소형 모듈형 원자로(SMR) 및 니켈 합금: 차세대-세대 원자력용 재료

소형 모듈형 원자로(SMR)는 단순히 기존 가압식-경수로의 축소형-버전이 아닙니다. 몇몇 고급 설계는 더 뜨겁게 작동하고, 가압수 - 대신 다양한 냉각수 - 헬륨, 액체 나트륨 또는 용융 불화물 염을 사용하며, 구조 재료를 기존 원자력- 등급 스테인리스강이 충족할 수 있는 온도 및 부식 범위를 훨씬 뛰어 넘는 목표 서비스 수명 및 듀티 사이클을 제공합니다.

니켈-계 합금이러한 격차를 줄이는 데 가장 적합한 소재 계열은 경수-SMR의 증기 발생기 배관, 가스{1}}설계의 중간 열 교환기 소재, 염냉식 개념의 1차{2}}루프 소재 후보 등 첨단 원자로 공급망 전반에 걸쳐 이미 나타나고 있습니다. 이 가이드에서는 니켈 합금이 SMR에 중요한 이유, 어떤 등급이 이미 코드{5}}인증을 받았는지, 아직 개발 단계인지, 다양한 SMR 기술 클래스에서 재료 선택에 대해 생각하는 방법을 설명합니다.

소형 모듈형 원자로란 무엇이며, 필요한 재료가 기존 원자로와 다른 이유는 무엇입니까?

SMR은 냉각수와 작동 온도가 매우 다른 여러 가지 원자로 등급에 걸쳐 있으며, 니켈 합금의 확장된 역할을 주도하는 것은 이러한 다양성-뿐만 아니라 더 작은 크기-입니다.

'SMR'은 일반적으로 300MWe 미만의 공장에서 제작되는{0}}모듈식 원자로를 설명하지만 이 용어는 근본적으로 다른 여러 기술을 포괄합니다. 경수-수 SMR(예: NuScale의 설계 및 GE Hitachi의 BWRX-300)은 기존의 대형 원자로와 동일한 가압 또는 끓는 물 냉각제 화학을 사용하고 유사한 온도 범위에서 작동하므로 확립된 원자력-등급 스테인리스강과 저-합금강에 크게 의존하며 니켈 합금은 증기 발생기 튜브와 같은 특정 고강도 부품용으로 예약되어 있습니다.

고온-가스-냉각 원자로 또는 HTGR(예: X-energy의 Xe-100)은 헬륨 냉각제와 TRISO 입자 연료를 사용하고 훨씬 더 높은 출구 온도를 목표로 하여 열 효율을 개선하고 산업 공정 열 응용을 가능하게 합니다. 나트륨-냉각 고속 원자로(예: TerraPower의 Natrium 설계)는 중간-~-고온 및 저압에서 액체 금속 냉각수를 사용합니다. 불화물-염-냉각 고온 원자로 또는 FHR(예: Kairos Power의 Hermes 설계)은 고체 TRISO 조약돌 연료 주변의 냉각수로서 용융 불화물 염을 순환시키는 반면, 진정한 용융염 원자로는 연료를 순환 염에 직접 용해시킵니다. 이러한 각 클래스는 구조 재료에 온도, 냉각제 화학 및 중성자 환경의 다양한 조합을 적용합니다.

표 1. 대표적인 SMR 기술 등급, 대략적인 작동 온도 및 예제 설계. 그림은 설명을 위해 원자로 등급별로 일반화되었습니다. 특정 공급업체 설계는 다양하므로 공식 사양은 현재 공급업체 및 규제 문서를 기준으로 확인해야 합니다.

고급 원자로에 표준 스테인리스강 대신 니켈 합금이 필요한 이유는 무엇입니까?

기존의 핵-등급 오스테나이트 스테인리스강은 첨단 원자로가 요구하는 수십 년의 설계 수명에 대해 대략 550~650도 이상에서 크리프 강도와 내산화성을 너무 많이 잃습니다. 니켈 합금은 HTGR 및 일부 염냉각 설계에 필요한 700~950도 범위까지 사용 가능한 구조 서비스를 더욱 확장합니다.

ASME 보일러 및 압력 용기 규정에 따라 섹션 III, 5부에서는 모든 첨단 원자로 냉각재 유형에 걸쳐 고온-원자력 부품의 건설을 관리합니다. 수십 년 동안 이 서비스에 적합한 재료는 2.25Cr-1Mo 및 바나듐-개질 9Cr-1Mo 페라이트강, 유형 304H 및 316H 오스테나이트 스테인리스강, 고-니켈 오스테나이트 합금 800H 등 다섯 가지 재료뿐이었습니다. 이 중 Alloy 800H만이 760도 이상에 가까운 진정한 고온, 무시할 수 있는 크리프 설계 등급을 받았습니다.

대략 550~650도 이상에서는 표준 304H/316H 스테인리스강의 허용 설계 응력이 급격하게 떨어집니다. 왜냐하면 단기-시간 의존적 크리프 변형-이 아닌-기간 항복 또는 인장 강도-가 지배적인 고장 모드가 되고 스테인리스강의 크롬-산화 스케일도 고온 헬륨 또는 염분 환경에서 덜 보호되기 때문입니다.- Alloy 617과 같은 니켈 합금은 두 가지 문제를 모두 해결합니다. 니켈 함량이 높을수록 크리프 및 침탄/산화 대기에 대한 저항성이 향상되고, 적격 설계 온도가 2019 ASME 코드 사례에 따라 약 954도(1,750도 F)까지 확장됩니다.

어떤 니켈 합금이 고급 원자로 건설에 적합하거나 평가를 받고 있습니까?

합금 800H는 현재 ASME 섹션 III, 디비전 5 자격을 완벽하게 갖춘 유일한 니켈{1} 기반 소재입니다. Alloy 617은 두 개의 전용 코드 케이스를 통해 추가되었으며, Alloy 690, Hastelloy N, GH3535 및 Alloy 709는 각각 역할을 수행하지만 인증 경로의 서로 다른 단계에 있습니다.

표 2. 첨단 원자로 건설과 관련된 니켈{1}}베어링 및 니켈{2}}인접 합금, 대략적인 구성 및 현재 미국 규정-적격 상태. 코드 케이스 번호, 온도 제한 및 인증 상태는 현재 ASME BPVC 섹션 III, 디비전 5 에디션 및 적용 가능한 코드 케이스와 비교하여 항상 확인되어야 합니다.

니켈 합금은 용융염 원자로 환경에서 어떻게 작동합니까?

Hastelloy N 및 GH3535와 같은 니켈-몰리브덴-크롬 합금은 스테인리스강보다 용융 불소염 부식에 훨씬 더 잘 저항합니다. 그 이유는 크롬 함량이 낮기 때문에 결정립 경계에서 염으로 침출되는 크롬 -크롬이 침출되는 것을 제한하고 몰리브덴 첨가로 높은 온도 강도를 유지하기 때문입니다-.

FLiBe(불화리튬-베릴륨불화물) 및 FLiNaK(리튬-나트륨-불화칼륨)과 같은 용융 불화물염은 낮은 중성자 흡수, 높은 체적 열용량 및 낮은 작동 압력으로 인해 매력적인 원자로 냉각재이지만 화학적으로 대부분의 구조용 합금에 공격적입니다. 주요 분해 메커니즘은 일반적인 표면 공격이 아니라 염의 산화환원 전위에 의해 결정립 경계에서 염으로 크롬이 선택적으로 침출되는 것입니다. 이는 다공성 크롬-이 고갈된 지하층을 남길 수 있으며, 응력이 가해지면 입계 부식-에 의한 균열이 촉진됩니다.

Hastelloy N은{0}}1950년대~60년대에 특히 용융염 원자로 실험의 이러한 메커니즘에 저항하기 위해 Oak Ridge 국립 연구소에서 개발되었으며 - 중국의 토륨 용융염 원자로 테스트 프로그램에 사용된 구성이 유사한 GH3535와 함께- - 주요 구조 합금 제품군으로 남아 있습니다. 불소-염-냉각 원자로 개념. 이러한 합금은 아직 미국에서 ASME 섹션 III, 디비전 5 인증 경로를 완료하지 않았기 때문에 단기적인 FHR 및 MSR 설계를 추구하는 개발자는 일반적으로 전체 라이선스 전략의 일환으로 장기간의 부식 및 기계적 테스트 데이터가 지원되는 전용 재료 코드 사례를 계획합니다.-

니켈 합금은 헬륨-냉각, 고온-가스 원자로에서 어떤 성능을 발휘합니까?

합금 617과 합금 800H는 둘 다 헬륨에서 안정적이고 보호적인 크롬-산화층을 형성하고 스테인레스강의 한계를 훨씬 뛰어넘는 유용한 크리프 강도를 유지하기 때문에 HTGR 용도를 위한 선도적인 니켈 합금입니다. 하지만 둘 다 헬륨 냉각제가 미량의 불순물을 함유할 경우 느린 침탄 또는 탈탄에 취약한 상태로 남아 있습니다.

HTGR의 생산 헬륨 냉각수는 완벽하게 순수하지 않습니다. - 미량의 일산화탄소, 수소, 메탄 및 수분은 연료, 흑연 및 시스템 가스 배출로 인해 피할 수 없습니다. - 이러한 불순물은 불순물 균형 및 국부 온도에 따라 침탄(합금을 취화시키는 탄소 픽업) 또는 탈탄(합금을 약화시키는 탄소 손실)을 유발할 수 있습니다. 합금 800H는 초기 HTGR 시범 공장을 포함하여 이 환경에서 수십 년 동안 작동 이력을 갖고 있으며 원래 ASME 섹션 III, 디비전 5 인증 재료 5개 중 하나로 남아 있습니다.

합금 617은 2000년대 중반부터 -1차 헬륨 루프에서 2차 공정으로 열을 전달하는 구성 요소인 중간 열 교환기(IHX) -의 주요 후보로 광범위하게 특성화되었습니다. - 왜냐하면 합금 800H보다 더 높은 온도 강도와 적절한 헬륨 환경 안정성을 결합하여 자격을 갖춘 합금 617 구조를 확장한 ASME 코드 케이스 N-898에서 최고조에 달하기 때문입니다. 최대 954도(1,750F).

Alloy 690은 경-수성- 기반 SMR에서 어떤 역할을 합니까?

Alloy 690은 1980년대~2000년대부터 원자력 산업을 이전 제품인 Alloy 600에서 멀어지게 만든 고장 모드인 1차 수응력 부식 균열(PWSCC)에 대한 높은 저항성으로 인해 경수-수 SMR 설계를 위한 표준 증기 발생기 및 열교환기 튜빙 재료입니다.

NuScale의 설계 및 GE Hitachi의 BWRX-300과 같은 경수-SMR은 니켈-크롬-철 튜빙 합금이 굽힘 또는 팽창으로 인한 잔류 응력 하에서 고순도, 고온{10}}일차수와 접촉할 때마다 Alloy 690을 사용하는 것을 포함하여 대형{4}}원자로 가압 및 끓는 물에서 직접 재료 기반의 대부분을 상속받습니다. 초기 공장에서 사용된 합금 600은 장기간 사용 시 결정립 경계에서 PWSCC에 취약한 것으로 입증되어{11}}업계 전반에 걸쳐 증기 발생기 교체 비용이 많이 들었습니다.

합금 690의 크롬 함량이 훨씬 높기 때문에 동일한 수질 화학 및 응력 조건에서 더욱 안정적이고 지속적인 보호 산화막을 촉진하여 수십 년 간의 후속 작동 경험을 통해 균열 저항성이 현저히 향상됩니다. 경수-SMR은 기존 PWR과 동일한 온도 및 물{3}}화학 범위에서 작동하기 때문에 Alloy 690 튜빙은 HTGR 및 염수 냉각 설계에 여전히 필요한 새로운 고온-인증 작업이 필요하지 않고 인증된 코드{5}}인증 재료로 사용됩니다.

SMR 서비스에서 니켈 합금이 저항해야 하는 주요 분해 메커니즘은 무엇입니까?

지배적인 열화 메커니즘은 냉각수에 따라 다릅니다. 크리프 및 헬륨-불순 침탄은 가스-냉각식 설계를 지배하고, 크롬 침출은 용융된 염 설계를 지배하고, 1차 물 응력 부식 균열은 경-수 설계를 지배하며, 방사선에 의한 헬륨 취성은-높은 중성자 플루언스 위치에서 사용되는 모든 니켈 합금의 교차적 관심사입니다.

