초록 ▼

원전 계속운전에 따라 부품재료의 손상이 방사선 조사에 의하여 가속화 되고 있는데 열화재료의 성능평가 및 손상대처에 대한 기술개발이 매우 절실하다. 특히, 중성자 조사량 증가에 의한 원전재료의 주요 열화현상으로 원자로 압력용기강의 조사취화, 내부구조물 재료의 조사유기응력부식 균열성장 및 스웰링, 그리고 중수로 압력관 재료의 조사 크리프 등을 예로 들 수 있다. 본 연구에서는 재료 열화현상을 이론적인 모델링 방법으로 예측하고, 그 결과를 실험실 규모의 테스트로 직접 증명함으로써 재료열화 예측기술을 확립하려 한다. 이러한 효율적인 전산도

원전 계속운전에 따라 부품재료의 손상이 방사선 조사에 의하여 가속화 되고 있는데 열화재료의 성능평가 및 손상대처에 대한 기술개발이 매우 절실하다. 특히, 중성자 조사량 증가에 의한 원전재료의 주요 열화현상으로 원자로 압력용기강의 조사취화, 내부구조물 재료의 조사유기응력부식 균열성장 및 스웰링, 그리고 중수로 압력관 재료의 조사 크리프 등을 예로 들 수 있다. 본 연구에서는 재료 열화현상을 이론적인 모델링 방법으로 예측하고, 그 결과를 실험실 규모의 테스트로 직접 증명함으로써 재료열화 예측기술을 확립하려 한다. 이러한 효율적인 전산도구를 개발하는 것이 본 연구개발의 목적으로 궁극적으로 원전 계속운전의 안전성을 확보하는데 기여하려 한다. 또한 본 연구에서 생산된 연구개발 결과는 장기가동 경수로 원전재료의 건전성 평가는 물론, 보다 극한 환경(고온·고방사선)에서 운전하는 미래형 원전재료의 물성 평가·예측에 적용이 가능하다.
오늘날 원자력 선진국에서는 원자력 구조물의 재료 문제를 해결하는데 첨단 재료과학 기술이 많이 활용되고 있는데, 전산모사 기술과 정밀 분석 장치의 활용이 그것이다. 특히 원자력 재료의 극한 환경(방사선)은 기존의 전통적인 연구개발 방법으로 해결하는데 제한적이기에 이러한 단점을 보완·극복할 수 있는 새로운 연구개발의 패러다임 변화가 진행 중이다. 방사화 재료 취급에 따른 작업자의 피폭 위험성 및 고비용등의 문제를 최소화하고, 조사시험에서 재료 정밀 분석실험에 이르는 일련의 오랜 기간을 단축할 수 있는 이론적 예측과 모델링을 이용한 전산모사 방법을 극대화할 필요가 있다. 이러한 사실은 본 연구에서 전산모사 기술을 도입한 주요 요인이다.
정부출연기관에서 수행되고 있는 연구 개발정보는 전문분야의 지식을 포함하고 있어서 일반 대중들이 이해하기 쉽지 않다. 정부출연기관으로서 공적인 역할을 수행하고자 본 연구에서는 원자력재료 종합정보시스템(MD-Portal)을 구축, 웹사이트를 통해 최신 원자력재료 정보를 공개하고 있다. 가동 원전재료의 열화 정보 및 대응기술을 종합 정리하여, 문제 발생 시 솔루션을 적시에 제공할 수 있는 정보, 지식 및 기술을 제공하여 출연연구기관의 공적인 기능을 수행하는데 그 의미가 있다.

(출처 : 서지정보양식 266p)

Abstract ▼

It is critical to develop technology for evaluating the damage of nuclear materials as the nuclear power plants are aged and their structures are degraded rapidly. Due to the collision by the accelerated neutrons, one can observe various types of the damage behaviors including the Radiation Hardenin

It is critical to develop technology for evaluating the damage of nuclear materials as the nuclear power plants are aged and their structures are degraded rapidly. Due to the collision by the accelerated neutrons, one can observe various types of the damage behaviors including the Radiation Hardening (RH), Radiation Induced Segregation (RIS) and void swelling. Since the neutron radiation damage may critically limit the integrity of the structural materials, it is extremely important to fundamentally understand the mechanisms of the radiation damages and enhance the capability to simulate the behaviors of the evolution of the microstructural inhomogeneities under the radiation. In this project, we have developed the sets of codes to predict the RH, RIS or void swelling and we examined the prediction ability of the developed codes using the experimental observations. The irradiated stainless steel was prepared by the ion implantation, which is low-cost and safe compared to the neutron irradiation experiment. The integrity of the structural materials in long-term operating nuclear power plants can be rigorously evaluated using the developed experimental and computational methodologies. Moreover, the micro sample test which is specialized for the high dose neutron-irradiated materials test has been utilized to examine the mechanical properties of the nuclear materials. We also developed MD-portal to comprehensively handle the degradation problem of the irradiated materials. In addition, the important information with respect to the nuclear structural materials are supplied to the public, as well as the nuclear experts, in order to enhance the public acceptance of nuclear industry.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 267p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 14
• CONTENTS ... 22
• 목차 ... 25
• 표목차 ... 29
• 그림목차 ... 31
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 39
• 제1절 연구개발의 목적 및 필요성 ... 41
• 제2절 연구개발의 범위 ... 42
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 45
• 제1절 국외 연구개발 현황 및 기술수준 ... 47
• 제2절 국내 연구개발 현황 및 기술수준 ... 48
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 51
• 제1절 원자로 구조재료 조사손상 모델링 ... 53
• 1. 스테인리스강 조사 경화 모델링 ... 53
• 2. 스테인리스강 조사유기편석 모델링 ... 60
• 3. 스테인리스강 스웰링 모델링 ... 82
• 4. 고선량 원자로용기 잠재적 석출물 형성 모델링 ... 93
• 제2절 원자력재료 조사결함 평가·분석 신기술 개발 ... 114
• 1. 방사선 조사재 미세구조 분석 기술 ... 114
• 2. 방사선 조사재 마이크로역학 물성평가 ... 138
• 3. 원자단위 조사결함 정밀분석 기술 ... 158
• 4. 조사특성과 조사유기 응력부식균열성장 기구의 상관관계 해석 ... 189
• 제3절 원자력 재료열화 종합정보시스템 (MD-Portal) 구축 ... 201
• 1. MD-Portal 웹사이트 구축 (2012-2014) ... 201
• 2. MD-Portal 웹사이트 업그레이드 (2015-2016) ... 209
• 3. MD-Portal 재료물성 Database 구축 (2012-2014) ... 215
• 4. MD-Portal 재료물성 Database 업그레이드 (2015-2016) ... 221
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 231
• 제1절 연도별 목표 및 달성도 ... 233
• 1. 2012년도 연구목표 및 달성도 ... 233
• 2. 2013년도 연구목표 및 달성도 ... 234
• 3. 2014년도 연구목표 및 달성도 ... 235
• 4. 2015년도 연구목표 및 달성도 ... 236
• 5. 2016년도 연구목표 및 달성도 ... 237
• 제2절 관련분야 기술발전에의 기여도 ... 238
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 239
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 243
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 247
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 251
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 255
• 제10장 참고문헌 ... 259
• 서지정보양식 ... 266
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 267
• 끝페이지 ... 268