• Proceedings of the KWS Conference
• /
• 2010.05a
• /
• pp.69-69
• /
• 2010

최근 컨테이너 선박의 초대형화로 극후물 고장력 강재인 항복응력 460MPa급 고장력강인 EH47이 개발되었다. 두께 80mm의 극후물 용접에서 용접생산성 향상을 위하여 EGW/FCAW로 양면 용접이 검토되고, 입열량은 최대 300kJ/cm의 대입열 용접이 요구된다. 이를 위해서는 강재 및 용접재료 모두 300kJ/cm 용접부 성능이 선급 규격을 만족하여야 함은 물론 마지막 조립단계에서 적용되기 때문에 용접재료의 용접작업성도 매우 크게 요구되고 있다. 먼저 대입열 용접금속에서 요구되는 저온 충격인성($vE_{-20^{\circ}C}{\geq}57J$)을 만족하기 위하여는 용접금속의 미세조직 제어가 필요하며, 특히 조대한 입계페라이트 생성을 억제하고 미세한 입내 페라이트를 균일 분포하는 것이 중요하지만, 이를 위해 용접금속의 소입성이 지나치게 높이면 경화조직인 베이나이트 분율이 증가하여 오히려 용접금속 저온 충격인성을 저하시키므로, 적절한 용접금속의 성분 제어가 중요하다. 한편 용접부는 선급에서 요구하는 최소 강도인 570MPa를 만족하기 위하여 용접금속의 소성구속 현상을 활용하여 용접부 인장강도를 확보 할 수 있음을 확인했다. 이를 위해서는 용접금속의 적정한 경화도 확보가 필요하였다. 전술한 바와 같이 대입열 용접금속 저온 충격인성 확보와 용접부 강도 측면을 고려하여 용접금속 최적의 탄소당량 범위를 제시코자 하였다. 한편 용접재료의 용접작업성은 EGW용접의 용적이행 현상은 자유비행이행으로 이루어지고 있으며 특성상 용접중 용적과 용융지 사이에 많은 순간단락 현상을 동반하고 있으며, 슬래그 유동이 불안정하면 아크 꺼짐 현상도 관찰되고 있다. 따라서, 현장용접시 원할한 용접작업성을 확보할 수 있는 평가 기준으로써 아크 전류 및 전압의 변동 정도를 설정하고, 용접재료의 용접작업성 확보 기준을 제시코자 하였다.

• Proceedings of the KWS Conference
• /
• 2010.05a
• /
• pp.18-18
• /
• 2010

최근에 건조되는 선박이나 구조물들은 점차 대형화 되어가고, 이에 사용되는 판재들은 점차 고강도 극후판재화 되어가고 있다. 극후판재의 용접성을 향상시키기 위해서는 대입열 용접이 주로 적용되고 있는 실정인데, 30 mmt 이상의 후판을 1 pass로 용접하기 위해서는 EGW(Electro-gas welding) 기법을 사용한다. 대입열 용접은 용접입열(heat input)이 매우 높아 용착금속과 열영향부의 냉각속도가 매우 느려 용접열영향부에서 특히 fusion line 근처의 열영향부는 결정립 조대화 및 취약한 미세조직을 형성함으로서 저온인성을 크게 저하시키고, 연화 현상(softening effect)을 발생시켜 강도가 저하되는 문제점이 주로 발생하였다. 하지만 이런 문제점을 해결하기 위해 대입열용접에 사용된는 강재의 미세조직을 제어하여 AlN, TiN, $TiO_2$ 등의 석출물을 이용한 용접열영향부의 저온인성을 향상시켰다. 이러한 문제점이 발생하는 대입열용접에서 저온인성 시험은 주로 fuison line + 1, 2mm에서 수행한다. 하지만 대입열 용접시 용착금속의 냉각속도도 매우 느리기 때문에 용착금속의 위치에 따라 저온 인성 특성이 다르게 나타날 수 있다. 본 연구에서는 EGW 용착금속의 위치에 따른 저온인성 특성을 평가하기 위해 EH-36N, 40mmt 판재를 사용하여 1pole EG 용접 하였다. 용착금속의 저온인성 특성을 평가하기위해 충격 시편의 노치 위치가 fusion line - 2mm와 용접부 중앙을 기준으로 4곳을 선정하여 충격시험을 수행하였다. 또한 용착금속의 경도 분포를 알아보기 위해 micro vickers hardness tester(mitutoyo UR-501)을 사용해 hardness mapping 시험을 하였다. 용착금속의 저온인성은 미세조직과, 산소량에 따라 변화 할 수 있기 때문에 용착금속 위치를 달리하여 미세조직과 산소량도 각각 분석하였다. 용착금속의 저온인성을 향상시킬 수 있는 침상형페라이트와 비금속개재물의 상관관계에 관해 검토 하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.37 no.5
• /
• pp.649-655
• /
• 2013

