[논문]Alloy 690 전열관의 크리프 변형 및 파단 거동

김우곤; 김종민; 김민철

doi:10.20466/kpvp.2020.16.1.049

Alloy 690 전열관의 크리프 변형 및 파단 거동
Creep Deformation and Rupture Behavior of Alloy 690 Tube 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.16 no.1, 2020년, pp.49 - 55

김우곤 (한국원자력연구원, 신소재융합기술연구부) , 김종민 (한국원자력연구원, 안전재료기술개발부) , 김민철 (한국원자력연구원, 안전재료기술개발부)

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Creep rupture data for Alloy 690 steam generator tubes in a pressurized water reactor are essentially needed to demonstrate a severe accident scenario on thermally-induced tube failures caused by hot gases in a damaged reactor core. The rupture data were obtained using the tube specimens under different applied-stress levels at 650℃, 700℃, 750℃, 800℃, and 850℃. Important creep constants were proposed using various creep laws in terms of Norton power law, Monkman-Grant (M-G) relation, damage tolerance factor (λ), and Zener-Hollomon parameter (Z). In addition, a creep activation energy (Q) value for Alloy 690 tube was reasonably determined using experimental data. Creep behaviors such as creep strength, creep rates, rupture elongation showed the results of temperature dependence well. Modified M-G plot improved a correlation of the creep rate and rupture life. Damage tolerance factor for Alloy 690 tubes was found to be λ =2.20 in an average value. Creep activation energy for Alloy 690 tube was optimized for Q=350 (kJ/mol). A plot of Z parameter obeyed a good linearity, and the same creep mechanism was inferred to be operative in the present test conditions.

주제어

표/그림 (12)

그림 Fig. 1 Geometry and dimensions of creep specimen
그림 Fig. 2 Creep test specimens and its installation in furnace
표 Table 1 Chemical composition of Alloy 690 tube(wt.%)
그림 Fig. 3 Typical creep curves obtained at 800˚C
그림 Fig. 4 Plot of log (stress) vs. log (rupture time) at each temperature
그림 Fig. 5 Creep strain rates as a function of stress at each temperature
그림 Fig. 6 Rupture elongation with rupture times at each temperature
표 Table 2 Creep constants (A, n) at each temperature
그림 Fig. 7 M-G and Modified M-G plots obtained for Alloy 690 tubes: (a) M-G plot and (b) Modified M-G plot
그림 Fig. 8 The λ value determined for Alloy 690 tube
$Fig. 9 SEM photos showing typical fractrographs after creep tests for Alloy 690 tubes (a)700˚C/100MPa, (b) 800˚C/35MPa$ 그림 Fig. 9 SEM photos showing typical fractrographs after creep tests for Alloy 690 tubes (a)700˚C/100MPa, (b) 800˚C/35MPa
그림 Fig. 10 A plot showing a good linearity of Z-parameter as a function of stress for Alloy 690 tube

AI 본문요약
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제안 방법

Alloy 690 증기발생기 전열관의 튜브 시편을 이용하여 650ºC, 700ºC, 750ºC, 800ºC, 850ºC의 폭 넓은 고온에서 일련의 크리프 시험을 수행하여 시험 데이터를 얻고 크리프 변형 및 파단 거동을 조사하여 다음과 같은 결론을 얻었다.
로서, 좌측항에 파단시간에 대하여 파단 연신율(∊_f)의값을 추가하여 데이터의 산포를 줄이도록 normalizing하였다. 본 연구에서는 M-G 및 Modified M-G 두 관계식에 모두 적용하였다.
본 연구에서 Q 값의 결정 방법은 크리프 시험으로 얻은 온도별 크리프 시험 데이터 총 27개를 Z-계수 (y축)와 응력(σ/E) (x축)으로 하여 log-log 좌표로 나타낼 때 시험 데이터에 산포를 최대로 줄이는 즉 최적의 선형 피팅값을 주는 Q 값을 찾았다.
따라서 Alloy 690 소재는 2차 크리프 영역이 불분명하기 때문에 정상상태 크리프 속도 (steady state creep rate, SSCR) 값을 결정하는데 용이하지 않다. 본 연구에서는 2차 크리프 영역에 해당하는 이른 시간대의 적절한 데이터를 최적선형 피팅하여 얻어지는 직선의 기울기 값으로부터 결정하였다.
본 연구에서는 Alloy 690 전열관 튜브에 대하여 650ºC, 700ºC, 750ºC, 800ºC, 850ºC의 폭 넓은 온도 범위에서의 일련의 크리프 시험을 수행하여 각 온도에서의 크리프 파단 시험 자료를 얻고, 크리프 변형 및 파단 거동을 조사/분석하였으며, 다양한 크리프 상수 값들을 도출하였다.
20의 값으로 볼 때 void growth에 의한 크리프 손상이 변형을 주도하는 것으로 판단된다. 이를 확인하기 위하여 크리프 파면을 관찰하였다.
크리프 시편은 방전가공 (EDM)에 의해 전열관의 길이방향으로 채취하였다. 전열관의 제조과정에서 생성될 수 있는 잔류응력이나 기타 영향들을 실제 제조 후 환경과 동일한 조건에서 시험하기 위하여 별도의 가공을 하지 않았으며, 길이방향으로 시편을 제작하였다. 축 방향 크리프 시험에서 게이지 길이의 평행부는 18mm, 너비는 4mm이다.
크리프 시편의 장착을 위한 각종 치구는 크리프 시험 동안 고온 열변형을 방지하기 위하여 초내열 합금을 사용하였다. 크리프 시간 경과에 따른 실시간의 변형률 데이터는 PC를 통해 자동으로 수집/저장하였다.
탄소 함량은 다소 낮은 값을 갖는다. 크리프 시편의 형상 및 치수는 Fig. 1과 같이 시편 체결을 위한 어깨 부위는 반원의 튜브에 핀-타입 (pin-type)으로 제작하였다. 크리프 시편은 방전가공 (EDM)에 의해 전열관의 길이방향으로 채취하였다.
크리프 시험 온도는 3존 전기로 내에 설치된 크리프 시편의 게이지 중앙 부위에 열전대를 부착하여 시험온도에서의 ±2ºC 이내로 온도를 제어하였다.
크리프 시험은 일정하중방식의 크리프 시험기를 사용하여 650ºC, 700ºC, 750ºC, 800ºC, 850ºC의 5개 온도에서 다양한 응력을 적용하여 크리프 파단 시험을 수행하였다.

