[논문]원전일차측 환경에서 오스테나이트계 스테인리스강의 환경피로특성

이현배; 김호섭; 김태순; 장창희

doi:10.20466/kpvp.2017.13.2.019

원전일차측 환경에서 오스테나이트계 스테인리스강의 환경피로특성
Environmental Fatigue Behaviors of Austenitic Stainless Steels in the Primary Water Environment of Nuclear Power Plants 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.13 no.2, 2017년, pp.19 - 30

이현배 (KAIST 원자력 및 양자공학과) , 김호섭 (KAIST 원자력 및 양자공학과) , 김태순 (한국수력원자력 중앙연구원) , 장창희 (KAIST 원자력 및 양자공학과)

Abstract ▼ AI-Helper

Austenitic Stainless Steels (ASSs) are widely used as structural materials in the pressurized water reactors (PWRs) because of their superior mechanical properties and corrosion resistance. However, it is well known that ASSs are susceptible to the environmental assisted cracking (EAC) such as environmental assisted fatigue (EAF) during the long term operation. There have been extensive tests and researches to understand the extent and the mechanisms of environmental effects. In this paper, the world-wide EAF test results of ASSs are introduced including those of Korean test programs. The suggested EAF mechanisms of ASSs are also discussed. Finally, the areas of further research to resolve the issue of EAF are suggested.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

위에서 설명한 바와 같이, ASS의 환경영향피로를 완화하기 위해 시도된 용존수소량 조절, sub-peak holding, mixed-strain rate 등의 시험조건에서 특이할만한 환경영향의 변화를 확인하지 못하였다. 따라서,니켈기합금의 일차수 응력부식균열에 저감효과가있는 아연을 주입함으로써 환경영향피로의 저감효과를 확인하는 시험을 수행중이다. 즉, 아연주입을 통해 스테인리스강의 균열선단에 더욱 치밀한 산화막을 형성함으로써 원전 가동환경에서의 주요 피로 균열 성장기구인 HIC를 저감시킬 것을 기대하고 있다.
아울러 일본의 경우에도 Japan Environmental Fatigue Data Committee를 중심으로 원자력발전소 가동환경이 구조재료의 피로수명에 미치는 영향에 대한 유사한 시험연구를 수행하였다. 아래에는 이들 연구결과 도출된 환경피로거동에 미치는 여러 인자들의 영향을 ASS를 중심으로 정리하여 소개하였다.
이에 본 논문에서는 현재까지 수행된 국내외의 ASS의 EAF 시험결과를 소개하고 메커니즘 규명을 위한 연구결과를 제시하였다. 아울러 EAF 문제를 해결하기 위한 후속연구 및 시험의 방향을 제시하고자 하였다.
207이 지나치게 보수적이라는 인식하에서, 보다 현실적이고 발전소 운전환경을 반영한 규제 및 기술 기준 개발을 위한 연구가 진행되고 있다. 이에 본 논문에서는 현재까지 수행된 국내외의 ASS의 EAF 시험결과를 소개하고 메커니즘 규명을 위한 연구결과를 제시하였다. 아울러 EAF 문제를 해결하기 위한 후속연구 및 시험의 방향을 제시하고자 하였다.

