원자로압력용기 감시시험 기준

이 기준은 「원자력안전법 시행령」 제41조제3호와 「원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙」 제21조제4항 및 제63조제1항제3호에 따라 가압경수형 원자로의 압력용기에 대한 감시시험의 실시 및 그 결과의 평가 등에 관하여 필요한 기술기준을 정함을 목적으로 한다.

① 이 기준은 페라이트강 재료로 제작된 가압경수형 원자로의 압력용기(이하 "압력용기"라 한다) 노심영역에 적용한다.

② 이 기준은 원자력발전소의 가동연수가 설계수명 말기에 이르렀을 때 압력용기 노심영역 내벽의 최대 중성자 조사량이 1×1017n/cm2 (E>1MeV)를 초과할 것이 예상되는 압력용기에 적용한다.

이 기준에서 사용하는 용어의 뜻은 다음과 같다.

1. "감시시험"이란 원자로 운전환경에서 중성자의 조사 및 온도에 의한 압력용기 노심영역재료의 기계적 성질변화를 감시하고, 이로 인한 압력용기 노심영역재료의 취약화를 예측하기 위한 일련의 시험을 말한다.

2. "감시시험계획"이란 제1호의 감시시험을 체계적으로 수행하기 위하여 필요한 모든 계획을 말한다.

3. "기준 무연성천이온도(RTNDT)"란 전력산업기술기준(KEPIC) MNB-2330(2000년판부터 2009년 추록까지의 발행년판 및 추록)에 따라 정의되는 기준온도를 말한다.

4. "기준 무연성천이온도의 변화량(△RTNDT)"이란 조사전의 샤르피충격시험곡선과 조사후의 샤르피충격시험곡선에서 각각 흡수에너지가 41J이 되는 온도를 구하여 그 온도의 차이로 정한 값을 말한다.

5. "조사후 무연성천이온도(adjusted RTNDT)"란 미국의 원자력규제위원회(NRC) 규제지침(Reg. Guide) 1.99, 개정2에 따라 정의되는 온도를 말한다.

6. "최대흡수에너지"란 천이구역 상단온도 이상에서 수행된 모든 샤르피시험편의 흡수에너지 평균값을 말한다. 각 시험온도에서 시험편 3개를 한 조로 할 경우에는 최대평균값을 갖는 조의 값이 최대흡수에너지로 정의될 수 있다.

7. "천이구역"이란 샤르피충격시험곡선에서 온도가 증가함에 따라 인성이 급격히 증가하는 부분을 말한다.

8. "선배율"이란 압력용기 내벽 중 중성자속이 최대가 되는 위치에서의 내벽에 대한 시험편의 중성자속비를 말한다.

9. "유효전출력 가동연수(EFPY)"란 산정 시점까지의 총 발전량을 설계상의 정격출력으로 하루 24시간씩 1년간 가동할 때의 발전량으로 나눈 값을 말한다.

10. "가속화시험편"이란 중성자속이 높은 위치에 계획된 시험편 이외에 추가로 넣은 시험편을 말한다.

11. "압력용기 노심영역(Beltline)"이란 원자로 노심의 유효높이 부분을 둘러싸고 있는 압력용기 해당부분과 중성자에 의한 손상을 충분히 받을 수 있을 것으로 예상되는 인근 부분을 포함하여 말한다.

12. "용접열영향부"란 용접과정의 용접열로 인하여 모재의 미세조직이 변화된 용접선 밖의 모재부분을 말한다.

13. "감시용기"란 감시시험에 필요한 시험재를 담아 원자로 내부에 부착하는 밀폐용기를 말한다.

14. "조사전시험"이란 감시시험 기초자료를 확보하기 위하여 조사전의 압력용기재료에 대하여 수행하는 시험을 말한다.

15. "가압열충격"이란 압력용기 내에 높은 압력이 가해진 상태에서 과도한 냉각으로 열충격이 발생하는 것을 말한다.

① 발전용원자로설치자 또는 운영자는 압력용기 노심영역에 대한 감시시험을 수행하기 위하여 매 감시용기마다 다음 각 호의 시험재를 준비하여야 한다.

