초임계압 수냉각 원자로

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개요

초임계압 수 냉각 원자로(SCWR)는 냉각재로 경수를 사용하고, 감속재로는 경수(H₂O) 또는 중수(D₂O)를 사용하는 설계 개념이 개발되고 있다. 물을 22.1 MPa 이상으로 압력을 가하면 액체와 기체의 경계가 사라지고, 374~384℃ 사이에서 압력에 따라 변하는 유사임계점(pseudo critical temperature)이 존재한다. 이 임계점 이상으로 온도가 상승하면 물은 액체 같은 상태에서 기체 같은 상태로 변환되면서 밀도가 8분의 1로 급격히 줄어들지만 상(phase) 변화는 생기지 않는다.

SCWR에서 냉각수의 초임계압(supercritical pressure)이 유지되는 구간은 아래 그림의 급수펌프 하단부터 고압 터빈까지이며, 그 외 구간에서는 냉각수는 아임계압 (subcritical Pressure) 상태로 존재한다. SCWR은 원자로와 터빈이 단일 루프로 연결되는 직접 싸이클이며, 증기발생기, 습분분리기, 증기건조기, 주순환 펌프 등이 없는 원자로 시스템이다.

초임계압 수 냉각 원자로

SCWR은 열효율을 43.5~49.4%까지 획기적으로 증대시키기 위해 석탄 화력 발전에서 상용화된 초임계압수 증기싸이클(600℃, 30 MPa) 기술을 비등형경수로(BWR) 또는 중수로(HWR) 기술과 결합을 시도하고 있다. 냉각수의 고온·고압 환경에서 핵연료 피복관의 부식, 물의 열적 물성이 급격하게 변하는 사고환경에서 자연 순환 및 냉각 기능 확보, 감압 설계 및 장기 냉각 성능 검증 등이 초임계압수 적용으로 인한 기술적 현안으로 고려된다.

SCWR은 1950년대 후반부터 미국의 Westinghouse 및 General Electric에서 연구가 시작되어 몇 가지 개념이 제안되었으나 본격적인 개발로 이어지지는 못하였다. 현재 제4세대 국제원자력 포럼(GIF, Generation IV International Forum) 협력체제에서 개발되고 있는 SCWR은 25 MPa의 운전압력에서 노심 냉각재 온도를 비등경수로(BWR)에 기반한 LWR 경우 280~500℃(EU, 일본, 중국, 러시아), 가압중수로(PHWR)에 기반한 캐나다의 압력관형 SCWR(C-SCWR)은 350~625℃ 정도이다. 아래 그림은 현재까지 제시된 다양한 개념의 SCWR들을 보여 준다.

열중성자 이용 SCWR 개념

핵연료 및 핵연료집합체

EU의 HPLWR(High Performance PWR) 경우 5~7 w/o UO2 또는 혼합산화물(MOX)연료 사용을 고려하고 있다. 경수로(PWR)에서 사용되는 Zircaloy-기반 피복관은 SCWR 운전 환경에서는 급속히 산화되므로 사용할 수 없다. Stainless steel(SS310S, SS316L) 또는 니켈(Ni)-기반 Alloy 800, Alloy 625, ODS 등이 후보 재료로 연구되고 있으며, 이들은 열중성자 영역에서 흡수단면적이 지르코늄(Zr)에 비해 매우 크므로 노심의 초기 장전 연료의 농축도는 약 2% 정도 높다. 핵연료 피복관 건전성 인자로서 경수로에서 사용되는 핵비등이탈비(DNBR)를 사용할 수 없으므로 피복관 온도를 안전한계치로 사용한다. HPLWR에서 고려되는 피복관 재료들은 최대 650℃까지만 허용하므로 이를 달성하기 위하여 냉각재 온도의 평탄화가 필수적이다.

C-SCWR은 플루토늄 기반의 토륨 연료를 참조 노심으로 하여 다양한 조합의 연료 장전을 검토하고 있다. CANDU에서 사용되던 원자로 가동 중에 연속으로 재장전하는 개념 대신 PWR에서와 같은 Batch 개념 운전의 핵연료 장전 전략을 채택하고 있다. C-SCWR의 핵연료 피복관 온도는 최대 850℃까지 상승이 예상되므로 고온에 적합한 피복관 재료의 선정 또는 개발이 핵심 이슈가 되고 있다.

초임계압수의 온도가 370℃ 이상으로 오르면 밀도가 급격히 낮아지므로 냉각수의 감속 성능만으로는 열중성자로에서 임계를 달성할 수 없다. 따라서 HPLWR을 포함한 압력 용기형 SCWR은 핵연료집합체의 중앙 부분에 감속재 영역을 추가로 배치하여 (아래 그림 참조), 이 부분을 따라 비교적 저온의 냉각재가 흐르게 하여 중성자 감속 성능을 향상시킨다. 이에 더하여, 집합체와 집합체 사이에도 저온의 냉각재가 흐르도록 집합체는 덕트(duct)로 감싸여 있다. C-SCWR의 핵연료집합체는 원형의 압력관 내에 핵연료를 환형으로 배치하고 중앙으로 냉각수가 흐르도록 설계한다. 감속 성능을 보완하기 위하여 압력관을 중수로 채워진 칼란드리아(calandria) 용기 내에 위치시킨다(아래 왼쪽 그림).