제안 방법

공기환경 300-600 ℃ 온도범위와 0.3 %/s 변형률속도 아래에서 ASS의 DSA 현상을 확인하였다. DSA 현상은 낮은 변형률속도에서 전위 밀도를 증가시키고 반복하중 동안 변형의 불균일도를 높인다.
또한 Fig. 13과 같이 변형률 속도를 복합적(mixedstrainrate)으로 주어 피로시험을 수행하였다. 하지만 Fig.
또한, 핀란드의 VTT와 함께 다양한 복합 하중조건에서 환경영향피로시험을 수행하였다. 시험 결과복합 하중의 영향에 의한 환경영향계수는 1.
변형률 진폭이 원전 수화학조건에서의 피로수명에 미치는 영향을 평가하였다. 시험결과 환경영향이 매우 작아지는 변형률 진폭의 결과는 0.
Iida가 제안한 이 방법에서는 공기환경에서의 피로수명과 원전 가동환경에서의 피로수명 비를 피로수명보정계수로 정의한다. 원전 가동환경에서 피로곡선시험 자료를 생산하고, 이를 바탕으로 각 조건에 적합한 피로수명보정계수 계산식을 도출하였다⁽³⁾.
원전 일차측에서 널리 사용되는 308 및 316TP 스테인리스강 용접부의 환경영향균열 거동을 평가하였다. 325 ℃ 가압경수로형 원전환경에서 0.
일반적으로 피로시험에 사용되는 삼각파형 (R=-1)이 실제 원자력발전소 가동환경에서의 하중조건을 정확하게 모사하지 못함에 따라 발전소의 과도조건을 모사한 하중조건으로 시험을 수행하였다. 원전의 실제운전조건을 최대한 모사하기 위해 최대 연신률보다 약간 낮은 연신률에서 유지한 채(sub-peak holding) 시험을 수행하였으며 sub-peak holding 유지 시간은60초와 300초 두가지 조건을 적용하였다. 하지만 Fig.
의 시험프로그램을 지원하였다. 이를 통해 ASS를 포함한 원전 구조재료의 환경피로에 미치는 변형률 속도, 변형률, 온도, 용존 산소량, 재료 조성 등과 같은 다양한 인자들의 영향을 평가하였다. 아울러 일본의 경우에도 Japan Environmental Fatigue Data Committee를 중심으로 원자력발전소 가동환경이 구조재료의 피로수명에 미치는 영향에 대한 유사한 시험연구를 수행하였다.
이외에도 VTT에서는 원전의 가동과 운전, 그리고 중지 시에 발생하는 열적 하중을 모사하여 실험을 수행하였다. 시험결과 낮은 변형률과 높은 변형률 조건에서 모두 피로수명이 증가함을 확인하였다.
일반적으로 피로시험에 사용되는 삼각파형 (R=-1)이 실제 원자력발전소 가동환경에서의 하중조건을 정확하게 모사하지 못함에 따라 발전소의 과도조건을 모사한 하중조건으로 시험을 수행하였다. 원전의 실제운전조건을 최대한 모사하기 위해 최대 연신률보다 약간 낮은 연신률에서 유지한 채(sub-peak holding) 시험을 수행하였으며 sub-peak holding 유지 시간은60초와 300초 두가지 조건을 적용하였다.

성능/효과

316LN 스테인리스강의 피로수명에 미치는 온도의 영향을 평가하기 위하여 230 ℃ 수화학환경에서 피로시험을 수행하였고 시험결과310 ℃에서 230 ℃로 감소함에 따라 316LN 스테인리스강의 피로수명은 증가하는 것을 확인하였다.
원전 일차측에서 널리 사용되는 308 및 316TP 스테인리스강 용접부의 환경영향균열 거동을 평가하였다. 325 ℃ 가압경수로형 원전환경에서 0.005 ppm의 용존산소량과 다양한 변형률속도 조건에서 수행된 피로시험 결과, 스테인리스강 용접부에서의 환경 영향피로 거동은 모재와 크게 다르지 않은 것으로 평가되었다.
용존 산소량에 따라 이러한 거동을 보이는 원인은 균열선단에서 발생하는 두 가지 현상이 복합적으로 작용하기 때문이다. 먼저, 용존산소량이 증가함에 따라 부식속도가 증가하고, 이어서 수소생성속도의 증가로 이어져 HIC를 촉진함으로써 피로수명이 감소한다. 반면에 용존 산소량이 증가함에 따라 반복하중에 의해 파괴된 산화막이 빠르게 재생되고,이는 균열선단에서 수소의 용입시간 감소로 이어져 HIC를 저하시킴으로써 환경피로수명이 증가하게 된다.
11에 나타내었다 30. 변형률 속도가 0.008 %/s에서 0.4 %/s로 증가함에 따라 피로수명은 더 길어지는 것을 확인할 수 있었고,이는 NUREG/CR-6909의 결과와도 일치함을 확인하였다.
또한, 핀란드의 VTT와 함께 다양한 복합 하중조건에서 환경영향피로시험을 수행하였다. 시험 결과복합 하중의 영향에 의한 환경영향계수는 1.5-3.8로 나타나 NUREG/CR-6909에서 보고된 단순 삼각파형일때의 환경영향보정계수인 5.9에 비해 매우 낮게 평가되었다⁽²⁵⁾.
이외에도 VTT에서는 원전의 가동과 운전, 그리고 중지 시에 발생하는 열적 하중을 모사하여 실험을 수행하였다. 시험결과 낮은 변형률과 높은 변형률 조건에서 모두 피로수명이 증가함을 확인하였다. 하지만 전위 구조나 미세구조의 차이는 없었으며 추가적인 실험이 필요한 것으로 판단된다⁽²⁸⁾.
변형률 진폭이 원전 수화학조건에서의 피로수명에 미치는 영향을 평가하였다. 시험결과 환경영향이 매우 작아지는 변형률 진폭의 결과는 0.16 % 정도로 평가되었다. 하지만 여러가지 하중변수를 고려하여 스테인리스강의 경우 0.
16의 용존산소량에 따른 환경영향보정계수를 보면 명확히 알 수 있다. 즉, 낮은 용존산소량과 높은 용존산소량에서 환경영향보정계수가 가장 작은 것을 확인할 수 있다. 용존 산소량에 따라 이러한 거동을 보이는 원인은 균열선단에서 발생하는 두 가지 현상이 복합적으로 작용하기 때문이다.

