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비등수형 원자로

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목차

1. 개요

비등수형 원자로는 가압수형 원자로와 함께 상업적으로 가장 널리 사용되는 경수로 유형 중 하나이다. 원자로 압력 용기 내에서 물을 끓여 직접 증기를 생성하여 터빈을 구동하는 방식이다. 주요 부분으로는 격납 용기, 원자로 압력 용기, 재순환 펌프, 터빈, 응축기 등이 있으며, 핵연료봉으로 구성된 원자로 노심에서 생성된 증기는 터빈으로 직접 유입된다. 비등수형 원자로는 제어봉을 삽입하거나 노심 내 물의 흐름을 조절하여 출력을 제어하며, 자기 제어성을 통해 핵분열 반응을 안정적으로 유지한다. 초기에는 제너럴 일렉트릭(GE)과 아르곤 국립 연구소의 협력으로 개발되었으며, ABWR, SBWR, ESBWR 등 여러 형태로 진화했다. 가압경수로에 비해 낮은 압력에서 작동하고 부품 수가 적다는 장점이 있지만, 노심 내 계측 장비가 더 많이 필요하고 터빈 오염의 위험이 있다는 단점도 있다.

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비등수형 원자로
지도 정보
기본 정보
유형경수로
핵연료저농축 우라늄
감속재물
냉각재물
제어봉붕소 카바이드 또는 하프늄
발전 효율약 33%
특징
작동 원리원자로 내부에서 물을 직접 끓여 증기를 생산, 이 증기로 터빈을 돌려 발전
장점구조가 간단하고 운전이 용이함
증기 발생기가 필요 없어 비용 절감
단점터빈이 방사성 물질에 오염될 수 있음
제어 및 안전 시스템의 복잡성 증가
작동 방식
냉각재물은 노심에서 가열되어 증기를 생성하며, 이 증기는 직접 터빈을 회전시키는 데 사용
안전 기능핵분열 연쇄 반응을 제어하기 위한 제어봉 사용
비상 냉각 시스템 및 격납 건물 등 안전 장치
기술적 세부 사항
노심원자로 내부에서 핵분열 반응이 일어나는 영역
연료저농축 우라늄을 사용
감속재중성자 속도를 늦춰 핵분열 반응을 유지하는 데 사용되는 일반 물 사용
제어봉핵분열 속도를 제어하고 원자로를 정지시키는 데 사용
기타
사용 국가미국
일본
스웨덴
스위스
대만
멕시코
브라질
스페인
대한민국
발전소 예시후쿠시마 제1 원자력 발전소
오스카샴 핵발전소
페르노 핵발전소
라이프슈타트 원자력 발전소
고리 원자력 발전소

2. 주요 부분과 체계

비등수형 원자로(BWR)는 핵분열로 발생한 열에너지로 경수를 끓여 고온·고압의 증기를 만들고, 이 증기로 터빈을 돌려 전기를 생산하는 원자로이다. 가압수형 원자로(PWR)와 달리 증기발생기 없이, 격납용기 안에 원자로 압력용기와 재순환 펌프가 있다. 원자로 용기에서 나온 증기는 격리밸브를 거쳐 터빈 발전기를 돌리고 복수기에서 물로 응축된다. 응축된 물은 복수 펌프, 저온 급수 가열기, 급수 펌프, 고온 급수 가열기를 거쳐 다시 격리밸브를 통해 격납 용기로 돌아와 급수 터빈을 통해 원자로 용기 속으로 들어간다.[15]

노심에서 나온 기수 혼합류의 증기는 기수분리기와 증기건조기를 거쳐 터빈발전기로 보내진다. 비등수형 원자로는 단순한 구조를 가졌지만, 핵연료와 접촉한 물의 증기를 직접 터빈으로 보내기 때문에 터빈, 복수기, 증기 배관 등이 방사능에 오염될 수 있다.[15]

발전에 사용된 증기는 방사성을 띠므로, 증기 회수 및 재순환뿐만 아니라 터빈 건물 등 관련 계통을 견고하게 차폐하여 방사능 누출을 막는다. 핵분열 반응은 주로 제어봉 조작이나 냉각재 유량 조절로 제어하며, 냉각재 상실 사고(LOCA) 발생 시에는 비상용 노심 냉각 장치(ECCS)를 가동한다.[16]

일본에서는 동북전력, 도쿄전력, 중부전력, 북륙전력, 중국전력 등 모든 원자력 발전소와 일본원자력발전의 동해 제2 발전소, 쓰루가 발전소 1호기에서 비등수형 원자로를 사용한다.[16] 반면, 간사이전력은 가압수형 원자로(PWR)를 기본 설계로 채택했다.

2006년 말 기준으로, 전 세계 경수로 중 가압수형 원자로가 74%, 비등수형 원자로가 26%를 차지한다.[17]

2. 1. 구성 요소

비등수형 원자로는 경수를 냉각재와 중성자 감속재로 사용한다. 원자로 노심에서 핵분열로 열이 발생하여 물을 끓이고 증기를 발생시킨다. 이 증기는 터빈을 돌리고, 터빈을 돌린 물은 응축기를 거친 후 다시 노심으로 들어가는 과정을 반복한다.

비등수형 원자로의 발전 구조


격납용기 속에는 원자로 압력용기와 재순환 펌프가 있으며, 가압수형 원자로(PWR)와 달리 증기발생기가 없다. 원자로 용기에서 나온 증기는 격리 밸브를 거쳐 터빈 발전기를 돌리고 복수기에서 물로 되돌아간 후, 복수 펌프, 저온 급수 가열기, 급수 펌프, 고온 급수 가열기를 거쳐 다시 격리 밸브를 통해 격납용기로 돌아와 급수 터빈에서 원자로 용기 속으로 보내진다.

증기는 터빈을 돌리고 저압 터빈 밑에 위치한 응축기에서 액체로 변한다. 물은 여러 터빈에서 나온 증기의 열을 이용하여 예열기에서 온도를 높인다. 예열기에서 나온 물은 가압 용기로 들어가 노즐에서 고압으로 연료 집합체 위에 뿌려지지만, 물이 차 있는 곳까지는 뿌려지지 않는다.

급수된 물은 노심의 맨 밑으로 내려가 분류기에서 다른 물과 합쳐진다. 급수된 물은 증기 분리기에서 포화된 물에 의해 과냉각된다. 이 물은 다시 밑으로 내려가 압력 용기의 맨 밑에 도달하며, 제트 펌프나 전체적인 순환 펌프의 도움을 받기도 한다. 이 물은 180도까지 온도가 올라가 원자로 노심의 맨 밑으로 올라간다. 물은 연료 채널을 거치면서 12~15%의 포화 수증기로 바뀌며, 일반적인 노심에서는 약 45,000,000kg/h과 6,500,000kg/h의 증기 흐름을 가진다.

노심에서 발생한 열은 원자로 압력 용기에서 순환 펌프의 도움을 받아 순환한다. 순환 펌프를 이용하면 출력을 쉽게 조절할 수 있지만, 비등수형 원자로는 열 순환을 위해 원자로 압력 용기에 순환 펌프를 달지 않게 설계할 수도 있다.

물과 증기의 흐름은 노심의 맨 윗부분에 들어오는데, 맨 윗부분에는 측판이 달려있다. 이 부분을 높이는 것은 자연적인 열 순환을 증가시킨다. 맨 윗부분에는 기수분리기가 있다. 이 기수분리기에 의해 증기는 위로 향하고, 물은 밑으로 내려간다. 밑부분에서 다시 물은 급수된 물과 섞여 순환을 계속한다.

포화 증기는 노심을 나간 후 증기 건조기를 거친다. 건조기를 거친 증기는 네 개의 주요 증기 배관을 타고 터빈을 돌리러 간다.

노심을 나간 증기는 기수분리기를 거친 후 건조 장치를 거쳐 바로 터빈으로 들어간다. 터빈도 원자로 순환의 한 부분인데, 노심을 돌고 난 냉각수에는 방사능 원소의 흔적이 남게 되며, 터빈은 일반적인 운전 시 차폐되어야 하고, 유지 보수 시에는 방사능에 대해 보호받아야 한다.

현대식 비등수형 원자로(BWR)의 연료 집합체는 74~100개의 핵연료봉으로 구성되며, 원자로 노심에는 약 800개의 집합체가 있어 최대 약 140 쇼트톤의 저농축 우라늄을 포함하고 있다. 핵분열 반응에서 발생한 열에너지로 경수를 끓여 고온·고압의 증기를 얻는 원자로로, 발전용으로 널리 사용된다. 노심에서 얻어진 기수 혼합류의 증기는 기수분리기, 증기건조기를 거쳐 터빈발전기로 보내져 전력을 생산한다. 원자로 자체는 단순한 구조이지만, 노심에서 핵연료에 접촉한 물의 증기를 직접 터빈으로 유도하기 때문에 터빈, 복수기, 증기 배관 등이 방사능 오염되고, 내용년수 종료 시 발생하는 방사성폐기물이 가압수형 원자로(PWR)보다 많아 폐로 비용이 많이 들 가능성이 높다. 또한, 오염으로 인해 작업자의 피폭량이 가압수형 원자로보다 많다.[15]

발전에 이용된 증기는 방사성을 띠므로, 증기를 회수하여 재순환시킬 뿐만 아니라, 터빈 건물 등 이와 관련된 모든 계통을 견고하게 차폐하여 방사능이 외부로 누출되는 것을 방지하고 있다.

외부에서 핵분열 반응을 제어할 때는 주로 제어봉을 조작하거나 냉각재 유량을 조절하며, 냉각재 상실 사고(LOCA) 시에는 비상용 노심 냉각 장치(ECCS)를 작동시킨다.

일본의 상용 원자로에서는 동북전력, 도쿄전력, 중부전력, 북륙전력, 중국전력 각 사의 모든 원자력 발전소, 일본원자력발전의 동해 제2 발전소, 그리고 같은 회사의 敦賀 발전소 1호기(2호기는 가압수형)에서 끓는물형 원자로를 채택하고 있다.[16]

간사이전력은 가압수형 원자로(PWR)를 원자력 발전소의 기본 설계로 채택하고 있다.

2006년 말 기준으로, 세계의 경수로 중 가압수형 원자로가 74%, 끓는물형 원자로가 26%를 차지하고 있어 시장 점유율에서는 열세이다.[17]

  • 내부 펌프: 이전부터 유럽의 BWR에서 채택되어 왔다. 1차 냉각재 손실 확률을 낮추기 위한 목적이다.
  • 개량형 제어봉 구동(수압 구동 → 수압 + 전동 구동)
  • 상기 2설비는 이전부터 유럽의 BWR에서 채택되어 왔으며, ABWR은 이러한 사용 실적이 있는 것을 채용한 것이다.
  • 주증기 유량 제한기
  • 비상용 원자로냉각계통(ECCS)
  • 철근 콘크리트제 원자로격납용기
  • 터빈의 대형화
  • 습분 분리 가열기
  • 디지털 기술 및 신형 중앙 제어반
  • 연료에 모두 MOX 연료가 사용 가능하다

2. 2. 급수 및 증기 순환

경수를 냉각재와 중성자 감속재로 사용하는 비등수형 원자로는 노심에서 핵분열로 열을 발생시켜 물을 끓이고 증기를 만든다. 이 증기는 직접 터빈을 돌리며, 터빈을 통과한 물은 응축기에서 액체로 변환된 후 다시 노심으로 순환한다. 냉각수는 약 7.6 MPa의 압력에서 285°C에서 끓는다. 가압경수로와 달리 비등수형 원자로는 증기발생기 없이 원자로 압력용기와 재순환 펌프가 격납용기 안에 있다.

원자로 용기에서 나온 증기는 격리 밸브를 거쳐 터빈 발전기를 구동하고, 복수기에서 물로 응축된다. 이 물은 복수 펌프, 저온 급수 가열기, 급수 펌프, 고온 급수 가열기를 거쳐 다시 격리 밸브를 통해 격납 용기로 돌아와 급수 터빈을 통해 원자로 용기 안으로 들어간다.

증기는 터빈을 돌린 후 저압 터빈 아래의 응축기에서 액화된다. 응축수는 여러 터빈에서 추출된 증기를 이용하는 예열기에서 온도를 높인 후, 원자로 용기로 들어가 연료 집합체 위로 뿌려진다.

급수는 노심 하부로 내려가 분류기에서 다른 물과 합쳐지고, 증기 분리기에서 포화된 물에 의해 과냉각된다. 이후 압력 용기 하부에 도달한 물은 제트 펌프나 순환 펌프의 도움을 받아 180°C까지 가열되어 원자로 노심 하부로 올라간다. 연료 채널을 거치면서 물은 12~15%의 포화 수증기로 바뀌고, 노심에서는 시간당 약 45,000,000 kg의 물과 6,500,000 kg의 증기 흐름이 발생한다.

노심에서 발생한 열은 원자로 압력 용기에서 순환 펌프를 통해 순환한다. 순환 펌프를 사용하면 출력을 쉽게 조절할 수 있지만, 비등수형 원자로는 열 순환을 위해 순환 펌프를 달지 않고 설계할 수도 있다.

물과 증기의 흐름은 측판이 달린 노심 상부의 라이저 영역으로 들어간다. 라이저 상부에는 기수분리기가 있어 증기는 위로, 물은 아래로 분리된다. 아래로 내려간 물은 급수와 섞여 순환을 계속한다.

