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경수로 스테인리스강 내장재의 중성자 조사효과

전문가 제언: ○ 페라이트 스테인리스강은 중성자 조사(irradiation)에 의해 보이드 스웰링 (void swelling)이 작게 일어나는 장점이 있지만 연성-취성 천이온도 (DBTT)가 상승하는 문제가 있다. 이에 비해 오스테나이트 스테인리스강은 중성자 조사에 의해 보이드 스웰링은 크게 일어나지만 DBTT가 없다. 따라서 조사온도가 낮고 조사량이 적은 경우에는 오스테나이트 스테인리스강을 원자로 노심재 (core materials)로 광범위하게 사용하고 있다.

○ 경수로 압력용기 내부에 설치된 스테인리스강 내장재에서 생기는 미세한 균열은 1970년대 중반에 비등경수로 (BWR)의 제어 블레이드 (control blade)와 계측관 등에서 발견되었는데, 교체할 수 있도록 설계를 변경하는 방법으로 문제를 해결하여 크게 관심을 받지 못하였다. 그러나 1990년대 이후에 교체가 어려운 BWR의 노심덮개 (shroud) 등에서 미세한 균열이 발견되므로 많은 주목을 받기 시작하였다.

○ 오스테나이트 스테인리스강 내장물에서 일어나는 미세한 균열은 조사촉진응력부식균열 (IASCC, irradiation-assisted stress corrosion cracking)에 의해 일어나는데, 냉각수의 용존산소 농도에 영향을 받아 용존산소 농도가 높으면 IASCC 민감성이 증가한다. 그러므로 냉각수에서 용존산소를 제거하는 가압경수로 (PWR)보다는 냉각수에 용존산소를 그대로 잔존시키는 BWR에서 문제가 되고 있으며, 관련 연구도 대부분이 BWR 환경에 대해 수행되고 있다.

○ 우리나라에는 BWR은 설치되어 있지 않고 PWR만 설치되어 있다. 따라서 원자로 내장물에서 문제되고 있는 IASCC의 발생이 문제되지 않는다고 생각된다. 그러나 IASCC는 중성자 조사량의 증가에 따라 발생 가능성이 증가하는데, 원자로 수명을 40년에서 60년으로 연장하는 것이 현재의 추세이므로 우리도 원자로 내장물의 IASCC에 대해 관심을 갖고 관련된 자료를 계속 추적할 필요는 충분히 있다고 생각된다.

저자: O.K. Chopra, A.S.Rao
자료유형: 학술정보