내부구조물의 열화기구 (조사유기응력부식균열, IASCC)

그림 1은 원자로의 내부구조물을 보여주고 있으며, 내부구조물 부품 중에서 장기간의 가동에 따른 경년열화에 가장 취약한 구조물은 그림 1에서와 같이 노심을 구성하고 있는 Baffle/Former/Core Barrel을 지지하는 원자로 내부구조물 지지볼트로써 고리1,2호기의 경우 IASCC 민감도를 초과한 상태이며, 후속호기의 경우도 가동연수 증가로 인한 IASCC 민감도가 매우 높은 상태에 도달하였다.

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그림 1. 원자로 내부구조물과 각 부품의 주요 열화기구

조사유기응력부식균열은 중성자 조사분위기에서 재료가 입계부식에 의한 조기손상을 입는 것을 지칭한다. (그림 2 참조) 내부구조물의 환경은 전형적으로 oxygenated 또는 hydrogenated 물이 약 290°C로 알려져 있으나 특정 부위에서는 270°C ~ 370°C의 범위를 가진다. 조사유기응력부식균열이 발생하기 위해서는 중성자조사 이외에 응력, 부식 환경이 요구 된다. 최근 조사유기응력부식균열에 관한 실험적 연구가 많이 되고 있으나 조사유기응력부식균열 발생인자와 중성자조사에 의한 변화 사이의 직접적인 비교에는 어려움이 있다.

스테인리스강으로 조사유기응력부식균열 경향을 실험한 결과, 5 x 1020 n/cm2 (E >1 MeV)정도 이상의 조사량 (0.7 dpa) 에서 조사유기응력부식균열 현상을 보였다. 고온의 수화학 환경에서의 중성자조사 효과를 그림 3에 나타내었다. 조사유기응력부식균열의 발생은 부식적 수화학, 특히 응력이 가미된 환경에서 균열이 발생되는 것이 관찰되었다. 활성이 없는 환경에서 높은 중성자에 조사된 스테인리스강의 입계응력 부식균열을 만드는 수많은 노력을 했지만 실패했다. 수화학, 전기화학적 전위 효과 등이 조사유기응력부식균열 발생 가능성을 증가시키는 것은 명백하다. 균열은 일반적으로 높은 응력의 재료나 hydrogenated 물에서 중성자조사 후 slow-strain-rate (SSR) 응력부식균열 시험으로는 관찰 되지 않는다.

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그림 2. Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking

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그림 3. Neutron fluence effects on irradiation-assisted stress corrosion cracking susceptibility of Type 304SS in LWR environments

최근에는 BWR 수화학 환경에서의 중성자조사가 되지 않은 스테인리스강의 입계응력 부식균열 실험에 바탕을 두고 조사유기응력부식균열 연구를 많이 하고 있다. 이러한 접근이 수화학에서의 중성자조사 효과와 전기화학적 부식전위의 영향에 대해 알 수 있게 되었다. 그러나 특정의 중성자조사에 의해 미세 구조적, 화학적 변화가 발생하기 때문에 조사유기응력부식균열 발생 예측이 어렵다. 기계적, 환경적 측면이 균열과정에 중요한 역할을 한다는 것을 그림 4에서 보여 주고 있다. 조사유기응력부식균열이 발생하기 위해서 균열에 영향을 미치는 조사 크리프와 방사능 분해(radiolysis)와 같은 과정의 지속적인 재료 변화가 요구 되지만 제어할 수 있는 메카니즘은 아니다.

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그림 4. Schematic illustrating mechanistic issues believed to influence crack advance during IASCC of austenitic stainless steels

중성자조사 손상 메카니즘

중성자조사 손상이란 중성자조사 동안 원자의 위치이동 (displacement)으로 재료의 특성이 열화현상을 보이는 것에 기초를 두고 있다. 원자의 위치이동 (displacements per atom ; dpa)은 조사손상량을 측정하면서 사용하게 되었고, 중성자, 양성자, 전자, 무거운 이온들을 포함한 조사입자 유형에 따라 다르다. 각 각의 위치 이동된 원자는 Frenkel 쌍이라고 알려진 하나의 공공과 하나의 자기침입형원자 (self-interstitial atom ; SIA)를 생산한다. Frenkel 쌍의 생산, 이동, 응집, 소멸이 조사된 합금이나 조사환경 (온도, 조사량)에 따라서 미세 구조적, 화학적 변화를 일으킨다. 중성자조사에 의한 미세구조적 평가는 그림 5에 나타낸 것처럼 공공과 침입형 원자의 분리(partitioning)로 평가된다. 이런 분리는 군집 (clusters), 전위 루프(dislocation loop), 공동 (cavities)을 형성한다. 반면에, 미세 화학적 평가는 공공과 침입형 원자의 이동으로 평가된다.

