오스테나이트 스테인리스강(ASS; Austenitic Stainless Steel)은 높은 부식 저항성과 우수한 기계적 물성 때문에 국내 가압경수로형(PWR; Pressurized Water Reactor) 원자로의 주요 부품 및 구조물에 널리 사용되고 있다. 원자력 발전설비는 종류와 위치에 따라 설계수명 및 계속운전 기간 동안 다양한 운전 조건과 작용 하중에 따라 경년열화(ARDM; Age Related Degradation Mechanism) 손상이 발생할 수 있다. 오스테나이트 스테인리스강 용접부(ASSW; ASS Weld)는 고온에서 심각한 취화가 발생한다고 알려진 주조 오스테나이트 스테인리스강(CASS; Cast Austenitic Stainless Steel)과 유사하게 페라이트 상과 오스테나이트 상의 2상 복합조직으로 이루어져 있어 델타(δ)-페라이트 함량에 따라 열취화에 대해 민감할 수 있다. 또한 원자로내부구조물(RVI; Reactor Vessel Internals)에 사용되는 ASSW의 경우, 노심 근처에 위치하여 높은 중성자 수준에 노출되기 때문에 조사취화가 발생할 수 있고, 최근에는 열취화와 조사취화의 시너지 효과에 대한 우려가 제기된 바 있으나 상세 연구는 아직까지 부족한 실정이다.
본 연구에서는 원전 구조물 중 ASSW가 위치한 안전 1등급 배관에 대한 열취화 평가와 RVI에 대한 열취화/조사취화 평가를 수행하여 용접잔류응력과 시간에 따른 온도/압력 이력을 고려하여 전체응력을 도출하였고 이를 활용하여 결함 건전성평가를 수행하였다. 배관에 위치한 ASSW에 대한 열취화 평가에 대하여 첫 번째로, 용접 과정 동안 발생하는 잔류응력을 평가하기 위하여 유한요소 잔류응력 해석기법을 분석하였고, 선행연구를 분석하여 수치해석적 예측기법과 사용적합성(FFS; Fitness-For-Service) 평가 코드에서 제시한 공학적 예측기법과의 비교를 통하여 유한요소 해석의 수행 필요성을 확인하였다. 두 번째로, 운전하중 조건을 고려한 전체응력을 도출하는 데 있어 열취화에 따른 영향을 고려하기 위하여 CASS에 대한 열취화 예측기법을 분석하여 ASSW 재질에 대한 적용할 수 있는 예측식을 제안하였다. 이를 통해 국내 가동중 CE(Combustion Engineering)형 원전의 안전 1등급 냉각재 배관 용접부 중 열취화에 민감할 수 있는 대상을 선정하여 용접잔류응력과 정상운전 하중을 고려한 전체응력을 도출하였고, 열취화에 따른 인장특성 변화가 응력에 미치는 영향을 민감도 분석을 수행하여 정량화하였다. RVI의 ASSW에 대한 열취화/조사취화 평가에 대해서는 RVI 경년열화 관리 전략에 적용되고 있는 문서들을 분석하여 조사취화에 따른 인장특성 변화 예측기법을 확인하였고, 본 연구에서 제안한 ASSW 열취화 예측기법 및 열취화/조사취화 된 ASSW의 인장시험 결과를 바탕으로 시너지 효과 영향 계수를 제안하였다. 두 번째로, 경년열화 관리 전략의 절차에 따라 국내 가동원전 RVI 중 열취화/조사취화에 민감할 수 있는 ASSW를 선정하여 전체응력을 도출한 후 열취화/조사취화에 의한 인장특성 변화가 전체응력에 미치는 영향을 정량화하였다.
가동중검사 시 원전 1차 계통 주요기기에서 결함이 발견되면 ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Sec. XI에 근거하여 허용기준과 비교 후 이를 초과하는 경우 건전성평가를 수행하게 된다. 본 연구에서는 ASSW에 대한 건전성평가 시 열취화에 대한 영향을 고려할 수 있는 방안을 제시하였고, 이를 적용한 평가를 수행할 수 있도록 건전성평가 프로그램을 개발하였다. 앞서 수행한 배관/RVI 용접부의 열취화/조사취화 평가결과 및 입력 자료를 활용하여 건전성평가를 수행하였고 이를 통해 열취화/조사취화에 따른 영향을 고려함에도 기기가 건전성을 유지함을 확인하였다.

Austenitic stainless steels (ASSs) are widely used in a pressurized water reactor (PWR) such as major components and structures due to a good combination of corrosion resistance and mechanical properties. It is well known that cast austenitic stainless steels (CASSs) are susceptible to significant thermal embrittlement which causes increase of tensile properties and decrease of fracture toughness and ductility when exposed to relatively high temperatures in the range of 270 ℃ to 475 ℃ (mainly known as 475 ℃ embrittlement). The thermal aging embrittlement is associated with Fe and Cr segregation in ferrite phase by spinodal decomposition. Austenitic stainless steel welds (ASSWs) can be also sensitive to thermal aging embrittlement because ASSW contains a certain amount of δ-ferrite to avoid hot cracking during welding. As ASSWs used in reactor vessel internals (RVIs) were located near the reactor core,
In this study, structural integrity assessment of welded ASS structures such as safety class 1 piping and RVI was conducted. In order to assess structural integrity of welded structures, it is important to evaluate the total stresses considering residual stress and operating conditions. Firstly, methodology to estimate the residual stresses which occurs at the pipe weld during depositing weld bead. The optimum methodology for estimating the residual stresses was proposed by comparing the estimated residual stresses for the representative girth weld using fitness-for-service (FFS) evaluation codes and finite element method (FEM). As a result, the residual stresses obtained by FEM were more reliable and not conservative. Secondly, methodology to estimate the effect of thermal embrittlement (TE) on tensile properties of ASSW was proposed using the tensile test data of ASSW based on the procedure for CASS. The objective of TE evaluation for safety class 1 piping of domestic nuclear power plant was determined and structural integrity evaluation was carried out. The effects of TE on total stresses of ASSW were quantified by sensitivity analysis. In order to evaluate the ASSW located in reactor vessel internals (RVIs), the reference data and methodologies using management program for aging related degradation mechanism (ARDMs). Moreover, the estimation methodology for TE which was developed in this study was considered to RVIs for considering the combination effect of TE and irradiation embrittlement (IE).