KR101447012B1

KR101447012B1 - 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법 및 그 금속구조재의 잔여수명 평가방법

Info

Publication number: KR101447012B1
Application number: KR1020130072273A
Authority: KR
Inventors: 김영석; 김성수; 김대환
Original assignee: 한국원자력연구원
Priority date: 2012-06-22
Filing date: 2013-06-24
Publication date: 2014-10-07
Also published as: WO2013191521A1; US20160161395A1; EP2841917A1; EP2841917A4; EP2841917B1; JP2015524060A; US9562843B2; KR20140000650A; JP5931283B2

Abstract

본 발명은 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법 및 금속구조재의 잔여수명 평가방법에 관한 것으로, 가동중인 원전용 금속합금 구조재에 있어서 합금 원자의 배열 규칙화(ordering)에 따른 물성 변화를 측정하여 금속합금 구조재의 응력부식균열에 관한 평가방법에 관한 것이다.
측정 대상 물성은 경도, 전기 비저항 및 열전도도로 이루어지는 군에서 선택되는 하나 이상이다.

Description

금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법 및 그 금속구조재의 잔여수명 평가방법{The method of non-destructive evaluation on intergranular stress corrosion cracking in structural components made of metal alloys and the method for lifetime evaluation of the structural components}

본 발명은 금속합금 구조재, 구체적으로는 원전용 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법 및 그 금속구조재의 잔여수명 평가방법에 관한 것이다.

원자력발전소의 구조재료 중 냉각재와 접촉하는 모든 구조물은 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금으로 만들어진 부품이다. 예를 들면, 모든 냉각재 배관, 노심배럴, 배풀포머볼트(baffle former bolt) 등은 모두 철(Fe)을 기반으로 하는 철계 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금, 예를 들면, 300계열의 오스테나이트 스테인리스강 소재이다. 이처럼 냉각재와 접촉하는 모든 구조물이 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금으로 만들어진 것은 이들 오스테나이트 합금의 우수한 부식저항성 때문이다.

그럼에도 불구하고 원자력발전소의 운전기간이 20년 이상으로 길어지면서 우수한 내부식성을 가질 것으로 예측했던 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금은 냉각재 환경조건에서 입계를 따라 균열이 우선적으로 성장하는 입계균열 (intergranular cracking)에 매우 취약하다는 것이 전 세계 원자력산업에서 잘 알려져 있다. 이처럼 입계균열이 일차수 환경 조건에서 일어나면 일차수 응력부식균열(primary water stress corrosion cracking, PWSCC) 또는 입계 응력부식균열(intergranular stress corrosion cracking)이라 부르고, 중성자 조사환경 조건에서 일어나면 조사 유기 응력부식균열(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC)이라 부르기도 하지만, 이를 총칭하여 입계균열이라고 한다. 특히 전 세계 원자력산업이 원자력발전소의 운전 수명을 40년에서 60년 또는 그 이상으로 증가함에 따라, 원자력발전소 경년열화 (aging) 관리가 원자력발전소 수명 연장시 안전성 확보 차원에서 매우 중요하다. 원자력발전소의 경년열화 관리 (aging management) 관점에서 핵심기술은 발전소 구조물 중 냉각재와 접촉하는 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 부품이 입계균열로 손상되는 것에 대한 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 부품의 입계균열 관리이다.

현재까지는 이들 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 부품의 입계균열 기구(mechanism)를 명확히 규명하지 못한 상태이기 때문에 능동적 또는 수동적으로 입계균열을 관리할 수 있는 기술은 전무한 실정이다. 따라서, 원자력산업계에서는 입계균열을 관리하기 보다는 관통된 입계균열로 냉각수의 누수가 발생하면 손상된 부위를 용접(overlay welding)하여 보수하는 보수 기술 개발에 주력하고 있다. 더욱 우수한 대안으로 관통균열로 성장하기 전에 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 구조물에서 입계균열 존재여부를 감시할 수 있는 방법을 찾고 있지만, 문제는 입계균열이 너무 미세하여 통상의 비파괴 평가방법으로 미세한 입계균열 존재 여부를 신뢰성 있게 확인할 수 없다는 것이다. 요약하면 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 구조물의 입계균열을 비파괴적으로 평가할 수 있는 기술이 원자력발전소의 경년열화(aged degradation) 관리에 요구되는 핵심기술이지만, 여기에 집중적인 연구비를 투입하고 있음에도 지금까지 만족할 만한 기술이 없는 실정이다.

최근 본 발명자들은 원전구조물 소재의 하나인 오스테나이트 316 스테인리스강은 원전 가동 조건에서 격자수축이 일어나며, 격자수축의 원인은 단범위규칙 (short range ordering)이라는 것을 가설을 제시하였다 (Young Suk Kim et al., Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Jeju Korea, 2010, pp. 1079-1080.)

이에, 본 발명자들은 원전 가동 중 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 내부에서 SRO가 형성되는 지를 확인하고 SRO로 인한 격자수축이 응력부식균열의 원인이 될 것이라는 가설을 세운 후, SRO로 인하여 발생하는 금속합금 구조재의 물성의 변화를 측정하여 원전용 금속합금 구조재의 응력부식균열을 비파괴적 방법으로 평가, 즉 응력부식균열 여부의 존재 및 그 정도를 평가하고, 이 평가방법을 이용해 원전용 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가할 수 있는 방법을 찾아내고자 하였다.

본 발명의 목적은 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법을 제공하는 데 있다.

