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.

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.

원전 가압기 안전/방출 노즐 이종금속 용접부의 일차수응력부식균열에 미치는 내부 보수용접 변수의 영향 고찰

김종성(Jong Sung Kim),이승건(Seung Gun Lee),박흥배(Heung Bae Park),진태은(Tae Eun Jin),강성식(Sung Sik Kang) 대한기계학회 2009 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2009 No.5

Dissimilar welds on nuclear components in PWR have been known to experience some PWSCCs(primary water stress corrosion cracks) due to synchronism of three principal factors, tensile welding residual stresses; namely, susceptible materials and corrosive environment. Especially, it is known that the inner repair welding is one of the principal root causes to occur PWSCC. In this study, effect of the inner repair welding on PWSCC of the dissimilar welds on pressurizer safety/relief nozzle is investigated via finite element residual stress analysis and PWSCC initiation/growth assessment. As a result, it is found that the inner repair welding can increase PWSCC initiation potential on the buttering made of Alloy 182. Also, it is identified that more shallow and longer repair, PWSCC growth rate is faster.

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.

원자로 압력용기 입/출구 노즐 결함부 유지보수를 위한 고출력 레이저의 변수 제어프로그램 설계

조재완,정진만 제어로봇시스템학회 2011 제어로봇시스템학회 각 지부별 자료집 Vol.2011 No.7

원자로 압력용기는 방사능 물질의 대기 방출을 차단하는 심층방어(DID, defense-in-depth)개념에서 핵연료봉 피복재(제1방호벽)에 이어 제 2방호벽 역할을 수행한다. 원자력 발전소의 기기 등급과 품질보증 등급을 정의는 ANSI/ANS-51.1-1983 및 Reg Guide 1.26에 의하면 원자로 압력용기는 안전등급 I(SC-I, safety class I)과 품질보증 등급 A로 정의된다. 안전등급 I 기기는 원자력 발전소 설계수명동안에 원자로 냉각재 압력경계의 건전성을 유지하고 방사능 물질의 완벽한 차폐를 위해 재료의 구성 성분 및 비율까지 엄격히 통제된다. 금번 후쿠시마 원전사고에서 보는 바와 같이 원자로 압력용기의 건전성이 압력용기 하부의 제어봉 삽입 노즐 용접부의 일부 손상을 제외하고 거의 유지되었기 때문에 체르노빌 원전사고와 같이 수많은 인명피해를 초래한 대형 방사능 사고를 방지할 수 있었다고 판단된다. 원자로 압력용기의 건전성을 확보하기 위해 압력용기 입/출구 노즐과 주 배관 사이의 이종금속 용접부에서 일차 냉각수 응력부실균열 (PWSCC, primary water stress corrosion crack)로 인한 손상을 예방 또는 정비하기 위한 Weld Inlay 기술이 필요하다. 일차 냉각수에는 핵연료집합체가 장전된 원자로압력용기에서 중성자에 의한 핵반응을 제어하기위해 붕소가 용해되었다. Weld Inlay 기술은 PWSCC에 민감한 일차 냉각수와 접촉하는 입/출구 노즐 용접부(Alloy 82/182)표면 일부를 제거한 다음, ASME Code Care N-766, N-516-3, N-770 등에서 제시하는 요건을 만족하도록 PWSCC 저항성이 우수한 재료(Alloy 52M)로 덧씌움 용접하는 기술이다. Weld Inlay 용접 Tool로 광섬유 전송이 가능한 고출력 레이저를 이용한다. 본 논문에서는 최적의 Weld Inlay 용접조건 도출을 위하여 고출력 레이저 시스템의 레이저 변수제어 프로그램을 설계하였다. 실제 유지보수 작업이 수행되는 원자로 건물 내의 작업 환경과 원자력 작업종사자의 특성을 고려하여 GUI 특성이 우수한 LabView 개발 Tool을 이용하여 레이저 변수 제어프로그램을 설계하였다.

원자로 압력용기 용접부의 응력완화 기술개발현황

이경호 대한용접·접합학회 2021 대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집 Vol.2021 No.5

