📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 3월 28일(토)
- 대만전력이 마안산 원전 재가동과 운전면허 갱신을 위한 계획서를 원자력안전위원회에 제출하며, 탈원전 종료 이후 실제 재가동 여부는 18~24개월 추가 안전점검과 기술심사 결과에 좌우되는 단계로 진입함.
- 핀란드 정부가 의뢰한 보고서가 대형원전 2.4GW 증설과 SMR 열·전력 활용, 기존 원전 수명연장 옵션을 함께 제시하며 신규 원전은 국가 지원 없이는 시장성 확보가 어렵다는 평가를 내놓음.
- 인도 원자력규제위원회가 마히 반스와라 원전 1·2호기의 굴착 착수 준비를 승인하며, 700MWe급 PHWR 10기 일괄 확대 구상이 현장 착수 단계로 진입함.
- 켄터키주와 맥크래큰 카운티가 Paducah 레이저 농축시설에 최대 9,890만달러 인센티브를 제시하며, 미국의 고갈우라늄 재농축 기반 국내 핵연료 공급망 구축이 지역산업 투자와 결합되는 양상이 강화됨.
- IAEA가 이란 아르다칸 옐로케이크 생산시설 피격 뒤 외부 방사선 수치 상승이 없다고 밝히며, 핵연료 전단계 시설 타격이 직접 방사선 피해로 이어지지는 않았으나 추가 점검 필요성이 커짐.
원자력발전소 주증기관 파단사고
개요
원자력발전소 2차 측에 있는 주증기관 파단사고는 2차 계통에 의한 열제거 증가 유형의 사건들에서 가장 제한적인 사고로써 설계기준사고로 분류되며, 원자로정지 후 노심의 재임계 가능성, 노심의 열적 여유도 상실로 인한 핵연료의 손상 여부, 격납건물을 포함한 격납건물 내의 구조물, 계통 및 기기의 건전성이 안전의 척도가 된다.
사고의 전개
주증기관의 파단이 발생하면 파단부위를 통한 증기의 방출로 증기발생기의 증기유동이 증가하게 되며 증기유동은 증기압력이 감소됨에 따라 차차 감소하게 된다. 2차 측에서의 증기유동의 증가는 증기발생기를 통한 원자로냉각재의 열제거를 증가시키므로 열의 발생과 전달이 불일치를 이루면서 원자로냉각재 온도 및 압력의 감소를 야기한다. 원자로냉각재의 온도 감소는 음의 감속재 온도계수에 의해 노심 반응도 증가를 가져오고 노심 반응도 증가는 출력준위의 증가와 정지여유도의 감소를 초래한다. 만약 발전소가 출력운전 중이면 원자로는 자동적으로 정지되고 주증기관 및 주급수관 격리밸브는 자동적으로 닫히게 되며, 이에 따라 노심의 붕괴열은 건전한 측 증기발생기로 공급되는 보조급수와 주증기관 안전밸브 및 대기방출밸브를 통하여 증기를 방출시킴으로써 제거된다[1][2].
격납건물 외부의 주증기관에 파단이 발생하는 경우 1차 측의 원자로냉각재가 증기발생기를 거쳐 2차 측으로 누설된다고 가정하면 2차 측의 유체가 파단 부위를 통하여 발전소의 외부로 직접 방출되기 때문에 방사능이 외부로 누출하게 된다. 따라서 이 경우에는 원자로정지 후 노심의 재임계 가능성, 노심의 열적 여유도 상실로 인한 핵연료의 손상 여부, 그리고 이에 수반되는 방사선 결말해석(Radiological Consequence Analysis)이 주요한 해석의 대상이 된다. 반면에 격납건물 내부의 주증기관이 파단되는 경우에는 원자로정지 후 노심의 재임계 가능성과 더불어 격납건물을 포함한 격납건물 내의 구조물, 계통 및 기기의 건전성이 주요한 해석의 대상이 되며, 따라서 이 형태의 파단 사고는 격납건물 내의 안전에 중요한 구조물, 계통 및 기기의 환경 검증에서 고려하여야 한다.
안전기준
주증기관 파단사고는 가장 큰 주증기관의 양단 파단에 상응하는 면적의 파단이 발생하더라도 원자로냉각재계통이 안전한 상태를 유지하고 노심의 단기 및 장기 냉각능력을 확보하고 있어야 한다. 따라서 주증기관 파단사고는 다음의 안전기준을 만족하여야 한다.
- 원자로냉각재계통과 주증기계통의 압력은 취성과 연성에 의한 잠재적 손상을 고려한 허용 설계제한치를 초과하지 않아야 한다.
- 최소 핵비등이탈률이 허용할 수 있는 상관식을 토대로 95% 확률과 95% 신뢰도의 핵비등이탈률 제한치보다 높은 경우에는 핵연료의 건전성이 유지된다는 기준으로 노심 손상 가능성을 평가하여야 한다. 따라서 최소 핵비등이탈률이 핵비등이탈률 제한치보다 낮은 경우에는 이에 해당하는 모든 핵연료는 손상된 것으로 가정하여야 한다. 그러나 수력학적 불안정성의 잠재적인 역효과를 포함한 허용 가능한 핵연료손상 모델을 근거로 이보다 더 적은 수의 핵연료 손상이 일어난다는 것을 보이는 경우에는 예외로 한다.
- 방사성물질의 유출이 원자로부지에 관한 규칙[3]에 따른 소외 선량을 초과하지 않아야 한다.
- 원자로냉각재펌프는 교류전원 상실이나 격납건물 격리가 펌프의 밀봉 손상을 초래하지 않도록 건전성을 유지하여야 한다.
- 보조급수계통 또는 다른 붕괴열 제거 수단은 안전등급으로 설계하여야 하며, 요구된 시점에서 자동으로 작동할 수 있어야 한다
참고문헌
- ↑ IAEA, “Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors”, Safety Reports Series, No. 30, 2003.
- ↑ USNRC, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition”, NUREG-0800, 2007.
- ↑ USNRC, “Sec. 100.11 Determination of Exclusion Area, Low Population Zone, and Population Center Distance”, 10CFR100, 2002.
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr