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[국내논문] 니켈 합금 모재 및 용접재의 일차수응력부식균열 균열성장속도 시험
Primary Water Stress Corrosion Crack Growth Rate Tests for Base Metal and Weld of Ni-Cr-Fe Alloy 원문보기

Corrosion science and technology, v.18 no.1, 2019년, pp.33 - 38  

이종훈 (한국수력원자력(주) 중앙연구원)

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Alloy 600/182 with excellent mechanical/chemical properties have been utilized for nuclear power plants. Although both alloys are known to have superior corrosion resistance, stress corrosion cracking failure has been an issue in primary water environment of nuclear power plants. Therefore, primary ...

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AI 본문요약
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제안 방법

  • PWSCC의 생성과 성장을 억제하고 예측하기 위해서 Alloy 600과 182 재료에 대해 PWSCC 균열성장 특성을 조사하기 위해서 전 세계적으로 재료와 미세조직, 온도, 용존 산소, 용존 수소, pH 등의 다양한 변수에 대해서 균열성장 시험을 수행하였고, 최근 미국 전력연구소에서 연구 결과물들을 취합하여 데이터베이스를 구축하고 추세식을 정립하였다 [3,4]. 국내의 연구기관에서도 원자력발전소 증기발생기의 전열관에 사용되는 High Temperature Mill Annealed (HTMA) Alloy 600 재료를 대상으로 PWSCC균열성장 특성을 조사하고 결과를 발표한 바 있다 [5].
  • 본 연구를 통해 Andresen [6]이 제안하여 현재 General Electric (GE)과 Pacific Northwest National Laboratory(PNNL) 등에서 활용되고 있는 SCC 시험 가이드를 참조하여 자체적으로 실험을 수행할 수 있는 시험설비를 구축하였으며, 해외에서 비교적 많은 데이터가 축적된 Alloy 600과182 재료를 대상으로 실험을 수행하였다. 그리고 연구 결과물을 EPRI에서 발간한 MRP-420 [3] 보고서에 수록된 해외 연구기관 실험데이터 및 추세식과 비교하여 신뢰성을 확인하였다.
  • 설정한 시험 하중과 실제 시편에 가해지는 하중 간 오차를 줄이기 위해서는 작용하는 마찰력을 측정한 후 이를 보정하여 하중을 입력하는 것이 중요하다. 밀봉부에 작용하는 마찰력은 시험편을 설치하지 않은 상태로 오토클레이브를 실험 조건까지 가열/가압한 후 실제 실험과 동일한 주기로 변위를 왕복시키는 방법으로 측정하였고, 출력되는 하중을 그래프(Fig. 2)와 같이 정리하였다. 이 결과로부터 실제 실험 환경에서는 약 0.
  • 수화학 루프와 응력 구동부 외에도 시험기 제어 및 데이터처리 프로그램이 설치된 서버를 구축하였다. 서버는 장시간실험의 안정성을 확보하기 위해서 시험설비 제어용 서버와 데이터 서버를 분리하여 설치하였다.
  • 서버는 장시간실험의 안정성을 확보하기 위해서 시험설비 제어용 서버와 데이터 서버를 분리하여 설치하였다. 그리고 오토클레이브 내부에 설치된 시편의 균열을 측정하기 위한 전위차법(DCPD : Direct Current Potential Drop method) 시스템도 구축하였다. DCPD 시스템은 전원을 공급하는 장치와 나노 볼트미터, 스위칭 장치로 구성하고 백금 와이어로 시편과 연결하였다.
  • 그리고 오토클레이브 내부에 설치된 시편의 균열을 측정하기 위한 전위차법(DCPD : Direct Current Potential Drop method) 시스템도 구축하였다. DCPD 시스템은 전원을 공급하는 장치와 나노 볼트미터, 스위칭 장치로 구성하고 백금 와이어로 시편과 연결하였다. 미세한 균열의 성장을 정밀하게 측정하기 위해서 접지를 설치하였으며, 데이터의 평균을 자동으로 계산하도록 하여 전기 신호의 노이즈를 최소화 시켰다.
  • DCPD 시스템은 전원을 공급하는 장치와 나노 볼트미터, 스위칭 장치로 구성하고 백금 와이어로 시편과 연결하였다. 미세한 균열의 성장을 정밀하게 측정하기 위해서 접지를 설치하였으며, 데이터의 평균을 자동으로 계산하도록 하여 전기 신호의 노이즈를 최소화 시켰다.
  • 수화학 환경은 H3BO3와 LiOH·H2O를 첨가하여 제조한 붕산수 (붕소 농도 1,000 ppm, 리튬 농도 2 ppm)를 루프에 주입하고 용존수소 농도 30 cc/kg, 용존산소 농도 5 ppb 이하, 상온에서 pH는 6.42, 전기전도도는 20.69 μS/cm를 목표치로 설정하였다.
  • Alloy 600 및 182를 대상으로 일정 K 조건에서 PWSCC균열성장 실험을 수행하다가 DCPD 신호를 통해 균열이 기준치 (최소 500 μm) 이상 성장한 것으로 판단되었을 때 실험을 중단하고 실제 시편에 존재하는 균열 길이를 측정하였다.
  • 실험 재료는 원전 1차측 주요기기에 적용되는 Ni-Cr-Fe 합금인 Alloy 600과 용접재인 Alloy 182이며 화학조성표(Table 1)에 나타내었다. 각 재료들은 ASTM E399 [7]에 제시된 0.5T CT 시편으로 가공하였으며 형상은 ASTM도면 (Fig. 3)과 같다. 그리고 균열의 직진성을 확보하고 균열 터널링 현상을 방지하기 위해서 시편 측면에 side-groove를 가공하였다.
  • 3)과 같다. 그리고 균열의 직진성을 확보하고 균열 터널링 현상을 방지하기 위해서 시편 측면에 side-groove를 가공하였다.
  • PWSCC 균열성장 실험은 가속 실험을 위해서 온도 360℃와 압력 20 MPa 환경에서 수행하였고, MRP-420 [3]에 수록된 equation (1)을 활용하여 325℃ 데이터로 환산하였다. 아래 식에서 온도항인 지수항을 계산하면 360 ℃의 균열성장은 325℃에 비해 약 3.
  • 균열성장 실험은 먼저 상온에서 피로 예비균열을 가공한 후 오토클레이브에 시편을 설치하고 고온/고압 실험을 수행하였다. 실험 하중은 시험법 가이드 [6]에서 제시한 내용을 바탕으로 표 (Table 2)에 나타낸 것처럼 가장 먼저 응력비 0.
  • 균열성장 실험은 먼저 상온에서 피로 예비균열을 가공한 후 오토클레이브에 시편을 설치하고 고온/고압 실험을 수행하였다. 실험 하중은 시험법 가이드 [6]에서 제시한 내용을 바탕으로 표 (Table 2)에 나타낸 것처럼 가장 먼저 응력비 0.7, 주파수 0.001Hz 조건의 삼각파형에서 시작하여 삼각 파형에서 하중 유지시간 9000초를 적용한 사다리꼴 파형을 적용하는 단계를 사용하여 응력부식균열의 성장을 활성화시키고 직진성을 확보한 후 최종적으로 정하중 조건으로 실험을 수행하였다. 하중 제어 과정에서 앞서 설명한 것과 같이 파형을 정밀하게 시편에 전달하기 어려우므로 하중은 최대와 최소 하중만을 마찰력을 고려해서 보정한 후 DCPD로 출력되는 균열 길이에 초점을 맞추어서 실험을 진행하였다.
