원자력 발전에 사용되는 Inconel 600: 증기 발생기 튜브 재료 선택 및 서비스 경험

모든 가압수형 원자로(PWR) 증기 발생기 내부에는 수천 개의 얇은-벽으로 둘러싸인 튜브-가 있으며 일반적인 대형 장치에는 7,000개 이상의 U-튜브가 포함되어 있습니다. 각 튜브는 방사성 1차 냉각수와 비방사성 증기를 분리하는 압력 경계이며, 전체 묶음은 원자로 시스템에서 가장 큰 열 전달 표면을 형성합니다.- 이러한 튜브에 선택된 재료에 따라 발전소가 40{10}60년 동안 안정적으로 작동할지 아니면 조기에 수백만 달러 규모의 증기 발생기 교체가 필요할지 여부가 결정됩니다.

대략 20년 동안 그 자료는인코넬 600(UNS N06600). 이는 합리적인 선택이었습니다. 높은 니켈 함량(최소 72%)으로 인해 염화물 응력 부식 균열에 대한 내성이 생겼고, 강력한 고온 강도와 내산화성을 가지며, 초기 증기 발생기에 사용된 오스테나이트계 스테인리스강보다 성능이 뛰어났습니다. 그런 다음 현장 데이터는 다른 이야기를 들려주었습니다. 튜브는 내부에서 외부로 균열이 생기기 시작했고, - 1차 수응력 부식 균열(PWSCC) - 메커니즘은 상업용 원자력 역사상 가장 중요한 교훈 중 하나가 되었으며, 궁극적으로 업계를 Alloy 690으로 이끌었습니다.

인코넬 600은 우수한 고온-온도 합금으로 뜨거운 고순도 1차 용수에 대한 - PWSCC의 한 가지 중요한 약점인 -는 상대적으로 낮은 크롬 함량(14-17%)을 반영합니다. 새로운 원자력 증기 발생기의 경우 Alloy 690TT(27-31% Cr)는 크롬을 대략 두 배로 늘리고 PWSCC 저항성을 10배 이상 향상시키기 때문에 이제 글로벌 표준입니다. 그러나 Inconel 600은 여전히 완전한 자격을 갖추고 있으며 비{13}}원자력 고온-온도 업무-로, 화학 및 열처리 서비스(PWSCC가 주된 실패가 아닌 경우)에서 널리 사용됩니다. 모드. 둘 중 하나를 선택하는 것은 합금을 실제 부식 메커니즘과 일치시키는 문제입니다.

인코넬 600이란 무엇이며 왜 선택되었나요?

인코넬 600은 최소 니켈 72%와 크롬 14-17%를 함유한 니켈{1}}크롬-철 고용체 합금입니다. 니켈 함량이 매우 높다는 것이 주요 설계 특징입니다. 니켈 매트릭스는 염화물 응력 부식 균열에 면역이며 페라이트강처럼 수소-취성을 일으키지 않습니다. 크롬은 산화 및 고온 내식성을 제공합니다. 이러한 조합으로 인해 1960년대 후반과 1970년대에 PWR 증기 발생기가 설계되었을 때 600은 오스테나이트 스테인리스강의 논리적 업그레이드가 되었습니다.

인코넬 600은 석출-경화 합금이 아닙니다. - 극저온 조건부터 고온 산화 서비스까지 매우 넓은 온도 범위에 걸쳐 연성과 견고함을 유지하는 고용체-용액-강화된 면 중심-입방형 재료입니다. 이 제품은 용접 후 열처리 없이 용접된 얇은 벽의 이음매 없는 튜빙으로 쉽게 제작되며, 최대 약 1095도(2000F)의 침탄, 질화 및 산화 대기에 저항합니다. 이러한 특성은 반응기 튜빙뿐만 아니라 용광로 내부, 열처리 설비 및 화학 공정 장비에 채택된 이유를 설명합니다.

[출처] ASTM B167 / ASME SB-163 (인코넬 600 심리스 튜빙); ASME SB-166(바/로드).

니켈 함량이 원자력 설계자에게 중요한 이유

설계자들은 높은 니켈 함량으로 인해 인코넬 600을 선택한 세 가지 이유, 즉 염화물 응력 부식 균열에 대한 내성(초기 증기 발생기의 300-시리즈 스테인레스강의 문제), 강력한 고온{4}}온도 기계적 특성, 당시 2차측에서 사용된 가성 및 인산염 물 화학물질에 대한 저항성 등을 이유로 선택했습니다. 나중에 나타난 - PWSCC - 고장 모드는 염화물이나 일반 부식 문제가 아닌 일차적인-측면, 고{8}}순도-수 현상이므로 초기 자격 테스트에서는 예측할 수 없었습니다.

