Alloy 600TT 증기발생기 전열관내 일렬 원주방향 표면 일차수응력 부식균열 성장에 미치는 균열 간격의 영향 고찰

허은주(Eun-Ju Heo),김종성(Jong-Sung Kim),전준영(Jun-Young Jeon),김윤재(Yun-Jae Kim) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.3

일차수응력부식균열 개시 모델과 거시적 현상학적인 손상역학 접근론에 기반한 유한요소 손상해석을 수행하여 Alloy 600TT 로 제작된 원전 증기발생기 전열관에 발생하는 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열의 성장에 미치는 균열 간격의 영향을 고찰하였다. 기존 연구 결과와의 비교를 통해 손상해석 방법의 타당성을 검증하였다. 검증된 방법을 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열에 적용하였다. 적용한 결과, 단일 균열에 비하여 일렬 균열의 경우 보다 빠른 합체시간과 관통시간을 보이며 균열 간격이 증가할수록 합체시간과 관통시간은 증가함을 확인하였다. 또한 일정 간격이상으로 두 균열이 떨어지면 합체 이전에 관통될 수 있음을 확인하였다. The study investigated the effect of the distance between two collinear circumferential surface cracks on the primary stress corrosion crack (PWSCC) growth in alloy 600TT steam generator tubes using a finite element damage analysis based on the PWSCC initiation model and macroscopic phenomenological damage mechanics approach. The damage analysis method was verified by comparing the results to the previous study results. The verified method was applied to collinear circumferential surface PWSCCs. As a result, it was found that the collinear cracks showed earlier coalescence and penetration times than the a single crack, and the times increased with the distance. In addition, it is expected that penetration may occur before coalescence of two cracks if they are more than a specific distance apart.

일차수응력부식균열(PWSCC) 및 염화이온부식균열(CISCC) 저감용 표면개질기술 적용을 위한 코드케이스 개발

조성우,편영식,Nick Mohr,Jon Tatman,John Broussard,Jean Collin,이원근,오은종,장동현,구경회,황성식,최선웅,홍현욱 한국압력기기공학회 2019 한국압력기기공학회 논문집 Vol.15 No.1

In nuclear power plant operation and spent fuel canisters, it is necessary to provide a sound technical basis for the safety and security of long-term operation and storage respectively. Recently, the peening technology is being discussed and the technology will be adopted to ASME Section III, Division 1, Subsection NX (2019 Edition). The peening is prohibited in current edition, but it will be approved in 2019 Edition and adopted. However, Surface stress improvement techniques such as the peening is used to mitigate SCC susceptible in operating nuclear plants. Although the peening will be approved to ASME CODE, there are no performance criteria listed in the 2019 edition. The Korean International Working Group (KIWG) formed a new Task Group named “Advanced Surface Stress Improved Technology”. The task group will develop a CODE CASE to address PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking) and CISCC(Chloride Induced Stress Corrosion Cracking) for new ASME Section III components. TG-ASSIT was started to make peening performance criteria for ASME Section III (new fabrication) applications. The objective of TG-ASSIT is to gain consensus among the relevant Code groups that requirements/mitigation have been met.

온레이용접이 적용된 원자로상부헤드 J-용접부의 ISI 검사 주기에 대한 고찰

신혜영(Hye-Young Shin) 한국비파괴검사학회 2020 한국비파괴검사학회지 Vol.40 No.4

원자로냉각재압력경계를 이루는 이종금속용접부위에서 가압경수로 운전경험을 통해 일차수응력부식균열(PWSCC)에 취약한 것으로 알려진 Alloy 600 계열 재질은 PWSCC 저항성이 큰 Alloy 690 재질로의 교체가 진행되어 왔다. 온레이용접(Onlay Welding)은 Alloy 600 재질이 적용된 용접부 영역을 Alloy 690 재질의 용가재로 클래딩하여 PWSCC에 취약한 재료가 일차수에 접촉되는 운전환경을 원천적으로 차단함으로써 균열발생을 선제적으로 예방하는 방법으로서 그 적용이 확대되고 있다. 본 논문에서는 Alloy 690 모재와 Alloy 600 용접재의 조합을 갖는 원자로상부헤드 J-용접부에 온레이용접을 적용하는 경우 연장 가능한 가동중검사 적용 주기 결정을 위해 이종금속용접부에 적용되는 온레이용접 방법과 관련 최신 기술기준을 검토하고 온레이용접이 PWSCC 발생 조건에 미치는 영향을 고찰함으로써 본 논문의 관심 대상 부위에 적용가능한 검사주기(안)를 제시하였다. Alloy 600 materials, which are known to be susceptible to primary water stress corrosion cracking (PWSCC) due to PWR operations, have been replaced with Alloy 690 materials at many dissimilar metal welds in reactor coolant pressure boundaries. Onlay welding is a preemptive maintenance tool for preventing PWSCC. It involves the application of onlay cladding with Alloy 690 material on the surface area of Alloy 600 welds to prevent contact with the reactor coolant. Hence, the applications for onlay welding are increasing. In this study, new ISI examination periods, which can be extended after onlay welding for reactor upper heads with Alloy 690 nozzles and Alloy 600 welds, are presented by reviewing the onlay welding method, related recent codes and standards, and the effects of onlay welding on the primary water stress corrosion cracking.

