📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 10월 10일 (토)
- Rosatom이 건설하는 튀르키예 Akkuyu 1호기(VVER-1200)가 1차계통 압력을 24.5 MPa까지 올리는 냉간 수압시험을 마치고 고온기능시험으로 넘어가, 2026년 말 전력계통 공급을 목표로 한 핵연료 장전 전 시운전이 마지막 단계에 들어섬
- Framatome과 EDF가 영국 유일의 가압경수로 Sizewell B(1,198 MW)의 장기서비스계약을 2040년까지 15년 갱신해, 2055년까지 20년 수명연장과 8억 GBP 설비개선을 뒷받침하는 정비 체계가 고정됨
- 미국 에너지부(DOE)가 Idaho National Laboratory의 MARVEL 초소형원자로(85~100 kWt) 최종 안전해석서를 승인해 건식 임계시험을 인가함에 따라, 이르면 2026-12 임계와 2027년 말 마이크로그리드 실증 일정이 구체화됨
- NASA와 미국 에너지부(DOE)가 우주 원자력 전원·추진 계통과 연료를 공동 설계·제작·배치하는 협정에 서명해, 2028년 Space Reactor-1 Freedom 발사와 2030년 Lunar Reactor-1 준비를 뒷받침하는 기관 간 실행 체계를 갖춤
- 필리핀 에너지부와 일본 경제산업성(METI)이 원전 도입 준비를 지원하는 협력각서에 서명하고 공동작업반을 두기로 해, 2032년 1,200 MW를 시작으로 2050년 4,800 MW까지 늘리는 필리핀 원전 목표가 일본의 제도·기술 지원을 받는 틀을 갖춤
원자로냉각재 상실사고 정의와 대상
개요
원자력발전소에서 발생할 수 있는 원자로냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident; LOCA)는 원자로냉각재 재고량의 감소를 초래하는 사고로써, 이 유형사건의 대표적인 설계기준사고이다. 여기에서는 원자로냉각재 상실사고의 정의와 대상[1][2][3]에 대하여 살펴보기로 한다.
원자로냉각재 상실사고의 정의
원자로냉각재 상실사고는 원자로냉각재 보충계통(충전 및 취출)에 의한 냉각재 보충능력을 초과하는 냉각재의 상실을 야기하는 사고로 정의하며, 원자로냉각재 압력경계의 배관이나 기기의 파단 또는 손상으로 발생할 수 있다. 배관이나 기기의 파단 또는 손상은 원자로냉각재를 격납건물로 방출함으로써 원자로냉각재 상실로 인한 원자로냉각재 재고량의 감소를 초래한다. 원자로냉각재 재고량 감소는 노심냉각 능력을 현저하게 저하시키고 핵연료의 급격한 온도 상승을 야기하면서 핵연료의 심각한 손상을 초래할 수 있다.
사고의 전개에서 노심냉각 기능을 수행하는 비상노심냉각계통(또는 안전주입계통)은 사고의 예방과 완화에 매우 중요하게 작용하게 되므로, 이 사고는 비상노심냉각계통의 성능에 대한 설계기준사고로 분류된다. 또한 원자로냉각재 상실사고로 인한 방사성물질의 외부 유출로 발전소 내부의 종사자나 외부의 일반인에 대한 방사선 피폭선량이 허용기준을 만족하는지 여부가 안전상의 중요한 평가 대상이 된다.
원자로냉각재 상실사고의 대상
원자로냉각재 상실사고는 원자로냉각재 배관의 파단 크기, 형상, 위치에 따라 다양한 스펙트럼을 가진다. 일반적으로 파단면의 직경이 25cm 미만일 경우 소형 파단사고 또는 소형 냉각재상실사고(Small Break LOCA; SBLOCA), 그 이상일 경우 대형 파단사고 또는 대형 냉각재상실사고(Large Break LOCA; LBLOCA)로 구분하고 있다. 파단의 형상은 아래 그림에서 보는 바와 같이 양단파단(Double-ended Guillotine Break; DEGB)과 부분파단(Slot 또는 Split Break)으로 구분하고 있다[1][2].
파단의 위치는 원자로냉각재 압력경계에 속하는 모든 배관과 기기가 대상이나, 원자로용기는 파손의 가능성이 매우 희박하므로 이 사고의 범주에서 제외한다.
또한 증기발생기 전열관 파단에 의한 원자로냉각재 상실은 유출된 냉각재가 격납건물을 우회하여 외부로 직접 유출될 수 있기 때문에 노심냉각의 관점보다는 방사선결말의 관점이 안전의 주요 고려사항이 되며,
제어봉 구동장치의 하우징 손상에 의하여 발생하는 제어봉집합체 이탈은 원자로냉각재의 상실을 야기하나 반응도의 관점이 안전의 주요 고려사항으로 다루어진다.
증기발생기 전열관 파단이나 제어봉집합체 이탈로 야기되는 원자로냉각재 상실에 따른 노심냉각 관점은 여기에서 다루는 대형 또는 소형 냉각재상실사고에 포함되어 진다.
참고문헌
- ↑ 1.0 1.1 USNRC, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition”, NUREG-0800, 2007.
- ↑ 2.0 2.1 IAEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
- ↑ 3.0 3.1 김효정, “원자력 안전해석”, 정기획출판사. pp.842, 2016. 6.
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr