KR100801404B1 - Apparatus for fomating a thermal-fatigue crack - Google Patents
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Abstract
본 발명은 비파괴검사의 기량검증을 위해 시편에 열피로균열을 형성하는 장치 및 방법에 관한 것이다. The present invention relates to an apparatus and method for forming a thermal fatigue crack in a specimen for verification of nondestructive testing.
본 발명의 열피로균열형성장치는, 관형 시편(test piece made of pipe)의 일측 외주면에 원주방향으로 부착된 전도부재, 및 상기 전도부재에 인접하여 배치된 유도가열코일을 구비한 가열유닛; 냉각수 저장원으로부터 관형 시편의 내경면에 냉각수를 강제로 주입하는 냉각수펌프 및 냉각수 호스를 구비한 냉각유닛; 및 상기 가열유닛 및 냉각유닛의 작동을 제어하는 제어유닛;을 포함한다. The thermal fatigue crack forming apparatus of the present invention, a heating unit having a conductive member circumferentially attached to one outer peripheral surface of a test piece made of pipe, and an induction heating coil disposed adjacent to the conductive member; A cooling unit having a cooling water pump and a cooling water hose for forcibly injecting cooling water into the inner diameter surface of the tubular specimen from the cooling water storage source; And a control unit controlling the operation of the heating unit and the cooling unit.
이에 의해, 본 발명은 실제 가동 중인 원전 또는 장치산업의 설비에서 발생하는 열피로균열의 특성과 유사한 열피로균열을 시편에 형성함으로써 비파괴검사의 기량검증에 대한 실효성을 보장할 수 있는 장점이 있다. Thereby, the present invention has the advantage of ensuring the effectiveness of the non-destructive testing skills verification by forming a thermal fatigue crack in the specimen similar to the characteristics of the thermal fatigue crack generated in the actual operation of the nuclear power plant or equipment industry.
비파괴, 시편, 열피로, 균열, 형성 Nondestructive, Specimen, Heat Fatigue, Cracks, Formation
Description
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 열피로균열형성장치의 가열유닛 구성을 도시한 부분 사시도.1 is a partial perspective view showing the configuration of the heating unit of the thermal fatigue crack forming apparatus according to an embodiment of the present invention.
도 2는 본 발명의 열피로균열형성장치에 이용되는 관형 시편의 양단을 구속시키는 구성을 예시한 구성도.Figure 2 is a block diagram illustrating a configuration for restraining both ends of the tubular specimen used in the thermal fatigue crack forming apparatus of the present invention.
도 3은 본 발명의 열피로균열형성장치를 개념적으로 도시한 구성도.3 is a block diagram conceptually showing a thermal fatigue crack forming apparatus of the present invention.
도 4는 도 3의 B-B선을 따라 취한 관형시편의 균열부위를 파단하여 촬영한 배관의 단면을 나타내는 사진. 4 is a photograph showing a cross section of a pipe taken by breaking a cracked portion of the tubular specimen taken along the line B-B of FIG.
도 5는 도 4의 균열 촬영사진을 이미지화한 도면.FIG. 5 is a view illustrating an image of a crack photograph of FIG. 4.
도 6은 관형시편의 85°~110°부위의 균열을 촬영한 사진. Figure 6 is a photograph of the cracks of 85 ° ~ 110 ° region of the tubular specimen.
도 7은 도6의 (b)의 균열부위를 위치별로 촬영한 사진이다.FIG. 7 is a photograph of the cracked portion of FIG.
* 도면의 주요 부분에 대한 부호의 간단한 설명 *Brief description of symbols for the main parts of the drawings
10 : 관형 시편 20 : 가열유닛10: tubular specimen 20: heating unit
30 : 냉각유닛30: cooling unit
본 발명은 비파괴검사의 기량검증을 위해 시편에 열피로균열을 형성하는 장치 및 방법에 관한 것이다. The present invention relates to an apparatus and method for forming a thermal fatigue crack in a specimen for verification of nondestructive testing.
