Comparison of Crack Growth Test Results at Elevated Temperature and Design Code Material Properties for Grade 91 Steel

<학술논문>

DOI http://dx.doi.org/10.3795/KSME-A.2015.39.1.027 ISSN 1226-4873(Print) 2288-5226(Online)

Grade 91 강의 고온 균열진전 실험 결과와 설계 물성치의 비교

이형연

^*†

^*

^*

* 한국원자력연구원

Comparison of Crack Growth Test Results at Elevated Temperature and Design Code Material Properties for Grade 91 Steel

Hyeong-Yeon Lee

^*†

^*

^*

* Korea Atomic Energy Research Institute

(Received June 29, 2014 ; Revised October 29, 2014 ; Accepted October 30, 2014)

1. 서 론

현재 세계적으로 건설되고 있는 제 3+ 세대 (Generation III+) 원자로에 비해 안전성, 경제성, 핵 확산 저항성 및 환경 친화성이 개선된 제 4 세대

원자력시스템(Generation IV nuclear system)은 설계 온도 및 운전온도가 통상 크리프 영역인 500°C 이상이기 때문에 압력용기 및 배관 등의 구조재료 에 내열강을 채택하고 있다. ^(1~3)

제 4 세대 원자력시스템 후보 노형 중의 하나인 소듐냉각 고속로(Sodium-cooled Fast Reactor; SFR)는 원자로 노심 출구 온도가 500~550°C 이며, 동 노 형의 원자로, 주요 기기 및 배관에는 주요 재료로 서 오스테나이트계 316 스테인리스강과 페라이트

† Corresponding Author, [email protected]

Ⓒ 2015 The Korean Society of Mechanical Engineers

Key Words: Grade 91 Steel(Grade 91 강), Fatigue Crack Growth(피로균열진전), Creep Crack Growth(크리프 균열 진전), Creep(크리프), Welded Joint(용접접합부), Sodium-Cooled Fast Reactor(소듐냉각고속로) 초록: 본 연구에서는 피로 하중 및 크리프 하중을 받는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강 시편에 대한 일 련의 실험결과로부터 재료물성치인 고온 균열진전 모델을 개발하였다. 이 균열진전 모델은 크리프-피로 하중을 받는 균열체의 결함평가에 사용되는 물성치이다. 한국원자력연구원이 수행한 일련의 피로 균열 진전(FCG) 속도 실험 및 크리프 균열진전(CCG) 속도 실험 결과로부터 균열진전 모델을 결정하고, 이를 프랑스의 고온 설계 기술기준인 RCC-MRx 와 비교함으로써 설계 물성치의 보수성에 대해 검토하였다.

RCC-MRx 는 FCG 모델 및 CCG 모델을 Section III Tome 6 에서 제공하고 있는데, 실험으로부터 결정한 균열진전 모델과 비교한 결과 RCC-MRx 의 FCG 모델은 보수적인 것으로 나타난 반면 CCG 모델은 비 보수적인 것으로 나타나 동 물성치에 대한 검증이 필요한 것으로 나타났다. 또한 본 연구에서는 기계적 강도 및 크리프 시험결과에 대해서도 RCC-MRx 의 물성치와 비교 및 분석하였다.

Abstract: The material properties of crack growth models at an elevated temperature were derived from the results of

numerous crack growth tests for Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91) steel specimens under fatigue loading and creep

loading at an elevated temperature. These crack growth models were needed for defect assessment under creep-fatigue

loading. The mathematical crack growth rate models for fatigue crack growth (FCG) and creep crack growth (CCG)

were determined based on the test results, and the models were compared with those of the French design code RCC-

MRx to investigate the conservatism of the code. The French design code RCC-MRx provides an FCG model and a

CCG model for Grade 91 steel in Section III Tome 6. It was shown that the FCG model of RCC-MRx is conservative,

while the CCG model is non-conservative compared with the present test data. Thus, it was shown that further

validation of the property was required. Mechanical strength tests and creep tests were also conducted, and the test

results were compared with those of RCC-MRx.