상충 관계를 이해하는 유용한 방법-: Inconel 600은 매우 높은 니켈 함량에 따라 고온 강도, 내산화성, 염화물 내성-에 맞게 최적화되었습니다.- 최적화되지 않은 점은 뜨겁고 순도가 높은-수소처리된 1차 물에 대한 장기적인-균열 저항성이었습니다. 두 번째 요구 사항은 필드 크래킹이 나타난 후에야 지배적인 설계 동인이 되었으며 이는 인코넬 600이 계열 중에서 가장 적은 요소인 크롬 함량-에 의해 결정됩니다.

인코넬 600의 기계적 및 물리적 특성

인코넬 600은 어닐링된 상태에서 대략 550MPa(80ksi)의 최소 인장 강도, 240MPa(35ksi)의 최소 항복 강도, 최소 30%의 연신율, 약 184HB의 최대 경도를 제공합니다. 이는 초합금 ​​표준에 따른 적당한 강도 값이지만, 합금의 실제 가치는 넓은 온도 범위에 걸친 강도와 연성, 인성, 내식성의 조합입니다. - 얇은 벽으로 둘러싸인 증기 발생기 배관 및 고온 구조 부품에 매우 적합한 - 특성입니다.

[출처] 특수 금속 Inconel 600 데이터시트; ASTM B167, ASME SB-163, ASME SB-166.

인코넬 600은 고온에서 어떻게 작동합니까?

인코넬 600은 최대 약 1095도(2000F)까지 공기 중 산화를 방지하고 필요한 하중과 수명에 따라 대략 650-815도까지 유용한 강도를 유지합니다. 약 540도 이하에서는 환원 또는 황화 분위기에서도 사용할 수 있습니다. 그러나 원자력 증기 발생기에서 작동 창은 - 1차 물 약 290-325도보다 훨씬 낮으며, 그곳의 성능을 좌우하는 것은 산화가 아닌 부식입니다.

이 구별은 선택에 중요합니다. Inconel 600의 "고{2}}온도" 명성은 주로 보호 크롬-산화물(Cr2O₃) 스케일이 금속을 그대로 유지하는 가스 및 용광로 서비스에서 비롯됩니다. 뜨거운 수성 서비스에서 동일한 산화막은 물의 화학, 기계적 응력 상태 및 결정립계의 금속학적 조건-으로 인해 완전히 다른 방식으로 문제가 됩니다. 원자력 경험에서 얻은 교훈은 합금이 고온 건조 서비스에서는 탁월할 수 있지만 지배 메커니즘이 동일하지 않기 때문에 고온 수성 서비스에서는 여전히 취약할 수 있다는 것입니다.

서비스 경험 - 업계를 변화시킨 저하 메커니즘

1차 수응력 부식 균열(PWSCC)은 세 가지 조건이 함께 발생할 때 발생하는 입계 균열 메커니즘입니다. 즉, 튜브 벽의 지속적인 인장 응력(제조, 튜브 시트로의 롤링 또는 U-굽힘), 취약한 미세 구조, 약 290-325도에서 뜨거운 붕산염화 1차 물에 장기간 노출됩니다. 합금 600은 PWSCC에 가장 취약한 증기 발생기 합금이었습니다. 그 이유는 14~17%의 크롬이 부동태 피막을 그대로 유지하고 입자 경계에서 크롬 고갈을 방지하기에 충분하지 않았기 때문입니다. 균열은 내부 표면에서 바깥쪽으로 결정립 경계를 따라 시작되고 성장합니다.

PWSCC는 느리고 숨겨져 있기 때문에 위험합니다. 튜브는 측정 가능한 균열 표시가 나타날 때까지 수년 동안 작동할 수 있습니다. 와전류 테스트로 감지될 때쯤에는 튜브가 이미 손상된 상태입니다. 업계에서는 이를 갑작스러운 설계 오류로 간주하지 않았습니다. - 이는 1970년대와 1980년대에 걸쳐 현장 데이터가 느리게 축적되어 작동 중인 PWR 증기 발생기의 상당 부분에 균열이 발생하고 전력회사에 비용이 많이 드는 관리 및 교체 프로그램을 강요한 결과였습니다.

• Alloy 600 증기 발생기의 주요-PWSCC 위치는 다음과 같습니다.
• 튜브-에서-튜브 시트 팽창으로의 전환 - 롤링/팽창으로 인한 높은 잔류 응력.
• U-굽힘 영역 - 냉간 굽힘으로 인한 높은 잔류 응력, 특히 가장 좁은 반경.
• 기계적 손상으로 인해 국부적 응력이 증가한 찌그러짐 및 땡땡이 위치.
• 열{0}}영향을 받는 튜브 영역-을-튜브 시트 및 기타 조인트에 용접합니다.

Alloy 600 튜브에 영향을 미치는 다른 분해 메커니즘은 무엇입니까?

PWSCC 외에도 Alloy 600 증기 발생기 튜브는 2차 -외부 측면 열화--직경 응력 부식 균열(ODSCC), 입계 공격(IGA), 부식성 SCC, 납-유발 SCC(PbSCC), 찌그러짐, 구멍 및 유동-유발 프레팅/마모를 겪었습니다. 이는 1차측이 아닌 2차측-수질 화학, 슬러지 축적 및 튜브 지지판-의 틈새 조건에 의해 발생합니다. PWSCC와 함께 그들은 Alloy 600을 증기 발생기 제품군에서 가장 적극적으로 관리되는 재료로 만들었습니다.

[출처] NRC/EPRI PWR 증기발생기 시험 지침; 합금 600 성능 저하 및 증기 발생기 교체에 관한 NRC 일람표.

현장 기록 -은(는) 얼마나 나빴으며 반응은 어떠했습니까?

1990년대에는 작동 중인 PWR 증기 발생기의 상당 부분에서 일차-물 균열이 발견되었으며, 유틸리티는 예정보다 수십 년 앞서 교체 프로그램에 직면했습니다. 즉각적인 대응은 튜브 플러그 및 슬리브 -로 손상된 튜브를 사용하지 않거나 용접 슬리브로 수리하는 것이었습니다. 장기적인-대응은 증기 발생기 전체를 ​​튜브를 다시 만들거나 열처리된 Alloy 690 튜브로 교체하는 것이었습니다. 슬리브는 시간을 벌었지만 흐름 제한 및 검사 부담을 가중시켰으며 충분한 플러그를 꽂은 튜브는 발전기의 열{8}}전달 용량을 경제적 한계 이상으로 줄였습니다.

가속화된 실험실 테스트는 합금 조건 간의 차이를 정량화하고 업계에 전환에 대한 자신감을 제공했습니다. 680°F(360°)의 1차 물에서 정하중을 받는 역 U{1}}벤드 시편에 대해 널리 인용된 한 프로그램에서 균열은 밀-어닐링된 합금 600의 경우 약 300시간, 열처리된 합금 600 -의 경우 약 800시간 후에 나타났으나 열처리된 합금 690에서는 12,000시간 후에도 관찰되지 않았습니다.

680°F 정적 인장 테스트에서 밀{1}}어닐링된 600은 약 2,900시간 이내에 균열이 발생한 반면, 열처리된 690은 7,000시간 후에도 균열이 나타나지 않았습니다. 760도 F의 가속 증기 테스트에서 밀{10}어닐링된 600은 약 1,000시간 이내에 균열이 발생한 반면, 열처리된 690은 6,000시간 후에도 균열이 나타나지 않았습니다.

[출처] 대체 증기 발생기(예: South Texas Project Unit 1 RSG, 열처리된 Alloy 690, Westinghouse Delta 94 설계)에 대한 NRC 라이센스 제출에 요약된 EPRI 연구.

실제 결과: PWSCC 저항성(1차 물의 개선 계수 10 이상)에서 대략 10배 정도의 합금 상태 업그레이드가 열처리된 Alloy 690이 기록적인 대체 재료가 된 이유입니다.

밀{0}}어닐링 및 열처리된 인코넬 600

열처리(TT)는 일반적인 밀/용액 어닐링 단계 후에 적용되는 추가 제어 열 사이클(- 10-15시간 동안 약 700-725도-)입니다. 이는 합금 690(및 합금 600의 M7C3{15}} 유형 탄화물)의 결정립 경계를 따라 크롬-풍부한 M23C6 탄화물을 침전시켜 결정립계 크롬 가용성을 높이고 입계 균열을 발생시키는 크롬 고갈 영역을 줄입니다. 밀-어닐링(MA) 합금 600은 사용 중 대부분의 PWSCC를 겪은 성질입니다. TT 합금 600은 저항성이 훨씬 더 뛰어나지만 여전히 TT 합금 690과 동등하지는 않습니다.