표 3. 니켈 합금은 SMR 냉각수 등급 전반에 걸쳐 저항해야 하는 주요 열화 메커니즘과 현재 실무에서 사용되는 주요 설계 또는 금속학적 완화 방법을 참조하세요.

ASME 섹션 III, 디비전 5는 고급 원자로 사용을 위한 새로운 재료의 자격을 어떻게 부여합니까?

새로운 핵 구조 재료는 공식 ASME 코드{0}}사례 프로세스를 통해 후보에서 적격 상태로 이동합니다. 이 과정에서는 의도된 사용 온도 범위 전반에 걸친 크리프, 인장 및 피로 거동에 대한 다년간의 상당한 데이터 패키지가 필요하며 허가된 건설에 사용되기 전에 관련 ASME 소위원회에서 검토 및 투표를 거쳤습니다.

ASME 섹션 III, 부문 5는 나트륨-냉각 원자로용으로 원래 개발된 설계 방법을 기반으로 단일 부문의 모든 첨단 원자로 냉각재 유형에 대한 고온 원자력 건설 규칙을 통합하기 위해 발표되었습니다. 합금 617 -에 발생한 것과 같은 새로운 재료 -를 추가하려면 재료 생산자 또는 산업 컨소시엄이 의도한 온도 범위에 걸친 인장 및 크리프-파단 특성, 고온 설계를 위한 등시성 응력-변형 곡선, 피로 및 크리프-피로 상호 작용 데이터 및 용접성 정보를 다루는 클래스 A 설계 데이터 패키지를 조립해야 하며, 모두 코드의 "설계 데이터 지침"에 따라 개발되었습니다. 새로운 소재가 필요합니다."

ASME의 보일러 및 압력 용기 위원회는 공식 코드 사례를 게시하기 전에 이 패키지를 검토하고 투표했습니다. Alloy 617 코드 사례는 특성화 작업에 약 10년이 걸렸지만 ASME는 이후 얻은 교훈을 바탕으로 후속 재료에 대한 검토 주기를 간소화했습니다. 이 공정은 부식 및 기계적 거동이 수십 년 동안 연구되었음에도 불구하고 Hastelloy N과 같이 구조적으로 유망한 일부 니켈 합금이 미국 허가 건설에 적합한 재료가 아닌 후보로 남아 있는 주된 이유입니다.

고급 원자로 부품에 어떤 니켈 합금을 지정해야 합니까?

단일 SMR 설계에는 1차 및 2차 시스템 전반에 걸쳐 여러 가지 작동 환경이 포함될 수 있으므로 합금을 전체 원자로 등급이 아닌 특정 부품의 지배적인 냉각제 화학 및 온도에 맞추십시오.

표 4. SMR 냉각수 환경에 따른 부품-수준 니켈 합금 선택 지침 최종 재료 선택은 특정 원자로 공급업체의 승인된 설계 및 라이센스 기준에 의해 호출된 ASME 코드 에디션/코드 사례에 대해 확인되어야 합니다.

SMR 배포의 현재 상태는 무엇이며 재료 공급망에 중요한 이유는 무엇입니까?

2026년을 기준으로 미국은 수십 년 만에 처음으로 종이 설계에서 활성 건설로 전환했으며, 이러한 변화는 단지 연구 규모의 수량에 그치지 않고 원자력-등급 니켈 합금 판, 튜브 및 단조품에 대한 실질적인 단기 수요를 창출하기 시작했습니다.-

TerraPower는 2026년 3월 상업용 비{2}}경수형 원자로에 대한 최초의 미국 원자력 규제 위원회 건설 허가를 받았으며 얼마 지나지 않아 와이오밍주 케머러에 나트륨{5}}나트륨 발전소 착공을 시작했습니다. NuScale Power의 업그레이드된 SMR 설계는 NRC 승인을 얻었으며 Tennessee Valley Authority를 ​​포함한 유틸리티는 멀티-기가와트 SMR 배포 프로그램을 시작했습니다.