1. 압력용기의 노심영역의 기계적 성질변화를 측정할 수 있는 시험편

2. 압력용기 내부에 있어서의 중성자 조사량을 결정할 수 있는 충분한 개수의 중성자 감시자

3. 압력용기 내부에 있어서의 시험편이 받는 최고온도를 확인할 수 있는 충분한 수의 온도감시자

② 시험편 채취재료는 해당 압력용기 노심영역을 제작하는데 실제 사용된 압연재 또는 단조재중에서 수명기간동안 취화가 가장 심할 것으로 예상되는 재료에서 채취하여야 하며, 용착금속 및 용접열영향부 시험편 제작을 위한 용접방법 및 열처리는 실제 압력용기 노심영역 제작과정과 동일하여야 한다.

③ 시험편의 규격을 부득이 변경하거나 가속화 시험편을 제작해야 하는 경우에 대비하여 다음 각 호를 만족하는 여분의 시험편 채취재료를 확보하여 수명기간동안 보관하여야 한다.

1. 최소한 2회 이상의 감시시험에 필요한 수의 시험편을 채취할 수 있을 것

2. 시험편으로 가공하지 아니한 상태일 것

3. 고유번호, 화학성분, 열처리를 포함한 제조이력, 기계적 성질 등에 관한 자료가 있을 것

시험편은 충격시험편, 인장시험편 및 파괴인성시험편으로 구분하며 용기당 재료별 시험편의 수는 다음에 정하는 개수 이상이어야 한다.

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① 시험편의 형상 및 치수는 다음 각 호에서 정하는 규격의 것을 사용하여야 한다.

1. 충격시험편은 한국산업규격 KS B 0809의 "금속재료 충격시험편" 중에서 V-노치 시험편

2. 인장시험편은 한국산업규격 KS B 0801 "금속 재료 인장 시험편"이나 원자력안전위원회의 인정을 받은 시험편

3. 파괴인성시험편은 원자력안전위원회의 인정을 받은 시험편

② 제1항제1호 및 제2호에 따른 시험편을 사용할 수 없는 경우에는 다른 규격의 시험편을 사용할 수 있다. 다만, 이 경우에는 규정된 규격의 시험편을 사용하였을 때의 시험결과와 동등함을 입증하여야 한다.

시험편은 다음 각 호에서 정하는 방법으로 채취하여야 한다.

1. 모재의 시험편은 채취재료 내벽으로부터 두께의 1/4이 되는 부분에서 채취하되, 그 방향은 주 가공방향에 평행인 것과 수직인 것의 2종류로 하며 모재 충격시험편의 노치(Notch)축은 재료표면에 수직방향일 것

2. 용착금속의 시험편은 시험편 채취재료의 용접표면 및 용접끝단으로부터 약 12.7밀리미터(0.5인치)이내를 제외한 별표 1에서와 같도록 할 것

3. 용접열영향부의 샤르피충격시험편은 시험편 채취재료 내벽으로부터 두께의 1/4이 되는 부분에서 채취하되, 충격시험편의 노치끝단이 별표 1에 나타난 바와 같이 용접선에서 약 0.8밀리미터 떨어진 곳에 위치할 것

① 시험편, 중성자감시자 및 온도감시자 등의 시험재는 감시용기내에서 움직이지 않도록 고정시켜 봉입하여야 한다.

② 감시용기는 견고하고 내식성이 우수하며 내부가 불활성 분위기인 밀폐용기이어야 한다.

③ 감시용기는 중성자 에너지스펙트럼, 중성자 조사량 및 온도이력 등 중성자 조사에 의한 영향을 감시하고자 하는 압력용기 노심영역에 부착하되 가능한 한 선배율이 1에서 3사이의 값이 되도록 하여야 한다.

① 시험편에 대한 감시시험은 중성자의 조사에 의한 변화와 예상되는 영향 등을 비교 평가할 수 있어야 하며, 다음 각 호에서 정하는 방법으로 하여야 한다.

