1. 개괄

연구로 재료 또는 연구용 원자로 재료는 크게 노심재료, 구조재료, 제어봉재료 및 차폐재료로 구분된다. 연구로에서 핵연료의 핵분열 반응에 의해 발생되는 중성자 분위기에 사용되는 노심재료는 효율 향상을 위하여 중성자 흡수단면적이 매우 작으면서 반사체로 사용되는 베릴륨과 중수 등이 있다. 연구로의 구조재료로는 지르코늄 합금, 스테인리스강, 니켈 합금 및 알루미늄 합금 등이 있다. 중성자 흡수단면적이 매우 커서 중성자 농도를 제어하는 제어봉재료는 보론탄화물(boron carbide(B4C))과 하프늄(Hf) 등이 있다. 이 외에 연구로에서 차폐재로 사용되는 재료는 납(Pb)과 Boral 등이 있다. 대표적인 연구로 재료의 특징에 대해 간략히 살펴보면 다음과 같다.

2. 베릴륨

베릴륨(Be)의 물리적 및 핵적 특성은 표 1에서 보여주고 있다. 베릴륨은 HCP 결정구조를 갖고 있으며 융점은 1285℃이다. 밀도는 1.8g/cm3으로 알루미늄의 약 75%에 불과할 정도로 경량 금속이지만, 탄성계수가 높으며 기계적 성질도 우수하다. 베릴륨은 중성자 흡수단면적이 아주 작은 반면에 산란단면적은 비교적 크므로 중성자 반사능이 매우 우수하다. 그러므로 높은 중성자속(flux)이 요구되는 연구용 원자로에서 반사체로 사용되고 있다. 이 외에도 베릴륨이 감마선에 조사되면 (γ, n) 반응을 일으켜 중성자를 생성하므로 중성자원(neutron source)으로도 사용되고 있다.

표 1. 원자력급 베릴륨의 물리적/핵적 특성

image

베릴륨은 인체의 호흡기 계통에 큰 장해를 일으키는 금속으로 독성물질로 규정되어 있으므로, 제조와 취급에 주의가 요구된다. 베릴륨의 주 생산국은 미국과 카자흐스탄 및 중국 등이다. 베릴륨은 주로 분말 성형법으로 제조하는데, 진공에서 용해시킨 베릴륨 잉곳(ingot)을 절삭 분쇄하여 분말로 만들고 이 분말을 흑연 틀에 충진하여 1050℃ 의 고온에서 높은 압력으로 가압하여 블록으로 만든다. 이러한 제조법을 고온프레스(hot press) 성형법이라 하며, 거의 이론 밀도에 근접할 정도로 높은 밀도를 얻을 수 있다. 베릴륨은 연성이 나쁜 금속으로 상온에서는 가공이 어려워 보통 500900℃ 또는 10001100℃에서 판, 봉, 관 등의 형태로 가공한다. 고온에서 가공하는 경우 산화방지를 위하여 연강(mild steel) 등으로 피복하여 가공한다. 베릴륨 구조물의 제작에서는 기계적 결합방법과 용접방법이 사용되고 있는데, 베릴륨은 고온에서 산화가 잘 되므로 용접 시 불활성 기체 분위기 또는 진공에서 용접해야 한다.

베릴륨은 (n, α) 반응 단면적이 크므로, 중성자 조사에 의해 헬륨이 많이 생성된다. 베릴륨 기지에 헬륨의 용해도는 1ppm 이하로 아주 작다. 따라서 조사량이 적은 경우에는 생성량이 적으므로 헬륨이 결정 내부에서 원자 상태로 존재하지만, 조사량이 증가하여 헬륨 생성량이 많아지면 결정립계에 집결하여 기포(bubble)를 형성한다. 그림 1은 70℃에서 2.8×1022 n/cm2 (E>0.1MeV) 조사량에 의해 베릴륨의 결정립계를 따라 헬륨 기포가 분포된 것을 보여주고 있다.

image

그림 1. 중성자 조사에 의하여 베릴륨의 결정립계에 형성된 헬륨 기포

그림 2는 중성자 조사에 의한 베릴륨의 조사 스웰링 거동을 보여준다. 일반적으로 베릴륨은 고속중성자 조사량이 1021 n/cm2를 초과하면 부풀어 오르며 치수가 변하는 현상인 스웰링(swelling)이 발생하기 시작한다. 스웰링은 조사온도 상승과 조사량 증가에 따라 크게 발생하며, 결정립과 불순물에도 영향을 받아서 결정립이 작을수록 그리고 불순물 농도가 증가할수록 크게 발생한다. 따라서 베릴륨 반사체는 일정 조사량에 도달하면 교체하여야 한다.