본 논문은 원자력발전소 1차 냉각수에 의한 부식응력크랙(Primary Water Stress Corrosion Crack) 완화기술에 대해 기술하고자 한다. 원전도입 초창기의 압력용기 재질은 Alloy 600 계열의 재료가 사용되었다. Alloy 600은 원전 1차냉각수 화학환경에서 부식에 취약한 특성이 있는 것으로 알려져 있다. 특히 원자로용기 상부 및 하부헤드의 노즐부위는 용접으로 인해 인장응력이 잔류하고 있어 부식현상에 취약한 경향을 보이고 있다. 원전 운영자는 이를 해결하기 위해 계획예방정비 기간 중 보수를 하거나 원자로 상부헤드를 교체하고 있다. 해외 원전에서도 원자로 하부헤드의 노즐에서 부식에 의한 냉각수 누설이 발생한 경우가 있어 근본적인 조치가 필요한 것으로 파악된다. 이와 관련하여 일본, 미국 등 해외에서는 PWSCC현상을 해결하기 위해 재질의 표면응력을 개선한 피닝기술을 개발하여 적용하고 있으며, 이는 부식현상 해결뿐만 아니라 검사주기 연장에 따른 검사회수 감소로 발전소 운영효율을 향상시킬 수 있는 장점이 있다. 현재 원전에 상용화 되고 있는 기술은 레이저 및 워터젯 피닝기술이 있다. 피닝기술은 배관 용접부에 압축충격하중을 부가하여 용접부의 인장잔류응력을 압축응력으로 바꾸어 PWSCC 발생을 예방한다. 일본에서는 2000년 초반에 상용화가 시작되었으며, 미국 원전에서도 2010년대 중반부터 본격적으로 원전현장에 적용하고 있다. 따라서 국내 원전에서도 가동년수가 증가함에 따라 피닝기술 적용이 요구되고 있어서 기술개발의 필요성이 증대하고 있다. 최근 ASME Sec.Ⅲ NB-4451(2019년판)에서도 용접부위 결함보수는 응력완화 기술이 적용되지 않으면 용접부 보수를 할 수 없도록 규정하고 있다. 따라서 향후 신규건설 원전에서는 피닝기술을 의무적으로 적용해야 할 것으로 예측하고 있다. 본 논문에서는 1차측 기기의 응력완화기술 적용을 위해 현재까지 개발된 피닝기술 개발내용을 검토하고, 건설원전 뿐만 아니라 가동중 원전의 설비개선에도 적용될 수 있는 기술을 고찰하고자 한다.

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).

이종금속용접부 온도 및 잔류응력의 라운드로빈 해석

송민섭(Min-sup Song),강선예(Sun-ye Kang),박준수(June-soo Park),손갑헌(Gap-heon Sohn) 대한기계학회 2008 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2008 No.11

DMWs are common feature of the PWR in the welded connections between carbon steel and stainless steel piping. The nickel-based weld metal, Alloy 82/182, is used for welding the dissimilar metals and is known to be susceptible to PWSCC. A round-robin program has been implemented to benchmark the numerical simulation of the transient temperature and weld residual stresses in the DMWs. To solve the round-robin problem related to Pressurizer Safety & Relief nozzle, the thermal elasto-plastic analysis is performed in the DMW by using the FEM. The welding includes both the DMW of the nozzle to safe-end and the SMW of the safe-end and piping. Major results of the analyses are discussed: The axial and circumferential residual stresses are found to be -88㎫(225㎫) and -38㎫(293㎫) on the inner surface of the DMW; where the values in parenthesis are the residual stresses after the DMW. Thermo-mechanical interaction by the SMW has a significant effect on the residual stress fields in the DMW.

PFM APPLICATION FOR THE PWSCC INTEGRITY OF Ni-BASE ALLOY WELDS-DEVELOPMENT AND APPLICATION OF PINEP-PWSCC

Hong, Jong-Dae,Jang, Changheui,Kim, Tae Soon Korean Nuclear Society 2012 Nuclear Engineering and Technology Vol.44 No.8

Often, probabilistic fracture mechanics (PFM) approaches have been adopted to quantify the failure probabilities of Ni-base alloy components, especially due to primary water stress corrosion cracking (PWSCC), in a primary piping system of pressurized water reactors. In this paper, the key features of an advanced PFM code, PINEP-PWSCC (Probabilistic INtegrity Evaluation for nuclear Piping-PWSCC) for such purpose, are described. In developing the code, we adopted most recent research results and advanced models in calculation modules such as PWSCC crack initiation and growth models, a performance-based probability of detection (POD) model for Ni-base alloy welds, and so on. To verify the code, the failure probabilities for various Alloy 182 welds locations were evaluated and compared with field experience and other PFM codes. Finally, the effects of pre-existing crack, weld repair, and POD models on failure probability were evaluated to demonstrate the applicability of PINEP-PWSCC.

Effects of Hydrogen on the PWSCC Initiation Behaviours of Alloy 182 Weld in PWR Environments

( H. S. Kim ),( J. D. Hong ),( J. Lee ),( O. S. Gokul ),( C. Jang ) 한국부식방식학회 2015 Corrosion Science and Technology Vol.14 No.3

Alloy 82/182 weld metals had been extensively used in joining the components of the PWR primary system. Unfortunately, there have been a number of incidents of cracking caused by PWSCC in Alloy 82/182 welds during the operation of PWR worldwide. To mitigate PWSCC, optimization of water-chemistry conditions, especially dissolved hydrogen (DH) and Zn contents, is considered as the most promising and effective remedial method. In this study, the PWSCC behaviours of Alloy 182 weld were investigated in simulated PWR environments with various DH content. Both in-situ and ex-situ oxide characterizations as well as PWSCC initiation tests were performed. The results showed that PWSCC crack initiation time was shortest in PWR water (DH: 30cc/kg). Also, high stress reduced crack initiation time. Oxide layer showed multi-layered structures consisted of the outer needle-like Ni-rich oxide layer, Fe-rich crystalline oxide, and inner Cr-rich inner oxide layers, which was not altered by the level of applied stress. To analyse the multi-layer structure of oxides, EIS measurement were fitted into an equivalent circuit model. Further analyses including TEM and EDS are underway to verify appropriateness of the equivalent circuit model.