후속연구

즉, 아연주입을 통해 스테인리스강의 균열선단에 더욱 치밀한 산화막을 형성함으로써 원전 가동환경에서의 주요 피로 균열 성장기구인 HIC를 저감시킬 것을 기대하고 있다. 다양한 변형률속도에서 시험을 수행하고 있으며,예비시험 결과 NUREG/CR-6909에서 제시한 피로수명 예측값보다 조금 증가한 것을 볼 수 있으나 아직 명확하게 아연의 영향이라고 판단하기는 어려우며 추가적인 실험이 진행 중에 있다.
반면, 일본에서의 결과들을 보면 가압경수로형 원전 환경에서는 용존 산소량에 의한 스테인리스강의 피로수명에 대한 영향이나타나지 않았다. 따라서, 용존산소량이 환경영향피로에 미치는 영향에 대해서는 추가적인 연구가 필요한 것으로 판단된다.
304L 스테인리스강의 표면처리 조건에 따른 피로시험은 영국의 AMEC과 함께 300 ℃의 가압경수로형 원전 환경에서 수행되었다. 시험결과 환경과 표면처리에 의한 영향이 굉장히 보수적으로 평가되었음을 확인하였으나, 명확한 환경영향피로를 평가하기 위해 더 많은 실험이 필요한 것으로 판단된다.
특히, 규제기준에 포함된 과도한 보수성을 정량적으로 평가하고, 잠재적인 환경영향피로를 완화하는 방안에 대한 연구는 부족한 것으로 보인다. 즉, 이와 같은 보수성을 현실적으로 줄이기 위하여 실제 원전 운전조건이 반영된 하중이력과 보다 엄밀하게 제어된 수화학환경에서 재료에 대한 피로평가가 이루어져야 할 것으로 판단된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	오스테나이트계 스테인리스강의 장점은 무엇인가?	오스테나이트계 스테인리스강(ASS, austenitic stainless steels)은 우수한 기계적 특성과 부식 저항성으로 인해 원전의 주요 기기 및 배관들의 구조재료로써 널리 사용되고 있다. 그러나, 원전의 수화학환경에 장기간 노출됨에 따라 소위 환경조장균열(EAC, environmental assisted cracking)에 따른 손상을 겪게 된다.
	원전에 사용되는 오스테나이트계 스테인리스강의 문제점은 무엇인가?	오스테나이트계 스테인리스강(ASS, austenitic stainless steels)은 우수한 기계적 특성과 부식 저항성으로 인해 원전의 주요 기기 및 배관들의 구조재료로써 널리 사용되고 있다. 그러나, 원전의 수화학환경에 장기간 노출됨에 따라 소위 환경조장균열(EAC, environmental assisted cracking)에 따른 손상을 겪게 된다. 국내 원전의 대부분을 차지하는 가압경수로형 (PWR, pressurized water reactor) 원전의 경우, EAC 는 크게 일정 하중 하에서 발생하는 응력부식균열(SCC, stress corrosion cracking), 반복하중에 의한 환경영향피로(EAF,environmental assisted fatigue)로 구분된다.
	EAC는 어떻게 구분될 수 있는가?	그러나, 원전의 수화학환경에 장기간 노출됨에 따라 소위 환경조장균열(EAC, environmental assisted cracking)에 따른 손상을 겪게 된다. 국내 원전의 대부분을 차지하는 가압경수로형 (PWR, pressurized water reactor) 원전의 경우, EAC 는 크게 일정 하중 하에서 발생하는 응력부식균열(SCC, stress corrosion cracking), 반복하중에 의한 환경영향피로(EAF,environmental assisted fatigue)로 구분된다. 원전 일차수환경에서 SCC에 의한 손상 사례는 주로 니켈기 합금에서 1970년대부터 보고되어 왔으며 ASS은 상대적으로 저항성이 높은 것으로 알려져 있다.