포화 증기는 노심을 통과한 후 증기 건조기를 거쳐 네 개의 주요 증기 배관을 통해 터빈으로 이동한다. 노심을 나온 증기는 기수분리기를 거친 후 건조 장치를 거쳐 바로 터빈으로 들어가기 때문에, 냉각수에 방사능 원소의 흔적이 남아 터빈은 차폐 및 방사능 보호가 필요하다.

2. 3. 안전 시스템

비등수형 원자로는 가압수형 원자로와 마찬가지로 핵분열 잔재물로 인해 원자로 정지 후에도 열이 계속 발생하며, 이는 안전 시스템이 모두 실패할 경우 노심에 치명적인 영향을 미칠 수 있다.[15] 또한, 음의 보이드 효과를 가지고 있어 중성자와 열출력이 감소하면 액체 상태의 물이 증기로 변하게 된다.

하지만, 가압수형 원자로와 달리 비등수형 원자로의 증기압이 갑자기 상승하면 (예: 주요 증기 격리 밸브 작동) 액체 상태의 물이 증기로 되는 양이 줄어든다. 이는 중성자 감속과 연관되어 원자로 출력을 높이게 된다.

압력이 높아지면 안전 밸브가 작동하여 압력을 밖으로 빼는 압력억제실이 있다. BWR/1-BWR/6 모델에는 11개의 밸브(7개는 ADS 부분에 포함)가 있고,[22] 개량형 비등수형 원자로에는 18개의 안전 밸브가 설치되어 있어,[23] 기능을 멈춰도 몇 개의 밸브가 가동하여 증기압을 낮춘다. 또한, 원자로는 이러한 사태가 압력용기에 영향을 주기 전에 빠르게 정지한다.

모든 안전 시스템이 실패해도, 각각의 원자로는 1.2~2.4m 두께의 강철을 넣은 강화 콘크리트 건물로 디자인되어 원자로를 격리시킨다. 원자로 건물 내벽과 격납용기 외벽 사이에는 공학적 안전시설, 냉각재 정화계, 잔류열 제거계, 사용 후 연료 저장조, 환기계 등이 있다.

원자로는 항상 다음과 같은 기본적인 원자력 안전 기능을 준수해야 한다.

# 반응도 제어

# 연료에서의 열 제거

# 방사성 물질의 격납, 방사선 차폐 및 계획된 방사성 물질 방출 제어, 그리고 사고로 인한 방출 제한

원자로의 정상 작동 중에는 우수한 설계, 건설 및 운영 관행을 통해 안전 기능 준수를 보장한다. 정상 조건에서 벗어나는 경우를 대비해 안전 시스템이 설치되어야 한다. 현대식 원자로의 안전 시스템은 심층 방어 철학에 따라 설계되며, 발전소 건설 및 시운전 전반에 걸쳐 통합된 설계 철학이다. BWR은 서로 다른 작동 메커니즘과 공간적으로 분리된 중복 안전 시스템을 사용하여 안전 기능을 수행할 수 없는 위험을 최소화한다.

핵분열 반응의 비상 정지 후에도 핵분열 생성물과 중성자 흡수에 의해 활성화된 물질의 방사성 붕괴로 인해 원자로 내부에서 열이 계속 발생한다. 원자로 노심의 붕괴열은 수십 메가와트 정도이며, 이는 상당한 손상과 용융을 초래하기에 충분하다. 이러한 경우를 방지하기 위해 비상 노심 냉각계통(ECCS)이라는 범주에 속하는 안전 시스템이 제공되어 냉각수 주입을 통해 열을 제거한다.

발전에 이용된 증기는 방사성을 띠므로, 증기를 회수하여 재순환시키는 것뿐만 아니라, 터빈건물 등 관련 계통을 견고하게 차폐하여 방사능 누출을 방지한다.[15] 주로 증기를 이용한 밀폐로 차폐하지만, 그 증기는 중유를 연소시키거나 전기를 이용하여 발생시킨다.

외부에서 핵분열 반응 제어는 주로 제어봉 조작이나 냉각재 유량 증감으로 이루어지며, 냉각재 상실 사고(LOCA) 시에는 비상용 노심 냉각 장치를 작동시킨다.[16]

3. 제어 시스템

비등수형 원자로(BWR)의 출력 제어는 크게 두 가지 방법으로 이루어진다. 하나는 제어봉을 삽입하거나 인출하는 것이고, 다른 하나는 원자로 노심을 통과하는 물의 흐름을 변경하는 것이다.

BWR은 음의 보이드 계수를 갖는다. 핵분열 반응이 증가하면 냉각재 내부의 수증기 거품(보이드) 양도 증가한다. 냉각재 밀도가 감소하면 감속되는 중성자가 줄어들어 핵분열 반응이 감소한다. 반대로 핵분열 반응이 감소하면 수증기 거품이 줄고, 감속되는 중성자량이 증가하여 핵분열 반응이 증가한다. 이러한 현상은 음의 반응도 계수에 의한 피드백이라고 하며, BWR 고유의 자기 제어성으로, 핵분열 반응의 증감을 스스로 억제한다.

BWR에서는 이 자기 제어성을 이용하여 원자로 출력의 단기적인 제어를 한다. 원자로 출력을 높이려면 냉각재 재순환 펌프 출력을 높여 냉각재 유량을 증가시킨다. 그러면 수증기 거품 양이 줄어들어 원자로 출력이 상승한다. 반대로 출력을 낮추려면 재순환 펌프 출력을 낮춰 수증기 거품을 늘려 출력을 저하시킨다.

부하가 증가하면 원자로 온도가 낮아지고 거품이 줄어 핵분열이 증가하므로 “부하 추종 운전”이 가능하지만,[18] [19] 한국에서는 시행되지 않고 있다.

주증기 차단 밸브가 잘못 닫혀 주증기 흐름이 차단되면 원자로 압력이 급상승하고, 보이드가 줄어들어 양의 반응도가 추가되어 중성자속이 상승하는 경우가 있다.[20] 그러나 실제 원자로는 양의 반응도 계수에 의한 피드백 영향을 억제하고, 최대 출력 시 주증기 차단 밸브를 급격히 닫더라도 폭주하지 않도록 (임계 사고에 이르지 않도록) 설계되어 있다.[21]

3. 1. 제어봉 제어

비등수형 원자로(BWR)의 출력 제어는 크게 두 가지 방법으로 이루어진다.

제어봉을 조작하는 것은 원자로를 가동할 때 일반적으로 사용되는 방법이다. 제어봉을 삽입하면 중성자가 흡수되어 출력이 감소하고, 제어봉을 인출하면 출력이 증가한다. 초기 BWR이나 제안된 ESBWR에서는 제어봉 조작만으로 0%에서 100%까지 출력을 조절할 수 있었다.[2]

  • '''노심 내 물 흐름 조절'''


노심에 들어가는 물의 양을 조절하는 것은 일반적이면서도 간편한 방법이다. "100% rod line" 운전 상태에서, 원자로 순환 시스템을 조절하여 출력의 30~100%를 유지한다. 물이 많이 들어오면 증기 기포(보이드)가 줄어들어 감속재인 경수가 많아져 출력이 증가하고, 물이 적게 들어오면 보이드는 많아지고 경수는 줄어들어 출력이 감소한다.[3]

3. 2. 물 흐름 제어

노심 내 물의 흐름을 조절하는 것은 일반적이고 간편한 방법이다. "100% rod line" 운전을 하면서, 출력은 원자로의 순환 시스템을 조절하여 30~100%를 유지한다. 들어오는 물이 많으면, 보이드(증기 기포)가 많이 없어지게 되고 감속재인 경수가 많아지게 되어 출력이 높아지지만, 물이 적게 되면 보이드가 많이 생기게 되어 경수가 줄어들어 원자로의 출력이 줄어들게 된다.[3]

노심을 통과하는 물의 흐름을 변경(증가 또는 감소)하는 것은 약 30%에서 100% 원자로 출력까지 출력을 제어하는 일반적이고 편리한 방법이다. 소위 "100% 제어봉 라인"에서 작동할 때는 재순환 펌프의 속도를 변경하거나 유량 제어 밸브를 조절하여 원자로 재순환 시스템 유량을 변경함으로써 정격 출력의 약 30%에서 100%까지 출력을 다양하게 변경할 수 있다. 노심을 통과하는 물의 흐름이 증가하면 노심에서 증기 기포("보이드")가 더 빠르게 제거되고, 노심의 액체 물의 양이 증가하며, 중성자 감속이 증가하고, 더 많은 중성자가 감속되어 연료에 흡수되며, 원자로 출력이 증가한다.

노심을 통과하는 물의 흐름이 감소하면 증기 보이드가 노심에 더 오래 남아 있고, 노심의 액체 물의 양이 감소하며, 중성자 감속이 감소하고, 연료에 흡수될 만큼 충분히 감속되는 중성자가 줄어들며, 원자로 출력이 감소한다.[3] 따라서 비등수형 원자로는 음의 보이드 계수를 갖는다.

비등수형 원자로에서는 이 자기 제어성을 이용하여 원자로 출력의 단기적인 제어를 하고 있다. 즉, 원자로 출력을 높이고 싶을 때는 냉각재 재순환 펌프의 출력을 높인다. 그러면 원자로 내부를 순환하는 냉각재의 유량이 증가하고, 운반되는 열량이 많아져 결과적으로 수증기 기포의 양이 줄어들고 원자로 출력이 상승한다. 반대로 원자로 출력을 낮추고 싶을 때는 재순환 펌프의 출력을 낮추면 수증기 기포가 많아져 원자로 출력이 저하된다.

3. 3. 압력 및 수위 제어

가압수형 원자로(PWR)와 달리 비등수형 원자로(BWR)는 노심 안에 증기가 존재한다. BWR의 증기압이 갑자기 상승하면(예: 주요 증기 격리 밸브 작동) 액체 상태의 물이 증기로 변하는 양이 줄어든다. 물이 증기로 변하는 양은 중성자 감속과 관련되므로, 원자로 출력은 올라가게 된다.

BWR은 압력 억제실을 만들어 압력이 높아지면 안전 밸브가 작동하여 압력을 밖으로 배출한다. BWR/1-BWR/6 모델에는 11개의 밸브(7개는 ADS 부분에 포함)가 있고,[22] 개량형 BWR에는 18개의 안전 밸브가 설치되어 있으며,[23] 기능이 멈춰도 몇 개의 밸브가 작동하여 증기압을 낮춘다.

BWR의 원자로 압력은 주터빈 또는 주증기 바이패스 밸브에 의해 제어된다. 터빈 증기 수요가 운전원에 의해 수동으로 설정되는 PWR과 달리, BWR에서는 터빈 밸브가 조절되어 원자로 압력을 설정값으로 유지한다. 터빈이 오프라인 상태이거나 트립될 때 주증기 바이패스/덤프 밸브가 열려 증기가 응축기로 직접 유입된다. 이러한 바이패스 밸브는 필요에 따라 자동 또는 수동으로 조절되어 증기 발생이 진행되는 동안 원자로 압력을 유지하고 원자로 가열 및 냉각 속도를 제어한다.

원자로 수위는 주급수 시스템에 의해 제어된다. 약 0.5% 출력에서 100% 출력까지 급수는 원자로의 수위를 자동으로 제어한다. 저출력 조건에서는 급수 제어기가 원자로 수위를 감시하는 간단한 PID 제어 역할을 한다. 고출력 조건에서는 제어기가 "3요소" 제어 모드로 전환되어 원자로의 현재 수위뿐만 아니라 원자로에 들어가는 물의 양과 원자로에서 나오는 증기의 양도 확인한다. 작동 중 두 개의 급수 펌프 중 하나가 고장나면 급수 시스템은 재순환 시스템에 노심 유량을 신속하게 감소시키도록 명령하여 몇 초 만에 원자로 출력을 100%에서 50%로 효과적으로 감소시킨다.

어떤 원인으로든 BWR에서 핵분열 반응이 증가하면 발생하는 열에너지도 증가한다. BWR의 냉각재는 원자로 내부에서 끓으므로, 증가하는 열에너지에 비례하여 냉각재 내부의 수증기 거품(보이드) 양도 증가한다. 이는 냉각재 밀도를 감소시키고, 냉각재는 감속재이기도 하므로, 감속되는 중성자가 줄어들어 핵분열 반응이 감소한다. 반대로 핵분열 반응이 감소하면 열에너지가 줄어 수증기 거품이 줄고, 감속되는 중성자량이 증가하여 핵분열 반응이 증가한다. 이러한 현상은 음의 반응도 계수에 의한 피드백이라고 하며, BWR 고유의 자기 제어성으로, 핵분열 반응의 극단적인 증감을 스스로 억제한다.

BWR에서는 이 자기 제어성을 이용하여 원자로 출력의 단기적인 제어를 한다. 원자로 출력을 높이고 싶을 때는 냉각재 재순환 펌프의 출력을 높여 원자로 내부를 순환하는 냉각재 유량을 증가시킨다. 그러면 수증기 거품 양이 줄어들어 원자로 출력이 상승한다. 반대로 원자로 출력을 낮추고 싶을 때는 재순환 펌프 출력을 낮추면 수증기 거품이 많아져 원자로 출력이 저하된다.

부하가 증가하면 원자로 온도가 낮아지고 거품이 줄어들어 핵분열이 증가하므로 “부하 추종 운전”이 가능하지만,[18] [19] 한국에서는 시행되지 않고 있다.

주증기 차단 밸브가 잘못 닫혀 주증기 흐름이 차단되면 원자로 압력이 급상승하고, 보이드가 줄어들어 양의 반응도가 추가되어 중성자속이 상승하는 경우가 있다.[20]

그러나 실제 원자로는 양의 반응도 계수에 의한 피드백 영향을 억제하고, 최대 출력 시 주증기 차단 밸브를 급격히 닫더라도 폭주하지 않도록 (임계 사고에 이르지 않도록) 설계되어 있다.[21] 주증기 차단 밸브가 10% 위치까지 닫히면 원자로 보호계가 원자로 자동 정지 신호를 발하고, 원자로가 스크램 정지하도록 되어 있다.[20] 또한, 주증기관 헤더에는 이러한 급격한 압력 상승을 방지하기 위해 안전 밸브가 많이 설치되어 있다.

4. 자기 제어성

비등수형 원자로(BWR)에서는 어떤 원인으로든 핵분열 반응이 증가하면, 그에 따라 발생하는 열에너지도 증가한다. BWR의 냉각재는 원자로 내부에서 끓고 있으므로, 증가하는 열에너지에 비례하여 냉각재 내부의 수증기 거품(보이드)의 양도 증가한다. 이는 결과적으로 냉각재의 밀도를 감소시키지만, 경수로의 냉각재는 감속재이기도 하므로, 냉각재의 밀도가 감소하면 감속되는 중성자가 줄어들어 핵분열 반응이 감소한다. 반대로 핵분열 반응이 감소하면 열에너지가 줄어들어 수증기 거품이 줄고, 감속되는 중성자량이 증가하므로 핵분열 반응이 증가한다. 이러한 현상은 음의 반응도 계수에 의한 피드백이라고 하며, BWR 고유의 자기 제어성으로, 핵분열 반응의 극단적인 증감을 스스로 억제하고 있다.

BWR에서는 이 자기 제어성을 이용하여 원자로 출력의 단기적인 제어를 하고 있다. 즉, 원자로 출력을 높이고 싶을 때는 냉각재 재순환 펌프의 출력을 높인다. 그러면 원자로 내부를 순환하는 냉각재의 유량이 증가하고, 운반되는 열량이 많아져 결과적으로 수증기 거품의 양이 줄어들고 원자로 출력이 상승한다. 반대로 원자로 출력을 낮추고 싶을 때는 재순환 펌프의 출력을 낮추면 수증기 거품이 많아져 원자로 출력이 저하된다.

참고로, 부하가 증가하면 원자로의 온도가 낮아지고 거품이 줄어들어 핵분열이 증가하므로, “부하 추종 운전”[18][19]이 가능하지만, 한국에서는 시행되지 않고 있다.

또한, 주증기 차단밸브가 잘못 닫히고 주증기의 흐름이 차단되어 원자로 압력이 급상승하는 경우 등에는 증기의 유출이 줄어들기 때문에 원자로 압력이 상승하고, 보이드가 줄어들어 양의 반응도가 추가되어 중성자속이 상승하는 경우가 있다[20].

그러나 실제 원자로는 양의 반응도 계수에 의한 피드백의 영향을 억제하고, 최대 출력 시 주증기 차단밸브를 급격히 닫더라도 폭주하지 않도록(임계 사고에 이르지 않도록) 설계되어 있다[21]. 구체적으로는 주증기 차단밸브가 10% 위치까지 닫히면 원자로 보호계가 원자로의 자동 정지 신호를 발하고, 원자로가 스크램 정지하도록 되어 있다[20]. 또한, 주증기관의 헤더에는 이러한 급격한 압력 상승을 방지하기 위해 안전밸브가 많이 설치되어 있다.

5. 연료 교체

원자로 연료봉은 원자로 압력 용기에서 사용후핵연료 저장조로 이동시켜 주기적으로 교체한다. 일반적인 연료주기는 12~24개월이며, 연료 교체 정지 기간 동안 약 1/3에서 1/5의 연료 집합체가 교체된다. 나머지 연료 집합체는 다음 연료 주기에서 효율과 출력을 극대화하기 위해 새로운 코어 위치로 재배치된다.

방사능과 열 때문에 매우 뜨겁기 때문에 크레인을 사용하여 수중에서 작업이 이루어진다. 이러한 이유로 일반적인 설비에서는 사용후핵연료 저장조가 원자로 위에 위치한다. 저장조는 자체 높이의 수 배에 달하는 물로 차폐되며, 임계 상태를 방지하기 위해 기하학적 구조가 제어되는 단단한 배열로 저장된다. 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서 사용후핵연료 때문에 물이 가열되어 하나 이상의 사용후핵연료 저장조에서 물이 손실되었고, 지진으로 인해 기하학적 구조가 변경되었을 가능성이 있기 때문에 문제가 발생했다. 연료봉 피복재가 지르코늄 합금이라는 사실도 문제가 되었는데, 이 원소는 150만°C 이상의 온도에서 수증기와 반응하여 수소를 생성하기 때문이다.[4][5] 공기 중의 산소와 수소가 결합하여 폭발이 발생할 수 있다. 일반적으로 연료봉은 원자로와 사용후핵연료 저장조에서 충분히 냉각되어 이러한 문제는 발생하지 않으며, 피복재는 연료봉 수명 동안 온전하게 유지된다.

6. 비등수형 원자로의 진화

비등수형 원자로(BWR)는 핵분열 반응으로 발생한 열을 이용해 물을 끓여 증기를 만들고, 이 증기로 터빈을 돌려 전기를 생산하는 방식이다. 발전 과정에서 방사성 물질이 발생하므로 증기 회수 및 재순환 시스템과 더불어 터빈 건물 등 관련 계통을 철저히 차폐하여 방사능 누출을 방지한다.[15]

일본에서는 도쿄전력 등 여러 전력회사가 비등수형 원자로를 채택하고 있으며,[16] 2006년 기준으로 전 세계 경수로 중 26%를 차지한다.[17]

이후 비등수형 원자로는 지속적으로 개선되었는데, 히타치GE 뉴클리어 에너지와 도시바 에너지 시스템즈는 대형화를 목표로 "개량형 비등수형 경수로(ABWR)"를 개발했고, 제너럴 일렉트릭(GE)과 지멘스는 단순화를 목표로 "단순형 비등경수로(SBWR)"를 설계했다.