대상 데이터

Alloy 690 전열관에 대하여 여러 고온에서의 일련의 크리프 시험으로부터 총 27개의 파단시험 데이터를 획득하였다. 크리프 곡선, 파단시간, 크리프 속도, 파단연신율 등의 시험결과들을 Figs.
Z-계수 식에 대하여 여러 가지 Q 값을 적용하고 계산 후 최적의 피팅 값으로부터 그 값을 찾은 결과, Alloy 690 전열관 소재는 Q=350(kJ/mol)인 것으로 조사되었다. 그리고 탄성계수(E) 값은 Alloy 690 제조사인 special metals³ 에서 제공하는 자료를 이용하였다. Fig.
크리프 시험 온도는 3존 전기로 내에 설치된 크리프 시편의 게이지 중앙 부위에 열전대를 부착하여 시험온도에서의 ±2ºC 이내로 온도를 제어하였다. 크리프 시편의 장착을 위한 각종 치구는 크리프 시험 동안 고온 열변형을 방지하기 위하여 초내열 합금을 사용하였다. 크리프 시간 경과에 따른 실시간의 변형률 데이터는 PC를 통해 자동으로 수집/저장하였다.

이론/모형

)의값을 추가하여 데이터의 산포를 줄이도록 normalizing하였다. 본 연구에서는 M-G 및 Modified M-G 두 관계식에 모두 적용하였다.

