• 제목/요약/키워드: 원자력 압력용 기강

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Barkhausen Noise를 이용한 원자로 압력용기강 용접열영향부(HAZ)의 비파괴적 평가

  • 박덕근;김주학;문종걸;옥치일;홍준화
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.54-59
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    • 1998
  • 원자로 압력용기 용접열영향부의 세부영역별 열 cycle 재현(simulation) 시험편을 제작하여 기계적 특성시험, 미세조직시험 및 magnetic Barkhausen noise (BN) 측정을 수행하였다. 각 영역에서 보자력(coercivity)은 크게 변하지 않았으나, Barkhausen noise (BN) 는 현격한 차이를 볼 수 있었다. 용접열영향부 각 위치에 대한 BN 는 미세조직과 기계적특성의 변화와 어느정도 특징적 변화를 보였으나, 미세조직 인자별로 정량적인 관계를 찾기 위하여는 더욱 더 많은 연구가 필요한 것으로 보였다. 이는 BN 의 변화에 미치는 영향인자가 미세조직적으로 매우 복잡한 관계를 갖기 때문으로 생각되었다.

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원자로 압력용기강의 인성평가를 위한 샤피충격 하중-변위 곡선의 해석

  • 김주학;김훈;지세환;이돈배;홍준화
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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    • pp.284-289
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    • 1996
  • 국산 원자로 압력용기강(ASME SA508 cl.3)을 대상으로 표준 샤피충격시험편(2 mm V- notch)과 피로균열(precracked Charpy) 시험편을 제작하여 계장화(instrumented)충격시험을 실시하고, 충격시험시 하중점(load point)의 변위(displacement) 혹은 시간의 변화를 하중의 변화와 함께 측정하였다. 측정결과를 파괴현상 및 파괴역학과 연계시켜 해석하므로서, 가능한한 소량의 시험편(혹은 시험공정)을 사용하여 필요로 하는 인성평가 관련 정보를 획득할 수 있도록 시도하였다. 그 결과, 파괴과정을 나타내는 하중의 변화를 이용하여 Shear fraction 을 예측할 수 있었고, 하중의 변화와 관계된 변위로부터 Lateral expansion을 추정할 수 있었다. 피로균열 시험편 시험결과로 부터는 충격시의 항복하중, 항복변위, 최고하중 등을 획득하여 균열크기의 함수로 표시되는 시험편 Compliance 를 계산하였고, Equivalent energy 법과 J-integral 법을 적용하여 원자로 압력용기강의 탄소성 동적파괴인 성을 평가할 수 있었다.

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J적분을 이용한 원자력 압력용기강의 파괴인성치의 결정 (A method of Determination of Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steel by J Integral)

  • 오세욱;임만배;김진선
    • 한국해양공학회지
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    • 제9권1호
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    • pp.111-119
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    • 1995
  • The elastic-plastic fracture toughness($J_{IC}$) and fracture resistance (J-R curve) of SA508-3 alloy steel used for nuclear reactor pressure vessel are investigated by using CT-type specimens. Fracture toughness tests are conducted by unloading compliance method and multiple specimen method at room temperature, -2$0^{\circ}C$ and 20$0^{\circ}C$. The apparent negative crack growth phenomenon which usually arises in partial unloading compliance test is well known. The negative crack growth phenomenon in determining J sub(IC) or J-R cure from partial unloading compliance experiments may be eliminated by the offset technique. In this study, the evaluation of $J_{IC}$ multiple specimen method recommended by the JSME gives the most reliable results by using half-size CT(similar-type) specimens.

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열 cycle 재현법을 이용한 원자로압력용기(RPV)강 용접열영향부(HAZ) 해석

  • 김주학;문종걸;변택상;이창희;홍준화
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.17-22
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    • 1997
  • ASME SA508 Class 3 원자로압력용기강을 대상으로, 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 최고온도(peak temperature) 등온분포도(isothermal diagram)를 작성 및 해석하였고, 재현(simulated) 열영향부 시험편을 제작하여 미세조직검사 및 기계적특성 시험을 실시하였다. 그 결과, 최고온도 등온분포도를 이용하여, 미소열영향부(subzone of HAZ)의 미세조직(microstructure)에 미치는 예열(preheat)온도와 용접입열량(weld heat input)의 크기 효과를 예측할 수 있었다. 또한, 재현 HAZ 의 기계적특성 시험결과, 용접용융선(fusion line) + 1 mm 이내의 위치로 대표되는 열 cycle 조건에서는 모재보다 양호한 강도와 인성을 보였고, 용접용융선 + 2~3mm부근에서 가장 미세한 조직(fine tempered lower bainite)과 우수한 충격인성을 나타냈다. 한편, 용접용융선 + 약 5mm 위치에서의 열 cycle 을 재현한 시험편에서는 미세조직의 변화(spheroidization of carbides)와 함께 인성 및 기계적 특성이 저하하여 모재보다 낮은 값을 보이는 것을 발견할 수 있었다.

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원자로압력용기강 용접열영향부(HAZ)의 샤피시험편 노치 위치설정에 대하여

  • 김주학;변택상;지세환;국일현;홍준화
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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    • pp.557-562
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    • 1996
  • 조사전 및 감시시험시 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 인성평가를 위해 제작되는 샤피(Charpy) 충격시험편의 노치(notch) 위치에 대하여 현재의 규정에 대한 타당성을 검토하였다. 적용규정은 HAZ 시험편의 노치위치를 용접용융선(fusion line, FL) + 모재측 0.8 mm 로 제한하고 있다. 그러나, 본 연구결과, 이 부위는 다층(multipass) 용접시 후속열이력에 의해 결정립이 미세화되어, 인장강도와 경도 및 충격인성이 모재나 용접부에 비하여 양호하게 나타났다. 한편, FL + 4 mm 이상의 다른 위치에서는 강도와 경도 및 충격인성이 모두 모재와 용접부에 비하여 낮은 값을 보였다. 이는 다층용접에 의한 후속열이력 및 용접후열처리(post weld heat treatment, PWHT)에 의해 금속조직학적 영향을 받은 것으로 판단되었다. 일련의 시험결과로부터, 조 사전 및 감시시험용 샤피충격시험편의 HAZ 에 있어서의 노치위치에 대한 현재의 규정을 재검토할 필요가 있음을 제안하였다.

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원자로압력용기강에서 하중변수와 온도가 피로균열진전에 미치는 영향 (Effect of Loading Variables and Temperature on Fatigue Crack Propagation in SA508 Cl.3 Nuclear Pressure Vessel Steel)

  • Kim, B. S.;Lee, B. H.;Kim, I. S.
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권6호
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    • pp.825-832
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    • 1995
  • SA508 Cl.3 원자로 압력용기강에서 하중변수와 온도가 공기 중에서 피로 균열성장률에 미치는 영향에 대하여 조사하였다. 피로 균열성장률 시험은 12.7mm 두께의 CT(compact tension) 시편을 이용하였으며, 균열길이 추정은 컴플라이언스 방법을 사용하였다. 시험은 0.1, 0.5 하중비와 1, 10Hz의 하중주파수로 상온에서 40$0^{\circ}C$ 까지 온도를 변화시키면서 수행하였다. 12$0^{\circ}C$ 이하의 비교적 낮은 온도에서는 피로균열전파속도는 하중주파수와 온도에 영향을 받지 않았지만, 12$0^{\circ}C$이상의 경우 피로 균열성장률은 온도가 높을수록, 하중주파수가 낮을수록 증가하였다. 이러한 피로균열진전속도의 빨라짐은 균열선단에서의 산화속도의 증가로 인한것으로 생각된다. 또한 하중비의 영향으로 균열닫힘과 산화의 상호작용으로 피로 균열성장률은 상온에서 두드러졌다.

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원자력압력용기강 (SA508-3)의 평활 및 측면홈 CT시험편을 이용한 J$_{IC}$ 평가 (JIC Evaluation of the Smooth and the Side-Grooved CT Specimens in the Reactor Pressure Vessel Steel(SA508-3))

  • ;오세욱;임만배
    • 한국해양공학회지
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    • 제8권2호
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    • pp.173-184
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    • 1994
  • 원자력 압력용기강의 탄소성 파괴인성값 $J_IC$를 CT형 시험편을 이용하여 검토하였으며, 평활 시험편 및 측면홈 시험편의 두께는 각각 $B_O$=25.4mm, $B_N$=20.4mm 이다. 측면홈의 깊이는 19.7% 이며, 홈의 각도는 90 .deg.로 가공하였다. 탄소성 파괴인성시험은 ASTM E813-81과 JSME S001-81의 추천방법에 따라 실시하였다. 두 추천방법으로 실험한 결과 ASTM 방법에 의한 $J_IC$값이 과대평가됨으로써 부대조건에 만족되지 못하였지만 JSME방법은 만족되었다. 측면홈 시험편은 R고선법에 의한 ductile tearing의 결정이 평활 시험편보다 용이하였으며, 이에 따른 $J_IC$값의 정확성을 배가 할 수 있었다. 또한 임계 스트레치존 폭($SZW_C$)은 측면홈에 의한 높은 3축응력이 발생되어 평활시험편보다 적게 나타났으며, 이러한 복합적인 원인에 기인하여 스트레치존법에 의한 $J_IC$평가는 R곡선법에 의한 평가보다 약간 과대평가됨을 알 수 있었다.

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