1. 충격시험은 한국산업규격 KS B 0810의 "금속재료 충격시험방법"에 따라 수행하여 완전한 충격곡선을 얻을 것

2. 인장시험은 한국산업규격 KS B 0802 "금속재료 인장시험방법" 및 KS D 0026 "철강재료 및 내열합금의 고온인장시험 방법"에 의하고 시험온도는 천이구역의 중간온도, 천이구역의 윗부분으로서 최대흡수에너지가 최초로 나타나는 부근의 온도 및 운전온도로 할 것

3. 파괴인성시험은 원자력안전위원회의 인정을 받은 방법에 따를 것

② 제1항에 따른 시험을 수행할 수 없거나 또는 수행하기가 곤란한 경우에는 다른 방법으로 시험할 수 있다. 다만, 이 경우에는 시험결과가 규정된 시험방법으로 시험하였을 때와 동등함을 입증하여야 한다.

① 조사전 시험을 위한 시험편 채취재료는 제4조제2항, 시험편의 규격은 제6조, 시험편의 채취는 제7조를 따른다.

② 조사전 시험편의 종류 및 재료는 제5조를 따르며 시험편의 수는 재료의 온도에 따른 재료성질이 충분히 결정될 수 있는 개수이어야 한다.

③ 조사전 시험방법은 다음 각 호에서 정하는 방법으로 수행하여야 한다.

1. 충격시험방법은 제9조제1항제1호를 따를 것

2. 인장시험방법은 제9조제1항제2호를 따를 것. 다만, 시험온도는 상온, 운전온도 및 이들 온도의 중간온도를 포함할 것

3. 파괴인성시험방법은 원자력안전위원회의 인정을 받은 방법에 의하며 시험온도는 인장시험의 경우와 동일할 것

발전용원자로설치자는 다음 사항을 기재한 감시시험계획서를 최종안전성분석보고서의 첨부자료로 제출하여야 한다.

1. 압력용기 노심영역의 재료규격 및 열처리를 포함한 제조이력

2. 압력용기의 내부 구조물, 노심과 감시용기의 위치 및 구조 등을 표시한 도면

3. 압력용기 내부의 용접부와 중성자 조사량이 최대가 되는 위치를 표시한 도면

4. 시험의 종류 및 방법(제9조제2항에 해당되는 경우 사유서 첨부)

5. 시험편의 종류 및 제작방법(제6조제2항에 해당되는 경우에는 사유서 첨부)

6. 조사전 시험결과

7. 시험의 횟수 및 시기

8. 시험의 평가방법

① 감시시험의 횟수 및 시기는 예상 기준 무연성천이온도의 변화에 따라 별표 2 및 별표 3과 같이 3가지 경우로 구분하며, 첫 번째 감시시험은 선배율이 가장 큰 감시용기를 인출하여 수행하여야 한다.

② 별표 2 및 별표 3에 근거하여 감시시험계획에 따라 인출되는 감시용기 외에 추가적으로 삽입한 예비 감시용기는 시험편의 조사량이 수명말기 압력용기 최대 조사량의 1.5배에 가까운 핵연료 교체시기에 인출하여 보관하여야 한다.

③ 감시용기를 모두 인출한 경우에는 압력용기의 실제 조사취화 조건이 예측에 사용된 조건과 수명말기까지 계속해서 일치한다는 것을 입증할 수 있도록 압력용기의 조사상태를 감시할 수 있는 선량측정 프로그램 및 주기적인 점검프로그램이 수립되어야 한다.

④ 압력용기의 조사취화조건이 변경되는 경우에는 그 영향을 평가하여 원자력안전위원회에 보고하여야 한다.

⑤ 제1항에 따라 인출한 시험편은 향후 감시계획을 재수립하여야 하는 경우 등에 대비하기 위해 시험 후 재가공이 가능하도록 용기에 보관하여야 한다.

① 발전용원자로운영자는 감시시험 계획, 감시시험 수행과정 및 감시시험결과 등에 관한 사항을 서류로 기록 작성하여 시험에 사용된 감시시험편과 함께 압력용기의 가동수명기간 동안 보관하여야 한다.