열중성자로용 핵연료 집합체 개념

원자로계통

SCWR은 BWR과 같이 별도의 열교환기 없이 원자로와 터빈이 직적 연결되는 에너지 변환 시스템을 채택하고 있으며, 장기 냉각에 대비한 안전 등급 잔열제거계통이 별도로 설치된다. SCWR은 석탄 화력 발전소의 보일러 부분을 원자로로 대체한 형태로서 계통이 매우 단순하며 일차 열전달 계통과 동력 변환 계통이 일체형으로 합쳐진 형태이다.

반응도 제어 및 원자로 정지

핵연료의 연소 또는 출력 변화에 따른 노심반응도 조절은 제어봉의 삽입과 인출로 이루어진다. 제어봉은 B4C 또는 중성자를 잘 흡수하는 물질로 장전되어 있으며, HPLWR의 경우에는 집합체의 형태로 뱅크(bank)를 구성하여 원자로 노심에 삽입 또는 인출된다. PWR과 동일한 구조로 용기 외부에 제어봉집합체 구동 모터를 설치하여 제어봉집합체를 용기 내부의 안내관을 따라서 위에서 아래 방향으로 삽입시킨다.

C-SCWR에서는 제어봉은 횡 방향으로 칼란드리아 용기를 관통하여 삽입되며, 수직 방향으로 5개의 다른 위치에서 양 쪽에서 각 각 노심 중앙까지 삽입된다. 붕산수 주입 계통을 설치하여 원자로 정지 반응도 제어의 다양성을 만족시키도록 한다(1쪽 왼쪽 그림 참조).

SCWR에서는 연소 반응도 조절을 위하여 붕산을 이용하지 않으므로 제어봉의 반응도 조절 능력에 대한 요구능이 증대되고, 이를 감소시키기 위해 가압 경수로, 비등 경수로 등에서 사용하고 있는 Gd₂O₃, Er₂O₃ 등의 일체형 가연성 흡수체(burnable absorber)로 고려하고 있다.

잔열제거계통(Decay Heat Removal System)

잔열제거계통은 원자로의 안전을 보장하는 핵심계통 중 하나로, SCWR에서는 초임계압수의 높은 온도로 인하여 최종 열침원(heat sink)과 직접 연결 시에는 열충격(thermal shock) 문제점이 있으므로, 열충격을 완화하기 위하여 압력풀(Suppression Pool)로 초임계압수를 배출하여 시스템의 감압을 유도한다. 이를 위해 원자로 용기 내에 초임계압수의 용량을 보존하는 대신에 폐쇄회로를 통한 노심 냉각수의 연속적인 유동 경로를 항상 확보할 필요가 있으며 아래 그림에서 보듯이 격납 용기의 여러 곳에 냉각수를 보관하고 있다. 잔열제거계통은,

• 시스템의 초임계압수가 22.1 MPa, 374℃ 이하로 도달할 때까지는 Suppression Pool로 짧은 시간 동안 냉각수를 배출하여 시스템을 감압하여, 고온 고압의 냉각수가 Isolation Condenser 열교환기에서 열충격을 유발하지 않도록 Suppression Pool이 완충 역할을 한다.

• 임계점 이하로 감압이 발생하면, 밸브를 열어 노심과 Reserve Water Pool사이에 Isolation Condenser 열교환기를 통하여 자연순환 회로를 구성한다. Reserve Water Pool은 3일 동안 발생하는 붕괴열을 제거할 수 있으며, 3일이 지나면 Atmospheric Air 열교환기만으로도 붕괴열 제거가 가능해진다.

• 대형 냉각재 상실사고(LOCA)에 대비하여, 추가로 Gravitation-Driven Water Pool을 설치하여 LOCA시 노심 냉각재 유입 공간에 냉각수를 공급하는 기능을 수행하도록 한다.

C-SCWR의 안전주입계통

핵연료취급계통

C-SCWR 노심에 장전된 연료는 3주기 동안 연소되며 노심체류tl간은 3.2 전출력·년(Full Power·Year)에 해당한다. 매 주기 말에는 약 3분의 1의 연료가 신연료(fresh fuel)로 교체된다. 신속한 연료 교체를 위하여, 원자로 용기와 사용후 핵연료 저장조 사이에 연료 이송 풀(Fuel Transfer Pool)을 설치하여 신연료 및 사용후연료를 일시적으로 보관할 수 있는 구조물을 배치하고 있다.

참고문헌

이 자료의 최초 작성 : 김 상지(KAERI) sjkim3@kaeri.re.kr, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr