제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.
본 논문은 원전 증기발생기(SG, steam generator) 세관의 정밀 진단을 위한 차세대 탐촉자인 배열형 와전류 탐촉자의 특성 해석에 대한 3차원 전자기 수치해석을 수행하였다. 다양한 결함 해석을 위해 ASME(American Society of Mechanical Engineers) 표준시험편과 X-probe combo 표준보정시험편(inline EXP/spiral groove combo standard)을 선정하여 탐상신호를 획득하고, 실제 실험 신호와 비교하여 결과의 타당성을 검증하였다. 표준 보정 시험편의 해석 결과를 바탕으로 원전 SG 세관에서 주로 발생하고 있는 pitting, SCC(stress corrosion cracking), multiple SCC, wear 결함에 대하여 탐상신호를 획득하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 SG 세관으로 사용하고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였고, 이때의 시험주파수는 300 kHz이다. 본 논문을 통하여 각각의 결함에 대한 신호 특성을 파악하여 배열형 와전류 탐촉자의 결함의 종류에 따른 신호 특성을 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열형 와전류 탐촉자의 와전류 탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.
The Thermal Barrier Coating(TBC) has been used to improve the heat barrier and tribological properties of the aircraft engine and the automobile engine in high temperature. Especially, the high temperature tribological propertied of the cylinder haed and the piston crown of diesel engine was emphasized. Therefore, the purpose of this work was to evaluate the microstructure, tribological propeer in high tempearmal shock resistance and bonding strength of five layer functionally gradient TBC for the applications. The five layerwere composed with 100% ceramic insulating later, 75(ceramic):25 (metal) layer, 50:50 layer, 25:75 layer and 100% metal bonding layer to redude the thermal stress. the YSL and MSL poweders were the insulation ceramics powers. The NiCrAly, Inconel625 and SUS powders were the bonding and mixingg powders for plasma spray process. According to the result of high temperature wear test, the wera resistance of YSZ/NiCrAlY siytem was most out standing at 600 and $800^{\circ}C$. At $400^{\circ}C$, the wear resistance of YSZ/Inconel system was better than others. Wear volume at other temperature because of the low temperature degration of zirconia. The thermal shock mechanism of 5 later is the vertical crack gegration in insulating layer. this means that the initial cracks were generated in the top layer, and then developed into the composite layers during thermal shock test. Finally, these cracks werereached to the interface of coating and substrate and also, these vertioal cracks join with the horizontal cracks of the each layers. The bonding strength of YSZ/NiCrAlY and YSZ/Inconel 5 layer system is better than other 5layer systems. The theramal shock resistance of thermal barrier coating s with 5 layer system is better than that of 3 layers and 2 layers.
실온에서 인코넬 718의 UNSM(Ultrasonic nanocrystal surface modification)처리재, 수소취화재(100 bar, $300^{\circ}C$에서 120 h) 및 수소취화재의 UNSM처리재의 회전굽힘피로시험에 의해 얻어진 결과, 수소취화재는 미처리재의 S-N곡선보다 피로수명이 약 10~20 % 감소하며 부식피로나 비철재료처럼 피로한도 없이 점진적으로 감소하였다. 표면균열수는 수소취화의 영향으로 평균입경($13{\mu}m$)보다 작은 균열의 비율이 약 80 %를 차지하였다. 결정입계, 표면 흠 등에 수소침투에 의한 취화현상으로 티어링(tearing)하면서 복수로 발생한 작은 표면균열은 불규칙적으로 분포하며 티어링하면서 성장, 합체되어 피로수명이 감소하는 것으로 추정된다. 미처리재에 비해서 UNSM처리재의 피로수명은 전 영역에서 크게 증가하였고, 수소취화된 시험편을 UNSM 처리한 후 피로시험을 실시하면 700 MPa에서 10배 이상, 600 MPa에서 20배 이상 증가하였다.
The purpose of this study is to evaluate the properties of the functional gradient thermal barrier coatings by plasma spray process. The evaluations of mechanical and thermal properties such as fatigue, oxidation and wear-resistance at high temperatures have been conducted. Furthermore, residual stress and bond strength have been evaluated. The range of thickness of coated layers was 550~600$\mu\textrm{m}$. The range of hardness of layers was 800~900 Hv and the porosity range of coatings was about 7 to 14%. The top coating layer of $ZrO_2$ in thermal barrier was composed of tetragonal structure after spraying. The coated layers of $ZrO_2$ on the Inconel substrate is the best resistance for thermal fatigue. Those coatings had the least compressive stress in comparison with other coatings. In high temperature oxidation test, the coatings on Inconel substrate was better than the coatings on SUS substrate. The bond strength of the concave type was greater than that of linear types and convex types coatings.
Park, Yong-Joon;Pyo, Hyung-Ryul;Kim, Do-Yang;Jee, Kwang-Yong;Kim, Won-Ho
Nuclear Engineering and Technology
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제32권5호
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pp.514-520
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2000
The mechanism of corrosion behavior has to be understood clearly to select an optimum material for handling molten salts to be used in the oxide reduction process of PWR spent fuel. In this study, the oxidation states of corrosion products on the surface of Inconel 600 and 800H as well as their chemical compositions and structural informations were determined by using XPS, ICP-AES, AAS, EPMA and XRD after the corrosion experiment with lithium molten salts at 75$0^{\circ}C$ for 25 hours. Nickel and oxygen were detected from the corrosion products on the surface of Inconel plates and chromium was found to be dissolved out into lithium molten salts leaving cracks on the surface. The corrosion products were identified as metal oxides such as Fe$_2$O$_3$, Cr$_2$O$_3$, NiO, NiFe$_2$O$_4$and MnO by using XPS and XRD.
본 연구에서는 인코넬600 합금을 열처리 상태 및 변형속도 등이 서로 다른 SCC 발생 조건하에서 정변형 속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 균열 거동을 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였고, AE로 탐지 가능한 초기의 최소 균열 크기를 측정하므로서 비파괴시험법으로서의 적용성을 평가하고자 하였다 실험 결과, IGSCC에서 발생되는 AE amplitude 준위는 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 것들보다 큰 것으로 나타났으며, 이것은 AE amplitude준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. IGSCC 미소균열의 성장 및 주균열의 형성으로부터 주균열의 성장으로 전환되는 시점을 AE로 적절히 감시할 수 있음을 보였으며, AE로 탐지 가능한 최소 균열 크기는 길이 $200{\sim}400{\mu}m$, 깊이 $100{\mu}m$ 이하의 균열인 것으로 나타났다. 결론적으로 AE기술은 입계 응력 부식 균열의 진전을 조기 탐지할 수 있는 유용한 방법으로 평가되며 비파괴시험법으로서의 실제 적용 가능성도 높을 것으로 판단된다.
A lifetime prediction of holddown spring screw in nuclear fuel assembly was performed using fracture mechanics approach. The spring screw was designed such that it was capable of sustaining the loads imposed by the initial tensile preload and operational loads. In order to investigate the cause of failure and to predict the stress corrosion cracking life of the screw, a stress analysis of the top nozzle spring assembly was done using finite element analysis. The elastic-plastic finite element analysis showed that the local stresses at the critical regions of head-shank fillet and thread root significantly exceeded than the yield strength of the screw material, resulting in local plastic deformation. Normalized stress intensity factors for PWSCC life prediction was proposed. Primary water stress corrosion cracking life of the Inconel 600 screw was predicted by using integration of the Scott model and resulted in 1.78 years, which was fairly close to the actual service life of the holddown spring screw.
본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 원전 증기 발생기(SG, Steam Generator) 세관의 결함 변화에 따른 배열와전류프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 위해 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 전자기 유한요소법을 이용하여 문제를 해석하였다. 해석을 위한 선정한 결함은 프로브의 특성파악을 위한 표준시험편과 원전 SG세관에 발생 가능한 결함인 Pitting, SCC, Wear, Multi SCC 결함을 선정하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 증기발생기 세관으로 사용되고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였다. 본 논문으로 통하여 결함의 형상, 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열와전류프로브의 와전류탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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