LOCA이후 원자로건물집수조 여과기의 수두손실에 대한 화학적 영향의 실험연구 Experimental Study of Chemical Effects on Head Loss across Containment Sump Strainer under Post-LOCA Environment원문보기
원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.
원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.
An integral head loss test in a test apparatus was conducted to simulate chemical effects on a head loss across a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). The test was conducted during 30 days in the condition of a short spray, a l...
An integral head loss test in a test apparatus was conducted to simulate chemical effects on a head loss across a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). The test was conducted during 30 days in the condition of a short spray, a long spray, and no materials with chemical effects. The result exhibited that the head loss was affected on amounts of the exposed materials according to spray conditions. XRD analysis of the collected precipitates showed that the precipitates were phosphate compounds. Comparison of the head loss with dissolved species concentration showed that high increase rate of the head loss resulted from the corrosion of aluminum and zinc but slow increase rate of the head loss resulted from the precipitates induced by Si, Mg, and Ca from leaching reaction at NUKON and concrete after passivation of metal specimens.
An integral head loss test in a test apparatus was conducted to simulate chemical effects on a head loss across a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). The test was conducted during 30 days in the condition of a short spray, a long spray, and no materials with chemical effects. The result exhibited that the head loss was affected on amounts of the exposed materials according to spray conditions. XRD analysis of the collected precipitates showed that the precipitates were phosphate compounds. Comparison of the head loss with dissolved species concentration showed that high increase rate of the head loss resulted from the corrosion of aluminum and zinc but slow increase rate of the head loss resulted from the precipitates induced by Si, Mg, and Ca from leaching reaction at NUKON and concrete after passivation of metal specimens.
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문제 정의
본 연구에서는 고리 1호기 원자로건물 특성을 반영하여 화학적 영향을 고려한 수두손실 변화를 30일 동안 측정하여 수두손실 증가에 기여하는 화학적 영향을 평가하였다.
가설 설정
이러한 결과로부터 Test 1과 Test 2에서 물의 점성증가 효과에 비해 상대적으로 높은 수두손실 증가율은 Al 과 Zn의 부식에 의해 생성된 화학적부산물에 기인한 것으로 볼 수 있다. 그림 4(a)와 (b)의 Al과 Zn의 총농도 변화와 수두손실 증가율은 유사한 변화를 보인다. 수두손실 증가율 감소는 금속 시편의 표면에 부동피막이 형성되어 부식율이 감소함에 따라 화학적부산물의 생성량도 감소하여 수두손실 증가율이 감소한 것으로 판단된다.
ECCS의 재순환운전 동안 pH를 정확하게 평가할 수 없기 때문에 LOCA이후 원자로건물집수조에서 pH에 영향을 주는 화학물질인, 붕산, LiOH, 염산에 대해 보수적으로 평가된 농도를 시험에 사용하였으며 표 2와 같다.[4] 시험장치에서 온도변화는 원자로냉각재계통 29인치 고온관 양단파단의 경우에 디젤발전기 단일고장을 가정한 사고시나리오에 따라 계산된 결과를 사용하였다.[5]
단기살수조건인 Test 1은 살수가 운전원 조작에 의해 재순환운전이 시작된 후 1시간 후에 중지된다는 가정에 따라 수행되었으며 살수에 노출되었다고 가정한 시편은 시험 시작 1시간 후에 시험장치에서 제거하였다. 그림 2에 보인 바와 같이 시험이 진행됨에 따라 96 시간까지 0.
따라서 원자로건물집수조 여과기에서의 수두손실 증가는 화학적 영향을 주는 알루미늄 및 아연의 부동피막형성률에 크게 의존할 것이다. 부동피막이 형성된 이후에도 침출반응에 의해 발생하는 이온들의 재침전에 따라 수두손실은 지속적으로 증가하지만 알루미늄 및 아연의 부식에 의한 영향보다 작을 것이다. 화학적 영향에 의한 수두손실 증가를 억제하기 위해서는 LOCA이후 부동피막 형성시간을 단축시키고 원자로건물에서 알루미늄과 아연과 같은 화학적 영향을 주는 물질이 살수 및 재순환수에 노출되는 양을 줄일 필요가 있다.
26 kPa에 도달하였다. 장기살수조건인 Test 2는 살수가 재순환 운전동안 지속된다는 가정에 따라 시험을 수행되었다. 그림 3에 보여준 바와 같이 수두손실은 재순환운전 시작 후 약 200시간까지 2 kPa에 도달한 후 이후 서서히 증가하여 재순환 운전 종료 시점인 720시간에서는 3.
