원자로 압력용기

3. 가압 경수로 압력 용기의 구성 요소

3. 1. 원자로 용기 본체 (Reactor Vessel Body)

3. 2. 원자로 용기 덮개 (Reactor Vessel Head)

3. 3. 연료 집합체 (Fuel Assembly)

3. 4. 중성자 반사체 또는 흡수체 (Neutron Reflector or Absorber)

4. 재료

원자로 압력 용기(RPV)는 가압 경수로(PWR) 원자로 안전에 중요한 역할을 하며, 사용되는 재료는 고온 및 고압에서 원자로 노심을 담을 수 있어야 한다.^[1][2] 용기의 원통형 외피에 사용되는 재료는 시간이 지남에 따라 진화했지만, 일반적으로 3~10mm의 오스테나이트 스테인리스강으로 피복된 저합금 페라이트강으로 구성된다. 스테인리스강 피복은 부식을 최소화하기 위해 냉각수와 접촉하는 위치에 주로 사용된다.^[2]

1960년대 중반까지 몰리브덴-망간 판재강인 SA-302, Grade B가 용기 본체에 사용되었다.^[2] 설계가 변경되면서 더 큰 압력 용기가 필요해짐에 따라 항복 강도를 높이기 위해 이 합금에 약 0.4-0.7 wt%의 니켈을 첨가해야 했다.^[2] 다른 일반적인 강철 합금으로는 SA-533 Grade B Class 1 및 SA-508 Class 2가 있다. 두 재료 모두 니켈, 망간, 몰리브덴 및 실리콘을 주요 합금 원소로 가지고 있지만, 후자에는 0.25-0.45 wt%의 크롬도 포함되어 있다.^[2] 참조에 나열된 모든 합금은 또한 >0.04 wt%의 황을 함유하고 있다.^[2]

저합금 NiMoMn 페라이트강은 높은 열전도율과 낮은 열팽창, 즉 열충격에 강한 특성으로 인해 이러한 용도에 적합하다.^[3] 그러나 이러한 강철의 특성을 고려할 때는 방사선 손상에 대한 반응을 고려해야 한다. 혹독한 조건으로 인해 RPV 원통형 외피 재료는 종종 원자로의 수명을 제한하는 구성 요소가 된다.^[1] 방사선이 미세 구조에 미치는 영향과 물리적 및 기계적 특성을 이해하면 과학자들이 방사선 손상에 더 강한 합금을 설계할 수 있다.

2018년 로사톰(Rosatom)은 방사선 손상을 완화하고 수명을 15~30년 연장하는 RPV용 열 어닐링 기술을 개발했다고 발표했다. 이는 발라코보 원자력 발전소 1호기에서 시연되었다.^[4]

4. 1. 요구 특성

4. 2. 사용 재료

5. 중성자 조사 영향 및 재료 손상

원자력 발전의 특성상, 원자로 압력 용기(RPV)에 사용되는 재료는 고에너지 입자에 의해 끊임없이 폭격을 받는다. 이러한 입자는 중성자 또는 핵분열 사건으로 생성된 원자 조각일 수 있다.^[5] 이러한 입자 중 하나가 재료 내 원자와 충돌하면 운동 에너지의 일부를 전달하고 격자 내에서 원자의 위치에서 벗어나게 한다. 이러한 일이 발생하면, 이 변위된 1차 "넉온" 원자(PKA)와 고에너지 입자가 반동하여 격자 내의 다른 원자와 충돌할 수 있다. 이는 많은 원자가 원래 위치에서 벗어나는 연쇄 반응을 일으킬 수 있다.^[5] 이러한 원자 이동은 다양한 유형의 결함 생성을 초래한다.^[5]

다양한 결함의 축적은 거시적 특성의 저하를 초래할 수 있는 미세 구조적 변화를 일으킬 수 있다. 앞서 언급했듯이, PKA로 인한 연쇄 반응은 종종 공극과 결함 클러스터의 흔적을 남긴다. 이것을 변위 캐스케이드라고 한다.^[6] 변위 캐스케이드의 공극이 풍부한 코어는 전위 루프로 붕괴될 수도 있다. 방사선 조사로 인해 재료는 일반적인 강철보다 더 높은 농도의 결함을 갖는 경향이 있으며, 작동의 고온은 결함의 이동을 유도한다. 이는 간극 및 공극의 재결합과 유사한 결함의 클러스터링과 같은 현상을 일으켜 석출물 또는 공극을 생성하거나 용해할 수 있다. 결함이 이동하기에 열역학적으로 유리한 장소인 싱크의 예로는 결정립계, 공극, 비정합 석출물 및 전위 등이 있다.

=== 중성자 조사 취화 (Neutron Irradiation Embrittlement) ===

중성자 조사 취화(Neutron Irradiation Embrittlement)는 원자로 압력 용기의 재료가 중성자 조사에 노출되어 강도가 증가하는 반면 연성이 감소하는 현상이다.^[6][8] 이는 재료의 취성 파괴 위험을 증가시키는데, 특히 구리(Cu)와 같은 불순물은 이러한 취화를 가속화한다.^[8][24]

중성자 조사는 재료 내부에 결함을 생성하여 전위(dislocation)의 움직임을 방해한다. 이는 재료를 경화시키지만, 동시에 연성을 감소시켜 경고 없이 파손될 위험을 높인다. 연성 재료는 파손 전에 상당한 변형을 보이지만, 취성 재료는 압력을 받으면 거의 변형 없이 균열이 발생하고 폭발할 수 있다.^[6]

특히 구리는 원자로 압력 용기에 사용되는 강재에서 가장 해로운 원소로 알려져 있으며, 0.1 wt% 이상 함유될 경우 취화를 크게 가속화한다.^[8] 따라서 불순물 함량이 매우 낮은 "청정" 강재 개발이 방사선 조사 경화를 줄이는 데 중요하다. 1967년 제조된 압력 용기에서는 구리 함유량이 평균 0.2%였으나, 1973년에는 0.03~0.04%로 감소했으며, 미국에서는 1974년에 구리 함유율을 0.1% 이하로 규제했다.^[25][26]

중성자 조사로 인해 취성 천이 온도(DBTT)가 상승하여, 낮은 온도에서도 파괴가 발생할 수 있다. 긴급 노심 냉각 장치 작동 시와 같이, 냉각수 상실 사고 발생으로 인해 대량의 냉각수가 주입되면, 압력 용기에 큰 열충격이 가해져 작은 균열에서 급격한 파괴가 발생할 위험이 있다.^[24]

VVER형 원자로 압력 용기의 경우, 구리 외에 인 함유량도 높아 취화 문제가 더 심각하다. 이를 해결하기 위해 압력 용기 내부에 전기 히터를 설치하여 재소둔을 실시하지만, 재료 조성 및 소둔 조건이 공개되지 않는 등 여러 문제점이 지적되고 있다.^[27]

=== 방사선 유기 결함 (Radiation-Induced Defects) ===

원자력 발전의 특성상, 원자로 압력 용기(RPV)에 사용되는 재료는 고에너지 입자에 의해 끊임없이 폭격을 받는다. 이러한 입자는 중성자 또는 핵분열 사건으로 생성된 원자 조각일 수 있다.^[5] 이러한 입자 중 하나가 재료 내 원자와 충돌하면 운동 에너지의 일부를 전달하고 격자 내에서 원자의 위치에서 벗어나게 한다. 이러한 일이 발생하면, 이 변위된 1차 "넉온" 원자(PKA)와 고에너지 입자가 반동하여 격자 내의 다른 원자와 충돌할 수 있다. 이는 많은 원자가 원래 위치에서 벗어나는 연쇄 반응을 일으킬 수 있다.^[5] 이러한 원자 이동은 다양한 유형의 결함 생성을 초래한다.^[5]

