하였다. 따라서 안전단 내측 용접육성과 선형 필렛 용접의 영향은 무시할 수 있으며 스테인리스 강 용접의 영향은 고려하여야 함을 알 수 있다.
- EPRI 주관하에 가압기 분무/밀림 노즐 용접부 및 원자로 압력용기 고온관(출구) 노즐 용접부의 잔류응력에 미치는 Overlay 용접의 영향을 유한요소 해석을 통해 고찰하였다(21). 가압기 분무 노즐의 내면 보수용접 (벽 두께의 50% 내면 보수) 이후, Overlay 용접 실시 이후 정상운전 온도 343.
- . 가압기 분무 노즐의 내면 보수용접 (벽 두께의 50% 내면 보수) 이후, Overlay 용접 실시 이후 정상운전 온도 343.3˚C에서, Overlay 용접 및 정상운전 하중 작용시의 내표면 잔류응력 분포 변화를 고찰하였다. 노즐-안전단 내 전체 PWSCC 민감 영역의 내표면에 걸쳐 내표면 잔류응력은 Overlay 용접실시 이후 압축임을 확인하였다.
- USNRC 주관 국제공동연구 BINP 프로젝트의 일환으로 Battelle(22)에서 2000년 10월 PWSCC가 발생하였던 V.C. Summer 원전 원자로 압력용기 출구 노즐 이종금속 용접부에 대한 잔류응력 및 균열 해석을 수행하였다. V.
- 정상운전 하중 조건 (운전온도, 압력 및 배관하중)을 고려하기 이전에는 내표면에 압축 잔류응력이 작용하였으나 정상운전 하중 조건을 부가하면 내표면에 인장응력이 작용함을 확인하였다. Wolf Creek 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에서 2006년 원주방향 PWSCC를 탐지한 이후 USNRC 후속 조치의 일환으로 EMC2에서 응력 및 균열 해석을 수행하였다(23). 스테인리스 강 안전단 용접을 고려하지 않으면 응력 분포는 Dominion Engineering의 결과와 유사 (EMC2의 결과가 압축 및 인장 영역에서 각각 약간 높고 낮음)하나 스테인리스 강 안전단 용접을 고려하면 내면쪽 응력에 큰 차이를 보임을 확인하였다.
- R6 코드 보다는 그루브 형상에 대해서는 좀더 상세하게 고려하고 있는데 단일 V-그루브와 이중 V그루브의 경우를 구별하여 공학적 평가식을 제시하고 있다. API 579/SME FFS-1에 제시된 두께에 걸친 응력분포에 대한 공학적 평가식은 본 논문의 2.1.2항에 제시한 것처럼 유한요소 해석을 통해 도출된 잔류응력 분포를 막응력, 굽힘응력 및 자기평형 응력 성분으로 구분하고 각 응력성분이 응력확대계수에 미치는 영향을 고찰하여 도출된 것이다. 따라서 두께에 걸친 응력분포에 대한 공학적 평가식은 막응력, 굽힘응력 및 자기평형 응력성분을 각각 별도로 계산한 후 이를 취합하는 형태를 가지고 있다.
이론/모형
- 이러한 개념을 기반으로 한 추가적인 다양한 변수해석 연구를 PVRC와 Battelle의 주도로 수행하여 다양한 공학적 용접 잔류응력 평가식들을 도출하였으며 API 579/ASME Post Construction Code 내에 등재되었다. API 579 코드 내의 공학적 평가식에 대해서는 2.
- API (American Petroleum Institute)에서는 석유 정제 및 화학 산업체에게 발견된 결함들을 가지고 있는 설비의 구조 건전성을 신뢰성있게 평가할 수 있는 일관된 방법을 제공하기 위해 API 579-1을 제정하였으며 ASME B&PV Code에서도 건설 이후 압력 용기와 배관의 FFS 평가 코드로써 이를 채택하였다.
성능/효과
- 최외곽에서 중앙으로 위치할수록 최대 응력은 감소함(축방향: 487.5 MPa→312.3 MPa→248.2 MPa,원환: 581.9 MPa→531.6 MPa→468.8 MPa)을 확인하였다.
- 원환응력은 축방향 응력 보다 크게 작용함을 확인하였는데 이것은 일반적으로 축 방향 균열이 발견되어진다는 실제 손상사례로부터 타당하다. 축방향 응력은 노즐 벽 두께를 통해 인장에서 압축으로 변화하는 굽힘응력 형태로 발생하며 원환응력은 벽 두께에 걸쳐 일정한 값을 가짐을 확인하였다. 이러한 경향은 대부분의 관통노즐에서 발견되는 현상(37)으로 축방향 균열처럼 원주방향 균열이 깊이방향으로 빠르게 성장하지 않는다는 것을 의미한다.
- EPRI MRP 일환으로 Dominion Engineering(11)에서 원자로 압력용기 상부헤드 외곽 CRDM 관통노즐 용접부에 대해 유한요소 응력해석을 수행하였는데 가동전 수압시험(압력 : 21.55 MPa) 이후 잔류응력은 이완되며 정상운전 동안 응력은 전반적으로 증가함을 확인하였다. 특히, 원환응력의 경우 잔류응력의 이완 정도와 정상운전시 증가 정도가 큼을 확인하였다.
- 55 MPa) 이후 잔류응력은 이완되며 정상운전 동안 응력은 전반적으로 증가함을 확인하였다. 특히, 원환응력의 경우 잔류응력의 이완 정도와 정상운전시 증가 정도가 큼을 확인하였다.
- 에서는 PWSCC가 발생한 Y-4호기 증기발생기 배수노즐 J-그루브 용접부의 용접 잔류응력과 PWSCC 발생/성장 평가를 수행하였다. 유한요소 해석을 통해 용접 잔류응력을 고려한 정상운전 중 정상상태에서의 전체 응력 분포를 도출하였는데 가공한 노즐 내면 부위에서 전반적으로 원환응력과 축방향 응력 모두 인장응력이 작용함을 확인하였다. 또한, 노즐 내면 상의 최대 원환응력은 노즐 내면 상의 최대 축방향응력 보다 약간 크게 발생하며 노즐 내면 상의 최대 축방향 응력 발생지점은 원환응력 경우 보다 깊은 지점에 위치함을 확인하였다.
- 유한요소 해석을 통해 용접 잔류응력을 고려한 정상운전 중 정상상태에서의 전체 응력 분포를 도출하였는데 가공한 노즐 내면 부위에서 전반적으로 원환응력과 축방향 응력 모두 인장응력이 작용함을 확인하였다. 또한, 노즐 내면 상의 최대 원환응력은 노즐 내면 상의 최대 축방향응력 보다 약간 크게 발생하며 노즐 내면 상의 최대 축방향 응력 발생지점은 원환응력 경우 보다 깊은 지점에 위치함을 확인하였다. 반복적인 수압시험 및 정상운전으로 인하여 잔류응력이 완화되는데 축방향 응력의 경우 원환 응력의 경우 보다 완화정도가 낮음을 확인하였다.
- 또한, 노즐 내면 상의 최대 원환응력은 노즐 내면 상의 최대 축방향응력 보다 약간 크게 발생하며 노즐 내면 상의 최대 축방향 응력 발생지점은 원환응력 경우 보다 깊은 지점에 위치함을 확인하였다. 반복적인 수압시험 및 정상운전으로 인하여 잔류응력이 완화되는데 축방향 응력의 경우 원환 응력의 경우 보다 완화정도가 낮음을 확인하였다. 공장에서의 수압시험 이후 가장 큰 응력 이완이 발생하며 첫 번째 정상운전 이후에도 응력 이완이 발생하나 그 이후 정상운전이 반복하여도 응력 이완은 미미하다.
- 공장에서의 수압시험 이후 가장 큰 응력 이완이 발생하며 첫 번째 정상운전 이후에도 응력 이완이 발생하나 그 이후 정상운전이 반복하여도 응력 이완은 미미하다. 노즐 내면에 가공경화가 발생하였다면 축 방향 응력 및 원환응력 모두 증가함을 확인하였다. 가공경화를 고려하면 250 MPa 이상의 응력값이 작용하는 범위가 축방향 보다 원환 경우 더 넓어진다.
- 은 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐의 잔류응력에 미치는 노즐 형상 변수의 민감도 연구를 유한요소 해석을 통해 수행한 바 있다. 관통노즐의 두께가 증가할수록 노즐의 축방향 및 원환 응력 모두 감소하며 용접부 루트부에서 가장 큰 응력이 나타났다. 또한 최외곽 노즐의 경우 Down-hill 위치에서 노즐두께에 대한 영향이 상대적으로 더 크며 노즐 형상 비가 관통노즐 잔류응력 분포에 끼치는 영향은 미미함을 확인하였다.
