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원자로냉각재계통 소구경 관통관 용접부 부분노즐교체 예방정비를 위한 최적 용접공정에 관한 연구
Study on Optimal Welding Processes of Half Nozzle Repair on Small Bore Piping Welds in Reactor Coolant System 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.14 no.1, 2018년, pp.58 - 65  

김영주 (한전KPS(주) (기술연구원)) ,  정광운 (한전KPS(주) 기술연구원 발전기술연구실) ,  최광민 (한전KPS(주) 기술연구원 발전기술연구실) ,  최동철 (한전KPS(주) 기술연구원 발전기술연구실) ,  조상범 (한전KPS(주) 기술연구원 발전기술연구실) ,  조홍석 (한전KPS(주) (기술연구원))

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

The purpose of this study is to develop a Half Nozzle Repair(HNR) process to prevent the leakage from welds on small bore piping in Reactor Coolant System. The Codes & Standards of tempered bead and design requirements of J-Groove welds are reviewed. Automatic machine GTAW welding and machining equi...

주제어

#인코넬합금 600   #부분노즐교체   #일차수응력부식균열   #원자로냉각재계통   #소구경 관통관  

AI 본문요약
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문제 정의

  • 이와 같은 손상 발생 시 발전정지로 인한 경제적 손실뿐만 아니라, 원전 운영에 대한 대국민 신뢰성을 저해하는 요인이 되므로 잠재적인 손상 부위에 대한 예방정비가 필요하다. 본 연구에서는 소구경 관통관의 예방정비기법 중의 하나로 부분노즐교체(half nozzle repair) 기법 개발을 위하여 관련 기술기준, 정비사례, 현장조건을 분석하고, 정비공정 설계, 자동 GTAW 용접장비, 기계가공장비를 개발하여 Mock-up 시험을 통한 최적 정비공정을 개발 중이다.
  • 본 연구에서는 저탄소강 원자로냉각재계통 배관(SA508)의 표면에 인코넬합금 용가재(Alloy 52M)로PAD 용접부 용접을 수행함에 있어 최적의 템퍼비드용접조건을 선정하기 위하여 기초 실험으로 용접 변수에 따른 용접비드 형상, 열영향부 크기, 마이크로조직, 열영향부의 경화도 등을 분석하였다.
  • 방사선 작업 선량 제한에 따라 작업인원 제한, 피폭 저감 방안 수립, 정비 과정 자동화 등이 요구되어 진다. 이에, 본 연구에서는 원자로냉각재계통 소구경 관통관이 설치된 위치가 고방사선 구역이므로 원격제어 작업이 가능한 자동 가스텅스텐아크(Gas Tungsten Arc Welding, 이하 GTAW) 용접장비를 개발하였다. Fig.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
인코넬 합금용가재(Alloy 52M)로 PAD 용접부 용접시 발생하는 문제점은 무엇인가? 부분노즐교체 정비방법에 의거하여 저탄소강인 원자로냉각재계통 배관(SA508)의 표면에 인코넬 합금용가재(Alloy 52M)로 PAD 용접부 용접을 수행하는 경우, 모재에 용착된 용접 비드 직하는 용접 입열의 급속한 냉각에 의하여 열영향부에서 조대화된 마르텐사이트와 같은 취약한 조직이 형성되며, 이로 인하여 파괴인성과 같은 기계적 물성치가 저하하게 된다. 따라서 이와 같은 취약한 조직이 나타나지 않는 건전한 용접부를 얻기 위해서ASME Sec.
소구경 관통관의 설치 목적은 무엇인가? 국내에서 가동 중인 OPR-1000 원전원자로냉각재계통(Reactor coolant system, 이하 RCS) 고온관 및 저온관에는 시료채취(sampling nozzle)와 온도계측(resistance temperature detector)을 위한 다수의 소구경 관통관이 설치되어 있다(Fig. 1).
국내 가동중 원전의 원자로냉각재계통 배관의 소구경 관통관의 재질은 무엇인가? 국내 가동중 원전의 원자로냉각재계통 배관에는 시료채취와 온도계측을 위한 소구경 관통관이 다수설치되어 있다. 이들 소구경 관통관은 Alloy 690재질로 저탄소강(SA508 Gr.1A) 배관에 Alloy 82/182 용접재로 이종금속 용접되어 있는데, 용접 잔류응력,운전응력 등의 인장응력과 원자로 냉각재 수질환경,온도 등의 복합적인 요인으로 인하여 용접부에서 일 차수응력부식균열(Primary water stress corrosion cracking, 이하 PWSCC)이 발생하여 보수용접을 수행한 사례가 있다(1-3). 이와 같은 손상 발생 시 발전정지로 인한 경제적 손실뿐만 아니라, 원전 운영에 대한 대국민 신뢰성을 저해하는 요인이 되므로 잠재적인 손상 부위에 대한 예방정비가 필요하다.
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참고문헌 (5)

  1. Materials Reliability Program-220, 2007, "Review of stress corrosion cracking of alloys 182 and 82 in PWR primary water service," Electric Power Research Institute. 

  2. Materials Reliability Program-106, 2004, "Welding residual and operating stresses in PWR alloy 182 butt welds," Electric Power Research Institute. 

  3. Materials Reliability Program-115, 2004, "Crack growth rates for evaluating primary water stress corrosion cracking(PWSCC) of alloy 82, 182, and 132 welds," Electric Power Research Institute. 

  4. Aloraier, A. S., et al., 2004, "Eliminating post-weld heat treatment in repair welding by temper bead technique : role bead sequence in metallurgical changes," Journal of Materials Proceeding Technology, Vol. 153-154, pp. 392-400. 

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  5. ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Section IX, QW290, 2007, pp. 48-50. 

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