주지된 바와 같이, 가동중인 원자력발전소(이하 원전)의 안전성등급 기기는 기기의 건전성 및 발전소의 안정성 확보를 위하여 기기의 재질, 형상 및 예상되는 결함 등을 고려한 비파괴검사법을 적용하여 검사주기에 따라 검사를 실시하고 있다.As is well known, safety class devices of nuclear power plants in operation (hereinafter referred to as nuclear power plants) are inspected according to the inspection cycle by applying a non-destructive test method that considers the material, shape and expected defects of the equipment to ensure the integrity of the equipment and the stability of the power plant. Is being carried out.
이러한 가동 중인 원전의 검사는 접근가능성이 제한적이고, 수명 예측 및 기기의 안전성 평가에 중요한 결과를 제공하므로 결함탐지능력이 실증되고 높은 신뢰도를 가지는 비파괴검사방법의 적용이 요구된다. 특히, 초음파탐상검사법(이하 UT)과 와전류탐상검사법(이하 RCT)의 결함탐지능력에 대한 실증은 현재까지는 기계가공법을 사용한 모의시편을 사용하여 왔으나, 실제 결함의 탐지능력에 의구심을 일으킨 많은 사례가 발생되었다.Since the inspection of these nuclear power plants has limited accessibility and provides important results for life prediction and safety evaluation of the equipment, it is necessary to apply a non-destructive testing method that demonstrates defect detection capability and has high reliability. In particular, the demonstration of the defect detection capability of the ultrasonic test method (UT) and the eddy current test method (RCT) has been used to simulate specimens using machining methods, but many cases have raised doubts about the detection capability of actual defects. Occurred.
이에 따라 미국은 2000년도부터 원전기기에 예상되는 실제결함을 실현한 모의시편을 사용하여 원전기기에 적용되는 비파괴검사의 결함탐지능력을 검증하도록 기량검증(Performance Demonstration)을 제도화하여 적용하였고, 우리나라도 2003년부터 UT 및 ECT 기량검증을 적용하기 위하여 규제기관과 원전소유주를 중심으로 '한국형 기량검증 시스템'을 개발하고 있다.As a result, the United States institutionalized and applied the Performance Demonstration to verify the defect detection capability of nondestructive testing applied to the original electric machine using simulated specimens that realized the actual defects expected in the original electric machine since 2000. Since 2003, to apply UT and ECT skills verification, we have been developing a 'Korea skills verification system' centered on regulators and nuclear power owners.
원전에 적용되는 기술수준(ASME Section XI, Appendix Ⅶ)에서 요구되고 있는 비파괴실증시편에는 형상결함(geometrical defects), 삽입결함(implants), 용접 응고결함(weld solidfication cracks), 용융부족(lack of fusion), 기계적 피로균열(Mechanical fatigue crack), 인공결함(EDM notch and holes), 열피로균열(thermal fatigue crack), 입계부식균열(intergranular corrosion cracking; IGSCC) 등이 포함되어야 한다.Non-destructive test specimens required by the technical level applied in nuclear power plants (ASME Section XI, Appendix 에는) include geometrical defects, implant defects, weld solidfication cracks and lack of fusion. ), Mechanical fatigue cracks, EDM notch and holes, thermal fatigue cracks, intergranular corrosion cracking (IGSCC).
이 중에서, 시편에 열피로균열을 형성하기 위한 방식으로는 다음의 3가지 방법이 있었다. Among these, there were three methods for forming thermal fatigue cracks in the specimen.
첫째, 시편을 오토클레이브(autoclave)에 장착한 후에 적절한 인장 또는 압축응력을 가한 상태에서 고온 및 저온(high/low temperature)으로 반복하여 가열함으로써 균열을 형성하는 방식,Firstly, cracks are formed by repeatedly heating the specimens at high and low temperatures with appropriate tensile or compressive stress after mounting them in an autoclave,
둘째, 일정 온도를 유지하면서 인장과 압축응력을 반복적으로 가하여 균열을 형성하는 방식,Secondly, a method of forming cracks by repeatedly applying tensile and compressive stresses while maintaining a constant temperature;
세째, 시편에 기계적인 하중없이 반복적인 온도 변화만으로 균열을 형성하는 방식 등이 있다. Third, there is a method of forming cracks only by repeated temperature changes without mechanical load on the specimen.
