냉각재상실사고이후 원전의 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 종합적으로 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 시험장치에서 원자로건물집수조와 시험장치에서 물 부피에 대한 여과기 면적의 비가 일치하도록 시험조건을 설정하고 시험을 수행하였다. TSP pH 조절제 조건에서 칼슘실리케이트는 시험 초기에 수두손실을 급격히 상승시켰기 때문에 원자로건물에서 모든 칼슘실리케이트를 제거하여야 함을 확인하였다. 비상노심냉각계통 살수지속시간의 차이에 따른 시험결과는 장기살수조건이 단기살수조건에 비해 12배 정도 높은 수두손실을 보였다. 살수조건 시험결과를 화학적 영향이 없는 수두손실과 비교하면 단기살수와 장기살수의 각 조건에서 5.6배 및 60.8배 수두손실이 증가하는 결과를 보였다. 화학적 영향은 재순환수에 노출된 물질의 양에 따라 초기의 일정기간 동안 알루미늄 및 아연도금 판의 부식에 의해 급격히 증가하고 이들이 부동피막을 형성한 이후에는 NUKONTM 및 콘크리트 등에서 침출된 화학종의 침전에 기인하여 증가율이 감소하는 경향을 보였다. 실험결과는 TSP에 의한 알루미늄의 부동피막 형성이 살수시간이 길어지고 알루미늄의 양이 많을 경우 효과적이지 않다는 것을 보였다.
냉각재상실사고이후 원전의 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 종합적으로 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 시험장치에서 원자로건물집수조와 시험장치에서 물 부피에 대한 여과기 면적의 비가 일치하도록 시험조건을 설정하고 시험을 수행하였다. TSP pH 조절제 조건에서 칼슘실리케이트는 시험 초기에 수두손실을 급격히 상승시켰기 때문에 원자로건물에서 모든 칼슘실리케이트를 제거하여야 함을 확인하였다. 비상노심냉각계통 살수지속시간의 차이에 따른 시험결과는 장기살수조건이 단기살수조건에 비해 12배 정도 높은 수두손실을 보였다. 살수조건 시험결과를 화학적 영향이 없는 수두손실과 비교하면 단기살수와 장기살수의 각 조건에서 5.6배 및 60.8배 수두손실이 증가하는 결과를 보였다. 화학적 영향은 재순환수에 노출된 물질의 양에 따라 초기의 일정기간 동안 알루미늄 및 아연도금 판의 부식에 의해 급격히 증가하고 이들이 부동피막을 형성한 이후에는 NUKONTM 및 콘크리트 등에서 침출된 화학종의 침전에 기인하여 증가율이 감소하는 경향을 보였다. 실험결과는 TSP에 의한 알루미늄의 부동피막 형성이 살수시간이 길어지고 알루미늄의 양이 많을 경우 효과적이지 않다는 것을 보였다.
A test apparatus has been fabricated to simulate chemical effect on head loss through a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). Tests were conducted under condition of same ratio of strainer surface area to water volume between th...
A test apparatus has been fabricated to simulate chemical effect on head loss through a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). Tests were conducted under condition of same ratio of strainer surface area to water volume between the test appratus and the containment sump. A series of tests have been performed to investigate the effects of spray, existence of calcium-silicate with tri-sodium phosphate (TSP), and composition of materials. The results showed that head loss across the chemical bed with even a small amount of calcium-silicate insulation instantaneously increased as soon as TSP was added to the test solution. Also, the head loss across the test screen is strongly affected by spray duration and is increased rapidly at the early stage, because of high dissolution and precipitation of aluminum and zinc. After passivation of aluminum and zinc by corrosion, the head loss increase is much slowed down and is mainly induced by materials such as calcium, silicon, and magnesium leached from NUKONTM and concrete. Furthermore, it is newly found that the spay buffer agent, tri-sodium phosphate, to form protective coating on the aluminum surface and reduce aluminum leaching is not effective for a large amount of aluminum and a long spray.