제안 방법
ECCS에 의한 재순환운전 동안 화학적부산물의 발생에 영향을 주는 주된 인자는 pH와 온도이다. ECCS의 재순환운전 동안 pH를 정확하게 평가할 수 없기 때문에 LOCA이후 원자로건물집수조에서 pH에 영향을 주는 화학물질인, 붕산, LiOH, 염산에 대해 보수적으로 평가된 농도를 시험에 사용하였으며 표 2와 같다.[4] 시험장치에서 온도변화는 원자로냉각재계통 29인치 고온관 양단파단의 경우에 디젤발전기 단일고장을 가정한 사고시나리오에 따라 계산된 결과를 사용하였다.
시험에서 24시간을 주기로 Test 1과 Test 2에서 시료를 채취하여 ICP-AES로 Al, Zn, Mg, Ca, Si, Fe 성분의 농도 분석을 수행하였다. ICP-AES 분석에서 시료의 전처리 전후에 대해 분석하였으며 전처리 전 시료분석은 분석 대상이 용해된 농도를 나타내며 전처리 후의 분석결과는 입자 형태를 포함하는 총 농도를 나타낸다. 시험동안 Test 1과 Test 2에서 Al, Zn, Fe, Ca, Mg, Si의 총 농도변화는 각각 그림 4(a)와 (b)와 같다.
을 적용하였다.[5] 성능평가에 따라 요구되는 여과기 면적 2,200 ft2을 기준으로 고리 1호기 ECCS의 주요 운전인자로부터 시험장치의 시험조건을 설정하였다. 시험조건으로 여과기로의 평균 접근속도와 여과기 표면적 대 물 부피비를 고리1호기와 동일하게 설정하고 종합적 수두손실 시험을 위한 물 부피 및 유량을 결정하여 표 1에 정리하였다.
고리 1호기에 대해 LOCA이후 환경에서 원자로건물집수조 여과기의 화학적 영향을 고려하여 30일 동안 수두손실 변화를 평가하였다. 시험결과 단기살수조건은 0.
화학적 영향 시험을 종료하고 물을 배수한 후 시험장치 수조 바닥에는 콜로이드 형상의 침전물이, 금속시편에는 흰색 침전물이 관찰되었다. 관찰된 침전물의 성분을 분석하기 위하여 XRD 분석을 수행하였으며 분석 결과를 표 4에 정리하였다.
물질의양은 원자로건물집수조 수위에 따라 침수된 양과 침수안 된 양으로 구분하여 산정하고 여과기면적 대 물부피 비를 사용하여 시험에 사용할 양을 평가하였으며 표 2에 주어진 바와 같다. 또한 원자로건물집수조 pH에서 시험을 수행하기 위하여 pH에 영향을 주는 화학물질의 농도를 원자로건물집수조에서의 농도와 같은 값을 사용하였다.
시험에서 원자로건물집수조와 같은 동일한 화학적 영향을 주도록 ICET의 시험준비 절차[3]에 준하여 알루미늄으로 A1050, 아연으로 아연철판, 콘크리트로 KSL 5105 표준[6]에 따라 제작된 시편을 사용하였다. 물질의양은 원자로건물집수조 수위에 따라 침수된 양과 침수안 된 양으로 구분하여 산정하고 여과기면적 대 물부피 비를 사용하여 시험에 사용할 양을 평가하였으며 표 2에 주어진 바와 같다. 또한 원자로건물집수조 pH에서 시험을 수행하기 위하여 pH에 영향을 주는 화학물질의 농도를 원자로건물집수조에서의 농도와 같은 값을 사용하였다.
시험에서 24시간을 주기로 Test 1과 Test 2에서 시료를 채취하여 ICP-AES로 Al, Zn, Mg, Ca, Si, Fe 성분의 농도 분석을 수행하였다. ICP-AES 분석에서 시료의 전처리 전후에 대해 분석하였으며 전처리 전 시료분석은 분석 대상이 용해된 농도를 나타내며 전처리 후의 분석결과는 입자 형태를 포함하는 총 농도를 나타낸다.
온도조건을 설정한 후 마지막으로 TSP를 넣고 시험을 시작하였다. 시험은 표 3에 주어진 바와 같이 화학적 영향에 대한 살수효과를 평가하기 위하여 Test 1은 단기살수조건, Test 2는 장기살수조건으로 설정하였으며 Test 3은 화학적 영향을 주는 물질 및 pH를 결정하는 화학물질이 없는 경우와 화학적 영향이 있는 경우를 비교하기 위하여 수행하였다.
시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 스테인리스강으로 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 갈바닉 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다. 시험장치는 30일 동안 수화학 환경조건을 방해하지 않도록 자료취득시스템을 자동화하여 수두손실, 유량, 물 온도, pH를 온라인으로 측정할 수 있도록 하였으며 정전에 대비하여 무정전전원장비를 갖추었다.[4]
원자로건물에서 LOCA이후 여과기에 축적된 이물질층에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하기 위한 시험장치는 수두손실 측정부, 여과기, 수조, 펌프, 전열기, 및 수화학 환경 측정함으로 구성된다. 시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 스테인리스강으로 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 갈바닉 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다. 시험장치는 30일 동안 수화학 환경조건을 방해하지 않도록 자료취득시스템을 자동화하여 수두손실, 유량, 물 온도, pH를 온라인으로 측정할 수 있도록 하였으며 정전에 대비하여 무정전전원장비를 갖추었다.
원자로건물에서 LOCA이후 여과기에 축적된 이물질층에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하기 위한 시험장치는 수두손실 측정부, 여과기, 수조, 펌프, 전열기, 및 수화학 환경 측정함으로 구성된다. 시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 스테인리스강으로 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 갈바닉 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다.
원자로건물집수조 환경에서 발생하는 수두손실과 유사성을 가지도록 여과기면적 대 물부피 비인 3.84×10-5을 사용하여 수두손실을 발생시키는 물질의 양을 평가하였으며[4] 표 2에 나타내었다.
화학적 영향 평가의 보수성을 보장하기 위하여 원자로 건물 수조의 물 부피는 고리 1호기 ECCS 재순환집수조성능평가에 따라 최대 물 부피인 37,917 ft3을 적용하였다.[5] 성능평가에 따라 요구되는 여과기 면적 2,200 ft2을 기준으로 고리 1호기 ECCS의 주요 운전인자로부터 시험장치의 시험조건을 설정하였다.
대상 데이터
[표 3] 화학적 영향을 고려한 수두손실 시험조건
시험에서 원자로건물집수조와 같은 동일한 화학적 영향을 주도록 ICET의 시험준비 절차[3]에 준하여 알루미늄으로 A1050, 아연으로 아연철판, 콘크리트로 KSL 5105 표준[6]에 따라 제작된 시편을 사용하였다
. 물질의양은 원자로건물집수조 수위에 따라 침수된 양과 침수안 된 양으로 구분하여 산정하고 여과기면적 대 물부피 비를 사용하여 시험에 사용할 양을 평가하였으며 표 2에 주어진 바와 같다.
데이터처리
Test 1과 Test 2에서 시험종료후 Al 시편을 회수하여 SEM-EDS를 사용하여 표면분석을 수행하였다. 그림 5(a) 와 (b)에 보여준 바와 같이 P, Ca, Na, O 등이 Al 표면에 존재하며 P는 인산이온에 기인한 것으로 Al과 반응하여 표면에 피막을 형성하였다고 볼 수 있다.
성능/효과
즉 온도가 일정하게 유지되고 있는 동안 장기간 물에 노출된 NUKON에서 침출반응에 의해 화학적 부산물이 생성되어 수두손실을 서서히 증가시킨다는 것을 그림 4에서 확인할 수 있다. 따라서 여과기에서 수두손실은 재순환수에 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존하여 ECCS의 재순환운전 초기에 금속의 부식에 기인하여 생성된 화학적부산물에 의해 수두손실이 급격히 증가하고 금속에 부동피막이 형성된 이후에는 침출반응에 기인하여 발생된 화학적부산물이 수두손실에 영향을 줌을 알 수 있다.
따라서 원자로건물집수조 여과기에서의 수두손실 증가는 화학적 영향을 주는 알루미늄 및 아연의 부동피막형성률에 크게 의존할 것이다. 부동피막이 형성된 이후에도 침출반응에 의해 발생하는 이온들의 재침전에 따라 수두손실은 지속적으로 증가하지만 알루미늄 및 아연의 부식에 의한 영향보다 작을 것이다.
