냉각재

3. 냉각재 관련 기술

원자로에서 사용하는 냉각재는 열 전달 능력이 뛰어나고, 중성자 흡수 효과가 적으며, 가격이 저렴하고 취급이 용이해야 한다. 또한 핵연료 피복재를 부식시키지 않고, 원자로의 다른 구성 재료들과 화학 반응을 쉽게 일으키지 않아 화학적으로 안정적이어야 한다. 이러한 조건을 만족하는 냉각재로는 원자로의 종류 및 특성에 따라 경수(H₂O), 중수(D₂O), 이산화탄소(CO₂), 헬륨(He), 소듐(Na) 등이 사용된다. 냉각재 중 기체는 안전성이 높은 반면 효율이 떨어지는 경향이 있으며, 물을 냉각재로 사용할 때는 가압하여 사용하는 것이 일반적이다.

원자로의 종류에 따른 냉각재는 다음과 같다.

경수로와 중수로에서 냉각재로 사용되는 경수와 중수는 감속재 및 반사체 역할도 겸하고 있다. 국내 가동 중인 가압경수로의 냉각재 순환계통은 1차 계통 노심에서 발생하는 열을 제거하고, 핵연료봉에서 방사성 물질이 누출되더라도 2차 계통으로 새는 것을 막는 방벽 역할도 한다.

고속로의 경우에는 고속중성자를 직접 이용하므로, 중성자가 잘 흡수되지 않아야 하고, 중성자의 감속을 최소화하며, 열전달 성능이 우수한 매체를 사용해야 한다. 현재 가동 중인 거의 모든 원자력 발전소는 냉각재 및 중성자 감속재로 고압의 일반 물을 사용하는 경수로이며, 그중 약 1/3은 원자로 내부에서 1차 냉각재가 상전이를 거쳐 증기가 되는 비등수형 원자로이고, 약 2/3는 훨씬 더 높은 압력의 가압수형 원자로이다. 현재 원자로는 액체와 기체의 구분이 사라지는 약 374°C 및 218 바의 임계점 이하로 유지되므로 열효율이 제한되지만, 제안된 초임계수 원자로는 이 점 이상에서 작동할 것이다.

중수로는 일반 물과 동일한 특성을 가지지만 훨씬 낮은 중성자 포획을 갖는 중수를 사용하므로 더 철저한 감속이 가능하다.

3. 1. 붕산수 (Borated Water)

3. 2. 냉각재 정화 계통

4. 냉각재 상실 사고 (LOCA)

냉각재 상실 사고(Loss of Coolant Accident, LOCA)는 원자로 냉각재 계통의 용량을 초과하는 냉각재 유출 사고를 말한다. 냉각재가 소량 누설될 경우에는 원자로 냉각재 보충계통에서 자동으로 보충되지만, 냉각재 보충계통 용량을 초과하는 냉각재 상실이 발생하면 비상 노심 냉각 계통이나 안전주입계통이 작동하여 냉각수를 공급한다.^[13]

냉각재 관련 사고 중 가장 심각한 것은 냉각재 상실 사고이다. 보이드(증기 거품)의 이상 증가나 냉각재 누설이 이에 해당한다. 원자로의 냉각이 충분히 이루어지지 않으면 노심 용융을 일으키고, 최악의 경우 원자로가 폭발할 수 있다. 이를 방지하기 위해 원자로에는 비상 노심 냉각 장치(ECCS)가 설치되어 있다.

고속증식로 몬주에서는 배관 내 용융 금속 나트륨 모니터용 온도계 덮개관 파손으로 인한 설계 결함으로 인해 나트륨 화합물 NaK가 650kg 정도 누출되었다. 누출된 나트륨 칼륨 합금은 공기나 공기 중 수분, 콘크리트 중 수분 등과 격렬하게 반응하여 폭발적으로 연소, 바닥 철판이 용해되고 주변에 나트륨 화합물이 비산했다. 재현 실험 결과, 당시 온도는 940°C에 달했다.^[10] 이 사고는 이후 사고 은폐 등 부정행위가 발각되어 사회 문제가 되었다.

나트륨 칼륨 합금 누출 사고의 다른 예로는 배관 부식 사고가 있다.^[11][12]

스리마일 섬 원자력 발전소 사고는 가압수형 원자로에서 발생한 1차 냉각재 상실 사고로, 노심 용융을 일으켰다.

미하마 발전소에서는 2004년 2차 냉각수(경수)가 에로전(침식)으로 마모된 배관에서 분출되어 작업원 4명이 사망하고 7명이 중경상을 입는 사고가 발생, 원자력 보수 관리 미흡 문제가 제기되었다. 자세한 내용은 미하마 발전소#과거의 주요 문제에 기술되어 있다.

4. 1. 비상 노심 냉각 계통 (ECCS)

4. 2. 수소 폭발

4. 3. 삼중수소 누출

5. 냉각재 관련 사고 사례

고속증식로 몬주에서 일어난 누출 사고는 배관 내를 흐르는 용융 금속 나트륨 온도계의 덮개관 강도 설계 문제로 발생했다. 이로 인해 배관의 온도계 삽입부에서 나트륨 화합물 NaK가 약 650kg 누출되었다. 누출된 나트륨 칼륨 합금은 공기, 공기 중의 수분, 콘크리트 바닥재의 수분 등과 격렬하게 반응하여 폭발적으로 연소했다. 그 결과 바닥 철판이 용해되고 주변에 나트륨 화합물이 흩뿌려졌다. 재현 실험 결과, 당시 온도는 940℃에 달했다.^[10] 이 사고는 이후 사고 은폐 등 부정행위가 드러나 사회 문제로 이어졌다.

