응력부식균열 발생 원인 및 현황
원자로 내의 CRDM 노즐 및 주위 용접부, 증기발생기 전열관 등 주요 내부구조물에서의 균열 손상은 대부분 응력부식균열(stress corrosion cracking, SCC)이며, SCC는 재료가 부식 환경에서 인장응력을 받는 상황에서 발생한다. SCC를 일으키는 재료적인 인자들로는 냉간가공 정도, 항복응력, 화학조성, 결정립 크기, 입내/입계 크롬탄화물 석출 및 이에 따른 결정립계에서의 크롬 고갈 발생 등 여러 요인들이 있다. 또한 구조물에 인장응력을 발생시키는 요인들로는 용접시 발생하는 용접 잔류응력이 대표적이며, 전열관의 경우 튜브를 확장하거나 직관화시킬 때 유발될 수 있는 잔류응력, 혹은 가동 중 전열관에 영향을 주는 운전응력 등이 있다. 또한 균열을 유발시키는 환경적인 요인들로는 가동온도, 냉각수 내의 용존산소 함량, 수소농도 등이 있으며, 이들의 영향으로 1차측 SCC(PWSCC)를 일으키며, 전열관의 외벽에 슬러지가 쌓이게 되면 2차측 SCC(ODSCC)가 유발된다. 더욱이, 원자로 내부의 중성자 조사 영향이 부가되면 조사유기 응력부식균열(IASCC)가 발생하게 된다. 그림 1은 Ni 합금재료인 Alloy 600에 대한 해외 및 국내에서의 시간에 따른 SCC 발생추세 정도를 나타내고 있는 데, 가동 기간이 경과할수록 SCC 발생빈도가 급격히 증가하고 있음을 보여주고 있다.
그림 1. 해외 및 국내에서 가동 기간의 경과에 따른 Alloy 600에서의 균열 발생 현황
Ni 합금재료의 SCC 연구 내용
지금까지 주요 내부구조물로 사용된 Alloy 600에서 다양한 SCC가 발생함에 따라, 좀 더 SCC 저항성이 향상된 Alloy 690으로 대체되고 있는 추세이다. 현재까지 20년 동안 사용되고 있는 Alloy 690에서는 아직까지 부식손상 사례가 발생하지 않았다. Alloy 690에 대해 연구실에서 수행한 PWSCC 실험 결과에 의하면, Alloy 690은 Alloy 600에 비해 최대 100 배 정도까지 저항성이 큰 것으로 밝혀졌다. 하지만, 연구실 별로 측정된 균열성장속도에 대한 편차가 매우 크게 나타나고 있다. 또한 Alloy 690이라도 부품 제작과정에서 압연이나 불충분한 열처리에 기인하여 미세조직이 불균질해 지거나, 혹은 염기성 납 분위기와 같은 특수 환경에서는 오히려 SCC 저항성이 Alloy 600 보다 낮다는 연구결과도 발표되고 있다. 이는 손상된 부품의 교체와 신규 발전소의 장수명 운전과 관련하여 중요한 이슈가 될 수 있다. 따라서, 본 과제에서는 이와 같은 Alloy 690의 SCC 민감 요인을 규명하는 연구를 수행하고 있다. 참고로, 그림 2는 Alloy 600/82,182 용접재와 Alloy 690/52,152 용접재에서 각 재료별 PWSCC 균열성장속도에 대한 실험결과를 나타낸다.
그림 2. Alloy 600/82,182 용접재와 Alloy 690/52,152 용접재에서 각 재료별 PWSCC 균열성장속도
SCC 연구 전략 및 실험 장치
지금까지 본 과제에서는 Alloy 600에 다한 SCC 연구를 수행하여 왔으며, 이를 통해 많은 Alloy 600에 대한 SCC 가속실험 자료를 획득하였다. 또한 발전소에서 경험한 균열 손상 분석을 통해 Alloy 600에 대한 현장 자료도 축적해 놓은 상태이다. 이 두 자료를 바탕으로 하여, Alloy 600에 대한 균열 민감인자를 도출하고 있다. 이를 위해, (1) 현장분위기가 모사된 민감도 평가 기법을 개발하고, (2) 최첨단 SEM/TEM/SIMS/APT 장비를 활용하여 PWSCC 기구 분석자료를 생산하고 있으며, (3) Alloy 690에서의 균열개시에 대한 재료/응력/수화학 요인을 규명하고 있다. 이로부터 Alloy 690에서의 균열개시 및 전파 모델을 제시하고, 최종적으로는 Alloy 690이 현장에서 균열이 발생되는 시점을 예측하고자 한다.
신뢰성있는 SCC 데이터를 얻기 위해서는 원자력발전소 현장을 모사한 조건에서 실험을 수행하여야 한다. 따라서 고온/고압의 환경을 모사한 loop system과 더불어, 균열 진행을 실시간으로 모니터링하고 데이터를 수집할 수 있는 프로그램의 개발이 필수적이다. 본 과제에서는 이와 같은 실험을 수행할 수 있는 loop system을 2 대를 핵신장비로 보유하고 있으며, 이 밖에도 총 7 대의 SSRT 장비를 운영하여 SCC 자료를 생산하고 있다. 그림 3은 본 과제에서 보유하고 있는 PWSCC 실험 장치의 일부분을 보여주고 있다.
그림 3. PWSCC 실험을 위한 loop system에 설치된 실험 장치 중 일부분의 모습
증기발생기 전열관 납유기 SCC 평가
미국과 프랑스 등 원전선진국, 원전의 Alloy 600(Ni 75 wt%, Cr 15 wt%, Fe 10 wt%) 전열관에서 다수의 응력부식균열이 발생하였다. 이에 따라 Alloy 600을 채용한 증기발생기는 교체되었거나 교체예정이다. 최근 결과에 따르면 Alloy 600의 부식특성을 크게 개선시킨 Alloy 690(Ni 60 wt%, Cr 30 wt%, Fe 10 wt%) 에서도 강한 알칼리 환경에서 응력부식균열이 발생할 수 있음이 확인되었다. 여기에 납이 첨가되면, 응력부식균열 양상은 더 악화되었다.
Alloy 600의 대체재인 Alloy 690에서 발생가능한 잠재적인 열화에 대응하기위해, 열화요인을 파악하고, pH, 농도에 따른 응력부식균열 저항성의 변화에 대해 연구하고 있다. 이러한 연구결과는 Alloy 600에 대하여 이미 평가된 다양한 결과와 열역학적 거동을 고려하여 비교분석 될 것이다. 또한 응력부식균열은 산화막의 특성과도 밀접한 연관을 맺기 때문에 교류임피던스, FIB-TEM 등의 첨단 분석장비를 활용하여 응력부식균열 거동과 산화막 특성거동을 분석하고 있다. 그림 4는 NaOH 용액에서 납의 첨가에 따라 Alloy 690 표면에서 관찰된 균열의 모습을 나타내고 있는 데, 납이 첨가될 경우 SCC 저항성이 크게 낮아짐을 확인할 수 있다.
그림 4. 2.5M NaOH 용액에서 납 유무에 따라 Alloy 690에 대해, 시험후 표면관찰사진