환경피로란?

원전 기기에서 반복응력에 의한 피로손상은 조사취화, 응력부식과 함께 대표적인 경년열화의 원인이다. 원전의 가열-냉각시에 노즐과 같은 응력집중부위에 파로손상이 누적될 수 있으며, 가압기와 고온관을 연결하는 밀림관 및 1차측 냉각수 배관은 고온의 가압수와 냉각수의 온도차로 인한 열응력이 반복적으로 작용하기 때문에 경년열화가 발생할 수 있는 주요 관심 부위이다. 특히 가압기 밀림관과 1차 냉각수 배관은 기계적 피로 뿐만 아니라 부식환경이 더해지는 환경피로가 발생하기 때문에 재료의 피로수명은 더욱 감소하게 된다.

해외연구동향

세계적으로 원전의 가동수명이 늘어남과 동시에 신규로 건설되는 원전이 발생됨에 따라 원전의 환경피로평가에 대한 관심이 집중되고 있다. 현재 ASME Sec. III NB-3200 & 3600은 공기 중 피로시험결과를 토대로 개발된 피로선도이며 경수로형 원전의 운전환경에 적용할 때 비보수적 경향이 있다. 환경피로 영향을 고려한 평가에 대해서는 USNRC는 현재 ASME Sec. III 의 피로선도 보수성으로 40년 운전까지 건전성확보는 가능하다고 판단하고 있다. 40년 이후 계속운전의 경우 환경피로평가를 권고하고 있으며 관련평가 및 심사지침 등을 개발 하고 있다. 또한, ASME 위원회(Committee)는 경수로형 원전 운전환경을 고려한 기술기준 개발/수립 중에 있다. 국내 원전에 대해서 KINS는 환경피로 영향평가 심사요건으로 USNRC 심사지침서[1-2] 및 주요 연구결과 참조하여 가동원전계속운전 심사지침서(KINS/GE-N8)[3]를 개발하였고 신규원전에 대해서는 평가방법 및 심사기준 수립 중에 있다. 해외 원전에 대해서는 USNRC는 가동원전에 대해서 USNRC 심사지침서인 NUREG-1800[1] 과 1801[2]을 발간하여 40년 이후 계속운전에 대해 적용하도록 하고 있다(스테인리스 강: NUREG/CR-5704, 탄소강과 저합금강: NUREG/CR-6583). 신규원전의 스테인리스 강, 탄소강과 저합금강에 대해서는 NUREG/CR-6909를 적용하도록 하고 있다.한편, 건설원전 환경피로 평가를 위한 ASME Code 위원회의 동향을 살펴보면 다음과 같다. 2007년 1분기 회의에서 NRC 규제지침에 대해 토론하고 일본의 연구결과와 유럽의 사례를 토대로 원자로 냉각재 환경이 피로설계에 미치는 영향에 대해서 논의하였으나 문제해결을 위한 방향에 대해서 결정을 내리지 못하였다. 2007년 2분기 회의에서 일본대표단은 운영 중인 원전 및 신규 설계원전에 환경피로개념을 도입하여 평가한 결과, CUF(Cumulative Usage Factor), 즉 누적사용계수가 코드요건(JSME)인 1.0을 만족하였음을 발표하였다. 일본이 환경피로를 고려하더라도 CUF 요건을 만족할 수 있게 된 기술적 배경은 설계과도상태횟수 대신 실제 운전과도상태횟수를 사용하였고, 응력해석에 있어서도 문제가 되는 부위에 대해 실제 운전과도상태에서의 상세 열전달 및 유동해석, 그리고 이에 근거한 상세 응력해석 및 피로해석을 수행하였다. 즉, 일본은 과도상태 발생횟수를 합리적인 숫자로 줄이고 상세해석을 통해 환경피로가 반영된 CUF값을 계산하여 피로설계요건(CUF<1.0)을 만족함을 보였다. 따라서 ASME Code 위원회는 일본의 사례를 참조하여 ASME Code 위원회도 설계에 사용할 수 있는 환경피로곡선을 제정하자는 의견을 제시하였고, 피로설계에 있어서 원자로냉각재 환경이 고려되어야 한다는 NRC규제방침에 따라 미국원자력산업계는 피로해석에서 환경영향을 배제할 수 없을 것으로 판단하고 ASME Code Sec. III에 적용하였다.