A test apparatus has been fabricated to simulate chemical effect on head loss through a strainer in a pressurized water reactor (PWR) containment water pool after a loss of coolant accident (LOCA). Tests were conducted under condition of same ratio of strainer surface area to water volume between the test appratus and the containment sump. A series of tests have been performed to investigate the effects of spray, existence of calcium-silicate with tri-sodium phosphate (TSP), and composition of materials. The results showed that head loss across the chemical bed with even a small amount of calcium-silicate insulation instantaneously increased as soon as TSP was added to the test solution. Also, the head loss across the test screen is strongly affected by spray duration and is increased rapidly at the early stage, because of high dissolution and precipitation of aluminum and zinc. After passivation of aluminum and zinc by corrosion, the head loss increase is much slowed down and is mainly induced by materials such as calcium, silicon, and magnesium leached from NUKONTM and concrete. Furthermore, it is newly found that the spay buffer agent, tri-sodium phosphate, to form protective coating on the aluminum surface and reduce aluminum leaching is not effective for a large amount of aluminum and a long spray.
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문제 정의
본 연구에서는 화학적 영향을 고려한 수두손실시험에서 실제 현상을 대변할 수 있는 30일 동안 수두손실을 평가하는 방법을 적용하여 원자로건물집수조 여과기에서 LOCA이후 예상되는 물리적 현상과 화학적 현상이 결합 되어 나타나는 수두손실을 평가할 수 있는 시험장치를 개발하고 보온재인 칼슘실리케이트의 영향과 수두손실에 대한 30일 동안의 살수 지속시간조건의 영향을 평가하였다.
원자로건물에서 LOCA이후 여과기에 축적된 이물질 층에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 설계제작된 시험장치의 개략도는 그림 1과 같다.
칼슘실리케이트가 포함된 이물질 층에서 원자로건물 집수조의 살수첨가제인 TSP의 영향을 평가하기 위한 시험을 수행하였다. 이물질 층을 형성하는 이물질의 종류에서 칼슘실리케이트를 포함한 경우와 포함하지 않은 경우에 대해 수두손실을 측정한 결과는 그림 2에 보인 바와 같다.
가설 설정
[3] Li 농도는 TSP의 농도에 비해 매우 낮아 pH에 주는 영향은 미미하지만 리튬에의한 부식영향을 무시한다는 가정을 도입하는 것은 보수성을 침해할 수 있다. 따라서 ICET 시험조건을 참조하여 Li의 농도를 0.7 ppm으로 가정하여 LiOH를 시험에 첨가한다. 고리 1호기 원자로건물 집수조에서 살수첨가제인 TSP의 농도 1,233 mg/l을 동일하게 적용하였다.
장기살수조건인 Test 2는 살수가 재순환 운전동안 지속된다는 가정에 따라 시험을 수행하였다. Test 1과 동일하게 이물질 층을 형성하고 화학물질을 주입하였다.
따라서 전체 반응 면적을 계산할 수 없기 때문에 부피에 대해 SF를 적용하여 시험에 사용할 양을 계산하였다. 칼슘실리케이트의 경우 보온재가 구조적으로 가루 형태로서 물에 쉽게 용해된다고 가정하고 부피에 대해 SF를 적용하여 시험에 사용할 양을 평가하였다.
제안 방법
LOCA에 의해 파손되어 여과기 표면에서 이물질 층을 형성하는 이물질은 무게에 대해 SF를 적용하여 평가하였다.
LOCA이후 환경에서 원자로건물집수조 여과기의 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하는 시험장치를 개발하였다. 시험장치는 국내 가동중원전에 적합하게 시험 변수를 조절할 수 있도록 제작하였으며 고리1호기의 경우에 대한 수두손실 변화를 시험하였다.
장기살수조건인 Test 2는 살수가 재순환 운전동안 지속된다는 가정에 따라 시험을 수행하였다. Test 1과 동일하게 이물질 층을 형성하고 화학물질을 주입하였다. 그림 4에 보여준 바와 같이 수두손실은 재순환 운전 시작 후 약 200시간까지 2 kPa에 도달한 후 이후 서서히 증가하여 재순환 운전 종료 시점인 720시간에서는 3.
이며 원자로건물 내부에 존재하는 물질 중에서 알루미늄이 수두 손실에 가장 큰 영향을 줌을 보였다.[3] ICET 결과를 바탕으로 PWROG(PWR Owners Group)는 각 원전의 고유 환경에서 화학적 영향으로 발생하는 화학적 부산물의 생성량평가모델인 WCAP 방법론을 개발하였다.[5] ICET 결과와 WCAP 방법론은 원자로건물집수조에서 생성되는 화학적 부산물의 종류 및 생성량을 평가하는 방법을 제시하였으며 이를 바탕으로 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하는 다양한 방법이 개발되었다.