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그림 5. Flow chart showing the fate of atoms displaced by the cascade event and subsequent creation of radiation-induced microstructure and microchemistry

중성자 조사에 의한 미세 구조변화

경수로 가동온도는 270°C~370°C이다. PWR의 baffle plates와 former와 같은 구조물은 감마선의 열에 의해 더 높은 온도까지 올라 갈 수 있다. 이런 온도 범위는 저온부 (<300°C)와 고온부 (>300°C) 나타낸다. 조사에 의한 오스테나이트의 미세구조적 변화는 전위루프, 복합 전위, 공동 (기포), 석출 등을 들 수 있다. 거의 300°C에서, 작은 군집이 우세하지만 높은 조사량에서는 공동 (기포), 복합 전위와 큰 루프가 함께 나타남을 알 수 있다. (그림 6 참조) 작은 루프와 군집 (< 4nm)과 큰 전위 루프는 저온부에서 일반적으로 나타나는 미세구조적 특징이다. 큰 전위 루프 (5~20nm)는 자기침입형 원자가 군집을 이루면서 발생된다. 침입형원자는 이동도가 크고 루프로 될 수 있지만, 공공은 이동도는 작다. 조사량이 증가함에 따라 공공 군집의 형성과 안정성이 중요한 요인이 된다. 중성자조사에 의한 전위 미세구조는 침입형 루프가 defect sink로 됨으로써 포화되는 경향이 있다. 만약 침입형 전위루프에서 동일한 속도로 공공과 침입형원자가 소멸 된다면 존재하고 있는 루프의 성장은 중지될 것이다. 최근의 경수로에서 조사된 300계열 스테인리스강의 측정에 따르면 이러한 현상은 비교적 낮은 조사량에서 발생된다. (그림 7) 조사에 의한 공공(기포)과 이차상은 낮은 조사량에서는 발견되었지만, 낮은 온도에서는 일반적으로 관찰되지 않았다. 루프 크기와 밀도는 새로운 루프의 생성과 존재하고 있는 루프의 소멸 사이의 평형이 이루어지게 되면 일정하게 된다. 조사온도가 증가하게 되면, 작고 미세한 루프의 밀도는 감소하게 되고, Frank 루프 크기는 증가한다. Frank 루프는 새로운 루프가 지속적으로 핵화되는 동안 결함이 없어지고, 복합전위를 형성한다.

합금에 포함된 미량 원소인 P, Ti, Nb과 같은 원소는 침입형 루프 밀도를 증가시키는 동시에 루프 크기를 감소시킨다. C에 의해서 이런 효과가 강화 된다. 보통 기지원자보다 작은 P는 침입형원자와 결합하여 이동도를 제한하고, 높은 온도에서 공공을 형성하기도 한다. 스테인리스강은 중성자에 노출되면 다양한 이차상의 석출이 빨라지거나 느려 지게 되고, 존재하는 석출물의 변형, 열처리 동안 생기지 않았던 새로운 상이 형성되기도 한다. 예를 들어, 조사에 의한 Si, Ni의 편석 γ’ 이나 G상 석출을 발생 시키고, Cr의 고갈은 입계에서의 크롬 탄화물의 석출을 느리게 한다.

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그림 6. Summary of reported defect structures in 300-series stainless steels as a function of irradiation dose and temperature

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그림 7. Measured change in density and size of interstitial loops as a function of dose during PWR irradiation at 280°C

중성자 조사에 의한 조성변화

조사에 의한 미세화학적 평가는 구조적 평가와 반대로 불명확한 핵화 단계의 과정을 통한 진행이 아니라 지속적인 과정이다. 기본적인 메카니즘은 알려 졌지만 중성자가 조사된 스테인리스강에서 입계에서 조사에 의한 편석 평가에 대한 정량적인 연구결과는 적다. 중성자 조사된 재료를 가지고 작업해야 하는 어려움, 물성 측정 기술의 한계는 편석을 일으키는 요인 인자에서 단지 경향을 제시하는데 그치는 것이 보편적이었다. 비교적 높은 조사량에서 입계 구성물의 분석은 더욱 어렵다. 이런 나노 크기의 분석은 TEM을 통해 수행할 수 있다. 300 계열 스테인리스강에 대한 조사에 의한 편석을 그림 8에 나타내었다.

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그림 8. Analytical transmission electron microscopy measurement of composition profiles across a grain boundary in a neutron-irradiated 300-series stainless steel

중성자 조사에 의한 수소와 헬륨의 생성

높은 조사량으로 조사된 스테인리스강에서 연성이 매우 감소하고 경화가 발생하는 현상은 중성자 조사에 의해서 발생된 수소와 헬륨에 의한 것으로 보고되고 있다. 수소는 PWR 수화학 환경에서 부식반응이나 재료내부의 (n,p) 반응에 의해서 발생하여 재료내부로 확산되어 들어간다. 헬륨은 재료내부의 각 원소들의 (n,α) 반응에 의해서 발생한다. 각 원소들의 반응에 의해서 발생하는 헬륨의 양을 그림 9에 나타내었다.

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그림 9. Helium production in type 316 stainless steel

Document ID: d20120062