다양한 결함의 축적은 거시적 특성의 저하를 초래할 수 있는 미세 구조적 변화를 일으킬 수 있다. PKA로 인한 연쇄 반응은 종종 공극과 결함 클러스터의 흔적을 남기는데, 이것을 변위 캐스케이드라고 한다.^[6] 변위 캐스케이드의 공극이 풍부한 코어는 전위 루프로 붕괴될 수도 있다. 방사선 조사로 인해 재료는 일반적인 강철보다 더 높은 농도의 결함을 갖는 경향이 있으며, 작동의 고온은 결함의 이동을 유도한다. 이는 간극 및 공극의 재결합과 유사한 결함의 클러스터링과 같은 현상을 일으켜 석출물 또는 공극을 생성하거나 용해할 수 있다. 결함이 이동하기에 열역학적으로 유리한 장소인 싱크의 예로는 결정립계, 공극, 비정합 석출물 및 전위 등이 있다.

=== 방사선 유기 편석 (Radiation-Induced Segregation) ===

결함과 합금 원소 간의 상호 작용은 입계와 같은 싱크에서 원자의 재분배를 일으킬 수 있다. 특정 원소가 이러한 영역에서 농축되거나 고갈되어 입계의 취성 또는 기타 유해한 특성 변화를 초래하는 것이다. 이는 싱크를 향하는 공공(결함)의 플럭스와 싱크에서 멀어지거나 싱크를 향하는 원자의 플럭스가 있고, 이러한 원자가 다양한 확산 계수를 가질 수 있기 때문이다. 불균등한 확산 속도는 반드시 올바른 합금 비율이 아닌 원자의 농도를 유발한다. 니켈, 구리 및 규소는 싱크에서 농축되는 경향이 있는 반면, 크롬은 고갈되는 경향이 있는 것으로 보고되었다.^[6][7] 그 결과 발생하는 물리적 효과는 입계 또는 공극/비정합 석출 주변의 화학적 조성이 변화하는 것이며, 이는 또한 싱크 역할을 한다.

=== 공극 및 기포 형성 (Formation of Voids and Bubbles) ===

공극은 공공의 집합으로 인해 형성되며, 일반적으로 더 높은 온도에서 더 쉽게 형성된다. 기포는 가스로 채워진 공극이다. 이는 중성자 폭격으로 인해 원자가 붕괴되어 가스가 형성되는 변환 반응이 존재할 경우 발생한다.^[6] 공극과 기포의 가장 큰 문제는 치수 불안정성이다. 패스너의 나사산과 같이 치수 공차가 좁은 영역에서 문제가 될 수 있다.^[6]

=== 조사 경화 (Irradiation Hardening) ===

결함, 즉 공극이나 기포, 석출물, 전위 루프 또는 선, 결함 클러스터의 생성은 전위 운동을 막기 때문에 재료를 강화시킬 수 있다. 전위의 이동은 소성 변형을 야기한다. 이는 재료를 경화시키지만, 연성이 감소하는 단점이 있다. 연성의 감소 또는 취성 증가 현상은 원자로 압력용기(RPV)에서 위험한데, 이는 경고 없이 치명적인 파손으로 이어질 수 있기 때문이다. 연성 재료가 파손될 때는 파손 전에 상당한 변형이 발생하며, 이를 모니터링할 수 있다. 취성 재료는 압력을 받으면 미리 변형이 거의 없이 균열이 생기고 폭발하므로, 재료가 파손될 때를 감지하기 어렵다. 강재에서 경화 또는 취성을 유발할 수 있는 특히 해로운 원소는 구리이다. 구리 농축 석출물은 매우 작아서(1-3 nm) 전위를 고정하는 데 효과적이다.^[6][8] 구리가 원자로 압력용기(RPV)에 사용되는 강재에서 가장 해로운 원소로 인식되어 왔으며, 특히 불순물 수준이 0.1 wt% 이상인 경우 더욱 그렇다.^[8] 따라서, "청정" 강재, 즉 불순물 수준이 매우 낮은 강재의 개발은 방사선 조사 경화를 줄이는 데 중요하다.