고리 1호기 원자로건물 집수조에서 살수첨가제인 TSP의 농도 1,233 mg/l을 동일하게 적용하였다. 고리 1호기 원자로건물에서 TSP가 모두 용해되는데 15.4분이 소요되는 것으로 평가[9]되었기 때문에 시험에서는 시험 시작과 동시에 용해된 TSP를 첨가하여 조건을 일치하도록 하였다.
고리 1호기 원자로건물집수조에서 화학적 영향을 고려한 수두손실 시험은 pH 조절제로 TSP를 사용하는 경우에 칼슘실리케이트의 영향을 평가하는 시험과 30일 동안 화학적 영향이 수두손실에 미치는 영향을 평가하는 시험을 구분하여 실시하였다.
그러나 NUKON의 경우 물질의 전체 부피가 고체로 구성된 것이 아니라 섬유가 뭉쳐 있는 구조로 물이 NUKON 보온재 내부로 침투하여 반응하는 경우이다. 따라서 전체 반응 면적을 계산할 수 없기 때문에 부피에 대해 SF를 적용하여 시험에 사용할 양을 계산하였다. 칼슘실리케이트의 경우 보온재가 구조적으로 가루 형태로서 물에 쉽게 용해된다고 가정하고 부피에 대해 SF를 적용하여 시험에 사용할 양을 평가하였다.
도장재는 LOCA에 의해 발생하는 고에너지 유체에 의해 파손되어 작은 입자 형태의 이물질을 발생시킨다. 수두손실에 동일한 효과를 주도록 하기 위하여 도장재 이물질의 대용품은 크기와 물질의 미시적 밀도를 비교하여 선정하였다. 입자형 도장재 이물질의 대용물로 ground silica인 SAC사의 S-SIL 30 제품을 선정하였다.
0074 ft/s가 된다. 시험에서 여과기로의 평균 접근속도, 여과기 표면적 대 물 부피비 및 물의 체류시간을 동일하게 설정하고 물 부피 및 유량을 결정하였으며 표 1에 정리하였다. 성능평가에서 LOCA이후 발생하여 여과기 표면에 쌓이는 이물질 양을 추정한 결과와 수두손실에 화학적 영향을 주는 물질의 양을 추정한 결과는 표 2에 주어져 있다.
시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 Galvanic 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다. 시험장치는 30일 동안 수화학 환경조건을 방해하지 않아야 하도록 자료취득시스템은 자동화하여 수두손실, 유량, 각 위치에서의 물 온도, pH를 온라인으로 측정할 수 있도록 하였으며 정전에 대비하여 무정전전원장비를 갖추었다.
LOCA이후 환경에서 원자로건물집수조 여과기의 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하는 시험장치를 개발하였다. 시험장치는 국내 가동중원전에 적합하게 시험 변수를 조절할 수 있도록 제작하였으며 고리1호기의 경우에 대한 수두손실 변화를 시험하였다. 시험결과에 따르면 pH 조절제로 TSP를 사용하는 경우 칼슘실리케이트의 존재는 ECCS의 가동 초기에 수두손실을 급격하게 상승시키기 때문에 원자로건물에서 화학적 영향에 의한 수두손실 상승을 억제하기 위하여 TSP를 사용하는 경우 칼슘 실리케이트를 완전히 제거하여야 함을 확인하였다.
그림 1에 나타낸 바와 같이 시험장치는 수두손실 측정부, 여과기, 수조, 펌프, 전열기, 및 수화학 환경 측정함으로 구성된다. 시험장치는 다양한 pH에서 구성 재료가 부식되어 화학적 영향을 주지 않도록 제작하였으며 수조에 설치되는 시편 사이에서 Galvanic 부식이 발생하지 않도록 충분한 공간을 두었다. 시험장치는 30일 동안 수화학 환경조건을 방해하지 않아야 하도록 자료취득시스템은 자동화하여 수두손실, 유량, 각 위치에서의 물 온도, pH를 온라인으로 측정할 수 있도록 하였으며 정전에 대비하여 무정전전원장비를 갖추었다.
설계제작된 시험장치의 개략도는 그림 1과 같다. 시험장치에서 원자로건물집수조 환경 에서 발생하는 수두손실과 유사성을 갖도록 여과기 면적대 물 부피가 일치하는 조건으로 설계하였다. 따라서 시험장치의 크기는 여과기 면적에 의해 결정된다.