본 발명의 다른 목적은 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 예상 수명을 평가할 수 있는 방법을 제공하는 데 있다.

본 발명은 상기 목적을 해결하기 위하여 다음과 같은 수단을 제공한다.

본 발명은 금속합금 구조재에 있어서 합금 원자의 배열 규칙화(ordering)에 따른 물성 변화를 측정하는 단계를 포함하는 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법을 제공한다.

또한, 본 발명은 금속합금 구조재에 있어서 합금 원자의 배열 규칙화(ordering)에 따른 물성 변화를 측정하는 단계 (단계 1); 및

상기 단계 1에서 측정된 물성변화를 분석하여, 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가하는 단계(단계 2)를 포함하는 금속합금 구조재의 예상 수명을 평가하는 방법을 제공한다.

본 발명에 따른 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 평가방법은 종래 방법으로는 실현 불가능하였던 가동중인 원전에 사용되는 금속합금 구조재에 발생할 수 있는 미세한 입계균열 또는 응력부식균열이 발생하였는지 및 발생한 입계균열의 정도를 비파괴적으로 평가할 수 있게 한다.

나아가서 평가를 통하여서 가동중에 있는 원전에 사용되고 있는 금속합금 구조재의 잔여수명을 예상 평가할 수도 있다.

이러한 비파괴적 평가방법 및 잔여수명 평가를 통하여 원자력 발전소의 수명 연장시 안정성을 확보할 수 있으므로, 원전용 금속합금 구조재의 관리에 유용하게 이용할 수 있다.

도 1은 용체화처리된 316L 스테인리스강을 400 ℃에서 960 시간 동안 시효된 시편에서 SRO 상을 원자침 분석기(atom probe tomography, APT)로 분석한 결과이고;
도 2는 316L 스테인리스강을 1100 ℃ 에서 1 시간 동안 용체화처리하고 수냉한 후 40%로 냉간가공하여 400 ℃에서 시효 열처리한 시편을 시효 시간에 따라 중성자 회절분석한 결과를 나타낸 그래프이고;
도 3은 논바닥의 물이 증발하면서 진흙이 수축하여 논바닥에 균열이 발생한 것을 나타낸 사진이고;
도 4는 Fe₃Ni 조성의 잉곳을 진공유도로에서 제조하고 열간압연으로 판상으로 제조한 후 최종열처리로 판상의 Fe₃Ni 합금을 1050 ℃에서 1시간 동안 용체화처리한 후 수냉한 시편(a) 및 노냉한 시편(b)의 파면을 나타낸 주사전자현미경(SEM) 사진이고;
도 5는 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400 ℃에서 시효 시간에 따른 경도변화를 나타낸 그래프이고;
도 6은 1차수 환경을 모사한 360℃ 물에서 측정한 316L 스테인리스강의 경도에 따른 입계균열 성장속도를 나타내는 그래프이고;
도7은 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400℃ 시효 시간에 따른 전기 비저항값의 변화를 나타낸 그래프이고;
도8은 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400℃ 시효 시간에 따른 상온 열전도도의 변화를 나타낸 그래프이다.

이하, 본 발명에 대해 상세히 설명한다.

본 발명의 제1목적은 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법을 제공하는 데 있으며, 그 해결수단으로서 본 발명은 금속합금 구조재에 있어서 합금 원자의 배열 규칙화(ordering)에 따른 물성 변화를 측정하는 단계를 포함하는 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 비파괴적 평가방법을 제공하는 데 있다.

본 발명에 따른 방법은 전 산업 분야에서 사용되는 금속합금으로 된 구조재의 응력부식균열과 같은 열화 평가에 사용될 수 있으며, 보다 구체적으로는 원전 가동 조건에서 열화되는 원전용 금속합금 구조재의 응력부식균열을 비파괴적으로 평가하는 방법에 이용될 수 있다.

원전용 금속합금 구조재는 일반적으로 Fe-Cr-Ni 합금, 더욱 상세하게는 300계열의 오스테나이트 스테인리스강으로 제조되며, 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금은 철 베이스 합금이든 니켈 베이스 합금이든 모든 첨가 원자가 면심입방(face-centered cubic) 구조를 이루면서 고용체를 형성한다. 한편, 상기 오스테나이트 스테인레스강은 원전용 뿐만 아니라, 철도차량, 건축물 외장재, 자동차 볼트나 너트, 열교환기, 반응 용기, 각종 플랜트 구조재 등을 포함하는 다양한 산업분야에서 널리 사용되고 있다.

철계 베이스이든 니켈계 베이스 합금이든 면심입방중심 구조에 Fe, Cr 및 Ni 원자들이 혼재하면서 만들 수 있는 구조는 세가지 경우가 있을 수 있다.

첫째는, Fe, Cr 및 Ni 원자들이 일정한 규칙성을 갖고 혼재되어 있는 장범위규칙(long-range ordering, 이하 "LRO")을 만들거나, 둘째는 원자들이 완전히 무질서하게 배열된 무질서구조 (disordering, 이하 "DO"), 또는 세 번째로 LRO도 아니고 DO도 아닌 중간구조인 단범위규칙(short-range ordering, 이하 "SRO")을 만드는 경우이다. 에너지 관점에서 가장 안정한 구조는 세번째인 SRO이므로 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금은 SRO 구조를 갖지만, 충분한 열에너지 및 기계적 에너지를 가하면 SRO를 갖는 구조는 점차 장범위규칙(LRO) 구조로 상변태한다. 그러나 온도를 임계온도 이상으로 올리면 원자의 운동에너지가 매우 커져 장범위규칙이 깨지면서 원자의 배열이 완전히 무질서해지는 불규칙(disordering, 이하 "DO") 상태로 변태된다.