하지만, 이러한 종래의 열피로균열 형성방식에 의해 제작된 시편은 실제 가동중인 원전 또는 장치산업의 설비에서 발생하는 열피로균열의 특성과는 많은 부분에서 차이가 발생함에 따라, 비파괴검사의 기량검증에 대한 실효성을 확실하게 보장할 수 없는 단점이 있었다. However, the specimen produced by the conventional thermal fatigue crack formation method is different from the characteristics of the thermal fatigue crack generated in the facilities of the nuclear power plant or the equipment industry in actual operation, so that the test for non-destructive testing There was a disadvantage that can not guarantee the effectiveness of.
본 발명은 상기와 같은 감안하여 안출한 것으로, 실제 가동 중인 원전 또는 장치산업의 설비에서 발생하는 열피로균열의 특성과 유사한 열피로균열을 시편에 형성함으로써 비파괴검사의 기량검증에 대한 실효성을 보장할 수 있는 열피로균열형성장치를 제공하는 데 그 목적이 있다. The present invention has been made in view of the above, by forming a thermal fatigue crack similar to the characteristics of the thermal fatigue crack generated in the actual operation of the nuclear power plant or equipment industry facilities to ensure the effectiveness of the non-destructive testing skills verification The purpose is to provide a thermal fatigue crack forming apparatus that can be.
상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 열피로균열형성장치는, The thermal fatigue crack forming apparatus of the present invention for achieving the above object,
관형 시편(test piece made of pipe)의 일측 외주면에 원주방향으로 부착된 전도부재, 및 상기 전도부재에 인접하여 배치된 유도가열코일을 구비한 가열유닛; A heating unit having a conductive member circumferentially attached to one outer circumferential surface of a test piece made of pipe, and an induction heating coil disposed adjacent to the conductive member;
냉각수 저장원으로부터 관형 시편의 내경면에 냉각수를 강제로 주입하는 냉각수펌프 및 냉각수 호스를 구비한 냉각유닛; 및 A cooling unit having a cooling water pump and a cooling water hose for forcibly injecting cooling water into the inner diameter surface of the tubular specimen from the cooling water storage source; And
상기 가열유닛 및 냉각유닛의 작동을 제어하는 제어유닛;을 포함한다. It includes; a control unit for controlling the operation of the heating unit and the cooling unit.
상기 관형 시편의 내경면에는 다수의 노치가 형성될 수 있다. A plurality of notches may be formed on the inner diameter surface of the tubular specimen.
상기 관형 시편의 양단부에는 플랜지가 각각 구비될 수 있다. Flanges may be provided at both ends of the tubular specimen, respectively.
이하, 본 발명의 바람직한 실시예를 첨부된 도면을 참조하여 상세히 설명한다. Hereinafter, exemplary embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
도 1 내지 도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 열피로균열형성장치를 도시한 도면이다. 1 to 3 is a view showing a thermal fatigue crack forming apparatus according to an embodiment of the present invention.
