원자력시스템/경수로/원자로 내부구조물 재료

1. 원자로 내부구조물 구조

원자로 내부구조물은 핵연료와 제어봉 집합체 등을 지지하고 정렬시키며, 제어봉 집합체의 동적하중을 흡수함은 물론 이 구조물에 작용되는 여러 하중들을 원자로용기로 전달하며, 냉각재의 유로를 형성하고 노내계측기 등을 안내할 수 있도록 설계되어 있다. 또한 내부구조물은 노심에서 방출되는 감마선이나 중성자가 압력용기 내벽에 조사 되는 것에 대한 차폐기능도 갖는다.

그림 1은 원자로 압력용기 및 내부구조물의 개략도를 보여준다. 한국표준원전 OPR 1000에 대한 것으로, 핵연료의 내장과 지지를 위한 노심지지통 집합체와 상부 안내구조물 집합체가 원자로 플랜지 안쪽 표면에 있는 용기 턱에 걸쳐져 있다. 원자로용기 자체의 지지는 용기 입구 노즐 아래에 4개의 수직 기둥을 설치하여 지지한다.

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그림 1. OPR 1000 원자로 압력용기 및 내부구조물의 개략도

그림 2 및 그림 3은 이들 두 집합체의 구조를 보여준다. 노심지지통 집합체는 노심 전체를 용기 내에서 지지해 주는 노심지지통과 하부지지 구조물, 계측기노즐 집합체, 핵연료 다발이 들어가는 노심 슈라우드로 구성된다. 또한 상부 안내구조물 집합체는 핵연료 집합체의 상단을 정렬하고 횡 방향으로 지지하며 제어봉 간격을 유지하는 역할을 한다. 유량 배분환(flow skirt)은 유량분포를 고르게 하고 와류발생을 방지해 주며 냉각재 유로를 구성하는 기능을 하지만 원자로 내부구조물과는 분리되어 있고 원자로용기의 하부헤드에 고정되어 있다.

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그림 2. 노심지지통 집합체

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그림 3. 상부 안내구조물 집합체

냉각수는 노심 상부에 설치된 입구노즐을 통해 원자로에 유입되며, 노심을 둘러싸고 있는 배플(baffle)과 용기(vessel) 벽 사이의 통로를 통하여 압력용기 하부로 흐른 다음, 하부공동을 거쳐 방향을 바꾸어 노심 상부로 향한다. 이때 냉각수는 노심의 연료봉사이 공간을 지나며 핵연료에서 발생한 열을 전달 받고 상부 안내구조물을 거쳐 출구 노즐을 통해 원자로 외부로 빠져나가 증기발생기로 향한다. 한편 노심 외측에 설치된 열차폐체(thermal shield)는 핵연료에서 방출되는 감마선과 중성자의 일부를 차폐함으로써 압력용기가 받는 고속중성자 조사량과 열응력을 감소시켜 압력용기의 사용수명을 연장시키는 기능을 한다.

반면에 웨스팅하우스 설계의 원자로 내부구조물은, 하부노심 지지구조, 상부노심 지지구조, 노내계측기 지지구조의 3 부분으로 구성된다. 하부노심 지지구조는 핵연료 집합체를 지지하는 부분으로, 노심지지통(barrel), 노심 배플(baffle), 하부노심판 및 지지칼럼, 열차폐체, 노심지지를 포함하며, 상부노심지지구조는 상부지지구조와 지지칼럼과 안내관구조 사이의 상부노심판으로 구성된다. 한편, 노내계측기 지지구조는 열전대를 지지하고 움직이기 위한 상부시스템과 노내 핵계측 검출기 안내관(flux thimble)을 움직이고 지지하기 위한 하부시스템으로 구성된다.

2. 내부구조물 재료의 필요성질과 사용재료

원자로 내부구조물(노내구조물) 부품은 매우 다양하고 모델에 따라 다르지만 사용 재료는 일반적으로, 강도, 인성 등 통상의 구조재료에서 요구되는 성질에 추가하여, ①열중성자 흡수단면적이 적으며, ② 조사손상이 적고, ③ 유도방사능을 생성하기 어려우며, ④ 환경, 즉 고온 경수에 대한 내식성이 좋아야 한다.

특히 내부구조물 부품 재료는 원자로 내부에 설치되어 고속중성자의 조사량이 매우 많으므로, 중성자조사에 따른 조사손상과 조사에 의해 조장되는 응력부식인 조사유기응력부식균열(irradiation assisted stress corrosion cracking, IASCC)을 고려하여야 한다.

