The recovery activation energy, the order of reaction and the characteristic recovery rate constant were determined by isochronal(573 K ~ 823 K) and isothermal(723 K and 775 K) annealing experiments on specimens made from a broken half of a RPV surveillance welds specimen (fluence: $1.21×10^19n/㎠$, E≥1 MeV, Cu : 0.29 wt%) to investigate the recovery characteristics of a neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) high copper weld. The Vickers microhardness test was conducted to trace the recovery behavior after heat treatments. The results were analyzed in terms of recovery stages and trends, behavior of responsible defects and recovery kinetics. It was shown that recovery occurred through two annealing stages (stage I : 673K~753K, stage II : 753K~823K) with recovery activation energies of 2.68 eV and 2. 83eV for stage I and II, respectively. The isothermal hardness recovery at 723 K and 775 K coincided with the ratio of the characteristic recovery rate constant for each recovery stage. The order of recovery reaction was 2 for both recovery stages. The recovery activation energies of present specimens are approximately equal to that of copper diffusion in α-iron in the presence of vacancies, suggesting that recovery may occur through the diffusion of copper elements. The present results strongly support the copper precipitates coarsening annealing model.
Damage depth profile and thermal recovery characteristics of 16 MeV proton irradiated 12Cr-1MoV steel ($~2×10^18 p/㎠$, Irr.temp.<~398K) were investigated by Vickers microhardness measurement, thermal annealing experiments and TRIM 90 computer calculation. A damage depth profile estimated by Vickers microhardness in depth showed a relatively similar profile trend to the result of calculation but hardness peak appeared nearer to the surface and the half-value width was broader in hardness profile than calculation. The isochronal anneal showed two recovery stages. The recovery activation energies were 1.4eV and 1.5eV for the recovery stage 1 and 2, respectively. The order of reaction was about 1 and isothermal recovery behavior showed a relatively good agreement with characteristic rate constants for both recovery stages. From the recovery activation energy and order of reaction, it was estimated that defects of low recovery activation energy were formed upon irradiation : presumably, carbon and/or hydrogen stabilized vacancy type defects.
16 MeV proton irradiation effects on the energy up to failure(SPenergy) and $J_IC$ fracture toughness of 12Cr-1MoV were evaluated by a small punch(SP) test technique and a $J_IC-\overline{ε}_qf$ relationship. SP specimens of $10×10×0.5mm$ in size were irradiated to a fluence of about $6.5×10^21p/㎡$(~0.1 dpa) at temperature not higher than 423K. After qualification of the relationship between $J_IC$ and $\overline{ε}_qf$, changes of the SPenergy and $J_IC$ fracture toughness due to irradiation were evaluated by SP test technique. Results showed that $SP_max$ decreased about 10% and SP DBTT increased for about 38 K. 12Cr-1MoV steel showed a rather big decrease in SP $J_IC$ in the case of 16 MeV proton irradiation. However, the $J_IC$ prediction by a $J_IC-\overline{ε}_qf$ relationship seems to underestimate standard $J_IC$ by about 20%~30%. To predict $J_IC$ by the SP test for irradiated materials, understanding the difference in irradiation effects by irradiating particles may be needed.
원자로의 안전과 수명연장에서 조사손상(취화)문제의 해결은 매우 중요하다. 조사손상(취화)문제의 해결에는 조사손상(취화)기구의 이해에 바탕을 둔 적절한 대책과 정확한 취화 평가 기술이 요구된다. 경수로, 고속증식로 및 핵융합로의 구조재료로 사용 혹은 사용목적으로 고려되고 있는 SA 508 저합금강의 용접금속(Linde 80) 및 12Cr-1MoV강의 조사손상과 취화회복에 관한연구를 열처리 회복실험 및 소형시편시험기술(Small Punch)을 이용하여 수행하였다.
