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.

이종금속 맞대기용접부 PWSCC 균열건전성평가

이성호(Sung Ho Lee),이경수(Kyoung Soo Lee),오창영(Chang Young Oh) 대한기계학회 2012 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2012 No.4-2

가압경수로형 원전의 Alloy 600 원자로압력용기헤드 관통노즐 및 Alloy 82/182 이종금속 맞대기용접부에서 일차수응력부식균열(PWSCC)이 보고된 이후 전 세계적으로 PWSCC에 의한 손상을 예방하기 위해 강화검사를 적용하고 있다. 본 이종금속용접부에 대한 가동중검사에서 균열이 발견된 경우 건전성평가 결과가 도출되기까지 발전소가 정지 상태에 있게 됨에 따라 수십억 원의 매출 손실이 발생할 수 있는데, 이를 예방하기 위해서는 균열건전성평가 관련 기술의 정립뿐만 아니라 신속하게 평가 결과를 도출할 수 있는 시스템의 구축이 필요하다. 본 연구에서는 이종금속 맞대기용접부를 대상으로 진행하고 있는 PWSCC 균열건전성평가 기준 정립 및 전산 시스템 개발 현황을 제시하였다. 본 연구를 통해 이종금속 맞대기 용접부 PWSCC 균열건전성 평가 기술이 정립되고 전산 시스템으로 구현되어 원자로압력용기 주변 이종금속 맞대기용접부에서의 PWSCC 균열에 대한 기술적 건전성평가 수단을 확보하였다. Recently primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has occurred in nuclear power plant worldwide. In case PWSCC is observed during inspection, it needs the evaluation of structural integrity, which takes much time and effort and affects the outage period. For the fast evaluation and judgment whether the plant can be operated for another cycle, the KHNP-CR1 is developing the evaluation program for structural integrity against PWSCC in dissimilar metal weld regions in the plant. The dissimilar butt welds in the nozzles are typical susceptible regions to PWSCC. For the development of evaluation program, finite element analyses for weld residual stress are performed. Besides the weld residual stress analysis, the calculation of stress intensity factor through thickness and assessment of crack velocity and instability of remaining ligament are also conducted. Current status and results of this project will be presented in this paper.

이종용접부 용접 잔류응력 완화를 위한 국부 열처리 적용성 분석

정명수(Myung Su Jung),오영진(Yeong Jin Oh),김현수(Hyun Su Kim),오승진(Seung Jin Oh),원세열(Se Yeol Won),이경수(Kyoung Soo Lee) 대한기계학회 2018 大韓機械學會論文集A Vol.42 No.1

최근 가압경수형 원전의 이종금속 용접부에 적용된 니켈합금 용접재에서 일차수응력부식균열에 의한 손상이 발생하고 있다. 이에 이러한 손상을 예방하고 효율적으로 관리하기 위한 다양한 방법이 개발되고 있으며, 국내의 경우 노즐 교체 및 오버레이 용접 등이 시행된 바 있다. 하지만 교체 및 정비의 경우, 전체 이종금속 용접부 중 한정된 부분에만 적용이 가능하고 예방정비 기간 연장 등 상당한 시간 및 비용이 소요되므로 일차수응력부식균열 발생 완화를 위한 새로운 기술 개발이 필요하다. 본 연구에 서는 일차수응력부식균열의 주 원인으로 알려진 잔류응력을 저감시키기 위한 다양한 국부 열처리 방법론을 제시하고 각 방법론 별 잔류응력 완화효과를 분석하였다. Recently, primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has occurred at dissimilar welds where nickel alloy weldments are used in pressurized water reactors (PWRs). The damage mitigation and effective management techniques, such as nozzle replacement and overlay welding, have also been developed and applied to Korean PWRs. However, these methods are only applicable to limited areas, are time consuming, and costly. Therefore, a new methodology for preventing PWSCC needs to be developed. In this research, various methodologies for local heat treatment to reduce the residual stress are suggested and their effects on the residual stress relaxation are examined in detail.

원자로상부헤드 노즐용접부의 가상 일차수응력부식균열에 대한 잔여수명 평가

이경수(Kyoungsoo Lee),이성호(Sungho Lee),배홍열(Hongyeol Bae) 대한기계학회 2012 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2012 No.11

The primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has been detected around weld region of the control rod drive mechanism (CRDM) nozzles in nuclear power plant overseas. The CRDM nozzle was made of Alloy 600. As weld metal, Alloy 82/182 was used. The PWSCC can lead to leakage of reactor coolant, when it is penetrating the nozzle or weld. This paper shows the process and results of the residual life assessment of CRDM nozzle assuming PWSCC. For the study, one of domestic nuclear power plant was selected and PWSCC was postulated in that plant. Finite element analysis was performed to evaluate the stress condition around CRDM nozzle weld. The result shows that PWSCC grows rapidly and can penetrate the nozzle within few years from initiating time.

