1. 서 론
오스테나이트계 스테인리스강(ASS, austenitic stainless steels)은 우수한 기계적 특성과 부식 저항성으로 인해 원전의 주요 기기 및 배관들의 구조재료로써 널리 사용 되고 있다. 그러나, 원전의 수화학환경에 장기간 노출 됨에 따라 소위 환경조장균열(EAC, environmental assisted cracking)에 따른 손상을 겪게 된다. 국내 원전 의 대부분을 차지하는 가압경수로형 (PWR, pressurized water reactor) 원전의 경우, EAC 는 크게 일정 하중 하에서 발생하는 응력부식균열(SCC, stress corrosion
cracking), 반복하중에 의한 환경영향피로(EAF, environmental assisted fatigue)로 구분된다. 원전 일차 수환경에서 SCC에 의한 손상 사례는 주로 니켈기 합금 에서 1970년대부터 보고되어 왔으며 ASS은 상대적으 로 저항성이 높은 것으로 알려져 있다. 이에 비해 EAF 의 경우 니켈기 합금에 비해 ASS가 훨씬 취약한 것으로 알려져 있다.
ASS는 원전 압력경계 부품에 널리 사용되므로 EAF 에 따른 균열발생은 원전의 구조적 건전성과 안전성에 위협이 될 수 있으므로 이에 대한 정확한 평가 및 발생기구 규명이 매우 중요하다. 이러한 점 때문에 1980년대부터 원전 선진국인 미국과 일본을 중심으로 상당한 EAF 시험이 수행되었고(1-4), 그 결 과 2007년 미국 원자력 규제위원회(USNRC)는 신규 원전의 설계에 EAF에 의한 영향을 반영하도록 요구 하는 Reg. Guide 1.207을 발간하였다(1). 국내의 EAF
< 초청리뷰 논문>
원전일차측 환경에서 오스테나이트계 스테인리스강의 환경피로특성
이현배*･김호섭*･김태순**･장창희*,†
Environmental Fatigue Behaviors of Austenitic Stainless Steels in the Primary Water Environment of Nuclear Power Plants
Hyeon Bae Lee*, Ho-Sub Kim*, Taesoon Kim** and Changheui Jang*,†
(Received 16 December 2017, Revised 26 December 2017, Accepted 27 December 2017)
ABSTRACT
Austenitic Stainless Steels (ASSs) are widely used as structural materials in the pressurized water reactors (PWRs) because of their superior mechanical properties and corrosion resistance. However, it is well known that ASSs are susceptible to the environmental assisted cracking (EAC) such as environmental assisted fatigue (EAF) during the long term operation. There have been extensive tests and researches to understand the extent and the mechanisms of environmental effects. In this paper, the world-wide EAF test results of ASSs are introduced including those of Korean test programs. The suggested EAF mechanisms of ASSs are also discussed. Finally, the areas of further research to resolve the issue of EAF are suggested.
Key Words : Environmentally Assisted Fatigue(환경영향피로), Austenitic Stainless Steel(오스테나이트계 스테인리스강), Low Cycle Fatigue(저주기 피로)
†
*
**
책임저자, 회원, KAIST 원자력 및 양자공학과 [email protected]
TEL: (042)350-3864 FAX: (042)350-3810 KAIST 원자력 및 양자공학과
한국수력원자력 중앙연구원
연구는 장기 가동원전의 계속운전을 위한 피로수명 평가를 목적으로 2000년대 초반부터 소규모의 실험 연구가 수행되었으며, 이어서 신규원전의 안전성 향 상을 위한 노력으로 지속적인 시험 및 연구가 한국 수력원자력(KHNP) 및 KAIST를 중심으로 이루어지 고 있다.
USNRC가 Reg. Guide 1.207을 발간한 이후 미국의 원자력산업계를 중심으로 과도한 보수성에 대한 의 견이 제시되었으며, 이를 정량화하기 위한 노력들이 진행 중이다. 특히, 유럽의 경우 RG 1.207이 지나치 게 보수적이라는 인식하에서, 보다 현실적이고 발전 소 운전환경을 반영한 규제 및 기술 기준 개발을 위 한 연구가 진행되고 있다. 이에 본 논문에서는 현재 까지 수행된 국내외의 ASS의 EAF 시험결과를 소개 하고 메커니즘 규명을 위한 연구결과를 제시하였다.
