냉각재 상실사고
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1. 개요
냉각재 상실 사고(LOCA)는 원자로 냉각 시스템의 파손 등으로 냉각재가 유출되어 노심 용융과 같은 심각한 결과를 초래하는 사고이다. 경수로에서는 고온·고압의 냉각재가 순환하는 압력 용기나 주 냉각관 계통의 파손으로 인해 냉각재가 유실되며, 이로 인해 핵연료봉이 노출되고 핵분열 연쇄 반응이 정지되지만, 핵분열 생성물의 방사성 붕괴로 열이 발생하여 노심 손상이나 방사성 물질 방출로 이어질 수 있다. 사고 발생 시 원자로는 스크램되어 열 출력을 감소시키고, 비상 노심 냉각 장치(ECCS)가 작동하여 냉각재를 주입한다. 최근 원자로는 수동적 안전성을 갖춰 외부 제어 없이도 자동으로 원자로를 셧다운할 수 있도록 설계되며, 냉각재 상실 사고를 방지하거나 피해를 줄이기 위한 다양한 안전 대책이 강구되고 있다. 2011년 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고는 냉각재 상실 사고로 인해 발생했다.
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- 원자력 안전 - 비상 노심 냉각 장치
비상 노심 냉각 장치(ECCS)는 원자력발전소 사고 시 노심 과열을 막고 원자로 안전을 지키는 필수 안전 시스템으로, 냉각재 상실 사고 등에 대응하여 노심 수위 유지, 노심 냉각, 원자로 압력 용기 내부 압력 감소 등의 역할을 수행하며, 이중화된 여러 계통과 다양한 구성으로 이루어져 안전성을 확보한다. - 원자력 안전 - 보건물리학
보건물리학은 방사선으로부터 인간의 건강을 보호하는 학문으로, 원자력 시설 안전, 방사선 방호 설계, 방사성 폐기물 관리 등의 임무를 수행하며, 국제 방사선 방호 위원회 등에서 활발히 연구되고 있다. - 원자력 - 원자력선
원자력선은 원자력을 동력으로 사용하는 선박으로 군사적 활용은 활발하지만, 비용, 위험성, 기술적 문제로 민간 상선 활용은 제한적이며, 러시아의 쇄빙선 운용과 중국의 컨테이너선 개발 시도에도 불구하고 과거 여러 국가의 민간 원자력 선박 운용은 모두 중단되었다. - 원자력 - 원자력 잠수함
원자력 잠수함은 원자로를 동력원으로 사용하며, 장기간 잠항 능력과 강력한 공격력을 갖춘 해양 전력의 핵심으로 자리매김했지만, 스텔스 성능 저하, 핵폐기물 문제, 사고 가능성 등의 과제를 안고 국제 정세 변화에 따라 전략적 중요성이 커지고 있다.
| 냉각재 상실사고 | |
|---|---|
| 개요 | |
| 유형 | 원자력 발전소 사고 |
| 원인 | 냉각재 손실 |
| 결과 | 노심 손상, 방사성 물질 누출 가능성 |
| 기술적 세부 사항 | |
| 정의 | 원자로의 냉각재가 손실되어 노심 냉각 능력이 저하되는 사고 |
| 주요 원인 | 배관 파열, 밸브 고장, 용기 파손 등 |
| 핵연료 손상 기여 요인 | 지르코늄-물 반응으로 인한 급격한 온도 상승 및 수소 발생 |
| 비상 노심 냉각 장치 (ECCS) | LOCA 발생 시 노심을 냉각하여 손상을 방지하는 안전 장치 |
| 사고 관리 | |
| 목적 | 노심 손상 방지 및 방사성 물질 누출 최소화 |
| 주요 조치 | 원자로 정지, ECCS 작동, 격납 건물 스프레이 작동 등 |
| 잠재적 결과 | |
| 노심 손상 | 핵연료 용융 및 방사성 물질 방출 |
| 격납 건물 손상 | 고온, 고압 또는 수소 폭발로 인한 격납 건물 파손 |
| 환경 영향 | 방사성 물질 누출로 인한 토양, 물, 공기 오염 |
| 주요 사고 사례 | |
| 스리마일 섬 사고 | 1979년 미국에서 발생한 LOCA로 인한 노심 손상 사고 |
| 체르노빌 사고 | 1986년 소련에서 발생한 원자로 폭주 및 노심 용융 사고 (LOCA와는 직접적인 관련 없음) |
