경수로 노심부품의 중성자 조사취화

전문가 제언

○ 경수로 압력용기 내장부품에서 일어나는 미세한 균열은 1970년대 중반에 비등경수로(BWR)의 제어 블레이드(control blade)와 계측관 등에서 발견되었지만 교체할 수 있도록 설계를 변경하는 방법으로 해결하였다. 그러나 1990년대에 교체가 어려운 비등경수로의 노심 덮개 (shroud) 등에서 미세한 균열이 발견되었으며, 가압경수로(PWR)의 경우에도 배플 볼트 등에서 미세한 균열이 발견되면서 내장물 균열에 대해 많은 관심을 갖게 되었다.

○ 경수로 압력용기 스테인리스 냉장부품에서 일어나는 미세한 균열은 조사촉진응력부식균열(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Stress)에 의해 일어나는 것을 규명되었는데, 용존산소에 영향을 받아서 용존산소 농도가 높으면 IASCC에 대한 민감성이 증가한다. 그러므로 원자로 냉각수에서 용존산소를 제거하는 PWR보다는 냉각수에 용존산소를 그대로 잔존시키는 BWR에서 IASCC가 더 빨리 일어난다.

○ 경수로는 가동온도가 300℃ 정도에 불과하므로 스테인리스강에서 생기는 조사결함은 주로 작은 전위루프와 석출물 등이며, 가동온도가 350~500℃인 고속로(FBR)에서 나타나는 보이드 스웰링이나 He 취성과 같은 조사손상은 일어나지 않는다. 그러므로 압력용기에 설치된 스테인리스강 내장물에서 일어나는 조사손상은 IASCC만 문제가 되고 있는데, IASCC를 일으키는 문턱조사량(threshold dose)은 PWR이 BWR보다 4배 정도 많으므로 BWR에서 더 문제가 되고 있다.

○ 최근까지 PWR에서는 압력용기의 조사취화에 대해서만 많은 관심을 가졌으며, 압력용기 내장부품에 대한 조사손상(radiation damag)은 BWR에 비해 아주 작게 일어나므로 관심을 갖지 않았다. 그러나 앞으로는 원자로의 수명연장에 따른 장기간 운전에서 생기는 스테인리스강 내장 부품의 갱년화를 고려한다면, 우리나라에서도 이 분야에 관련된 많은 연구가 필요하다고 생각된다.

저자

O.K. Chopra, A.S. Rao

자료유형

학술정보

원문언어

영어

기업산업분류

재료

연도

2011

권(호)

412

잡지명

Journal of Nuclear Materials

과학기술
표준분류

재료

페이지

195~208

분석자

이*순

분석물

• 경수로 노심부품의 중성자 조사취화.pdf [320,527 byte]

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