국제공동연구 PINC(Program for the Inspection of Nickel Alloy Components) 현황 및 고찰

김경조(Kyung-Cho Kim),강성식(Sung-Sik Kang),송명호(Myung-Ho Song),정구갑(Koo-Kap Chung),정해동(Hae-dong Chung) 한국비파괴검사학회 2009 한국비파괴검사학회지 Vol.29 No.2

2002년 미국 Davis Besse 원전에서 원자로 압력용기의 상부헤드 관통관 부위의 손상이 발견되고, 2002년 벨기에 Tihange 2호기 및 2003년 일본 쓰루가 원전의 가압기 노즐에서 균열이 발견되어 세계적으로 니켈합금기기의 일차 수응력 부식균열(PWSCC; primary water stress corrosion cracking)이 원자력안전에 상당히 위협적임을 인식하게 되었다. 이에 따라 2005년부터 4년간 계획으로 미국 NRC를 중심으로 니켈합금기기의 검사에 관한 국제공동연구(PINC; program for the inspection of nickel alloy components, 이하 PINC라 함)를 시작하였고 본 논문에는 2005년부터 수행된 PINC 국제공동연구의 수행현황에 대해서 소개한다. PINC 국제공동연구의 목적은 일차 수응력 부식균열의 형상(morphology)을 규명하고, 일차 수응력 부식균열에 대한 비파괴검사기법을 평가하는 것이다. 이 목적을 위하여 한국에서는 한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety, KINS, 이하 KINS라 함)을 주축으로 한국원자력연구원, 성균관대, 원자력발전기술원, 한전KPS, (주)엔스코, (주)UMI, (주)세안, 두산중공업(주)이 참가하였고, PINC 수행 결과는 2009년 상반기에 NUREG 보고서로 발간될 예정이다. 이러한 국제공동연구를 수행함으로써 국내 기계재료분야의 결함 형성 및 분석기술이 선진국 수준임을 과시하고, 국내 비파괴검사 기술을 선진국 수준으로 끌어 올릴 수 있었으며, 이번 기회를 통하여 국내 산학연이 서로 협력하여 니켈합금기기의 건전성평가 기술을 한 단계 상승시킬 수 있었다. After several PWSCCs were found in Bugey(France), Ringhals(Sweden), Tihange(Belgium), Oconee, Arkansas, Crystal Fever, Davis-Basse, VC Summer(U.S.A.), Thuruga(Japan), USNRC and PNNL started the research on PWSCC, that is, PINC project. The aim of this project is to fabricate and obtain representative NDE mock-ups with flaws to simulate tight PWSCC cracks, to identify and quantitatively assess NDE methods for accurately detecting, sizing and characterizing tight cracks such as PWSCC, to document the range of locations and crack morphologies associated with PWSCC and observed responses and to incorporate findings from other ongoing PWSCC research programs, as appropriate. By participating in PINC project, Korean morphology technique about PWSCC and NDE technique have improved and become similar lever with other advanced country. Therefore, the evaluation technique of integrity for nickel alloy component has been improved by cooperation with university, research institute and industries.

이종금속 용접부의 일차수응력부식균열 방지를 위한 예방정비 용접 효과 분석

이승건(Seung-Gun Lee),오창균(Chang-Kyun Oh),박흥배(Heung-Bae Park),진태은(Tae-Eun Jin) 대한기계학회 2010 大韓機械學會論文集A Vol.34 No.1

니켈합금 용접재료인 Alloy 82/182 용접부에서의 일차수응력부식균열(PWSCC, Primary Water Stress Corrosion Cracking)은 원자력발전소내 주요 기기의 건전성을 저해시킬 수 있는 요인으로, 용접시 발생하는 인장 잔류응력에 의해 발생할 수 있다. 해외 원자력발전소의 경우 가압기 노즐 등에 적용된 Alloy 82/182 이종금속 용접부에서 PWSCC에 의한 균열이 여러 차례 보고되고 있으며, 이를 예방하기 위한 방법으로 인장 잔류응력을 줄여줄 수 있는 오버레이 용접을 수행하고 있다. 본 논문에서는 PWSCC를 예방하기 위한 목적으로 수행되는 오버레이 용접에 대해 설명하고 오버레이 용접의 효과를 유한요소해석을 통해 확인하였다. PWSCC(Primary Stress Corrosion Cracking) in Alloy 82/182 butt welds is the problem affecting safety and integrity of nuclear power plant. PWSCC can be occurred in the area that is at high magnitude of tensile residual stress, such as Alloy 82/182 dissimilar metal welds in PZR(pressurizer) nozzles. There have been a number of incidents recently at the dissimilar metal welds in overseas nuclear power plants. Overlay weld is the one of the effective methods to decrease tensile residual stress of inside surface, which will result in preventing PWSCC. In this paper, overlay weld conditions on the purpose of preventing PWSCC was explained and the benefit of the overlay weld was confirmed performing finite element analysis.