| 후쿠시마 제1 원전 사고 | 2011년 일본에서 발생한 지진 해일로 인한 전원 상실 및 LOCA |
| 안전 대책 | |
| 설계 | LOCA 발생 가능성을 낮추고, 발생 시 영향을 최소화하는 원자로 설계 |
| 운전 | 안전 운전 절차 준수 및 비상 상황 대비 훈련 |
| 규제 | 원자력 안전 규제 기관의 엄격한 감독 및 검사 |
2. 냉각재 상실 사고 (LOCA)
냉각재 상실 사고(LOCA, Loss-of-coolant accident)는 원자로 냉각 시스템의 배관 파손, 밸브 오작동 등으로 인해 냉각재가 유출되어 발생하는 사고이다. 냉각재는 노심에서 발생하는 열을 제거하는 역할을 하므로, 냉각재 상실은 노심 용융과 같은 심각한 결과를 초래할 수 있다.
경수로에서는 노심에서 발생한 열을 제거하고 열교환기 또는 증기 터빈으로 열을 전달하여[6] 전력으로 변환하기 위해 경수를 사용한다. 경수는 원자로의 냉각재·감속재로서 경제성과 안전성이 우수하지만, 고온·고압의 배관 계통을 필요로 한다.
APR-1400의 약 1/2 높이, 1/288 체적인 아틀라스(ATLAS)는 원자력발전소 설계에서 고려하는 다양한 사고를 실제 압력과 온도 조건에서 모의하는 실험시설이다. 최대 185기압, 370°C에서 열수력 실험을 수행할 수 있으며, 전기적 장치를 통해 에너지를 발생시켜 실제 핵연료 없이 안전하게 사고를 모의할 수 있다.[7][8]
아틀라스의 핵심 기기는 다음과 같다.
| 기기 | 설명 |
|---|---|
| 가압기 | 원자로계통의 압력을 조절한다. |
| 증기관 | 증기관 파열사고를 모의할 수 있다. |
| 증기응축기 | 수증기를 응축시켜 물로 만든 후 증기발생기로 보낸다. |
| 냉각재 펌프 | 냉각재 펌프가 갑자기 멈추는 사고를 모의할 수 있다. |
| 원자로 | 전기 가열봉을 통해 방사능 우려 없이 안전사고를 모의할 수 있다. |
| 안전주입탱크 | 냉각재 상실 사고 시 원자로냉각재계통의 냉각수가 유실되면 자동 비상냉각수를 공급한다. |
| 증기발생기 | 증기발생기의 열전달 튜브가 파손되는 사고를 모의할 수 있다. |
| 냉각재 배관 | 다양한 규모와 위치의 냉각재 상실 사고를 모의할 수 있다. |
| 격납용기 모의장치 | 격납건물의 압력 및 조건을 제공하고 원자로냉각재계통으로부터 방출되는 냉각수 유형을 측정한다. |
2. 1. 발생 원인
냉각재 상실 사고는 다음과 같은 원인으로 발생할 수 있다.- 냉각 펌프 전력 공급 회로 고장: 원자로가 폐쇄되고 핵분열이 중단된 후에도 잔류 붕괴열을 제거해야 하는데, 이때 필요한 노심 냉각 기능이 상실될 수 있다. 2011년 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고가 대표적인 사례이다. 이 사고로 핵연료 용융, 수소 폭발, 방사성 오염 물질 누출이 발생했다.[6]
- 압력 경계/방벽 파손 및 밸브 개방: 고온·고압 냉각재가 순환하는 압력 용기나 주 냉각관 계통이 파손되거나 밸브가 열리면 냉각재가 유실될 수 있다. 냉각재는 격렬하게 감압 비등하며 유실되고, 원자로 내 냉각재 양이 줄어들어 증기 속에 연료 집합체가 노출된다. 핵분열 연쇄 반응은 정지하지만, 핵연료봉 내 핵분열 생성물은 방사성 붕괴로 계속 열을 발생시킨다. 핵연료 온도 상승이 지속되면 노심 용융 및 방사성 물질 방출로 이어질 수 있다.[7][8]
- 비상 노심 냉각 장치(ECCS) 문제: 초기 원자로는 출력이 낮아 격납 용기만으로 충분했지만, 출력 증대와 함께 비상 노심 냉각 장치가 설치되었다. 이 장치는 펌프, 질소 가스 가압 탱크 등으로 구성되며, 냉각재 상실 사고 발생 시 자동으로 저온의 물을 주입한다.[7][8] 그러나 인위적 실수 등으로 냉각재 주입이 중단되면 노심의 열을 제거할 수 없어 스리마일 섬 원자력 발전소 사고 같은 대형 사고로 이어질 수 있다.
