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원자로냉각재압력경계를 이루는 이종금속용접부위에서 가압경수로 운전경험을 통해 일차수응력부식균열(PWSCC)에 취약한 것으로 알려진 Alloy 600 계열 재질은 PWSCC 저항성이 큰 Alloy 690 재질로의 교체가 진행되어 왔다. 온레이용접(Onlay Welding)은 Alloy 600 재질이 적용된 용접부 영역을 Alloy 690 재질의 용가재로 클래딩하여 PWSCC에 취약한 재료가 일차수에 접촉되는 운전환경을 원천적으로 차단함으로써 균열 발생을 선제적으로 예방하는 방법으로서 그 적용이 확대되고 있다. 본 논문에서는 Alloy 690 모재와 Alloy 600 용접재의 조합을 갖는 원자로상부헤드 J-용접부에 온레이용접을 적용하는 경우 연장 가능한 가동중검사 적용 주기 결정을 위해 이종금속용접부에 적용되는 온레이용접 방법과 관련 최신 기술기준을 검토하고 온레이용접이 PWSCC 발생 조건에 미치는 영향을 고찰함으로써 본 논문의 관심 대상 부위에 적용가능한 검사주기(안)를 제시하였다.
Alloy 600 materials, which are known to be susceptible to primary water stress corrosion cracking (PWSCC) due to PWR operations, have been replaced with Alloy 690 materials at many dissimilar metal welds in reactor coolant pressure boundaries. Onlay welding is a preemptive maintenance tool for preventing PWSCC. It involves the application of onlay cladding with Alloy 690 material on the surface area of Alloy 600 welds to prevent contact with the reactor coolant. Hence, the applications for onlay welding are increasing. In this study, new ISI examination periods, which can be extended after onlay welding for reactor upper heads with Alloy 690 nozzles and Alloy 600 welds, are presented by reviewing the onlay welding method, related recent codes and standards, and the effects of onlay welding on the primary water stress corrosion cracking.
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Onlay Welding, PWSCC, Alloy 690, Alloy 52M, and Reactor Upper Head