열처리-순서는 화학적 성질만큼 중요합니다. 최적의 SCC 저항성을 위해 합금은 먼저 모든 탄소를 용액에 담을 수 있을 만큼 높은 온도(합금 690의 경우 대략 1940°F/1060°F 이상)에서 용액/밀링 어닐링된 다음 열처리하여 결정립 경계에 탄화물을 석출시켜야 합니다. 저항은 입자 경계가 탄화물로 조밀하게 채워지고 매트릭스가 민감화되지 않을 때 가장 큽니다. 이것이 바로 증기 발생기 튜빙이 단순한 화학 반응이 아닌 특정 열처리 조건으로 공급되는 이유입니다.-

[출처] NRC 라이센스 문서; 열처리된 합금 690에 대한 EPRI 워크숍 진행; Kai 등, 원자력 공학 및 설계 144(1993).

열처리가 합금 600을 완전히 구제하지 못하는 이유는 무엇입니까?

열처리는 합금 600을 개선하지만 합금 690과 동등하게 만들 수는 없습니다. 왜냐하면 두 합금의 기본 변수인 크롬 함량 -이 다르기 때문입니다. 탄화물 석출로 인한 개선은 실제적이지만(가속 테스트에서 약 2~3배) 크롬 함량이 14~17%에 불과한 합금은 여전히 ​​1차 물에서 수십 년 동안 결정립 경계를 보호하기에는 크롬 보유량이 너무 적습니다. 합금 690은 거의 두 배에 가까운 크롬으로 시작하므로 열처리 전에도 결정립 경계가 보호되며 TT 단계를 통해 마진이 더욱 넓어집니다.

이것이 Inconel 600 이야기의 주요 야금학적 교훈입니다. 미세 구조 제어는 합금의 성능을 몇 배로 향상시킬 수 있지만 합금의 기본 화학적 성질을 변경하면 고장 모드 자체가 변경될 수 있습니다. "관리 가능한 균열"에서 "확인된 PWSCC 실패 없음"으로 이동하려면 업계에서는 열처리뿐 아니라 합금도 변경해야 했습니다.

인코넬 600 대 690 대 800NG

세 가지 합금이 증기 발생기 배관의 역사를 정의합니다. 합금 600(N06600)은 원래의 PWR 튜빙이었지만 PWSCC에 의해 실패하여 새로운 SCC-핵심 원자력 임무에서 폐기되었습니다. 합금 690(N06690)은 크롬 함량을 27{11}}31%로 두 배로 높였으며 현재 열처리 형태의 글로벌 표준이 되었으며 사용 중에 확인된 PWSCC 튜브 고장은 없습니다. 합금 800NG(N08800)는 입계 공격에 저항하기 위해 높은 크롬 대신 제어된 티타늄-대-탄소 비율을 사용하여 Siemens/KWU PWR 및 CANDU 설계에 의해 표준화된 대체 경로입니다. 이들 중 선택은 단일 성능 수치가 아닌 반응기 설계, 2차 화학 및 누적된 작동 데이터에 따라 결정됩니다.

[출처] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; EPRI 및 NRC 증기 발생기 재료 문헌.

증기 발생기 배관에 어떤 합금을 지정해야 합니까?

신규 또는 교체용 PWR 증기 발생기 배관의 경우 열처리된 합금 690(UNS N06690)을 지정하십시오. 이는 글로벌 표준이며 가장 강력한 PWSCC 기록을 보유하고 있으며 수십 년간의 자격 데이터로 뒷받침됩니다. 합금 800NG는 철-니켈-크롬 균형이 해당 공장의 2차 화학과 일치하는 표준화된 KWU/Siemens 및 CANDU 원자로 설계에 대한 올바른 선택입니다. 새로운 SCC-중요 핵 튜브에는 합금 600을 지정해서는 안 됩니다. 이는 비원자력 고온 서비스 및 승인된 노후 관리 프로그램에 따라 관리되는 레거시 발전소 구성요소에 여전히 적합합니다.{12}}

Alloy 600 튜빙을 사용하는 기존 플랜트의 경우 수명주기 중 첫 번째 결정은 강화된 검사(와전류 테스트)와 플러깅/슬리브를 계속 진행하거나 690TT로 증기 발생기 교체를 계획하는 것입니다. 교환-은 검사 부담, 막힌 튜브로 인한 흐름 제한, 교체 자본 비용 대비 가동 중단 시간입니다. 대부분의 전력회사는 결국 Alloy 690TT로 교체하는 것이 유일한 내구성 있는 경로라는 결론을 내렸습니다.