- 전원 상실: 과거 설계된 원자로는 안전 기구가 취약하여 긴급 상황에서 물을 주입할 때 전원을 필요로 했다. 그러나 천재지변 등으로 외부 전력이나 비상 전력이 모두 상실되면 이러한 기능은 작동하지 않는다.
최근 원자로는 수동적 안전성을 갖추어 비상시 외부 제어 없이도 자동 원자로 셧다운이 가능하게 설계된다. 외부·비상 전력 상실에 대비하여 원자로 잔열로 터빈을 돌려 냉각재를 순환시키거나, 열대류를 이용해 냉각하거나, 중력/가스압으로 냉각재를 주입하고 제어봉을 삽입하는 등 냉각 지속 장치를 갖추고 있다.[9]
2. 2. 사고 진행 과정
냉각재 상실 사고는 다음과 같은 단계를 거쳐 진행된다.[7][8]# '''냉각재·감속재의 증발''': 사고가 발생하면 즉시 모든 제어봉을 완전히 삽입하여 원자로를 긴급 정지시켜 열 발생을 억제한다. 잠시 동안 냉각재의 비등이 계속되어 냉각재·감속재가 증발한다.
# '''핵연료의 용융(노심 용융) 시작''': 냉각재·감속재가 증발한 후, 핵분열 생성물의 붕괴에 따른 열(붕괴열)로 인해 핵연료의 온도가 상승한다. 이윽고 핵연료의 온도가 융점에 도달하여 핵연료의 용융이 시작된다. 냉각재·감속재가 증발한 후 노심 용융이 시작될 때까지의 시간은 핵분열 생성물의 붕괴에 따른 열 발생량, 핵연료의 열용량, 핵연료의 융점에 따라 결정된다.
# '''용융된 핵연료에 의한 원자로 압력 용기[10]의 용융''': 용융된 핵연료가 원자로 압력 용기를 뚫고 파괴될 때까지의 시간은 온도와 원자로 압력 용기의 재질에 따라 결정된다. 손상된 노심 내에서 핵연료가 심각한 상태에 있는지 여부는 중요한 요소이다.
2. 3. 후쿠시마 원자력 발전소 사고
2011년 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고는 냉각재 상실 사고로 인해 발생했다. 냉각 펌프에 전력을 공급하는 회로가 고장나 원자로가 폐쇄되고 핵분열이 중단된 후에도 잔류 붕괴열 제거에 중요한 노심 냉각 기능이 상실되었다. 원자로 노심 냉각 상실로 인해 세 차례의 핵연료 용융, 세 차례의 수소 폭발, 방사성 오염 물질 누출이 발생했다.[6][7][8]수소 폭발은 냉각재 상실로 인해 연료 피복재의 지르코늄이 증기에 의해 산화되면서 직접적으로 발생했다.
3. 핵연료 피복재
핵연료 피복재는 핵연료를 감싸고 있는 금속 튜브로, 핵분열 생성물의 누출을 방지하고 핵연료를 보호하는 역할을 한다. 대부분의 원자로에서는 지르코늄 합금이 사용된다.
후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서는 냉각재 상실로 인해 연료 피복재의 지르코늄이 증기와 반응하여 산화되면서 수소 폭발이 발생했다.[3]
냉각재 상실 사고 시 잔류 붕괴열로 인해 연료 피복재의 온도와 내부 압력이 급격히 증가하여 변형 및 파열이 발생한다. 이때 지르코늄 기반 연료 피복재는 고온 산화, 상 변환, 크리프 변형을 동시에 겪는다.[3]
3. 1. 지르코늄 합금
대부분의 원자로는 핵연료 피복재로 지르코늄 합금을 사용하는데, 이는 내식성이 높고 중성자 흡수 단면적이 낮아 핵연료 효율을 높이기 때문이다.[3] 그러나 지르코늄 합금은 과열 시 산화되어 물(증기)과 급격한 발열 반응을 일으켜 수소를 생성한다는 단점이 있다. 이러한 반응은 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서 수소 폭발을 일으킨 원인이 되었다.[3]```text
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지르코늄 합금이 흡수하는 산소의 양은 파열 전 증기(H2O)에 노출된 시간에 따라 달라진다.[4] 낮은 가열 속도와 낮은 초기 내부 압력에서는 산화가 파손에 중요한 역할을 하지만, 높은 가열 속도와 내부 압력으로 인한 급격한 파열의 경우 산화는 거의 무시할 만하다.[4]
지르코늄 합금 기판은 산화 저항성을 향상시키기 위해 코팅될 수 있다.[4] Ti2AlC MAX 상으로 Zirlo 기판을 코팅한 연구에서는 코팅하지 않은 기판에 비해 경도와 탄성 계수가 증가하고 고온 산화 저항성이 향상됨을 확인했다.[4] Cr 코팅 또한 우수한 산화 저항성을 나타냈는데, Cr 코팅에 콤팩트한 Cr2O3 층이 형성되어 산소 확산 장벽 역할을 하여 Zr 기판이 산화되는 것을 보호하였다.[5]
| 경도 (GPa) | 탄성 계수 (GPa) | H/E | H3/E2 (GPa) | |
|---|---|---|---|---|
| 기판 | 5.39 ± 0.1 | 129.92 ± 3.1 | 0.04 | 0.01 |
| Ti2AlC 코팅 재료 | 14.24±0.1 | 230.8±3.1 | 0.06 | 0.05 |
3. 2. 지르코늄 합금의 산화
대부분의 원자로는 연료봉 피복재로 지르코늄 합금을 사용하는데, 이는 부식에 강하고 중성자를 잘 흡수하지 않기 때문이다. 그러나 지르코늄 합금은 고온에서 물(증기)과 반응하여 산화되고 수소를 발생시키는 단점이 있다. 이러한 반응은 다음과 같이 나타낼 수 있다.[3]:
후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서 발생한 수소 폭발은 냉각재 상실로 인해 연료 피복재의 지르코늄이 증기와 반응하여 산화되면서 발생했다.[3]
지르코늄 합금이 흡수하는 산소의 양은 파열 전 증기(H2O)에 노출된 시간에 따라 달라진다. 높은 온도와 압력으로 인해 빠르게 파열될 경우에는 산화가 거의 일어나지 않지만, 낮은 온도와 압력에서는 산화가 파손에 중요한 역할을 한다.[3] 실제로 온도가 높아질수록 지르코늄 합금의 연성이 급격히 감소하여, 산화된 피복재는 매우 취약해져 쉽게 파손될 수 있다.[3]
3. 3. 파열 거동
냉각재 상실 사고 발생 시, 잔류 붕괴열은 연료 피복재의 온도와 내부 압력을 급격하게 증가시켜 소성 변형 및 파열을 유발한다.[3] 냉각재 상실 사고 동안 지르코늄 기반 연료 피복재는 고온 산화, 상 변환, 크리프 변형을 동시에 겪는다.[3] 이러한 메커니즘은 파열 기준 모델을 사용하여 연구자들이 광범위하게 연구한다. 한 연구에서 연구자들은 지르칼로이-4 연료 피복재에 대한 파열 기준을 개발했으며, 증기 환경이 낮은 온도에서 피복재의 파손에 미치는 영향은 무시할 수 있음을 확인했다. 그러나 파열 온도가 증가함에 따라 지르칼로이-4 피복재의 급격한 산화가 일어나 연성이 급격히 감소한다. 실제로 더 높은 온도에서는 파열 변형률이 거의 0으로 떨어져 산화된 피복재가 국부적으로 매우 취약해져 추가 변형이나 변형 없이 파손될 것으로 예측된다.지르코늄 합금이 흡수하는 산소의 양은 파열 전 증기(H2O)에 노출된 시간에 따라 달라진다. 높은 가열 속도와 내부 압력으로 인한 급격한 파열의 경우 산화는 거의 무시할 만하다. 그러나 산화는 낮은 가열 속도와 낮은 초기 내부 압력에서 파손에 중요한 역할을 한다.
