Fatigue Life Analysis of SA508 Gr. 1A Low-Alloy Steel under the Operating Conditions of Nuclear Power Plant

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(1)한국압력기기공학회 논문집 제6권 제1호 2010년 9월 pp. 50 󰡈 56. 원자력발전소 운전환경에서 SA508 Gr. 1A 저합금강의 피로 수명 분석 이용성† ․ 김태순* ․ 이재곤*. Fatigue Life Analysis of SA508 Gr. 1A Low-Alloy Steel under the Operating Conditions of Nuclear Power Plant †. *. Yong Sung Lee , Tae Soon Kim and Jae Gon Lee. *. ABSTRACT Fatigue has been known as a major degradation mechanism of ASME class 1 components in nuclear power plants. Fatigue damage could be accelerated by combined interaction of several loads and environmental factors. However, the environmental effect is not explicitly addressed in the ASME S-N curve which is based on air at room temperature. Therefore many studies have been performed to understand the environmental effects on fatigue behavior of materials used in nuclear power plants. As a part of efforts, we performed low cycle fatigue tests under various environmental conditions and analyzed the environmental effects on the fatigue life of SA508 Gr. 1a low alloy steel by comparing with higuchi's model. Test results show that the fatigue life depends on water temperature, dissolved oxygen and strain rate. But strain rate over 0.4%/s has little effect on the fatigue life. To find the cause of different fatigue life with ANL's and higuchi's model, another test performed with different heat numbered and heat treated materials of SA508 Gr. 1a. On a metallurgical point of view, the material with bainite microstructure shows much longer fatigue life than that with ferrite/pearlite microstructure. And the characteristics of crack propagation as different microstructure seem to be the main cause of different fatigue life. Key Words : Environmental fatigue(환경피로), Low-alloy steel(저합금강), Low cycle fatigue test(저주기 피로시 험), S-N curve(응력-수명 선도), Strain rate(변형률속도). 1. 서 론 피로손상은 원자력발전소 주요 기기재료에서 발생 가능한 대표적인 열화현상 중 하나이다. 가동중인 원자력발전소 기기들에서는 기계적 하중과 열적 하 중의 변화로 인해서 주기적 하중이 발생하는데, 이 러한 하중이 원자력발전소 기기들의 피로수명을 저 하시키는 중요한 원인으로 작용하고 있다. 원자력발 전소의 원자로냉각재계통은 고온 ․ 고압의 수화학 환 † 책임저자, 회원, 한국수력원자력(주) 원자력발전기술원 E-mail : [email protected] TEL : (042)870-5776 FAX : (042)870-5779 * 한국수력원자력(주) 원자력발전기술원. 경이기 때문에, 하중인자와 환경인자가 복합적으로 작용하여 피로손상이 가속될 가능성이 높은 것으로 알려져 있다. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III에서는 원자력발전소에서 사용되는 다양 한 구조재료에 대한 설계피로곡선을 명시하고 있다1). 하지만 ASME Code에서 제시된 설계피로곡선은 상 온 공기환경에서 생산된 피로수명 시험결과를 바탕 으로 하고 있기 때문에 원자력발전소 운전 시의 수 화학환경이 재료의 피로수명에 미치는 영향을 충분 히 반영하지 못하고 있다. 1980년대부터 원자로냉 각재 환경(변형률의 변화속도 및 진폭, 운전온도, 용존산소량, 황 함유량 등) 하의 압력경계에 사용되 는 기기의 재료에서 환경조장기구에 의해 피로균열.

