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냉간가공을 통한 중성자조사된 오스테나이트 스테인리스강의 기계적물성 모사 타당성 분석
Feasibility Analysis of Simulation on the Mechanical Properties of Neutron Irradiated Austenitic Stainless Steels by Cold-working 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.15 no.2, 2019년, pp.9 - 18  

김진원 (조선대학교 원자력공학과) ,  김윤재 (고려대학교 기계공학과)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The objective of this study is to investigate the feasibility of simulating the mechanical properties of irradiatied austenitic stainless steels by cold-working. In this study, the tensile properties, cyclic hardening behaviors and fracture toughness of cold-worked TP316L stainless steel were compar...

주제어

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문제 정의

  • (10,11) 본 논문에서는 이들 시험 결과와 참고문헌(4,12-15)에서 제시 하고 있는 중성자 조사에 따른 오스테나이트 스테인리스강의 기계적물성 변화를 비교함으로써 냉간 가공을 통해 중성자 조사된 스테인리스강의 기계 적물성 변화를 모사할 수 있는지 그 타당성을 검토하였다.
  • 본 논문에서는 냉간가공을 통해 중성자 조사된 오스테나이트 스테인리스강의 기계적물성을 모사 할 수 있는지를 확인하기 위해서, 33 % 냉간압연된 TP316L 스테인리스강의 표준 인장시험, J-R 파괴인성시험, 그리고 반복 응력-변형률 시험 결과를 중성자 조사된 오스테나이트 스테인리스강의 인장 물성, 파괴인성, 그리고 반복변형 거동과 비교하였다. 비교 결과 냉간가공을 통해 중성자 조사된 오스테나이트 스테인리스강의 미세조직을 완벽하게 모사하지는 못하지만, 거시적으로 중성자 조사된 오스테나이트 스테인리스강의 강도 증가, 연성과 파괴인성 감소 현상은 적절히 모사하는 것으로 확인되었다.
  • 여기서는 앞서 정리된 냉간압연된 TP316L 스테인리스강에 대한 시험 결과와 참고문헌에 제시된 중성자조사 오스테나이트 스테인리스강의 인장물성, 파괴인성, 반복변형 거동 등을 비교함으로써 냉간압연을 통해 중성자 조사된 오스테나이트 스테인리스강의 기계적물성을 모사할 수 있는지 가 능성을 살펴보았다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
경년열화가 발생하는 원인은? 원자력발전소(이하 원전)의 기기와 설비는 장시간 운전에 의해 기계적 또는 재료적 원인으로 경년 열화될 수 있다. (1) 특히, 원자로 주위에 설치된 기기와 설비들은 운전 중고에너지 중성자에 노출됨에 따라 중성자 조사에 의한 경년열화가 발생된다. (1-4) 즉, 중성자 조사에 의해 재료의 강도가 증가하고 연성과 인성이 감소하는 등 기계적물성이 변화된다.
경년열화 발생에 대비하여 신뢰성을 확보하기 위해 선행되어야 하는 일은? (2,3) 또한, 중성자 조사량이 높은 경우에는 조사 크립 (Creep)과 팽윤 (Swelling) 등에 의해 형상이 변화하고 이로 인한 응력상태의 변화도 나타날 수 있다. (5) 따라서, 이들 기기와 설비에 대한 신뢰성 있는 구조건전성 평가를 위해서는 중성자 조사에 따른 재료의 물성 변화, 손상거동 변화, 그리고 응력 변화 등을 정확히 파악하고, 이를 평가시 적절하게 반영하는 것이 중요하다. 따라서, EPRI 등(6)은 원전의 주요 재료에 대한 중성자 조사 량에 따른 인장물성, 파괴인성, 조사 크립과 팽윤, 그리고 IASCC 생성 및 성장 등과 같은 재료물성 데이터를 제공하고 있으며, 이들 데이터는 장기 가동 원전에서 주요 기기와 설비의 구조건전성 평가시 입력으로 적용되고 있다.
중성자 조사량이 높은 경우 일어나는 일은? (2-4) 뿐만 아니라 중성자 조사로 인해 결정립 계의 석출물 생성과 불순물 편석 등 미세조직적인 변화가 발생되며, 미세조직 변화는 기기 및 설비의 부식 거동과 응력부식균열 (IASSC, Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking) 민감도에 영향을 미친다. (2,3) 또한, 중성자 조사량이 높은 경우에는 조사 크립 (Creep)과 팽윤 (Swelling) 등에 의해 형상이 변화하고 이로 인한 응력상태의 변화도 나타날 수 있다. (5) 따라서, 이들 기기와 설비에 대한 신뢰성 있는 구조건전성 평가를 위해서는 중성자 조사에 따른 재료의 물성 변화, 손상거동 변화, 그리고 응력 변화 등을 정확히 파악하고, 이를 평가시 적절하게 반영하는 것이 중요하다.
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참고문헌 (21)

  1. Shah, V.N. and Macdonald, P.E., 1993, Aging and Life Extension of Major Light Water Reactor Components, Elsevier Science Pub., Amsterdam 

  2. IAEA, 1999, "Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety: PWR vessel internals," IAEA TECDOC-1119. 

  3. Murty, K.L. and Charit, I., 2012, Introduction to Nuclear Materials - Fundamentals and Applications, Wiley-VCH. 

  4. O.K. Chopra and A.S. Rao, 2011, "A review of irradiation effects on LWR core internal materials - Neutron embrittlement," J. Nucl. Mater., Vol.412, pp.195-208. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.02.059 

  5. Kim, J.S., 2015, "Structural Integrity Analysis of Lower Core Plate in Pressurized Water Reactors Considering Stress Triaxiality," Procedia Eng., Vol.130, pp.1494-1502. https://doi.org/10.1016/j.proeng.2015.12.318 

  6. EPRI, 2007, "Materials Reliability Program: PWR Internals Age-Related Material Properties, Degradation Mechanisms, Models, and Basis Data-State of Knowledge (MRP-211)," Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, 1015013. 

  7. Jitsukawa, S., Shiba, K., Hishinuma, A., and Alexander, D.J., 1996, "Comparison of elastic-plastic fracture toughness of irradiated and cold-worked JPCA using miniaturized DCT specimens," J. of Nucl. Mater., Vol.233-237, pp.152-155. https://doi.org/10.1016/S0022-3115(96)00204-8 

  8. Kamaya, M., 2015, "Elastic-plastic failure assessment of cold worked stainless steel pipes," Int. J. Pres. Ves. Piping, Vol.131, pp.45-51. https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2015.04.008 

  9. Choi, K.J., Yoo, S.C., Kim, T., and Kim, J.H., 2015, "Investigation of Warm Rolling and Dissolved Hydrogen on Crack Growth Rate of 316L Austenitic Stainless Steel in Promary Water Condition," Proc. of KPVP, Gim Cheon, Korea, Nov. 19-20, pp.21-22. 

  10. Choi, M.R. and Kim, J.W., 2018, "Effect of Aging Degradation on the Cyclic Deformation Behavior of Nuclear Structural Materials," Trans. of KSME (A), Vol.42, pp.239-246. https://doi.org/10.3795/KSME-A.2018.42.3.2 

  11. Kim, J.W., Choi, M.R., and Kim, Y.J., 2018, "J-R fracture toughness of cold-worked TP316L stainless steel under seismic loading conditions," Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol.171, pp.137-144. https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2019.02.012 

  12. Kenik, E.A. and Busby, J.T., 2012, "Radiationinduced degradation of stainless steel light water reactor internals," Mater. Sci. & Eng. (R), Vol.73, pp.67-83. https://doi.org/10.1016/j.mser.2012.05.002 

  13. Pawel, J.E., Rowcliffe, A.F., Lucas, G.E., and Zinkle, S.J., 1996, "Irradiation performance of stainless steels for ITER application," J. of Nucl. Mater.. Vol.239, pp.126-131. https://doi.org/10.1016/S0022-3115(96)00484-9 

  14. Matijasevic, M., Lucon, E., and Almazouzi, A., 2008, "Behavior of ferritic.martensitic steels after n-irradiation at 200 and $300^{\circ}C$ ," J. of Nucl. Mater.. Vol.377, pp.101-108. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.02.063 

  15. Devries, M.I., Tjoa, G.L., and Elen, J.D., 1979, "Effects of neutron irradiation on low-cycle fatigue and tensile properties of AISI Type 304 stainless steel at 298K," Fati. of Eng. Mater. & Struct., Vol.1, pp.159-171. 

  16. ASTM E8/E8M-09, 2009, "Standard test method for tension testing of metallic materials," ASTM International, West Conshohocken, PA. 

  17. ASTM E1820-15, 2015, "Standard test method for measurement of fracture toughness," ASTM International, West Conshohocken, PA. 

  18. ASTM E606-92, 1998, Standard Practice for Strain-Controlled Fatigue Testing (Reapproved 1998), ASTM International, West Conshohocken, PA. 

  19. Paul, S.K., Sivaprasad, S., Dhar, S., and Tarafder, S., 2011, "Key issues in cyclic plastic deformation: Experimentation," Mech. of Mater., Vol.41, pp.705-720. https://doi.org/10.1016/j.mechmat.2011.07.011 

  20. Kim, C., 2018, "Nondestructive Evaluation of Strain-Induced Phase Transformation and Damage Accumulation in Austenitic Stainless Steel Subjected to Cyclic Loading," Metals, Vol.8, pp.1-14. https://doi.org/10.3390/met8010014 

  21. Facheris, G., 2014, Cyclic plastic material behavior leading to crack initiation in stainless steel under complex fatigue loading conditions, Mechanical Engineering, Politecnico di Milano, Ph.D thesis. 

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