📌 오늘의 국제 원자력 동향 2025년 12월 27일(토)

  • 터키가 Akkuyu 원전 건설을 위해 러시아로부터 추가 금융 90억달러를 확보했음을 공개하고, 2026년 외화조달(약 40~50억달러) 계획과 함께 시놉·트라키아 추가 원전 부지 검토를 병행함으로써, 러시아 자본의존·제재노출·공정관리 리스크와 신규 사업 경쟁구도 심화 가능성이 동시에 부상하는 흐름 확인함
  • 아르메니아 원전 2호기 수명연장(2단계) 사업에서 Rosatom Service가 2025년 연간 작업계획을 현지 사업자와 공동 완료했다는 발표가 나오며, 설비교체·정기정비·예방정비 체계가 장기운전의 전제조건으로 강조되는 한편, 구소련형 노후원전의 안전성 입증·규제 투명성 확보 필요성이 동시 부각됨
  • 인도 원자력청이 2026년도 예산 과정에서 원자력을 재생에너지와 동등한 세제혜택·녹색보조금 체계에 포함해 달라고 요청한 정황이 보도되며, 청정전환 수단으로서 원자력의 정책적 위상 재정립과 함께, 녹색분류체계·금융지원 설계가 투자유인·프로젝트 파이낸싱·설비확대 속도·민간 참여 범위를 좌우하는 핵심 레버리지로 부상함

원자로냉각재 상실사고 정의와 대상

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▼ 원자로 냉각재상실 사고해석
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  원자로냉각재 상실사고 정의와 대상
  원자로냉각재 상실사고 해석목적과 설계기준


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].


원자로냉각재 상실사고의 파단 형태[3]


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. ↑ 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. ↑ 2.0 2.1 IAEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
  3. ↑ 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

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