3. 4. 산화 저항성 코팅
지르코늄 합금은 내식성이 높고 중성자 흡수 단면적이 낮아 원자로 연료봉 피복재로 많이 사용되지만, 고온에서 물과 반응하여 수소를 생성하는 단점이 있다. 이러한 반응은 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서 수소 폭발의 원인이 되었다.[4]지르코늄 합금의 산화 저항성을 높이기 위해 다양한 코팅 기술이 연구되고 있다. 한 연구에서는 Ti2AlC MAX 상을 이용하여 Zirlo 기판을 코팅하고 열처리한 후, 고온의 증기 조건에서 기계적 특성과 산화 저항성을 조사하였다. 그 결과, Ti2AlC 코팅은 기판의 경도와 탄성 계수를 높이고, 고온 산화 저항성을 향상시키는 것으로 나타났다. Ti2AlC는 중성자 조사 안정성, 낮은 열팽창 계수, 우수한 열충격 저항성, 높은 온도 산화 저항성 등의 장점을 가진다.[4]
''표 1''은 코팅으로 향상된 기계적 특성과 변형 저항성을 보여준다.
| 경도 (GPa) | 탄성 계수 (GPa) | H/E | H3/E2 (GPa) | |
|---|---|---|---|---|
| 기판 | 5.39 ± 0.1 | 129.92 ± 3.1 | 0.04 | 0.01 |
| Ti2AlC 코팅 재료 | 14.24 ± 0.1 | 230.8 ± 3.1 | 0.06 | 0.05 |
다른 연구에서는 대기압 플라즈마 스프레이 기술을 사용하여 Zircaloy-4에 Cr 및 FeCrAl 코팅을 증착하고 냉각재 상실 조건에서 평가하였다.[5] Cr 코팅은 우수한 산화 저항성을 보였는데, 이는 Cr2O3 층이 형성되어 산소 확산을 막아 Zr 기판의 산화를 보호하기 때문이다. 반면, FeCrAl 코팅은 고온에서 코팅과 Zr 기판 사이의 상호 확산으로 인해 Zr이 계속 산화되는 문제가 발생했다.[5]
4. 안전 대책
냉각재 상실 사고를 예방하고, 사고 발생 시 피해를 최소화하기 위해 다양한 안전 대책이 마련되어 있다.
사고 예방을 위해 많은 노력이 투입된다. 만약 심각한 노심 사고가 발생할 경우, 다음 세 가지 물리적 과정이 사고 시작 시점과 대량의 방사능 방출 시점 사이의 시간을 늘려, 발전소 운영자가 사고 결과를 완화할 수 있는 추가 시간을 제공한다.
- '''물이 증발하는 데 걸리는 시간''': 사고 발생 시 원자로가 스크램되어 열 출력을 감소시켜 비등을 지연시킨다.
- '''연료가 녹는 데 걸리는 시간''': 물이 끓어오른 후, 연료가 용융점에 도달하는 데 걸리는 시간은 핵분열 생성물의 붕괴열, 연료의 열용량 및 용융점에 의해 결정된다.
- '''용융된 연료가 1차 압력 경계를 파괴하는 데 걸리는 시간''': 노심의 용융 금속이 1차 압력 경계를 파괴하는 데 걸리는 시간은 온도와 경계 재료에 따라 달라진다. 손상된 노심 내부 또는 그 너머의 조건에서 연료가 임계 상태를 유지하는지 여부가 중요한 역할을 한다.
후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고는 냉각재 상실 사고로 인해 발생했다. 냉각 펌프에 전력을 공급하는 회로가 고장나 노심 냉각 기능이 상실되었고, 이로 인해 세 차례의 핵연료 용융, 수소 폭발, 방사성 오염 물질 누출이 발생했다. 수소 폭발은 냉각재 상실로 인해 연료 피복재의 지르코늄이 증기에 의해 산화되면서 직접적으로 발생했다.
경수로에서는 경수를 원자로의 냉각재 및 감속재로 사용하여 열을 제거하고 증기 터빈으로 전달한다.[6] 경수는 경제성과 안전성이 우수하지만, 고온·고압 배관 계통을 필요로 한다. 고온·고압 냉각재가 순환하는 압력 용기나 주 냉각관 계통을 압력 경계 또는 압력 방벽이라고 하며, 이 관 계통 파손이나 밸브 개방으로 냉각재가 유실될 수 있다. 냉각재 상실 시 핵연료봉 내 핵분열 생성물의 방사성 붕괴로 운전 시의 수 퍼센트 정도 열이 계속 발생하여 핵연료 온도가 상승하고, 적절한 냉각이 없으면 노심 용융 등 노심 손상이나 외부로 방사성 물질이 방출될 수 있다.[7][8]
최근 원자로는 다양한 기술을 사용하여 반응도 계수와 관계없이 냉각재 상실을 방지하거나, 상실에 견딜 수 있도록 설계한다. 예를 들어, pebble bed reactor|페블베드 원자로|페블베드 원자로영어는 냉각재 상실 시 자율적으로 임계 상태가 정지되도록 설계되어 있다.
4. 1. 비상 노심 냉각 장치 (ECCS)
비상 노심 냉각 장치(Emergency Core Cooling System, ECCS)는 LOCA(냉각재 상실 사고) 발생 시 원자로의 압력이나 수위 저하에 대응하여 자동으로 저온의 물을 주입하는 장치이다.[8] ECCS는 펌프나 질소 가스로 가압된 탱크 등으로 구성되어 있다.[8]초기 원자로에서는 출력이 낮아 핵분열 생성물 봉쇄에 격납 용기만으로 충분하다고 생각했지만, 출력 증대와 함께 ECCS를 설치하게 되었다.[7] 그러나 인위적인 실수 등으로 냉각재 주입이 모두 정지되면 스리마일 섬 원자력 발전소 사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다.
최근 원자로는 비상시에 외부 제어를 잃더라도 자동으로 원자로를 셧다운할 수 있도록 설계되어 있다. 외부·비상 전력 상실에 대비하여 원자로 잔열로 터빈을 돌려 냉각재 순환을 돕는 장치, 냉각에 열대류를 이용하거나 냉각재 주입이나 제어봉 삽입에 중력이나 가스압을 이용하는 등 냉각 지속 장치를 갖추고 있다.[9]
4. 2. 수동적 안전성
최근 원자로는 외부 전력이나 제어 없이도 안전하게 정지하고 냉각될 수 있는 수동적 안전성(passive nuclear safety영어) 개념을 도입하고 있다. 비상시에 외부로부터 제어를 잃더라도 자동으로 원자로를 셧다운할 수 있도록 설계되어 있다. 외부·비상 전력 상실에 대비하여, 원자로의 잔열로 터빈을 돌려 냉각재 순환을 돕거나, 냉각에 열대류를 이용하거나, 냉각재 주입이나 제어봉 삽입에 중력이나 가스압을 이용하는 등 냉각 지속 기구를 갖추고 있다.[9]4. 3. 아틀라스 (ATLAS)
아틀라스(Advanced Thermal-hydraulic Test Loop for Accident Simulation)는 한국원자력연구원이 2007년 자체 기술로 설계·건설하여 운영 중인 원자로 안전 실험 시설이다. 이 시설은 원자력발전소 설계에서 고려하는 다양한 사고를 실제 압력과 온도 조건에서 모의함으로써 원자력발전소의 설계 및 성능을 검증한다. 높이는 국내에서 개발한 신형경수로인 APR-1400의 약 1/2, 체적은 1/288 정도이며, 실제 원자로냉각재계통의 조건과 유사한 최대 185기압, 370°C로 열수력 실험을 수행할 수 있다. 실제 핵연료는 사용하지 않는 대신 전기적 장치를 통해 에너지를 발생시킨다.[1]아틀라스는 신형경수로인 APR-1400을 검증 대상으로 채택하였으며, 이전의 원전인 한국표준형원전 OPR-1000 설계 특성도 일부 반영하였다. 아틀라스의 핵심기기는 다음과 같이 9가지로 구성된다.[1]
