Assessment of the Integrity of Protective Coatings through Evaluation for Homogeneity and Thermal Aging

남진 조; 동수 임; 홍걸 윤; 효석 서; 기열 윤

doi:10.9798/KOSHAM.2017.17.2.127

Abstract

Inside the containment buildings of Nuclear Power Plant, protection coatings are installed to prevent corrosion, decontamination, and fireproof. If there is a defect in the coating, there is a high possibility that the coating will be peeled off due to the operation of the containment building Spray system when a design basis accident occurs due to an earthquake or fire. This can lead to massive damage due to the loss of functionality of the recirculation cooling system. various defects are found in the protective coatings inside the containment buildings. In order to analyze the causes of these defects and evaluate the integrity of the protective coating, we analyzed the homogeneity with the existing paint and evaluated the thermal aging condition. Through the test results, the state of the painting was evaluated to maintain overall soundness, however, further research on related technologies and evaluation methodologies will be needed in the future.

Keywords: Fireproof, Design Basis Accident, Homogeneity, thermal Aging, Recirculation Cooling System

요지

원자력발전소 격납건물 내부에는 부식방지, 제염, 내화기능 등의 목적으로 방호도장이 시공되어 있다. 격납건물 내부도장에 결함이 있을 경우, 지진, 화재 등에 의한 설계기준사고(Design Basis Accident) 발생 시 격납건물 살수계통의 작동으로 분사되는 고압의 분무수로 인해 도장이 벗겨질 가능성이 크다. 이로 인한 재순환냉각계통의 기능상실로 대규모 사고를 가져 올 수 있다. 격납건물 내부 방호도장의 상태점검을 해본 결과 일부에서 다양한 형태의 결함들이 발견되었다. 이렇게 발견된 결함들의 원인을 분석하고, 방호도장의 건전성을 평가하기 위해 기존 도장재와의 동질성 분석 및 열노화상태 평가를 수행하였다. 시험결과를 통해 가동중 원전에 적용되고 있는 도장은 전반적으로 건전성을 유지하는 것으로 평가되기는 하였으나, 향후 관련 기술 및 평가방법론에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.

1. 서론

원자력발전소는 격납건물 내부에 화재, 냉각재상실사고(LOCA: Loss of Coolant Accident) 등의 설계기준사고(Design Basis Accident) 시 방사선의 영향, 고온고압의 증기로 인해 격납건물 내부의 압력이 상승한다. 온도 및 압력 상승을 낮추기 위해 Fig. 1의 격납건물 천장에 있는 격납건물살수계통(Containment Spray System)을 통해 냉각수를 분사시킨다. 분사된 냉각수는 Fig. 2와 같이 격납건물 바닥부위 집수조(Emergency Sump)의 이물질 거름망(Screen)을 통해 일정 크기의 이물질들이 걸러진다. 이물질이 걸러진 온수는 배관을 통해 열교환기를 거치면서 냉각되고, 냉각수는 다시 살수를 반복하게 된다. 하지만 고압의 분무수에 의해 도장재, 보온재, 표지판 등에서 탈락된 이물질들이 집수조의 스크린을 막음으로서 냉각수의 순환이 원활하지 않을 수 있다. 그로 인해 방사선 유출, 화재, 폭발 등과 같은 대규모 사고로 이어질 수 있어 방호도장의 설계, 시공뿐만 아니라 유지관리 측면에 있어서도 건전성 확보가 중요하다. 이에 따라 국내 원자력발전소는 국내 원자력안전법, KEPIC Code, ASTM, U.S. Regulatory Guide 등의 규정들을 적용하여 운영 중에 있다(U.S. Regulatory Guide 1.54, Rev. 1, 2000 등). 본 논문에서는 원전의 격납건물 내부 방호도장에 대해 설계기준사고(DBA)시 온도 및 압력 프로파일을 적용한 건전성 시험을 통해 도장의 동질성 확인 및 열노화상태를 평가하고자 한다.

Fig. 1

Containment Cross-section

Fig. 2

Sump and Strainer Schematic

2. 연구 내용

2.1 목적

국내 가동중인 원자력발전소 격납건물 내부에 적용되는 안전성 관련 방호도장의 규제요건은 2010년에 발행된 U.S. Reg. Guide 1.54, Rev.1이 적용되어 운영 중에 있다.

국내에서 안전성 관련 도장의 품질요건 및 가동원전에서의 도장유지보수에 대해 관리기준을 제시하는 Reg. Guide 1.54, Rev.1으로 관리 되어야하며, 설계기준사고(DBA)시 재순환집수조를 통한 순환과 관련해서는 엄격한 도장품질요건이 요구된다. 원자력 방호도장은 도료 물성 자체의 품질확인뿐만 아니라 도장 작업시의 다양한 공정에 대하여 정해진 절차와 도장 관련 전문인력(Certified or Qualified Coating Personnel)에 의하여 작업 및 검사를 수행함으로써 최종 결과물인 현장에 시공된 도장의 품질을 일정 수준 확보하는 것으로 규정하고 있다. 이러한 측면에서 원전 방호도장의 품질을 확보하기 위한 조건으로 기술기준에 따른 도료 물성확인 시험, 도장 작업자 시공 능력 확인, 도장 검사자 및 도장시공회사 인증에 대한 요건 확인, 사용 중 도장의 성능감시 절차를 수립하여 관리함으로써 시공된 도장의 최종 품질의 표준화를 실현하게 되어있다. 본 연구에서는 이러한 규정을 준수하여 기존에 시공된 격납건물 내부 일부 방호도장과 가동중인 원전 방호도장의 동질성 확인 및 열노화에 대한 내구성능을 평가하고자 한다.