도시된 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 열피로균열형성장치는 관형상으로 이루어진 시편(10, 이하 '관형 시편'이라 함)의 일측 외주면에 열을 인가하 는 가열유닛(20) 및 관형 시편(10)의 내경면(12)을 강제 냉각시키는 냉각유닛(30)을 포함한다. As shown, the thermal fatigue crack forming apparatus according to an embodiment of the present invention is a
가열유닛(20)은 관형 시편(10)의 일측 외주면에 소정의 열을 인가함으로써 관형 시편(10)의 열피로균열 형성에 요구되는 열응력의 인가환경을 조성한다. The
관형 시편(10)은 예컨대, STS 304, STS 316, STS 321, STS 347, STS 308, STS 309, Inconel 600, Inconel 690, Inconel 800, Inconel X750, Inconel 718 등과 같이 실제 원전 또는 장치산업의 배관에 이용되는 재질이 이용될 수 있다. The
가열유닛(20)은 관형 시편(10)의 일측 외주면에 원주방향으로 부착된 자성체 재질의 전도부재(21) 및 이 전도부재(21)에 이격된 유도코일(22)을 구비한다. The
유도코일(22)에는 외부의 고주파전류 공급부가 접속되고, 고주파전류 공급부로부터 유도코일(22)에 고주파전류가 인가되면, 유도코일(22)에는 고주파 자장이 형성되고, 이 고주파 자기장에 의해 유도코일(22)과 인접하는 전도부재(21) 측에는 와전류(맴돌이전류)의 손실이나 히스테리시스 손실에 의해 발열하여 전도부재(21)가 부착된 관형 시편(10)의 일측 외주면은 소정 온도로 가열이 이루어진다. An external high frequency current supply unit is connected to the
한편, 상기 관형 시편(10)의 내경면에는 선반가공 등을 통해 다수의 노치(notch)가 형성될 수 있고, 이렇게 관형 시편(10)의 내경면에 다수의 노치가 형성된 경우에는 노치가 없는 경우보다 그 열피로균열의 형성시간을 단축시킬 수 있다. On the other hand, a plurality of notches (notch) may be formed on the inner diameter surface of the
한편, 관형 시편(10)은 그 일측 외주면에 가열유닛(20)에 의해 열응력이 인가되는 상태에서 그 외부 변형을 최소화하도록 그 양단이 구속될 필요가 있다. On the other hand, the
본 발명은 관형 시편(10)의 양단을 구속시키기 위하여 도 2에 도시된 바와 같이, 관형 시편(10)의 양단부에 플랜지(15)를 더 구비함으로써 관형 시편(10)의 구속을 보다 용이하게 할 수 있다. As illustrated in FIG. 2, the present invention further includes
즉, 관형 시편(10)의 플랜지(15)에 일정한 외력을 가할 수 있고, 특히 플랜지(15)측에 도 2에 도시된 바와 같이 반복적인 인장 및 압축 응력(A)을 인가할 수 있을 것이다. That is, it is possible to apply a constant external force to the
이러한 플랜지(15)를 기계적으로 체결하거나 또는 유압 내지 공압기구 등을 이용하여 체결함으로써 관형 시편(10)의 양단을 구속할 수 있을 것이다. By fastening the
냉각유닛(30)은 관형 시편(10)의 내경면에 냉각수를 강제로 유입시킴으로써 관형 시편(10)의 열피로균열 형성에 요구되는 냉각 환경을 조성한다. The
도 3에 도시된 바와 같이, 본 발명의 냉각유닛(30)은 냉각수가 저장된 냉각수 저장탱크(33), 상기 냉각수 저장탱크(33)의 냉각수를 관형 시편(10)의 내경면으로 공급하는 냉각수 펌프(32), 및 상기 냉각수 저장탱크(33) 및 냉각수 펌프(32)에 연통되어 관형 시편(10)의 내경면과 소통하는 냉각수 호스(31)를 포함하고, 냉각수 호수(31)는 관형 시편(10)의 플랜지(15)측에 패킹 등을 매개로 밀봉적으로 연결될 수 있다. As shown in Figure 3, the
특히, 본 발명은 냉각유닛(30)에 의해 관형 시편(10)의 내경면에 냉각수를 직접 유입시킴으로써 관형 시편(10)의 내경면을 흐르는 유체의 온도차이에 의해 형성되는 열성층과 유사한 형태의 경계면을 형성하고, 이때 발생하는 열응력(인장 또는 압축응력)을 이용하여 실제 가동중인 원전 또는 장치산업의 배관에서 발생하는 열피로균열과 유사한 열피로균열을 형성할 수 잇따. In particular, the present invention is a type similar to the thermal layer formed by the temperature difference of the fluid flowing through the inner diameter surface of the
그리고, 본 발명은 가열유닛(20) 및 냉각유닛(30)의 작동을 제어하는 제어유닛(40)을 구비하고, 이 제어유닛(40)은 가열유닛(20)의 가열온도, 가열주기 등과 같은 제어조건 및 냉각유닛(30)의 냉각수량, 냉각주기 등과 같은 제어조건 등을 적절히 조절한다. And, the present invention is provided with a
이상과 같이 구성된 본 발명의 작동관계를 도 3을 참조하여 다음과 같이 설명한다. The operation relationship of the present invention configured as described above is described as follows with reference to FIG.
도 3에 도시된 바와 같이, 관형 시편(10)의 양단 플랜지(15)가 구속된 상태에서, 가열유닛(20)에 의해 고주파유도가열을 관형 시편(10)의 외주면에 인가하여 관형 시편(10)의 외주면에 소정의 고주파유도가열을 수행한 후에 냉각유닛(30)에 의해 관형 시편(10)의 내경면을 냉각시키는 과정을 반복함으로써 실제 배관에서 발생한 열균열과 유사한 열피로균열을 구현할 수 있다. As shown in FIG. 3, in a state where the
(실험예)Experimental Example
본 실험예에 이용된 시편은 원전의 구조재로 널리 이용되는 STS 304(O.D : 89mm, t : 7.7mm, 항복강도 : 41.8 kg/mm2)를 적용하였다. The specimen used in this test example was applied to STS 304 (OD: 89mm, t: 7.7mm, yield strength: 41.8 kg / mm 2 ) widely used as a structural material of nuclear power plants.
이 시편은 길이(ℓ)를 500mm로 하였으며, 균열이 발생하는 위치를 제어하기 위해 인위적인 노치를 시편의 원주방향 55°위치에서 깊이 0.5mm로 선반가공 하였다. The specimen had a length of 500 mm, and an artificial notch was turned to a depth of 0.5 mm at a 55 ° circumferential position of the specimen to control the location of cracking.
열피로 균열의 전파 속도 및 전파 양상을 파악하기 위하여 관형 시편에 2분 40초 동안의 유도가열 및 20초간의 냉각을 25,000회 반복한 후에 균열의 형성 부위를 30° 간격으로 절단 후 액체 질소로 냉각하여 압축 시험기를 이용하여 균열부위를 파단하여 파단면을 광학 현미경과 주사전자현미경(SEM)을 이용하여 관찰하였다. 도 4에는 도 3의 B-B선을 따라 취한 균열부위를 파단한 후 촬영한 배관의 단면을 나타내었고, 도 5에서는 사진 상으로 명확히 확인되지 않은 균열 단면을 이미지화한 후 CAD 프로그램을 이용하여 깊이를 측정하여 이미지화한 배관 단면을 나타내었다. 열피로 균열은 관형 시편의 55°~270°(배관 상부를 중심으로는 75°~ 295°) 위치에서 시편의 내부로 진전하였으며, 90°~240° 부분에서는 거의 동일한 깊이로 균열이 형성되었다. 이는 시편의 90°~240° 영역이 열피로 주기 중 발생하는 온도 구배의 영향으로 보이며, 아래의 표 1의 단면부 온도 분포와 매우 유사함을 확인할 수 있었다. In order to understand the propagation rate and propagation pattern of thermal fatigue crack, 25,000 cycles of induction heating for 20 minutes and cooling for 20 seconds were repeated on the tubular specimen, and then the cracks were cut at 30 ° intervals and cooled with liquid nitrogen. The fracture site was broken using a compression tester, and the fracture surface was observed using an optical microscope and a scanning electron microscope (SEM). 4 is a cross-sectional view of a pipe taken after breaking a crack taken along the line BB of FIG. 3, and in FIG. 5, a depth is measured using a CAD program after imaging a crack cross section not clearly identified in the photograph. The pipe cross section imaged is shown. The thermal fatigue crack developed into the specimen at 55 ° to 270 ° of the tubular specimen (75 ° to 295 ° centered on the top of the pipe), and cracks were formed at approximately the same depth at 90 ° to 240 °. This seems to be due to the temperature gradient generated during the thermal fatigue cycle in the 90 ° ~ 240 ° region of the specimen, it can be seen that very similar to the temperature distribution of the cross section of Table 1 below.