During welding, the dissimilar metal butt welds of nuclear piping are typically subjected to repair welding in order to eliminate defects that are found during post-weld inspection. It has been found that the repair weld can significantly increase the tensile residual stress in the weldment, and therefore, accurate estimation of the weld residual stress due to repair weld, especially for dissimilar metal welds using Ni-based alloy 82/182 in nuclear components, is of great importance in order to assess susceptibility to primary water stress corrosion cracking. In the present study, the stress distributions of dissimilar metal butt welds in nuclear reactor piping subjected to repair weld were investigated based on detailed nonlinear finite element analyses. Particular emphasis was placed on the variation of the stress distribution in the dissimilar metal butt weld according to the finite element welding analysis sequence for the repair welding process.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.38 no.2
• /
• pp.177-184
• /
• 2014

In this study, we investigated the variations in welding residual stresses in dissimilar metal butt weld due to width of repair welding and re-distribution behaviors resulting from similar metal welding (SMW) and mechanical loading. To this end, detailed two-dimensional axi-symmetric finite element (FE) analyses were performed considering five different repair welding widths. Based on the FE results, we first evaluated the welding residual stress distributions in repair welding. We then investigated the re-distribution behaviors of the residual stresses due to SMW and mechanical loads. It is revealed that large tensile welding residual stresses take place in the inner surface and that its distribution is affected, provided repair welding width is larger than certain value. The welding residual stresses resulting from repair welding are remarkably reduced due to SMW and mechanical loading, regardless of the width of the repair welding.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.36 no.2
• /
• pp.137-148
• /
• 2012

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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.36 no.9
• /
• pp.1047-1052
• /
• 2012

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.

• Proceedings of the KWS Conference
• /
• 2010.05a
• /
• pp.84-92
• /
• 2010

현재 가동 중인 몇몇 가압 경수로 원전 안전 1등급 설비의 이종금속 용접부는 일차수응력부식균열(PWSCC : Primary Stress Corrosion Cracking) 발생의 세가지 조건(민감 재질, 부식 환경, 인장응력)을 동시에 충족하고 있다. 즉, 이종금속 용접부는 PWSCC에 민감한 재질인 Alloy 600 계열 합금으로 제작 또는 용접되어 있으며 고온 수화학 부식 환경 하에 놓여있다. 아울러 오스테나이트 스테인리스 강의 예민화 예방을 위한 용접 후열처리 미실시로 높은 인장 용접 잔류응력이 작용하고 있다. 이러한 이종금속 용접부의 특성상 PWSCC가 발생할 잠재성이 있을 뿐만 아니라 국내외적으로 Alloy 600 계열 합금으로 제작 및 용접된 가압 경수로 원전 안전 1등급 설비의 이종금속 용접부에 실제 PWSCC가 발생된 사례들이 다수 보고되고 있다. 운전 환경 및 재질 변화 없이 PWSCC 발생을 예방하기 위해서는 인장 잔류응력을 이완시켜 낮은 인장 또는 압축 응력화하여야 한다. 이러한 인장 잔류응력 이완방법들로는 PWOL(Pre-emptive Weld Overlay), 레이저 피닝(Laser Peening), MSIP(Mechanical Stress Improvement Process), 워터 제트 피닝(Water Jet Peening), IHSI(Induction Heating Stress Improvement) 방법들이 있는데 공정 시간이 짧고 열 에너지 원이 필요 없으며 전체적인 소성 변형을 야기시키지 않는 레이저 피닝을 본 연구의 대상 방법으로 한다. 본 연구에서는 동적 유한요소 해석을 통해 용접 잔류응력을 이완시키는 레이저 피닝의 효과를 검증하고 용접 잔류응력에 미치는 레이저 피닝 변수의 영향을 고찰하고자 한다. 내부 보수용접이 수행된 경수로 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에 레이저 피닝을 적용한 경우에 대해 상용 유한요소 해석 프로그램인 ABAQUS를 이용하여 동적 유한요소해석을 수행한 결과, 고온 수화학 일차수와 접하는 Alloy 600 계열 합금 내면에서의 인장 잔류응력이 상당히 이완됨을 확인하였다. 또한, 최대충격 압력이 증가할수록, 충격압력 지속시간이 증가할수록, 레이저 스팟 직경이 증가할수록 내표면 인장 잔류응력 이완 정도는 감소하나 이완되는 영역의 깊이는 증가함을 알 수 있다. 또한, 레이저 피닝 방향이 잔류응력 이완에 미치는 영향은 미미함을 알 수 있다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
• /
• v.34 no.5
• /
• pp.678-685
• /
• 2010

GTAW was carried out to the austenitic 304(STS 304) and 22 APU stainless steels. In this case, difference of the corrosion characteristics of welded zone with STS 304 and 22APU mentioned above was investigated with electrochemical methods. Vickers hardness of weld metal in case of STS 304 (Hv-250) showed a relatively higher value than this of 22 APU(Hv-217). The corrosion current densities of weld metal of 22APU and heat affected zone of STS 304 were observed at the highest value compared to those of other welding zone respectively. This is probably because chromium depletion field due to chromium carbide formed to weld metal of 22APU and to heat affected zone of STS 304 can preferentially easily be corroded with more active anode than other fields. Consequently it is thought that application of the other welding methods like as laser welding or using of the optimum filler metals is necessary to improve the corrosion resistance of welding parts of these steels.

