압전 구동기를 사용하여 상온 대기 중에서 프레팅 마멸 시험을 수행하기 위한 장치를 개발하였다. 구동기의 특성상 사용이 간편하며, 중력에 의한 가하중 방식을 채택하여 구조를 매우 단순화하였다. 개발된 시험기는 구동 시스템 자체의 마멸로 인한 미끄럼 운동 범위의 오차를 우려할 필요가 없다는 상대적 장점을 가진다. 본 연구에서 사용한 시험편의 경우 약 $600{\mu}m$ 이상 직경의 마멸흔이 생성되는 조건에서의 미끄럼 운동 범위의 평균 값 및 진폭의 변동은 각각 $3.3{\mu}m$ 과 $2.3{\mu}m$ 이내인 것으로 측정되었으며, 마멸흔의 크기에 비추어 볼 때 이는 만족할 만한 운동 정밀도라 판단된다. 제작된 시험기를 사용하여 인코넬 690 튜브의 프레팅 마멸 시험을 수행하였다. 수직 하중 10N 및 15N 에서 $10^6$ 사이클 동안 미끄럼 진폭을 최대 $82.7{\mu}m$까지 변화시킨 시험 결과를 정량화 하였으며, 이로부터 마멸 상수를 구하였다 또한 마멸 자국의 크기와 마멸 부피로부터 마멸 진행 거동이 상이한 세 영역을 구별할 수 있었다. 전자현미경 관찰을 통해 마멸흔을 살펴보았으며, 돌출부, 판상 층, 거친 모재 표면 등과 여기에 생성된 균열 등이 관찰되었다. 이를 통해 인코넬 690 튜브의 프레팅 마멸은 연삭 마멸과 더불어 입자의 분리 및 압착, 소성 변형과 판상 층의 형성, 균열의 생성 및 박리 등의 복합적 과정으로 진행됨을 알 수 있었다.
Fundamentally, slip displacement should be known to solve the problem related to the fretting wear. For this, methods for measuring the slip displacement range in the contact surface of the tube and the supports were introduced and analyzed in this study. Also the increment of the slip displacement during a cycle was calculated using the revised formulas. As a result, the slip displacement newly evaluated was much higher ($7{\sim}50$ times) than that previously evaluated especially in the case of the gap existence. This enables to explain the severe wear found when there was a gap between the tube and the supports.
Oxidation characteristics of Zirlo and Zircaloy-4 tubes, which are widely used as nuclear power fuel cladding, are studied in steam environment up to $1200^{\circ}C$. Oxidation resistances are compared in terms of the mass increase due to the absorption of oxygen. The evolution of microscopic structure accompanied with the oxidation process is investigated. Also, the influence of oxidation on the fretting wear characteristics of the tubes is studied. Piezo-electrically actuated rig is employed to fret the tubes with cross-contacting arrangement. Wear scar is observed and measured, by using microscopes and a 3D-profiler. The results of fretting wear are quantified in terms of scar size, wear volume and wear coefficient, and compared for the three different tube materials of oxidated Zirlo, virgin Zirlo and Zircaloy-4.
A fretting wear test rig for cross contacting tube specimens, which employs a piezoelectric actuator, has been developed. Along with the simple loading scheme using dead weights, the rig is very simple to be used also. The accuracy was found acceptable. Inconel 690 tubes were tested in room temperature and ambient condition. Normal load and sliding amplitude range up to 35N and $100{\mu}m$, respectively. The sizes of wear scar and the wear volumes were measured, and wear coefficients have been calculated based on those. A study on the fretting wear mechanism of the tubes has been attempted via microscopic observation. Rugged wear surfaces are induced by the separation and adhesion of particles and formation and subsequent fracture of surface layers. Lapped specimens were also tested and abrasive wear seems to be playing a dominant role.
Slip displacement is brought into focus to study the tube fretting wear that occurs on the contact by the springs. An oscillating tube was in contact with plate support springs. The contact condition was varied as normal force 5 N, and gaps of 0.1 and 0.2 mm in the experiment. The oscillation range of the tube was also varied as 0.2, 0.3, 0.4 and 0.7 mm. Formulas for predicting the slip displacement range were derived in terms of the vibration amplitudes measured during the tube oscillation. It was found that the slip displacement in transverse direction was much higher ($720{\sim}33000$ times) than that in axial one. This resulted in the severer wear on the contact suffered from transverse slip.
The fretting wear behaviour of Zircaloy-4 tube used as the fuel rod cladding in PWR nuclear power plants has been investigated at the different test environment, in light water and in air as a function of slip amplitude, normal load, test duration and frequency. Zircaloy-4 tubes were used for both of oscillating and stationary specimens. A fretting wear tester was designed to be suitable for this fretting test. The wear volume and specific wear rate of Zircaloy-4 tube in water was greater than those in air under various slip amplitude. Delaminates and surface cracks were observed at low slip amplitude and high load of fretting test in water, but the traces of adhesion and plowing were observed at and above 200 Um. The water accelerates the wear of Zircaloy-4 tube at lower slip amplitude in fretting.
상온 공기분위기에서 두 가지 형태의 스프링에 대한 연료봉 피복관의 마멸실험을 수행하였으며 다음과 같은 결론을 얻었다. (1) 가장 큰 마멸부피는 스프링 형상이 오목할 경우 틈이 존재할 때 발생하였으며, 형상이 볼록한 경우에는 접촉하중이 존재할 때 마멸부피가 크게 나타났다. (2) 접촉형상이 오목한 형태로 연료봉을 감싸고 있는 경우, 마멸입자의 방출은 다소 어렵게 되며 이에 따라 마열거동은 표면에서 생성되는 마멸입자가 외부로 방출되는 용이성에 따라 최종적으로 마멸부피는 결정된다. (3) 볼록한 형상의 스프링의 경우, 충격마모에 대하여 저항성을 보였으나, 접촉하중이 존재할 경우 높은 마멸량을 보이고 있다. (4) 오목한 형태의 스프링 조건에서 축 방향의 마멸보다는 횡 방향의 마멸량이 더 낮게 나타났다. 이것의 주된 원인은 오목한 형태의 스프링이 충격하중에 있어 가이드역할을 할 가능성이 있는 것으로 나타났다. 또한, 양 방향 모두 마멸입자의 고착 흔적이 나타났으나 횡 방향의 경우 연삭에 의한 경향이 보다 뚜렷이 나타났다.
In nuclear power steam generators, high flow rates can induce vibration of the tubes resulting in fretting wear damage due to contacts between the tubes and their supports. In this paper the fretting wear tests and the sliding wear tests were performed using the steam generator tube materials of Inconel 600 and 690 against STS 304. Sliding tests with the pin-on-disk type tribometer were done under various applied loads and sliding speeds at air environment. Fretting tests were done under various vibrating amplitudes and applied normal loads. From the results of sliding and fretting wear tests, the wear of Inconel 600 and 690 can be predictable using the work rate model. Depending on normal loads and vibrating amplitudes, distinctively different wear mechanisms and often drastically different wear rates can occur. It was found the results that the wear coefficients for Inconel 600 and 690 were 262.3$\times$10$\^$-15/Pa$\^$-1/ and 209.2$\times$10$\^$-15/Pa$\^$-1/, respectively. This study shows that Inconel 690 can provide much better wear resistance than Inconel 600 in air.
The fretting wear behaviour of Zircaloy-4 tube used as the fuel rod cladding in PWR nuclear power plants has been investigated at the different test environment, in light water and in air as a function of slip amplitude, normal load, test duration and frequency. Zircaloy-4 tubes were used for both of oscillating and stationary specimens. A fretting wear tester was designed to be suitable for this fretting test. The wear volume and specific wear rate of Zircaloy-4 tube in water were greater than those in air under various slip amplitude. It was found that delaminate debris and surface cracks were observed at low slip amplitude and high load in water Experimental results showed that the light water accelerated the wear of Zircaloy-4 tube at low slip amplitude in fretting.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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