아래의 표 1은 종래의 기계가공 대비 시편을 사용하여 측정한 초음파 탐상결과(종래의 대조군)과, 실제 배관에 발생한 크랙의 깊이(실제군)를 배관의 원주방향 30°간격으로 비교한 결과표이다. Table 1 below is a result table comparing the ultrasonic flaw detection results (conventional control) measured with the specimen compared to the conventional machining and the depth of crack (actual group) generated in the actual pipe at intervals of 30 ° in the circumferential direction of the pipe. .
(표 1)Table 1
한편, 상기의 표 1에서 실제 배관의 상부는 가열 온도가 일정 수준으로 유지되고 있기 때문에 지속적인 압축응력 상태이나, 하부의 경우는 가열로 인해 팽창과 수축을 반복하지만 배관 상부만큼 팽창하지는 못하기 때문에 인장 응력 구배가 반복되는 것으로 생각할 수 있다. 따라서 열피로 균열은 배관 하부에서 온도 분포가 동일한 선상을 따라서 거의 동시에 생성되어 진전하는 것으로 보이나, 관통 크랙이 발생한 70°~90° 영역의 경우는 유도코일의 인입부로 상대적으로 주위보다 온도 구배가 커 응력 구배 또한 컸으며 이로 인해, 균열 진전 속도가 다소 빨랐던 것으로 추정된다. On the other hand, in Table 1, the upper part of the actual pipe is in a constant compressive stress state because the heating temperature is maintained at a constant level, but in the case of the lower part, the expansion and contraction is repeated due to heating, but the tension is not expanded as the upper part of the pipe. It can be considered that the stress gradient is repeated. Therefore, thermal fatigue cracks seem to be generated and developed almost simultaneously along the same line of the same temperature distribution in the lower part of the pipe, but in the case of the 70 ° ~ 90 ° region where the through crack occurred, the inlet of the induction coil has a larger temperature gradient than the surroundings. The stress gradient was also large, which presumably caused the crack propagation rate to be somewhat faster.
그리고, 상기의 표 1에서 보인 것과 같이 종래의 기계가공 대비 시편을 이용하여 초음파 탐상을 수행한 결과는 균열의 초기 깊이를 예상하지 못하고 균열의 형태가 실제 배관에서 발생한 열피로 균열과는 상이한 결과를 나타내어 실제 배관의 크랙 깊이를 신뢰성 있게 평가하지 못하는 것으로 보인다. And, as shown in Table 1 above, the results of ultrasonic flaw detection using specimens compared to conventional machining do not predict the initial depth of cracks, and the shape of cracks is different from the thermal fatigue cracks generated in actual piping. It seems that the crack depth of the actual pipe cannot be reliably evaluated.
도 6(b)는 본 발명에 따른 관형 시편에서 85°~110° 사이의 크랙부를 나타 낸 것으로, 도 6(a)는 도 6(b)의 왼쪽에 해당하는 단면 즉, 85°부위의 단면을 나타내며, 도 6(c)는 도 6(b)의 오른쪽에서 바라본 단면 즉, 110°부위의 단면을 나타내고 있다. Figure 6 (b) shows a crack between 85 ° ~ 110 ° in the tubular specimen according to the present invention, Figure 6 (a) is a cross section corresponding to the left side of Figure 6 (b), that is, the cross section of 85 ° Fig. 6 (c) shows a cross section viewed from the right side of Fig. 6 (b), that is, a cross section of 110 ° portion.