아울러 EAF 문제를 해결하기 위한 후속연구 및 시 험의 방향을 제시하고자 하였다.
2. 해외 연구현황
2.1 미국, 일본 연구현황
미국기계학회(ASME)는 원자력발전소 설계기준인 ASME B&PV, Section Ⅲ에서 각종 구조재료에 대 한 설계피로곡선(fatigue design curve)을 제안하였 다. ASME 설계피로곡선은 상온 공기환경에서 생산 된 피로시험 자료를 바탕으로 보정계수를 적용하여 작성한 것으로 원전 수화학환경에서 발생하는 피로 균열의 생성 및 성장을 가속화시키는 환경인자의 영향을 정확하게 반영하지 못하고 있다. 그 일례로 Fig. 1 에는 공기환경에서 수행된 저주기피로 시험결과인
Fig. 2 Strain amplitude vs. fatigue life data for Type 304 SSs in water at 288 ℃(5,6)
ε-N 곡선이 나타나 있다. 그림에서 보듯이, 오스테나 이트계 스테인리스강(ASS)은 상온부터 400 ℃까지 온도가 올라감에 따라 피로수명이 감소하는 것을 확 인할 수 있다. 또한 Fig. 2는 가압경수로 원전 일차측 환경에서의 피로수명 결과를 공기환경과 비교한 것 으로 원전 수화학환경에서 피로수명이 감소하는 것 을 확인할 수 있다.
이러한 환경영향을 평가하기 위해 USNRC는 장기 간에 걸쳐 Argonne National Lab.의 시험프로그램을 지원하였다. 이를 통해 ASS를 포함한 원전 구조재료 의 환경피로에 미치는 변형률 속도, 변형률, 온도, 용 존 산소량, 재료 조성 등과 같은 다양한 인자들의 영 향을 평가하였다. 아울러 일본의 경우에도 Japan Environmental Fatigue Data Committee를 중심으로 원자력발전소 가동환경이 구조재료의 피로수명에 미치는 영향에 대한 유사한 시험연구를 수행하였다.
Fig. 1 Fatigueε-N data for austenitic SSs (Type 316, 316NG) in the air environment at various temperatures(5-13)
아래에는 이들 연구결과 도출된 환경피로거동에 미 치는 여러 인자들의 영향을 ASS를 중심으로 정리하 여 소개하였다.
2.1.1 변형률 속도(strain rate)
Fig. 3은 낮은 용존산소량 조건에서 변형률 속도와 원전 수화학조건에서의 피로수명의 관계를 나타낸 것으로, 변형률 속도가 감소함에 따라 피로수명이 감소하는 것을 알 수 있다. 또한, 낮은 용존산소량 조건에서 0.0004 %/s 보다 낮은 변형률 속도에서는 환경영향이 포화되는 것을 알 수 있다. 높은 용존산 소량 조건에서의 변형률 속도에 의한 영향은 낮은 용존산소량 조건보다 낮지만 재료의 조성과 열처리 에 의한 영향이 있음을 알 수 있다.
2.1.2 변형률 진폭(strain amplitude)
변형률 진폭이 원전 수화학조건에서의 피로수명에 미치는 영향을 평가하였다. 시험결과 환경영향이 매 우 작아지는 변형률 진폭의 결과는 0.16 % 정도로 평 가되었다. 하지만 여러가지 하중변수를 고려하여 스테 인리스강의 경우 0.10 %, 주조 스테인리스강의 경우 0.11 %의 변형률 한계를 RG. 1.207에서는 제시하고 있 다(2). 즉, 변형률 진폭이 0.1% 이하인 경우 원전 수화학 에 의한 환경영향은 없는 것으로 평가할 수 있다.
2.1.3 온도
Fig. 4에서 보듯이 100-325 ℃의 온도범위에서 원 전 수화학조건에서의 피로수명은 온도가 상승함에
Fig. 4 Change in fatigue lives of austenitic stainless steels in low DO water with various temperature(5,6,10,11,14-17)
따라 감소하고 100 ℃ 이하에서는 환경영향이 없거 나 적다. 일본에서 실험한 결과들과 비교해 보았을 때에도 큰 차이는 없는 것으로 보고되었다(3).
2.1.4 용존 산소량
ASS는 낮은 용존산소량의 원전 수화학조건에서 피로수명이 급격하게 낮아진다. 이 때의 피로수명은 재료의 조성이나 열처리와는 관계가 없었다. 하지만, 100-325 ℃의 온도 범위와 10-0.0004 %/s의 변형률 속도 범위 내에서 온도는 상승할수록, 변형률 속도 는 감소할수록 피로수명은 감소한다. 이에 비해 높 은 용존산소량 조건에서는 낮은 용존산소량 조건에 서 보다 환경영향이 적고, 재료의 조성이나 열처리 가 피로수명에 영향을 준다. 반면, 일본에서의 결과 (a)
(b)
Fig. 3 Dependence of fatigue lives of Types (a) 304 and (b) 316NG SSs on strain rate in high and low DO water at 288 ℃(5,8,11)
들을 보면 가압경수로형 원전 환경에서는 용존 산소 량에 의한 스테인리스강의 피로수명에 대한 영향이 나타나지 않았다. 따라서, 용존산소량이 환경영향피 로에 미치는 영향에 대해서는 추가적인 연구가 필요 한 것으로 판단된다.
2.1.5 주조 스테인리스강(CASS)
289 ℃ 초순수환경에서 0.3, 0.6 %의 변형률 조건 으로 수행한 CF-8M 주조 스테인리스강(CASS)의 피 로수명을 Fig. 5에 나타내었다. 그림에서 보듯이, 용 존산소량에 따른 피로수명의 변화는 보이지 않는다.
또한 CASS의 페라이트 함량이 12-28 %에 있는 경우 피로수명에 크게 영향을 주지 않는다고 보고 되고 있다.
Fig. 5 Fatigue lives of cast austenitic SSs in high-purity water at 289 ℃ and 0.3 % and 0.6 % strain amplitude plotted as a function of DO content(14,17)
Fig. 6 Dependence of fatigue lives of CF-8M cast SSs on strain rate in low-DO water at various strain amplitude(6,8,13)
Fig. 6에는 CASS의 열적시효(thermal ageing)가 미 치는 영향을 평가한 결과가 제시되어 있다. 그림에 서 보듯이, 300-400 ℃ 사이에서 열적시효를 거친 경 우 페라이트상 내부에서 스피노달 분해가 일어나 주 기적 응력이 더욱 증가하게 된다. 반대로 465 ℃에서 열적시효를 거친 경우 재결정, α’이나 시그마상의 성 장이 일어났으나 주기적 응력이나 하중에는 큰 변화 가 없었다. CASS의 환경영향피로에 미치는 변형률 속도의 영향은 일반 ASS와 거의 유사했으나, 변형률 속도 한계가 CASS의 경우 더 낮다고 보고되고 있으 며 그 한계를 0.00004 %/s로 제안되고 있다.
2.1.8 스테인리스강 용접부
원전 일차측에서 널리 사용되는 308 및 316TP 스 테인리스강 용접부의 환경영향균열 거동을 평가하 였다. 325 ℃ 가압경수로형 원전환경에서 0.005 ppm 의 용존산소량과 다양한 변형률속도 조건에서 수행 된 피로시험 결과, 스테인리스강 용접부에서의 환경 영향피로 거동은 모재와 크게 다르지 않은 것으로 평가되었다.
2.1.9 변형률 유지(strain holding)
Fig. 7은 325 ℃ 가압경수로형 원전 환경에서 0.6 % 의 변형률, 0.4-0.0001 %/s의 변형률 속도 조건에서 316 스테인리스강의 변형률 유지 시험 결과이다. 그 림에서 보듯이 낮은 용존산소량을 가지는 가압경수 로 환경에서는 변형률 유지 조건은 피로수명에 대한 영향은 없는 것으로 알려지고 있다(4).
Fig. 7 Effect of hold periods on the fatigue lives of Type 316 SSs in LWR environments at various strain rates(13)
2.1.10 유량
Fig. 8에는 가압경수로 환경에서 다양한 유량조건 에서 수행된 저주기피로 시험 결과를 나타내었다. 그 림에서 보듯이 유량에 따른 저주기피로수명의 차이 는 거의 없었다. 추가적인 시험을 통해 낮은 용존산소 량과 높은 용존산소량 조건 모두 유량은 ASS의 피로 수명에는 큰 영향이 없는 것으로 알려지고 있다.
Fig. 8 Effects of water flow rates on the fatigue lives of Type 304 and 316 SSs in PWR primary water at 325 ℃(13).
2.2 환경영향보정계수(Fen)
일본에서는 Japan Environmental Fatigue Data Committee를 중심으로 원전 가동환경이 구조재료의 피로수명에 미치는 영향에 대한 광범위한 시험연구 를 수행하였다. 이를 바탕으로 원전 가동환경이 구 조재료의 피로수명에 미치는 영향을 정량적으로 평 가하기 위한 방안으로 피로수명보정계수(fatigue life correction factor)를 적용하는 방법이 제안되었다. M.
Higuchi와 K. Iida가 제안한 이 방법에서는 공기환경 에서의 피로수명과 원전 가동환경에서의 피로수명 비를 피로수명보정계수로 정의한다. 원전 가동환경 에서 피로곡선시험 자료를 생산하고, 이를 바탕으로 각 조건에 적합한 피로수명보정계수 계산식을 도출 하였다(3).
이와 유사한 방식으로 USNRC는 원전 수화학환경에 따른 피로효과를 평가하기 위한 정량적인 방안으로 환 경영향보정계수(Fen)를 아래와 같이 제시하였다.
Fen = Nair / Nwater, N = fatigue (1)
Reg. Guide 1.207의 기술배경서인 NUREG/CR-6909
에서는 가압경수로형 원전 일차측환경에서 ASS의 피로수명 예측식을 다음과 같이 제시하였다(2).
ln[N] = 6.891 - 1.920 ln(εa - 0.112) (air environment)(2) ln[N] = 6.157 - 1.920 ln(εa - 0.112) + T'O'ε' (3)
T' = 0 (T < 150 ℃)
T' = (T – 150) / 175 (150 ℃ ≤ T < 325 ℃) T' = 1 (T ≥ 325 ℃)
O' = 0.281 (all DO levels)
ε' = 0 (ε > 0.4 %/s)
ε' = ln(ε / 0.4) (0.0004 ≤ ε ≤ 0.4 %/s)
ε' = ln(0.0004 / 0.4) (ε < 0.0004 %/s)
또한, 위 식 (1)에 제시된 환경영향보정계수(Fen) 을 ASS에 대해 아래와 같이 제시하였다(2).
Fen = exp( - T'O'ε') (4)
T' = 0 (T < 100 ℃)
T' = (T – 100)/250 (100 ℃ ≤ T ≤ 325 ℃)
ε' = 0 (ε > 10 %/s)
ε' = ln(ε / 10) (0.000 4%/s ≤ ε ≤ 10 %/s)
ε' = ln(0.0004 / 10) (ε < 0.0004 %/s) For DO less than 0.1 ppm
O' = 0.29 (all wrought and cast SSs and heat treatments and SS weld metals)
For DO greater than or equal to 0.1 ppm
O' = 0.29 (sensitized high-carbon wrought and cast SSs)
O' = 0.14 (all wrought SSs except sensitized high-carbon SSs)
일본에서도 많은 피로시험 결과를 바탕으로 독자적 으로 환경영향보정계수를 제시하였고, 다음과 같다(3). ln[Fen] = (C – ε')T' (5)
C = 3.910
ε' = ln(49.9) ε > 49.9 %/s
ε' = ln(ε) 0.0004 %/s ≤ ε ≤ 49.9 %/s (except cast SS)
ε' = ln(ε) 0.00004 %/s ≤ ε ≤ 49.9 %/s (cast SS)
ε' = ln(0.0004) ε < 0.000 4%/s (except cast SS)
ε' = ln(0.00004) ε < 0.00004 %/s (cast SS) T' = 0.000782T T ≤ 325 ℃
T' = 0.254 T > 325 ℃
미국과 일본의 환경영향보정계수 평가식들은 전 체적으로는 유사하지만 세부적으로 차이가 발생한 다. 이를 비교하기 위해 유사한 조건에 대해 평가된 미국과 일본의 환경영향보정계수를 Table. 1에 나타 내었다. 이들 결과로부터 ASS의 경우 일본의 환경영 향보정계수가 좀 더 보수적으로 평가되었음을 알 수 있다(18).