(2) 원자력발전소 운전환경에서 SA508 Gr. 1A 저합금강의 피로 수명 분석. 51. Table 1 Chemical composition of specimens (wt.%) Specimens. C. Si. Mn. S. P. Ni. Cr. Mo. Al. Cu. V. Heat A. 0.22. 0.21. 1.16. 0.004. 0.008. 0.20. 0.17. 0.04. 0.02. 0.12. 0.005. Heat B. 0.23. 0.31. 1.15. 0.001. 0.006. 0.27. 0.20. 0.06. 0.01. 0.03. 0.006. 의 생성과 성장이 촉진되어 기존 기술기준의 설계피 로곡선이 비보수적일 수 있다는 연구 결과들이 발 2-4). 표되었고 , 1990년 이후 운영 중인 발전소의 계속 운전 추진과정에서 원자력발전소의 현안 문제로 대 두되어 이에 대한 연구가 활발히 진행되었다. 고온. Table 2 Mechanical characteristics of specimens Specimens. Y.S. (MPa). U.T.S. (MPa). Elong. (%). 상온. 310℃. 상온. 310℃. 상온. 310℃. Heat A. 350.8. 243.3. 521.2. 521.9. 39.2. 38.3. Heat B. 345.3. 258.6. 522.1. 542.5. 33.1. 30.3. 수화학환경에서 피로특성 시험에 대한 대표적인 연 구자인 O. K. Chopra는 탄소강과 저합금강, 그리고 스테인리스강에 대한 피로수명 시험을 수행하였고 시험결과를 바탕으로 피로수명 예측모델을 제시하 5-8) 였다 . M. Higuchi도 탄소강과 저합금강, 그리고 스 테인리스강에 대한 다수의 피로수명 시험결과를 발 9-10). Fig. 1 Geometry of low cycle fatigue test specimen. 11). 표하였다 . 국내의 경우 원자력발전기술원 , 전력 12) 13) 연구원 , 한국과학기술원 을 중심으로 다양한 환 경피로 관련 연구를 수행 중이나 아직은 재료 및 시 험조건에 따른 데이터가 부족한 실정이다. 본 연구에서는 원자력발전소의 고온 수화학환경 에서 피로수명 시험을 수행할 수 있는 시험장비를 제작하여 원자로냉각재계통 배관재로 사용되는 SA 508 Gr.1a 저합금강의 피로수명 시험자료를 생산하 였다. 환경인자가 재료의 피로수명에 미치는 영향을 확인하기 위해 온도, 용존산소량 및 변형률속도 조 건을 달리 하여 그 결과를 분석하고 외국의 모델과 비교 평가하였다. 또한, 동일 재료에 대한 외국 모델 과 본 시험결과와의 피로수명 차이를 확인하기 위 해 heat number와 열처리 조건이 다른 SA508 Gr.1a 재료를 선정하여 피로수명 시험을 수행하고 재료의 특성이 피로수명에 미치는 영향을 분석하였다.. Fig. 2 Environmental low cycle fatigue test rig. 링 후 공냉 열처리된 것으로 본 논문에서는 heat A 로 명명하였다. 다른 재료는 가압기 서어지 노즐(surge nozzle)에 사용되는 SA508 Gr.1a로 재료의 기계적 특성을 높이기 위해 860℃에서 11시간 동안 오스테. 본 연구에서는 heat number와 열처리 조건이 서로. 나이징 후 수냉하고 655℃에서 5시간 동안 템퍼링 후 공냉 열처리 된 것으로 heat B로 명명하였다. 시험편의 화학적 조성 및 기계적 특성을 Table 1, 2. 다른 두 종류의 SA508 Gr.1a 시험편을 사용하여 피 로수명 시험을 수행하였다. 먼저 원자력발전소 운전 환경 영향에 따른 피로수명을 평가하기 위한 시험재. 에 각각 나타내었다. 저주기 피로시편은 ASTM E60614) 04 에 따라 제작된 게이지 지름 9.63mm, 게이지 길 이 19.05mm인 봉상형태의 피로시험편을 사용하였다.. 료는 원자로냉각재계통 배관재로 사용되는 SA508 Gr. 1a를 사용하였다. 이 재료는 920℃에서 10분 동안 노 말라이징 후 수냉하고 650℃에서 130분 동안 템퍼. 시험편의 형상을 Fig. 1에 나타내었다. 고온 ․ 고압의 수화학환경에서 피로수명 시험을 수행하기 위한 시 험장비를 Fig. 2에 나타내었다. 환경영향 피로수명. 2. 피로수명 시험. 한국압력기기공학회 논문집 제6권 제1호 2010년 9월.