X-에너지의 헬륨-냉각 Xe-100은 텍사스 현장에 대한 NRC 검토를 통해 발전하고 있으며 Kairos Power는 테네시에서 연속적인 불소-염냉식 테스트 장치를 계속 건설하고 있습니다. 대규모 기술 기업은 AI 데이터 센터 성장을 지원하기 위해 10기가와트 이상의 첨단 원자력 용량을 별도로 계약했습니다. 이는 업계에 새로운 민간 약속입니다.

합금 및 부품 공급업체의 경우 이는 이 가이드에서 이미 논의한 니켈 합금 등급 - 합금 690, 합금 617, 합금 800H 및 용융-염-내성 Hastelloy N 계열 -이 주로 학술 및 국가{7}}실험실 테스트 프로그램에서 공장 테스트 보고서를 포함하는 최초의-상업 조달로 전환되고 있음을 의미합니다. 추적성 및 코드{11}}규정 준수는 향후 고려사항이 아닌 단기적인 구매 요구사항이 됩니다.

자주 묻는 질문

Q: SMR 부품에 표준 316 스테인리스강을 사용할 수 있습니까?

A: 예, 저온-온도 구성요소의 경우입니다. 유형 304H 및 316H는 자격을 갖춘 ASME 섹션 III, 디비전 5 재료로 유지되며 서비스 온도가 허용되는-응력 범위- 내에서 유지되는 고급 원자로 설계 전반에 걸쳐 사용되며 설계 수명 및 부하에 따라 일반적으로 최대 약 550~650도까지 사용됩니다. 이 범위를 초과하면 합금 617과 합금 800H가 대신하는 수십 년의 설계 수명 동안 크리프 강도가 너무 빨리 떨어집니다.

Q: 원자력-인증 니켈 합금이 처리할 수 있는 최고 온도는 얼마인가요?

A: 현재 ASME 섹션 III, 디비전 5 규정에 따라 합금 617은 최대 954도(화씨 1,750도)까지 제조할 수 있습니다. 이는 현재 미국 원자력 건설에 적합하도록 규정된 모든 재료 중 가장 높은 온도 한계입니다.- 실제 구성 요소 설계 온도는 합금의 최대 코드 제한만으로는 설정되지 않고 특정 원자로의 설계-기본 분석에 의해 설정됩니다.

Q: Hastelloy N이 허가된 미국 상업용 원자로에서 아직 사용되지 않는 이유는 무엇입니까?

A: 성능이 의심스럽기 때문이 아니라 - 1960년대 용융염 원자로 실험으로 거슬러 올라가는 수십 년간의 테스트와 제한된 작동 데이터가 있기 때문입니다. - 그러나 미국에서 허가받은 상업용 건설에 필요한 공식 ASME 섹션 III, 디비전 5 재료 인증 프로세스를 아직 완료하지 않았기 때문입니다. 용융-염 또는 불화물-염-냉각식 설계를 추구하는 개발자는 라이선스 경로의 일부로 전용 코드 케이스를 추구할 것으로 예상됩니다.

Q: SMR 증기 발생기에 사용되는 합금 690은 대형 PWR에 사용되는 합금 690과 다릅니까?

A: 아니요. 경수-SMR 설계는 일반적으로 기존의 가압-수형 원자로에 대해 이미 확립된 동일한 ASME-인증 Alloy 690 재료 사양을 사용합니다. 둘 다 유사한 1차 수질 화학 및 온도 범위에서 작동하기 때문입니다. 합금 자체에는 이 응용 분야에 대한 새로운 고온-인증이 필요하지 않습니다.

Q: ASME 핵 코드에 새로운 물질을 추가하는 데 일반적으로 얼마나 걸리나요?

A: 역사적으로 최초의-}-고온-고온 소재-에 대한 Alloy 617 코드 사례는 초기 특성화부터 출판까지 약 10년 정도 걸렸습니다. 이후 ASME는 이러한 노력에서 얻은 교훈을 바탕으로 검토 워크플로를 간소화했지만 필요한 크리프, 피로 및 용접성 데이터 패키지를 조립하는 것은 새로운 후보 재료의 속도{7}}제한 단계로 남아 있습니다.