Table 1 Chemical compositions of the Gr.91 steel plate (weight %)

C Si Mn P S Ni Cr Mo Cu V Al N Nb

0.115 0.23 0.415 0.012 0.0014 0.22 8.9 0.869 0.038 0.19 0.02 0.051 0.073

계 Cr-Mo 강인 Mod.9Cr-1Mo(ASME Grade 91, 여기 서부터는 Gr.91 로 지칭) 강이 폭 넓게 채택되고

있다. ^(1,2) 오스테나이트 계열의 316 스테인리스강은

소듐냉각고속로(SFR) 및 고온가스로(VHTR) 등에 서 설계 및 운전 이력이 쌓이면서 신뢰성 있는 고 온 설계 ^(4,5) 및 고온 균열 평가가 가능한 수준까지 기술이 진보하였다. ^(6~8)

페라이트 계열의 Gr.91 강은 316 스테인리스강에 비해 열전도도가 높고 열팽창 계수가 낮아 상대적 으로 고온 열응력이 더 적게 발생하는 특성이 있 지만, 개발 역사 및 운전 이력이 상대적으로 짧아 안정적 재료 물성이 아직 확보되어 있지 않고, 재 료의 거동에 대해 아직은 충분히 이해가 되어 있 는 않은 상태이다. 재료 거동 관련 그 대표적인 예가 재료에 반복하중이 가해질 때 316 스테인리 스강은 가공경화(cyclic hardening) 거동을 보이지만, Gr.91 강의 경우 가공 연화(cyclic softening) 거동을 보인다는 것이다. 그로 인해 고온설계 기술기준 ^(4,5) 에서 반복하중에 따른 주요 설계 체크 항목인 라 체팅(ratcheting) 변형률 및 크리프-피로 손상 관련 설계 기술기준의 재정비 또는 변경이 필요하게 되 었다. 프랑스의 고온설계 기술기준인 RCC-MRx 의 경우 Gr.91 강의 라체팅 설계평가 관련 2007 년도 버전의 기술기준이 과거 오스테나이트 316 스테인 리스강의 방법을 준용하여 Gr.91 강에 대해서도 효율 선도(Efficiency Diagram) 접근법을 적용했지 만, 최근 얻은 Gr.91 강의 실험결과와 비교했을 때 특이 거동이 관찰됨에 따라 RCC-MRx 기술기준의 제⋅개정을 담당하고 있는 프랑스 AFCEN 의 위원 회는 기존 RCC-MRx 의 라체팅 설계 평가법의 적 용이 타당하지 않은 것으로 판단하고, Gr.91 에 적 용 가능한 라체팅 평가법의 개발을 현재 진행 중 에 있다. ⁽⁹⁾

또한 RCC-MRx 의 최신 버전 ⁽⁴⁾ 에서 유의할 점은 Gr.91 강의 피로 관련 물성치는 물론 고온 균열평 가 관련 물성치도 2007 년도 버전에서는 표준 물 성치 부분인 A3 ⁽¹⁰⁾ 에 등재돼 있었지만, 최신 버전 에서는 이들 물성치의 검증 의무가 사용자에게 있 는 것으로 규정하고 있는 Tome 6(Probationary phase rules) ⁽¹¹⁾ 로 이동했다는 점이다. RCC-MRx 의

‘Probationary Phase Rule(PPR)’은 ASME 의 Code

Table 2 Comparison of material properties in ASME code ^(4,12)

α ⁽ⁱ⁾ K ⁽ⁱⁱ⁾ σ y (iii) S m (iv)

304SS 10.3 22.7 106 96

316SS 10.3 21.6 116 104

2.25Cr-1Mo 8.1 33.1 160 107

Mod.9Cr-1Mo 6.9 27.9 269 125

12Cr 6.8 25.4 99.3 66.2

Alloy 800H 9.4 20.1 151 99

(i) : Thermal expansion coefficient (1/°C)×10 ^-6 (ii) : Thermal conductivity (W/mK)

(iii) : Yield strength (MPa) (iv) : Design stress intensity (MPa)

Case 에 해당하는 것으로, 정식 설계기술기준 대비 아직 충분히 검증되지 않은 단계의 실행 지침 (Practice)이며, RCC-MRx 의 제⋅개정을 담당하고 있 는 AFCEN 은 사용자의 피드백을 받아 PPR 을 개 정하고, 일련의 절차를 정식 기술기준으로 업그레 이드하고 있다.

본 연구에서는 한국원자력연구원(KAERI)이 수 행한 일련의 실험 결과로부터 Gr.91 강의 고온 크 리프-피로 결함평가에 사용되는 피로 균열진전 속 도(Fatigue Crack Growth Rate) 및 크리프 균열진전 속도(Creep Crack Growth Rate)의 수학적 모델에 관 한 수식을 개발하고, 이를 RCC-MRx 의 기존 물성 과 비교함으로써 현재 임시 규정으로 제시돼 있는 Tome 6 기술기준의 보수성을 검토하였다. 또한 추 가적으로 Gr.91 강에 대해 고온 재료 강도 실험 및 크리프 실험을 수행하고, 실험 결과를 RCC-MRx 의 물성치와 비교 분석하였다.