| 핵심 기기 | 설명 |
|---|---|
| 가압기 | 원자로계통의 압력을 조절 |
| 증기관 | 증기관 파열사고를 모의 |
| 증기응축기 | 수증기를 응축시켜 물로 만든 후 증기발생기로 보냄 |
| 냉각재 펌프 | 냉각재 펌프가 갑자기 멈추는 사고를 모의 |
| 원자로 | 전기 가열봉을 통해 방사능 우려 없이 안전사고를 모의 |
| 안전주입탱크 | 냉각재상실사고 시 원자로냉각재계통의 냉각수가 유실되면 자동 비상냉각수를 공급 |
| 증기발생기 | 증기발생기의 열전달 튜브가 파손되는 사고를 모의 |
| 냉각재 배관 | 다양한 규모와 위치의 냉각재상실사고를 모의 |
| 격납용기 모의장치 | 격납건물의 압력 및 조건을 제공하고 원자로냉각재계통으로부터 방출되는 냉각수 유형을 측정 |
경제협력개발기구(OECD)와 협력하여 아틀라스를 활용한 OECD-ATLAS 국제공동연구를 2014년부터 2017년까지 수행했으며, 미국, 프랑스, 독일 등 14개국 17개 기관이 참여하여 8건의 실험을 수행하였다.[1]
참조
[1]
웹사이트
DOE fundamentals handbook - Decay heat, Nuclear physics and reactor theory, vol. 2, module 4, p. 61
http://energy.gov/eh[...]
2016-04-20
[2]
웹사이트
Patent Application 11/804450: Self-regulating nuclear power module
https://patents.goog[...]
United States Patent and Trademark Office, Federal Government of the United States, Washington, DC, USA
2008-03-20
[3]
논문
Rupture behaviour of nuclear fuel cladding during loss-of-coolant accident
http://www.sciencedi[...]
2016-10-01
[4]
논문
A high oxidation resistance Ti2AlC coating on Zirlo substrates for loss-of-coolant accident conditions
http://www.sciencedi[...]
2019-08-01
[5]
논문
Behavior of plasma sprayed Cr coatings and FeCrAl coatings on Zr fuel cladding under loss-of-coolant accident conditions
http://www.sciencedi[...]
2018-06-25
[6]
웹사이트
LOCA
https://atomica.jaea[...]
高度情報科学技術研究機構
1998-01
[7]
문서
佐藤・村尾・田坂[1986: 887]
[8]
웹사이트
冷却材喪失事故（LOCA）に関する研究－熱水力挙動－ (06-01-01-04)
https://atomica.jaea[...]
高度情報科学技術研究機構
2006-09
[9]
웹사이트
原子力事業部 原子力を考える 模型で学ぶ原子力発電
http://www.toshiba.c[...]
[10]
문서
CANDU炉와흑연감속비등경수압력관형원자로의경우,이것은한continued의가압연료채널(pressurized fuel channels)에해당한다.아르헨티나에있는Atucha I와같은가압형중수炉（PHWR）의경우,이것은채널과가압용기의이중방벽에해당한다.
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웹인용
미국원자력규제위원회 기준치
http://www.nrc.gov/r[...]
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