2.3 유럽 연구현황 2.3.1 체코
체코의 피로평가 방식은 체코 STD A.M.E standard 20에서 찾아 볼 수 있으며, 이는 러시아의 PNAE 21 를 기반으로 하고있다. 체코가 운영중인 WWER 발 전소의 경우 하중조건, 안전계수, 그리고 균열개시까 지의 주기와 응력이 미국과 다르고, 운전 온도 또한 다르기 때문에 미국의 NUREG/CR-6909 접근방식을 적용하기에는 적합하지 않기 때문으로 생각된다. 하 지만 최근에는 Fig. 9와 같이 미국의 평가방식 도입 을 고려하고 있다(19).
Fig. 9 Comparison of US design curves with current and possible new Czech design curves (note current Czech curve is shown in basic form without any additional safety factors which must be determined by the assessor)(19).
Table 1. Comparison between calculated Fen values for austenitic stainless steel(19).
Environment Strain rate
ε (%/s)
(JSME model)
(ANL model)
PWR ≤ 0.00004 19.7 14.5 1.4 0.01 8.71 5.87 1.5
2.3.2 프랑스, 영국, 핀란드
프랑스는 원전 운영자인EDF와 설계자인 AREVA 를 중심으로 환경영향 피로시험을 수행하고 그 영향 을 평가해왔다. 프랑스의 규제요건에는 구체적으로 피로평가시에 환경영향을 고려하도록 요구하고 있 지는 않으나, 원전 구조재료의 환경영향피로 평가에 는 미국의 평가방식을 도입하여 적용하고 있다(22). 환경피로 시험측면에서 AREVA는 304L 스테인리 스강의 표면처리, 하중 조건, 환경에 따른 환경영향 피로거동을 연구해왔다(23~27). 304L 스테인리스강의 표면처리 조건에 따른 피로시험은 영국의 AMEC과 함께 300 ℃의 가압경수로형 원전 환경에서 수행되 었다. 시험결과 환경과 표면처리에 의한 영향이 굉 장히 보수적으로 평가되었음을 확인하였으나, 명확 한 환경영향피로를 평가하기 위해 더 많은 실험이 필요한 것으로 판단된다.
또한, 핀란드의 VTT와 함께 다양한 복합 하중조 건에서 환경영향피로시험을 수행하였다. 시험 결과 복합 하중의 영향에 의한 환경영향계수는 1.5-3.8로 나타나 NUREG/CR-6909에서 보고된 단순 삼각파형 일때의 환경영향보정계수인 5.9에 비해 매우 낮게 평가되었다(25).
이외에도 VTT에서는 원전의 가동과 운전, 그리고 중지 시에 발생하는 열적 하중을 모사하여 실험을 수행하였다. 시험결과 낮은 변형률과 높은 변형률 조건에서 모두 피로수명이 증가함을 확인하였다. 하 지만 전위 구조나 미세구조의 차이는 없었으며 추가 적인 실험이 필요한 것으로 판단된다(28).
3. 국내 연구현황
국내의 경우 원전 운영자인 한국수력원자력과 KAIST 를 중심으로 가압경수로형 원전 가동환경에서 환경영 향피로특성 연구를 수행하고 있다. 원전 구조재료인 저합금강, ASS 및 니켈기 합금을 주 대상으로 하였으
며, 한전 전력연구원에서는 주조 스테인리스강에 대해 서도 일부 수행하였다. 본 논문에서는 이 가운데 ASS를 중심으로 피로수명에 영향을 주는 환경인자들에 대한 연구결과를 아래와 같이 요약하였다.
3.1 온도
316LN 스테인리스강의 피로수명에 미치는 온도의 영향을 평가하기 위하여 230 ℃ 수화학환경에서 피 로시험을 수행하였고 시험결과310 ℃에서 230 ℃로 감소함에 따라 316LN 스테인리스강의 피로수명은 증가하는 것을 확인하였다.
3.2 용존수소량
Fig. 10은 다양한 용존수소량 조건에서 316LN 스 테인리스강의 피로수명 결과이다(29). 용존수소량이 증가함에 따라 스테인리스강의 주요 환경조장균열 기구인 수소유기균열(HIC, hydrogen induced cracking) 이 더욱 잘 일어날 것으로 예상했으나 큰 영향은 보 이지 않았다. 이는 HIC에 관여하는 수소는 수용액에 녹아있는 것이 아니라 균열선단에서의 부식반응에 의해 발생하는 수소이기 때문으로 판단된다.
