경수로 1차 냉각계통 수화학관리 목적
가압경수로형 원자력발전소의 1차계통 수화학관리 목적은 다음 세 가지이다.
- 1차계통 압력경계의 건전성 확보
- 핵연료 피복재의 건전성 보장 및 핵연료 설계 성능 달성
- 노심 외부의 방사선 준위 최소화
1차계통 압력경계는 원자력발전소의 안전성 측면에서 가장 중요하다. 1차계통 압력경계의 취약부는 증기발생기 튜브와 기기들의 연결 용접부들로서 부식에 가장 먼저 손상될 가능성이 크다. 핵연료 피복재가 부식으로 손상되면 원자로냉각재의 방사능 준위가 증가되어 운전할 수 없게 될 가능성이 크다. 부식생성물의 방사화 즉, 부식생성물이 핵연료 피복재에 침적되어 중성자에 조사되면 방사성물질로 전환된다. 따라서 1차계통의 Co-60과 Co-58 방사능 준위는 부식정도에 따라 결정된다 할 수 있다. 상기와 같이 세가지 목적은 방식 또는 부식을 최소화할 수 있는 수화학처리로서 달성할 수 있다.
1차계통 수화학관리의 어려운 점은 3가지 목적을 동시에 만족시킬 수 없다는데 있다. 고-pH 운전은 계통 방사선 준위를 감소시킬 수 있으나 Alloy600 같은 합금의 균열을 증가시킬 수 있으며, 저-pH 운전은 Alloy600의 균열 문제는 약간 감소되나 방사선 준위가 증가되는 결과를 초래할 수 있다. 핵연료 피복재의 경우에는 더 복잡하다. 저-pH는 핵연료 피복재에 더 많은 크러드 침적을 야기하여 핵연료 피복재의 손상이 증가될 수 있으며, 고-pH는 크러드 침적은 감소되나 리튬 농도 증가에 따른 피복재의 부식 가능성이 증가될 수 있다. 따라서 1차계통 수화학관리는 세 가지 목표가 조화롭게 달성될 수 있도록 조절하는 데 있다.
1차계통 구조재질 부식의 수화학 관리
수화학관리는 1차계통 재질의 전면부식과 응력부식균열에 영향을 준다.
전면부식(General Corrosion)은 물과 접하는 재질 표면 전체가 균일하게 부식되는 부식종류이다. 1차계통 재질은 모두 부동태 금속으로 그 산화보호피막이 대단히 조밀하고 단단하여 전면 부식율은 상대적으로 작다. 이 산화보호피막이 계속 유지될 수 있도록 적절한 수화학관리만 한다면 전면부식율은 감소된다. 계통 재질의 표면에서 방출되는 일부 산화보호피막, 즉 부식생성물은 원자로로 이동하여 핵연료 피복재에 침적된다. 이 침적물은 중성자 조사를 받아 방사성 부식생성물로 변하며, 이 방사화생성물(Co-58, Co-60)이 방출, 이동 및 노심 외부의 침적과정으로 발전소 계통의 방사능 준위를 증가시킨다.
응력부식균열(Stress Corrosion Cracking ; SCC)은 기계적 응력과 화학적 부식이 동시에 작용하여 금속의 균열을 일으키는 부식이다. 오스테나이트 스테인리스강에 SCC를 야기하는 물질은 할로겐화물이다. 그러나 이 할로겐화물도 산소가 없을 경우에는 그 영향이 작고, 작은 농도의 산소라도 존재할 때 큰 영향을 미친다. 따라서 이들 인자는 최소로 유지하지 하지 않으면 안된다(그림 참조). Alloy-600, X-750, 718 및 A-286과 같은 합금들도 이와 유사한 부식 취약성을 나타내는 것으로 알려져 있다.
PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking)는 1차측 내면에서 2차측 외면으로 균열이 진행되는 부식이다. Mill Annealed Alloy 600MA의 증기발생기 튜브와 플러그에서 흔히 일어나는 부식으로, 이 금속의 열처리 방법에 따라 그 정도가 상당히 다르게 나타난다. 고온 담금질된 Alloy 600TT는 1) 잔류응력 상한치를 결정하는 낮은 항복강도를 가지며 2) 결정크기가 더 커지고, 3) 결정경계 탄화물의 개체군이 더 많아지는 특징을 가져 PWSCC에 더 강한 결정조직을 이룬다.
그림 1. 염소이온과 산소농도에 따른 SCC 경향
수화학관리 항목
1. 용존산소
용존산소는 PWSCC를 완전히 방지하지는 못해도 전면부식과 다른 형태의 SCC를 최소화 할 수 있는 인자이다. 용존산소는 발전소 기동시 배기 또는 진공 충수한 뒤 하이드라진과 수소로서 제거한다. 출력 운전 중 물의 방사분해로 생성되는 산소를 억제하는데 필요한 수소 농도는 운전농도 최소치 25 cc/kg 보다 훨씬 낮은 <1-5 cc/kg 이며, 이 반응은 과냉각 비등이 일어날 때 까지 유효하다.
