원자로는 운전중에 핵연료의 핵반응으로 생성된 중성자에 의하여 손상을 받게 된다. 일반적인 재료열화 현상과는 달리 방사선 조사열화는 이에 대한 진단, 평가, 대처기술에서 매우 제한적이며 고난도의 기술이 요구된다. 원전재료의 중성자 조사손상 관련 주요 대상은 원자로 압력용기강의 조사취화, 노내구조물 부품재료의 조사유기응력부식 및 조사팽윤,…

원자력 재료는 일반 산업용 재료와 달리 방사선 조사라는 특수 환경에 있다. 따라서 원자력 재료는 방사선 조사라는 환경을 추가로 고려하여 재료의 신뢰성을 평가해야 한다. 방사선 조사된 재료의 기계적 특성을 평가하기 위해서는 조사후 시험시설과 같은 특수한 시설이 필요한데 이는 방사선 조사 후 재료가 방사화 되기 때문이다.…

방사선을 포함한 원자력 환경에서 재료거동은 시간·공간적으로 광범위하기에 단일 모델로 설명하는데 제한이 있다. 또한 재료의 조사후 특성을 평가하는데 전적으로 시험적 방법에 의존할 수 없는 것이 현실이다. 따라서 원자력 환경에서 재료손상을 효과적으로 예측하기 위하여 다중스케일 모델링 (Multiscale modeling) 방법이 사용되고 있다.…

가압경수형 원전에 사용되는 구조재료들은 운전 중 고에너지 중성자 조사에 의한 열화가 발생하게 된다. 또한 차세대 원자력 시스템의 구조재료들은 높은 온도와 높은 중성자 조사 환경에 노출되어 보다 높은 안전성을 요구하게 된다. 고에너지 중성자 조사는 재료 내부의 원자들의 격자 이탈을 유발하여 공공 등이 발생하게 되고 이들의 성장으로 인하여 전위루프, 기공, 화…

SA508 Gr.3 Mn-Mo-Ni 저합금강은 현재 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기 등의 대형 구조물에 사용되고 있는 강으로써, 고온, 고압의 가동 환경에서 견딜 수 있는 강도와 인성이 요구된다. 또한 원자로 가동중 내부에서 방출되는 고속의 중성자에 의해 상부흡수에너지가 감소하고, 연성-취성 천이온도가 상승하는 중성자 조사 취화에 대한 높은 저항성이 …

ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III에는 원자력발전소 피로손상 평가방법을 명시하였고 설계에 필요한 피로설계곡선이 제공되고 있다. 여기서 제공한 곡선은 주로 저주기 피로시험을 기준으로 작성한 곡선이다. 이러한 피로설계 곡선은 상온 공기중에서 수행된 피로시험 결과를 기준으로 하중에는 2, 사이클에는 20…