고리 1호기에 대해 LOCA이후 환경에서 원자로건물집수조 여과기의 화학적 영향을 고려하여 30일 동안 수두손실 변화를 평가하였다. 시험결과 단기살수조건은 0.26 kPa의 수두손실을 장기살수조건은 3.6 kPa의 수두손실을 보였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 나타내었다.
6 kPa의 수두손실을 보였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 나타내었다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 대부분의 침전물이 인산화합물임을 보였다.
시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 나타내었다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 대부분의 침전물이 인산화합물임을 보였다. 용액에 용해된 화학종과 수두손실의 변화를 비교한 결과, 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn 성분은 시험초기에 부동피막이 형성되기 전까지 높은 수두손실 증가율의 원인이 됨을 보였다.
시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 대부분의 침전물이 인산화합물임을 보였다. 용액에 용해된 화학종과 수두손실의 변화를 비교한 결과, 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn 성분은 시험초기에 부동피막이 형성되기 전까지 높은 수두손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인한 것으로 판단된다.
화학적 영향 시험을 종료하고 물을 배수한 후 시험장치 수조 바닥에는 콜로이드 형상의 침전물이, 금속시편에는 흰색 침전물이 관찰되었다. 관찰된 침전물의 성분을 분석하기 위하여 XRD 분석을 수행하였으며 분석 결과를 표 4에 정리하였다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
원자로건물에서 LOCA이후 여과기에 축적된 이물질층에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하기 위한 시험장치는 무엇으로 구성되었는가?
원자로건물에서 LOCA이후 여과기에 축적된 이물질층에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하기 위한 시험장치는 수두손실 측정부, 여과기, 수조, 펌프, 전열기, 및 수화학 환경 측정함으로 구성된다. 시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 스테인리스강으로 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 갈바닉 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다.
원자력발전소는 냉각재상실사고시 어떻게 안전성을 보장하는가?
원자력발전소는 설계기준 가상사고인 냉각재상실사고 (LOCA, Loss of Coolant Accident)의 발생 후에 비상노심 냉각계통(ECCS, Emergency Core Cooling System)이 가동하여 노심을 냉각시킴으로써 안전성을 보장한다. 그러나 LOCA에 의해 발생되는 파손된 이물질 및 화학반응에 의해 생성되는 화학적부산물이 원자로건물집수조 여과기에 축적되어 수두손실을 증가시킴으로서 ECCS의 냉각성능을 저하시킬 가능성이 있다.
비상노심 냉각계통에 의한 재순환운전에서 생성되어 수두손실에 영향을 줄 가능성이 높은 대표적인 침전물에는 무엇이 있는가?
원자로건물집 수조에서 물의 pH, 온도, 용해된 화학종의 종류 및 양 등과 같은 화학적 조건에 의해서 시간에 따라1) 물질의 부식 및 침출, 2) 새로운 화합물 또는 침전물 생성, 3) 형성된 화합물 및 침전물의 여과기 이동 및 축적되는 일련의 과정을 거쳐 수두손실에 영향을 준다. LOCA이후 ECCS 에 의한 30일 동안의 재순환운전에서 생성되어 수두손실에 영향을 줄 가능성이 높은 대표적인 침전물은 AlOOH, NaAlSiO4, Ca3(PO4)2 등으로 알려져 있지만[3] 원자로건물 내부의 환경이 발전소 고유특성을 가지기 때문에 각 발전소에서 발생가능한 화학적부산물에 차이가 있다. 따라서 안전성 보장을 위한 여과기 성능개선을 위해서는각 발전소의 고유특성을 반영하고 화학적 영향을 고려하여 종합적으로 수두손실을 평가하여야 한다.
참고문헌 (6)
D.V. Rao, et al., "Knowledge Base for the Effect of Debris on Pressurized Water Reactor Emergency Core Cooling Sump Performance", NUREG/CR-6808, USNRC, 2003.
NRC Generic Letter 2004-02, "Potential Impact of Debris Blockage on Emergency Recirculation during Design Basis Accidents at Pressurized-Water Reactor", September 13, 2004
J. Dallman, et al., "Integrated chemical effects test project: Consolidated Data Report", NUREG/CR-6914. U.S. Nuclear Regulatory Commission, December 2006
구휘권, 등, "LOCA이후 환경에서 원자로건물집수조 여과기에서 수두손실에 대한 화학적 영향", 한국산학기술학회지, Vol. 10, No. 11, 2009.
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