초록 ▼

1. 연구개발내용 및 범위
∙ 원자로 구조재료 손상예측 모델링
- 중성자조사 스테인리스강 거동변화 모델링 (조사유기 경화·편석·스웰링)
- 이온조사 스테인리스강 미세구조 분석시험 (전자현미경, 양전자소멸분광법, 원자탐침)
∙ 원자로 구조물 손상예측 전산플랫폼 개발
- 원자로재료 물성평가 신기술 개발 (마이크로 시편 해석법)
- 원자력재료종합정보시스템 (MD-Portal) 플랫폼 개발

2. 연구결과 및 활용방안
∙ 중성자조사에 의한 스테인레스강 열화현상 (조사경화, 조사유기편석, 스월

1. 연구개발내용 및 범위
∙ 원자로 구조재료 손상예측 모델링
- 중성자조사 스테인리스강 거동변화 모델링 (조사유기 경화·편석·스웰링)
- 이온조사 스테인리스강 미세구조 분석시험 (전자현미경, 양전자소멸분광법, 원자탐침)
∙ 원자로 구조물 손상예측 전산플랫폼 개발
- 원자로재료 물성평가 신기술 개발 (마이크로 시편 해석법)
- 원자력재료종합정보시스템 (MD-Portal) 플랫폼 개발

2. 연구결과 및 활용방안
∙ 중성자조사에 의한 스테인레스강 열화현상 (조사경화, 조사유기편석, 스월링) 예측 전산코드 개발로 장기운전 시 내부구조물 재료의 거동 평가기술로 활용 가능함.
∙ 이온조사 스테인레스강의 미세결함 분석을 위하여 집속이온빔을 이용한 시편 제작기술을 개발함. 이 시편을 전자현미경 및 원자탐침 분석용으로 직접 이용함.
∙ 고선량 중성자조사 시편으로부터 물성을 직접 측정하기 위한 마이크로 역학 기반의 기계적 물성 평가 신기술을 개발하고 있음.
∙ 원자력재료의 안전연구 및 소재개발에 특화된 정보를 전문가 및 대중에게 제공하는 원자력재료 종합정보시스템 (MD-Portal) 사이트를 론칭하여, 연구결과 활용을 확대하고자 함.

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Results of the Project
1. Code development for the modeling of the radiation damage prediction of the structural materials of the nuclear power plants.
We developed the computer code to predict the behavior of the Radiation Induced Segregation (RIS), which is one of the typical neutron rad

IV. Results of the Project
1. Code development for the modeling of the radiation damage prediction of the structural materials of the nuclear power plants.
We developed the computer code to predict the behavior of the Radiation Induced Segregation (RIS), which is one of the typical neutron radiation damage mechanisms, we registered the computer program RISMUL as the intellectual property. The amount of the segregation become predictable using the RISMUL and we observed that the predicted solute profile across the twin boundary is quite close to the experimentally observed value. The phase-field code for predicting microstructural evolution of the void in the 316 stainless steel has been developed and the code was also registered as the intellectual property (KARVos). The results obtained from the simulations using KARVos plan to be compared and cross-calibrated with the experimental observation of the He-implanted 316 stainless steel. In the experiment, we prepared three sets of samples; a) room temperature implantation b) room temperature implantation and temper at 400℃ c) implant at 400℃. Consequently, we expect that we can examine a role of the RIS in determining void/helium bubble swelling behavior. Additionally, we analyzed the relation between the radiation damage, such as RIS and void swelling abnd the IASCC.

2. Analysis of microstructure of ion-irradiated austenite stainless steel
Microstructure changes such as the formation of dislocation loop and bubble and development of radiation induced segregation in ion-irradiated austenitic stainless steel, which has used for internal structure in nuclear reactor, were investigated using transmission electron microscopy and 3D-Atom probe tomography in order to verify modeling of damage to reactor structural materials. Ion irradiation experiments (Fe, He, H) were performed to simulate neutron irradiation effect. TEM analysis was conducted to provide quantitative data on microstructural changes (average size, number density of dislocation loop and bubble in the matrix, elemental analysis around grain boundary and twin boundaries) in austenitic stainless steel after Fe, He and H ion irradiations. Radiation induced segregation at dislocation loop in ion-irradiated austenitic stainless steel was clearly observed by 3D atom probe tomography. Fabrication method of mico-scale specimen for neutron irradiation test was established to reduce radiation of experimental sample after neutron irradiation test. Micro-scale austenitic stainless steel specimen was prepared on magnesium sample holder by FIB. Finally, small-scale compression test was applied to evaluate mechanical properties of structural materials used for nuclear reactor. We conducted small-scale material test to measure yield strength of ion-irradiated austenite stainless steel.

(출처 : SUMMARY 10p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 4
• SUMMARY ... 8
• 목차 ... 13
• CONTENTS ... 15
• 표목차 ... 17
• 그림목차 ... 17
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 20
• 제 1 절 연구개발의 목적 및 필요성 ... 20
• 제 2 절 연구개발의 범위 ... 21
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 22
• 제 1 절 국내 기술개발 현황 ... 22
• 1. 원자력재료 조사효과 예측 다중스케일 코드 개발 ... 22
• 2. 재료분석 신기술 개발 ... 22
• 제 2 절 국외 기술개발 현황 ... 23
• 1. 조사효과 전산모사 코드 개발 ... 23
• 2. 재료분석 신기술 개발 ... 24
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 25
• 제 1 절 원자로 구조재료 손상예측 모델링 ... 25
• 1. 스테인레스강 조사경화 모델링 ... 25
• 2. 스테인리스강 조사유기편석 전산 모델링 ... 27
• 3. 고선량 중성자 조사재 스웰링 현상 모델링 ... 49
• 제 2 절 원자로 구조물 손상예측 플랫폼 기술 개발 ... 61
• 1. 이온 조사 스테인리스강 미세구조 분석 신기술 ... 61
• 2. 조사특성과 IASCC 상관관계 해석 ... 82
• 3. 마이크로역학 기반 조사재 분석기술 개발 ... 94
• 제 3 절 원자력재료종합정보시스템 (MD-Portal) 구축 ... 104
• 1. MD-Portal 소개 ... 104
• 2. MD-Portal 재료물성 Database 구축 ... 112
• 제 4 장 목표 달성 및 관련 분야에의 기여도 ... 119
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 121
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 123
• 제 7 장 참고문헌 ... 124
• 제 1 절 원자로 구조재료 손상예측 모델링 ... 124
• 제 2 절 원자로 구조물 손상예측 플랫폼 기술 개발 ... 126
• 끝페이지 ... 127