원자로 불연속부 압력-온도 한계곡선 평가를 위한 2차원 및 3차원 중성자 수송계산

Abstract

우리나라 원자력 발전소의 대부분을 차지하는 가압경수형 원전의 원자로 압력용기는 원자로 냉각수가 밖으로 누출되지 않도록 고온, 고압을 견뎌야 하는 가장 핵심적인 기기로서 높이가 약 15 미터, 내경이 약 2 미터 그리고 두께가 약 20 cm인 거대한 철강 구조물이다. 압력용기는 가동 중 노심에서 발생하는 고속 중성자(E > 1 MeV)에 조사됨으로써 재료의 기계적 성질이 취약화 되는 중성자 조사취화 현상이 나타나는데 이는 압력용기 재료와 같은 페라이트강의 특징이다. 따라서 가동중인 모든 가압경수형 원전은 감시시험(Surveillance Test)을 통해서 수명말까지 원자로 건전성을 확인하도록 법으로 규정하고 있다. 또한 압력용기 재료는 저온 영역에서 파괴인성치가 고온 영역에 비해 크게 낮아지는 특징이 있다. 따라서 냉각재 온도가 저온 상태에서 압력이 고압으로 유지되는 경우 압력용기 파손 위험이 증가한다. 따라서 정상운전 압력(약 150기압) 상태에서 운전하다가 원자로를 정지시키고 냉각재 온도를 감소시키는 경우에는 압력도 낮게 유지해야 한다. 그리고 원자로 가동시간이 증가할수록 중성자 조사취화 현상이 나타나기 때문에 이러한 영향도 함께 고려해야 한다. 이렇게 냉각재 온도에 따라 최대 압력을 제한하는 곡선이 압력-온도 한계곡선(Pressure-Temperature Limit Curve)이며, 이는 기술지침서 사항으로서 운전원은 반드시 이 곡선 허용 범위 내에서만 운전해야 한다. 그리고 모든 발전 사업자는 감시시험 계획에 따라 주기적으로 감시시험을 수행한 후 중성자 조사취화 영향을 반영한 압력-온도 한계곡선을 평가하고 검증하여야 한다. 최근까지 압력-온도 한계곡선은 중성자 조사취화 효과가 크게 나타나는 원자로 노심대 영역(Beltline Region)을 기준으로 평가하였다. 그러나 미국 원자력규제위원회(US NRC)는 Regulatory Issue Summary(RIS) 2011-14를 통해, 중성자 조사량은 노심대에 비해 충분히 낮지만 상대적으로 취약한 응력 분포를 갖는 원자로 불연속부(Discontinuity Region)인 노즐부에 대한 압력-온도 한계 곡선 평가를 요구하였다. 이에 따라 모든 가압경수형 원전의 노즐부에 대한 압력-온도 한계곡선 평가가 필요하게 되었으며 아울러 이 영역에 대한 중성자 조사량 평가도 필요하게 되었다. 본 연구에서는 ASME Code Section XI, Appendix G에서 제시하고 있는 압력-온도 한계곡선 생산 방법론을 분석하고, 국내 대표적인 웨스팅하우스형 3-Loop 원전을 대상으로 노심대와 노즐부 영역에 대해 각각 압력-온도 한계곡선을 평가하고 고찰하였다. 그 결과 동일한 재료 조건이라면 노즐부의 허용압력이 노심대와 비교하여 1.71배 정도 낮은 것을 확인하였다. 또한 감시시험 중성자 조사량 평가에 주로 사용하고 있는 2차원 DORT코드를 바탕으로 3차원 합성법을 이용하여 노즐부 위치 중성자(E > 1 MeV) 조사량을 평가하였다. 그리고 이 결과를 RAPTOR-M3G코드 3차원 수송계산 결과와 비교하였다. 비교 결과 3차원 합성법 결과가 3차원 직접 계산과 비교하여 약 17% 정도 높은 결과를 보였으며, RG-1.190에서 요구하는 20% 요건을 만족한다. 이상의 연구 결과는 국내 타 원전의 원자로 건전성 평가에 중요한 기초 자료로 활용될 수 있으며, 또한 노즐부 중성자 조사량 평가에 3차원 합성법을 사용할 수 있음을 확인하였다.