도 6(a)에 나타난 바와 같이 관형 시편의 85°부위의 단면에서 크랙이 시편의 외표면까지 전파되어 관통된 것을 확인할 수 있었으며, 도 6(c)에 나타난 바와 같이 관형 시편의 110°부위의 단면에서 3.2mm의 깊이로 크랙이 성장한 것을 확인할 수 있었다. 액화질소를 이용하여 파단한 크랙부위는 소정변형없이 파단되어 매우 깨끗한 파단면을 가지나, 금속을 고온으로 가열하였을 때 표면에 형성되는 산화물층인 스케일(scale)이 형성되어 그 표면이 적갈색으로 심하게 오염되어 있는 상태이다. 도 6(d)는 도 6(c)의 크랙부위를 찍은 광학사진으로 크랙이 시작된 노치부위는 쐐기 형태를 이루면서 폭이 150㎛ 가량으로 상대적으로 넓은 편이나 크랙의 첨단부에서는 수 ㎛로 그 폭이 급격히 감소하고 있다. 이는 배관 열피로 크랙 제조 시험시 발생하는 응력구배와 관계를 가지는 것으로 배관 상부에 발생하는 압축응력과 냉각시 배관 하부에 발생하는 인장응력의 영향으로 전단형의 균열 내지 미끄럼이 초기에 발생하고, 최종적으로 개구형의 안정 성장으로 이행하여 스트라이에이션(striation)을 형성하면서 성장한 후, 취성 내지 연성파괴를 교차시키면서 급속 파단에 이른 것으로 보인다. As shown in FIG. 6 (a), it was confirmed that the crack propagated through the outer surface of the specimen in the cross section of the 85 ° portion of the tubular specimen, and as shown in FIG. 6 (c), the 110 ° portion of the tubular specimen. It was confirmed that the crack grew to a depth of 3.2 mm in the cross section. The cracked part that is broken by using liquid nitrogen breaks without any deformation and has a very clean fracture surface, but a scale, which is an oxide layer formed on the surface when the metal is heated to a high temperature, is severely contaminated with reddish brown. It is in a state. Fig. 6 (d) is an optical photograph of the crack portion of Fig. 6 (c). The notch portion in which the crack is started has a wedge shape and has a width of about 150 μm, but is relatively wide at several μm at the tip of the crack. This is rapidly decreasing. This is related to the stress gradient generated during the pipe fatigue fatigue test. The shear type crack or slip is initially generated due to the influence of the compressive stress occurring at the upper part of the pipe and the tensile stress occurring at the lower part of the pipe during cooling. It appears that the growth is achieved by transitioning to the stable growth of the opening type, forming a striation, and then rapidly breaking while brittle to soft fracture is crossed.
도 7은 도 6(b)의 파괴면을 주사전자현미경(SEM)으로 관찰한 것으로 균열이 균열면을 따라 전파할 때 반복하중에 의한 균열면의 여닫힘에 따라 생성된 피로파면 특유의 스트라이에이션의 전형적인 형태를 관찰할 수 있다. 스트라이에이션은 균열이 사이클마다 진전한 흔적을 나타내며, 국부적으로는 균열의 전파 방향과 속도를 확인하는 데 사용 할 수 있다. 스트라이에이션이 가장 선명하게 확인되는 도 7(a)를 분석한 결과, 균열의 전파 속도가 빠른 곳에서는 약 1㎛/cycle 이상의 전파속도가 관찰되기도 하였으나 대부분의 경우에는 도 7(c)와 같이 그 간격이 매우 밀하여 이 속도에 크게 못 미치는 것으로 보인다. FIG. 7 shows the fracture surface of FIG. 6 (b) with a scanning electron microscope (SEM), wherein the fatigue wave-specific striation generated by the opening and closing of the crack surface by repeated loading when the crack propagates along the crack surface is shown. A typical form of can be observed. The striation shows the cracks progressing every cycle and can be used locally to determine the direction and speed of crack propagation. As a result of analyzing FIG. 7 (a), where the striation is most clearly identified, a propagation speed of about 1 µm / cycle or more was observed in a place where the crack propagation speed was high, but in most cases, as shown in FIG. The spacing is so tight that it appears to be far below this speed.
상기와 같은 본 발명은, 실제 가동 중인 원전 또는 장치산업의 설비에서 발생하는 열피로균열의 특성과 유사한 열피로균열을 시편에 형성함으로써 비파괴검사의 기량검증에 대한 실효성을 보장할 수 있는 장점이 있다. The present invention as described above, there is an advantage to ensure the effectiveness of the non-destructive testing skills verification by forming a thermal fatigue crack in the specimen similar to the characteristics of the thermal fatigue crack generated in the actual operation of the nuclear power plant or equipment industry .
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