원자로 열 매체로 사용된 나트륨 칼륨 합금 누출 사고 중에는 배관 부식으로 인한 사고도 있었다.^[11][12]

미국 스리마일 섬의 가압수형 원자로에서는 1차 냉각재 상실 사고가 발생하여 노심 용융을 일으켰다.

미하마 발전소에서는 2004년 2차 냉각수인 물(경수)이 에로전(침식)으로 마모된 배관에서 분출되는 사고가 발생했다. 이 사고로 작업원 4명이 사망하고 7명이 중경상을 입어, 원자력 보수 관리 부실 문제가 제기되었다. 자세한 내용은 미하마 발전소#과거의 주요 문제에서 확인할 수 있다.

6. 대한민국의 원자력 발전과 냉각재

원자로에서 사용하는 냉각재는 열을 잘 전달하고, 중성자 흡수 효과가 작으며, 저렴하고 취급하기 쉬운 물질이어야 한다. 또한 핵연료 피복재를 부식시키지 않고, 원자로의 다른 구성 재료들과 화학 반응을 쉽게 일으키지 않아 화학적으로 안정적이어야 한다. 이러한 냉각재로는 원자로의 종류 및 특성에 따라 경수(H₂O), 중수(D₂O), 이산화탄소(CO₂), 헬륨(He), 소듐(Na) 등이 사용된다.^[1] 냉각재 가운데 기체는 효율이 떨어지는 반면 안전성은 높으며, 물 기체는 가압해서 사용하는 것이 일반적이다.^[1]

원자로의 종류에 따른 냉각재는 다음과 같다.^[1]

경수로와 중수로에서 냉각재로 사용되는 경수(H₂O)와 중수(D₂O)는 감속재 및 반사체의 역할도 겸하고 있다.^[1] 국내에서 가동 중인 가압경수로의 냉각재 순환계통은 1차 계통의 노심으로부터 발생하는 열을 제거하는 역할뿐만 아니라, 핵연료봉에서 방사성 물질이 누출되더라도 2차 계통으로 누출되는 것을 막는 방벽 역할도 담당한다.^[1]

가압경수로의 경우에는 냉각재에 붕산을 섞어 중성자를 추가로 흡수하는 데 사용되며, 히드라진(N₂H₄)을 섞어 냉각수의 산도(pH)를 조절하고, 방사선 때문에 물이 분해되면서(radiolysis) 생기는 산소를 다시 수소와 결합시키는 기능을 한다.^[1]

고속로의 경우에는 고속중성자를 직접 이용하므로, 중성자가 잘 흡수되지 않아야 하고, 중성자의 감속을 최소화하며, 열전달 성능이 우수한 매체를 사용해야 한다.^[1]

참조

_[1] 웹사이트 as the result of routine, approved releases;from google (why tritium leak) result 2 https://www.nrc.gov/[...]
_[2] 웹사이트 Partial Meltdowns Led to Hydrogen Explosions at Fukushima Nuclear Power Plant;from google (fukushima hydrogen explosion) result 1 https://www.scientif[...]
_[3] 웹사이트 Pressurized Water Reactor Systems https://www.nrc.gov/[...] 2019-03-12
_[4] 웹사이트 Water Chemistry and Behavior of Materials in PWRs and BWRs https://inis.iaea.or[...] 2019-03-12
_[5] 웹사이트 Nuclear Safety https://ocw.mit.edu/[...] 2019-03-12
_[6] 웹사이트 Borated Water https://www.columbus[...] 2019-03-12
_[7] 웹사이트 Boron Use and Control in PWRs and FHRs http://fhr.nuc.berke[...] 2019-03-12
_[8] 문서 文部科学省 研究計画・評価分科会資料　各国の高速増殖炉における冷却材の使用状況(PDF) http://www.mext.go.j[...]
_[9] 문서 高速増殖炉（FBR）の技術的見通し－ナトリウム技術－,動力炉・核燃料開発事業団/内閣府原子力委員会 http://www.aec.go.jp[...]
_[10] 문서 高速増殖炉研究開発センター 高速増殖炉もんじゅ もんじゅのあゆみ http://133.53.8.211/[...]
_[11] 문서 原子力百科事典ATOMICA 開発中の原子炉および研究炉等 高速増殖炉 高速増殖炉の安全性 海外諸国の高速炉における事故・故障・トラブル（ナトリウム漏えいを除く） (03-01-03-10) https://atomica.jaea[...]
_[12] 문서 原子力百科事典ATOMICA 開発中の原子炉および研究炉等 高速増殖炉 高速増殖炉の安全性 海外諸国の高速炉におけるナトリウム漏えい事故 (03-01-03-08) https://atomica.jaea[...]
_[13] 저널 알기쉬운원자력안전 http://www.kins.re.k[...] 2012-08-01