=== 크리프 (Creep) ===

크리프는 재료가 항복 응력보다 낮은 응력 수준에서 유지될 때 시간이 지남에 따라 소성 변형을 일으키면서 발생한다.^[6] 이는 재료가 높은 온도에서 높은 응력에 노출될 때 특히 흔하게 나타나는데, 확산과 전위 이동이 더 빠르게 발생하기 때문이다. 조사 손상은 응력과 미세 구조 발달 사이의 상호 작용으로 인해 크리프를 유발할 수 있다.^[6] 이 경우, 고온으로 인한 확산도의 증가는 크리프를 유발하는 데 그다지 강력한 요인이 아니다. 재료의 치수는 방사선 손상으로 인해 형성된 결함 주변에 전위 루프가 생성되어 적용된 응력 방향으로 증가할 가능성이 높다. 또한, 가해진 응력은 간극 원자가 전위에 더 쉽게 흡수될 수 있도록 하여 전위 상승을 돕는다. 전위가 상승할 수 있을 때 과도한 공공이 남게 되는데, 이는 팽창을 유발할 수도 있다.^[6]

=== 조사 유기 응력 부식 균열 (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC) ===

방사선 조사는 입계 또는 기타 결함의 취성을 유발하여 균열 개시자 역할을 할 수 있으며, 이는 입계 응력 부식 균열(IASCC)을 일으킬 수 있다.^[6] 방사선으로 인해 발생하는 주요 환경적 스트레스 요인은 균열 팁에서 발생하는 수소 취성이다. 수소 이온은 방사선이 1차 냉각수인 물 분자를 OH⁻와 H⁺로 분해할 때 생성된다. 수소 취성을 설명하는 여러 가지 메커니즘이 있는데, 그중 세 가지는 '탈응집 메커니즘', '압력 이론', '수소 공격 방법'이다.^[6]

탈응집 메커니즘에서는 수소 이온의 축적이 금속 대 금속 결합 강도를 감소시켜 원자를 쉽게 분리할 수 있다고 본다.^[6] 압력 이론은 수소가 내부 결함에서 기체로 석출되어 재료 내부에 기포를 생성할 수 있다는 것이다. 팽창하는 기포로 인한 응력은 가해진 응력 외에도 재료를 파괴하는 데 필요한 전체 응력을 낮춘다.^[6] 수소 공격 방법은 압력 이론과 유사하지만, 수소가 강철의 탄소와 반응하여 메탄을 형성하고, 메탄이 표면에 물집과 기포를 형성하는 것으로 추정된다. 이 경우, 기포에 의한 추가 응력은 강철의 탈탄으로 인해 강화되어 금속이 약해진다.^[6]

수소 취성 외에도 방사선 유도 크리프는 입계가 서로 미끄러지게 할 수 있다. 이는 입계를 더욱 불안정하게 만들어 균열이 길이를 따라 전파되기 쉽게 만든다.^[6]

잠재적 위험으로는 중성자 조사에 의한 압력 용기의 취화 문제가 지적되고 있다. 원자로를 운전함으로써 압력 용기에 중성자 조사가 계속되면 용기는 점차 취약해지고, 취성 천이 온도(그 온도 이상에서는 취약하지 않지만, 이하에서는 취약해지는 온도)가 상승한다. 이 현상의 문제점은 냉각재 상실 사고 시 등에 긴급 노심 냉각 장치를 작동시켜 용기 내의 압력이 높은 채로 대량의 냉각수를 주입했을 때, 용기에 큰 열충격이 가해지므로 작은 균열로부터 일시에 파괴가 발생할 위험성이 있다는 것이다. 따라서 각 압력 용기에는 용기 재료와 동일한 재질의 시험편이 배치되어 있으며, 정기적으로 꺼내서 그 상태를 점검하고, 자원 에너지청에 보고하고 있다. 그러나 타테노에 따르면, 초기 압력 용기의 온도 상승이 현저하다는 것을 데이터를 곁들여 소개하고 있다. 초기 압력 용기에서는 당시 미숙한 제조 기술로 인해 구리 등의 불순물이 비교적 많이 포함되어 있었고, 제조 기술의 개선이 원자력 개발과 병행하여 진행되었다. 또한, 영향으로는 용기의 육두께가 두껍고, 연료 집합체와의 거리가 작고, 사용 압력이 높은 PWR에서 그 영향이 더욱 현저하다는 점이 있다^[24]。