2. 제 4 세대 원자로용 Gr.91 강

2.1 제 4 세대 원자력시스템용 Gr.91 강

Gr.91 강은 화학조성비가 Table 1 에서와 같이 크 롬과 몰리브데늄 성분이 각각 약 9%, 1%인 페라 이트계열 내열강이다.

Gr.91 강은 원자력 산업계에서 사용하는 대표적

내열강들과 비교했을 때 ASME 설계코드 ^(4,12) 물성

치 기준 Table 2 에서와 같이 열전도도는 높으면서

도 열 팽창률은 상대적으로 낮아 특히 배관계통

또는 열교환기 등에 사용될 경우 다른 내열강들에

비해 열응력 관점에서 유리한 재료이 계적 강도 면에서도 Table 2 에서와 열강에 비해 항복강도 및 인장강도에서 에 속하며 특히 설계 물성치로서 중요하게 는 설계응력강도(S m )에서는 비교 대상 중 가장 높다는 것을 알 수 있다. Gr.91 과 같이 열 및 기계적 강도는 우수한

및 제작성이 좋지 않으며, 특히 용접부에서는 위 ‘Type IV 균열(cracking)’의 발생

데 유의할 필요가 있다.

그러나 Type IV 균열 문제는 소둔 및 소려(tempering)를 적절히 조합한 (PWHT)법을 적용하면 발생 가능성을 있다는 연구 사례가 보고된 바 있다

Gr.91 강은 이상과 같은 우수한 로 인해 제 4 세대 소듐냉각고속로 Fast Reactor)의 배관계통, 중간 열교환기와 생기의 전열관 및 외부 압력용기의

바 있다. ⁽¹⁾

2.2 설계기술기준의 균열진전 모델 고온 구조에 대해 현재 사용되고

절차 ^(6~8) 중 Gr.91 강 재료의 균열진전

를 제시하고 있는 기술기준으로는 유일하다. 그러나 동 물성치가 이미 같이 RCC-MRx 의 정식 물성치 부록 닌, 물성치의 검증의무가 사용자에게 되어 있는 RCC-MRx Tome 6 ⁽¹¹⁾ 에 제시되어 데 유의할 필요가 있다. 고온 결함평가에서 균열진전 속도 모델(fatigue crack growth rate model) 과 크리프 균열진전 속도 모델(creep crack growth rate model)은 재료의 물성치이다.

Fig. 1 Fatigue crack growth rate curves of Gr.91 steel in RCC-MRx ⁽¹¹⁾

재료이다. 또한 기 에서와 같이 다른 내 인장강도에서 높은 그룹 중요하게 사용되 대상 6 개 재료 . Gr.91 강은 이상 우수한 반면 용접성

용접부에서는 소 발생 우려가 있다는

소둔(normalizing) 조합한 용접후열처리 가능성을 배제시킬 수

있다. ⁽¹³⁾

열전달 특성으 소듐냉각고속로(Sodium-cooled

열교환기와 증기발 압력용기의 재질로 선정된

모델

사용되고 있는 결함평가 진전 모델 물성치 으로는 RCC-MRx 가

이미 언급한 바와 부록인 A3 ⁽¹¹⁾ 가 아 사용자에게 있다고 정의 제시되어 있다는 결함평가에서 피로 crack growth rate model)

(creep crack growth

Fatigue crack growth rate curves of Gr.91 steel in

RCC-MRx 에서 Gr.91 강의 속도는 Fig. 1 에서와 같이 상온 대해 제시되어 있으며, 450°

°C 모델은 식 (2)에서와 같

(

d

-7

0.93 10 da = × ⋅ ∆

N K

(

d

-7

9.3 10 da = × ⋅ ∆

N K

여기서 ∆ K _eff 는 유효응력확대계수 intensity factor range) (MPa√m)

한편 Gr.91 강의 크리프 균열 및 600°C 에 대해 Fig. 2 에 으로 표현하면 식 (3) 및 식

( ) ^0.6

3 *

d 4 10 d

= ×

−

a C

t

(

3 *

d 6.1 10 d

= ×

−

a C

t

여기서 C 적분의 제원은 N/mm/h ^* 본 연구에서는 Gr.91 강의 리프 균열진전에 대해 KAERI 하여 상기 RCC-MRx 물성치에 를 수행하였다.

3. Gr.91 강의 고온

본 연구에서는 Gr.91 강에 대한 실험과 모재(BM), 용접재 향부(HAZ) 시편에 대해 인장강도 실험을 수행하고, 실험 결과를 치 와 비교 분석 하 였다 . 인 장 강도

Fig. 2 Creep crack growth rate curves in RCC

강의 고온 피로균열 진전 상온, 450°C 및 550°C 에

°C 모델은 식 (1)에, 550 같다. ⁽¹¹⁾

) ^1.83

= × ⋅ ∆K

_eff (1)

) ^2.33

K

eff (2)

유효응력확대계수(effective stress m)이다.

균열진전 속도는 550°C 에 제시되어 있으며, 수식

식 (4)와 같다.

3 * 0.6

(3)

) ^0.6

3 *

C

(4)

N/mm/h 이다.

강의 피로 균열진전 및 크 KAERI 의 시험결과에 기초 물성치에 대한 보수성 검토

고온 재료 시험

강에 대해 균열진전 속도에 용접재(WM) 및 용접열영 인장강도 실험 및 크리프 결과를 RCC-MRx 의 물성

인 장 강도 실 험을 위한

Creep crack growth rate curves in RCC-MRx ⁽¹¹⁾

(a) Tension specimen (BM) (b) Creep specimen (BM)

(c) Tension specimen (HAZ) (d) Creep specimen (HAZ) Fig. 3 Schematics of Gr.91 steel test specimens

Fig. 4 Morphology of a Gr.91 steel welded block manufactured by SMAW

시편은 Fig. 3(a)와 같은 두께 2mm 의 표준 판형 시편이고, 크리프 시편은 Fig. 3(b)와 같은 중앙부 직경이 6mm 인 표준 환봉 시편이고, HAZ 시편의 형상은 Fig. 3(c) 및 Fig. 3(d)와 같다.

3.1 재료강도 시험

Gr.91 강의 용접 및 HAZ 시편은 Fig. 4 와 같은 피복아크용접(Shielded Metal Arc Welding : SMAW)법 으로 용접한 용접 블록으로부터 채취하였다.

본 연구에서는 Gr,91 강의 용접 블록에 대해 경 도 값을 측정하였으며, 비커스(Vickers) 경도 검사 결과는 Fig. 5 에서와 같이 중앙의 용접금속부에서 경도가 높고, WM 양쪽의 HAZ 부분 경도는 국부

Fig. 5 Vickers hardness variations of Gr.91 steel welded joint

적으로 급격히 떨어지는 분포를 보였다.

Gr.91 강의 용접부에서 발생하는 Type IV 균열은 HAZ 영역 중 미립자(fine grain) HAZ 에서 발생하 는 것으로 알려져 있는데, ⁽¹³⁾ Fig. 5 에서와 같이 모 재-용접부-모재의 전역에 걸쳐 경도를 측정한 결 과 HAZ 에서 재료 강도의 급격한 변화가 발생하 는 것으로 관찰되었다. 이 부위는 HAZ 에서도 미 립자 HAZ 영역으로서 국부적으로 짧은 구간에 걸쳐 강도가 급격하게 떨어지는 ‘재료 노치’(metallurgical notch) 영역에 해당되며 Type IV 균열은 이 부위에 서 발생한다.

Gr.91 강의 인장실험 결과는 공칭(nominal) 응력- 변형률 및 진(true) 응력-변형률 선도로 나타내었 다. 먼저 공칭 응력-변형률 선도에서는 Fig. 6(a)에 서와 같이 600°C 등온조건에서 모재, 용접금속 및 HAZ 에서의 항복응력(σ y ) 강도는 WM>HAZ>BM 의 분포를 보인 반면 인장강도(σ u )는 BM>WM>HAZ 의 분포를 보여 항복응력과 인장강도가 강도의 크 기에서 상당히 다른 양상을 보이는 것으로 나타났 다.

진(true) 응력-소성 변형률 분포는 Fig. 6(b)에서 와 같이 HAZ 및 WM 이 유사한 경화 거동을 보 였으며, 이들은 평균치 및 최저치를 제시하고 있 는 RCC-MRx 와 유사한 경화거동을 보이는 것으 로 나타났다. ⁽¹⁰⁾ 반면 실험에서 얻은 모재는 WM, HAZ 및 RCC-MRx 대비 더 가파른 경화 거동을 보이는 것으로 나타났다.

Gr.91 강의 인장실험 결과는 공칭(nominal) 응력- 변형률 및 진(true) 응력-변형률 선도로 나타내었 다. 먼저 공칭 응력-변형률 선도에서는 Fig. 6(a)에 서와 같이 600°C 등온조건에서 모재, 용접금속 및 HAZ 에서의 항복응력(σ y ) 강도는 WM>HAZ>BM 의

10 R10.85

25 6.25

Plate, t = 2 Unit = mm

10 ^{Round bar}

Unit = mm 10

30 6

R5

10 R10.85

25 6.25

Plate, t = 2 Unit = mm

10

Unit = mm

10

30 6

R5 BM

WM HAZ

BM

WM HAZ

HAZ

Weld

Parent

0 10 20 30 40 50 60

200 220 240 260 280 300 320 340

BASE

H ar dn e ss ( H v, 0. 5 kg )

Distance (mm)

HAZ Weld HAZ BASE

(a)

Engineering stress-strain

(b) True stress-strain curve Fig. 6 Comparison of stress-strain curve

at 600°C

분포를 보인 반면 인장강도(σ _u )는 BM>WM>HAZ 분포를 보여 항복응력과 인장강도가

에서 상당히 다른 양상을 보이는 것으로 Gr.91 강의 인장실험 결과는 공칭 변형률 및 진(true) 응력-변형률 선도로 다. 먼저 공칭 응력-변형률 선도에서는 서와 같이 600°C 등온조건에서 모재

HAZ 에서의 항복응력(σ y ) 강도는 WM>HAZ>BM 분포를 보인 반면 인장강도(σ u )는 BM>WM>HAZ 분포를 보여 항복응력과 인장강도가

에서 상당히 다른 양상을 보이는 것으로 진(true) 응력-소성 변형률 분포는 와 같이 HAZ 및 WM 이 유사한 였으며, 이들은 평균치 및 최저치를 는 RCC-MRx 와 유사한 경화거동을 로 나타났다. ⁽¹⁰⁾ 반면 실험에서 얻은 HAZ 및 RCC-MRx 대비 더 가파른 보이는 것으로 나타났다.

strain

strain curve

strain curves for Gr.91 steel

BM>WM>HAZ 의 인장강도가 강도의 크기

것으로 나타났다.

공칭(nominal) 응력- 선도로 나타내었 선도에서는 Fig. 6(a)에 모재, 용접금속 및

WM>HAZ>BM 의 BM>WM>HAZ 의 인장강도가 강도의 크기

것으로 나타났다.

분포는 Fig. 6(b)에서 경화 거동을 보 최저치를 제시하고 있 경화거동을 보이는 것으 얻은 모재는 WM, 가파른 경화 거동을

(a) Base metal

(b) Weld metal

(c) HAZ metal

(d) Comparison of the three metals Fig. 7 Creep test data for Gr.91 steel at 600

ase metal

eld metal

(c) HAZ metal

omparison of the three metals

for Gr.91 steel at 600°C

Fig. 8 Experimental creep test data of BM, WM, HAZ and RCC-MRx

3.2 크리프 시험

크리프 시편의 형상은 Fig. 3(b)와 이지 부분 직경이 6mm 인 봉형 표준

Gr.91 강의 모재, 용접재 및 HAZ 600°C 에서 유지 하중을 변경시켜가며 리프 시험을 수행하여 얻은 하중별 Fig. 7 에서와 같다.

600°C 에서 Gr.91 강의 모재에 대한 결과는 Fig. 7(a)에, 용접 금속에 대해서는 에, HAZ 금속에 대해서는 Fig. 7(c 세 경우의 시험결과를 비교해보면 Fig. 7(d) 이 무차원화 된 크리프 변형률이 HAZ>WM>BM 으로 나타났다.

또한 600°C 에서 Gr.91 강의 실험 MRx 에서의 크리프 변형률과 비교하면 와 같이 RCC-MRx 의 크리프 변형률은 금속과 모재(Base) 사이에 위치하는 났다.

3.3 피로 균열진전 시험

Gr.91 강 모재에 대해 두 가지 형상의 용하여 피로 균열진전 실험을 수행하였다 째 시편은 Fig. 9 에서와 같이 중앙

SECT(single edge crack tension) 환봉형 번째 시편은 Fig. 10 에서와 같은 형상의 두께의 표준 C(T) 시편이다. 실험은 그래프에서 가장 높은 온도인 550°

행하였다.

Gr.91 강 재질의 두 가지 시편 형상 실험을 수행한 결과 SECT 시편실험에

[11]

BM, WM, HAZ

와 같이 중앙 게 표준 시편이다.