원자로 상부헤드 관통노즐의 잔류응력 예측을 위한 노즐 형상 변수 민감도 연구

배홍열(Hong Yeol Bae),오창영(Chang Young Oh),김윤재(Yun Jae Kim),김권희(Kwon Hee Kim),채수원(Soo Won Chae),김주희(Ju Hee Kim) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.3

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비(ro/t)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기(ro=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비(ro/t=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다. Recently, several circumferential cracks were found in the control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of U.S. nuclear power plants. According to the accident analyses, coolant leaks were caused by primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The tensile residual stresses caused by welding, corrosion sensitive materials, and boric acid solution cause PWSCC. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for reliable operation. In this study, finite element simulations were conducted to investigate the effects of the tube geometry (thickness and radius) on the residual stresses in a J-groove weld for different CRDM tube locations. Two different tube locations were considered (center-hole and steepest side hill tube), and the tube radius and thickness variables (ro/t=2, 3, 4) included two different reference values (ro=51.6, t=16.9mm).

유한요소법을 이용한 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐 J-Groove 보수용접 영향 분석

김주희(Ju Hee Kim),유삼현(Sam Hyeon Yoo),김윤재(Yun Jae Kim) 대한기계학회 2014 大韓機械學會論文集A Vol.38 No.6

국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다. In pressurized water reactors, the upper head of the reactor pressure vessel (RPV) contains numerous control rod drive mechanism (CRDM) nozzles. These nozzles are fabricated by welding after being inserted into the RPV head with a room temperature shrink fit. The tensile residual stresses caused by this welding are a major factor in primary water stress corrosion cracking (PWSCC). Over the last 15 years, the incidences of cracking in alloy 600 CRDM nozzles have increased significantly. These cracks are caused by PWSCC and have been shown to be driven by the welding residual stresses and operational stresses in the weld region. Various measures are being sought to overcome these problems. The defects resulting from the welding process are often the cause of PWSCC acceleration. Therefore, any weld defects found in the RPV manufacturing process are immediately repaired by repair welding. Detailed finiteelement simulations for the Korea Nuclear Reactor Pressure Vessel were conducted in order to predict the magnitudes of the repair weld residual stresses in the tube materials.

유한요소 손상해석을 통한 증기발생기 전열관 U-벤드 부분 관통 축방향 일차수응력부식균열 성장 평가

허은주(E.J. Heo),김종성(J.S. Kim),전준영(J.Y. Jeon),김윤재(Y.J. Kim) 대한기계학회 2014 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2014 No.11

용접잔류응력을 고려한 PWSCC 결함성장평가

윤은섭(Yun Eun Sub),나경환(Na Kyung Hwan),박영섭(Park Young Sheop) 대한기계학회 2010 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2010 No.11

In nuclear power plants, nickel base alloys that have high corrosion resistance and good mechanical properties have been used in tubes, small bore penetrations and dissimilar metal weld materials. But, since 2000, several PWSCC (Primary Water Stress Corrosion Cracking) occurrences have been reported worldwide in various pressure boundary components. PWSCC is the mechanism that forms cracks in susceptible materials in the presence of a corrosion environment and tensile stresses. If the materials and environments are fixed, PWSCC characteristics are mainly determined by tensile stresses. In this paper, PWSCC growth assessment of nickel base alloy dissimilar metal welds are introduced. To calculate the total stress, the operating stress and weld residual stress are considered. The FEA (Finite Element Analysis) method is applied to calculate the weld residual stress, and finally PWSCC growth rate is calculated.

이종금속 용접부의 일차수응력부식균열 방지를 위한 예방정비 용접 효과 분석

이승건(Seung-Gun Lee),오창균(Chang-Kyun Oh),진태은(Tae-Eun Jin),김용태(Yong-Tae Kim),유성수(Sung-Soo Yoo) 대한기계학회 2009 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2009 No.5

PWSCC(Primary stress corrosion cracking) in Alloy 82/182 butt welds is the problem affecting safety and integrity of nuclear power plant. PWSCC can be occurred in high magnitude of tensile residual stress, such as Alloy 82/182 dissimilar metal welds in Pressurizer(PZR) nozzles. There have been related incidents recently at the dissimilar metal welds in overseas nuclear power plants. Overlay weld is the one of the effective methods to decrease tensile residual stress of inside surface, which will result in preventing PWSCC. In this paper, overlay weld conditions on the purpose of preventing PWSCC was explained and the benefit of the overlay weld was confirmed performing finite element analysis.