국내연구동향

규제입장(KINS)에서 건설원전에 대한 환경피로 평가를 살펴보면 다음과 같다. 국내 건설원전(신고리 1, 2호기 및 신월성 1,2호기)의 경우, 기존 가동원전과 설계특성이 차이가 없기 때문에 Regulatory Guide 1.207[4]에 대한 별도의 고려는 필요가 없을 것으로 판단된다. 그러나 최신연구경험의 반영측면에서 그 영향에 대한 검토가 필요하며 특히 60년 설계수명을 갖는 신고리 3, 4호기의 경우, 이에 대한 충분한 검토가 필요하다고 판단된다. 사업자는 설계수명이 60년인 신고리 3, 4호기에 대해 처음 40년은 환경보정계수로 1을 고려하고 나머지 20년은 2를 고려하여 이를 평균한 1.33(=40X1/60 + 20X2/60)을 환경피로평가를 위한 보정계수로 잠정 사용할 예정이나 환경피로평가에 대한 최근의 규제 및 연구동향에 대한 검토와 실험 등을 통해 피로보정계수 1.33의 적절성을 입증해야 할 것이다[5].

환경피로 평가

저합금강(Low-alloy steel)

288°C, 높은 용존산소와 공기 중에서 탄소강과 저합금강에 대한 피로 ϵ-N 데이터는 그림 1에 보여진다. LWR 환경에서 피로 데이터는 4개의 주요 조건이 동시에 만족될 때 탄소강과 저합금강의 피로수명이 현저한 감소를 나타낸다. 즉, 적용된 변형률 범위, 온도, 용존산소 그리고 변형률속도이다. 또한 강의 S 성분은 피로수명에 대한 환경효과를 위한 중요한 매개변수이다. 탄소강과 저합금강의 미세조직과 반복경화거동이 다름에도 불구하고 이 강들의 피로수명의 환경열화는 동일하다. 두 강에 대해서, 주요 임계조건 중 하나를 만족하지 못하면 피로수명에 대한 환경효과는 크지 않다. 현존하는 피로 데이터는 인장사이클 동안에 적용된 느린 변형률속도는 이 강들의 피로수명에 환경유도감소(environmentally assisted reduction)의 원인이 됨을 보인다[6]. 탄소강과 저합금강의 피로수명에서 환경유도감소의 메커니즘은 변형률 유도부식결함(SICC)으로 불러져왔다[7-9]. 사이클의 인장하중과 압축하중동안에 적용된 느린 변형률속도(slow/slow 변형률속도 시험)는 피로수명을 더 이상 감소하지 않는다(즉, 그림 1 b에서 닫혀진 다이아몬드와 사각형을 참조). Fast/slow 시험으로부터의 제한된 데이터는 압축하중 사이클 동안에 느린 변형률속도는 또한 피로수명의 감소를 보인다. 그러나 수명의 감소는 상대적으로 작다. Fast/slow 변형률속도시험에 대해서, 환경의 주요한 기여는 피크인장하중 가까이서 느린 압축하중 동안에 일어나는 것 같다. 예로써, 288°C, 0.7 ppm DO 그리고 0.5% 변형률범위에서 저합금강 A533-Gr B의 피로수명은 fast/fast, fast/slow, slow/fast에 대하여 가각 5, 8, 35 배까지 감소되었다(즉, 그림 1 a의 닫혀진 원과 다이아몬드 그리고 역삼각형을 참조). 탄소강과 저합금강의 피로수명에 대한 환경효과는 결함전파동안 슬립 산화/용해(slip oxidation /dissolution)와 일치한다[10-12]. 강에서 황화물의 융해로 생성된 S 2- 혹은 HS -임계집중이 환경효과를 일으키기 위해 결함선단에서 요구된다. 이 메커니즘의 요건은 결함이 빠르게 전진하고 산화막을 파손하기 위해 변형률 증가가 일어나고 그것에 의해 모재가 환경에 노출된다. 일단 산화막이 파손되면 결함확장은 새로 드러난 표면의 융해에 의해 그리고 산화특성에 의해 조절된다. 환경효과는 변형률속도 감소에 따라 증가한다. 메커니즘은 압축하중 사이클 동안 물이 결함선단에 접근하지 못하기 때문에 환경효과는 압축하중 사이클 동안에 일어나지 않는다고 가정한다.