6. 1. 초기 개념

비등수형 원자로(BWR) 개념은 가압수형 원자로(PWR) 개념보다 약간 늦게 개발되었다. BWR의 개발은 1950년대 초에 시작되었으며, 제너럴 일렉트릭(GE)과 여러 미국 국립 연구소의 협력으로 이루어졌다.[6]

미국의 원자력 연구는 3개의 군(軍) 부대가 주도했다. 해군은 잠수함을 상시 수중 운항이 가능한 함정으로, 그리고 연료 보급 없이 전 세계를 항해할 수 있는 함선으로 만들 가능성을 보고, 해군 엔지니어링 담당자인 하이먼 리커버 대령에게 원자력 프로그램을 운영하도록 했다. 리커버는 해군에 PWR 방식을 선택했는데, 초기 원자력 분야 연구자들은 원자로 내에서 직접 증기를 생산하는 것이 불안정성을 초래할 것이라고 우려했던 반면, 가압수를 열전달 수단으로 사용하는 것은 확실히 작동한다는 것을 알고 있었기 때문이다. 이러한 우려로 인해 미국의 최초 원자력 연구는 PWR에 집중되었는데, PWR은 특히 잠수함과 같이 공간이 제한적인 함정에 적합했으며, 소형이면서도 함정에 설치할 수 있을 만큼 높은 출력을 낼 수 있었다.

하지만 다른 연구자들은 원자로 노심에서 물이 끓는 것으로 인한 불안정성이 실제로 불안정성을 초래하는지 조사하고자 했다. 초기 원자로 개발 과정에서 한 소규모 엔지니어 그룹이 실험용 원자로의 출력 레벨을 실수로 매우 높게 증가시켜 물이 빠르게 끓게 되었다. 이로 인해 원자로가 자동으로 정지되었는데, 이는 비상 상황에서 유용한 자기 조절 특성을 보여주는 것이었다. 특히 아르곤 국립 연구소의 연구원인 새뮤얼 언터마이어 2세는 일련의 실험인 BORAX 실험을 제안하고 감독하여 비등수형 원자로가 에너지 생산에 사용될 수 있는지 확인했다. 그는 자신의 원자로를 매우 엄격한 시험에 적용한 후, BWR의 안전 원리를 증명하며 이것이 가능함을 알아냈다.[6]

이 일련의 시험 후, GE는 아르곤 국립 연구소[7]와 협력하여 이 기술을 시장에 출시했다. 1950년대 후반/1960년대 초중반에 걸쳐 대규모 시험이 수행되었는데, 이 시험에서는 직접 생성된 (1차) 원자로 보일러 시스템 증기를 터빈에 공급하는 데 부분적으로만 사용하고, 터빈의 별도 부분을 구동하기 위한 2차 증기 생성을 위해 열교환기를 통합했다. 문헌에는 그 이유가 명시되어 있지 않지만, BWR 양산 모델에서는 이러한 방식이 제거되었다.

6. 2. 양산형 BWR

최초의 양산형 비등수형 원자로(BWR)는 고유하고 독특한 특징들이 점진적으로 발전된 모습을 보여준다. 이러한 특징에는 토러스(일시적인 증기 제거가 필요한 경우 증기를 냉각하는 데 사용됨), 드라이웰, 열교환기 제거, 증기 건조기, 원자로 건물의 독특한 일반적인 배치, 그리고 원자로 제어 및 안전 시스템의 표준화 등이 포함된다. 최초의 GE(GE) 양산형 BWR 시리즈는 BWR/1부터 BWR/6까지 6단계의 반복적인 설계 단계를 거쳤다. (BWR/4, BWR/5, BWR/6은 현재 운영 중인 가장 일반적인 유형이다.) 전 세계에서 운영 중인 대부분의 BWR은 이러한 설계 단계 중 하나에 속한다.

  • 1세대 BWR: Mark I 원자로 건물을 갖춘 BWR/1.
  • 2세대 BWR: Mark I 원자로 건물을 갖춘 BWR/2, BWR/3 및 일부 BWR/4. Mark II 원자로 건물을 갖춘 다른 BWR/4 및 BWR/5.
  • 3세대 BWR: Mark III 원자로 건물을 갖춘 BWR/6.


일차 차폐 용기, 드라이웰 및 웻웰에는 콘크리트 또는 강철을 사용하여 다양한 조합으로 원자로 건물의 변형이 건설되었다.[8]

GE 설계 외에도 ABB(Asea-Atom), MITSU, Toshiba 및 KWU(Kraftwerk Union)의 설계가 있었다. 비등수형 원자로 목록 참조.

6. 3. 개량형 비등수형 원자로 (ABWR)

영국 ABWR 설계의 철근 콘크리트 격납용기 단면도


고급 비등수형 원자로(ABWR)는 1980년대 후반과 1990년대 초에 개발되어 지속적으로 개선되고 있는 비등수형 원자로(BWR)의 새로운 설계이다. ABWR은 컴퓨터 제어, 플랜트 자동화, 제어봉 제거, 이동 및 삽입, 노심 내 펌핑 및 원자력 안전을 포함한 설계에 첨단 기술을 통합하여 기존의 BWR보다 향상된 성능을 제공한다. 높은 출력(원자로당 1350 MWe)과 핵연료 손상 확률의 상당한 감소를 특징으로 한다. ABWR은 표준화된 설계로, 대량 생산이 가능하다는 장점이 있다.[9]

ABWR은 1990년대 초 미국 원자력 규제위원회(USNRC)의 표준 설계 승인을 받았다. 이후 일본에서 다수의 ABWR이 건설되었다. 일본에서 ABWR의 성공에 힘입어 제너럴 일렉트릭(GE)의 원자력 부문과 히타치의 원자력 부문이 합병하여 GE 히타치 원자력 에너지(GE Hitachi Nuclear Energy)가 설립되었다. 현재 GE 히타치 원자력 에너지는 BWR 설계의 주요 세계적인 개발업체이다.

히타치GE 뉴클리어 에너지(히타치 제작소와 제너럴 일렉트릭(GE) 양사의 원자력 사업 통합회사)와 도시바 에너지 시스템즈는 대형화를 목표로 BWR을 개량하여 “개량형 비등수형 경수로”(Advanced BWR)를 제작했다. 그 특징은 다음과 같다.

  • '''내부 펌프''': 1차 냉각재 손실 확률 저하를 목적으로 한다.
  • '''개량형 제어봉 구동''': 수압 구동에서 수압+전동 구동으로 변경되었다.
  • '''주증기 유량 제한기'''
  • '''비상용 원자로냉각계통(ECCS)'''
  • '''철근 콘크리트제 원자로격납용기'''
  • '''터빈의 대형화'''
  • '''습분 분리 가열기'''
  • '''디지털 기술 및 신형 중앙 제어반'''
  • '''연료에 모두 MOX 연료가 사용 가능'''


내부 펌프와 개량형 제어봉 구동은 이전부터 유럽의 BWR에서 채택되어 왔으며, ABWR은 이러한 사용 실적이 있는 것을 채용한 것이다.

