[논문]원전 방사화 콘크리트 차폐벽의 확률 기반 성능변화 예측

권기현; 김도겸; 이호재; 서은아; 이장화

doi:10.14190/jrcr.2019.7.4.316

초록
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본 연구에서는 환경적·물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여, 원자로 가동기간 동안 장시간 방사능에 노출된 원전 콘크리트 차폐벽의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사화에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 중성자속 분석을 통해 차폐 콘크리트 의 시간의존적 압축강도와 인장강도의 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지한 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.

Abstract ▼ AI-Helper

A probabilistic approach considering uncertainties was employed to investigate the effects on the material characteristics and strength of nuclear bio-logical shield concrete walls, when exposed to long-term radiation during the entire service life. Time-dependent compressive and tensile strengths w...

A probabilistic approach considering uncertainties was employed to investigate the effects on the material characteristics and strength of nuclear bio-logical shield concrete walls, when exposed to long-term radiation during the entire service life. Time-dependent compressive and tensile strengths were estimated by conducting the neutron fluence analysis. For the contaminated concrete, individual compressive and tensile failure probabilities can be possibly evaluated by not only establishing limit-state function withthe predefined critical values but also performing Monte Carlo Simulation. Nuclear power plant types similar to the Kori Unit 1, which was shut off permanently in 2017 after the 40-year operation, were herein selected for an illustrative purpose. Consequently, the probability-based performance assessment and prediction of contaminated concrete walls were well demonstrated.

주제어

표/그림 (9)

그림 Fig. 1. Effect of neutron fluence on the operating time(Adapted from Field et al. 2015)
그림 Fig. 2. Relationship between neutron fluence and relative compressive strength
그림 Fig. 3. Time-dependent relative compressive strength
그림 Fig. 4. Probabilistic relative compressive strength
그림 Fig. 5. Probability of failure
그림 Fig. 6. Relationship between neutron fluence and relative tensile strength
그림 Fig. 7. Time-dependent relative tensile strength
그림 Fig. 8. Probabilistic relative tensile strength
그림 Fig. 9. Probability of failure

AI 본문요약
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문제 정의

압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation: MCS) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지된 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.

가설 설정

는 확률변수이며(Fig. 4), 임계상대압축강도 r_crt,c는 0.3, 0.5와 0.7로 가정하여 파괴확률을 추정하였다. r_crt,c = 0.
골재는 감마선에 비해 중성자 영향을 더욱 많이 받는데 중성자 노출과 온도 상승으로 인해 부피팽창이 발생한다. 골재는 자연상태의 결정체이므로 골재의 함유물질에 따라 부피 팽창량에서 차이가 크다. 중성자 노출에 따른 콘크리트 열화는 시멘트 및 골재의 팽창에 의한 미세균열(Microcrack)의 발생과 이로 인한 잠재적인 성능저하를 유발하는 것으로 알려져 있지만, 그 원인 및 현상을 일반화하는 이론적 배경은 부족한 상황이다.
본 연구에서 적용된 일부 가정 사항은 그 적용에 있어서 다양한 영향평가를 기반으로 결정되어야 한다. 특히, 압축 및 인장강도 추세선의 상수를 로그정규분포를 따르는 확률변수로 취급하였는데, 이는 추세선 상수값이 항상 양(+)이 되어야 하는 점을 고려하여 가정하였으며, 확률분포의 종류에 따라 파괴확률 값이 달라질 수 있다.

제안 방법

본 연구에서는 중성자속 노출량에 따른 콘크리트의 재료적 변화와 강도변화를 평가하였다. 물리적인 요인, 환경적인 요인 등에 의한 불확실성을 고려하는 확률적 접근법을 사용하여 압축강도와 인장강도에 대한 파괴확률을 추정하였다. 이를 위해 한계상태함수식을 정의하였으며 MCS 기법을 사용하였다.
본 연구에서는 환경적⋅물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여 장시간 방사능에 노출된 원전 차폐 콘크리트의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사 능 노출에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 시적분중성자속(Neutron Fluence, 이하 중성자속) 분석을 통해 원전 차폐 콘크리트 코어의 압축강도와 인장강도의 시간의존적 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation: MCS) 기법을 적용하여 추정하였다.
본 연구에서는 중성자속 노출량에 따른 콘크리트의 재료적 변화와 강도변화를 평가하였다. 물리적인 요인, 환경적인 요인 등에 의한 불확실성을 고려하는 확률적 접근법을 사용하여 압축강도와 인장강도에 대한 파괴확률을 추정하였다.
본 연구에서는 환경적⋅물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여 장시간 방사능에 노출된 원전 차폐 콘크리트의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사 능 노출에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 시적분중성자속(Neutron Fluence, 이하 중성자속) 분석을 통해 원전 차폐 콘크리트 코어의 압축강도와 인장강도의 시간의존적 변화를 예측하였다.

대상 데이터

중성자속은 차폐 콘크리트의 압축강도와 마찬가지로 인장강도 저하에도 영향을 미치나, 압축강도에 비해 구조적으로 무시할 정도로 미미한 값을 갖기 때문에 인장강도에 대한 중성자속의 영향 평가 실험은 극히 제한적이다. Field et al.(2015)이 제시한 기존 10개의 개별 실험 데이터를 사용하여 유도한 추세선은 Fig. 6에 나타난 바와 같다.