고히라 쓰네오는 '원자력 공업'에서 제조 연대에 따른 불순물 함유량의 변천을 제시하며 1967년 제조된 압력 용기에서 평균 0.2%였던 구리 함유량이 1973년에는 0.03~0.04%로 감소했다는 점을 지적했다^[25]。 미국에서는 1974년에 구리 함유율을 0.1% 이하로 하는 규제가 도입되었다^[26]。

VVER용 압력 용기에서는 구리 외에도 인의 함유량도 많아, 이 취화를 회피하기 위해 압력 용기 내에 전기 히터를 넣고 재소둔을 실시하고 있지만, 사쿠라이 준은 '원전의 어디가 위험한가'(초판 1995년)에서 서방에서는 실시되지 않는다는 점을 지적하면서, 다음과 같은 문제를 제기했다.

• 재료 조성 및 소둔 조건이 공개되지 않음
• 천이 온도의 설계값이 당초 밝혀지지 않아, 질문에 의해 80도로 판명, 실제 기기에서는 190도까지 올라간 후에 소둔을 실시하고 있음
• 취화를 회피하기 위해서는 설계 시에 고속 중성자를 감소시키는 연구가 필요하지만, 천이 속도로 보아 구 서방 국가의 압력 용기보다 설계상 연구가 열등할 가능성이 있으며, 1992년에 모스크바의 서점에서 원자력 관계 전문서적 17권을 구입하여 조사한 결과, 1MeV 이상의 고속 중성자가 WH사의 100만kW급 PWR에 비교해, VVER440형 용기에서 111배, VVER1000형 용기에서 10배 이상이라고 한다。
• 소둔 미실시 압력 용기가 있음

5. 1. 중성자 조사 취화 (Neutron Irradiation Embrittlement)

5. 2. 방사선 유기 결함 (Radiation-Induced Defects)

5. 3. 방사선 유기 편석 (Radiation-Induced Segregation)

5. 4. 공극 및 기포 형성 (Formation of Voids and Bubbles)

5. 5. 조사 경화 (Irradiation Hardening)

5. 6. 크리프 (Creep)

5. 7. 조사 유기 응력 부식 균열 (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC)

6. 방사선 저항성 재료 개발

매우 가혹한 환경에서는 시간이 지남에 따라 원자로 압력용기의 기계적 특성이 저하되는 현상에 대처하기 위해 새로운 재료 접근 방식이 필요하다. 연구자들은 변위된 원자를 안정화하는 기능을 도입하는 방법을 사용하려 한다. 이는 입계, 과대 용질 또는 작은 산화물 분산제를 추가하여 결함 이동을 최소화함으로써 수행할 수 있다.^[5][6] 이렇게 하면 방사선에 의한 원소의 편석이 줄어들어 보다 연성적인 입계와 입계 응력 부식 균열 감소로 이어질 것이다. 전위 및 결함 이동을 차단하는 것은 방사선 지원 크리프에 대한 저항성을 높이는 데 도움이 된다. 전위 이동을 차단하기 위해 이트륨 산화물을 도입하려는 시도가 보고되었지만, 기술 구현이 예상보다 더 큰 과제를 제기한다는 사실이 밝혀졌다.^[5] 원자력 발전소에 사용되는 구조 재료의 방사선 손상 저항성을 지속적으로 개선하기 위해 추가 연구가 필요하다.

