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문제 정의
여기서는 우리나라 원자력발전소의 대부분을 차지 하고 있는 가압경수로(PWR: Pressurized Water Reactor)를 중심으로 주요설계 개념 및 특성을 설명하고자 한다.
응력부식균열에 대한 평가 방법의 진화 또는 이를 포함한 전체적인 환경피로에 대한 평가 방법의 보다 엄격한 적용은 물론 장기적인 관점에서 피로에 취약한 부재들에 대한 대책으로 원자력발전소의 설계 단계에서부터 피로감시시스템을 구축하고 있다. 이는 원자로 가동 중에 실제 피로하중을 즉정하고 감시함으로써 원자력발전소의 주요 기기들에 대한 주기적 안전성을 평가하여 구조적 건전성의 유지 여부를 관찰하도록 설계하기 위해서다.(그림 6)
가설 설정
원자력발전소 설계 시에 중요하게 고려해야 하는 하중의 하나가 지진이다. 원전 부지 및 주변 환경 에서 발생할 수 있는 최고치의 지진을 가정하여 이를 견딜 수 있도록 설계한다. 국내 에서는 흙이 아닌 단단한 바 위 바닥까지 땅을 파고 그 위에 견고한 철근과 콘크리 트로 원자력발전소를 건설함으로써 규모 6.
제안 방법
APR* 원전에는 기존의 능동형 보조급수계통을 대체하기 위해 피동형 안전계통을 도입하여 노심 손상확률을 감소시키고, N+2 설계개념을 적용하여 안전주입계통 및 정지냉각계통을 기계적/전기적으로 2에서 4계 열로 설계개선 하여 건전성 향상 및 운전 중 유지보수가 가능하도록 하였다. 또한 비상사고 시에 사용되는 안전주입수가 파단부로 바로 빠져나가는 비율을 최소화하기 위해 직접주입노즐(DVI: Direct Vessel Injection) 위치 최적화와 안전주입수 안내관(ECBD: Emergency Core Barrel Duct)을 개발하여 적용함으로 써 비상 사고 시에 신속한 노심 냉각을 가능토록 설계하였다.
따라서 각 냉각계통의 냉각수는 서로 섞일 수 없으며, 일차계통(원자로냉각재계통)의 냉각재에 존재할 수 있는 방사성 물질이 이차계통의 터빈이나 복수기로 이동되지 않는다. 또한 방사성 물질 이 포함되어 있을 가능성이 높은 일차계통의 냉각재가 누출되는 경우에도 외부 환경으로 방사성 물질이 누출되지 않도록 일차계통을 원자로건물 내에 위치시켜 방사선 방호 기능을 향상시켰다. 전 세계적으로 운전 중인 가압경수로에서 생산하는 전기 출력은 모든 원자력발전소의 약 64%에 해당된다.
APR* 원전에는 기존의 능동형 보조급수계통을 대체하기 위해 피동형 안전계통을 도입하여 노심 손상확률을 감소시키고, N+2 설계개념을 적용하여 안전주입계통 및 정지냉각계통을 기계적/전기적으로 2에서 4계 열로 설계개선 하여 건전성 향상 및 운전 중 유지보수가 가능하도록 하였다. 또한 비상사고 시에 사용되는 안전주입수가 파단부로 바로 빠져나가는 비율을 최소화하기 위해 직접주입노즐(DVI: Direct Vessel Injection) 위치 최적화와 안전주입수 안내관(ECBD: Emergency Core Barrel Duct)을 개발하여 적용함으로 써 비상 사고 시에 신속한 노심 냉각을 가능토록 설계하였다.(그림 3)
대상 데이터
한국표준형원전의 설계 수명인 40년을 60년으로 증가시켰으며, 내진설계 기준을 0.2g에서 0.3g로 격상시켰다. UAE에서 미국, 일본 등 원전 선진국의 원자로 대신에 우리나라의 APR1400을 선택한 이유도 뛰어난 안전성, 경제성, 효율성은 물론 그동안 우리나라가 쌓은 안정적 인 원전 건설 및 운용 성과를 높이 평가했기 때문이다.
후속연구
우리나라에서는 현재 안전성을 재점검하고 대책을 마련 하고 있으며, 지진 이외에도 쓰나미와 같은 사고 상황 도 대비하여 세밀하게 검토하고 있다. TMI(Three Mile Island)와 체르노빌 원전 사고가 발생한 후 많은 설계 기준들이 보강되고 더욱 강화된 안전규제를 통하여 더욱 안전하게 원전을 건설하고, 운영할 수 있었던 것처럼, 이번 후쿠시마 원전사고에서 얻은 교훈을 통하여 심각한 자연재해에 대비한 충분한 원전 안전 성을 확보하여야 할 것이다.
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