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그림 1. 공기 중에서 탄소강과 저합금강에 대한 피로 ϵ-N 곡선

낮은 용존산소 PWR 환경에서 이 강의 환경유도결함(EAC)의 시작 혹은 중단에 대한 모델이 제안되어왔다[13]. EAC의 시작은 결함선단에서 황이온의 임계집중을 요구한다. 결함이 진전하여 황화물을 가로지를 때 황이온이 공급되고 고온의 물에서 함유물이 융해된다. 황이온은 다음 방법의 하나 혹은 더 많은 것에 의해 결함선단으로부터 제거된다. a) 집중구배로 인한 확산 b) 전기화학 포텐셜 차이로 인한 이온이동 c) 냉각재 흐름으로 인한 결함 안에서의 유체흐름이다. 그래서 환경적으로 증진된 결함성장속도(CGR)는 황 성분의 상승적 효과, 환경조건, 유량에 의해서 조절된다.

현존하는 피로 ϵ-N 데이터에 기초한 LWR 환경에서 탄소강과 저합금강의 피로수명을 평가하기 위한 피로수명 모델은 ANL에서 개발되어왔다[6][14]. 온도, 변형률속도, 물의 용존산소용량, 강에서 황의 용량 같은 주요 매개변수의 효과는 피로수명을 수정하기 위해 포함된다. 온도, 변형률속도, 물의 용존산소용량, 강에서 황용량의 효과에 대한 함수적 형태는 데이터의 추세에 기초하였다. 탄소강과 저합금강에 대하여 모델은 변형률속도에 대해서 임계값과 수렴 값은 각각 1.0, 0.001%/s, 황에 대해서, 0.001, 0.015wt%, 용존산소에 대해서, 0.04, 0.5 ppm 을 각각 가정하였다. 또한, 온도에 대해서 150°C의 임계값을 고려하였다. LWR 환경에서 탄소강의 피로 수명 N는 다음과 같이 나타난다.

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저합금강의 피로 수명 N 는 다음과 같이 나타난다.

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여기서, S*,T*,O*,ϵ.*는 각각 황의 용량, 온도, 용존산소, 변형률속도이며 다음과 같이 정의된다.

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오스테나이트 스테인리스강(Austenite stainless steel)

오스테나이트 스테인리스강의 피로수명은 LWR 환경에서 감소된다. 288°C, 물에서, Type 304와 316NG에 대한  피로 ϵ-N  데이터는 그림 2에 보인다.

ANL 모델(다음 식)에 기초한 피로 ϵ-N  데이터가 그림 2에 포함된다.

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피로수명은 세 임계조건이 동시에 만족될 때 현저하게 감소한다. 즉, 적용된 변형률범위와 운전온도가 최소 임계 수준 위에 있고 하중변형률속도가 임계값 아래에 있을 때이다. 물에서 용존산소, 강의 조성과 열처리가 피로수명 환경효과에 또한 중요한 매개변수이다. 어떤 강에서, 피로수명은 낮은 용존산소보다 높은 용존산소에서 더 길다. 공기 중에서, Type 316NG SS의 피로수명이 Type 304와 316 SS보다 약간 길지마는 LWR 환경효과는 Type 304, 316, 316NG에 대해서 비슷하다.

현존하는 피로 데이터는 인장하중 사이클 동안에 적용된 느린 변형률 속도가 피로수명에서 환경유도감소에 주인자임을 보인다. 인장 압축하중 사이클 동안에 적용된 변형률속도는 오직 느린 인장하중 사이클 시험에서 관찰된 것과 비교할 때 더 이상 피로수명을 감소시키지 않는다. 결과적으로 인장사이클 동안 하중과 환경조건(변형률 속도, 온도, 용존산소 수준)이 피로수명의 환경유도감소의 중요한 인자이다. 오스테나이트 스테인리스강에 대하여, 높은 용존산소에서 보다 낮은 용존산소에서 더 낮은 피로수명은 슬립 산화/용해 메커니즘으로 설명하기가 어렵다. 탄소강과 저합금강의 거동과 대조적으로, 오스테나이트 스테인리스강의 피로수명은 낮은 용존산소 물에서(0.05ppm 이하) 현저하게 감소한다.

