미하마 발전소 3호기 배관 파손(2004년): 오리피스 하류의 감육

2004년 8월 9일, 간사이전력 미하마 발전소 3호기에서 터빈 건물의 2차계 복수 배관이 파열되었고, 뿜어져 나온 고온의 증기와 물을 뒤집어써 근처에서 작업하던 5명이 사망하고 6명이 부상했습니다. 파열된 곳은 유량계 오리피스의 하류로, 탄소강 배관의 두께가 침식 부식에 의해 원래의 10 mm에서 가장 얇은 곳은 0.4 mm까지 줄어 있었습니다. 이곳은 두께를 측정하는 점검 목록에서 처음부터 누락되어 있었습니다.

무슨 일이 있었나

일시
2004년 8월 9일 15시 28분경
장소
간사이전력 미하마 발전소 3호기 터빈 건물(일본)
배관
2차계 복수 배관(제4 저압 급수 가열기에서 탈기기로 향하는 A 계통)의 유량계 오리피스 하류. 탄소강(SB42), 외경 558.8 mm, 공칭 두께 10 mm
운전 상태
약 140℃, 0.93 MPa, 유량 1,700 m³/h(설계 조건은 195℃, 1.27 MPa)
두께
파손부의 최소 0.4 mm(기술 기준상의 필요 두께는 4.7 mm)
피해
5명 사망, 6명 부상
조사
일본 원자력안전·보안원 “간사이전력 주식회사 미하마 발전소 3호기 2차계 배관 파손 사고에 대하여(최종 보고서)” 2005년 3월 30일

사고 경과와 조사 결론

사고는 제21회 정기 검사 준비 기간 중에 일어났으며, 건물 안에서는 모두 105명이 작업 등을 하고 있었습니다. 파열된 배관 부근에서 작업하던 사람들이 뿜어져 나온 증기와 고온의 물을 뒤집어썼습니다. 원자로는 2차계의 누설을 받아 자동 정지했습니다.

파손부에서는 축 방향으로 약 515 mm, 원주 방향으로 약 930 mm에 걸쳐 파열되어 벌어진 부분이 발견되었습니다. 균열은 먼저 축 방향으로 진전하고 그 뒤 원주 방향으로 진전한 것으로 여겨집니다. 미국 원자력규제위원회(NRC)의 정보 통지에 따르면, 같은 부위의 B 계통 배관의 두께는 1.8 mm였습니다.

재료 측면에서 본 원인의 연쇄

미하마 3호기: 재료 측면에서 본 원인의 연쇄유량계 오리피스로 흐름이 좁아짐하류에서 흐름이 흐트러짐약 140℃의 물이 탄소강 내면을 흐름보호적인 산화 피막이 녹아 나옴침식 부식10 mm → 최소 0.4 mm점검 목록에서 처음부터 누락감육을 알아차리지 못함필요 두께 4.7 mm를 크게 밑돎내압을 견디지 못함배관이 파열되어 증기 분출
미하마 3호기: 재료 측면에서 본 원인의 연쇄

최종 보고서는 배관의 두께가 이른바 침식 부식(에로전·코로전)에 의해 운전과 함께 서서히 줄어 강도가 부족해져 파열되었다고 결론지었습니다. 오리피스에서 흐름이 좁아져, 그 하류의 배관 벽은 흐트러진 흐름에 노출되어 있었습니다. 원자력 분야에서는 이 현상을 유동 가속 부식(FAC)이라고도 부릅니다. NRC는 파손부 내면에 물고기 비늘 같은 무늬가 있었고 배관 바닥은 원래 두께를 유지하고 있었다는 점을 유동 가속 부식의 특징이라고 했습니다.

유동 가속 부식은 탄소강 표면의 산화철이 흐르는 물에 녹아 나와 흐트러진 흐름에 의해 운반되면서 진행되는 부식입니다. 영국의 부식 학회(Institute of Corrosion)에 게재된 강연 자료에 따르면, 감육 속도는 온도에 대해 산 모양으로 변하고(단상의 물 흐름에서는 약 140~160℃에서 최대), pH가 낮을수록 빠르며, 강의 Cr 함량이 늘면 느려집니다.

파손부는 1990년에 미쓰비시 중공업이 PWR 관리 지침에 따른 점검 대상 목록을 만들 때부터 이미 기재에서 누락되어 있었습니다. 그 때문에 사용 한계를 넘어 감육이 진행되고 있다는 것을 알아차리지 못했습니다. 등록 누락은 미하마 3호기에서 3곳, 간사이전력의 11기에서 42곳 있었습니다. 원자력 백서는 근본 원인을 간사이전력·미쓰비시 중공업·니혼 암(Nihon Arm)의 3자가 관여하는 2차계 주요 배관의 감육 관리 실수로, 관리가 필요한 곳이 당초 관리 목록에서 빠져 사고 때까지 바로잡히지 않은 것이라고 했습니다.

어떤 단서로 원인을 알았나

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이 단서로 진단 가이드를 열면 유동에 의한 감육이 최상위가 됩니다.

관련 파손 형태: 유동에 의한 감육(침식 부식)

이후 바뀐 설계·규정·검사

배울 점

확인 질문

철의 부식 전류 밀도가 전체 면에서 균일하게 1.0 µA/cm²일 때, 부식으로 표면이 후퇴하는 속도에 가장 가까운 것은 무엇인가? 철은 Fe²⁺로 녹는다고 하고, 몰질량 55.85 g/mol, 밀도 7.87 g/cm³, 패러데이 상수 96485 C/mol, 1년을 3.15×10⁷ s로 한다.

