지속가능성, 안전성, 핵확산 저항성, 그리고 경제성이 향상된 제4세대 원자로형의 하나로소듐냉각 고속로가 원자력 선진국을 중심으로 활발히 개발되고 있다. 우리나라가 주도적으로 개발하고 있는 금속연료를 사용하는 소듐냉각고속로는 우수한 피동안전성과 고유안전성을 가지므로 중대사고로의 진전을 조기에 배제할 수 있는 노형으로 평가된다. 또한 소듐냉각고속로는 기존의 사용후핵연료를 재활용하고 자체적으로 재순환 핵주기를 확립함으로써 원자력에너지의 지속성을 향상시킬 수 있다. 이러한 특성으로 인해 많은 나라들이 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하는 것을 미래에너지 전략에 포함시키고 있다.
지속가능성, 안전성, 핵확산 저항성, 그리고 경제성이 향상된 제4세대 원자로형의 하나로 소듐냉각 고속로가 원자력 선진국을 중심으로 활발히 개발되고 있다. 우리나라가 주도적으로 개발하고 있는 금속연료를 사용하는 소듐냉각고속로는 우수한 피동안전성과 고유안전성을 가지므로 중대사고로의 진전을 조기에 배제할 수 있는 노형으로 평가된다. 또한 소듐냉각고속로는 기존의 사용후핵연료를 재활용하고 자체적으로 재순환 핵주기를 확립함으로써 원자력에너지의 지속성을 향상시킬 수 있다. 이러한 특성으로 인해 많은 나라들이 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하는 것을 미래에너지 전략에 포함시키고 있다.
The leading countries in nuclear technology development are concentrating their efforts on the development of Sodium-cooled Fast Reactor, which is one of the Generation-IV nuclear reactor systems characterized by a sustainability, an enhanced safety, proliferation resistance, and improved economics....
The leading countries in nuclear technology development are concentrating their efforts on the development of Sodium-cooled Fast Reactor, which is one of the Generation-IV nuclear reactor systems characterized by a sustainability, an enhanced safety, proliferation resistance, and improved economics. Especially, the Republic of Korea is developing a Sodium-cooled Fast Reactor equipped with metallic-fuel. This type of fast reactor has superior inherent safety and passive safety characteristics. Further, sodium-cooled fast reactors enable the reuse of spent fuel and the closing of fuel cycle, thus, it increases the sustainability of nuclear energy. Many countries are planning the deployment of sodium-cooled fast reactors before 2050 in their energy mix.
The leading countries in nuclear technology development are concentrating their efforts on the development of Sodium-cooled Fast Reactor, which is one of the Generation-IV nuclear reactor systems characterized by a sustainability, an enhanced safety, proliferation resistance, and improved economics. Especially, the Republic of Korea is developing a Sodium-cooled Fast Reactor equipped with metallic-fuel. This type of fast reactor has superior inherent safety and passive safety characteristics. Further, sodium-cooled fast reactors enable the reuse of spent fuel and the closing of fuel cycle, thus, it increases the sustainability of nuclear energy. Many countries are planning the deployment of sodium-cooled fast reactors before 2050 in their energy mix.
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문제 정의
따라서 잔열제거계통만이 유일하게 노심 생성열을 제거할 수 있으므로 노심이 열적 균형에 도달 하는데 많은 시간이 걸린다. ULOHS 계산에서는 반응도궤환 효과에 의해 노심출력과 계통의 열유체 거동이 단기간 동안 안정된 상태에 도달하는지 여부를 평가한다. 단기 ULOHS 사고해석에서는 IHX 와 IHTS를 통한 열전달이 불가능하지만 일차계통 펌프가 정격운전 되므로 노심의 강제순환 유량은 유지된다.
가설 설정
UTOP은 정격출력 운전 중에 발생한다고 가정하며 원자로정지계통의 고장 외에 다른 안전계통은 모두 작동하므로 펌프에 의한 냉각재 강제순환과 PHTS와 IHTS, SG 등을 통한 정상적인 열제거가 가능하다.
냉각재 유량 상실 사고는 일차열전달계통(PHTS) 펌프가 동시에 전원을 상실하여 강제순환 유량을 상실하는 사건으로서 일반적으로 모든 냉각재 펌프가 고장이 나는 경우를 대표 사고로 선정한다. 냉각재 펌프가 전원 상실에 의한 것이 아닌 펌프 자체 고장으로 강제 순환 유량을 상실하며, 소외전원 상실은 급수 정지를 발생시키고, 전원 상실 시점과 동시에 AHX dampe가 개방되는 것으로 가정한다.
소듐냉각고속로에서 발생하는 대표적인 과출력 사고 해석을 위해 제어봉 계통의 구동 모터 고장으로 제어봉 인출이 발생하여 15초 동안 30¢의 양의 반응도가 삽입되는 경우를 가정하였다. 또한 사고 발생 후 5초 후에 소외전원이 상실되어 펌프정지 및 급수 고립이 발생하는 것으로 가정하였다. 기준설계는 국내 600 MWe급 실증로 설계이며[5], 주요 해석 결과는 다음과 같다.
보수적인 해석 수행을 위해 원자로 정지와 함께 소외전원 상실이 발생하고, 사고 후 열제거는 안전등급 잔열제거계통에 의해서만 이루어지는 것으로 가정하였다 사고후 약 50.8초 후에 중간열교환기(IHX) 입구온도가 349.5 ℃에 도달하여 원자로 정지 신호가 발생하게 된다.
소듐냉각고속로에서 발생하는 대표적인 과출력 사고 해석을 위해 제어봉 계통의 구동 모터 고장으로 제어봉 인출이 발생하여 15초 동안 30¢의 양의 반응도가 삽입되는 경우를 가정하였다.
압력경계 파손 사고 중 일차계통에 가장 큰 영향을 미칠 수 있는 사고는 원자로 용기 파손이다. 이 사고의 해석을 위해 10 cm2의 크기를 가지는 파손이 원자로 용기 하부에서 발생한 것으로 가정하였다. 사고 후 초기 저온풀과 고온풀 사이에 나타나는 압력 차이로 인해 약 17.
일반적으로 유량상실사고가 발생하면 고 출력-유량비에 의한 원자로정지 신호가 발생하지만, ULOF에서는 원자로정지 작동이 실패한다고 가정한다.
핵연료의 건전성은 연료의 용융이 발생하지 않으면 유지된다고 가정한다. 용융은 핵연료의 고상온도(solidus temperature)이상에서 발생하며, 이 온도 근처에서 나타날 수 있는 원소재분배 현상을 고려하여야 한다.
제안 방법
SFR 설계에 반영되는 다른 중요한 안전 원칙은 확률론적 방법과 결정론적 방법의 조화를 통하여 향상된 안전성을 확보하는 것이다. 2세대 원자로 개발 초기 발전소 설계에 대한 안전성은 보수적 방법을 사용하여, 단일 고장 기준, 보수적 초기 조건, 보수적 모델링을 기반으로 하는 결정론적 안전해석 결과에 기초하여 평가되었다. 하지만 최근의 발전소 설계에서는 특정 범주의 사고에 대한 고려를 배제할 가능성을 줄이고 실질적인 위험도를 반영하기 위해 확률론적 방법을 이용하여 결정론적 방법을 보완하고 있다.
국내에서 개발된 소듐냉각 고속실증로의 고유안전성을 평가하기 위해 비보호 과출력과도사고(Unprotected Transient Overpower, UTOP), 비보호유량상실사고(Unprotected Loss-of-Flow, ULOF), 비보호 열제거원상실사고(Unprotected Loss-of-Heat-Sink, ULOHS)에 대해 안전해석을 수행하였다. 이와 같은 세 가지 ATWS 사고는 고속로에서 발생 가능한 대표적인 사고유형의 극한적인 경우이다.
열제거원 상실 사고로 정의되는 이러한 사고가 발생하면 원자로 정지 후 잔열제거 계통이 작동된다. 대표적인 열제거원 상실사고로서 증기발생기 격리 밸브가 임의로 차단되는 경우에 대한 해석을 수행하였다. 보수적인 해석 수행을 위해 원자로 정지와 함께 소외전원 상실이 발생하고, 사고 후 열제거는 안전등급 잔열제거계통에 의해서만 이루어지는 것으로 가정하였다 사고후 약 50.
