• 비파괴검사학회지
• /
• 제19권6호
• /
• pp.411-419
• /
• 1999

에너지 변환설비와 관련된 기계구조물의 내열재료는 $350^{\circ}C{\sim}550^{\circ}C$의 온도범위에서 장시간 사용되는데 이때 조직의 결정입계에는 불순물 원소(P, Sn, Sb등)의 편석과 탄화물의 석출 등으로 인하여 재료의 취화 현상이 발생되고, 그로 인해 입계강도의 저하가 초래된다. 따라서 노후화된 고온설비의 안전성 및 효율적인 운전조건을 확보하고, 취성파괴 방지를 위해서는 취화손상의 정량적 평가는 매우 중요하다. 그러나 가동중인 고온설비에서 파괴시험을 위한 대량의 시험편채취가 거의 불가능한 경우가 대부분이므로 비파괴적인 시험방법이 요구된다. 본 연구에서는 인공시효열처리된 2.25Cr-1Mo강의 비파괴적인 취화손상도 평가를 위해 적정 부식환경하에서 전기화학적 분극시험 방법에 의한 최적의 평가인자를 조사하였다. 또한 전기화학 시험결과들은 준비파괴시험인 SP시험에 의한 취화도 평가결과와 비교되었다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제37권6호
• /
• pp.753-760
• /
• 2013

금속 재료의 수소취화 현상에 대한 분석은 수소플랜트의 안전성 평가를 위해 매우 중요하다. 수소환경하 취화된 재료의 기계적 물성과 파괴인성은 구조 건전성 평가에 가장 기본적이며 중요한 자료이다. 본 논문은 최근에 개발된 유한요소 해석 기반 현상학적 손상해석을 소형펀치 실험에 적용하고 Inconel 617 재료의 대기 중 소형펀치 실험결과와 비교 함으로써 손상해석 기법의 적용 타당성을 보였다. 또한 역변환 기법을 사용하여 소형펀치 실험으로부터 인장물성을 예측하고 인장실험으로부터 구한 재료 물성과 비교하여 적용 가능성을 검증하였다. 검증된 결과를 바탕으로 수소취화된 시편에 대한 소형펀치 실험결과에 역변환 기법과 손상해석을 적용하여 수소취화 된 재료의 기계적물성과 파괴인성을 예측하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.713-717
• /
• 1995

고속중성자를 조사한 원자로 압력용기용 SA508-3 강의 조사취화 회복에 따른 Barkhausen Noise의 변화와 미세경도의 변화를 조사하였다. 등온소둔에 의한 미세경도의 변화와 Barkhausen Count의 변화를 측정하였으며, 이들 사이의 상호 관련성을 고찰하고 격자결함에 의한 자구벽의 운동변화로 이를 설명하였다. 이는 앞으로 자기적 성질 변화를 이용한 조사손상 평가에 적용될 수 있을 것이다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제17권1호
• /
• pp.31-40
• /
• 1997

원자로 압력용기 재료의 중성자 조사 취화 문제는 원자력발전소의 안전성 및 수명 관리에 가장 중대 한 영향을 미친다. 재료의 조사 취화를 평가하기 위하여 수행하고 있는 충격 및 인장시험 같은 파괴적 시험 결과는 석출물 크기나 분포, 전위 밀도 등, 재료 자체의 조직학적 특성에 좌우되므로 한정된 시편을 이용한 평가에는 많은 불확실성이 존재하게 된다. 따라서 이와 같은 문제점을 해결하기 위하여 비파괴기술을 이용한 조사 취화 평가에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 원자로 압력용기 재료의 조사 취화에 따른 미세 조직 변화를 분석하기 위하여 응용되고 있는 비파괴기술로는 전기, 자기, 전자기, 초음파 및 경도측정법 등이 있으나 비파괴피험 결과와 미세조직의 변화, 기계적 성질 및 취화 정도 등과의 상관 관계를 정립해야만 기존 파괴적 시험의 대체가 가능하게 된다. 따라서 현재까지 수행되고 있는 여러 비파괴기술을 이용한 조사 취화 평가 연구결과를 비교 분석하여 보다 실현 가능성 있는 비파괴기술을 검토하였다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제19권2호
• /
• pp.129-144
• /
• 1999

플랜트와 같은 장치산업은 내구성 구조물이므로 사용중에 열화가 발생하는 것은 필연적이다. 특히 고온, 고압의 부식환경하에서 사용되는 설비는 손상이 심하므로 가동중에 돌발적인 고장이 발생하여 플랜트의 가동을 중지하거나 파손사고가 일어나 생산손실은 물론 경우에 따라서는 안전사고의 발생, 환경오염 등 사회적인 문제를 일으키므로 이들 설비의 경년열화 실체를 충분히 이해하고 대책을 수립하는 것은 대단히 중요하다. 따라서 본고에서는 장치산업에서 발생하는 열화현상(재료의 연화, 경화 및 취화, 크리프, 피로, 부식, 마모 등)중 손상의 주류를 이루는 연화, 경화 및 취화, 크리프 피로에 대하여 기본적인 손상기구(damage mechanism)와 비파괴적 진단 및 평가 방법에 주안점을 두어, 현재 국내의 각종 플랜트 진단에 실용화된 기술을 해설하여 이 분야에 종사하는 관계자 여러분의 이해에 조금이라도 기여코자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.532-537
• /
• 1997

최근 세계 각 국에서는 노후된 원전의 연장운전과 관련하여 주요기기의 손상진단 또는 수명평가를 통한 지속적인 안전성 보장과 원전의 정비계획 수립, 효율적인 원전이용 등을 위하여 기기의 손상평가 및 성능감시를 수행할 수 있는 각종 감시시스템을 개발하고 있다. 국내의 경우도 발전소 가동년수 증가와 함께 안정적인 전력수급을 위해 연장운전에 대한 타당성 검토를 수행한 바 있으며, 그 후속연구도 진행될 예정으로 있어 발전소를 구성하고 있는 주요 기기의 안전성 확보와 신뢰도 향상이 요구되고 있다. 이러한 측면에서 Prototype 형태로 기기 건전성 평가에 활용할 수 있는 과도상태, 조사취화, 피로손상, 균열성장 및 부식손상 평가모듈을 개발하고, 이를 통합하여 원자력 발전소 종합 진단감시시스템을 구축하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제14권1호
• /
• pp.1-7
• /
• 2018

Materials in nuclear power plants can be embrittled by neutron irradiation. According to existing studies, the effect of the material property by irradiation embrittlement can be approximately simulated by cold working (pre-strain). In this study, finite element damage analysis method using the stress-modified fracture strain model is proposed to predict J-Resistance curves of irradiated SUS316 stainless steel. Experimental data of pre-strained SUS316 stainless steel material are obtained from literature and the damage model is determined by simulating the tensile and fracture toughness tests. In order to consider damage caused by the pre-strain, a pre-strain constant is newly introduced. Experimental J-Resistance curves for various degrees of pre-strain are well predicted.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
• /
• 제25권2호
• /
• pp.409-409
• /
• 2001

해양구조물은 점점 대형화되어 가고 있는 추세에 있으며 또한 이들 구조물의 대형화에 따른 구조물의 보수, 유지관리가 매우 중요한 사안으로 등장하게 되었다. 뿐만 아니라, 이러한 구조물 등이 손상또는 파괴되었을 경우는 그에 따른 인적, 경제적 손실 또한 막대할 것으로 사료되며 이러한 구조물의 파괴사례중 상당 부분이 용접부의 부식문제 및 수소취화와 관련된 사고인것으로 보고되고 있다. 한편 용접은 급속가열, 급속냉각의 공적으로 인한 경도와 열적, 조직적 변화를 일으켜 용접부 각 미세부위별 전위차가 발생하게 되며, 이로 인해 갈바낙부실을 일으키는 것으로 보고 있다. 그리고 갈바닉 부식에 의한 용접부의 부식성을 억제하기 위해 용접후열처리(post weld heat treatment PWHT)를 시행하여 내식성을 향상시키는 경우도 있다. 본 연구에서는 고장력강인 RE36강 시험편을 전기화학적 측면에서 최적의 용접후열처리 온도를 규명하였으며, 용접방법(FCAW, SMAW), 용접후 열처리 유무에 따른 용접부위의 저변형을 인장실험을 통한 기계적 특성, 전기화학적 특성 및 수소취화 감수성을 등을 규명하였다. 따라서 본 연구 결과는 해양구조물 선박의 설계시공시에 용접부 주위의 기계적. 전기화학적 특성 평가 및 수소취화 방지대책에 좋은 참고자료가 될 것으로 기대된다.

• 에너지공학
• /
• 제18권1호
• /
• pp.49-55
• /
• 2009

금속의 수소취화는 수소를 사용하는 설비의 안전성을 위협하는 중요한 문제이므로, 수소 환경에서 금속의 취화평가법에 관한 연구의 필요성이 요구되고 있다. 수소사회를 대비하기 위하여 대용량의 수소공급방법에 관한 연구가 진행되고 있는데, 기존의 천연가스 배관을 통한 공급방안이 검토되고 있다. 본 연구에서는 배관 내부에 수소혼합가스가 흐르면 배관모재부 및 용접부의 손상이 우려되므로, 국내에 건설되어 운용되고 있는 X65 천연가스 배관의 모재부를 대상으로 수소취화 거동에 대하여 연구하였다. 재료의 수소침투는 전기분극법을 사용하였으며 강도평가에는 소형펀치시험법을 사용하였다. 수소장입량의 증가에 따라서 금속의 강도가 저하되는 현상이 발견되는 재료도 있으나, 본 연구에 사용한 X65강의 모재부에서 수소취화의 영향은 거의 나타나지 않았으므로 수소영향에 의한 X65강 모재부의 강도저하는 발생하지 않는 것으로 판단된다. 또한 소형펀치시험을 이용함으로써 금속재료의 수소취화에 의한 기계적 강도변화를 평가할 수 있었다.

• 기계저널
• /
• 제33권5호
• /
• pp.393-404
• /
• 1993

원자로 압력용기의 수명 및 건전성을 결정짓는 중성자 조사취화현상에 대해 손상과정, 기구, 영 향인자, 예측 및 평가방법을 소개하였다. 용기재료의 현상, 특성과 설계, 제조, 운전시의 건전성 확보를 위한 활동 및 방법도 함께 살펴보았다. 설계시는 물론 수명기간 동안 건전성을 유지하 면서 운전하고 나아가 수명연장 운전을 위해서는 용기의 상태(파괴인성치, 결함, 작용응력)를 정확히 진단, 예측, 평가해야 하고, 이들이 건전성에 미치는 영향평가와 건전성 평가방법을 통한 수명예측 기술의 확보가 매우 중요하다. 특히, 고리 1호기가 가동된지 15년이 되어 계속적인 감 시가 요구되고 수명연장 타당성 연구를 추진중에 있으며, 영광 3, 4호기를 시작으로 앞으로 건 설되는 원자로가 국내에서 제작 . 설치되고, 설계 및 소재의 국산화율을 높이고자 하는 우리나 라에서는 더욱 그러하다. 미소시험법 및 시편재활용 기술개발을 통한 시험자료의 확충과 국내 원자로에 대한 데이터베이스 구축 및 각 발전소 특유의 경향곡선 확립 . 적용이 필요하며, 조사 손상 기구 및 모델링 관련연구가 계속되어야 한다. 조사효과에 대한 기초 및 응용연구는 1994년 한국원자력연구소의 다목적연구용원자로(MRR ; multipurpose research reactor) 가동과 더불어 더욱 활발해질 것이다.