2.2 실험방법

2.2.1 시험시편 제작(ASTM D 5139)

시험시편은 ASTM D 5139에 따라, 탄소강(ASTM A36)을 두께 1/8 inch, 폭 2 inch, 길이 4 inch의 크기로 7개, 두께 1/4 inch, 폭 3 inch, 길이 5 inch의 크기로 2개 시편을 제작하였다. 도장시스템은 원전도장규격서를 적용한 Coating System 1을 준용하여 도장을 수행한다.

- Primer: KCC EP 1290 (3 mil~5 mil), 에폭시계
- Finish: KCC ET 5290 (3 mil~5 mil), 에폭시계
- 도장방식: Air-less spray

시험시편의 구성은 2개의 시편은 방사선 조사시험, 2개의 시편은 DBA시험, 2개의 시편은 방사선조사 시험 및 DBA시험, 1개의 시편은 비교용, 2개의 시편은 부착력 시험으로 구성한다.

(1) DBA 시험 및 방사선조사시험용 시편
- - 2 inch(폭) × 4 inch(길이) × 1/8 inch(두께)
- - 모서리 및 가장자리는 둥글게 가공
- - 측면 중앙에 ∅6.35mm 시편고리용 구멍 가공
- - 재질: ASTM A36. Carbon Structural Steel
- - 수량: 7 EA
(2) Adhesion Test 시편
- - 3 inch(폭) × 5 inch(길이) × 1/4 inch(두께)
- - 모서리 및 가장자리는 둥글게 가공
- - 재질: ASTM A36. Carbon Structural Steel
- - 수량: 2 EA
(3) 표면처리
- - 시편 표면처리는 나금속상태(Near White Blast)인 SSPC SP10으로 처리

2.2.2 시험항목

(1) 방사선조사시험(Radiation Test)

내방사선 도료의 선정시험 중 방사선에 노출되는 지역에 적용되는 도료의 설계 수명기간 동안의 방사선 조사량에 대한 내구성을 확인하기 위한 시험으로서 Coating Service Level I과 II의 지역에 공통적으로 적용되는 시험이다. 본 연구를 위하여 시편에 조사한 총 방사선량은 2×10⁸ rads로 하였고 시험편이 받는 감마-에너지당 방사선량율은 1.65×10⁶ rad/hr로 조사하였으며 시편에서의 방사선조사량의 편차는 10%이내로 조정 하였다. 방사선조사시험을 수행하고 난 후의 내방사성 도장 적용가능 여부 기준은 균열(Cracking), 박리(Flaking), 층간박리(Delamination), 벗겨짐(Peeling), 부풀음(Blistering), 체킹(Checking), 등의 도장 결함이 시편에 나타나지 않는 것이므로 이러한 결함의 존재 여부를 평가한다.

(2) 설계기준사고시험(DBA Test)

내방사선 도료의 선정시험 중 설계기준사고(DBA)시 도장의 건전성 유지 여부를 확인하기 위하여 모의시험을 통하여 도장체계의 물성을 확인하는 시험이다. 일반적으로 DBA시험에 사용되는 변수인 시간별 압력, 온도 조건과 대략 시험 시작 후 10초 정도 후에 고온고압의 환경조건을 원자력 발전소 격납건물의 사고조건과 동일하게 모사한다.

본 연구에 적용 한 설계기준사고 조건은 10 CFR 50.49의 내환경검증 요건과 최종안전성분석보고서(FSAR)의 Fig. 3 “설계기준사고(DBA) 프로파일”을 적용하였고 ASTM 3911에 준하여 시험을 수행하였다. 시험 수행 후 도장의 건전성 유지여부를 결정하는 기준은 벗겨짐, 층간박리, 균열, 부풀음 등의 결함이 시편에 나타나지 않는 것이다.

Fig. 3

DBA Profile

(3) 부착력시험(Adhesion Test)

도장의 부착력 시험은 ASTM D 4541에 따라 시행하며 도장설계를 위한 표준 부착력은 700 kPa 이상으로 관리한다. 시편은 폭 2 inch, 길이 4 inch, 두께 1/8 inch 이상의 크기로 하고, 최소 2개의 시편을 제작하여 시험 후 판정한다. 부착력의 측정은 시험의 정밀성을 고려하여 ASTM D 4537에 따라 인증된 도장 검사자가 수행한다.

2.2.3 시험 환경조건

방사선조사시험, 설계기준사고시험, 부착력시험과 관련된 환경조건 및 시험 방법은 Table 1과 같다.

Table 1

Test Environmental Condition

Item	Condition	Method
Radiation Test	2×10⁸rad	ASTM D 4082
DBA Test	LOCA Profile	ASTM D 3911
Adhesion Test	700 kPa more	ASTM D 4541

2.3 시험 결과

2.3.1 방사선조사시험

방사선조사시험은 ASTM D 4082를 따라 실시하였다. Fig. 4(대표샘플)의 총조사선량은 2×10⁸ rad였으며, 방사선 조사시험 시간은 121.25시간이 소요되었다. 시험된 시편의 도장면에서 발생되는 결함 형태인 체킹, 균열, 박리, 층간박리, 벗겨짐, 부풀음 등의 결함 평가를 수행하였으나 결함은 발견되지 않았다.

Fig. 4

Gamma Radiation Test

(1) Environment
- - Temperature start (0 hr): 13.2°C Temperature stop (121.25 hr): 15.0°C
- - Pressure: ~ 1 atm
- - Medium: air
(2) Term
- - 6 days(lose time: 14hr 32min)
(3) Condition
- - 감마선원: Co-60, 253,790Ci, 1.17&1.33 MeV 평균 1.25 MeV
- - 총 조사선량: 2×10⁸ rad
- - 조사선량율: 1.65×10⁶ rad/hr
- - 조사시간: 121.25 hr

2.3.2 설계기준사고 시험

설계기준사고 시험은 ASTM D 3911에 따라 모의시험을 실시하였다.

모의시험 결과 Fig. 5의 격납건물 DBA Test Profile에 나타난 바와 같이 결과치는 기준을 상회하였다. Fig. 6(대표샘플)과 같이 시험된 시편의 도장재의 특성상 최초 고온고압 유지 후 급랭 단계에서의 도장면에 발생하는 결함 형태인 벗겨짐, 층간박리, 균열, 부풀음 등의 상태를 평가하였고 결함은 발견되지 않았다.

Fig. 5

DBA Test Profile

Fig. 6

LOCA Test

2.3.3 부착력시험

부착력 시험은 ASTM D 4541에 따라 시험하였다. Fig. 7(대표샘플)과 같이 Pull-Off 부착력 시험으로 표준부착력(700 kPa) 이상의 결과치를 보여 만족함을 나타내었다.

Fig. 7

Adhesion Test

2.4 분석

비교용 시편 1개(K-7), 방사선 조사 시편 2개(K-3,4), DBA 시험 시편 2개(K-5,6), 방사선 조사 및 DBA 시험 실시한 시편 2개(K-1,2)에 대해 Fig. 8(대표샘플)과 같이 (a) 방사선조사 전, (b) 방사선조사 전, 냉각재상실사고(LOCA) 후, (c) 방사선조사 후 및 냉각재상실사고(LOCA) 후를 비교평가 하였으며, 결함은 발견되지 않았고, 부착력은 기준치 이상으로 가동중인 원전에 시공된 일부 방호도장이 본 시험과 동일한 도장재와 상태로 시공되었다면 충분히 견딜 수 있을 것으로 확인되었다.

Fig. 8

DBA(Radiation and LOCA)

3. 결론

본 연구에서, 원자력발전소 환경에 노출되어 사용 중인 도장(In-service coating)의 동질성 확인 및 열노화 상태를 평가한 전반적인 결과 및 추가 연구의 방법론은 다음과 같다.

가동중인 대부분의 원자력 발전소에 적용되는 도장시스템은 무기 징크 하도-에폭시 상도 또는 에폭시 하도-에폭시 상도가 적용되고 있다. 본 연구에서 검토, 적용한 도장시스템도 이와 동일하게 적용하여 시편을 제작하였으며, ASTM D 4082, ASTM D 3911에 따라 방사선조사 시험, 설계기준사고 시험을 수행하였다. 시험 후 시편에 대해 균열, 박리, 층간박리, 벗겨짐, 부풀음, 체킹 등의 평가를 수행한 결과, 격납건물 내부에서 일반적으로 적용되는 일부 도장시스템은 방사선 및 열노화에 내구력이 있는 도장시스템으로 설계되어 있으므로 기존 도장시스템과의 동질성을 확인할 수 있었다. 계속적으로 내구성을 유지하기 위해서는 매 계획예방정비시 마다 점검 및 유지관리를 통해 방호도장상태의 건전성을 평가해야 한다.

10 CFR 50.49에서는 다중환경에 동시에 노출되는 복합 상승효과(Synergistic effect)를 검증과정에 포함시킬 것을 요구하고 있으나 관련 시험설비가 없어 현실적으로는 시험이 이루어지고 있지 않다. 하지만 해외의 경우 원자력 관련 타분야에서 시험용 원자로를 활용하여 실제적인 시험이 이루어지고 있으므로 국내에서도 다음과 같은 추가 기술 및 평가방법론을 제시한다.