원전기기 일차수 응력부식균열(PWSCC) 방지를 위한 잔류응력 특성에 관한 연구

Abstract

Depending on increasing operation term, PWSCC(primary water stress corrosion cracking) is occurred in dissimilar metal welds used inconel 600. In case of Korea, PWSCC have been reported in dissimilar metal welds of steam generator nozzle and PZR nozzle, which are core part of nuclear generating station. When three condition(residual stress of weld zone, sensitivity of material, water chemistry environment) is matched, PWSCC is occurred. If one in three condition is unmatched, this defect don’t occur. Welding residual stress adversely affect safety and crack of weld zone. Therefore, technology of residual stress relief is need. In this study, after specimen of dissimilar metal welds was made, peening, vibration, heat treatment were carried out. Then hardness and residual stress were measured in base metal, HAZ(heat affect zone) and weld zone using instrumented indentation tester for verification of technology of residual stress relief. The technology of residual stress relief is expected to secure safety of nuclear generating station by applying maintenance of dissimilar metal welds.|운전 년수 증가에 따라, inconel 600을 사용하는 이종 금속 용접에서 PWSCC(1 차수 응력 부식 균열)가 발생한다. 한국의 경우 PWSCC는 증기 발생기 노즐과 PZR 노즐의 이종 금속 용접부에서 보고되었다. 원자력 발전소에서 세 가지 조건(용접 구역의 잔류 응력, 재료의 민감도, 수화학적 환경)이 일치하면 PWSCC가 발생한다. 세 조건 중 하나라도 일치하지 않으면이 결함이 발생하지 않는다. 용접 잔류 응력은 용접 영역의 안전 및 균열에 악영향을 미친다. 따라서 잔류 응력 제거 기술이 필요하다. 본 연구에서는 이종 금속 용접 시험편을 제작 한 후 피닝, 진동, 열처리를 수행 하였다. 잔류 응력 제거 기술 검증을 위해 계측 된 압입 시험기를 사용하여 모재, HAZ(열 영향 구역) 및 용접 구역에서 경도 및 잔류 응력을 측정하였다. 잔류 응력 완화 기술은 이종 금속 용접의 유지 보수에 적용하여 원자력 발전소의 안전을 확보 할 것으로 기대된다.