6. 4. 단순화 비등수형 원자로 (SBWR)

ABWR 개발과 병행하여 제너럴 일렉트릭(General Electric)은 '''단순화 비등수형 원자로'''(Simplified Boiling Water Reactor, SBWR)라는 개념을 개발했다. 600MW급 소형 원자로인 SBWR은 경수로에서 최초로 "수동적 안전성" 설계 원리를 도입한 것이 특징이다. 수동적 안전성이란 원자로가 안전 한계 내에 유지되도록 비상 주입 펌프와 같은 능동 시스템의 개입 없이, 안전 관련 돌발 상황 발생 시 자연적인 힘의 작용만으로 안전한 상태로 복귀하도록 설계되었다는 것을 의미한다.

예를 들어 원자로가 과열되면 가용성 중성자 흡수제(일반적으로 붕소화 물질 용액 또는 붕사 용액)를 원자로 노심에 방출하는 시스템이 작동된다. 이 물질은 중성자를 흡수하여 연쇄 반응을 크게 방해한다. 가용성 중성자 흡수제를 담는 탱크는 원자로 위에 있으며, 시스템 작동 시 흡수 용액이 중력에 의해 노심으로 흘러들어가 반응을 거의 완전히 정지시킨다.

또 다른 예로 격리 응축기 시스템이 있다. 이 시스템은 뜨거운 냉각재를 원자로 위에 있는 매우 깊은 물탱크 내 대형 열교환기에 뜨거운 물/증기가 상승하는 원리를 이용하여 잔열 제거를 수행한다.

노심 내 재순환 펌프를 생략한 것도 특징이다. 다른 BWR 설계에서는 냉각수 흐름 유지를 위해 재순환 펌프를 사용했지만, 비용이 많이 들고 수리가 어려우며 고장이 발생할 수 있었다. ABWR은 신뢰성 향상을 위해 최소 10개의 재순환 펌프를 통합하여, 여러 개가 고장 나더라도 충분한 수의 펌프가 작동하여 예정되지 않은 정지를 방지하고, 다음 연료 교체 정비 중에 펌프를 수리할 수 있도록 했다. 반면 SBWR 설계자들은 열 분석을 통해 자연 순환(찬물은 가라앉고 뜨거운 물은 상승)에 의해 물이 노심 중앙으로 들어와 비등하도록 원자로 노심을 설계했다.

SBWR의 수동적 안전 기능은 주요 안전 돌발 상황 발생 후 최소 48시간 동안 인간의 개입이 필요 없도록 한다. 이후에는 원자로에서 완전히 분리된 냉각 시스템과 격리된 냉각수 탱크에 주기적으로 냉각수를 보충하여 잔열을 제거하도록 설계되었다. SBWR은 미국 원자력 규제 위원회에 제출되었지만, 승인 전에 철회되었다. 그러나 이 개념은 제너럴 일렉트릭 설계자들에게 여전히 매력적이었으며, 미래 개발의 기초가 되었다.

6. 5. 경제형 단순화 비등수형 원자로 (ESBWR)

1990년대 후반부터 GE 엔지니어들은 고급 비등수형 원자로 설계의 특징과 단순화된 비등수형 원자로 설계의 독특한 안전 기능을 결합하고, 결과적으로 얻어진 설계를 1,600 MWe(4,500 MWth)의 더 큰 크기로 확장하는 것을 제안했다. 이 경제형 단순화 비등수형 원자로(ESBWR) 설계는 2005년 4월 미국 원자력규제위원회(US Nuclear Regulatory Commission)에 승인을 위해 제출되었고, 2014년 9월 NRC로부터 설계 인증을 받았다.[10]

이 설계는 원자로 연간 3×10−8의 노심 손상 확률을 갖는 것으로 광고되었다. 즉, 100년의 수명 동안 단일 노심 손상 사건이 발생할 것으로 예상되기 전에 300만 개의 ESBWR이 운영되어야 한다. 이전 BWR 설계인 BWR/4는 원자로 연간 최대 1×10−5의 노심 손상 확률을 가졌다.[11] ESBWR의 이례적으로 낮은 노심 손상 확률(CDP)은 시장에 나와 있는 다른 대형 경수로(LWR)를 훨씬 능가한다.

7. 타 원자로 유형과의 비교

비등수형 원자로(BWR)는 가압경수로(PWR)와 달리 원자로 내부에서 직접 물을 끓여 증기를 발생시킨다. 이 증기는 터빈을 돌려 전기를 생산하는 데 사용된다. BWR은 냉각재와 중성자 감속재로 경수(일반적인 물)를 사용하며, 약 75기압(7.6MPa) 하에서 섭씨 285도에서 물이 끓는다.[1] 반면, PWR은 약 158기압(16MPa)의 높은 압력을 가해 물이 끓지 않도록 한다.[1]

BWR은 단순한 구조 덕분에 PWR보다 부품 수가 적고 운전이 용이하다는 장점이 있다. 하지만, 노심에서 핵연료와 접촉한 물의 증기를 직접 터빈으로 보내기 때문에 터빈, 복수기, 증기 배관 등이 방사능에 오염될 수 있다.[15] 이는 작업자의 피폭량을 증가시키고, 원자로 폐로 비용을 증가시킬 수 있다.[15]

2006년 기준으로 전 세계 경수로 중 BWR의 비율은 26%로, PWR(74%)보다 시장 점유율이 낮다.[17] 일본에서는 도쿄전력 등 여러 전력회사가 BWR을 채택하고 있다.[16] 전후 기술 도입 경위에 따라 도쿄전력은 BWR을, 간사이전력은 PWR을 원자력 발전소의 기본 설계로 채택했다.

BWR의 노심 손상 빈도는 10⁻⁴에서 10⁻⁷ 사이로 추정된다.[1] 이는 1만~1천만 원자로 연도당 노심 손상 사고 1건을 의미한다.