구조 건전성 기준을 이용하여 온도 허용기준을 설정하기 위해서는 구조 손상 제한값을 각 운전 조건에 대한 허용 손상 값으로 배분하는 것이 필요하다. 이를 위해 가상 포괄 운전조건별 고온구조 건전성 해석, 고온 크립-피로 손상 평가, 고온 비탄성 변형률 평가 등을 수행한다. 국내 실증로 개념 설계 단계에서는 평균노심출구 온도 제한값을 구조물 건전성 확보를 위한 기준으로 사용하고 있다.
이론/모형
원자로 구조물의 건전성 확보는 노심 냉각뿐만 아니라 방사성 물질의 격납을 위해서도 필수적이다. 구조물 건전성의 정량적 평가는 ASME 압력용기 코드 방법론과 기준을 이용하여 수행한다. 구조 건전성 기준을 이용하여 온도 허용기준을 설정하기 위해서는 구조 손상 제한값을 각 운전 조건에 대한 허용 손상 값으로 배분하는 것이 필요하다.
성능/효과
실제 원자로 운전에서 과출력이 발생하면 고출력 원자로정지 신호에 의해 원자로가 정지되지만 UTOP에서는 원자로정지 동작이 실패하므로 오직 반응도 궤환효과에 의해서 출력이 제어된다. SSC-K의 UTOP 사고해석 결과, 핵연료 손상이나 소듐비등 없이 노심출력이 허용 가능한 수준에서 안정적으로 유지되었다. 이 때 출력은 노심에서 열적 균형에 의한 피동식 반응도 궤환효과에 의해 결정되었으며 궁극적으로 순반응도는 영의 값으로 수렴한다.
펌프의 coast down 운전특성은 펌프자체의 설계특성과 계통의 압력손실 특성에 의해 결정된다. ULOF 해석 결과 핵연료심 중심, 소듐 냉각재, 구조물의 최대온도는 각각의 허용 안전기준을 만족하였다.
전기출력 600 MW를 가지는 소듐냉각 실증로 설계에 대한 안전해석 결과는 설계기준사고인 과출력 사고, 유량상실 사고, 열제거원상실 사고, 그리고 원자로용기 파손 사고의 경우에 핵연료와 피복재, 그리고 구조물에 대한 안전허용기준을 만족함을 보인다. 또한 원자로정지계통이 동작하지 않는 비보호 사고인 UTOP, ULOF, ULOHS 발생 시에도 고유안전특성에 의해 보다 심각한 사고로의 진전이 나타나지 않아 우수한 안전성 확보가 가능함을 확인하였다.
초기 사고 진행은 펌프 관성 운전에 의한 강제순환 구간과 이후의 자연순환 구간으로 크게 나누어진다. 이 사고 해석 결과 최고 피복재 온도는 554 ℃로 나타났으며, 냉각재와 핵연료 최고 온도는 각각 518 ℃와 695℃로 계산되었다. 이러한 결과는 피복재, 구조물, 그리고 핵연료에 대한 안전기준을 충분한 여유도를 가지고 만족하는 것이다.
이상에서 살펴본 바와 같이 소듐냉각고속로에서 발생 가능한 사고들은 예상운전과도 (AOO), 설계기준사고(DBA1), 설계기준사고(DBA2), 설계확장조건(DEC) 그리고 중대사고로 분류하는 것이 타당하다.
전기출력 600 MW를 가지는 소듐냉각 실증로 설계에 대한 안전해석 결과는 설계기준사고인 과출력 사고, 유량상실 사고, 열제거원상실 사고, 그리고 원자로용기 파손 사고의 경우에 핵연료와 피복재, 그리고 구조물에 대한 안전허용기준을 만족함을 보인다.
SFR은 경수로 등의 원자로에 비해 고유안전 특성이 강하게 나타난다. 첫째 소듐 냉각재를 사용함으로 인해 구조재와의 양립특성이 우수하며, 높은 열용량을 가지므로 운전원이 위험에 대처할 수 있는 여유 시간을 더 확보할 수 있다. 또한 풀형으로 일차계통을 구성할 경우 냉각재 누설가능성을 최소화할 수 있다.