  • 001Hz 조건의 삼각파형에서 시작하여 삼각 파형에서 하중 유지시간 9000초를 적용한 사다리꼴 파형을 적용하는 단계를 사용하여 응력부식균열의 성장을 활성화시키고 직진성을 확보한 후 최종적으로 정하중 조건으로 실험을 수행하였다. 하중 제어 과정에서 앞서 설명한 것과 같이 파형을 정밀하게 시편에 전달하기 어려우므로 하중은 최대와 최소 하중만을 마찰력을 고려해서 보정한 후 DCPD로 출력되는 균열 길이에 초점을 맞추어서 실험을 진행하였다. Step 3 일정 응력확대계수(K) 조건 실험은 특정 하중에서 균열성장실험을 진행하다가 실시간 DCPD 신호로 균열의 성장이 관찰되어 K값이 # 증가할 때마다 하중을 감소시키는 방법으로 수행하였다.
  • 하중 제어 과정에서 앞서 설명한 것과 같이 파형을 정밀하게 시편에 전달하기 어려우므로 하중은 최대와 최소 하중만을 마찰력을 고려해서 보정한 후 DCPD로 출력되는 균열 길이에 초점을 맞추어서 실험을 진행하였다. Step 3 일정 응력확대계수(K) 조건 실험은 특정 하중에서 균열성장실험을 진행하다가 실시간 DCPD 신호로 균열의 성장이 관찰되어 K값이 # 증가할 때마다 하중을 감소시키는 방법으로 수행하였다.
  • 따라서 정확한 균열길이 측정을 위해서는 실험 종료 후 시편을 파단하여 길이를 측정하고DCPD 신호를 보정하는 것이 중요하다. Alloy 600의 광학현미경 파면 사진 (Fig. 4)처럼 균열을 두께방향으로 9등분하여 각각의 균열 길이를 측정하고 평균을 내어서 최종 균열 길이를 결정하였다. 측정된 최종 균열길이로 DCPD 신호의 최종 균열길이를 보정하여 실제 시편에 작용한 K값을 계산하고 균열길이를 정하중 시험시간으로 나누어서 PWSCC균열성장속도를 도출하고 표 (Table 3)에 나타내었다.
  • 4)처럼 균열을 두께방향으로 9등분하여 각각의 균열 길이를 측정하고 평균을 내어서 최종 균열 길이를 결정하였다. 측정된 최종 균열길이로 DCPD 신호의 최종 균열길이를 보정하여 실제 시편에 작용한 K값을 계산하고 균열길이를 정하중 시험시간으로 나누어서 PWSCC균열성장속도를 도출하고 표 (Table 3)에 나타내었다. Alloy 600에 비해 Alloy 182가 더 낮은 K 범위에서도 높은 균열성장속도를 보였는데, 이는 Alloy 182의 PWSCC 저항성이 Alloy 600에 비해 더 낮다는 것을 의미한다.
  • 원전 니켈 합금의 PWSCC 균열성장 연구에 필요한 실험 인프라를 구축하고, Alloy 600과 182 재료를 대상으로 구축된 실험설비로 325℃ 원전 일차수 조건에서 PWSCC 균열성장 실험을 수행하여 자체적으로 데이터를 확보한 결과 다음과 같은 결론을 얻었다.
  • 루프는 1,000시간 내외의 장시간이 소요되는 PWSCC 균열성장 실험시간 동안 용존수소, 용존산소, pH, 전도도 등의 인자를 일정하게 유지하면서 용액을 오토클레이브로 안정적으로 공급할 수 있어야 하며, 특정한 조건에서는 환경 변수를 조절할 수 있도록 구성되어야 한다. 장시간 실험 중 부식과 누수를 방지하기 위하여 수화학 루프를 구성하는 배관과 밸브 등은 스테인리스 재질로 제작하였으며, 지속적으로 변화하는 수화학 조건을 안정적으로 유지하기 위해 새로운 용액을 주입할 수 있는 컬럼을 일차수의 수화학을 제어하기 위한 컬럼과 분리하여 2개로 설치하였다. 루프의 저온부에는 온도와 압력, 용존수소, 용존산소, pH, 전도도 계측기를 설치하여 수시로 값을 기록하였다.
  • 장시간 실험 중 부식과 누수를 방지하기 위하여 수화학 루프를 구성하는 배관과 밸브 등은 스테인리스 재질로 제작하였으며, 지속적으로 변화하는 수화학 조건을 안정적으로 유지하기 위해 새로운 용액을 주입할 수 있는 컬럼을 일차수의 수화학을 제어하기 위한 컬럼과 분리하여 2개로 설치하였다. 루프의 저온부에는 온도와 압력, 용존수소, 용존산소, pH, 전도도 계측기를 설치하여 수시로 값을 기록하였다. 고온부에는 Pre-heater를 설치하여 오토클레이브에 급격한 온도변화가 일어나는 것을 방지하였으며, 압력 맥동을 감소시키기 위해서 완충장치를 설치하였다.