6. 1. 연구 방향

7. 한국의 원자로 압력 용기 제조사

대한민국의 두산 그룹은 원자로 압력 용기를 제조하는 회사 중 하나이다.^[9] 이 외에도, 중국의 제1 중공업(China's First Heavy Industries), 얼중 그룹(Erzhong Group), 하얼빈 전기(Harbin Electric) 및 상하이 전기(Shanghai Electric), 프랑스의 프라마톰(Framatome),^[11] 인도의 라르센 & 투브로(Larsen & Toubro), 일본의 재팬 스틸 웍스(Japan Steel Works) 및 IHI Corporation(IHI Corporation), 러시아의 연합 중공업(United Heavy Machinery), 영국의 롤스로이스(Rolls-Royce plc) 등이 원자로 압력 용기를 제조한다.^[9]

8. 기타 형식의 원자로

도카이 발전소의 가스 냉각로(구형)는 압력 용기의 형태가 캡슐 형이 아닌 원자로였다.

9. 중성자 조사 영향 관리

잠재적 위험으로는 중성자 조사에 의한 압력 용기의 취화 문제가 지적되고 있다. 원자로를 운전함으로써 압력 용기에 중성자 조사가 계속되면 용기는 점차 취약해지고, 취성 천이 온도(그 온도 이상에서는 취약하지 않지만, 이하에서는 취약해지는 온도)가 상승한다. 이 현상의 문제점은 냉각재 상실 사고 시 등에 긴급 노심 냉각 장치를 작동시켜 용기 내의 압력이 높은 채로 대량의 냉각수를 주입했을 때, 용기에 큰 열충격이 가해지므로 작은 균열로부터 일시에 파괴가 발생할 위험성이 있다는 것이다. 따라서 각 압력 용기에는 용기 재료와 동일한 재질의 시험편이 배치되어 있으며, 정기적으로 꺼내서 그 상태를 점검하고, 자원 에너지청에 보고하고 있다. 그러나 타테노에 따르면, 초기 압력 용기의 온도 상승이 현저하다는 것을 데이터를 곁들여 소개하고 있다. 초기 압력 용기에서는 당시 미숙한 제조 기술로 인해 구리 등의 불순물이 비교적 많이 포함되어 있었고, 제조 기술의 개선이 원자력 개발과 병행하여 진행되었다. 또한, 영향으로는 용기의 육두께가 두껍고, 연료 집합체와의 거리가 작고, 사용 압력이 높은 PWR에서 그 영향이 더욱 현저하다는 점이 있다^[24]。

고히라 쓰네오는 '원자력 공업'에서 제조 연대에 따른 불순물 함유량의 변천을 제시하며 1967년 제조된 압력 용기에서 평균 0.2%였던 구리 함유량이 1973년에는 0.03~0.04%로 감소했다는 점을 지적했다^[25]。 미국에서는 1974년에 구리 함유율을 0.1% 이하로 하는 규제가 도입되었다^[26]。

VVER용 압력 용기에서는 구리 외에도 인의 함유량도 많아, 이 취화를 회피하기 위해 압력 용기 내에 전기 히터를 넣고 재소둔을 실시하고 있지만, 사쿠라이 준은 '원전의 어디가 위험한가'(초판 1995년)에서 서방에서는 실시되지 않는다는 점을 지적하면서, 다음과 같은 문제를 제기했다.

• 재료 조성 및 소둔 조건이 공개되지 않음
• 천이 온도의 설계값이 당초 밝혀지지 않아, 질문에 의해 80도로 판명, 실제 기기에서는 190도까지 올라간 후에 소둔을 실시하고 있음
• 취화를 회피하기 위해서는 설계 시에 고속 중성자를 감소시키는 연구가 필요하지만, 천이 속도로 보아 구 서방 국가의 압력 용기보다 설계상 연구가 열등할 가능성이 있으며, 1992년에 모스크바의 서점에서 원자력 관계 전문서적 17권을 구입하여 조사한 결과, 1MeV 이상의 고속 중성자가 WH사의 100만kW급 PWR에 비교해, VVER440형 용기에서 111배, VVER1000형 용기에서 10배 이상이라고 한다.
• 소둔 미실시 압력 용기가 있음

