개요
2012년 3월부터 2017년 2월까지 수행된 “장기가동 원전재료 안전성 향상 신기술 개발” 대과제의 1세부과제인 “원자로용기 조사취화 안전성 보증기술 개발” 과제에서 성취한 주요 연구 성과를 간략히 정리하였다. 첫 번째는 국내 원전재료의 고선량 조사취화 DB 확장 및 파괴인성 평가 신뢰도 향상 연구이며, 두 번째는 원자로용기 가압열충격 안전성 정량적 평가기술 개선 및 전산코드 개발에 관한 것이다.
국내 원전재료 고선량 조사취화 DB 확장 및 파괴인성 평가 신뢰도 향상
국내 원전 원자로용기강의 조사취화 특성 DB 구축 및 예측모델 개발
장기간 중성자 조사를 받은 재료는 파괴저항성이 떨어지는 조사취화 현상이 발생한다. 따라서 재료의 조사취화 특성 평가 및 예측은 재료의 건전성을 평가하는데 매우 중요하다. VCD (Vacuum-Carbon-Deoxidation) 정련법을 사용하여 제조된 초기 국산 압력용기강 보존재 (archival material) 와 VCD+Si+Al 제강법으로 제작된 APR 1400 개량 원자로압력용기 소재의 고선량 중성자 조사취화특성을 확보하고자 각 소재에 대해 2개의 중성자 조사용 계장캡슐 13M-02K와 16M-01K를 제작하여 중성자 조사시험 및 특성평가를 추진하였다. 13M-02K 캡슐은 30MW 출력의 하나로 OR5 조사시험공에서 290°C의 조사온도로, 약 54일 (2주기 운전/1607.31 MWD) 동안 조사됨으로써, 중성자 조사량이 최대 5.51×1019 (n/cm2) (E>1.0MeV) 에 도달되었다. 16M-01K 캡슐은 OR4 조사시험공에서 13M-02K 캡슐과 동일하게 290°C의 조사온도로, 약 54일 (2주기 운전) 동안 중성자 조사를 수행할 예정이다. 13M-02K 조사 시편에 대한 조사후 시험 결과, 초기 국산 압력용기강의 조사취화 특성은 60년 이상 운전 조사량에 해당하는 6.3⨯1019n/cm2의 고선량 조사후에도 충분히 안전성 기준 이상의 특성을 보이는 것으로 판단된다. 또한 국내 모든 경수로형 원자로 압력용기에 대한 48회에 걸친 감시시험 결과와 함께 연구용 원자로 조사시험 결과를 정리 및 종합하였다. 총 48개의 감시시험캡슐 평가결과를 대상으로 각 발전소별 소재, 화학성분, 가동온도와 감시시험 캡슐별 조사위치, 조사량 그리고 수행된 인장시험, 충격시험 결과를 정리하여 DB화하여 온라인 DB인 “MD-Portal"에 online DB 형태로 포함시켰다.
그림 1. 중성자 조사 실험용 캡슐 모습 및 조사취화 특성 평가
그림 2. 원자로 압력용기 특성평가 DB 구축
한국형 원전 RPV강 baseline 특성평가 및 두께방향 특성평가
한국 표준원전 RPV 강중 VCD 제강법으로 제작된 한국 표준원전 초기 원자로압력용기와 VCD+Si+Al 제강법으로 제작된 APR 1400 개량 원자로압력용기강 소재를 사용하여 중성자 조사전 특성 평가를 수행하였다. 인장, 충격, 파괴인성 시험결과, 전반적으로 VCD+Si+Al 제강법이 사용된 최신 RPV 강의 특성이 초기 국산 RPV 강에 비해 우수한 것으로 나타났다. 또한 두께방향 위치별 미세조직, 인장특성, 충격특성 및 천이영역에서의 파괴인성을 평가하고 불균일성을 정량적으로 평가할 수 있는 확률평가 모델 개발을 위한 자료를 확보하였다. 파괴인성 데이터의 비균질성을 표면, 1/8T, 1/4T, 1/2T 등의 한국형 원전 초기 RPV강 소재의 두께방향 위치별 파괴인성으로 대변하여 비균질 데이터의 산포를 정량화할 수 있는 바이모달 마스터커브 방법을 파괴인성 평가에 적용하였으며 파라메터 추정 프로그램을 개발하였다. 기존의 마스터커브 방법과 바이모달 마스터커브 방법으로 도출한 T0는 차이가 크지 않았으나, 기존의 마스터커브 방법은 상한계와 하한계를 벗어나는 파괴인성 데이터의 산포를 적절히 표현하지 못한 반면, 이봉분포를 사용하는 바이모달 마스터커브 방법은 이러한 데이터의 산포를 더욱 잘 나타내는 것으로 분석되었다.