원자로건물집수조의 pH 조절제로 TSP를 사용하는 환경에서 칼슘실리케이트의 존재는 수두손실을 급격히 상승시켜 시험장치에서 펌프 후단에 캐비테이션 현상이 발생하여 시험을 지속할 수 없었다. 원자로건물집수조에서도 동일한 현상이 발생가능하다고 판단하고 칼슘실리케이트의 영향평가 결과를 활용하여 원자로건물에 칼슘실리케이트가 없는 경우를 가정하고 화학적 영향을 주는 물질 양에 대한 재평가 결과를 근거로 30일 동안 화학적 영향을 고려한 수두손실 시험을 수행하였다. 시험은 스크린 위에 이물질 층을 형성한 후 물에 용해된 붕산과 LiOH 및 염산을 주입한 후 마지막으로 TSP를 넣고 시작 하였다
원전에서 설계기준 가상사고인 냉각재상실사고(LOCA, Loss of Coolant Accident)의 발생 후에 노심 냉각성능을 유지하여 안전성을 보장하기 위한 방안으로 비상노심냉각계통(ECCS, Emergency Core Cooling System)을 가동하여 원전의 안전성을 보장한다. 그러나 LOCA는파손된 배관 주변으로 고에너지의 유체를 방출하여 이것은 배관주변의 단열재를 비롯한 원자로건물 내부의 도장재 등을 파손시켜 다량의 이물질을 발생시킨다.
화학적 영향을 고려한 수두손실 시험장치에서 수두손실 변화가 원자로건물집수조의 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 평가에 적용되도록 하기 위하여 화학적 환경뿐만 아니라 이물질의 종류 및 양에 대해서도 유사성을 유지하여야 한다. 유사성의 유지를 위하여 스케일링 변수(Scaling Factor, SF)로 물 부피 대 여과기 면적 비를 사용하였으며 정의는 다음과 같다.
화학적 영향을 주는 물질이 없는 경우인 Test 3에서 재순환 운전 시간에 따라 비화학적 이물질에 의한 수두 손실의 변화를 측정하였다. 그림 6에 보인 바와 같이 온도가 90℃에서 45℃까지 감소하는 동안 수두손실은 0.
대상 데이터
NUKON은 5～7 μm 직경이며 약 2인치 길이인 유리 섬유를 바인더로 고정하여 제작한다.
콘크리트의 경우 화학적 영향에 대해 콘크리트 규격 보다는 노출된 면적이 중요한 것으로 알려져 있다.[4] 따라서 시험에서는 상용 등급 콘크리트 시편으로 KSL 5105 표준[7]에 따라 제작된 시편을 사용하였다.
3에 주어져 있다.[5] 잠복이물질의 대용품으로 이 조건에 따라 제조된 PCI사 제품을 선정하였다.
원자로건물집수조에서 화학적 영향을 주는 물질과 동일한 물질을 사용하는 것이 불가능하기 때문에 평가의 보수성을 보장할 수 있도록 ICET의 시험준비 절차에 따라 확립된 대용품[3]을 선정하였으며 표 2에 보인 바와 같다. 금속 시편은 순수한 알루미늄과 아연 판으로 두께 1.5 mm를 사용하였다. 아연의 경우 도장재 및 금속 구조 물에 함유된 아연을 나타내지만 시험을 위하여 아연 판 (Galvanized Steel)을 사용하였다.
순수한 알루미늄은 합금형태로 존재하는 알루미늄보다 부식율이 높아 시험결과의 보수성을 보장할 수 있다. 금속 시편은 화학적 영향 시험을 위하여 ASTM G1[6 ]에 기술된 권고 방안에 따라 준비한다.
따라서 시험장치의 크기는 여과기 면적에 의해 결정된다. 시험장치의 크기를 고려하여 직경 3/32 인치의 구멍이 일정한 간격으로 판공된 직경 10 cm의 원형 스테인리스 판을 여과기로 선정하였다. 따라서 시험장치 설계의 기본인자인 여과기 면적은 78.
5 mm를 사용하였다. 아연의 경우 도장재 및 금속 구조 물에 함유된 아연을 나타내지만 시험을 위하여 아연 판 (Galvanized Steel)을 사용하였다. 아연이 도장재에 함유된 것에 비해 아연 판의 부식율이 높아 시험결과의 보수성을 보장할 수 있다.
