[논문]증기발생기 전열관 틈새복합환경(Pb+S+Cl)에서 Alloy 690의 응력부식균열거동

신정호; 임상엽; 김동진

doi:10.14773/cst.2018.17.3.116

증기발생기 전열관 틈새복합환경(Pb+S+Cl)에서 Alloy 690의 응력부식균열거동
Stress Corrosion Cracking Behavior of Alloy 690 in Crevice Environment (Pb + S + Cl) in a Steam Generator Tube 원문보기

Corrosion science and technology, v.17 no.3, 2018년, pp.116 - 122

신정호 (한국원자력연구원 원자력재료연구부) , 임상엽 (한국원자력연구원 원자력재료연구부) , 김동진 (한국원자력연구원 원자력재료연구부)

Abstract ▼ AI-Helper

The secondary coolant of a nuclear power plant has small amounts of various impurities (S, Pb, and Cl, etc.) introduced during the initial construction, maintenance, and normal operation. While the concentration of impurities in the feed water is very low, the flow of the cooling water is restricted, so impurities can accumulate on the Top of Tubesheet (TTS). This environment is chemically very complicated and has a very wide range of pH from acidic to alkaline. In this study, the characteristics of the oxide and the mechanism of stress corrosion cracking (SCC) are investigated for Alloy 690 TT in alkaline solution containing Pb, Cl, and S. Reverse U-bend (RUB) specimens were used to evaluate the SCC resistance. The test solution comprises 3m NaCl + 500ppm Pb + 0.31m $Na_2SO_4$ + 0.45m NaOH. Experimental results show that Alloy 690 TT of the crevice environment containing Pb, S, and Cl has significant cracks, indicating that Alloy 690 is vulnerable to stress corrosion cracking under this environment.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

본 연구에서는 Pb, Cl, S가 함유된 수용액에서 Alloy 600의 대체재료로 사용되는 Alloy 690 TT 를 사용하여 부식실험을 진행 후 피막특성 분석 및 응력부식균열에 작용하는 기구를 규명하는 것을 목표로 하였다.

제안 방법

TEM을 이용하여 Alloy 690 TT 표면의 산화막을 분석하였다. Fig.
광학현미경 관찰부의 처리는 SiC 연마지로 1200 grit까지 연마 후 알루미나 페이스트(1mm)로 마무리하였다. 결정립계 관찰을 위해서 2 % bromine 용액에 에칭한 후, KEYENCE사의 VHX광학현미경을 사용하여 원주균열 및 축균열을 관찰하였다.

대상 데이터

산화막의 미세구조를 관찰하기 위해 시료는 FEI사의 FIB(Focused Ion Beam)를 사용하여 100 nm 이하의 두께가 되도록 준비하였다. 이렇게 준비한 TEM시편은 EDX가 장착된 TEM을 이용하여 표면의 산화막의 구조와 성분을 관찰하였다.

이론/모형

SCC 저항성을 평가하기 위하여 RUB(reverse U-bend) 시편을 이용하여 시험을 수행하였다. RUB시편의 자세한 규격은 Fig.

성능/효과

(1) 증기발생기 세관의 틈새부식환경을 모사한 Pb,S,Cl이 포함된 고온실험용액에 노출된 Alloy 690 TT RUB 시험편에서 균열이 발견되었으며 이러한 환경에서 Alloy 690은 응력부식균열에 취약한 것을 확인하였다.
(2) 시편 표면에 보호성 산화막이 관찰되지 않았으며 Pb가 포함된 Cr 산화물 및 Ni이 농축되는 것을 확인할 수 있었다.
(4) Alloy 690 TT의 응력부식균열을 유발하는 가장 큰요인으로 S, Cl보다 Pb인 것으로 관찰되었다.
Pb가 포함된 용액에서의 실험결과와는 다르게 TEM사진에서도 균열을 발견하지 못하였으며, 표면에 산화막이 고르게 분포된 것을 확인할 수 있다. 실험결과 황과 염소는 응력부식균열을 야기하는 원소이나, Alloy 690TT에 큰 영향은 주지 못하는 것으로 관찰되었다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	Alloy 600은 무엇 때문에 증기발생기 전열관 재료로 채택되었고 현재까지 사용되었는가?	Alloy 600(Ni-15Cr-9Fe)은 가압경수로형원전의 1차측 및 2차측 냉각수 환경에서 일반 부식 속도가 느리고 우수한 응력부식균열 (stress corrosion cracking)의 저항성으로 인하여 증기발생기 전열관 재료로 채택되었고 현재까지 사용되었으나 장기간 이용시 공식, 응력부식균열 및 입계부식(IGA) 등의 문제가 발생하여왔다 [1,2]. 이러한 전열관 손상에 대해 건전성을 향상시키고자 재료적인 측면에서 열처리를 통하여 입계에서의 예민화를 억제하면서도 탄화물 석출을 발달시키는 TT (thermal treatment) 열처리로 응력부식균열 저항성을 증가시켰으나 Alloy 600의 문제를 완전히 해결할 수는 없었다.
	Alloy 690의 Cr 함량증가는 어떤 현상을 가져오는 것으로 알려져있는가?	이를 해결하기 위해 Cr의 함량이 약 2배 증가된 Alloy 690 (Ni-30Cr-10Fe)이 1989년 이후로 사용되고 있다. Alloy 690의 Cr 함량증가는 탄화물 석출시 문제되는 결정입계의 Cr 고갈현상 억제와 크롬 산화물 형성을 촉진하여 부식 저항성이 증가하는 것으로 알려졌다 [3].
	Alloy 600의 공식, 응력부식균열 및 입계부식(IGA) 등의 문제를 해결하기 위해 사용되고 있는것은?	이를 해결하기 위해 Cr의 함량이 약 2배 증가된 Alloy 690 (Ni-30Cr-10Fe)이 1989년 이후로 사용되고 있다. Alloy 690의 Cr 함량증가는 탄화물 석출시 문제되는 결정입계의 Cr 고갈현상 억제와 크롬 산화물 형성을 촉진하여 부식 저항성이 증가하는 것으로 알려졌다 [3].

참고문헌 (13)

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