  1. A약 7.7 µm/년
  2. B약 23 µm/년
  3. C약 12 µm/년
정답과 해설 보기

정답: C. 약 12 µm/년

단위 면적당 1초에 녹는 질량은 iM/(nF) = 1.0×10⁻⁶ × 55.85/(2 × 96485) ≈ 2.9×10⁻¹⁰ g/(cm²·s)이며, 밀도 7.87 g/cm³로 나누면 후퇴 속도는 약 3.7×10⁻¹¹ cm/s입니다. 1년분을 곱하면 3.7×10⁻¹¹ × 3.15×10⁷ ≈ 1.16×10⁻³ cm/년, 즉 약 12 µm/년(11.6 µm/년)이 됩니다. 약 23 µm/년은 n = 1로 한 오류입니다. 약 7.7 µm/년은 Fe³⁺로 녹는다고 보고 n = 3으로 계산한 오류로, 문제의 조건과 맞지 않습니다. 전류 밀도와 부식 속도가 비례하므로, 철에서는 “1 µA/cm²에서 약 12 µm/년”이 부식 전류로부터 수명을 추정할 때의 환산 기준이 됩니다.

어떤 강관에서 철이 Fe → Fe²⁺ + 2e⁻로 녹는 부식 전류가 평균 0.10 A로 1년간(365일) 계속 흘렀다. 녹은 철의 질량에 가장 가까운 것은 무엇인가? Fe의 몰질량을 55.85 g/mol, 패러데이 상수를 96485 C/mol로 한다.

  1. A약 0.61 kg
  2. B약 0.91 kg
  3. C약 1.8 kg
정답과 해설 보기

정답: B. 약 0.91 kg

패러데이 법칙으로부터 녹은 질량은 m = ItM/(nF)입니다. 1년은 365 × 24 × 3600 = 3.15×10⁷ s이므로, 흐른 전기량은 Q = 0.10 × 3.15×10⁷ = 3.15×10⁶ C입니다. Fe²⁺가 되므로 n = 2로 하여 m = 3.15×10⁶ × 55.85/(2 × 96485) ≈ 913 g, 즉 약 0.91 kg이 됩니다. 약 1.8 kg은 전자의 수를 n = 1로 해 버린 오류입니다. 약 0.61 kg은 Fe³⁺가 된다고 보고 n = 3으로 계산한 오류로, 문제의 반응식과 맞지 않습니다. 불과 0.10 A의 부식 전류로도 1년에 1 kg 가까운 철이 손실되는 셈이며, 국부에 집중되면 배관에 구멍을 내기에 충분한 양입니다.

스테인리스강이 대기나 물속에서 잘 녹슬지 않는 주된 이유는 무엇인가?

  1. ANi의 첨가로 합금의 표준 전극 전위가 금이나 백금과 비슷할 정도로 귀해져 잘 녹지 않게 되기 때문
  2. B표면에 두께 수 mm의 치밀한 산화 스케일이 성장하여 물이나 산소를 외부로부터 완전히 차단하기 때문
  3. CCr을 약 11% 이상 포함하여 표면에 두께 수 nm의 부동태 피막이 생기고 자연적으로 재생되기 때문
정답과 해설 보기

정답: C. Cr을 약 11% 이상 포함하여 표면에 두께 수 nm의 부동태 피막이 생기고 자연적으로 재생되기 때문

스테인리스강은 Cr을 약 11%(규격의 정의로는 10.5%) 이상 포함함으로써 표면에 Cr 산화물을 주체로 하는 두께 불과 수 nm 정도의 부동태 피막이 생겨, 금속이 더 이상 녹아 나오는 것을 막습니다. 피막은 산소가 있는 환경에서는 흠집이 나도 자연적으로 재생된다는 점이 중요합니다. 따라서 부동태는 질산과 같은 산화성 환경에서는 유지되기 쉽고, 산소가 부족한 환경이나 염화물 이온이 많은 환경, 환원성 산(염산 등)에서는 파괴되기 쉬워집니다. 합금 전체의 전위가 금이나 백금 수준으로 귀해지는 것은 아니며, Ni의 주된 역할은 오스테나이트 조직의 안정화입니다. 수 mm나 되는 두꺼운 산화 스케일은 고온 산화로 생기는 것으로, 균열이나 박리를 일으키기 쉬우며 부동태 피막과는 전혀 다른 것입니다.

관련 용어

부동태 패러데이 법칙 스테인리스강

주요 출처

  1. 일본 원자력안전·보안원, 간사이전력 미하마 발전소 3호기 2차계 배관 파손 사고에 대하여(최종 보고서), 2005년 3월 30일(일본어, 원자력위원회 정례 회의 자료)
  2. 일본 원자력위원회, 원자력 백서(미하마 발전소 3호기 사고에 관한 기술, 일본어)
  3. U.S. NRC, Information Notice 2006-08: Secondary Piping Rupture at the Mihama Power Station in Japan
  4. 일본기계학회(JSME), 발전용 설비 규격 사업의 변천(일본어)
  5. 실패 지식 데이터베이스(일본): Steam Eruption from Nuclear Power Plant Cooling System
  6. R. Beheshty, Flow Accelerated Corrosion: Synergistic effects of the influencing parameters(Institute of Corrosion)

날짜·인원·치수·온도 등의 값은 위의 공식 보고서와 이를 인용한 자료로 확인한 것입니다.

다른 사례

파손 분석 가이드로