원자로냉각재에서 과산화수소는 모든 수소농도에서 생성되는 가장 우세한 산화종이며 산소 및 다른 산화성 라디칼보다 훨씬 높은 농도로 존재한다. 따라서 과산화수소는 노심에서 많은 반응을 일으키고, 이 라디칼들은 계통 표면과 더 심한 반응을 일으킬 수 있다.
2. 용존수소
수소는 원자로냉각재를 환원상태로 유지하여 계통 부식을 최소로 한다. 산화상태는 부식생성물의 생성과 이동 증가, 방사선 준위 증가, 반응도 비정상, 핵연료 표면의 크러드 축적, 핵연료봉의 부식 증가 및 구조물 재질을 약화시켜 SCC를 일으키게 한다. PWSCC에 미치는 수소의 영향에 관해 많은 논란이 있었으나 현재까지 운전범위 25-50 cc/kg 내에서 큰 영향이 나타나지 않고 있다.
3. 염소염
염소염은 용존산소가 높을 때 SCC를 일으킬 수 있다. 그러나 오스테나이트 스테인리스강의 SCC에 대한 염소와 용존산소 농도의 상관관계 그림 2-6과 같이 전형적인 RCS 수질관리 상태에서는 염소로 인해 SCC가 거의 일어날 가능성이 없다.
4. 불소염
PWR 원자력발전소에서 불소로 야기되는 오스테나이트 스테인리스강의 SCC에 관한 정보는 극히 제한적이며, 실험실 연구에서 불소가 SCC를 일으킬 수 있는 최저 농도는 10 ppm이었다. 이 또한 실험용액에 붕산이 포함되어 있을 때는 SCC가 발생하지 않았다.
5. 황산염
BWR에서는 황산염이 스테인리스강 응력균열부식에 미치는 영향이 염소화물 만큼 치명적이라는 실험결과가 있었으나 PWR에서는 아직 충분히 연구되지 않고 있다.
출력운전 기간 동안 작은 량의 이온교환수지 유입 또는 다른 황산염 화합물의 유입이 원자로 냉각재의 황산염 오염을 초래하여 입계부식(IGA)을 일으킬 수 있다.
6. 리튬
운전 농도범위에서 리튬이 PWSCC에 미치는 영향은 응력, 열처리 및 온도의 큰 영향에 비해 아주 작은 것으로 나타났다.
7. 유기물
유기물은 원자로 냉각재계통의 온도 및 중성자/감마선속(밀도)에서 짧은 시간 동안 존재할 수 있는 것으로 알려져 있다. 유기 화합물들이 핵연료와 재질의 건전성 또는 발전소 방사능 준위에 미치는 영향은 아직 잘 알려지지 않고 있다. 그러나 유기물의 구성성분인 황 또는 할로겐 원소에 대한 운전 제한값이 있으므로 미량이라도 유입되지 않도록 주의해야 한다.
8. 아연
1차계통에서 아연은 오스테나이트 스테인리스강과 니켈을 주성분으로 하는 합금강의 전면부식과 PWSCC의 억제 뿐 아니라 방사능 준위도 감소시키는 것으로 알려져 있다. 보통 PWSCC 억제에는 20-40 ppb, 방사능 준위 감소를 목적으로 할 경우는 보통 5-7 ppb를 주입한다.
9. 용존산소
용존산소는 보충수를 통해 유입될 수 있으나 수소와 신속하게 반응하여 제거된다. 즉 탈기된 보충수를 사용하거나 또는 높은 용존산소(1∼2ppm)의 보충수나 특별한 차이점은 없으며 PWR 원자력발전소의 용존산소 농도 범위 내에서는 지르칼로이 부식에 미치는 영향은 극히 작다.
10. 불소
불소가 지르코늄 합금의 부식에 미치는 영향은 10ppm이상에서 나타나기 시작하여 100ppm의 고온에서 빨라진다. 원자로냉각재 불소농도 제한치 <1 ppm은 불소 부식방지에 충분하다.
11. 알루미늄, 칼슘, 마그네슘 및 실리카
실리카는 핵연료저장조의 랙 재질로 사용되는 중성자 흡수물질, 보라플렉스가 분해될 경우 고농도로 나타날 수 있다. 이 저장조 물은 핵연료 교체 운전중, 핵연료 이송통로를 통하여 핵연료재장전수가 오염되며, 붕산을 재사용하는 발전소의 경우 붕산저장탱크를 통해서도 오염될 수 있다.
알루미늄, 칼슘, 마그네슘은 원자로보충수, 핵연료 재장전수 또는 붕산약품에 의해 오염될 수 있다. 이들 원소는 지르칼로이 부식에 직접적인 영향을 주지 않으나 알루미늄, 칼슘 및 마그네슘의 산화물과 규산염은 부의 용해도 온도계수를 갖고 있어 핵연료봉에 잘 침적할 수 있으면 이로 인한 부식이 증가될 수 있다.