HAZ 시편에 대해 변경시켜가며 일련의 크

하중별 실험 결과는

대한 크리프 시험 대해서는 Fig. 7(b) Fig. 7(c)에 제시하였다.

Fig. 7(d)에서와 같 HAZ>WM>BM 순

결과를 RCC- 비교하면 Fig. 8 에서 변형률은 용접(Weld) 위치하는 것으로 나타

형상의 시편을 이 수행하였다. 첫 번 중앙 부위가 납작한 환봉형 시편이고, 두 형상의 1/2 인치 실험은 Fig. 1 의 물성

°C 에서 대해 수

형상에 대해 FCG 시편실험에 대해서는

Fig. 9 Schematic of a single edge crack tension (SECT) specimen (unit : mm)

Fig. 10 Schematic of a C(T) specimen for fatigue crack growth rate test (unit : mm)

Fig. 11 Comparison of FCG data in RCC

data for a single edge crack tension specimen Fig. 11 에서와 같이, CT 시편에

에서와 같이 실험결과들이 나타나 모두 보수적인 결과를 타났다.

11]

1.E-05 1.E-04 1.E-03

1

da /d N (m m /c yc le ) RCC-MRx (550˚C) 550C, 10Hz, R=0.3 550C, 1Hz, R=0.3 550C, 0.5Hz, R=0.3 550C, 1Hz, R=0.1 550C, 0.5Hz, R=0.1 RCC-MRx [11]

ingle edge crack tension (SECT)

Schematic of a C(T) specimen for fatigue crack growth rate test (unit : mm)

Comparison of FCG data in RCC-MRx with test data for a single edge crack tension specimen

시편에 대해서는 Fig. 12 모두 RCC-MRx 이하로 결과를 보여주는 것으로 나

10 100

∆K (Mpa√m)

Fig. 12 Comparison of FCG data in RCC data for a C(T) specimen

Fig. 13 Comparison of FCG data in RCC data for the two specimens

SECT 시편 및 C(T) 시편의 실험결과를 프에 모으면 Fig. 13 에서와 같이 이하로 평가되어 Gr.91 강에 대한 RCC 로 균열진전 속도 물성치는 보수적임을 다. 따라서 Fig. 13 의 비교 결과를 물성치에 대해서는 현재 RCC-MRx 에 등재돼 있는 물성치를 안전하게 수 있는 것으로 판단된다.

3.4 크리프 균열진전 시험

Gr.91 강의 크리프 균열진전 실험은 금속 및 열영향부 금속에 대해 별도로 고, ⁽¹⁴⁾ 실험결과를 RCC-MRx 에서의 전 속도 물성치와 비교 분석하였다 관련하여 Fig. 2 의 물성 곡선 중 600°C 에 대해 CCG 실험을 수행하였다

1.E-05 1.E-04 1.E-03

1 10

da /d N (m m /c yc le )

RCC-MRx (550˚C) 550C, 20Hz, R=0.1 (1) 550C, 20Hz, R=0.1 (2) 550C, 20Hz, R=0.1 (3)

RCC-MRx [11]

1.E-05 1.E-04 1.E-03

1 10

da /d N (m m /c yc le )

RCC-MRx [11]

550C, 10Hz, R=0.3 (SECT) 550C, 1Hz, R=0.3 (SECT) 550C, 0.5Hz, R=0.3 (SECT) 550C, 1Hz, R=0.1 (SECT) 550C, 0.5Hz, R=0.1 (SECT) 550C, 20Hz, R=0.1 (CT) 550C, 1Hz, R=0.1 (CT) 550C, 0.1Hz, R=0.1 (CT)

Comparison of FCG data in RCC-MRx with test

Comparison of FCG data in RCC-MRx with test

실험결과를 한 그래 모두 RCC-MRx

RCC-MRx 의 피 보수적임을 알 수 있 보면 FCG 모델 MRx 의 임시 부록 안전하게 가져다 사용할

실험은 모재, 용접 별도로 수행하였 에서의 크리프 균열진 분석하였다. 실험 온도와

중 높은 온도인 수행하였다.

Fig. 14 Schematic of a C(T) specimen growth rate test (unit : mm)

Fig. 15 Comparison of CCG data in RCC data (BM, WM and HAZ) at 600 모재, 용접 금속 및 HAZ 리프 균열진전 실험 결과들은 치와 더불어 Fig. 15 에 나타냈다 험결과들을 비교해보면 RCC C(T) 시편에서의 실험결과보다 있어 RCC-MRx 의 크리프 가 KAERI 의 실험결과와 것으로 나타났다.