9. 1. 감시 시험 (Surveillance Test)

9. 2. 열처리 (Annealing)

10. 결론

참조

_[1] 논문 Structural materials for fission & fusion energy 2009
_[2] 논문 Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety: PWR pressure vessels 1999
_[3] 논문 Stability of ferritic steel to higher doses: Survey of reactor pressure vessel steel data and comparison with candidate materials for future nuclear systems http://publications.[...] 2014
_[4] 뉴스 Rosatom launches annealing technology for VVER-1000 units http://www.world-nuc[...] World Nuclear News 2018-11-27
_[5] 논문 Development of Radiation Resistant Reactor Core Structural Materials 2009
_[6] 서적 Fundamentals of Radiation Materials Science: Metals and Alloys Springer
_[7] 웹사이트 Fact Sheet on Reactor Pressure Vessel Issues https://www.nrc.gov/[...] United States Nuclear Regulatory Commission
_[8] 서적 Materials for Nuclear Plants: From Safe Design to Residual Life Assessment Springer
_[9] 웹사이트 Heavy Manufacturing of Power Plants - World Nuclear Association https://www.world-nu[...]
_[10] 웹사이트 Reactor Pressure Vessel Is Installed in Hualong One https://www.yicaiglo[...]
_[11] 웹사이트 Framatome forge raises replacement parts production : Corporate - World Nuclear News https://www.world-nu[...]
_[12] 웹사이트 Le Creusot to resume manufacture of forgings - World Nuclear News https://www.world-nu[...]
_[13] 논문 Heavy steel forgings for Pressurised Water Reactor program http://www.barc.gov.[...] 2021-08-30
_[14] 논문 Ratchetting behavior of 20MnMoNi55 reactor pressure vessel steel
_[15] 뉴스 L&T plays crucial role in building India's first nuclear-powered submarine https://www.business[...] 2009-07-26
_[16] 뉴스 12 companies selected for the prestigious National Technology Awards 2020 for commercialization of innovative indigenous technologies https://pib.gov.in/P[...]
_[17] 웹사이트 Toshiba Gives IHI Contract For Pressure Vessel For First ABWR In U.S. - News - Nuclear Power News - Nuclear Street - Nuclear Power Plant News, Jobs, and Careers https://nuclearstree[...]
_[18] 뉴스 Toshiba, IHI to dissolve nuclear power venture https://www.reuters.[...] 2018-10-19
_[19] 서적 原子力プラント工学 オーム社 2009-02-20
_[20] 문서 輸送手段が[[鉄道]]である[[ロシア型加圧水型原子炉]]のような場合、圧力容器の形状は通常よりも縦長となる。
_[21] 간행물 Reactor Concepts (teachers) Manual - Boiling Water Reactor (BWR) Systems http://www.nrc.gov/r[...] The Nuclear Regulatory Commission, USA
_[22] 웹사이트 Mechanism of Core Shroud and its Function Core Shroud Design Characteristics http://www.cnic.jp/e[...]
_[23] Youtube 小倉志郎氏 BWR解説 http://www.ustream.t[...]
_[24] 문서 圧力容器の脆性問題については{{Harvnb|舘野淳|2011|pp=177-185}}
_[25] 논문 軽水炉圧力容器に関する最近の話題-2-圧力容器鋼材の変遷 日刊工業新聞社 1984-04
_[26] 뉴스 ７０年代原子炉に不純物２４倍　技術不足、高い銅混入率 http://www.kyodonews[...] 共同通信 2012-03-13
_[27] 문서 VVER圧力容器の脆性問題については{{Harvnb|桜井淳|2011|pp=36-51}}
_[28] 문서 DVI(direct vessel injection)은 APR 1400 원자로에 설치되며 그 외의 원자로에는 저온관에 비상안전주입 노즐이 설치되어 있다.