내부구조물에는 수많은 부품이 있고, 모델에 따라 다르지만, 노심의 고온 냉각수와 접하고 중성자 조사를 계속 받으므로, 내식성이 우수하고 중성자조사효과가 적어야 한다. 오스테나이트 계열의 스테인리스강이나 니켈합금은 특히 고온 내식성이 우수할 뿐만 아니라, 체심입방정(FCC) 결정구조를 가지므로 온도변화에 따른 천이거동이 없고, 중성자 조사에 따른 조사취화(irradiation embrittlement)나 경화도 비교적 적으며, 가공성, 용접성도 우수하므로 원자로 내부구조물용으로 광범위하게 사용된다. 일반적으로 사용되는 주요재료는 Type 304, Type 316, Type 347 오스테나이트 스테인리스강이며, 볼트, 핀, 스프링, 링 등 고온강도와 내식성이 요구되는 부품에는 Alloy X-750, Alloy718, Alloy 286 등 니켈합금이나 석출경화형 및 마르텐사이트계 스테인리스강 또는 냉간가공된 오스테나이트 스테인리스강이 사용된다.

표 1은 Westinghouse 와 CE 형 원자로 내부구조물의 주요부품 사용재료를 비교하여 보여준다. 실제 사용재료는 모델 및 발전소 마다 다를 수 있음을 고려하여야 한다. 표 2는 OPR 1000에서의 원자로 내부구조물 주요 부품에서의 사용재료 목록이다. 이들 재료의 공칭 화학조성 등은 스테인리스강에서 보인 표 1 및 니켈합금 표 1 등을 참고하기 바란다.

표 1. Westinghouse 와 CE형 내부구조물 주요부품 사용재료 비교

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표 2. OPR 1000 원자로 내부구조물 부품 사용재료

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3. 내부구조물에서의 재료열화 및 손상

3.1. 손상 유발인자 및 손상기구

원자로 내부구조물 부품에서 손상 유발 인자로는, 냉각재 유동에 기인한 하중(flow-induced load), 방사선 조사, 고온 수질환경 등을 들 수 있다. 유동기인하중은 냉각재 유동속도가 매우 빠르고 유동방향도 변하므로 고주기의 반복하중이다. 특히 노내 핵계측검출기 안내관(in-core flux thimble tube)이나 안내관(guide tube)과 같은 작고가는 부품이 유동기인 피로손상에 민감하다. 또한 사용재료의 감마히팅(γ-heating) 차이와 노심 내 각 지역에서의 온도 차이에 의해 생기는 열응력도 손상 유발인자로 작용한다. 냉각재 입구 측과 출구 측에는 온도 차이가 있으며 각 부품들은 각기 다른 온도환경에 놓이게 된다.

유동기인하중, 열응력 이외에도 구조물 자체의 자중, 위치에 따라 다른 압력, 볼트 체결하중(pre-load) 등도 추가의 부가응력으로 작용한다. 특히 볼트. 핀 등에서 문제가 되며, 입계응력부식(IGSCC) 등을 유발하여 손상 및 파손을 유발할 수 있다. 특히 Alloy X-750 니켈합금으로 제작된 안내관 핀에서 매우 많은 파손사례가 있어서 냉간 가공된 Type 316 스테인리스강 등으로 교체한 발전소가 다수 있다. 고리 1호기에서도 동일한 사례가 있었다. A 286의 Fe-Ni-Cr 고합금강과 석출경화형 오스테나이트 스테인리스강도 IGSCC에 민감하다.

마모(wear) 또한 주요 손상기구이다. 유체유발진동(flow-induced vibration, FIV)에 의해 노내 핵계측검출기 안내관을 움직이게 하며 마모에 의해 감육(thinning)과 누설을 초래할 수 있다.

노내구조물 재료에서의 열화기구(degradation mechanism)로는, 고주기 피로, 입계응력부식균열(IGSCC), 1차수응력부식균열(PWSCC), 조사유기응력부식균열(IASCC), 마멸(fretting), 마모(wear), 주조스테인리스강 부품에서의 열취화(thermal embrittlement)등을 들 수 있다. 여기서 IASCC는 IGSCC, PWSCC와 직접 관련되는 것으로 원자로 내부구조물에서는 매우 중요한 손상기구이다.

표 3은 PWR 원자로 내부구조물 주요부품에서 일어나는 재료열화(material degradation)와 손상에 대해 해당 부품 및 위치, 열화인자, 열화기구, 손상모드 등을 종합한 표이다.

표 3. PWR 원자로 내부구조물에서의 재료열화 및 손상과정 요약

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스테인리스강에서의 IASCC, PWSCC에 대해서는 스테인리스강 절에서 상세히 취급하였으므로 그 곳을 참고하기 바란다. 또한 니켈합금에서의 부식 등에 대해서는 니켈합금 절에서 이미 취급하였다.