참고문헌 (40)

US NRC, Regulatory Guide 1.207, March 2007.
O.K. Chopra, G.L. Stevens, "Effect of LWR coolant environments on the fatigue life of reactor materials", NUREG/CR-6909 (Rev. 1), US NRC, Washington, DC, USA, March 2014.
M. Higuchi, K. Sakaguchi, Y. Nomura, and A. Hirano, "Final proposal of environmental fatigue life correction factor (Fen) for structural materials in LWR water environment", Proc. of Pressure Vessel and Piping (PVP2007), San Antonio, Texas, USA, July 22-26, 2007.
M. Higuchi, K. Sakaguchi, Y. Nomura, "Effects of strain holding and continuously changing strain rate on fatigue life reduction of structural materials in simulated LWR water", Proc. of Pressure Vessel and Piping (PVP2007), San Antonio, Texas, USA, July 22-26, 2007.
O.K. Chopra, "Mechanisms and Estimation of Fatigue Crack Initiation in Austenitic Stainless Steels in LWR Environments". NUREG/CR-6787, ANL-01/25, Aug. 2002.
O.K. Chopra, "Effects of LWR Coolant Environments on Fatigue Design Curves of Austenitic Stainless Steels", NUREG/CR-5704, ANL-98/31, 1999.
O.K. Chopra, D.J. Gavenda, "Effects of LWR Coolant Environments on Fatigue Lives of Austenitic Stainless Steels", Journal of Pressure Vessel Technology 120, pp. 116-121, 1998.

상세보기
O.K. Chopra, J.L. Smith, "Estimation of Fatigue Strain-Life Curves for Austenitic Stainless Steels in Light water Reactor Environments", Fatigue, Environmental factors, and New Materials, PVP Vol. 374, H.S. Mehta, R.W. Swindeman, J.A. Todd, S. Yukawa, M. Zako, W.H. Bamford, M. Higuchi, E. Jones, H. Nickel and S. Rahman, eds., American Society of Mechanical Engineers, New York, pp. 249-259, 1988.
O.K. Chopra, J.L. Smith, "Crack Initiation in Smooth Fatigue Specimens of Austenitic Stainless Steel in Light Water Reactor Environments", in Operations, Applications and Components - 1999, PVP Vol. 395, I.T. Kisisel, ed., American Society of Mechanical Engineers, New York, pp. 235-242, 1999.
O.K. Chopra, and W.J. Shack, "Review of the Margins for ASME Code Design Curves - Effects of Surface Roughness and Material Variability", NUREG/CR-6815, ANL-02/39, Sept. 2003.
O.K. Chopra, B. Alexandreanu, and W.J. Shack, "Effect of Material Heat Treatment on Fatigue Crack Initiation in Austenitic Stainless Steels in LWR Environments", NUREG/CR-6878, ANL-03/35, July 2005.
C.E. Jaske, and W.J. O'Donnell, "Fatigue Design Criteria for Pressure Vessel Alloys", Trans. ASME Journal of Pressure Vessel Technology 99, pp. 584-592, 1977.

