제13회 원자력안전기술정보회의

2007.4.10~11

원자로 조사취화 관련주요 규제입장

원자로 조사취화 관련주요 규제입장

박박박박 정정정정 순순순순

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발표 순서

□ 원자로용기 감시시험

□ 원자로용기 감시시험 관련 고시 개정내용

□ 고리1호기 중성자 조사취화

□ 온도감시자 손상사례

□ 중성자 선량감시자 손상사례

□ 가압열충격 기준 개정작업 현황

□ 현행 가압열충격 기준

□ 가압열충격 기준 개정안

□ 규제입장

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원자로용기 감시시험

□ 원자로 압력용기 노심영역 재료의 조사 취화를 방지하기 위해 감시시험 및 평가가 수행되어야 함

□ 원자로용기 감시시험� 교육과학기술부고시 제2005-03호 원자로압력용기 감시시험 기준

� ASTM E185-82를 근간으로 하는 10CFR50, App.H에 준하여 작성됨

� 감시시험편을 이용하여 중성자 조사로 인한 원자로 압력용기 재료의 취약화를 평가• 상세기준: 10CFR50, App.G

• 최대흡수에너지(Upper Shelf Energy)감소

• 압력-온도 제한곡선 안전운전영역 감소

• 가압열충격 기준온도(RTPTS) 증가 : 10CFR50.61 준용

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원자로용기 감시시험 관련 고시 개정내용

□ 개정내역� 고시 제1992-20(’92.12) : 최초발행

� 고시 제2000-15(’00.12) : 조직개편(과학기술처→과학기술부)반영

� 고시 제2003-03(’03.04) :• (중성자 과다조사 방지) 시험편의 조사량이 설계수명말기 압력용기 내벽면 최대조

사랑의 1.5배가 되는 시기에 인출한다. ∼

• (선량측정 프로그램의 수립) 감시용기를 모두 인출한 경우에는∼선량측청 프로그램 및 주기적인 점검프로그램이 수립되어야 한다.

• (변경사항 보고) 원자로용기의 조사취화조건이 변경되는 경우∼보고하여야 한다.

� 고시 2005-03호(’05.03) : • (시험편의 규격) 충격/인장시험편 KS규격 추가

– 충격시험편 : KS B 0809 “금속재료 충격시험편” 중에서 V-노치 시험편

– 인장시험편 : KS B 0801 “금속재료 인장시험편

• (시험의 종류 및 방법) 충격/인장시험 방법 KS규격 추가– 충격시험 : KS B 0810 “금속재료 충격시험방법”

– 인장시험 : KS B 0802 “금속재료 인장시험방법”, KS D 0026

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고리1호기 중성자 조사취화

□ P-T곡선� 중성자조사취화로 인해 P-T곡선의 운전가능범위가 축소되어 운전의 제약을초래함

� 고리1호기는 ASME Code Case N-641에 따라 평가된 P-T곡선을 사용할예정임• Code Case N-641: Alternative Pressure-Temperature Relationship

and Low Temperature Overpressure Protection System Requirements Sec. XI, Division 1

□ 가압열충격� 원자로용기 용접부의 RTPTS 값이 약 29EFPY에 허용기준(≤300℉)을 초과하는 것으로 평가되었음

� Master Curve 방법 평가 결과, 수명말기(40년)에서의 RTPTS가10CFR50.61 허용요건 만족

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고리1호기 중성자 조사취화

□ Upper Shelf Energy� 고리1호기 설계수명 말기에 원자로용기 용접부에 대한 최대흡수에너지가 허용기준(≥50 ft-lb)을 만족하지 못함

� 고리1호기의 RG 1.161에 따른 파괴역학해석 수행결과가 허용요건을 만족함.

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온도감시자 손상 사례

□ 고리3호기 및 영광1호기 제5차 감시시험에서 온도감시자 부분 용융 흔적이발견됨.

□ 온도감시자의 부분 용융은 Braidwood #1 등 해외 원전들에서도 동일하게발생하였으며, 모두 감시용기 제작시의 용접열로 인한 것으로 보고됨

□ 이상과도상태 발생으로 인한 원자로 저온관 온도 상승, 온도감시자 용융점이상, 감마선 조사에 의한 발열 등의 가능성 등을 검토한 결과, 감시용기제작시 용접불량으로 확인됨

□ 온도감시자 용융이 원자로용기 감시시험 결과에 미치는 영향은 크지 않음

<고리3호기 온도감시자 부분용융 사진>

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온도감시자 손상 사례

□ 울진3호기 제1차 감시시험-온도감시자 미용융

� 울진3호기 온도감시자 재료성분 및 용융점

� 원자로용기 저온관 운전온도(295.8℃) 이하의 용융점을 가진 온도감시자중 용융점이 292℃인 온도감시자가 용융되지 않음

� 운전기록, 온도감시자 재료시험 성적서, 구매서류 및 성분분석 등을 검토한결과, 제작과정에서 온도감시자의 합금조성이 제대로 형성되지 못한 것으로확인됨

� 온도감시자 미용융이 감시시험 결과에는 영향을 미치지 않음

온도감시자80%Au-

20%Sn 합금90%Pb-5%Sn-5%Ag 합금

97.5%Pb-2.5Ag 합금

97.5%Pb-0.75%Sn-1.75%Ag

용융점 536℉(280℃) 558℉(292℃) 580℉(304℃) 590℉(310℃)

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중성자 선량감시자 손상사례

□ 영광 3,4호기 및 울진3,4호기 제1차 감시시편 평가 결과 일부 선량감시자(Uranium, Uranium(Cd), Cobalt, Niobium) 방사능측정값이 신뢰도 범위를 벗어남

□ 평가결과의 신뢰성에는 미치는 영향이 없으나, 향후 운전시 문제발생 가능성이 있음.