(3) 52. 이용성 ․ 김태순 ․ 이재곤. 시험장비는 피로시험기(fatigue test machine)와 환경 모사장치, 그리고 오토클레이브(autoclave)로 구성된. 은 heat A 재료를 사용하였다. Heat number가 다른 동일재료에 대한 피로수명을 평가하기 위한 피로수. 다. 피로시험기는 본 시험을 위해 설계 및 제작된 전 용기기로 ±60kN의 동적하중을 인가할 수 있는 servoelectric 방식을 사용하여 유압펌프가 불필요하기 때. 명 시험은 310℃의 수화학환경에서 0.04%/s의 변형 률속도, 용존산소량 1ppb 이하의 조건으로 시험하고 heat A와 heat B의 결과를 비교하였다. 피로수명은. 문에 시험기기 크기가 작다는 장점이 있다. 변형률 측정장치는 인코넬 재질을 사용하여 왜곡없이 오토 클레이브 외부에서 측정이 가능하며 굽힘하중과 좌. 인장응력이 최대값에서 25% 감소하는 주기(N25)로 정의하였다. 피로수명 시험조건을 조성한 후 시험영 역인 오토클레이브 내부환경을 균일하게 하고 시험. 굴을 받는 부위는 측정값이 영향을 받지 않도록 충 분한 강성을 확보하여 설계되었다. 환경모사장치는 원자력발전소 운전환경을 최대한 모사할 수 있도록. 환경에서 안정된 산화막을 형성시키기 위해 전산화 공정(pre-oxidation)을 수행하였다.. 설계되었다. 용존산소량을 단시간에 정확하게 조절 하기 위해 2개의 유리칼럼을 탱크 대용으로 사용하 였다. 1번 칼럼에는 아르곤 가스를 주입하여 용존. 3. 결과 및 고찰. 산소를 최대한 제거하고, 2번 칼럼에는 질량유량계 (MFC)를 장착하여 다양한 가스를 일정한 유량으로 주입할 수 있도록 하였다. 시험영역인 오토클레이 브 내부의 온도는 ±2℃ 정도의 범위에서 일정하게 유지하도록 하였다. 피로수명 시험조건을 Table 3에 나타내었다. 피로 수명에 영향을 미치는 환경인자로 온도, 용존산소량 및 변형률속도의 영향을 고려하였다. 온도조건의 경 우 피로수명에 대한 환경영향은 150℃에서부터 뚜 6). 렷해진다 . 따라서 환경영향 개시온도인 150℃와 원 자력발전소 운전온도인 310℃와의 평균온도인 230℃ 를 비교시험 온도조건으로 결정하였다. 발전소 운전 시 발생가능한 용존산소량의 변화에 따른 영향을 살 펴보기 위해 정상운전조건인 1ppb 이하와 50ppb의 조건에서 실험을 수행하였다. 용존산소량 50 ppb 환 경을 구축하기 위해서 1% 산소 + 99% 아르곤 혼합 가스를 시험수에 주입시키면서 용존산소량을 조절하 였다. 변형률속도는 0.008%/s, 0.04%/s, 0.4%/s, 1.2%/s. 3.1 환경영향에 따른 피로수명 재료의 피로수명에 영향을 주는 주요 환경인자인 온도, 용존산소량, 변형률속도에 따른 피로수명 시험 을 SA508 Gr.1a - heat number A를 사용하여 수행 하였다. Fig. 3은 온도 변화에 따른 피로수명을 나타 낸 것이다. 동일 하중 조건에서 시험온도가 310℃에 서 230℃로 감소함에 따라 재료의 피로수명이 증가 하였다. 일본 Higuchi's model에서도 310℃에서 230℃ 로 온도가 감소하면 약 7% 정도의 피로수명이 증가 하는 것으로 나타났다. 이처럼 저합금강의 피로수명 은 온도에 의존하며 낮은 온도에서 피로수명이 증 가함을 확인하였다. Fig. 4는 용존산소량이 재료의 피로수명에 미치는 영향을 나타낸 것이다. 용존산소 량이 50ppb까지 증가하게 되면 재료의 피로수명은 최대 25% 정도 감소하였고 이러한 경향은 변형률이 증가함에 따라 점차 감소하는 것으로 확인되었다. 변형률속도가 피로수명에 미치는 영향은 Fig. 5에 나. 의 4가지 조건에서 시험을 수행하였다. 이상의 시험 Table 3 Test conditions Waveform. Fully reversed triangular (R=-1). Strain rate. 0.008%/s, 0.04%/s, 0.4%/s, 1.2%/s. Strain amplitude. 0.4%, 0.6%, 0.8%, 1.0%. Water temperature. 230℃. Dissolved Oxygen (DO). < 1ppb. Environment (Conductivity, DH). 310℃ 50ppb. < 1ppb. Con. < 0.1µS/cm DH < 10ppb. Transaction of the KPVP, Vol. 6, No. 1. Fig. 3 Fatigue life according to the operating Temp..