• Proceedings of the KWS Conference
• /
• 2009.11a
• /
• pp.62-62
• /
• 2009

석탄화력발전소의 CO2배출량 감소와 고효율, 대용량화로 인해 초초임계압(USC:Ultra Super Critical) 화력발전소의 건설이 증가하고 있다. USC 발전소는 효율향상을 위한 증기온도와 압력의 상승 때문에 보일러 고온고압부에 기존의 소재에 비해 고온강도와 내산화성의 재료물성이 향상된 신소재 적용이 불가피하다. 특히 사용된 신소재 중에서 보일러 본체를 구성하는 수냉벽관(Water wall), 과열기와, 재열기용 튜브 및 후육부인 헤더와 배관재로 기존의 2.25Cr-1Mo강을 개량한 2.25Cr-1.6W계 내열강이 적용되고 있다. 2.25Cr-1.6W강은 SMI와 MHI가 공동개발한 소재로 1995년 튜브제품이, 1999년에 단조, 파이프재, 플레이트제품이 ASME code case로 등재되었고, 2009년 ASME code case 2199-4로 개정되어 사용 중이다. 이 소재는 2.25Cr-1Mo강에 고온강도 개선을 위해 석출강화효과가 있는 V과 Nb을 첨가하였고, 탄화물의 열적안정성과 고용강화효과 증대를 위해 W을 첨가하였다. 그리고 제작성과 용접성 및 재료의 인성 향상을 위해 B첨가와 C함량을 낮추었다. 합금성분의 첨가와 조정에 의해 고온강도는 개선되었지만, 보일러 설치 및 보수를 위한 용접과정에서 용접금속과 CGHAZ(Coarse Grain HAZ)에서 용접균열이 발생하였다. 대부분의 용접균열은 용접결함이나 고온 혹은 저온균열이 아닌 2.25Cr-1.6W계강의 강도 개선을 위해 첨가한 V과 Nb이 용접후열처리 도중 입내에 MX형태의 미세석출로 입내를 강화시킴으로서 발생한 재열균열 민감성 증대에 기인된 것으로 판단된다. 이에 본 연구에서 용접 및 후열처리 과정에서 용접금속과 HAZ에서 발생하는 용접금속의 응력분포를 전산해석을 통해 확인하고 실제 후육파이프 용접부에서 잔류응력을 측정해 비교하였다. 용접부 응력분포는 SYSWELD 프로그램을 사용해 해석을 수행하였고, 발전소 실배관재의 용접부 응력측정은 수평부 측정이 용이하도록 지그를 부착한 Potable 잔류응력측정기를 사용해 Hole Drilling Method(HDM)를 적용하여 잔류응력을 측정하였다. 해석 결과 CGHAZ부위의 잔류응력이 용접금속과 기타 부위에 비해 높은 응력분포를 나타냈으며, 이는 CGHAZ와 용접용융선 부근에서 균열이 발생하는 실제값과 일치하는 결과를 보였다. 실제 배관재 용접부에서 측정한 잔류응력값은 항복응력의 약 50% 이하 응력값을 나타냈다. 배관 구조에 기인한 시스템응력의 영향을 제거하기 위해 배관재 용접부를 중심으로 양끝단을 절단 후 용접부에서 측정한 응력은 항복응력 대비 25%수준의 낮은값을 보였다. 그러나 배관재가 장기간 고온환경에 노출되었고 용접금속 내부의 균열이 발생한 상태에서 측정하였기 때문에 용접잔류응력은 상당부분 해소되어 상대적으로 낮은 응력값이 얻어진 것으로 판단된다.

• Proceedings of the KWS Conference
• /
• 2005.06a
• /
• pp.118-120
• /
• 2005

대형구조물 제작 시에는 세라믹백킹재 등 백킹재를 이용한 편면용접법이 많이 채용되고 있다. 이처럼 백가우징이 적용되지 않는 편면용접법으로 용접 시공 시, 표면부에 비해 루트부의 충격성능이 열화되는 경향이 있다. 본 연구에서는 세라믹백킹재를 채용한 편면용접법의 루트부의 저온 충격성능을 확보할 수 있는 용착금속의 Ni 함량에 대해 고찰하고자 한다.