아연이 도장재에 함유된 것에 비해 아연 판의 부식율이 높아 시험결과의 보수성을 보장할 수 있다. 알루미늄의 경우 발전소에서 사용되는 것은 합금 형태이지만 시험에서는 순수한 알루미늄으로 A1050을 사용하였다. 순수한 알루미늄은 합금형태로 존재하는 알루미늄보다 부식율이 높아 시험결과의 보수성을 보장할 수 있다.
원자로건물집수조에서 화학적 영향을 주는 물질과 동일한 물질을 사용하는 것이 불가능하기 때문에 평가의 보수성을 보장할 수 있도록 ICET의 시험준비 절차에 따라 확립된 대용품[3]을 선정하였으며 표 2에 보인 바와 같다. 금속 시편은 순수한 알루미늄과 아연 판으로 두께 1.
수두손실에 동일한 효과를 주도록 하기 위하여 도장재 이물질의 대용품은 크기와 물질의 미시적 밀도를 비교하여 선정하였다. 입자형 도장재 이물질의 대용물로 ground silica인 SAC사의 S-SIL 30 제품을 선정하였다. 조각형 도장재 대용품으로 SAC사의 Silica Sand(습사) 제품을 선정하였다.
입자형 도장재 이물질의 대용물로 ground silica인 SAC사의 S-SIL 30 제품을 선정하였다. 조각형 도장재 대용품으로 SAC사의 Silica Sand(습사) 제품을 선정하였다. 잠복이물질에 대한 특성은 미국 NRC의 NEI 04-07에 대한 안전성평가보고서의 3.
성능/효과
LOCA이후 고리 1호기 원자로건물집수조의 pH는 초기에 붕산의 영향으로 산성인 pH 4.5 정도까지 감소하고 pH 조절제인 TSP가 용해됨에 따라 24.7분경에 pH가 7.9에 도달하여 일정한 값을 가지는 것으로 평가하였다.[9] 이러한 pH 변화는 원자로건물집수조에 용해된 화학물질의 조성인 원자로냉각재계통 냉각수에 포함된 붕산 및 LiOH와 원자로건물 바닥에 설치된 살수첨가제인 TSP, ECCS의 재순환운전동안 방사화 반응에 의해 형성되는 염산과 질산의 농도에 영향을 받는다.
ECCS에의한 재순환운전은 이물질이 유동을 따라 원자로건물집 수조여과기로 이동하게 함으로써 여과기를 막히게 하여 ECCS의 냉각성능을 저하시키는 안전성 현안이 대두되었다.[1] 특히 원자로건물에서 비상노심냉각계통의 살수 및 재순환수에 노출된 물질의 부식 및 침출 반응에 의해 형성되는 침전물이 수두손실에 영향을 준다는 것이 알려지면서 규제기관은 화학적 영향이라 명명된 이 현상을 반영하여 수두손실을 재평가할 것을 요구하였다.[2] 이의 일환으로 화학적 영향에 의한 수두손실 증가를 정량화하고 이 영향을 완화시키기 위한 방안을 도출하기 위하여 다양한 연구가 수행되고 있다.
7 ppm 이하로 추정하고 있다.[3] Li 농도는 TSP의 농도에 비해 매우 낮아 pH에 주는 영향은 미미하지만 리튬에의한 부식영향을 무시한다는 가정을 도입하는 것은 보수성을 침해할 수 있다. 따라서 ICET 시험조건을 참조하여 Li의 농도를 0.
LOCA이후 ECCS의 재순환수에는 이러한 화학물질 이외에도 전선 피복재의 열화 및 방사화에 기인하여 생성된 염산과 원자로건물 대기 중의 질소와 산소의 방사 화에 의해 생성된 질산이 존재한다.[3] 염산과 질산은 살수첨가제 물질인 TSP의 양에 비해 상대적으로 적은 양이 생성되어 pH에 미치는 영향은 매우 작다. 따라서 본 시험 에서는 ICET에서 적용한 100 ppm의 염산만 적용하고 질산은 포함시키지 않았다.