상세보기
JNES-SS Report, "Environmental Fatigue Evaluation Method for Nuclear Power Plants", JNES-SS-1005, Nuclear Energy System Safety Division, Japan Nuclear Energy Safety Organization, March 2011.
H. Kanasaki, R. Umehara, H. Mizuta, and T. Suyama, "Fatigue Lives of Stainless Steels in PWR Primary Water", Trans. 47th Intl. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14), Lyon, Fracne, pp. 473-483, 1997.
H. Kanasaki, R. Umehara, H. Mizuta, and T. Suyama, "Effects of Strain Rate and Temperature Change on the Fatigue Life of Stainless Steel in PWR Primary Water", Trans. 14th Intl. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14), Lyon, France, pp. 485-493, 1997.
M. Higuchi, and K. Iida, "Reduction in Low-Cycle Fatigue Life of Austenitic Stainless Steels in High-Temperature Water", Pressure Vessel and Piping Codes and Standards, PVP Vol. 353, C.P. Jones, B.R. Newton, W.J. O'Donnell, R. Vecchio, G.A. Antaki, D.Bhavani, N.G. Cofie, and G.L. Hollinger, eds., American Society of Mechanical Engineers, New York, pp. 79-86, 1997.
K. Tsutsumi, H. Kanasaki, T. Umakoshi, Y. Nakamura, S. Urata, H. Mizuta, and S. Nomoto, "Fatigue Life Reduction in PWR Water Environment for Stainless Steels", Assessment Methodologies for Preventing Failure: Service Experience and Environmental Considerations, PVP Vol. 410-2, R. Mohan, ed., American Society of Mechanical Engineers, New York, pp. 23-34, 2000.
J. Strombro and M. Dahlberg, "Evaluation of the Technical Basis for New Proposals of Fatigue Design of Nuclear Components", Swedish Radiation Safety Authority, 2011.
Nugenia, "Environmentally-Assisted Fatigue Assessment - The European view of the State of the Art for stainless steels in LWR environments", 2015.
Strength assessment of equipment and piping of WWER type nuclear power plants, Section III. Standard Technical Documentation of the A.M.E 2007.
Rules for strength analysis of components and pipelines of nuclear power installations, PNAE G-7-002-86, Energoatomizdat, Moscow 1989
M. Thomas, C. Stephan, G. Pierre, D.G. Laurent, G. Cedric, L.R. Jean-Christophe, "Status of the French methodology proposal for environmentally assisted fatigue assessment", Proc. of the ASME 2014 Pressure Vessels and Piping Conference, Anaheim, California, USA, July 20-24, 2014.
J.A. Le Duff, A. Lefrancois, J.P. Vernot, "Effects of Surface Finish and Loading Conditions on the Low Cycle Fatigue Behaviour of Austenitic Steel in PWR Environment - Comparison of LCF Test Results with NUREG/CR-6909 Life Estimations", ASME 2008 Pressure Vessels and Piping Conference, Vol. 3, Chicago, Illinois, USA, July 27-311, 2008.
J.A. Le Duff et al., "Effects of Surface Finish and Loading Conditions on the Low Cycle Fatigue Behavior of Austenitic Stainless Steel in PWR environment for various strain amplitude levels", Proc. of the ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Conference, Prague, Czech Republic, July 26-30, 2009.
J.A. Le Duff, A. Lefrancois, J.P. Vernot, D. Bossu, "Effect of loading signal shape and surface finish on the LCF behavior of 304L stainless steel in PWR environment", Proc. of the ASME 2010 Pressure Vessels and Piping Conference, Bellevue, Washington, USA, July 18-22, 2010.
L. De Baglion, Ph.D Thesis, "Low cycle fatigue behavior and damage of a type 304L austenitic stainless steel in various environments (Vacuum, Air or PWR water) at 300 degrees Celsius", 2011 (in French).
L. De Baglion, J. Mendex, J.A. Le Duff, A. Lefrancois, "Influence of PWR Primary Water on LCF Behavior of Type 304L Austenitic Stainless Steel at $300^{\circ}C$ - Comparison with Results Obtained in Vacuum or in Air", Proc. of the ASME 2012 Pressure Vessels and Piping Conference, Toronto, Ontario, Canada, July 15-19, 2012.
H.E. Karabaki, J. Solin, M. Twite, M. Herbst, J. Mann, and G. Burke, "Fatigue with hold times simulated NPP normal operation results for stainless steel grade 304L and 347", Proc. of the ASME 2017 Pressure Vessels and Piping Conference, Waikoloa, Hawaii, USA, July 16-20, 2017.
P.-Y. Cho, C. Jang, H. Jang, J.-D. Hong, "The effects of dissolved hydrogen contents on the low cycle fatigue behaviors of a 316LN stainless steel in simulated PWR conditions", NPC 2010, International conference on water chemistry of nuclear reactor systems and 8th international radiolysis, electrochemistry and materials performance workshop, 2010, Canada.
H. Cho, B.K. Kim, I.S. Kim, C. Jang, and D.Y. Jung, "Fatigue Life and Crack Growth Mechanisms of the Type 316LN Austenitic Stainless Steel in $310^{\circ}C$ Deoxygenated Water", Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 44, No. 7, pp. 1007-1014, 2007.