그림 3. 원자로 압력용기 두께방향 위치별 미세조직 및 특성평가
그림 4. 바이모달 마스터커브 방법을 이용한 비균질 재료의 파괴인성 평가
PTS 안전성 해석 기술 분야
결정론적 파괴역학 응력강도 해석 정확도 향상
원자로용기 건전성 평가에 필수적으로 사용되는 파괴역학 매개변수를 결정하는 코드들 간의 차이를 비교분석하였다. OECD-NEA-IAGE group 주관으로 29개 참가기관들이 수행하고 있는 K와 J의 해석적 평가법에 따른 벤치마크 결과 AFCEN 코드(RCC-MRx)가 유한요소해석과 가장 잘 일치하는 결과를 보였다. 국제공동연구를 통해 파괴역학 매개변수의 정확도가 높은 것으로 분석된 RCC-MRx 코드를 기반으로 전산프로그램 3건을 개발하였다. 또한, 최근 벨기에 Doel 원전에서 다수 발생되었던 라미나형 결함의 평가기법을 분석하여 원전 장기가동시 발생할 수 있는 잠재적인 결함발생 형태를 사전에 평가할 수 있는 기술기반을 마련하였다. 위와 같이, ASME 코드에 따른 평가법, RCC-MRx 코드에 따른 평가법, 라미나형 결함에 대한 평가법들은 본 연구에서 개발한 원자로용기 확률론적 파괴역학 건전성 해석 코드(PROFAS-RV)에 이식되어 다양한 형태의 원자로용기 파손확률 평가가 가능하도록 하였다.
그림 5. 파괴역학 매개변수 신뢰도 평가
확률론적/결정론적 파괴역학 안전도 평가
원자로 용기의 확률론적 파괴역학 안전도 평가를 위하여 NRC/FAVOR, VISA 코드 구조 분석결과를 토대로 확률론적 평가코드 PROFAS-RV를 자체 개발하였다. 유한차분법, 몬테카를로 시뮬레이션을 통해 원자로용기의 파손확률을 계산하고 벽관통균열 발생빈도 (TWCF) 및 PTS 제한값을 제시하도록 하였다. PTS 평가 전산코드의 보유로 국내재료 DB 및 조사취화 예측모델 등 국내 원전의 고유 특성을 반영한 평가가 가능하며 최신 기술(새로운 조사취화 모델, 결함 형태/분포)을 업데이트할 수 있도록 하였다. 또한, 그래픽 사용자 인터페이스(GUI)를 적용하여 사용자가 보다 용이하게 평가를 수행할 수 있도록 하였으며, 병렬처리기법(MPI)을 적용함으로써 해석시간을 획기적으로 단축하였다. 이 프로그램을 이용하면 다양한 변수에 대한 결정론적/확률론적 PTS 평가가 가능하며 정상운전 및 비상사고에 대응한 파괴역학 안전도 평가 종합기술을 확보할 수 있을 것으로 기대된다.
그림 6. 개발된 확률론적 PTS 평가 프로그램, PROFAS-RV