(4) 원자력발전소 운전환경에서 SA508 Gr. 1A 저합금강의 피로 수명 분석. Fig. 4 Fatigue life according to the Dissolved Oxygen. 53. Fig. 6 Comparison of fatigue life for the different heat numbered SA508 Gr.1a low alloy steels. 명이 heat A 보다 길게 나타났다. 그리고 외국의 예 측모델과의 비교에서도 heat B 저합금강의 시험결 과가 예측모델과 더 근접한 값을 보였다. 이를 통해 재료특성의 차이가 저합금강의 피로수명에 영향을 미치는 것을 확인할 수 있었다. 현재까지 알려진 바 로는 고온 수화학환경에서 저합금강의 피로 저항성 에 영향을 미치는 재료특성 인자는 황함유량, 인장 강도, 미세구조 특성 등으로 구분할 수 있다. 본 피 로시험의 경우, 서로 다른 heat number를 갖는 두 Fig. 5 Comparison of environmental effect(Strain Rate). 재료 간 황 함유랑과 인장강도의 크기는 Table 2 및 Table 3에서와 같이 큰 차이가 나타나지 않았다. 따. 타내었다. 변형률속도가 증가함에 따라 SA508 Gr.1a. 라서 두 재료간의 미세구조를 비교 평가하여 피로. - heat A 저합금강의 피로수명도 증가하였으나 0.4 %/s 이상에서는 피로수명의 변화가 거의 관찰되지 않았다. 이를 통해서 빠른 변형률속도 조건에서는. 직 관찰을 위해서 10×10mm 시편을 채취하였다. 미. 환경인자가 SA508 Gr.1a - heat A 저합금강의 피로 수명에 미치는 영향이 제거되는 것을 확인할 수 있 었다.. 수명의 차이가 발생하는 원인을 분석하였다. 미세조 세조직 관찰시편을 냉간 마운팅(cold mounting) 하여 1µm까지 연마작업을 수행하였다. 연마작업 후, 시 험편을 초음파세척기를 이용하여 세척하고 에칭하 였다. 에칭 용액으로는 nital 용액을 이용하였다. 상 온에서 에칭 작업 후에 전자현미경을 이용해서 미. 3.2 재료영향에 따른 피로수명 상기 온도 및 용존산소량의 변화에 따른 피로시 험 결과는 전반적으로 Higuchi's model과 동일한 경 향을 나타내고 있지만 피로수명은 더 짧게 나타났 다. 이러한 차이는 각 시험에 사용된 재료의 특성이 다르기 때문인 것으로 판단된다. 따라서 재료특성 이 피로수명에 미치는 영향을 확인하기 위해 heat number와 열처리 조건이 서로 다른 SA508 Gr.1a 저 합금강의 피로수명 시험을 수행하고 결과를 Fig. 6 에 나타내었다. 시험결과 heat B 저합금강의 피로수. 세조직을 관찰하였다. 미세조직 관찰결과 heat A는 Fig. 7 (a)와 같이 페라이트-펄라이트 구조를 보였 다. 반면 heat B 는 Fig. 8 (a)와 같이 베이나이트 구 조를 갖는 것을 확인할 수 있었다. 일반적으로 미세 구조의 차이는 고주기 피로수명에 큰 영향을 미치는 것으로 알려져 있다. 하지만 미세균열의 생성 및 성 장이 저주기 피로수명에도 어느 정도의 영향을 미치 는 것으로 생각된다. Fig. 7 및 Fig. 8의 (b) 와 (c)에 서 나타나는 피로시편의 균열단면을 관찰하면 미세 균열의 생성 및 성장과 2차 균열의 성장이 미세구조. 한국압력기기공학회 논문집 제6권 제1호 2010년 9월.