최근 붕산농도가 낮은 주기 말을 제외하고 칼슘과 마그네슘 붕산염이 규산염보다 더 침전되기 쉬운 것으로 알려졌다. 또한 알루미늄 수산화물은 용해성으로 존재하는 것으로 밝혀져 이온교환수지로 쉽게 정화될 수 있다. 따라서 붕산수의 노심 상태에서는 양이온이 유입된다 할지라도 규산염을 직접 형성하지 않는다.
12. pH
운전범위인 6.9-7.4 내에서는 핵연료 피복재에 미치는 pH의 직접적인 영향은 없다. 그러나 핵연료 피복재 침적물에 영향을 주어 피복재 부식에 영향을 줄 수 있다. 고-운전은 리튬 농도를 높여 지르코늄 합금 부식이 일어날 가능성이 있으며 6.9 이하에서는 핵연료 피복재의 침적물이 증가될 수 있다.
13. 리튬
리튬이 지르칼로이 부식에 미치는 영향은 붕산이 없을 경우에는 저농도(7ppm)에서도 부식을 일으키나 붕산이 존재(1,000ppm)할 경우에는 고농도(100ppm)에서도 거의 영향을 주지 않는다.
14. 아연
아연은 Alloy 600의 PWSCC 완화와 선량율 감소효과가 있는 것으로 알려지고 있다. 아연 이온은 보통 철, 니켈 또는 코발트와 같은 2가 양이온과 부분적으로 교체되어 스피넬 형태의 산화물 결정격자에 결합하여 더욱 강한 보호피막을 형성하게 된다. 이 보호피막은 Co(58)과 같은 방사성 부식생성물의 합체를 감소시키고 부식율을 감소시켜 방사선량도 감소시키는 효과를 발휘한다.
아연 주입농도는 선량율 감소에는 5 ppb까지, PWSCC 완화에는 30 ppb 까지 주입하는 것이 보통이다. 선량율 감소에 사용하는 저 농도용 아연은 보통 Zn(65)의 생성을 피하기 위해 붕괴된 Zn(64) 핵종을 사용하며, 고농도로 주입하는 경우에는 자연 아연을 사용한다. 원자로냉각재에서 아연 용해도는 104∼200 ppb 정도로서 비교적 높은 편이며, 더 높은 농도로 농축되기 전에는 침전되기 어렵다. 따라서 아연은 핵연료피복재에 침적물을 형성하지 않고 어떤 영향도 주지 않는 것으로 알려지고 있다.
축방향 출력편차 비정상(AOA)
축방향 출력편차(AOA)는 원자로 상반부와 하반부에서 생성되는 상대적인 출력크기를 말하며 보통 %로 표현되고, 정(+)의 축방향 출력편차 값은 노심 상반부의 출력이 더 크다는 것을 의미한다.
AOA는 핵연료다발 상부 경간부에서 일어나는 과냉각비등으로 부식생성물 침적물 증가와 함께 붕소의 농축현상으로 일어난다. 침적물에서 붕소 농축이 일어나면 이 상부 경간의 중성자속이 크게 감소하며, 원자로는 출력을 유지하기 위하여 중성자속을 노심의 하반부 아래쪽으로 이동하게 된다. 이러한 변위로 인하여 설계 예상치보다 더 큰 음의 축방향 출력편차를 나타나게 된다.
원자로의 AOA는 다음과 같은 현상으로 정의할 수 있다.
- 핵연료 피복재 표면에서의 과냉각 비등 발생
- 이들 비등 지역에서 부식생성물 침적
- 침적물에 붕소의 잠복
AOA는 아주 드물게 방사상 편향이 있는 낮은 온도의 발전소에서 발생하기도 하나, 일반적으로 고연소 노심의 고온의 PWR 발전소에서 발생하는 것이 보통이다.
AOA에 대한 대책으로는 물리적, 화학적인 방법으로 크러드를 감소시키고, 핵연료 첨두 출력 또는 국부적인 과냉각비등을 최소화 하도록 핵연료를 설계를 개선하는 것이며, 핵연료에 침적된 크러드의 초음파 세척도 좋은 효과를 보고 있다. 주기초에 pHT를 높이는 것은 노심의 부식생성물 충 침적량을 감소시킬 수 있는 적극적인 크러드관리 방법이다.
농축붕산(EBA)은 AOA 완화를 위한 또 다른 수단이 될 수 있다. EBA의 장점은 : 1) 크러드관리 관점에서 EBA를 사용하게 되면 리튬 농도를 높이지 않고도 원자로냉각재 pH를 높일 수 있으며, 2) 붕소 침적 관점에서 EBA는 원자로냉각재의 붕소농도를 감소시킬 수 있는 것이다.