중성자에 조사된 Linde 80 압력용기 용접금속의 조사손상과 회복특성은 원자로 압력용기 Charpy 감시시험시편(조사량:$1.21×10^19n/㎤$, E≥1 MeV, Cu:0.29 wt%)을 이용, 등시소둔 (573~823 K)과 등온소둔(723K, 775K)실험을 수행하여 회복 활성화에너지, 회복반응차수 및 특성회복율상수를 결정하여 조사하였다. 열처리에 따른 회복거동(회복곡선)은 경도 (Vickers microhardness)시험을 수행하여 측정하였다. 시험결과는 회복단계 및 회복경향, 결함의 거동 및 회복 Kinetics 관점에서 고찰하였다. 해석결과 회복은 2 단계(1 단계:673K~753K, 2단계:753K~823K)로 일어났으며 각 회복단계의 회복활성화 에너지는 각각 2.68 eV 및 2.83 eV 이었다. 723K 및 775K 에서 수행한 등온소둔회복경향은 각 회복단계의 특성회복율상수와 일치하였다. 각 회복단계의 회복반응차수는 2 였다. 본 실험에서 구한 회복 활성화에너지는 공공(vacancy) 존재시 α-iron 내 에서의 구리원소의 확산에 필요한 활성화에너지와 거의 일치하였다. 회복활성화에너지와 반응차수를 고려하여 볼때 중성자에 조사된 Linde 80 용접금속의 회복은 구리원소의 확산에 의하여 일어나며 따라서 본 실험결과는 미세한 구리함유 석출물의 합체(coalescence)에 의한 회복 model에 일치한다.
14 MeV 중성자 조사효과를 모의할 수있는 16 MeV 양성자를 이용하여 핵융합로 후보 구조재료(first wall/blanked material) 인 12Cr-1MoV 강 에서의 조사에 따른 손상의 깊이변화 (damage depth profile)와 열처리에 따른 조사손상의 회복특성을 조사하였다. 손상의 깊이에 따른 변화는 미세경도시험(micro Vickers hardness test)과 TRIM 90 전산코드로 각각 측정 및 계산하였고 회복특성은 등시 및 등온소둔(isochronal and isothermal anneal)에 의한 회복거동을 Meechan 및 Brinkman 의 해석방법(combination of isochronal and isothermal anneal)에 따라 해석하여 회복활성화 에너지, 회복반응차수 및 특성회복율상수를 결정하였다. 손상의 깊이에 따른 변화는 최대손상깊이와 helf-value width에 대하여 검토하였으며 회복특성은 소둔에 따라 사라지는(회복되는) 결함의 유형(defects type)으로서 규명하였다. 해석결과 16 MeV 양성자 조사에 따른 생성결함은 2 단계로 회복되었으며, 회복되는 결함은 회복 활성화에너지가 작은, 탄소나 수소원자에 의하여 안정화된 공공형태(vacancy type)의 결함(carbon and/or hydrogen stabilized vacancy type defects)인것으로 예측되었다.
소형시편 시험기술(small specimen test technique)의 하나인 Small Punch 시험법을 이용하여 핵융합로 후보재료인 12Cr-1MoV 강에 대한 16 MeV 양성자 조사효과를 파단시 까지의 에너지 및 파괴인성(SP $J_IC$) 의 함수로서 조사하였다. 시험방법의 타당성 및 지금까지 보고된 $J_IC-ε_qf$ 관계식의 유효함을 JIS S17C 강에 대하여 $J_IC$ 파괴인성 및 SP 시험을 실시하여 확인한후 이로부터 이관계식을 이용, 16 MeV 양성자 조사에 따른 $J_IC$ 변화를 예측하였다. 양성자 조사량은 $6.5×10^21p/㎡$ 이었으며, 이는 TRIM 계산결과 약 ~0.1 dpa에 해당하였다. 조사온도는 423 K 를 넘지않았다. JIS S17C 강에 대한 시험결과 $J_IC$ 와 $ε_qf$ 는 시험범위에서 선형적인 관계가 있음을 확인하였다. 확인후 양성자 조사에 따른 $J_IC$ 변화를 SP 시험으로 구한 $ε_qf$로 부터 $J_IC-ε_qf$ 관계식을 이용하여 예측하였다. 예측결과 조사에 따른 $SP_DBTT$ 의 증가량은 약 38 K 이었고 SP $J_IC$는 약 67% 저하된것으로 나타났다. 한편, 비조사재에 대한 예측결과 표준 시편 결과에 비해 SP $J_IC$는 약 20%~30% 낮은 값을 나타내는것을 확인하였다. 조사재에 대하여 $J_IC$ 값을 SP 시험에 의하여 예측하는 경우 결과의 신뢰성있는 해석에는 조사되는 입자에 따른 조사효과의 차이에 대한 이해가 필요한것으로 나타났다.