(5) 54. 이용성 ․ 김태순 ․ 이재곤. 에 영향을 받는 것을 알 수 있다. Fig. 7 (b), (c)에 나 타난 페라이트-펄라이트 구조를 갖는 heat A의 경우,. 진전되어 펄라이트 상과 만나게 되면 펄라이트 상을 깨지 못하고 페라이트-펄라이트 상의 경계로 지나가. 생성되고 성장하는 것을 알 수 있다. 또한 균열이. 며 성장하게 된다. 한편 Fig. 8 (b), (c)에서와 같이 베이나이트 구조를 가진 heat B의 균열성장 거동을 관찰한 결과, 균열성장은 페라이트 구조에서만 이루. Fig. 7 SEM micrographs of SA508 Gr.1a - heat A of (a) grain structure (b) surface crack (c) secondary crack. Fig. 8 SEM micrographs of SA508 Gr.1a - heat B of (a) grain structure (b) surface crack (c) secondary crack. 미세균열의 생성 및 성장은 단단한 구조의 펄라이 트에서 생성되거나 성장하지 않고 페라이트 상에서. Transaction of the KPVP, Vol. 6, No. 1.

(6) 원자력발전소 운전환경에서 SA508 Gr. 1A 저합금강의 피로 수명 분석. 어지며 베이나이트 구조에 존재하는 탄화물의 경계 에서 균열 성장은 나타나지 않았다. 앞서 언급한 펄 라이트 상과 탄화물은 피로균열의 성장에 방해요소 로 작용한다고 알려져 있다. 하지만 heat A의 경우 피로균열 성장이 페라이트-펄라이트 구조의 경계로 진전함에 따라 펄라이트 구조가 균열성장에 방해요 소로 작용하지 못하여 더 짧은 피로수명을 나타내 는 것으로 판단된다.. 4. 결 론 원자력발전소 운전환경 영향에 따른 피로수명을 평가하기 위해 원자로냉각재계통 배관재로 사용되 는 SA508 Gr.1a 저합금강을 사용하여 다양한 환경 조건에서 저주기 피로시험을 수행하였다. 주요 환경 영향 인자로는 온도, 용존산소량 및 변형률속도를 고려하였다. 그 결과 온도 감소에 따라 피로수명은 증가하였고, 용존산소량의 증가에 따라 피로수명은 감소하였다. 그리고 0.4 %/s 이상의 변형률속도에서 는 피로수명에 대한 변형률속도의 영향이 없어짐을 확인하였다. 이는 변형률속도가 빨라질수록 환경영 향이 감소하다가 임계치에 도달한 이후부터는 환경 영향이 없어지기 때문인 것으로 판단된다. 이와 같 은 시험결과는 외국의 예측모델에서 나타나는 경향 과 일치하였다. 그러나 피로수명은 외국의 모델에 비해 짧게 나타났다. SA508 Gr.1a 재료의 피로수명에 대한 외국 모델의 결과와 본 시험결과와의 차이를 규명하기 위해 heat number와 열처리 조건이 다른 두 종류의 SA508 Gr. 1a 재료를 각각 heat A, heat B로 구분하고 피로수 명 시험을 수행하였다. 시험 결과 SA508 Gr.1a - heat B 저합금강이 heat A 저합금강보다 긴 피로수명을 보였다. 시험편의 미세구조 확인 결과 열처리 조건 에 따라 heat A는 페라이트-펄라이트 조직을 갖고 heat B는 베이나이트 조직을 갖는 것으로 나타났으 며 이러한 미세구조의 차이가 피로수명의 차이를 나 타내는 주요한 원인인 것으로 생각된다.. 참고문헌 1. ASME B&PV Code Section III, 1998 Edition, “Rules for Construction of Nuclear Power Plant. 55. Component” 2. S. Majumdar, O. K. Chopra and W. J. Shack, 1993, “Interim Fatigue Design Curves for Carbon, Low-alloy, and Austenitic Stainless Steel in LWR Environments,” NUREG/CR-5999. 