실제 선택 규칙 - 합금과 용도의 일치

합금 600과 690 선택을 위한 5가지 규칙

• 규칙 1Is the failure mode PWSCC in hot (>290도) 고-순도의 1차 물? - '예'인 경우 합금 690TT를 지정하십시오. 이는 1차 수질 개선 계수가 10이 넘는 글로벌 표준이며 확인된 PWSCC 튜브 고장은 없습니다.
• 규칙 2원자로가 KWU/Siemens PWR 또는 CANDU(AECL) 설계입니까? - '예'인 경우 합금 800NG(12:1보다 크거나 같은 Ti/C)가 설계 표준화된 선택이고{4}}해당 차량의 운영 기록에 의해 완전히 뒷받침됩니다.
• 규칙 3임무는 비핵 고온-산화, 침탄 또는 부식성 서비스입니까? - '예'인 경우, Inconel 600은 완전 자격을 갖추고 더 경제적이며 PWSCC 페널티가 없습니다.
• 규칙 4기존의 Alloy 600 증기 발생기입니까? - 향상된 와전류 검사, 플러깅 및 슬리빙으로 관리합니다. 열전달 용량이나 가용성이 제한될 경우 690TT 교체 계획-
• 규칙 5열처리 조건을 지정하고 있나요-? - 항상 명시적으로 지정하십시오(밀-어닐링 vs 열처리). PWSCC 성능은 화학적 성질뿐만 아니라 조건에 따라 달라집니다. TT 690은 MA 690과 동일한 제품이 아닙니다.

코발트 제어 및 방사선량

원자력 서비스에서 재료 선택은 균열 -에 관한 것뿐만 아니라 방사선장 제어에 관한 것이기도 합니다. 천연 미량 불순물인 코발트{11}}59는 중성자 플럭스 하에서 유지보수 중단 시 인력 선량을 지배하는 강력한 감마 방출체인 코발트-60으로 변환됩니다. 따라서 합금 690 핵 등급은 매우 낮은 수준(0.10% 이하, 종종 0.05% 또는 0.02% 이하)에서 코발트를 캡핑하며, 합금 690은 합금 600보다 원자로 냉각제로 더 적은 수의 금속 이온을 방출하여 활성화된 부식 생성물 축적을 줄입니다.

이것이 현대 증기 발생기 배관 사양이 코발트, 붕소 및 잔류 원소를 엄격하게 제한하고 방사선량의 향상이 SCC 저항성과 함께 재료{0}}선택 이점으로 간주되는 이유입니다. 유틸리티의 경우 부식 생성물의 활성화가 낮을수록 정전 용량이 낮아집니다. - 이는 플랜트 수명 전체에 걸쳐 직접적인 안전 및 비용 이점을 제공합니다. 핵-등급 튜빙을 지정할 때 기본 화학뿐만 아니라 재료 테스트 보고서에서 코발트 및 붕소 한도를 확인하세요.

자주 묻는 질문

Q: 원자력 증기 발생기 배관에 인코넬 600을 선택한 이유는 무엇입니까?

A: 인코넬 600은 1960년대{4}}70년대에 선택되었습니다. 그 이유는 높은 니켈 함량(최소 72%)으로 염화물 응력 부식 균열에 대한 내성이 있고, 강한 고온 강도와 내산화성을 가지며, 당시 사용된 가성 및 인산염 2차측 화학-에 ​​저항했기 때문입니다. 이는 대체된 오스테나이트계 스테인리스강보다 내부식성이 더 뛰어났습니다.- 이후의 약점인 - PWSCC는 수십 년간의 서비스 데이터가 축적될 때까지 분명하지 않았습니다.

Q: PWSCC란 무엇이며 왜 Alloy 600에 영향을 미치나요?

A: PWSCC(1차 수응력 부식 균열)는 대략 290~325도의 고순도 붕산 1차 수-에서 입계 균열 메커니즘입니다. 지속적인 인장 응력, 취약한 미세 구조, 뜨거운 1차 물에 대한 장기간 노출이라는 세 가지 동시 조건이 필요합니다. 합금 600은 상대적으로 낮은 크롬(14-17%)으로 인해 보호 산화막이 국부적으로 분해되고 결정립 경계에서 크롬이 고갈되어 입계 균열이 시작되고 성장할 수 있기 때문에 취약합니다.