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그림 2. Type 304와 316NG에 대한 피로 ϵ-N 데이터

낮은 용존산소 물에서, 피로수명은 강의 조성 혹은 열처리 조건에 의해서 영향을 받지 않는다. 그러나 피로수명은 변형률속도가 감소함에 따라, 온도가 증가함에 따라 연속적으로 감소한다[14-21]. 그것은 결함성장속도가 용존산소가 증가함에 따라 증가함을 가정하기 때문이다. LWR 환경에서 오스테나이트 스테인리스강에 형성되는 표면산화막의 특성은 부식과정의 메커니즘과 역학에 영향을 미칠 수 있고 시작단계(MSC 성장)에 영향을 미칠 수 있다.  오스테나이트 스테인리스강의 피로수명에서 환경유도 감소는 슬립 산화/용해 메커니즘인 것 같지 않고 수소로 인한 결함인 것 같다[16,22,23].

LWR 환경에서, 오스테나이트 스테인리스강의 피로수명은 변형률속도, 용존산소 그리고 온도에 종속된다.

물에서 실험데이터의 최소자승법에 의한 선도는 공기에서 얻어진 곡선의 기울기보다 ϵ-N 곡선에 대하여 더 가파른 기울기를 생성한다[17][24]. 이 결과들은 높은 변형률진폭에서 보다 낮은 변형률진폭에서 더 뚜렷하다. 공기와 물에서 ϵ-N 곡선이 다른 것은 환경피로보정계수 Fen의 결정에 더 복잡성을 추가하는 것이다. ANL 모델에서, ϵ-N 곡선의 기울기는 LWR 환경과 공기 환경에서 같다고 가정한다. LWR 환경에서, 오스테나이트 스테인리스강의 피로 데이터는 다음 식으로 나타난다.

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여기서, Tʹ, ϵ.ʹ 와 Oʹ는 온도, 변형률속도 그리고 용존산소이며 다음과 같이 정의된다.

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이 모델은 예측 피로수명이 106 사이클 이하에서 추천된다. 위 방정식은 5.1.7절의 공기 중에서 오스테나이트 스테인리스강에 대한 최신의 ANL모델에 기초한 것이다.

가동원전 피로균열성장률 평가

그리고 원전 가동 중 기기에서 허용 가능한 크기의 결함이 탐지된 경우, 이 결함이 다음 정비 조치 기간 동안 얼마만큼 성장할 지를 예측하는 것이 필요하다. 이를 위해서는 피로균열성장속도 특성곡선이 필요하며, 이는 잘 알려진 Paris 법칙에 따라 다음과 같이 표현된다.

da/dN = C(ΔK)n

여기서 C와 n은 재료 상수, ΔK는 응력확대계수 범위 Kmax-Kmin을 나타낸다. 실제 균열의 전파속도를 예측할 때는 C와 n값을 여러 참고자료에서 구할 수 있는데, 일반적인 금속의 경우 n은 3~4이다. 가동 중인 원전에서 결함이 탐지될 경우, 균열이 어느 정도의 속도를 가지고 전파하는지를 ASME Sec. Ⅺ 에 의거하여 예측하는데, 현재까지는 단순히 공기 중에서의 평가 곡선이 주로 사용되어 왔다. 하지만 최근 원전가동 환경에서의 피로수명 감소가 보고되면서 ASME Sec. Ⅺ 균열성장평가곡선도 이와 같은 환경을 고려한 곡선을 준비하고 있다. 현재까지 원전가동 하에서 보고된 피로균열성장 평가식은 다음과 같다.

Low Alloy Steel

For S>0.013wt% (S:황의 함량)

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For S<0.013wt%

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Type 316 Stainless Steel

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여기서,

da/dN = growth rate, mm/cycle ΔK = stress intensity factor range, MPa·m1/2 T= [T+273.15], K T = metal temperature, °C TR = rise time, secs ΔKth = 1.10 MPa·m1/2

위의 평가식을 이용하여 환경변수가 고려된 ASME 피로균열성장곡선을 그림 3에 나타내었다.

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(a) Low-alloy steel                                    (b) Austenite stainless steel

그림 3. 환경영향을 고려한 ASME 피로균열성장곡선

참고문헌

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