초록 ▼

최근 새롭게 대두되고 있는 가압경수로형 원자로의 압력용기 헤드 부식 손상 사고를 중심으로 하여, (1) Davis-Besse 원전 및 Oconee 원전에서의 압력용기 헤드 관통관 손상 현황을 파악하고, (2) Alloy 600과 Alloy 182 용접부에서의 PWSCC 균열 개시 및 균열 성장, 그리고 (3) 저합금강의 붕산 부식에 대한 연구 사례에 대한 기술현황을 분석하였다. CRDM 노즐 재료는 현재 Alloy 600이나 Alloy 690을 사용하고 있는 데, 부식 손상 사고는 주로 Alloy 600으로 제작된 관통관 노즐에서

최근 새롭게 대두되고 있는 가압경수로형 원자로의 압력용기 헤드 부식 손상 사고를 중심으로 하여, (1) Davis-Besse 원전 및 Oconee 원전에서의 압력용기 헤드 관통관 손상 현황을 파악하고, (2) Alloy 600과 Alloy 182 용접부에서의 PWSCC 균열 개시 및 균열 성장, 그리고 (3) 저합금강의 붕산 부식에 대한 연구 사례에 대한 기술현황을 분석하였다. CRDM 노즐 재료는 현재 Alloy 600이나 Alloy 690을 사용하고 있는 데, 부식 손상 사고는 주로 Alloy 600으로 제작된 관통관 노즐에서 발생하고 있다. 이는 Alloy 600이 1차측 부식환경에서 PWSCC가 잘 발생한다는 사실에 기인한다. 또한 Alloy 600으로 제작된 관통관 노즐 주변은 Alloy 600과 화학 조성이 거의 동일한 Alloy 182/82로 용접을 하는 데, 이 부위 또한 PWSCC에 대해 상당히 취약하다. Alloy 600과 Alloy 182/82 용접부의 1차측 부식환경에서 PWSCC 균열개시 및 균열 성장은 여러 가지 요인 즉, 응고 이방성, 시험온도, 용접 변수, mechanical loading, 응력완화 열처리, 냉간가공 등의 요인에 따라 용접부에서의 균열 개시 및 성장속도는 크게 다른 값을 갖는다. 국내에서는 Davis-Besse 원전에서와 같은 심각한 원자로 헤드 관통관 사고가 아직 발생하고 있지는 않았지만, 지금까지 알아본 바에 의하면 Alloy 600으로 제조된 관통관은 언제든지 PWSCC에 의한 손상 사고를 일으킬 수 있다. 따라서 압력용기 헤드 관통관의 안전성 및 건전성을 향상시키기 위한 종합적인 대책수립이 필요한 것으로 판단된다.

Abstract ▼

The recent status on corrosion damage of reactor vessel head (RVH) penetration nozzles at primary water reactors (PWRs), including control rod drive mechanism (CRDM) and thermocouple nozzles, was investigated. The studies for primary water stress corrosion cracking (PWSCC) characteristics of Alloy 6

The recent status on corrosion damage of reactor vessel head (RVH) penetration nozzles at primary water reactors (PWRs), including control rod drive mechanism (CRDM) and thermocouple nozzles, was investigated. The studies for primary water stress corrosion cracking (PWSCC) characteristics of Alloy 600 and Alloy 182/82 were reviewed and summarized in terms of the crack initiation and crack growth rate. The studies on the boric acid corrosion (BAC) of low alloy steels were also included in this report. PWSCC was found to be the main failure mechanism of RVH CRDM nozzles, which are constituted with Alloy 600 base metal and Alloy 182 weld filler materials. Alloy 600 and Alloy 182/82 are very susceptible to intergranular SCC in the PWR environments. The PWSCC crack initiation and growth features in the fusion zone of Alloy 182/82 were strongly dependant on solidification anisotropy during welding, test temperature, weld heat, mechanical loading, stress relief heat treatment, cold work and so on. BAC of low alloy steels is a wastage phenomenon due to general corrosion occurring on the over-all surface area of material. Systematic studies, concerned with structural integrity of RVH penetration nozzles as well as improvement of PWSCC resistance of nickel-based weld metals in the simulated PWR environment, are needed.

목차 Contents

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  요약문
  SUMMARY
  목차
  표목차
  그림목차
  1. 서론 1
  2. 본론 5
  2.1. 원자로 헤드 관통관 손상현황 5
  2.1.1. Davis-Besse 원전에서의 압력용기 헤드 손상 5
  2.1.2. Oconee 원전에서의 압력용기 헤드 관통관 손상 13
  2.1.2.1 CRDM 노즐의 균열발생 현황 및 균열 특성 13
  2.1.2.2. 미세조직 관찰 22
  2.2. Alloy 600과 Alloy 182/82 용접부 PWSCC 특성 26
  2.2.1. 용접부 Alloy 182/82의 응고조직 특성 26
  2.2.2. PWSCC 균열 개시 27
  2.2.3. PWSCC 균열 성장 33
  2.3. 붕산부식 (boric acid corrosion) 49
  3. 결론 56
  참고문헌 57
  서지정보양식