원전 이종금속 맞대기용접부 PWSCC 균열건전성평가

이성호(Sung Ho Lee),이경수(Kyoung Soo Lee),오창영(Chang Young Oh) 대한기계학회 2012 大韓機械學會論文集A Vol.36 No.9

가압경수로형 원전의 Alloy 600 원자로압력용기헤드 관통노즐 및 Alloy 82/182 이종금속 맞대기 용접부에서 일차수응력부식균열(PWSCC)이 보고된 이후 전 세계적으로 PWSCC 에 의한 용접부 파단을 예방하기 위해 강화검사를 적용하고 있다. 본 이종금속용접부에 대한 가동중검사에서 균열이 발견된 경우 건전성평가 결과가 도출되기까지 발전소가 정지 상태에 있게 됨에 따라 원전 이용율 저하가 발생할 수 있는데, 이를 예방하기 위해서는 균열건전성평가 관련 기술의 정립뿐만 아니라 신속하게 평가 결과를 도출할 수 있는 시스템의 구축이 필요하다. 본 연구에서는 이종금속 맞대기 용접부를 대상으로 진행하고 있는 PWSCC 균열건전성평가 기준 정립 및 전산 시스템 개발 결과를 제시하였다. 본 연구를 통해 이종금속 맞대기 용접부 PWSCC 균열건전성평가 기술이 정립되고 전산 시스템으로 구현되어 원자로압력용기 주변 이종금속 맞대기 용접부에서의 PWSCC 균열에 대한 기술적 건전성평가 수단을 확보하였다. Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) instances have been reported in the Alloy 600 reactor pressure vessel head penetration nozzle and the Alloy 82/182 dissimilar metal butt weld nozzle in several PWRs. Therefore, in-service inspection programs have been adopted worldwide to prevent failure at the weld region. If a PWSCC is observed at the dissimilar metal weld region during inspection, its structural integrity should be evaluated; however, this requires considerable time and effort, and this might lead to a decrease in the plant utilization coefficient. To prevent this, KHNP-CRI have established integrity assessment criteria and developed a computer program for the fast evaluation and judgment of PWSCC. In this paper, the results and current status of the same are presented. Through this study, criteria for the structural integrity evaluation of PWSCC have been established, and a computer program has been developed to realize technical means for the evaluation of PWSCC structural integrity.

삼축 응력이 인가된 Alloy 600의 일차수 응력부식균열 거동에 대한 연구

유승창(Seung Chang Yoo),최경준(Kyoung Joon Choi),김지수(Ji-Soo Kim),최병호(Byoung Ho Choi),김윤재(Yun-jae Kim),김종성(Jong Sung Kim),김지현(Ji Hyun Kim) 대한기계학회 2016 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2016 No.12

In this study, the effects of triaxial stress was investigated in terms of primary water stress corrosion susceptibility. Thermally aged Alloy 600 specimens were prepared via accelerated heat treatment at 400 °C which is one of the highest temperature which will not cause the formation of excessive carbides or precipitates which will not be formed at nuclear power plant primary circuit environment. Triaxial stress was then applied by making round notch at the surface of round tensile specimen. The crack initiation time ere measured in-situ by direct current potential drop method during slow strain rate test at primary water condition. At the notched specimen, cracks were mainly observed at the region where shear stress is focused. Also the stair shape of fracture surface was observed, which might cause by enhanced localized plasticity and multiple number of activated slip system under triaxial stress state.

가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부의 용접잔류응력 예측

김지수(Ji Soo Kim),김주희(Ju Hee Kim),배홍열(Hong Yeol Bae),오창영(Chang Young Oh),김윤재(Yun-Jae Kim),이경수(Kyung soo Lee),송태광(Tae Kwang Song) 대한기계학회 2012 大韓機械學會論文集A Vol.36 No.2

가압경수로의 많은 관통관 중에서 니켈 기저 합금인 Inconel alloy 600 계열의 이종금속용접부는 일차수응력부식균열에 민감하며, 이를 평가하기 위하여 용접부에 작용하는 잔류응력분포를 정확히 예측하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 유한요소해석을 이용하여 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포를 예측하였다. 이를 위해 노즐 맞대기 이종금속용접부의 형상을 단순화하여 특정한 형상변수에 따른 용접부 잔류응력분포를 확인하였으며, 이를 토대로 기존 문헌에 제시된 오스테나이트계 배관맞대기 용접부 잔류응력 분포식을 수정하여 가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인잔류응력분포 예측식을 제시하였다. In pressurized water nuclear reactors, dissimilar metal welds are susceptible to primary water stress corrosion cracking. To access this problem, accurate estimation of welding residual stresses is important. This paper provides general welding residual stress profiles in dissimilar metal nozzle butt welds using finite element analysis. By introducing a simplified shape for dissimilar metal nozzle butt welds, changes in the welding residual stress distribution can be seen using a geometry variable. Based on the results, a welding residual stress profile for dissimilar metal nozzle butt welds is proposed that modifies the existing welding residual stress profile for austenitic pipe butt welds.

수압시험 및 정상운전 하중을 고려한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부 응력부식균열 성장 해석

이휘승(Hwee-Sueng Lee),허남수(Nam-Su Huh),이승건(Seung-Gun Lee),박흥배(Heung-Bae Park),이성호(Sung-Ho Lee) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.1

본 논문에서는 Alloy 82/182를 용접재로 이용한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부(Dissimilar Metal Butt Weld)에서의 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 평가하였다. 이를 위해 먼저 유한요소 응력해석을 수행하여 이종금속용접부에서의 응력분포를 결정하였으며, 이때 이종금속용접 및 동종금속용접에 의한 용접잔류응력 외에 수압시험과 정상운전 조건도 고려하여 기계적 하중에 의한 응력 재분배를 고려하였다. 최종적으로 이와 같이 구한 응력 분포를 바탕으로 PWSCC에 의한 축방향 및 원주방향 가상 균열의 균열성장 거동을 평가하여 PWSCC 균열 성장량을 계산하였다. 본 논문의 결과는 향후 PWSCC에 의한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부의 균열성장 거동 예측에 적용될 수 있다. This study investigates the crack growth behavior due to primary water stress corrosion cracking (PWSCC) in the dissimilar metal butt weld of a reactor piping using Alloy 82/182. First, detailed finite element stress analyses were performed to predict the stress distribution of the dissimilar metal butt weld in which the hydrostatic and the normal operating loads as well as the weld residual stresses were considered to evaluate the stress redistribution due to mechanical loadings. Based on the stress distributions along the wall thickness of the dissimilar metal butt weld, the crack growth behavior of the postulated axial and circumferential cracks were predicted, from which the crack growth diagram due to PWSCC was proposed. The present results can be applied to predict the crack growth rate in the dissimilar metal butt weld of reactor piping due to PWSCC.

원자로 노즐 용접부 내면/외면을 따른 용접잔류응력 Round-Robin 해석 결과

정우철(Woo-Chul Jeong),김태진(Tae-Jin Kim),허남수(Nam-Su Huh),김윤재(Yun-Jae Kim),김종성(Jong-Sung Kim),Fredrick Brust 대한기계학회 2017 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2017 No.2

안전단 길이 및 동종금속용접부 두께 변화에 따른 안전주입노즐 이종금속용접부의 응력분포

김태진(Tae-Jin Kim),정우철(Woo-Chul Jeong),허남수(Nam-Su Huh) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.10

본 논문에서는 국내 가동 중인 원자력발전소의 안전주입노즐을 대상으로 안전단의 길이와 동종금속용접부의 두께가 이종금속용접부의 응력분포에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 위해 4가지의 서로 다른 안전단 길이와 4가지의 서로 다른 동종금속용접부 두께를 고려한 상세 2차원 유한요소 열해석 및 응력해석을 수행하였다. 유한요소해석 결과 동종금속용접부의 두께는 안전단의 길이가 짧은 경우 축방향 응력에 어느 정도 영향을 미쳤으나 원주방향 응력에는 거의 영향을 미치지 않았다. 안전단의 길이는 길이가 증가함에 따라 내면에서의 축방향 및 원주방향 응력값이 증가하는 것으로 나타났으나 특정 안전단 길이를 기준으로 응력분포가 구분되는 경향을 나타냈다. In the present paper, we evaluate the effects of the safe-end length and thickness of the similar metal weld (SMW) of safety injection nozzles on stress distributions at the dissimilar metal weld (DMW). For this evaluation, we carry out detailed 2-D axisymmetric finite element analyses by considering four different values of the safe-end length and four different values of the thickness of SMW. Based on the results obtained, we found that the SMW thickness affects the axial stresses at the center of the DMW for the shorter safe-end length; on the other hand, it does not affect the hoop stresses. In terms of the safe-end length, the values of the axial and hoop stresses at the inner surface of the DMW center increase as the safe-end length increases. In particular, for the cases considered in the present study, the stress distributions at the DMW center can be categorized according to certain values of safe-end length.