성능/효과

1) Alloy 690 전열관의 크리프 거동은 온도 의존성 관계로 시험온도가 증가함에 따라서 파단 시간은 짧았으며, 크리프 속도는 반대로 빨랐으며, 파단 연신율은 고온에서 오히려 낮은 결과를 보였다.
2) 온도별 크리프 지수 값은 n = 3.77~6.68 범위로서 온도가 증가할수록 그 값은 감소하는 경향을 보였다. n 값의 결과부터 전열관의 크리프 변형은 power-law 크리프 영역으로서 전위 이동에 의한 크리프 변형이 주도하는 것으로 분석되었다.
3) Alloy 690 전열관의 정확한 크리프 수명예측을 위해서는 modified Monkman-Grant 관계식을 사용하는 것이 보다 타당함을 확인하였다.
4) Alloy 690 전열관의 손상내성계수 값은 λ =2.20인 것으로 조사되었으며 void growth에 의한 크리프 손상이 변형을 주도하는 것으로 확인되었다.
5) 전열관 소재의 크리프 활성화 에너지(Q) 값은 Q=350 (kJ/mol)인 것으로 조사되었으며, Z-계수는 Z=2.74E31(σ/E)^4.96의 1차의 power-law 함수로 잘 표현이 되었다. 따라서 본 시험 조건에서의 크리프 변형 기구는 온도에 상관없이 동일한 것으로 판단되었다.
본 연구에서 Q 값의 결정 방법은 크리프 시험으로 얻은 온도별 크리프 시험 데이터 총 27개를 Z-계수 (y축)와 응력(σ/E) (x축)으로 하여 log-log 좌표로 나타낼 때 시험 데이터에 산포를 최대로 줄이는 즉 최적의 선형 피팅값을 주는 Q 값을 찾았다. Z-계수 식에 대하여 여러 가지 Q 값을 적용하고 계산 후 최적의 피팅 값으로부터 그 값을 찾은 결과, Alloy 690 전열관 소재는 Q=350(kJ/mol)인 것으로 조사되었다. 그리고 탄성계수(E) 값은 Alloy 690 제조사인 special metals³ 에서 제공하는 자료를 이용하였다.
68 범위로서 온도가 증가할수록 그 값은 감소하는 경향을 보였다. n 값의 결과부터 전열관의 크리프 변형은 power-law 크리프 영역으로서 전위 이동에 의한 크리프 변형이 주도하는 것으로 분석되었다.
739로 Modified M-G 식이 데이터의 산포가 적어 상관계수 값이 높고, 기울기 상수 m’의 값이 1에 더 근접되고 있다. 따라서 Alloy 690 전열관의 정확한 크리프 수명예측을 위해서는 Modified M-G 관계식을 이용하는 것이 보다 타당함을 알 수 있다. 한편, 고온재료의 국부적응력 및 변형에 있어서 재료 성능 및 변형과 균열의 민감도를 묘사하는 중요한 인자로 손상내성계수(damage tolerance factor, λ)가 사용되고 있다.
반대로 n=1의 매우 낮을 경우는 확산 크리프(diffusion creep)로서 고온 및 낮은 응력조건일 때 나타나는 크리프 기구에 해당된다. 따라서 본 시험 조건에서 얻어진 n 값은 고온 금속 재료에서 통상 잘 얻어지는 값으로 전위이동에 의한 크리프 변형이 주도되는 것으로 분석된다.
따라서 본 연구에서 얻은 λ=2.20 값의 타당성은 void growth에 의한 크리프 파괴가 우세하게 보인 SEM 파면의 관찰 결과가 잘 입증시켜주고 있다.
5와 같은 결과가 얻어진다. 온도별 크리프 속도 데이터는 power-law의 1차 관계식을 잘 따르고 있으며, 크리프 속도는 고온일수록 빠른 결과를 보이고 있다. Alloy 690 전열관에 대하여 각 온도별로 얻어진 크리프 상수 값을 요약면 Table 2와 같다.
크리프 지수 n 값의 크기에 따라서 크리프 변형기구가 변화하게 되는데, 본 Alloy 690 전열관에서 얻어진 n=3.77~6.58 범위 값의 경우 비교적 높은 응력조건에서 얻어지는 값으로 “power-law 크리프” 영역으로서 전위이동(dislocation movement) 에 의한 크리프 변형이 주도되는 것으로 판단된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	Alloy 690은 무엇인가?	Alloy 690 (UNS N06690) 전열관 소재는 니켈(Ni)- 크롬(Cr)-철(Fe)의 고-크롬 니켈계 합금으로서 Alloy 600에서의 크롬 함량을 약 15%에서 배로 높인 30% 까지 함유한 것으로 원자력 발전소의 다양한 부식 환경하에서 응력부식균열(stress corrosion cracking, SCC) 저항성을 개선할 목적으로 개발한 합금이다. (3) 현재 국내 발전소에 적용되는 증기발생기 전열관 (steam generator tube)은 Alloy 600에서 Alloy 690으로 거의 대체되어 사용되고 있다.
	증기발생기 전열관으로 사용되는 Alloy 690 소재에 대해서 오랫동안 집중적으로 연구한 주제는 무엇인가?	(3) 현재 국내 발전소에 적용되는 증기발생기 전열관 (steam generator tube)은 Alloy 600에서 Alloy 690으로 거의 대체되어 사용되고 있다. 지난 수십 년간 Alloy 690에 대한 주된 연구는 발전소의 부식환경하에서의 SCC를 일으키는 문제에 대하여 집중적인 연구가 수행되어 왔다. 그러나 고온 크리프 변형 거동에 대한 연구는 거의 수행된 바 없어서 실제 크리 프 시험 자료는 제조사에서 제공하는 제한된 자료 외에는 거의 보고되지 않고 있는 실정이다.
	발전소의 중대 사고로 인한 SBO 발생 시 어떤 위험이 있을 수 있는가?	압력경계재료인 증기발생기 전열관의 건전성은 발전소의 안전에 매우 중요하기 때문에 중대사고시 증기발생기 전열관의 파손 위험도 평가를 NUREG1570(1) 및 NUREG-2195(2)에서 수행한 바 있다. 발전소의 중대 사고로 인한 SBO (station black out) 발생 시 손상된 원자로 노심에서의 고온의 가스로 인하여 증기발생기 전열관은 급격한 온도상승(>1100K) 을 야기하여 전열관이 연쇄 파단을 일으킬 경우 내부의 방사성 물질이 격납구조물을 통과하여 외부로 방출될 위험이 있다.

참고문헌 (10)

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상세보기
Monkman, F.C. and Grant, N.J., 1956, "An Empirical Relationship Between Rupture Life and Minimum Creep Rate in Creep Rupture Tests," ASTM Proc., Vol. 56, pp. 593-620.
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상세보기
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저자의 다른 논문 :

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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