image

그림 2. 고속 중성자 분위기에서 베릴륨의 조사 스웰링 거동

그림 3은 70℃에서 고속중성자 조사량에 따른 베릴륨의 인장강도 및 압축강도 변화를 보여준다. 고속중성자 조사량이 1022 n/cm2 (E>0.1MeV)를 초과하게 되면 인장강도와 압축강도가 급격히 감소하는 경향을 나타낸다. 베릴륨이 중성자 조사를 받게 되면 핵종변환에 따른 헬륨 기포가 발생함과 동시에 스웰링도 발생한다. 이로 인하여 베릴륨은 일반적인 BCC, FCC 금속에서의 조사경화 또는 조사강화와는 달리 오히려 강도가 감소한다.

image

그림 3. 70℃ 중성자 조사량에 따른 베릴륨의 인장, 압축강도 변화

3. 중수

중수(D2O 또는 H2O2)의 경우에는 중수소가 수소보다 질량이 2배이고 중성자 산란단면적도 작으므로 중수의 감속능은 경수에 비해 작다. 그러나 중수는 열중성자 흡수단면적이 경수보다 아주 작으므로 에너지 감속비는 중수가 아주 커서 순수한 중수는 경수보다 150배 이상, 불순물로 경수를 0.2at% 함유한 중수도 경수에 비해 30배 정도 크다. 그러므로 원자로에서 중수를 감속재로 사용하면 열중성자 경제성이 크게 향상된다. 자연계의 경수에는 중수가 약 130160ppm 존재하는데, 바닷물에는 약 160ppm 그리고 육지의 담수에는 130150ppm이 존재하며, 장소에 따라 농도에 약간의 차이가 있다.

4. 지르코늄 합금

연구로에서 중수는 중수 용기에 담겨져서 사용되는데, 일반적으로 가장 널리 사용되는 중수 용기재료는 지르코늄(Zr) 합금인 Zircaloy-4이다. Zircaloy-4는 중성자 흡수단면적이 작고 기계적 특성과 중성자조사에 대한 저항성이 우수하며 부식 저항성이 매우 뛰어나므로 중수 용기 재료로 활용되고 있다. Zircaloy-4의 대표 합금 조성은 1.21.7%의 Sn과 0.180.24 Fe 및 0.07~0.13 Cr을 함유하고 있다. 지르코늄 합금에 대한 상세 내용은 지르코늄 합금 부분을 참고하기 바란다.

5. 하프늄(Hf)

하프늄(Hf)은 연구로에서 중성자 조절봉의 소재로 사용된다. 일반적으로 하프늄은 부식저항성과 연성, 가공성 등이 우수하여 연구로에서 제어봉 재료로 널리 사용되고 있다. 하프늄은 지르코늄과 같이 수소와 친화력이 커서 수소화가 잘 일어나고, 수소화가 발생되면 체적이 크게 증가하므로 건전성을 위협한다. 그러나 하프늄 표면에 산화막이 형성되면 수소의 확산이 억제되어 수소화가 방지된다. 하프늄의 중성자 흡수단면적은 다른 제어재에 비해 떨어지지만, 우수한 핵적 특성을 갖고 있다. 특히 하프늄은 중성자 조사 분위기에서 체적변화가 거의 발생하지 않을 정도로 조사저항성이 우수하다. 이러한 이유로 우리나라의 다목적 연구용 원자로인 하나로(HANARO, High Flux Neutron Application Reactor)와 우리나라가 현재 요르단에 건설 중인 JRTR(Jordan Research and Training Reactor)에서도 하프늄을 제어봉으로 적용하고 있다.

6. 흑연

흑연(graphite)은 열중성자 흡수단면적이 작으면서 질량도 작고 중성자 감속능이 우수하여 연구로에서 반사체로 고려되고 있다. 원자력급(nuclear grade) 흑연은 일반 흑연보다 밀도가 높다. 중성자 조사 분위기에서 흑연은 체적 팽창과 수축현상이 발생되는데, 이러한 체적 변화는 온도에 매우 의존한다. 그림 4는 여러 온도에서 중성자 조사량에 따른 흑연의 체적 변화를 보여주고 있다. 일반적으로 고온에서는 흑연이 중성자조사를 받을 경우 조사 초기에는 부피가 급격히 감소하다가 일정한 조사량에 도달하면 다시 체적이 증가하는 경향을 보이는 반면, 연구로 분위기의 저온에서는 조사 초기에 부피가 급속히 발생하는 거동을 보인다.

image

그림 4. 중성자 조사량 및 온도에 따른 흑연의 체적 변화

그림 5는 중성자 조사량에 따른 흑연의 열전도도 변화를 보여주고 있다. 조사량이 증가할수록 연전도도는 급격히 감소하는 특징을 갖고 있다.

image

그림 5. 중성자 조사량에 따른 흑연의 열전도도 변화

7. B4C

붕소(B)의 동위원소에는 B10와 B11이 있으며, 천연붕소에는 중성자 흡수단면적이 큰B10이 약 20% 함유되어 있다. 붕소의 동위원소 중에서 B11은 중성자를 거의 흡수하지 않으므로 용도에 따라서는 B10을 농축하여 사용하는데, 제어재로 사용되는 붕소는 보통 B4C의 형태로 사용된다. B4C는 화학적으로 안정하여 산 및 알칼리에 잘 부식되지 않는 특성이 있다. 그러나 500℃ 이상으로 온도가 상승하면 산화가 일어나기 시작하여 표면에 산화물이 생성된다. B4C 제어봉의 제조방법은 제어봉 튜브에 B4C 분말을 충진 시켜 압착하는 스웨이징(swaging) 방법과 B4C 펠릿(pellet)을 튜브에 장입하는 방법등이 있다.

8. Boral

Boral은 중성자 흡수단면적이 큰 B4C를 함유한 연구로의 차폐재용 판재이다. Boral은 알루미늄 용탕에 B4C를 분산주조하거나 B4C와 알루미늄을 혼합소결한 후 압연한 다음 알루미늄을 피복하여 제조된다. 일반적으로 Boral은 경량이면서 열전도도가 우수하며, B4C를 35~65% 정도 함유한다. Boral의 인장강도는 약 68MPa 정도로 낮은데 이러한 이유는 재료의 취성 때문이다.

9. 기타 연구로 재료

연구로에서 구조재료로 사용되는 스테인리스강은 Type 302, 303, 304, 304L, 316, 440C 및 630 등으로 다양하다. 니켈 합금은 주로 Alloy 625, Alloy 718 및 Alloy X-750이 사용되고 있다 (니켈 합금에서 Alloy 명칭 보다는 제작사의 고유 명칭인 인코넬(Inconel)이 더욱 널리 사용된다). 알루미늄 합금은 AA6061-T6가 주로 사용되고 있다. 이러한 연구로 재료들은 모두 ASME 재료규격에 등재된 재료이며, 연구로 이외에도 경수로나 일반 산업체에서도 널리 사용되는 구조재료이다. 또한 납(Pb)은 연구로에서 차폐재로 사용되는데, 납 역시 방사선 의학계나 산업체에서도 대표적인 차폐재로 널리 사용되고 있다.

참고문헌

  1. B.M. Ma, Nuclear Reactor Materials and Application, Van Nostrand Reinhold Company, 1983.
  2. S. Glasstone and A. Sesonske, Nuclear Reactor Engineering, 4th Edition, Chapman & Hall, 1994.
  3. 이기순, 원자로재료, 도서츨판 효일, 2006.
  4. D.R. Olander, Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, USDOE, Tech Information Center ERDA, 1976.
  5. R.W. Cahn, P. Haasen, E.J. Kramer (editors), Materials Science and Technology, Vol. 10. Nuclear Materials, VCH, 1994.
  6. J.T.A. Roberts, Structural Materials in Nuclear Power Systems, Plenum Press, 1981.
  7. K Farrell, Assessment of Al Structural Materials Service within the ANS Reflector Vessel, ORNL Report, ORNL/TM-13049, 1995.
  8. K. A. Walsh, A. Goldberg, E. N. C. Dalder, E. E. Vidal, David L. Olson and B. Mishra, Beryllium Chemistry and Processing, ASM international, 459-483 (2009).
  9. C.K. Gupta, Materials in Nuclear Energy Applications, CRC Press, 1989.
  10. H. Shirayanagi, T. Fukumoto and S. Shiga, Advanced control rods for Japanese BWR plants, IAEA-TECDOC-813 Advances in control assembly materials for water reactors, (1993).
  11. W.K. Anderson, J.S. Theilacker, Neutron Absorber Materials for Reactor Control, USAEC, Naval Reactors, DRD (1962) 183-201.
  12. T.B. Brown, Effects of Gamma Radiation on the Neutron Attenuation Properties of BORAL™, Report No 637, AAR Brooks & Perkins, Livonia, MI, 2/1985.
  13. A.L. Pitner, The WDC-1-1 Instrumental Irradiation of Boron Carbide in a Spectrum-Hardened ETR Flux, HEDL-TME-73-38, (1973).
  14. T. Maruyama, S. Onose, T. Kaito, H. Horiuchi, Journal of Nuclear Science and Technology, 34 (1997) 1006-1014.
  15. A.V. Zakhrov, V.D. Risovaniy, S.R. Fridmann, Irradiation Behavior of Boron Carbide in WWER-1000, IAEA-TECDOC-1132 (2000) 167-174.
  16. BORAL™ the Proven Neutron Absorber - Effect of Irradiation, Bulletin 696.1", AAR Advanced Structure Division, Livonia, MI, 10/96.
  17. Tae Kyu Kim, Reactor Materials, KINS-KDI Workshop, 7-8 June 2011, KINS, Daejeon, Korea
  18. Tae Kyu Kim, Integrity Evaluation for Reactor Materials (for JRTR Project), KAERI, 2011.

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.

document ID: d20160009