□ 조치방안으로 신규 감시용기 제작, 중성자 선량감시자 교체 및대체감시자 설치 등이 제안되었으며, 현재 대체감시자를 설치하여 원자로용기 외벽에 중성자 조사량을 측정하는 방안을 검토중임

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가압열충격 기준 개정작업 현황

□ 개정작업 추진배경� 현 기준은 1980년대까지의 기술과 데이터를 기초로 제정되어 발전소 과도조건, 결함 분포 및 파괴인성, 재료 구성, 조사량 분포 등에 있어 보수적인 값을 사용하여 설정됨.

� 미국 내 가동원전은 10CFR50.61의 가압열충격 기준을 모두 만족하나, 20년 계속운전 기간에는 일부 원전에서 가압열충격 기준을 만족하지 못하는 것으로 평가됨

� NRC는 1999년부터 가압열충격 기준 재설정을 위한 연구를진행하여 현 기준의 보수성을 입증하는 기술적 근거자료(NUREG-1806)을 발간하였음

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현행 가압열충격 기준 (10CFR50.61)

□ 현 PTS 허용기준은 가압열충격에 의하여 원자로용기에 관통균열이 발생할 빈도가 5×10-6/yr일 때의 RTPTS값으로 정의하고 있음

� RTPTS : 수명말기(EOL)원자로 용기 내벽의 최대 RTNDT� Screening Limit

□ RTNDT(f)=RTNDT(u)+△T30+Margin� RTNDT(f) : 조사 후 RTNDT� △T30 : CF�FF

• CF : Cu, Ni, P, Mn 함량 및 제작형태 등에 따른 Chemistry Factor

• FF : Fluence Factor, f(0.28-0.1logf)

� Margin=

판재, 단조재, 축방향용접부 원주방향 용접부

RTPTS < 270℉ RTPTS < 300℉

222∆

+σσI

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가압열충격 기준 개정안-10CFR50.61a

□ 가압열충격에 의한 원자로용기 관통균열발생빈도가 1×10-6/yr 일 때의 PTS 기준온도를 허용기준으로 제안함

□ PTS Screening Criteria

Product Form and Product Form and Product Form and Product Form and RTRTRTRTmaxmaxmaxmax----xxxx

ValuesValuesValuesValues

RTRTRTRTmaxmaxmaxmax----xxxx Limits(Limits(Limits(Limits(℉℉℉℉) for ) for ) for ) for TTTTwallwallwallwall(in(in(in(in))))

TTTTwallwallwallwall≤≤≤≤9.59.59.59.5 9.5<T9.5<T9.5<T9.5<Twallwallwallwall≤≤≤≤10.510.510.510.5 10.5<T10.5<T10.5<T10.5<Twallwallwallwall≤≤≤≤11.511.511.511.5

Axial weld RTMAX-AW 269 230 222

Plate RTmax-PL 356 305 293

Forging w/o under clad cracks RTMAX-FO

356 305 203

Axial Weld &Plate

RTMAX-AW+RTMAX-PL538 476 445

Circumferential Weld

RTMAX-CW

312 277 269

Forging with under clad cracks

RTMAX-FO

246 241 239

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□ 축방향 용접부, 원주방향 용접부, 판재, 단조재에 대하여 각각의 계산식이 주어짐� RTMAX-X = RTNDT(u)-X+△T30-x(ΦtMAX)

� x : Axial Weld, Cir. Weld, Plate, Forging

□ △T30 : 충격시험으로부터 구해지는 흡수에너지가 30 ft-lb일 때 조사재와 비조사재의 온도차로 정의됨� P, Mn, Ni, Cu 함량에 대한 관계식으로 제시됨

가압열충격 기준 개정안

),,(),()77.31(

)13.61()001718.01(

191.1

5.0471.2

30

eee

eC

tNiCugPCufNiBCRP

tMnPTAMD

CRPMDT

ϕ

ϕ

⋅⋅⋅+⋅=

⋅⋅⋅+⋅⋅−⋅=

+=∆

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규제 입장

□ 가동원전의 출력증강시 출력증강에 따른 조사량 재평가계획이 구체적으로 수립/이행되어야 함

□ 신규 건설원전에 대해 온도감시자, 중성자 선량 감시자, 감시시편의 신뢰성을 확보할 수 있는 방안이 제시되어야 함

□ PTS 평가기준 제/개정 이후, 가동 및 건설원전에 대한 PTS 건전성이 재확인되어야 함.