미국에서의 원자로 내부구조물 부품 손상 및 사고 사례는 표 4에 보인 바와 같다. 특히 배플포머볼트(baffle former bolt, BFB)에서의 손상 및 파손이 주로 많이 발생하는데, BFB의 주요 손상기구는 IASCC인 것으로 확인되었다. 각 원전에서 사용되고 있는 BFB의 수는 약 700~1000개 정도이며, 냉간가공된 Type 316 스테인리스강이 주로 사용되고 있다. BFB의 파손 사례로는, 프랑스 Bugey 2, 3, 4호기, Fessenheim 1, 2호기에서와, 미국 Farley 1호기, Point Beach 2호기, Ginna 원전 등에서, 우리나라에서도 고리 1호기에서 발생한 바 있다. 노내구조물인 배플과 포머를 연결할 때 Westinghouse와 Framatome사의 원전에서는 주로 볼트를 사용하고, Combustion Engineering(CE)사의 원전에서는 용접을 사용함을 고려할 필요가 있다.

표 4. 미국에서의 원자로 내부구조물 부품 손상 및 사고 사례

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3.2. 조사유기응력부식균열(IASCC)

조사유기응력부식균열(irradiation assisted SCC, IASCC)에 의한 노내구조물 재료의 손상은 1960년대 초 스테인리스강 핵연료봉을 시작으로, 1970년대 BWR의 중성자원 홀더와 제어봉 흡수관 등에서 발견되었다. 따라서 주로 BWR 수화학 조건에서 수행된 IASCC에 대한 다양한 분석 및 보고가 이루어졌다. 산소를 함유하는 BWR 수화학 조건에서 발견되는 IASCC는 0.5×1021 n/cm2 (E>1 MeV)의 중성자조사량(fluence) 또는 약0.7 dpa의 조사손상량이 누적되었을 때 주로 발견되었다.

최근 들어 PWR의 배플포머볼트(baffle former bolt, BFB) 등에서도 약 BWR보다 10배 많은 조사량에서 IASCC가 관찰되었으며, 여러 연구결과 PWR에서는 최소 2×1021n/cm2 (E>1 MeV)의 조사량 또는 약 3 dpa의 조사손상량이 누적되었을 때 IASCC가 발생하는 것으로 알려지고 있다. 그림 4는 PWR BFB에서의 IASCC 파손에 대한 전형적 예를 보여준다. PWR에서의 IASCC 임계조사량 등은 스테인리스강 부분에서 제시한 그림 7을 참고하기 바란다. 그림 7은 PWR, BWR 경수로에서의 IASCC 임계 조사량과 수명말기 내부구조물 예상 조사량 등을 보여준다.

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그림 4. PWR BFB에서의 IASCC 파손 전형적 예

원자로 내부구조물 부품 재료 중 고방사화된 스테인리스강 및 니켈합금에서 보고된 IASCC와 관련된 입계균열(intergranular cracking)이 발생하는 부품 등을 표 5에 정리하였다.

아직까지도 IASCC에 대한 발생 기구(mechanism)는 명확히 밝혀지지 않았으나, 중성자 조사에 의한 재료 및 환경의 변화와 IASCC에 미치는 인자에 대해서는 어느 정도 밝혀지고 있다. IASCC에 대한 보다 상세한 내용은 스테인리스강 해당 부분을 참고하기 바란다.

노내구조물 재료에서 발생하는 응력부식균열과 조사유기응력부식균열은 응력, 중성자 조사 등 환경, 재료 등의 조합이 어떤 임계값을 넘었을 때 발생하는 것이다. 많은 실험결과와 발전소 현장에서의 손상사례를 종합하여, 미국 EPRI에서는 MRP-175 보고서를 통해 원자로 내부구조물 재료에서의 SCC 및 IASCC에 대한 임계응력 및 임계조사량 등을 제시한 바 있다.

IASCC는 노내구조물에서 가장 문제시되는 손상기구로, 특히 수명말기 및 수명연장시 필수적으로 고려하여야 할 중요한 부분이다.

표 5. 원자로 내부구조물에서 입계파괴가 일어나는 부품과 재료

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인용정보

본 내용은 가동원전 재료열화 대처 연구 및 원자력 신소재개발에서 중추적 역할을 수행한 한국원자력연구원 원자력재료연구부 소속 홍준화 박사님의 저서 “원자력재료” 중 일부를 발췌 및 정리한 것입니다. 본 내용을 인용하시려면 다음의 서지사항을 사용하시기 바랍니다.

  • 홍준화, “원자력재료”, 한스하우스, 2012
  • J. H. Hong, “Nuclear Materials,” Hanshouse, 2012
Document ID: d20150026