오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금을 950 ℃이상에서 고온 용체화 처리 후에 수냉시키는 공정을 수행하면 용체화처리 온도가 규칙-불규칙(order-disorder) 상전이 온도보다 높기 때문에 모든 수냉한 Fe-Cr-Ni 합금은 모두 DO 구조로 변화한다. DO 구조의 수냉합금은 고온/고압의 가압경수로 운전 조건(300-350℃, 15MPa)에서 가동되면서 원자의 규칙화가 일어나 점차 DO 구조에서 SRO 구조로 전이된다. 이처럼 SRO 구조가 형성되면 이종원자가 서로 만나게 되고 이종원자 간에 작용하는 인력(attractive force) 때문에 격자(lattice)는 수축하고, 경도는 증가하며, 전기저항은 감소하게 된다 (A. Marucco, Materials Science and Engineering, A189, 1994, 267-276).

대표적인 오스테나이트 Fe-Cr-Ni계 합금 중 하나이며 원전구조물 소재의 하나인 316L 스테인리스강에서도 원전 가동 중에 SRO로 인한 격자수축이 일어난다 (Young Suk Kim et al., Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Jeju Korea, 2010, pp. 1079-1080).

실험예 1 <원전 가동조건에서 SRO 형성 여부 확인>

원전용 금속 구조재의 응력 부식 균열을 비파괴적으로 평가하기 위해 원전 가동 환경에서 발생할 수 있는 조직 변화와 유사한 변화를 가속적으로 구현하기 위해 316L 스테인리스강을 1100 ℃에서 1시간동안 용체화처리 및 수냉 한 후에 400 ℃에서 시효 열처리하여 SRO상인 (Fe,Cr)₃Ni 상이 316L 스테인리스강에 형성되는 지 여부를 원자침분석기 (atom probe tomography)로 분석하였다. 도 1에 나타낸 바와 같이, 400 ℃에서 960 시간 시효처리 된 316L 스테인리스강에서 (Fe,Cr)₃Ni 조성의 SRO 수 십개가 형성되었다. 도 1의 결과는 원전 구조재료가 가동 중에 SRO상을 형성한다는 것을 보여주는 최초의 결과이다. 이처럼 DO 구조에서 SRO로 변태되면 원전 구조재료의 기계적 및 물성 특성이 변화되면서 원전 구조재료의 열화가 일어난다.

SRO는 원자 확산이 일어나야만 하므로, 가동 온도가 높을수록 그리고 가동 중에 높은 응력을 받아 재료내의 전위가 움직이면 SRO의 형성은 촉진된다. 고온, 고압의 원전 가동 조건에서 SRO 형성에 따른 원전구조재료의 열화를 평가하고자 400 ℃ 시효 시 시효시간에 따른 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강의 격자간격을 중성자 회절로 측정하고, 그 결과를 도 2에 나타내었다. 도 2에 나타낸 바와 같이, 시효 초기에는 급격한 격자수축이 발생하며, 400 ℃에서 시효시간이 20,000h 시간에 도달하면 최대 0.07%의 격자수축이 일어났다. 원전구조물 소재의 하나인 316L 스테인리스강이 300~350 ℃의 고온에서 사용되면서 균열선단 같은 국부지역에서 응력집중을 받는다는 것을 감안하면, 도 1 및 도 2에 나타낸 결과는, 원전가동 중에 316L 스테인리스강에서 SRO가 형성되며 이로 인한 격자 수축이 수반되면서 316L 스테인리스강이 열화된다는 것을 보여준다.

이처럼 SRO 형성으로 인하여 면심입방구조의 격자가 수축하면 결정립이 만나는 결정입계는 상대적으로 인장응력을 받게 되면서 입계균열이 일어난다. 이러한 물리적인 개념은 도 3에 나타낸 가뭄 때 논바닥 물이 다 증발하면서 진흙이 수축하여 논바닥이 갈라지는 현상과 동일하다. 즉, 물 증발로 진흙이 수축하여 논바닥에 균열이 생기듯이, 316L 스테인리스강과 같은 금속에서도 SRO 형성으로 금속 원자를 구성하는 단위셀 (unit cell) 크기인 격자가 수축하면 결정입계에 균열이 발생하는 것이다. 따라서 원전 가동 조건에서 형성되는 SRO가 많으면 많을수록, 격자수축은 커져 입계가 받는 인장응력은 더 커지고 원전 구조재료는 입계균열에 보다 취약해진다. 반대로 SRO가 일어나는 속도가 매우 느려 SRO가 거의 일어나지 않는다면 격자수축은 미미하기에 입계균열은 일어나지 않을 것이다. 따라서 원전 구조재료인 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열은 입계부식 또는 산화(grain boundary corrosion or oxidation)와 무관하게 일어나는 금속내부의 구조가 변화하여 일어나는 금속재료 고유의 열화현상이다.

이에 대한 실험적 증거는 아래와 같은 실험적 사실에서 찾을 수 있다. 원전의 가동온도에서 중성자 조사를 받은 304 스테인리스강을 매우 낮은 변형속도로 인장시험을 수행하면, 물이 없는 아르곤 분위기에서도 입계균열이 발생하는 것으로 나타났다 (T. Onchi, K. Dohi, N. Soneda, M. Navas, M.L. Castano, Journal of Nuclear Materials, 340 (2005) pp. 219-236).

요약하면 원전 구조재료는 가동 중에 원자구조가 DO에서 SRO로 변화되는 원자의 규칙화 현상이 일어나고, 가동시간에 길어짐에 따라 재료 내부에 형성되는 SRO 정도가 점차 증가하고, SRO를 수반하는 원자 간 거리가 축소되는 격자수축이 일어나면서 입계균열의 예민성 (intergranular cracking susceptibility)이 점차 커진다. 따라서 원전 구조재료의 입계균열 예민성 또는 열화 크기는 SRO 정도에 비례하므로, 원전구조물에서 형성되는 SRO 정도를 정량적으로 파악하면 원전구조물의 입계균열의 예민성을 알 수 있다. 원전 구조재료 내부에 형성된 SRO의 정량적 평가는 도1에 나타낸 바와 같이 원자침분석기를 사용하면 가능하지만 이러한 분석은 가동 중 원전구조재료의 파괴실험을 통해서만이 가능하고 시간도 많이 걸리는 작업이므로 가동 중인 원전 구조재료의 비파괴적 열화평가로서는 부적합하다.

한편, SRO 형성은 316L 스테인리스강을 비롯한 모든 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 소재의 기계적 또는 물적 성질을 변화시킨다. 예를 들면, SRO가 형성되면 원자간 결합력 (bond strength)이 커져 금속의 경도를 증가시키거나 또는 원자 간의 전기전도를 향상시켜 전기저항을 감소시킨다 (A. Marucco, Materials Science and Engineering, A189, 1994, 267-276).

따라서 SRO 형성으로 인한 경도 또는 전기저항 같은 물성의 변화를 추적하면 SRO의 크기를 정량적으로 그리고 비파괴적으로 평가할 수 있다.

지금까지 원전구조물의 입계균열의 생성 및 성장을 선제적으로 억제 및 감시하고자 수많은 비파괴방법을 적용하여 원전구조물에서 생성된 입계균열 존재 및 크기를 측정하고자 시도하였으나, 통상의 비파괴적 방법으로는 미세한 입계균열 존재여부를 확인하기조차 불가능하다.

이에 비해 본 발명의 비파괴적 평가방법은 도 1, 2에 제시된 결과에서처럼 가동 중 원전 금속구조재료 내부에서 SRO가 일어나고 이로 인하여 금속 구조재료의 기계적 특성 및 물성변화가 수반된다는 최초의 실험적 사실을 토대로 SRO 형성이 초래하는 원전구조물의 기계적 특성 또는 물성의 변화를 측정하면, 거꾸로 원전용 구조물의 입계균열의 예민성을 평가할 수 있다는 점을 특징으로 한다. 좀더 자세히 말하면, SRO의 형성은 316L 스테인리스강 등의 오스테나이트Fe-Cr-Ni 합금에 있어서, 격자수축을 일으킬 뿐만 아니라, 경도증가와 같은 물성의 변화를 야기하므로, 이들 물성의 변화를 추적하여 316L 스테인리스강 구조물의 입계균열 발생 여부 및 정도를 평가하는 것이다.

본 발명에 따른 금속합금 구조재의 응력부식균열을 평가하는 방법에 있어서, 가동중인 원전용 금속합금 구조재의 규칙화 과정에서 발생하는 변화하는 물성으로는 경도값, 열전도도, 전기비저항값 등이 있으며, 상기 물성을 측정함으로써 SRO 형성 정도와 이로부터 기인하는 입계균열, 즉 응력부식균열의 발생 여부 및 발생 정도를 평가할 수 있다는 점을 핵심으로 하고 있다.

상기 경도값 측정은 나노 인덴테이션 방법으로 수행될 수 있다. 아울러, 다른 물성의 측정 역시 통상의 기술자에게 잘 알려진 방법대로 수행할 수 있다.

한편, 응력부식균열의 발생 여부 및 정도에 대한 구체적인 평가는 다음과 같은 방법으로 수행할 수 있다.

예를 들어, 원전 구조물 재료 중 오스테나이트 스테인리스강의 초기 경도 값은 비커스 경도값으로 170Hv으로 가정할 때, 원전 구조 재료인 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열을 개시하는 임계 경도값이, 예를 들어 비커스 경도로 230-250Hv이고 가동 시간에 따른 오스테나이트 스테인리스강의 경도의 증가 속도를 나타내는 경험 또는 실험값이 존재하면, 관측 시점에서 측정한 임의의 구조재료의 경도값으로부터 그 원전구조재료의 입계균열 민감성과 더불어 구조재료의 수명을 평가할 수 있다.

본 발명의 또 다른 목적은 금속합금 구조재의 응력부식균열에 대한 예상 수명을 평가할 수 있는 방법을 제공하는 데 있다.

본 발명은 금속합금 구조재에 있어서 합금 원자의 배열 규칙화(ordering)에 따른 물성 변화를 측정하는 단계 (단계 1); 및

상기 단계 1에서 측정된 물성변화를 분석하여, 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가하는 단계 (단계 2)를 포함하는 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가하는 방법을 제공한다.

본 발명에 따른 금속합금 구조재의 응력부식균열로부터 금속합금 구조재의 수명 측정방법에 있어서, 단계 1은 전술한 비파괴적 평가방법에 관하여 기술한 방법으로 수행될 수 있다.

단계 2는 상기 단계 1에서 측정된 물성 변화를 분석하여, 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가하는 단계로서, 이와 같은 분석을 통하여 앞으로의 잔여 수명을 평가할 수 있다.

구체적으로, 균열 발생하기 전까지 SRO 형성 정도에 따른 물성의 변화에 관한 속도자료를 미리 확보한 후, 측정된 물성 변화 수치를 비교하여 잔여수명을 예상하는 방법으로 이루어질 수 있을 것이다.

실험예 2 <원전 가동 환경에서 발생하는 SRO 형성이 입계 균열을 일으키는지에 대한 확인>

원전 가동 환경에서 일어나는 원전 구조재료 내부에 형성되는 SRO가 도 2에 나타낸 격자수축으로 원전구조재료의 입계균열 야기하는지를 구현하고자 오스테나이트 316L 스테인리스강에서 관찰된, 도 1에 나타낸 SRO 상-(Fe,Cr)₃Ni과 동일한 합금 구조를 갖는 Fe₃Ni조성의 잉곳을 아래의 공정으로 제조하였다. 진공유도로에서 Fe₃Ni조성의 잉곳을 제조하고 열간압연으로 판상으로 제조한 후 최종열처리로 판상의 합금을 1050 ℃에서 1시간 동안 용체화처리한 후 냉각속도를 달리하여 2개의 Fe₃Ni 시편을 제작하였다. 첫째는, 용체화처리 수행 후에 수냉한 시편이고, 둘째는 용체화처리 수행 후에 노냉한 시편이다. 한편, 상기 수냉한 시편은 DO 구조를, 노냉한 시편은 SRO구조를 가진다.

상기 두 개의 시편을 상온에서 인장시험 한 후 파면을 분석하였다. 이러한 실험의 목적은 DO 및 SRO의 원자구조가 입계균열에 미치는 영향을 보다 명확히 규명하고자 함이다. 파면 분석 결과, 도 4에 나타낸 바와 같이, DO 구조의 수냉한 Fe₃Ni 시편은 딤풀 모양의 연성파면을 보였으나, SRO 구조를 갖는 노냉한 Fe₃Ni 시편은 입계균열로 취성파면을 나타냈다. 도 4의 결과는 SRO의 형성은 도2에 나타낸 바와 같이 격자수축을 일으켜서 상온 인장시험에서 취성파면의 입계균열을 일으킨다는 것을 실험적으로 보여주고 있는 것이라 평가된다.

실험예 3 < 원전가동조건하에서의 SRO 형성으로 인한 경도 증가의 확인>

원전 가동 온도 조건에서 300계열 오스테나이트 스테인리스강은 SRO를 형성하고, SRO가 야기하는 격자수축은 앞선 SRO 형성이 입계 균열을 일으키는지에 대한 확인 실험에서 확인하였듯이, 오스테나이트 스테인리스강을 입계균열로 열화시킨다. 이때 입계균열의 열화평가 관련 비파괴적 인자로서 경도 증가가 일어나는지를 원전용 금속 구조재에서 실험적으로 구현하기 위해서, 원전 가동 환경에서 발생할 수 있는 조직 변화와 유사한 변화를 구현한 조건에서, 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400 ℃에서 시효시간에 따른 경도변화를 도 5에 나타내었다.

용체화처리 후에 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강은 시효시간에 따라 경도가 350 Hv에서 400 Hv로 증가하였다. 따라서 SRO 상은 경도가 높기에 SRO의 형성은 원전 금속재료의 경도를 증가시킨다는 것을 감안하면, 도 5의 결과는 냉간가공된 300계열의 오스테나이트 스테인리스강에서는 원전 가동 중에 SRO가 형성되고 가동시간이 증가함에 따라 형성되는 SRO 정도가 점차 증가해서 경도증가를 일으킨다는 것을 보여준다.

즉, 일반적으로 시효가 되면 경도가 감소하는 것으로 알려져 있다. 따라서, 원전가동 조건을 모사한 시효시간의 증가에 따라서 경도가 증가하는 것으로 나타난 상기 결과는 원전가동 조건하에서 SRO 상이 형성되고, SRO 형성에 따른 물성의 변화가 나타난다는 점을 설명해준다. 아울러, 원전 가동 시간의 증가에 따라 경년열화, 즉 입계균열이 발생할 수 있는 것인 바, 입계균열의 평가를 경도 증가와 같은 SRO 상 형성에 따른 물성 변화를 통해서 비파괴적으로 수행할 수 있음을 의미하는 것이다.

따라서 도 5의 결과는 원전 구조재료의 경도증가를 비파괴적으로 추적하면, 거꾸로 원전 구조재료 내부에 형성된 SRO 정도를 평가할 수 있어, 원전 구조재료의 입계균열 민감성 및 수명평가를 비파괴적으로 할 수 있다는 것을 보여준다. 또한 도 5의 결과는, SRO 형성은 금속 구조재료의 입계균열을 야기한다는 도 4 결과를 감안하면, 오스테나이트 스테인리스강을 비롯한 원전 구조재료의 입계균열 예민성이 냉간 가공량에 비례하여 커진다는 연구결과와도 일치한다 (EPRI-1007380: Quantification of yield strength effects on IGSCC in austenitic stainless steels and its implication to IASCC, EPRI, Palo Alto, CA, 2002).

실험예 4 < 원전가동조건하에서의 SRO 형성으로 인한 전기 비저항값의 변화 확인 >

원전 가동 온도 조건에서 300계열 오스테나이트 스테인리스강은 SRO를 형성하고, SRO가 야기하는 격자수축은 앞선 SRO 형성이 입계 균열을 일으키는지에 대한 확인 실험에서 확인하였듯이, 오스테나이트 스테인리스강을 입계균열로 열화시킨다. 따라서 SRO 형성되는 정도를 정량적으로 직접적인 방법을 사용하여 측정하면 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열 민감도를 평가할 수 있다. 문제는 오스테나이트 스테인리스강 기지상에 형성되는 SRO를 파괴시험을 거치면 확인할 수 있지만, 비파괴적 시험 방법으로는 이를 직접적으로 측정할 수 없다는 것이다. 전기 비저항값의 변화를 추적하여 비파괴적 방법으로 SRO 형성 정도를 평가할 수 있음을 확인하기 위하여 다음과 같은 실험을 수행하였다. 300계열 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열의 열화평가 관련 비파괴적 인자로 전기 비저항값의 변화가 일어나는지를 원전용 금속 구조재에서 실험적으로 구현하기 위해서, 원전 가동 환경에서 발생할 수 있는 조직 변화와 유사한 변화를 구현한 조건에서, 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400 ℃에서 시효시간에 따른 전기 비저항값의 변화를 측정하고 이를 도 7에 나타내었다. 전기 비저항은 4 탐침법(4 point probe measurement) 측정방법으로 수행될 수 있다.

원전가동 조건을 모사한 조건인 400℃에서 시효하면 시효처리 전 비저항값 대비 시효처리 후 316L 스테인리스강의 비저항값의 비((시효처리후 비저항값-시효처리전 비저항값)/시효처리전 비저항값)가 급격히 감소한 후 SRO 형성과 더불어 직선적으로 증가하였다. 다시 말하면 원전가동 중에 316L 스테인리스강 전기 비저항값의 변화를 추적하면 스테인리스강 내부에 형성된 SRO 정도를 정량적으로 알 수 있기에 SRO가 야기하는 스테인리스강의 입계균열 열화를 비파괴적으로 평가할 수 있다는 것을 보여준다.

실험예 5 < 원전가동조건하에서의 SRO 형성으로 인한 열전도도 변화 확인 >

원전 가동 온도 조건에서 300계열 오스테나이트 스테인리스강은 SRO를 형성하고, SRO가 야기하는 격자수축은 앞선 SRO 형성이 입계 균열을 일으키는지에 대한 확인 실험에서 확인하였듯이, 오스테나이트 스테인리스강을 입계균열로 열화시킨다. 따라서 SRO 형성되는 정도를 정량적으로 직접적인 방법을 사용하여 측정하면 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열 민감도를 평가할 수 있다. 문제는 오스테나이트 스테인리스강 기지상에 형성되는 SRO를 파괴시험을 거치면 확인할 수 있지만, 비파괴적 시험 방법으로는 이를 직접적으로 측정할 수 없다는 것이다. 열전도도의 변화를 추적하여 비파괴적으로 SRO 형성 정도를 평가할 수 있음을 확인하기 위하여 다음과 같은 실험을 수행하였다. 300계열 오스테나이트 스테인리스강의 입계균열의 열화평가 관련 비파괴적 인자로 열전도도의 변화가 일어나는지를 원전용 금속 구조재에서 실험적으로 구현하기 위해서, 원전 가동 환경에서 발생할 수 있는 조직 변화와 유사한 변화를 구현한 조건에서, 용체화처리 후 40% 냉간가공된 316L 스테인리스강을 400 ℃에서 시효한 후 상온에서 측정한 열전도도의 변화((시효처리후 열전도도-시효처리전 열전도도)/시효처리전 열전도도)를 시효시간의 함수로 측정하였고 그 결과를 도 8에 나타내었다. 열전도도는 비정상면열원법(transient plane source measurement) 또는 레이저섬광법(laser flash method)을 통하여 측정될 수 있다.

도 8에 나타낸 바와 같이, 원전가동 조건을 모사한 조건인 400℃에서 시효시간이 증가함에 따라 SRO 형성 정도가 증가하기에 316L 스테인리스강의 상온 열전도도는 크게 증가하였다. 예를 들면 400℃에서 시효하여 측정된 값에 따르면, 시효처리 전 열전도도 대비 시효처리 후 열전도도가 시효초기에는 급격히 증가한 후 거의 직선적으로 시효시간에 비례하여 증가하였다.

다시 말하면 원전가동 중에 316L 스테인리스강 상온 열전도도의 변화를 추적하면 스테인리스강 내부에 형성된 SRO 정도를 정량적으로 알 수 있기에 SRO가 야기하는 스테인리스강의 입계균열 열화를 비파괴적으로 평가할 수 있다는 것을 보여준다.

즉, 원전 구조재료의 열화특성인 입계균열을 야기하는 인자는 SRO이며, SRO로 인한 원전구조재료의 물성변화, 예를 들면, 경도, 전기 비저항,열전도도 등을 평가하는 비파괴적인 방법을 사용하여 원전 재료의 열화정도 및 수명을 평가할 수 있다.

실시예 1 < 원전가동조건하에서의 경도 증가에 따른 스테인리스강 입계균 열 개시 및 성장속도 증가의 확인>

316L 스테인리스강의 경도증가가 원전가동 조건에서 316L 스테인리스강의 입계균열 예민성 및 균열성장속도를 증가시키는지를 검증하고자, 용체화처리된 SA 316L 스테인리스강의 경도를 냉간가공 및 400℃에서 장시간 시효를 통하여 변화시켰다. SA 316L 스테인리스강의 경도를 냉간가공량을 변화시켜 174Hv에서 350Hv 증가시키고 40% 냉간가공 후 400℃에서 시효 시간을 변화시켜 SA 316L 스테인리스강의 경도를 400Hv로 증가시켰다. 이렇게 경도가 다른 SA 316L 스테인리스강을 가압경수로 1차수 환경 조건 (2 ppm Li, 500ppm B, O₂<5ppb)에서 0.5T (12.7mm) 또는 1T (25.4mm)두께의 컴팩트 시편을 사용하여 360 ℃에서 입계균열의 성장속도를 측정하였다. 아래 도 6에 나타낸 바와 같이, 경도가 210Hv 이하의 낮은 경도를 갖는 SA 316L 스테인리스강은 입계균열성장을 보이지 않았다. 이에 반해, 경도가 230Hv로 증가된 SA 316L 스테인리스강에서는 입계균열개시가 일어났으며, 입계균열개시 이후에는 316L 스테인리스강의 입계균열 속도는 경도에 비례하여 거의 직선적으로 증가하였다. 도 6의 결과는 316L 스테인리스강의 경도가 230Hv 이상으로 증가하면 입계균열이 개시된다는 것을 보여준다. 아울러, 316L 스테인리스강의 입계균열 속도 역시 경도에 비례하여 커진다는 것을 보여준다. 따라서 가동 중 스테인리스강의 경도가 임계 경도인 230Hv에 도달하면 균열개시가 일어나므로 경도의 변화를 추적하면 스테인리스강의 PWSCC 취약성을 정량적으로 평가할 수 있으며, 아울러 경도에 따른 균열성장속도 관계식으로부터 균열개시 후 관통결함까지의 성장시간을 정량적으로 평가하여 스테인리스강의 잔류수명도 평가할 수 있다. 즉, 시간 경과에 따른 스테인리스강의 경도값을 측정하고, 미리 준비된 경도에 따른 균열성장속도 그래프를 이와 조합하면, 그 결과로부터 스테인리스강의 균열 발생여부, 균열발생 정도 및 잔여수명을 도출할 수 있다.

상기 실시예를 통하여 원전 가동 중에 SRO가 형성되고, SRO 형성으로 인한 경도 증가 및 격자수축은 스테인리스강의 입계 균열의 예민성을 증대시키고 동시에 입계균열 속도를 증가시킨다는 것을 확인할 수 있다. 따라서 SRO로 인한 경도증가는 입계 균열의 발생 정도를 평가하는 지표가 될 수 있고, SRO 형성 정도는 경도 증가 등을 통하여 비파괴적으로 평가할 수 있는바, 결과적으로 경도 증가 등을 비파괴적으로 평가하여 입계균열을 평가할 수 있음을 보여준다고 평가할 수 있다.

실시예 2 < 원전가동조건하에서의 전기 비저항값 변화에 따른 스테인리스강 입계균열 개시 및 성장속도 증가의 확인>

316L 스테인리스강의 전기 비저항값 변화가 원전가동 조건에서 316L 스테인리스강의 입계균열 예민성 및 균열성장속도를 증가시키는지를 검증하고자, 용체화처리된 SA 316L 스테인리스강의 전기 비저항값을 냉간가공 및 400℃에서 장시간 시효를 통하여 변화시켰다. 이렇게 전기 비저항값이 다른 SA 316L 스테인리스강을 가압경수로 1차수 환경 조건 (2 ppm Li, 500ppm B, O₂<5ppb)에서 0.5T (12.7mm) 또는 1T (25.4mm)두께의 컴팩트 시편을 사용하여 360 ℃에서 입계균열의 성장속도를 측정하였다. 측정된 값에 따르면, 시효처리 전 비저항값 대비 시효처리 후 비저항값의 비가 최소값일 때, 즉 SRO 형성 개시에 해당하는 지점에서 입계균열개시가 일어났으며, 입계균열개시 이후에는 316L 스테인리스강의 입계균열 속도는 비저항값의 비에 비례하여 거의 직선적으로 증가하였다.

따라서 가동 중 스테인리스강의 비저항값의 비가 임계 값이 최소점에 도달하면 균열개시가 일어나므로 비저항값의 비의 변화를 추적하면 스테인리스강의 PWSCC 취약성을 정량적으로 평가할 수 있으며, 아울러 비저항값의 비에 따른 균열성장속도 관계식으로부터 균열개시 후 관통결함까지의 성장시간을 정량적으로 평가하여 스테인리스강의 잔류수명도 평가할 수 있다. 즉, 시간 경과에 따른 스테인리스강의 비저항값의 비를 측정하고, 미리 준비된 비저항값의 비에 따른 균열성장속도 그래프를 이와 조합하면, 그 결과로부터 스테인리스강의 균열 발생여부, 균열발생 정도 및 잔여수명을 도출할 수 있다.

상기 실시예를 통하여 원전 가동 중에 SRO가 형성되고, SRO 형성으로 인한 전기 비저항값의 비의 변화 및 격자수축은 스테인리스강의 입계 균열의 예민성을 증대시키고 동시에 입계균열 속도를 증가시킨다는 것을 확인할 수 있다. 따라서 SRO로 인한 전기 비저항값의 최소점은 입계 균열의 발생 정도를 평가하는 지표가 될 수 있고, SRO 형성 정도는 전기 비저항값의 변화를 통하여 비파괴적으로 평가할 수 있는바, 결과적으로 전기 비저항값의 변화를 비파괴적으로 평가하여 입계균열을 평가할 수 있음을 보여준다고 평가할 수 있다.