Q: 밀-어닐링(MA) 합금 600과 열처리(TT) 합금 600의 차이점은 무엇인가요?

A: 밀{0}}어닐링(MA) 합금 600은 약 900~1000도에서 용액-어닐링되었으며 사용 중 대부분의 PWSCC를 겪은 성질입니다. 열처리된(TT) 합금 600은 결정립 경계를 따라 크롬 탄화물을 석출시키는 10~15시간 동안 약 700~725도에서 추가 열처리를 받습니다. 이 제어된 초경 네트워크는 PWSCC 저항을 향상시키지만(가속 테스트에서 MA 600에 비해 약 2~3배) Alloy 690TT와 동등하지는 않습니다.

Q: 원자력 산업이 Alloy 600에서 Alloy 690으로 전환한 이유는 무엇입니까?

A: 공장에서 널리 퍼진 PWSCC는-어닐링된 Alloy 600 튜브로 인해 비용이 많이 드는 플러그, 슬리빙 및 조기 증기 발생기 교체가 필요했습니다. 합금 690(UNS N06690)은 크롬 함량을 약 27-31%로 두 배 높여 부동태 피막을 안정화하고 1차 물에서 PWSCC 저항성을 10배 이상 향상시킵니다. 열처리된 형태에서 1980년대 후반 이후 거의 모든 교체 및 신축 증기 발생기는 합금 690TT를 사용하며 현재까지 확인된 PWSCC 튜브 고장은 없습니다.

Q: 인코넬 600은 오늘날에도 여전히 어디에서나 사용됩니까?

답: 그렇습니다. 인코넬 600은 높은 니켈 함량이 뛰어난 비{2}}원자력 고온{3} 서비스 분야에서 여전히 널리 사용됩니다. 예를 들어 퍼니스 머플, 레토르트, 복사관 및 약 1095도(2000도 F)까지 내산화성을 갖춘 열처리 장치, 침탄 및 질화 대기, 화학 및 석유화학 공정, 부식성 생산 및 가스{7}}터빈 부품 등이 있습니다. 고온-수성 SCC가 주요 고장 모드가 아닌 경우 이러한 작업에 적합하고 경제적입니다.

질문: 증기 발생기 배관용으로 Inconel 600과 경쟁할 수 있는 다른 합금은 무엇입니까?

A: 세 가지 주요 증기 발생기 튜브 합금은 원자력 등급(800NG)의 합금 600(N06600), 합금 690(N06690) 및 합금 800(N08800)입니다. Alloy 690TT는 우수한 PWSCC 저항성으로 인해 현대적인 글로벌 표준입니다. 티타늄-대-탄소 비율이 최소 12:1로 제어된 합금 800NG는 독일의 Siemens/KWU PWR과 나중에 AECL 설계에 따라 제작된 CANDU 가압 중수로에 의해 표준화되었습니다. -PWSCC 저항은 둘 이상의 야금 경로를 통해 달성될 수 있음을 입증했습니다.

Q: 원자력-등급 인코넬 600 또는 690 튜빙을 어떻게 확인하나요?

A: 재료 테스트 보고서(MTC, EN 10204 3.1 또는 3.2 또는 ASME SB-163 인증)를 확인하세요. UNS 지정(N06600, N06690 또는 N08800), 제어된 코발트 및 붕소 제한을 포함한 화학 조성, 열처리 조건(밀-어닐링 vs 열처리), 입자 크기, 기계적 특성 및 비파괴 검사 결과(와전류 및 초음파 검사). 또한 원자력 사양에는 랩, 솔기, 끌림 표시, 균열 및 함유물을 거부하는 완전한 추적성과 결함 기준이 필요합니다.

Q: 열처리된 Alloy 690에도 균열이 생길 수 있습니까?

A: 열처리된 합금 690은 탁월한 현장 기록을 갖고 있지만 절대적으로 면역성이 있는 것은 아닙니다. 합금 52/152 필러 금속을 사용한 합금 690의 용접부는 높은 잔류 응력이나 용접 결함이 있는 경우 PWSCC에 취약할 수 있으며, 2차측-ODSCC 연구가 여러 국가에서 계속되고 있습니다. 올바른 결론은 690TT가 안전 마진을 크게 넓히고 배관 자체에 대한 주요 -전체 고장 모드-인 PWSCC를 제거했지만 건전한 제작, 잔류-응력 제어 및 물{11}}화학 제어는 여전히 필수적이라는 것입니다.