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가압경수로 원전 물-증기 순환영역에서 암모니아와 MPA의 완충세기
Buffer Intensity of Ammonia and MPA in Water-Steam Cycle of PWRs 원문보기

한국산학기술학회논문지 = Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society, v.11 no.7, 2010년, pp.2708 - 2712  

이인형 (순천향대학교 에너지환경공학과) ,  안현경 (순천향대학교 에너지환경공학과)

초록
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아민(암모니아 또는 MPA)은 가압경수로 원전 2차측 부식을 방지하는 최적 pH를 유지하기 위해 사용되고, 온도가 동일하게 유지되지 않는 물-증기 순환 영역에서 모든 아민은 평형상수에 따라 2차측에서 서로 다른 pH를 나타낸다. 부식제어에서 pH는 유일한 인자가 아니므로 두 번째 변수, 즉 불순물의 유입 또는 부식 반응으로 인해 $H^+$가 추가되거나 제거되었을 때 안정된 pH를 지속하는 능력인 완충세기의 고려가 필요하다. 온도를 고려한 완충세기는 2차측 최적 pH 제어제 선정과 유체가속부식의 특징을 기본적으로 이해할 수 있도록 한다. PWRs의 전체 운전범위에서 암모니아와 MPA의 완충세기를 조사하였다. 낮은 온도$(25{\sim}100^{\circ}C)$에서는 암모니아 그리고 높은 온도$(150{\sim}250^{\circ}C)$에서는 MPA가 부식 억제를 위한 충분한 완충세기를 나타내었다. 완충세기 측면에서, i) 최적 pH 제어제 pH 범위는 pH(T)- $1{\leq}pK_a(T){\leq}pH(T)$+0.5, ii) 아민 용액은 부식 억제를 위해 충분한 완충세기$({\beta})$를 가져야하고, iii) 최대 유체가속부식은 ${\beta}_B/{\beta}$ 비율이 최저인 온도에서 최대를 나타낸다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Amines, ammonia or 3-methoxypropylamine (MPA), are used to maintain the optimized pH for the prevention of corrosion in the secondary side of Pressurized Water Reactors (PWRs). They are differently dissociated as a function of temperature which is not same in each location of the water-steam cycle. ...

주제어

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  • . The FAC rate decreases as at-temperature pH increases.
  • . The FAC rate varies with temperature. The effect of temperature on the FAC rate is demonstrated by the bell-shaped curve.
  • ii) the amine solution should have sufficient buffer intensity, P, to inhibit corrosion, and ⅲ) FAC rate may be maximum at the temperature, where Ph2o/P ratio is highest. The critical temperature in the bell-shape curve, calculated using dissociation constants of water and amines, is usually between 150C and 250C depending upon the solution pH and the type of amine.
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참고문헌 (10)

  1. P. Millet and K. Fruzzetti, "EPRI Internal Report on Status of Allication of Amines in US PWRs", EPRI, Palo Alto, CA, 2006. 

  2. G.J. Bignold, et. al., "Water Chemistry in Nuclear System 2", p. 5, BNES, London, 1981. 

  3. "Flow-Accelerated Corrosion in Power Plants", EPRI TR-106611-R1, 1998 

  4. W.M.M. Huijbregts, "Materials Performance", 23 (10), p. 39, 1984. 

  5. L. Tomlinson, et. al., "Corrosion", 22 (1), p. 45, 1987. 

  6. "Computer-Calculated Potential pH Diagrams to ${300^{\circ}C}$ ", EPRI NP3137, V-2, June 1983 

  7. Paine et.al., "3rd International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors", p. 501-509, 1987, The Metallurgical Society (Warrendale, PA) 

  8. Jevee, et. al., "12th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors", p. 1305-1315, 2005, TMS. 

  9. Pavageau, et. al., "13th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors", 2007. 

  10. P. King et. al., "11th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors", 2003. 

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