실시예 3 < 원전가동조건하에서의 열전도도 변화에 따른 스테인리스강 입계균열 개시 및 성장속도 증가의 확인>

316L 스테인리스강의 열전도도 변화가 원전가동 조건에서 316L 스테인리스강의 입계균열 예민성 및 균열성장속도를 증가시키는지를 검증하고자, 용체화처리된 SA 316L 스테인리스강의 열전도도를 냉간가공 및 400℃에서 장시간 시효를 통하여 변화시켰다. 이렇게 열전도도값이 다른 SA 316L 스테인리스강을 가압경수로 1차수 환경 조건 (2 ppm Li, 500ppm B, O₂<5ppb)에서 0.5T (12.7mm) 또는 1T (25.4mm)두께의 컴팩트 시편을 사용하여 360 ℃에서 입계균열의 성장속도를 측정하였다. 측정된 값에 따르면, 시효처리 전 열전도도 대비 시효처리 후 열전도도 증가가 약 2.6%일 때 입계균열개시가 일어났으며, 입계균열개시 이후에는 316L 스테인리스강의 입계균열 속도는 열전도도의 비에 비례하여 거의 직선적으로 증가하였다.

따라서 가동 중 스테인리스강의 열전도도의 증가가 임계 비인 2.6%에 도달하면 균열개시가 일어나므로 열전도도의 증가량의 변화를 추적하면 스테인리스강의 PWSCC 취약성을 정량적으로 평가할 수 있으며, 아울러 열전도도값의 비에 따른 균열성장속도 관계식으로부터 균열개시 후 관통결함까지의 성장시간을 정량적으로 평가하여 스테인리스강의 잔류수명도 평가할 수 있다. 즉, 시간 경과에 따른 스테인리스강의 열전도도의 증가를 측정하고, 미리 준비된 열전도도의 증가에 따른 균열성장속도 그래프를 이와 조합하면, 그 결과로부터 스테인리스강의 균열 발생여부, 균열발생 정도 및 잔여수명을 도출할 수 있다.

상기 실시예를 통하여 원전 가동 중에 SRO가 형성되고, SRO 형성으로 인한 열전도도의 증가 및 격자수축은 스테인리스강의 입계 균열의 예민성을 증대시키고 동시에 입계균열 속도를 증가시킨다는 것을 확인할 수 있다. 따라서 SRO로 인한 열전도도의 증가는 입계 균열의 발생 정도를 평가하는 지표가 될 수 있고, SRO 형성 정도는 열전도도의 증가량을 통하여 비파괴적으로 평가할 수 있는바, 결과적으로 열전도도의 증가를 비파괴적으로 평가하여 입계균열을 평가할 수 있음을 보여준다고 평가할 수 있다.

이상에서 본 발명을 실험예 및 실시예를 통해서 설명하였다. 한편, 본 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 특허청구범위를 벗어남이 없이 다양한 구체적인 방법을 통해서 본 발명의 개념을 실시할 수 있을 것으로 이해된다.

Claims

원자로의 냉각재와 접촉하는 원전용 금속합금 구조재에 합금 원자의 단범위 규칙화(SRO)를 형성하는 단계;
상기 금속합금 구조재에 대하여 상기 원자의 단범위 규칙화에 따른 경도, 열전도도 및 전기 비저항으로 이루어진 군으로부터 선택되는 하나 이상의 물성을 측정하는 단계; 및
상기 측정된 물성을 상기 물성 변화에 따른 원자의 단범위 규칙형성 정도 및 속도자료와 비교하여 금속합금 구조재의 잔여수명을 평가하는 단계;
를 포함하는 금속합금 구조재의 비파괴적 잔여수명 평가방법.
삭제
제1항에 있어서, 상기 원자의 단범위 규칙화는 원전 가동하에서 발생하는 것임을 특징으로 하는 평가방법.
삭제
삭제
제1항에 있어서, 상기 구조재는 냉각재 배관, 배플, 노심배럴, 계측기용 안내관, 홀드다운스프링, 상부노심지지구조물, 하부노심지지구조물, 상부 안내관 구조물, 노심슈라우드, 볼트(bolt) 및 핀으로 이루어지는 군에서 선택되는 것을 특징으로 하는 평가방법.
제1항에 있어서, 응력부식균열은 입계균열에 따른 것임을 특징으로 하는 평가방법.
삭제
제1항에 있어서, 상기 경도는 나노 인덴테이션 방법을 통해 측정되는 것을 특징으로 하는 평가방법.
제1항에 있어서, 상기열전도도는 비정상면열원법(transient plane source measurement) 또는 레이저섬광법(laser flash method) 측정방법을 통해 측정되는 것을 특징으로 하는 평가방법.
제1항에 있어서, 상기 전기 비저항은 4 탐침법(4 point probe measurement) 측정방법을 통해 측정되는 것을 특징으로 하는 평가방법.
제1항에 있어서, 상기 원전용 금속합금 구조재는 오스테나이트 Fe-Cr-Ni 합금 재질의 구조재인 것을 특징으로 하는 평가방법.
제12항에 있어서, 상기 금속합금 구조재는 300계열 오스테나이트 스테인리스강으로 제조되는 것을 특징으로 하는 평가방법.
제1항에 있어서, 단범위 규칙(SRO) 형성 정도를 정량화함으로써 잔여수명을 평가하는 것을 특징으로 하는 평가방법.
삭제