RCC-MRx 의 Gr.91 물성치는 C(T) 시편 실험결과에 기초하여 본 연구에서의 실험결과는

시편에 기초한 것이다. 소듐냉각고속로 와 같은 고온 저압 구조에는

조 개념을 채택하고 있으며 하는 주 배관 및 전열관은 기 때문에 크리프 균열진전 구에서 사용한 두께 1/2 인치 에 기초한 RCC-MRx 의 크리프 성치에 비해 실제 SFR 구조

100

∆K (Mpa√m)

ΔK (Mpa√m) 100

1E-3 0.01 0.1

1E-4 1E-3 0.01 0.1 1

Fitted Base Weld HAZ RCC-MRx

C* (N mm

d a /d t (m m /h )

Base Weld HAZ Test

C(T) specimen for creep crack growth rate test (unit : mm)

data in RCC-MRx and test data (BM, WM and HAZ) at 600 ^o C

HAZ 금속에 대해 얻은 크 결과들은 RCC-MRx 의 물성 나타냈다. RCC-MRx 와 실 RCC-MRx 물성치가 (1/2)T 실험결과보다 아래에 위치하고 크리프 균열진전 속도 물성치

비교할 때 비보수적인

물성치는 1 인치(1T) 두께의 기초하여 얻은 것 ⁽¹⁵⁾ 이고, 1/2 인치(1/2 T) 두께의 소듐냉각고속로(SFR)에서 구조에는 통상 두께가 얇은 구 있으며, 특히 Gr.91 강을 사용 두께가 15mm 이하 ⁽¹⁾ 이 진전 속도 실험 관련 본 연 인치 시편이 1 인치 시편 크리프 균열진전 속도 물 구조물에 더욱 적합한 것

0.1 1 10

N mm ^-1 h ^-1 )

RCC-MRx

으로 볼 수 있다. ^(16~18)

균열진전 물성치 보수성의 검토에 관한 이상의 연구 결과는 본 논문의 주저자가 참여하고 있는 EU FP7 MATTER(MATerial TEsting and Rules) 프로 젝트의 기술회의 ⁽⁹⁾ 에서 발표됐으며, 동 기술 현안 은 RCC-MRx 의 코드 제⋅개정 위원이면서 MATTER 의 DM(Domain Leader)인 파트너에 의해 코드 개정 관련 위원회의에 상정된 상태이다.

4. 결 론

본 연구에서는 제4세대 원자력 시스템에 폭넓게 채택되고 있는 고온 내열강인 Mod.9Cr-1Mo(ASME Grade 91)강에 대해 현재 고온 결함평가 기술기준 으로서 가장 많이 채택되고 있는 프랑스의 RCC- MRx에 등재되어 있는 물성치인 피로 균열진전 속도 모델과 크리프 균열진전 속도 모델을 대상으 로 한국원자력연구원(KAERI)의 실험 결과를 기 반으로 개발된 균열진전 속도 모델과 비교 분석하 고, 보수성 검토를 수행하였다. 또한 고온 항복강 도, 인장강도 및 크리프 거동 곡선 등에 대해서도 RCC-MRx의 물성치와 비교 분석하고, 보수성에 대해 검토하였다. RCC-MRx는 피로 균열진전 모델 및 크리프 균열진전 모델을 Section III Tome 6에서 제공하고 있다.

Gr.91강의 피로 균열진전 모델 물성치에서는 모재에 대해 SECT(single edge crack tension) 환봉형 시편과 1/2 인치 두께의 표준 C(T) 시편을 사용하 여 550°C에서 피로 균열진전 실험을 수행하였다.

두 가지 형상에 대해 FCG실험을 수행한 결과를 RCC-MRx의 물성치와 비교한 결과 RCC-MRx는 보수적인 것으로 나타났다.

한편 크리프 균열진전 실험에서는 Gr.91강의 모재, 용접 금속 및 HAZ 금속에 대해 600°C에서 크리프 균열진전 실험을 수행하였다. 그러나 CCG실험을 수 행한 결과를 RCC-MRx의 물성치와 비교한 결과 RCC-MRx의 물성치가 비보수적인 것으로 나타났다.