② 제1항에 따른 서류에는 다음 각 호에서 정하는 항목의 내용이 기재되어야 한다.

1. 감시시험 계획에 관한 사항

2. 감시시험 수행결과에 관한 사항

3. 시험결과의 평가 및 조치에 관한 사항

③ 발전용원자로운영자는 제2항제2호 및 제3호에 관한 보고서를 압력용기에서 감시용기를 인출한 날로부터 1년 이내에 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.

① 발전용원자로운영자는 감시시험에 의하여 결정된 조사후 기준 무연성천이온도를 사용하여, 현재 사용되고 있는 "압력용기의 운전조건(이하 "운전조건"이라 한다)"에 대한 타당성 여부를 확인하고, 다음 감시시험의 결과에 의한 운전조건의 결정전까지 사용할 운전조건을 결정하여야 한다.

② 제1항의 운전조건은 별표 4에 따라 결정하여야 한다.

① 발전용원자로운영자는 감시시험에 의하여 결정된 모재 및 용착금속에서의 최대흡수에너지가 다음 각 호의 어느 하나를 만족하지 못하는 경우에는 해당 압력용기의 운전을 계속할 수 없다.

1. 조사전 최대흡수에너지는 102J 이상일 것

2. 설계수명 만료일까지 최대흡수에너지는 68J 이상일 것

② 제1항에도 불구하고 다음 각 호의 조건을 모두 만족함을 입증하는 서류를 제출하여 원자력안전위원회가 승인하는 경우에는 다음 각 호의 조건이 만족되는 기간 동안 해당 압력용기의 운전을 계속할 수 있다.

1. 제1항의 각 호를 만족시키지 못하는 압력용기의 해당부분에 대한 100% 체적비파괴검사를 실시하여 건전함을 입증한 때

2. 추가적인 파괴인성 시험결과에 의하여 안전성에 여유가 있음을 입증한 때

3. 적절한 안전여유를 보장하는 파괴역학적 해석 및 안전성 평가에 의하여 압력용기의 건전성 및 안전성을 입증한 때

③ 발전용원자로운영자는 가압열충격이 발생하더라도 압력용기가 건전함을 입증해야 하며, 별표 5에 따른 가압열충격 평가 기준을 만족하지 못하는 경우에는 해당 압력용기의 운전을 계속할 수 없다.

④ 제3항에도 불구하고 다음 각 호의 어느 하나라도 만족함을 입증하는 서류를 제출하여 원자력안전위원회가 승인하는 경우에는 다음 각 호의 조건이 만족되는 기간 동안 해당 압력용기의 운전을 계속할 수 있다.

1. 중성자 조사량 감축 프로그램을 이행하여 제3항을 만족함을 입증한 때

2. 추가적인 파괴인성 시험결과 및 안전성 평가 결과를 통해 제3항을 만족함을 입증한 때

⑤ 제2항 및 제4항의 서류는 각각 제1항 및 제3항의 요건을 만족시키지 못할 것으로 예상되는 시점으로부터 3년 전까지 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.

⑥ 수명말기에 샤르피충격시험곡선의 최대흡수에너지가 68J 이하로 떨어지거나 조사후 기준 무연성천이온도가 약 93℃ 이상이 될 것으로 예상되는 원자로는 열처리를 할 수 있도록 설계되어야 한다.

⑦ 제1항에서 제4항까지의 규정을 만족하지 못하는 경우에는 압력용기의 파괴인성 회복을 위한 열처리를 수행할 수 있다. 이 경우 열처리 계획을 제1항에서 제4항까지의 규정을 만족하지 못할 것으로 예상되는 시점으로부터 3년 전까지 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.

원자력안전위원회는「훈령ㆍ예규 등의 발령 및 관리에 관한 규정」에 따라 이 고시에 대하여 2022년 1월 1일 기준으로 매 3년이 되는 시점(매 3년의 12월 31일까지를 말한다)마다 그 타당성을 검토하여야 한다.