[3] ICET 결과를 바탕으로 PWROG(PWR Owners Group)는 각 원전의 고유 환경에서 화학적 영향으로 발생하는 화학적 부산물의 생성량평가모델인 WCAP 방법론을 개발하였다.[5] ICET 결과와 WCAP 방법론은 원자로건물집수조에서 생성되는 화학적 부산물의 종류 및 생성량을 평가하는 방법을 제시하였으며 이를 바탕으로 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 평가하는 다양한 방법이 개발되었다. 미국 NRC의 화학적 영향 심사지침 [5]은 현재 고려되는 다양한 평가방법에 대해 WCAP 방법론에 따라 화학적 부산물의 종류 및 양을 산정하고 이를 파손된 이물질과 동시에 사용하는 방법과 30일 동안 화학적 부산물을 발생시키는 환경을 모사하여 화학적 부산물이 시험기간동안 발생하도록 하여 수두손실을 평가하는 방법으로 구분하였다.
시험장치는 국내 가동중원전에 적합하게 시험 변수를 조절할 수 있도록 제작하였으며 고리1호기의 경우에 대한 수두손실 변화를 시험하였다. 시험결과에 따르면 pH 조절제로 TSP를 사용하는 경우 칼슘실리케이트의 존재는 ECCS의 가동 초기에 수두손실을 급격하게 상승시키기 때문에 원자로건물에서 화학적 영향에 의한 수두손실 상승을 억제하기 위하여 TSP를 사용하는 경우 칼슘 실리케이트를 완전히 제거하여야 함을 확인하였다. 30일 동안 화학적 영향을 고려한 수두손실 시험은 살수조건이 여과기에서 수두손실 상승의 중요한 변수가 되므로 원자로건물에서 살수에 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양을 변경하기 어렵다면 원전의 안전성을 침해하지 않는 범위에서 살수시간을 조절하여 여과기에서 수두손실 상승을 억제하여야 한다.
후속연구
따라서 30일 동안 원자로건물 수화학 환경을 모사하며 시간에 따라 수두손실을 측정하는 방법은 화학적부산물을 별도로 생성시켜 사용하는 것보다 현 실성이 있다. 그러나 이 방법론을 적용할 경우 화학적 부산물을 생성시키는 환경조건 및 수두손실을 발생시키는 이물질 층에 대한 보수성을 보장하는 시험장치 및 방법의 개발이 필요하다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
비상노심냉각계통의 문제점은 무엇인가?
그러나 LOCA는파손된 배관 주변으로 고에너지의 유체를 방출하여 이것은 배관주변의 단열재를 비롯한 원자로건물 내부의 도장재 등을 파손시켜 다량의 이물질을 발생시킨다. ECCS에의한 재순환운전은 이물질이 유동을 따라 원자로건물집 수조여과기로 이동하게 함으로써 여과기를 막히게 하여 ECCS의 냉각성능을 저하시키는 안전성 현안이 대두되었다.[1] 특히 원자로건물에서 비상노심냉각계통의 살수 및재순환수에 노출된 물질의 부식 및 침출 반응에 의해 형성되는 침전물이 수두손실에 영향을 준다는 것이 알려지면서 규제기관은 화학적 영향이라 명명된 이 현상을 반영하여 수두손실을 재평가할 것을 요구하였다.
원전에서는 냉각재상실사고 발생 시 어떻게 원전의 안전성을 보장하는가?
원전에서 설계기준 가상사고인 냉각재상실사고(LOCA, Loss of Coolant Accident)의 발생 후에 노심 냉각성능을 유지하여 안전성을 보장하기 위한 방안으로 비상노심냉각계통(ECCS, Emergency Core Cooling System)을 가동하여 원전의 안전성을 보장한다. 그러나 LOCA는파손된 배관 주변으로 고에너지의 유체를 방출하여 이것은 배관주변의 단열재를 비롯한 원자로건물 내부의 도장재 등을 파손시켜 다량의 이물질을 발생시킨다.
화학적 영향으로 생성되어 수두손실에 영향을 주는 대표적인 화학적 부산물에는 무엇이 있는가?
미국 NRC(Nuclear Regulatory Commission)의 주도로 수행된 ICET(Integrated Chemical Effects Testing)는 화학적 영향으로 생성되어 수두손실에 영향을 주는 대표적인 화학적 부산물은 AlOOH, NaAlSiO 4 , Ca 3 (PO 4 ) 2 이며 원자로건물 내부에 존재하는 물질 중에서 알루미늄이 수두 손실에 가장 큰 영향을 줌을 보였다.[3] ICET 결과를 바탕으로 PWROG(PWR Owners Group)는 각 원전의 고유 환경에서 화학적 영향으로 발생하는 화학적 부산물의 생성량평가모델인 WCAP 방법론을 개발하였다.
참고문헌 (10)
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