크리프 균열진전 실험과 관련하여 본 연구에서 사용한 두께 1/2인치 시편이 1인치 시편에 기초한 RCC-MRx의 크리프 균열진전 속도 물성치에 비해 실제 SFR 구조물에 더욱 근사한 것으로 판단되는 바 RCC-MRx의 크리프 균열진전 속도 물성치에 대해서는 보다 많은 실험 데이터에 기초한 물성치 의 수정 및 검증이 필요한 것으로 판단된다.

후 기

본 연구는 미래창조과학부의 지원을 받아 2014

년도 국제협력사업(2011-0001561) 및 원자력연구개 발사업(2012M2A8A2010652)을 통해 수행되었음.

Gr.91 강의 SECT 시편을 사용한 고온 피로균열진 전 실험 데이터는 KAIST 기계공학과의 이순복 교 수 랩에서 생산되었음.

참고문헌

(References)

(1) Kim, Y. I., Lee, Y. B., Lee, C. B., Chang, J. W. and Choi, C. W., 2013, "Design Concept of Advanced Sodium-Cooled Fast Reactor and Related R&D in Korea," Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2013, Article ID 290362, Hindawi Publishing Corporation.

(2) Lee, H. Y., Lee, S. H., Kim, J. B. and Lee, J. H., 2007,

“Creep-Fatigue Damage for a Structure with Dissimilar Metal Welds of Mod 9Cr-1Mo and 316L Stainless Steel,” International Journal of Fatigue, 29, pp.1868-1879.

(3) Lee, H. Y., Song, K. N. and Kim, Y. W., 2010,

“Evaluation of Creep-Fatigue Damage for Hot Gas Duct Structure of the NHDD Plant,” Journal of Pressure Vessel Technology, Transactions of ASME, Vol.132,No.2, pp.1~8, April.

(4) ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, 2013, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Div. 1, Subsection NH, Class 1 Components in Elevated Temperature Service, ASME.

(5) RCC-MRx, Section III Subsection B, Class 1 N1RX, 2012, Reactor Components Its Auxiliary Systems and Supports, 2012 Edition, AFCEN.

(6) RCC-MRx, Section III Subsection Z, Appendix A16, 2012, Guide for Prevention of Fast Fracture, 2010 Edition (Draft), AFCEN.

(7) R5, 2003, Assessment Procedure for the High Temperature Response of Structures, Issue 3, British Energy Generation Ltd.

(8) API 579-1/ASME FFS-1, 2007, Fitness-For-Service.

(9) EU FP7 MATTER (MATerial Testing and Rules) Project Domain 2 (Pre-Normative R&D for Codes and Standards) Technical Meeting, Nov. 19-21, Paris, 2012.

(10) RCC-MRx, Section III Subsection Z, Appendix A3, 2012 Edition, AFCEN.

(11) RCC-MRx, Section III Tome 6, 2012, Probationary Phase Rules, 2012 Edition, AFCEN.

(12) ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section II, 2013, Part D Proerties, ASME.

(13) Tabuchi, M. and Takahashi, Y., 2012, “Evaluation of Creep Strength Reduction Factors for Welded Joints of Modified 9Cr-1Mo Steel,” J. Pressure Vessel Technol.

134(3), 031401, May.

(14) Kim, W. G., Park, J. Y., Lee, H. Y., Hong, S. D., Kim, Y. W. and Kim, S. J., 2013, "Time-Dependent Crack Growth Behavior for a SMAW Weldment of Gr.91 Steel," International Journal of Pressure Vessel and Piping, Vol. 110, pp.66-71.

(15) Ancelet, O. and Chapuliot, S., 2007, “Mechanical Behavior of HTR Materials : Developments in Support of Defect Assessment, Structural Integrity and Lifetime Evaluation," Proceedings of ICAPP 2007, Nice, France, May 13-18, Paper 7182.

(16) Lee, H. Y., Koo, G. H. and Lee, J. H., 2010, Assessment of the High Temperature Crack Behavior

for a 316L Stainless Steel Structure with Defects, Journal of Mechanical Science and Technology, 24 (2), 481-487.

(17) Lee, H. Y., Eoh, J. H. and Lee, Y. B., 2013, “High Temperature Design and Damage Evaluation of a Helical Type Sodium-to-Air Heat Exchanger in a Sodium-Cooled Fast Reactor,” Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 27, No.9, pp.2729~2735.

(18) Lee, H. Y., Eoh, J. H. and Lee, Y. B., 2013, “High- Temperature Design of Sodium-to-Air Heat Exchanger in Sodium Test Loop,” Trans. Korean Soc. Mech. Eng.

A, Vol. 37, No. 5, pp. 665~671.