Fig. 10 Fatigue life of 316LN SS with various DH level in 310 ℃ water(29)
3.3 변형률 속도
다양한 변형률 속도에서 316LN 스테인리스강의 피로시험을 수행한 결과를 Fig. 11에 나타내었다 30.
변형률 속도가 0.008 %/s에서 0.4 %/s로 증가함에 따 라 피로수명은 더 길어지는 것을 확인할 수 있었고, 이는 NUREG/CR-6909의 결과와도 일치함을 확인하 였다.
Fig. 11 Fatigue life of the Type 316LN SS(30).
3.4 변형률 유지
일반적으로 피로시험에 사용되는 삼각파형 (R=-1) 이 실제 원자력발전소 가동환경에서의 하중조건을 정확하게 모사하지 못함에 따라 발전소의 과도조건 을 모사한 하중조건으로 시험을 수행하였다. 원전의 실제운전조건을 최대한 모사하기 위해 최대 연신률 보다 약간 낮은 연신률에서 유지한 채(sub-peak holding) 시험을 수행하였으며 sub-peak holding 유지 시간은60초와 300초 두가지 조건을 적용하였다. 하 지만 Fig. 12와 같이 변형률 유지에 대한 피로수명의 개선효과는 거의 없음을 알 수 있다.
또한 Fig. 13과 같이 변형률 속도를 복합적(mixed- strain rate)으로 주어 피로시험을 수행하였다. 하지만 Fig. 14와 같이 피로수명에는 큰 영향이 없음을 알 수 있다(31).
Fig. 12 Fatigue life of 316SS in 310 ℃ PWR environments with strain holding.
3.5 아연 주입
위에서 설명한 바와 같이, ASS의 환경영향피로를 완화하기 위해 시도된 용존수소량 조절, sub-peak holding, mixed-strain rate 등의 시험조건에서 특이할
Fig. 13 Schematic diagram of waveform used in the mixed strain test(31)
Fig. 14 Fatigue life of 316LN SS in PWR water tested at mixed strain rate and constant strain rate(31)
만한 환경영향의 변화를 확인하지 못하였다. 따라서, 니켈기합금의 일차수 응력부식균열에 저감효과가 있는 아연을 주입함으로써 환경영향피로의 저감효 과를 확인하는 시험을 수행중이다. 즉, 아연주입을 통해 스테인리스강의 균열선단에 더욱 치밀한 산화 막을 형성함으로써 원전 가동환경에서의 주요 피로 균열 성장기구인 HIC를 저감시킬 것을 기대하고 있 다. 다양한 변형률속도에서 시험을 수행하고 있으며, 예비시험 결과 NUREG/CR-6909에서 제시한 피로수 명 예측값보다 조금 증가한 것을 볼 수 있으나 아직 명확하게 아연의 영향이라고 판단하기는 어려우며 추가적인 실험이 진행 중에 있다.
4. 환경영향피로 기구
4.1 수소유기균열(hydrogen induced cracking) 원전 수화학환경에서 ASS의 피로균열이 성장하는 기구는 크게 슬립용해/산화와 HIC에 의해서 발생하 는 것으로 알려져 있다(2). 하지만 원전 수화학환경에서
ASS의 환경피로평가 결과, 용존 산소량이 감소함에 따라 피로수명이 감소하는 것으로 알려져 있어 슬립 용해/산화에 의한 기구로는 설명이 어려운 점이 있 다. 이에 비해 Fig. 15와 같이 산화반응에 의해 발생 한 수소가 균열선단에 용입되어 균열성장이 촉진된 다는 HIC가 작동하는 것으로 보고되고 있다(3). HIC 는 반복하중에 의해 산화막이 파괴되면 안쪽의 금속 이 원전 수화학환경에 노출되게 되고, 이때 수소가
Fig. 15 Hydrogen induced cracking (HIC) mechanism(30)
응력이 집중되는 전위, 결정립계, 또는 미세 공공 (micro-voids)으로 용입되면서 발생한다고 알려져 있
다(32~34). HIC 의 증거로는 균열 선단에서의 미세 공
공과 파면에서의 분열 양상(cleavage facets), 전위 증 식(dislocation multiplication), 그리고 잘 발달된 줄무 늬(striation)가 있다. 이러한 증거들은 모두 ASS의 피 로균열 파단면에서 주로 관찰할 수 있다.