- 관통노즐의 두께가 증가할수록 노즐의 축방향 및 원환 응력 모두 감소하며 용접부 루트부에서 가장 큰 응력이 나타났다. 또한 최외곽 노즐의 경우 Down-hill 위치에서 노즐두께에 대한 영향이 상대적으로 더 크며 노즐 형상 비가 관통노즐 잔류응력 분포에 끼치는 영향은 미미함을 확인하였다. 최외곽 노즐의 Downhill 위치의 경우 노즐형상 비가 증가할수록 축 및 원주응력 모두 증가함을 확인하였다.
- 은 원자로 하부 헤드 BMI 관통노즐의 용접 잔류응력과 PWSCC 성장에 미치는 기하학적 형상 변수의 영향을 고찰하였다. 용접 잔류응력을 포함한 정상운전 중 정상상태에서의 전체 응력은 노즐이 최외곽에 위치할수록, J-그루브 용접부의 경사각, 깊이와 루트 폭이 증가할수록 증가함을 확인하였다.
- EPRI(18)에서 다양한 맞대기 용접부(보수용접 미실시)에 대해 유한요소 해석을 수행한 결과, 내면과 외면에서 축방향 인장응력이 작용하는 반면 내부에서는 축방향 압축응력이 발생함을 확인하였다. 원환 잔류응력의 경우와는 달리 두께와 직경비(=직경/두께)가 변화하여도 내면에서는 인장응력을 유지하며 용접부의 바깥 쪽에는 높은 인장 원환응력이, 안쪽에는 낮은 인장 또는 압축 원환응력이 발생함을 확인하였다. 또한, 두께와 직경비가 작아질수록 안쪽에서의 원환응력은 감소하는(압축으로 변하는) 경향이 있다.
- 또한, 360도 내면 보수용접을 실시한 경우에 대해 유한요소 해석을 수행한 결과, 축방향 및 원환 응력 모두 두께와 직경비에 무관하게 내면에서 상당히 증가하여 인장응력이 작용함을 확인하였다. 특히, 원환 응력의 경우에는 벽 두께 전체에 걸쳐 인장응력이 작용한다.
- 원자로 압력용기 고온관 (출구) 노즐의 내면 보수용접 (벽 두께의 50% 내면 보수) 이후, Overlay 용접 실시 이후 정상운전온도 343.3˚C에서, Overlay 용접 및 정상운전 하중 작용시의 내표면 잔류응력 분포 변화를 고찰한 결과, 노즐-안전단 내 전체 PWSCC 민감 영역의 내표면에 걸쳐 내표면 잔류응력은 Overlay 용접 실시 이후 압축이며 overlay 용접 및 정상운전 하중 작용시 압축이거나 매우 작은 (<3000psi) 인장임을 알 수 있다.
- )을 확인하였다. 762 mm 직경의 원자로 압력용기 출구노즐 용접부의 정상운전시 축방향 응력분포 변화를 외부 배관 하중에 따라 고찰한 결과, 외부 배관 하중 증가시 축방향 응력분포가 벽 두께 전체적으로 증가함을 확인하였다. Table 3은 가압기 밀림노즐의 정상운전시 내면 응력에 대한 Overlay 용접의 효과를 제시하고 있다.
- 스테인리스 강 용접은 내면 응력을 약 10~15ksi까지 줄인다. 가압기 밀림 노즐 안전단-배관 용접은 안전/방출 노즐 해석 경우와 같이 유사한 ThroughWall 굽힘 효과를 가짐을 확인하였다. 축대칭 보수 해석 결과는 보다 넓은 인장 영역을 내면 쪽에, 보다 넓은 압축 영역을 외면쪽에 가짐을 확인하였다.
- 가압기 밀림 노즐 안전단-배관 용접은 안전/방출 노즐 해석 경우와 같이 유사한 ThroughWall 굽힘 효과를 가짐을 확인하였다. 축대칭 보수 해석 결과는 보다 넓은 인장 영역을 내면 쪽에, 보다 넓은 압축 영역을 외면쪽에 가짐을 확인하였다.
- 3˚C에서, Overlay 용접 및 정상운전 하중 작용시의 내표면 잔류응력 분포 변화를 고찰하였다. 노즐-안전단 내 전체 PWSCC 민감 영역의 내표면에 걸쳐 내표면 잔류응력은 Overlay 용접실시 이후 압축임을 확인하였다. 원자로 압력용기 고온관 (출구) 노즐의 내면 보수용접 (벽 두께의 50% 내면 보수) 이후, Overlay 용접 실시 이후 정상운전온도 343.
- Summer 원전 원자로 압력용기 출구 노즐 이종금속 용접부에 대한 잔류응력 및 균열 해석을 수행하였다. V.C. Summer 원전 원자로 압력용기 출구노즐이종금속 용접부의 잔류응력 분포를 용접 순서에 따라 비교한 결과, 외면쪽을 먼저 용접하고 내면쪽을 용접하는 경우 내표면쪽에 인장 잔류응력이 높게 발생하는 반면 내면쪽을 먼저 용접한 후 외면쪽을 용접하면 내표면쪽에 압축응력이 발생함을 확인하였다. 수압시험 작용 압력으로 인한 소성 변형이 발생하여 수압시험 이후 잔류응력이 이완되나 이완정도는 크지 않음을 확인하였다.
- Summer 원전 원자로 압력용기 출구노즐이종금속 용접부의 잔류응력 분포를 용접 순서에 따라 비교한 결과, 외면쪽을 먼저 용접하고 내면쪽을 용접하는 경우 내표면쪽에 인장 잔류응력이 높게 발생하는 반면 내면쪽을 먼저 용접한 후 외면쪽을 용접하면 내표면쪽에 압축응력이 발생함을 확인하였다. 수압시험 작용 압력으로 인한 소성 변형이 발생하여 수압시험 이후 잔류응력이 이완되나 이완정도는 크지 않음을 확인하였다. 정상운전 하중 조건 (운전온도, 압력 및 배관하중)을 고려하기 이전에는 내표면에 압축 잔류응력이 작용하였으나 정상운전 하중 조건을 부가하면 내표면에 인장응력이 작용함을 확인하였다.
- 수압시험 작용 압력으로 인한 소성 변형이 발생하여 수압시험 이후 잔류응력이 이완되나 이완정도는 크지 않음을 확인하였다. 정상운전 하중 조건 (운전온도, 압력 및 배관하중)을 고려하기 이전에는 내표면에 압축 잔류응력이 작용하였으나 정상운전 하중 조건을 부가하면 내표면에 인장응력이 작용함을 확인하였다. Wolf Creek 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에서 2006년 원주방향 PWSCC를 탐지한 이후 USNRC 후속 조치의 일환으로 EMC2에서 응력 및 균열 해석을 수행하였다(23).
- Wolf Creek 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에서 2006년 원주방향 PWSCC를 탐지한 이후 USNRC 후속 조치의 일환으로 EMC2에서 응력 및 균열 해석을 수행하였다(23). 스테인리스 강 안전단 용접을 고려하지 않으면 응력 분포는 Dominion Engineering의 결과와 유사 (EMC2의 결과가 압축 및 인장 영역에서 각각 약간 높고 낮음)하나 스테인리스 강 안전단 용접을 고려하면 내면쪽 응력에 큰 차이를 보임을 확인하였다. Dominion Engineering 결과는 내표면에서 200 MPa를 초과하는 인장응력이 작용하는 반면 EMC2 결과는 약간 압축이다.
- 은 국내 가동 원전의 안전주입노즐을 대상으로 안전단의 길이와 동종금속 용접부의 두께가 이종금속용접부의 응력분포에 미치는 영향을 평가한 결과, 동종금속 용접부의 두께는 안전단의 길이가 짧은 경우 축방향 응력에 어느 정도 영향을 미쳤으나 원주방향 응력에는 거의 영향을 미치지 않음을 확인하였다. 안전단의 길이가 증가함에 따라 내면에서의 축방향 및 원주방향 응력값이 증가하는 것으로 나타났으나 특정 안전단 길이를 기준으로 응력분포가 구분되는 경향을 발견하였다.
- 용접 잔류응력 평가와 관련된 측정 방법을 개략적으로 고찰하여 현재 잔류응력 측정방법의 기술 수준을 파악하므로써 측정 기술 적용시 주의점을 확인할 수 있었다. FFS 평가 측면에서의 유한요소 잔류응력해석기술을 검토하여 공학적으로 타당함을 확인하였으며 필수 고려사항을 제시하였는데 타당성과 보수성이 감안된 유한요소 잔류응력 해석에 도움이 될 것으로 판단된다.
- 또한, 기존 연구 고찰을 통해 원전기기의 대표적인 용접 잔류응력 분포의 특성과 기하학적 형상, 운전조건, 보수용접 등이 잔류응력에 미치는 영향을 확인하여 예방 정비 차원 또는 가동중 균열이 발견된 경우, 구조 건전성 평가시 이러한 고찰 결과를 활용할 수 있을 것으로 사료된다. 최종적으로 FFS 평가 코드 내 공학적 평가식의 대상 용접부, 평가되는 분포, 입력변수, 기술적 근거 등을 개괄적으로 제시함으로써 적용 이해를 향상시켰다.
- 특히, 원환 응력의 경우에는 벽 두께 전체에 걸쳐 인장응력이 작용한다. 762 mm 직경의 원자로 압력용기 출구노즐 용접부와 254 mm직경의 가압기 밀림노즐 용접부에 부분 내면 보수용접을 실시한 경우, 부분 보수용접 영역에서 정상운전시 응력이 증가하며 부분 보수용접 길이가 감소할수록 응력 증가 영역은 좁아지나 최대 응력 값은 약간 증가함(증가폭은 매우 작음.)을 확인하였다. 762 mm 직경의 원자로 압력용기 출구노즐 용접부의 정상운전시 축방향 응력분포 변화를 외부 배관 하중에 따라 고찰한 결과, 외부 배관 하중 증가시 축방향 응력분포가 벽 두께 전체적으로 증가함을 확인하였다.
후속연구
- Summer 원자로 압력용기 출구노즐 용접부에 대해 내면 또는 외면 보수용접을 실시한 경우의 정상운전시 축방향 및 원환 응력분포변화를 고찰한 결과, 내면 보수용접의 경우 내면에서 큰 인장응력을 발생시키는 반면 외면 보수용접은 보수용접을 실시하지 않은 경우와 거의 동일함을 확인하였다. 내면 보수용접 경우 잔류응력이 내면에서 상당한 크기의 인장이므로 균열 개시와 성장 관점에서 주요 관심사항이 되며 추가적인 평가가 필요하나 외면 보수 용접은 추가적인 평가가 필요하지 않다.
- 용접 잔류응력 평가와 관련된 측정 방법을 개략적으로 고찰하여 현재 잔류응력 측정방법의 기술 수준을 파악하므로써 측정 기술 적용시 주의점을 확인할 수 있었다. FFS 평가 측면에서의 유한요소 잔류응력해석기술을 검토하여 공학적으로 타당함을 확인하였으며 필수 고려사항을 제시하였는데 타당성과 보수성이 감안된 유한요소 잔류응력 해석에 도움이 될 것으로 판단된다. 또한, 기존 연구 고찰을 통해 원전기기의 대표적인 용접 잔류응력 분포의 특성과 기하학적 형상, 운전조건, 보수용접 등이 잔류응력에 미치는 영향을 확인하여 예방 정비 차원 또는 가동중 균열이 발견된 경우, 구조 건전성 평가시 이러한 고찰 결과를 활용할 수 있을 것으로 사료된다.
- FFS 평가 측면에서의 유한요소 잔류응력해석기술을 검토하여 공학적으로 타당함을 확인하였으며 필수 고려사항을 제시하였는데 타당성과 보수성이 감안된 유한요소 잔류응력 해석에 도움이 될 것으로 판단된다. 또한, 기존 연구 고찰을 통해 원전기기의 대표적인 용접 잔류응력 분포의 특성과 기하학적 형상, 운전조건, 보수용접 등이 잔류응력에 미치는 영향을 확인하여 예방 정비 차원 또는 가동중 균열이 발견된 경우, 구조 건전성 평가시 이러한 고찰 결과를 활용할 수 있을 것으로 사료된다. 최종적으로 FFS 평가 코드 내 공학적 평가식의 대상 용접부, 평가되는 분포, 입력변수, 기술적 근거 등을 개괄적으로 제시함으로써 적용 이해를 향상시켰다.
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