후속연구
이에 비해 금속핵연료는 소듐과의 양립성이 우수하고, 핵연료 증식성이 우수하여 향후 SFR 연료로의 사용이 증가할 것으로 보인다.
원자력 선진국을 중심으로 개발을 적극적으 SFR로 추진하고 있는 이유 중의 하나는 경수로의 사용후 핵연료를 고속로의 핵연료로 재활용함으로써 원자력의 지속성을 향상할 수 있는 가능성이다. 또한 SFR을 비롯한 고속로는 사용후 핵연료에 포함된 장수명 핵종을 변환시킴으로써 방사성 독성을 감소시켜 사용 후 핵연료 관리 부담을 획기적으로 줄일 수 있는 가능성을 제공한다. 이러한의 특성으로 인해 많은 SFR 나라들이 향상된 안전성이 확보된 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하는 것을 미래에너지 전략에 포함시키고 있다.
소듐냉각고속로의 우수한 안전 특성과 기존 사용 후핵연료를 재활용하는 순환 핵주기의 확보 가능성으로 인해 많은 나라들이 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하여 원자력에너지의 지속성을 향상시키는 전략을 추진하고 있다. 향후 원형로와 실증로 개발 단계를 추진하면서 안전성 검증을 위한 실험 자료와 보다 상세한 모델 개발이 요구될 것으로 예상된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
SFR 설계의 5단계 방어 전략은 무엇인가?
제 1단계 사고 방지를 위해서는 설계 단순화와 명확화가 중요한 요소이다. 또한 원자로정지계통과 동력변환계통이 기능이 유지되어 반응도 제어와 열제거 기능이 확보되어야 한다. 제 2단계 사고 제어를 위해서는 공학적 안전설비를 포함한 주요 안전계통의 다양성과 다중성을 확보하는 것이 필요하다. 제 3단계 사고 완화에 필요한 핵심 요소는 반응도 궤환에 의한 고유안전성과 피동안전계통에 의한 피동안전성을 충분히 확보하는 것이다. 설계에 반영될 수 있는 마지막 단계인 제 4단계 방사성 물질의 대량 방출 방지는 심각한 사고를 조기에 종료시킬 수 있는 설계를 채택하고, 재임계를 방지하며, 궁극적으로 보존을 유지함으로써 달성할 수 있다.
원자력발전소의 안전목표는 무엇을 통해 달성하는가?
일반 안전목표는 방사선 위험에 대한 효과적인 방벽을 설치하고 유지함으로써 개인과 사회 및 환경을 보호할 것을 요구하며, 방사선 방호 목표는 모든 운전 상태에서 방사선 피폭과 방사능 물질 누출량을 설정된 한계치 이내에서 최소로 유지할 것과 사고로 인한 방사능 결말을 완화할 것을 요구한다. 이러한 안전목표는 정상운전뿐만 아니라 사고 상태를 포함하는 모든 발전소 조건에서 원자로 출력제어, 원자로 잔열제거, 그리고 방사성 물질격납의 세 가지 필수 안전 기능을 유지함으로써 달성된다. 또한 원자력 발전소의 필수 안전 기능을 확보하기 위해서는 기본 안전원칙에 따라 발전소를 설계하여야 한다.
제 4세대 원자로란 무엇인가?
21세기에 접어들면서 전 세계적으로 지속성, 안전성 핵확산 저항성 그리고 경제성이 향상된 제 4세대 원자로 개발이 활발히 추진되고 있다. 제 4세대 원자로는 지구온난화의 원인이 되는 온실가스의 배출을 줄이면서 삶의 질 향상을 위해 필수적인 에너지를 생산하는 수단이 된다. 원자력의 지속적인 사용을 위해서는 원자력 발전소의 운영으로 인해 국민의 생명과 건강에 추가적인 위험이 발생하지 않아야 하며, 이를 보장하는 안전목표가 달성되어야 한다.
참고문헌 (5)
U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, GIF-002-00, Dec. 2002
Yoon Il Chang. Technical Rationale for Metal Fuel in Fast Reactors, Nuclear Engineering and Technology, 2007, 39, 161-170
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