3. A.G. Ware, D.K. Morton and M.E. Nitzel, 1995, “Application of NUREG/CR-5999 Interim Fatigue Curves to Selected Nuclear Power Plant Components,” NUREG/CR-6260. 4. J. Keisler, O. K. Chopra and W. J. Shack, 1995, “Fatigue Strain-Life Behavior of Carbon and LowAlloy Steels, Austenitic Stainless Steels, and Alloy 600 in LWR Environments”, NUREG/CR-6335. 5. O. K. Chopra and W. J. Shack, 1998, “Low-cycle Fatigue of Piping and Pressure Vessel Steels in LWR Environments,” Nuclear Engineering and Design, Vol. 184, pp. 49-76. 6. O. K. Chopra and W. J. Shack, 1999, “Effects of LWR Coolant Environments on Fatigue Design Curves of Fatigues of Austenitic Stainless Steels,” NUREG/ CR-5704. 7. O. K. Chopra and W. J.Shack, 2004, “Effects of LWR coolant environments on fatigue crack initiation in carbon and low-alloy steels and austenitic stainless steels,” Proceedings of 3rd International Conference on Fatigue of Reactor Components. 8. O. K. Chopra and W. J. Shack, 2006, “Effect of LWR Coolant Environments on the Fatigue Life of Reactor Materials, NUREG/CR-6909. 9. M. Higuchi, 2004, “Development of evaluation method of fatigue damage on operating plant components in considering environmental effect of LWR coolant,” Proceedings of 3rd International Conference on Fatigue of Reactor Components. 10. M. Higuchi, Y. Nomura, K. Sakaguchi and A. Hirano, 2007, “Final Proposal of Environmental Fatigue Life Correction Factor(Fen)”, Proceedings of PVP2007, ASME, Texas 11. Jae Gon Lee, Chang heui Jang and Pyung yeon Cho, 2009, “Environmental Effects on Low Cycle Fatigue Behaviors of Stainless Steels”, Korean Nuclear Society Autumn Meeting, 12. Il Seok Jeong, Gak Hyun Ha, Tae Ryong Kim and Hyun-Ik Jeon, 2008, “Characteristics of the Cyclic Hardening in Low Cycle Environmental Fatigue Test of CF8M Stainless Steel”, Trans. of the KSME-A, Vol.32 No.2 pp. 177-185. 한국압력기기공학회 논문집 제6권 제1호 2010년 9월.

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