상세보기
J.-D. Hong, C. Jang, T.S. Kim, "Effects of mixed strain rates on low cycle fatigue behaviors of austenitic stainless steels in a simulated PWR environment", International Journal of Fatigue, Vol .82, Part 2, pp. 292-299, 2016.

상세보기
C. Jang, H. Jang, J.-D. Hong, H. Cho, T.S. Kim, J.-G. Lee, "Environmentally fatigue of metallic materials in nuclear power plants - A review of Korean test programs", Nuclear Engineering and Technology, 44(8), pp. 967-970 (2013).
H. Cho, B.K. Kim, I.S. Kim, and C. Jang, "Low cycle fatigue behaviors of type 316LN austenitic stainless steel in 310 oC deaerated water-fatigue life and dislocation structure development", Material Science and Engineering A, 476, pp. 248-256, 2008.

상세보기
Y. Kiao, M. Cao, X. Wan, "Hydrogen Trapping by Dislocations and Gran Boundaries in Fe-3%Si Alloy", Journal of Material Science Technology 9, pp. 385-387, 1993.
J.-D. Hong, Ph.D Thesis, "Study on Evaluation of Environmental Assisted Cracking of Austenitic Alloys in Operating PWRs", 2015.
K.M. Perkins, M.R. Bache, "Corrosion fatigue of a 12%Cr low pressure turbine blade steel in simulated service environments", International Journal of Fatigue 27, pp. 1499-1508, 2005.

상세보기
R.L. Tapping, R.D. Davidson, E. McAlpine, D.H. Lister, "The composition and morphology of oxide films formed on Type 304 stainless steel in lithiated high temperature water", Corrosion Science 26, pp. 563-576, 1986.

상세보기
Y. Soma, C. Kato, M. Yamamoto, "Growth behavior of surface oxide layer on SUS 316L stainless steel at the early stage of exposure to $288^{\circ}C$ water", Materials Transactions, Vol. 53, No. 1, pp. 195-200, 2012.

상세보기
H. Bernstein, C. Loeby, "Low-cycle corrosion fatigue of three engineering Alloys in salt water", Journal of Engineering Materials and Technology, Vol. 110, pp. 234-239, 1988.

상세보기
J.-D. Hong, H. Jang, J. Lee, C. Jang, T.S. Kim, and Y. Lee, "Environmental Fatigue of Several Austenitic Stainless Steels in PWR Primary Environments", Fontevraud 8 - Contribution of Materials Investigation and Operating Experience to LWR's Safety, Performance and Reliability, Sep. 14-18, 2014.

표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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