HIC의 관점에서 영향을 줄 수 있는 주요 변수로는 용존산소량과 용존수소량이 있다. 특히, 앞서 보여준 Fig. 3과 같이 용존산소량이 감소함에 따라 피로수명 이 감소하는 경향을 확인할 수 있는데, 이는 Fig. 16 의 용존산소량에 따른 환경영향보정계수를 보면 명 확히 알 수 있다. 즉, 낮은 용존산소량과 높은 용존 산소량에서 환경영향보정계수가 가장 작은 것을 확 인할 수 있다. 용존 산소량에 따라 이러한 거동을 보 이는 원인은 균열선단에서 발생하는 두 가지 현상이 복합적으로 작용하기 때문이다. 먼저, 용존산소량이 증가함에 따라 부식속도가 증가하고, 이어서 수소생 성속도의 증가로 이어져 HIC를 촉진함으로써 피로수 명이 감소한다. 반면에 용존 산소량이 증가함에 따라 반복하중에 의해 파괴된 산화막이 빠르게 재생되고, 이는 균열선단에서 수소의 용입시간 감소로 이어져 HIC를 저하시킴으로써 환경피로수명이 증가하게 된 다. 이러한 두 가지 현상이 복합적으로 작용하기 때문 에 중간영역의 용존 산소량에서 상대적으로 환경피 로수명이 짧게 나타나는 것으로 판단된다.
HIC 기구에 의해 예측된 거동과 실험 결과 사이의 차이는 산화막 재생 속도로 설명이 가능하다. 반복
Fig. 16 Experimental Fen values of austenitic alloys depending on dissolved oxygen (DO) concentration in LWR water(35)
하중에 의해 산화막이 파괴되면 빠르게 부식되고 다 시 부동태화 된다(36). 산화막의 재생속도는 용존 수 소량이 감소할수록 증가하고, 높은 용존산소량에서 낮은 용존산소량보다 빨리 산화막이 형성된다고 보 고되고 있다(37,38). 또한, 이 과정에서 새로 생성되는 산화막은 부식을 지연시키고 이로 인해 피로 저항성 을 향상시키는데 영향이 있다고 보고되고 있다(39).
4.2 동적변형시효(dynamic strain ageing) 공기환경 300-600 ℃ 온도범위와 0.3 %/s 변형률속 도 아래에서 ASS의 DSA 현상을 확인하였다. DSA 현 상은 낮은 변형률속도에서 전위 밀도를 증가시키고 반복하중 동안 변형의 불균일도를 높인다. DSA는 304L 스테인리스강의 경수로형 원전 가동환경에서 도 발견이 되었다. 공기환경 0.4 %/s 변형률 속도에 서 피로수명과 피로한계는 150 ℃보다 300 ℃에서 더 높았고, 유사한 특성이 가압경수로형 원전 일차 측 환경에서도 관찰이 되었다. Fig. 17에서 보듯이 수화학환경에서 나타나는 ASS의 주기적 응력거동 으로부터 이차 경화현상이 일어나는 이유는 DSA에 의해 전위밀도가 증가하여 발생하는 것으로 보고되 고 있다(2).
Fig. 17 Cyclic stress response of several SSs in RT air and PWR water(40)
5. 요약 및 추후 연구방향
1980년대 이후 세계적으로 관련 연구기관들에 의 해 축적된 수 많은 실험데이터와 분석의 결과 환경 영향피로에 미치는 다양한 인자들의 영향을 정량적 으로 평가하는 방안이 제시되었다. 그럼에도 불구하 고, 용존산소량의 영향, 변형률 유지의 영향 등 추가
적인 연구가 필요한 부분이 있는 실정이다. 특히, 규 제기준에 포함된 과도한 보수성을 정량적으로 평가 하고, 잠재적인 환경영향피로를 완화하는 방안에 대 한 연구는 부족한 것으로 보인다. 즉, 이와 같은 보 수성을 현실적으로 줄이기 위하여 실제 원전 운전 조건이 반영된 하중이력과 보다 엄밀하게 제어된 수 화학환경에서 재료에 대한 피로평가가 이루어져야 할 것으로 판단된다.
후 기
본 연구는 한국수력원자력주식회사의 환경피로 연구용역 연구비를 지원받아 수행되었습니다.
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