📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 18일 (화)

  • 인도 원자력부가 제한적 민간 참여와 AERB의 법적 지위 강화를 포함한 SHANTI Act 하위 규정의 공개협의에 착수하면서, 원자로 전 생애주기 단일 복합허가와 연료주기·우라늄 및 토륨 사업 허가를 통합하는 규제체계 개편이 본격화됨.
  • NexGen Energy가 캐나다 Saskatchewan의 Rook I 우라늄 프로젝트 건설을 시작하고 향후 9개월 동안 USD 10억을 조달하는 방안을 추진하면서, BHP의 잠재적 지분 참여와 전력회사 선급금·부채·프로젝트 지분을 결합한 공급망 금융 전략이 부각됨.
  • Blue Energy와 GE Vernova Hitachi Nuclear Energy가 Texas Victoria의 2.5 GW 가스·원자력 복합발전 프로젝트를 다음 단계로 진전시키는 협정을 체결하면서, 1 GW 가스터빈을 먼저 투입하고 최대 5기의 BWRX-300으로 1.5 GW를 추가하는 단계적 데이터센터 전력공급 모델이 구체화됨.
  • SPIC가 중국 Shandong의 Haiyang 3호기에서 원자로냉각재계통과 안전계통의 고온기능시험을 2026-08-13 완료하고 주요 과도시험을 첫 시도에 마치면서, CAP1000 원자로의 연내 연료장전과 최초 계통연계를 위한 핵심 시운전 단계가 마무리됨.

원자로정지불능 예상과도

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설계기준초과사고
설계기준초과사고 개념
원자로정지불능 예상과도
전원완전상실사고

개요

원자로정지불능 예상과도(Anticipated Transient Without Scram; ATWS)는 예상운전과도의 초기사건과 함께 원자로 정지제어봉의 삽입 불능 등에 의한 원자로보호계통(원자로정지계통)의 기능 상실을 수반하는 사건이다. 원자로정지계통은 단일고장기준을 만족하도록 설계하기 때문에 이 계통의 기능 상실은 다중고장이나 공통원인고장에 의하여 발생하게 된다. 따라서 다중고장이나 공통원인고장을 수반하는 예상운전과도의 발생 확률이 매우 낮기 때문에 이 사건은 예상운전과도나 설계기준사고의 범주에 속하지 않는다.

임의의 예상운전과도의 초기조건에서 원자로정지계통의 기능 상실이 발생하면 허용할 수 없는 수준의 원자로냉각재계통 압력 등을 야기하게 된다. 이러한 초기조건을 야기할 수 있는 예상운전과도는 일반적으로 원자로냉각재계통 압력과 온도의 상승을 야기하는 사건들로써, 2차 계통에 의한 열제거 감소로 분류하는 급수유량 상실, 부하 상실, 터빈 정지, 교류전원 상실, 그리고 복수기진공 상실 등이 있다. 이 외에도 압력의 감소를 야기하는 소형파단 냉각재상실사고와 원자로냉각재계통 방출밸브의 개방 고착 사건들이 포함된다.

안전기준

원자로정지불능 예상과도에 대한 안전요건[1]은 이 사건의 징후를 나타내는 조건에서 보조 또는 비상 급수계통과 터빈 정지를 자동적으로 작동하게 하는 기기를 설치하여야 하며, 이 기기는 감지기의 출력에서부터 최종 구동장치까지 기존의 원자로정지계통과 다양성과 독립성을 가지면서 신뢰성있게 그 기능을 수행할 수 있도록 설계하여야 한다. 또한 감지기의 출력에서부터 제어봉의 전원 차단장치까지 다양성을 가진 원자로정지계통을 설치하여야 하며, 이 정지계통은 기존의 원자로정지계통과 독립성을 가지면서 신뢰성있게 그 기능을 수행할 수 있도록 설계하여야 한다[2].

원자로정지불능 예상과도에서는 노심의 냉각에 대한 안전기준으로서 핵연료피복재 최대온도(1,204℃ 이하), 핵연료피복재의 산화(17% 이하), 핵연료피복재의 수소 생성량(1% 이하) 등을 만족하여야 하며, 핵연료와 피복재의 손상이 발생하더라도 지속적이고 효과적인 노심냉각에 지장을 주지 않아야 한다. 원자로냉각재 압력경계는 비정상 누설, 급속히 진전하는 손상과 대규모 파단의 발생확률이 극히 낮도록 설계･제작･설치 및 시험을 수행하여야 한다. 또한 안전에 중요한 격납건물의 설계조건을 초과하지 않도록 하여야 하며, 격납건물의 온도와 압력은 허용할 수 있는 낮은 수준으로 유지하여야 한다[3].


참고문헌

  1. ↑ USNRC, “Section 50.62 Requirements for Reduction of Risk from Anticipated Transients without Scram(ATWS) Events for Light-Water-Cooled Nuclear Power Plants”, 10CFR50, 1996.
  2. ↑ USNRC, “Section 7.8 Diverse Instrumentation and Control Systems”, NUREG-0800, Standard Review Plan, 2007.
  3. ↑ USNRC, “SRP 15.8 Anticipated Transients without Scram”, NUREG-0800, Standard Review Plan, 2007.


이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr

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