데이터처리

이를 위해 한계상태함수식을 정의하였으며 MCS 기법을 사용하였다. 고리 1호기와 동일한 방식인 2-Loop PWR에 대한 기존의 실험자료를 활용하여 차폐 콘크리트의 구조적 성능 변화를 평가하였다. 본 논문에서 제시된 결과를 기반으로 다음과 같이 요약할 수 있다.
중성자속은 차폐 콘크리트 내부입자 분포의 변형 및 탈수를 유발함으로써 콘크리트의 강도를 저하시키는 것으로 알려져 있다. 중성자속과 콘크리트의 압축강도 변화는 Field et al.(2015)이 제시 한 기존 27개의 개별적인 실험자료에 근거하여 선형회귀(Bi-linear Regression) 추세선을 유도하였다(Fig. 2).

이론/모형

방사 능 노출에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 시적분중성자속(Neutron Fluence, 이하 중성자속) 분석을 통해 원전 차폐 콘크리트 코어의 압축강도와 인장강도의 시간의존적 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation: MCS) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지된 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.
물리적인 요인, 환경적인 요인 등에 의한 불확실성을 고려하는 확률적 접근법을 사용하여 압축강도와 인장강도에 대한 파괴확률을 추정하였다. 이를 위해 한계상태함수식을 정의하였으며 MCS 기법을 사용하였다. 고리 1호기와 동일한 방식인 2-Loop PWR에 대한 기존의 실험자료를 활용하여 차폐 콘크리트의 구조적 성능 변화를 평가하였다.

성능/효과

4. 원자로 가동연수의 증가에 따라서 방사화된 콘크리트의 압축 및 인장 성능은 모두 감소하였으며, E > 0.0 MeV인 경우 파괴확률이 각각 10%와 70%를 초과하였다. 이는 원전 구조물 특성상, 구조적뿐만 아니라 방사선학적으로 안전성을 담보할 수 없음을 의미한다.

후속연구

5. 본 연구는 원전 차폐 콘크리트의 재료적 특징과 강도 평가에 대한 기초자료를 제공하며, 원자로의 장시간 가동에 따른 중성자속의 콘크리트 강도에 미치는 영향 평가에 활용할 수 있다. 특히, 향후 고리1호기와 같이 영구정지된 노후원전의 해체 안전성 평가에 유용하게 활용되리라 사료된다.
본 연구는 원전 차폐 콘크리트의 재료적 특징과 강도 평가에 대한 기초자료를 제공하며, 원자로의 장시간 가동에 따른 중성자속의 콘크리트 강도에 미치는 영향 평가에 활용할 수 있다. 특히, 향후 고리1호기와 같이 영구정지된 노후원전의 해체 안전성 평가에 유용하게 활용되리라 사료된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	중성자속이란?	중성자속은 단위면적을 통과하는 중성자의 개수로 누적된 중성 자량을 나타내며, 중성자의 영향을 수치화하기 위한 지표로 사용된다. 일반적으로 원전가동시간이 증가할수록 중성자속의 누적수 치는 증가한다.
	방사능 노출은 어떤 것들로 구분되는가?	2010). 방사능 노출은 크게 중성자와 감마선 노출 두 가지 효과로 구분되며, 이로 인해 콘크리트의 재료적 특성이 영향을 받는다(NRC 2013). 콘크리트의 재료적 변화는 사용된 시멘트, 골재, 혼화재 등의 종류에 따라 서로 다른 양상이 나타나는데(Hilsdorf et al.
	원자력 발전소(원전)의 격납건물이 어떻게 이루어져 있는지 설명하시오.	원자력 발전소(원전)의 격납건물(Reactor Containment Building)은 안전관련 기기 및 계통을 포함하며, 발생 가능한 각종 사고로부터 방사능 물질이 외부환경으로 누출되지 않도록 차폐기능 및 보호기능을 수행하는 콘크리트 구조물이다. 격납건물은 원통형 벽체 및 돔, 그리고 기초슬래브 등으로 구성되어 있으며, 이들은 철근콘 크리트구조로 시공되며 기초슬래브 및 원통형 벽체 그리고 돔 내부에는 원자로를 둘러싸고 있는 콘크리트 생체차폐벽(Biological Shield Wall)과 탄소강의 라이너 처리가 되어 있다. 라이너 플레이트가 내부 사고에 대한 1차 방호효과를 제공하는 반면, 콘크리트 격납건물은 2차 방호 및 내압기능을 수행한다.

참고문헌 (7)

Field, K.G., Remec, I., Pape, Y.L. (2015). Radiation effects in concrete for nuclear power plants - part I: quantification of radiation exposure and radiation effects, Nuclear Engineering and Design, 282(2), 126-143.

상세보기
Hilsdorf, H., Kropp, J., Koch, H. (1978). The effects of nuclear radiation on the mechanical properties of concrete, ACI Special Publication, 55(10), 223-251.
Kontani, O., Ichikawa, Y., Ishizawa, A., Takizawa, M., Sato, O. (2010). Irradiation Effects on Concrete Structure, International Symposium on the Ageing Management and Maintenance of Nuclear Power Plants (ISaG 2010): Proceedings, 173-182, Tokyo, Japan.
Le Pape, Y., Field, K.G., Remec, I. (2015). Radiation effects in concrete for nuclear power plants, part II: perspective from micro-mechanical modeling, Nuclear Engineering and Design, 282(2), 144-157.

상세보기
NRC (2013). A Review of the Effects of Radiation on Microstructure and Properties of Concretes Used in Nuclear Power Plants, NUREG/CR-7171, US Nuclear Regulatory Commission, Washington DC, USA.
Park, K., Kim, H.T., Kwon, T.H., Choi, E. (2016). Effect of neutron irradiation on response of reinforced concrete members for nuclear power plants, Nuclear Engineering and Design, 310, 15-26.

상세보기
Piotrowski, T., Tefelski, D.B., Polanski, A., Skubalski, J. (2012). Monte carlo simulations for optimization of neutron shielding concrete, Central European Journal of Engineering, 2(2), 296-303.

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