대상 데이터

  • 본 연구를 통해 Andresen [6]이 제안하여 현재 General Electric (GE)과 Pacific Northwest National Laboratory(PNNL) 등에서 활용되고 있는 SCC 시험 가이드를 참조하여 자체적으로 실험을 수행할 수 있는 시험설비를 구축하였으며, 해외에서 비교적 많은 데이터가 축적된 Alloy 600과182 재료를 대상으로 실험을 수행하였다. 그리고 연구 결과물을 EPRI에서 발간한 MRP-420 [3] 보고서에 수록된 해외 연구기관 실험데이터 및 추세식과 비교하여 신뢰성을 확인하였다.
  • 실험 재료는 원전 1차측 주요기기에 적용되는 Ni-Cr-Fe 합금인 Alloy 600과 용접재인 Alloy 182이며 화학조성표(Table 1)에 나타내었다. 각 재료들은 ASTM E399 [7]에 제시된 0.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
가압경수형 원자력발전소의 구조는? 가압경수형 원자력발전소는 연료에서 얻는 열에너지를 전달하는 1차측과 열에너지로 터빈을 기동해 전기를 생산하는 2차측으로 구분할 수 있다. 그 중 1차측에는 반응 속도를 제어하기 위해 붕산수가 주입되어 있으며, 기기들의 부식을 억제하기 위해서 용존산소와 pH 등을 제어하고 있다.
Alloy 600 니켈합금이 증기발생기 절연관이라 원자로 상부헤드 관통노즐등에 활용되는 이유는? 1차측에 주입된 붕산수 (일차수)는 정상운전 중에 최대 325 °C의 온도와 15MPa의 압력을 유지하기 때문에 주요기기들의 재료는 고온/고압 환경에서 우수한 기계적/화학적 물성이 필요하다. Alloy 600 니켈합금 재료는 고온 기계적 특성과 부식 저항성이 우수하여 증기발생기 전열관이나 원자로 상부헤드 관통노즐 등의 주요기기에 널리 활용되어왔다. 하지만 Alloy 600 재료가 일차수 환경에 장시간 노출되면 일차수응력부식균열 (PWSCC)에 취약해지기 때문에 1970년대부터 응력부식균열의 발생 사례가 빈번이 보고되었다 [1,2].
Alloy 600 재료가 가진 일차수응력부식균열 (PWSCC) 문제를 보완하기 위해 개발한 재료는? 하지만 Alloy 600 재료가 일차수 환경에 장시간 노출되면 일차수응력부식균열 (PWSCC)에 취약해지기 때문에 1970년대부터 응력부식균열의 발생 사례가 빈번이 보고되었다 [1,2]. 원전 주요기기에서 Alloy 600의 문제점이 드러나면서 최근 건설된 원전에는 Alloy 600 대신 크롬 함량을 약 30%로 높인 Alloy 690 재료를 사용하고 있지만, 기존에 건설된 원전에는 아직까지 Alloy 600 재료가 사용되고 있으므로 PWSCC 문제는 여전히 해결되지 않고 있다.
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