7. 1. 비등수형 원자로 (BWR)의 장점


  • 원자로 용기와 관련 부품은 가압경수로(PWR)에 비해 상당히 낮은 압력(약 에서 )에서 작동한다.
  • 압력 용기는 가압경수로에 비해 훨씬 적은 방사선 조사를 받으므로, 시간이 지남에 따라 취성이 덜해진다.
  • 가압경수로의 현열과는 달리, 기화열에 의한 열 전달로 인해 원자로 연료 온도가 낮게 유지된다.
  • 증기 발생기와 압력 조절기 용기, 그리고 관련 1차 회로 펌프가 없기 때문에 대형 금속 부품 및 전체 부품 수가 적다. (구형 BWR에는 외부 재순환 루프가 있지만, ABWR과 같은 최신 BWR에서는 이 배관도 제거되었다.) 이로 인해 BWR은 작동이 간편해진다.
  • 가압경수로에 비해 파열로 인한 냉각재 상실 위험(확률)이 낮고, 파열이 발생하더라도 노심 손상 위험이 낮다. 이는 배관 수가 적고, 대구경 배관 수가 적고, 용접 수가 적고, 증기 발생기 관이 없기 때문이다.
  • 원자력 규제 위원회(NRC)의 한계 고장 가능성 평가에 따르면, 이러한 고장이 발생할 경우, 비상 노심 냉각 시스템(ECCS)의 강력함과 중복성으로 인해 평균적인 BWR이 평균적인 PWR보다 노심 손상을 입을 가능성이 더 낮다.
  • 압력 용기 내 수위 측정은 정상 작동과 비상 작동 모두 동일하므로 비상 상황을 쉽고 직관적으로 평가할 수 있다.
  • 강제 흐름 없이 자연 순환을 사용하여 더 낮은 노심 출력 밀도 수준에서 작동할 수 있다.
  • BWR은 재순환 펌프를 제거하기 위해 자연 순환만을 사용하도록 설계될 수 있다. (새로운 ESBWR 설계는 자연 순환을 사용한다.)
  • BWR은 삼중수소 생성(터빈 오염)을 피하기 위해 붕산을 사용하여 핵분열 연소도를 제어하지 않는다.[2] 이로 인해 원자로 용기와 배관 내 부식 가능성이 줄어든다. (가압경수로에서는 붕산에 의한 부식을 주의 깊게 모니터링해야 한다. 원자로 용기 헤드를 적절히 유지 관리하지 않으면 원자로 용기 헤드 부식이 발생할 수 있음이 입증되었다. 데이비스 베스 참조. BWR은 붕산을 사용하지 않으므로 이러한 불확실성이 제거된다.)
  • 감속재 밀도 감소(물 속의 수증기 기포)에 의한 출력 제어는 중성자 흡수체(PWR의 붕산) 추가 대신 이루어지며, 이는 고속 중성자에 의한 U-238 증식을 초래하여 핵분열성 Pu-239를 생성한다.[2] 이 효과는 감속 저감형 비등수형 원자로에서 더욱 증폭되어, 연료 이용률이 향상되고 장기간 방사성 폐기물이 감소된, 나트륨 증식로의 특징과 더 유사한 개선된 경수로가 된다.
  • BWR은 주요 안전 관련 시스템에 일반적으로 ''N''-2 중복성을 가지며, 이는 일반적으로 네 개의 "계통" 구성 요소로 구성된다. 이는 일반적으로 안전 시스템의 네 가지 구성 요소 중 최대 두 가지가 고장 나더라도 시스템이 필요할 때 작동한다는 것을 의미한다.
  • 단일 주요 공급업체(GE/Hitachi)로 인해 현재 BWR 함대는 예측 가능하고 균일한 설계를 가지고 있으며, 완전히 표준화되지는 않았지만 일반적으로 서로 매우 유사하다. ABWR/ESBWR 설계는 완전히 표준화되어 있다. 표준화 부족은 PWR의 문제로 남아 있으며, 적어도 미국에서는 현재 PWR 함대에 세 가지 설계 계열(Combustion Engineering, 웨스팅하우스, Babcock & Wilcox)이 있으며, 이러한 계열 내에서도 설계가 상당히 다릅니다. 그러나 프랑스와 같이 일부 국가에서는 PWR의 높은 수준의 표준화에 도달할 수 있다.
  • 수입 국가에 원자력 해군이 없는 경우 BWR은 수입에서 과대표된다(PWR은 원자력 선박에 사용되는 소형 고출력 설계로 인해 원자력 해군 국가에서 선호된다. 해군 원자로는 일반적으로 수출되지 않으므로 PWR 설계, 건설 및 운영에 대한 국가적 기술이 개발된다). 이는 BWR이 저렴한 비용, 단순성 및 안전에 중점을 두고 있기 때문에 발전, 공정/산업/지역 난방 및 담수화와 같은 평화적 용도에 이상적으로 적합하기 때문일 수 있다. 이는 크기가 크고 열효율이 약간 낮다는 비용을 초래한다.
  • 스웨덴은 주로 BWR을 표준화했다.
  • 멕시코의 두 개의 원자로는 BWR이다.
  • 일본은 PWR과 BWR 모두를 실험했지만, 최근에는 대부분 BWR, 특히 ABWR을 건설했다.

7. 2. 비등수형 원자로 (BWR)의 단점


  • 비등수형 원자로(BWR)는 노심 상부의 "기액(물과 증기) 2상 유동" 때문에 운전 중 원자력 연료 소모량 관리를 위한 계산이 더 복잡하다. 또한 원자로 노심 내에 더 많은 계측 장비가 필요하다.[1]

  • 비슷한 출력의 가압경수로(PWR)보다 원자로 압력 용기가 더 크며, 특히 주증기 발생기와 관련 배관을 여전히 사용하는 구형 모델은 비용이 상당히 높다.[1]

  • 단수명 방사화 생성물에 의해 터빈이 오염된다.[1] 이는 원자로 노심에서 직접 유입되는 증기로 인한 방사선량 때문에 정상 운전 중에도 증기 터빈 주변에 차폐 및 출입 통제가 필요함을 의미한다. 대부분의 방사선은 물 속 산소가 방사화된 질소-16(반감기 7.1초) 때문이며, 터빈실은 정지 후 수 분 내에 출입할 수 있어 큰 문제는 아니다. BWR의 터빈, 응축수 및 급수 구성 요소에 대한 정지 보수는 화석 연료 발전소와 마찬가지로 수행될 수 있다는 것이 경험적으로 증명되었다.

  • 현재의 BWR은[1] "10만 원자로-년당 1회"의 한계 고장으로 인한 노심 손상 가능성이 PWR보다 낮다고 여겨지지만(향상된 ECCS 강도와 중복성 때문), 기존 설계의 수정되지 않은 Mark I 격납용기의 압력 견딤 능력에 대한 우려가 제기되어 왔다. 즉, 극심한 노심 손상으로 이어지는 ECCS 완전 고장과 결합된 한계 고장으로 생성되는 압력을 견디기에 충분하지 않을 수 있다는 것이다. 후쿠시마 제1 원전 사고 이전에는 매우 드물 것으로 예상되었던 이러한 이중 고장 시나리오에서, 수정되지 않은 Mark I 격납용기는 어느 정도의 방사성 물질 방출을 허용할 수 있다. 이는 Mark I 격납용기 개조, 즉 격납 압력이 임계 설정점을 초과할 경우 방사성핵종을 포집하도록 설계된 활성탄 필터를 통과한 후 압력을 높이는 가스의 질서 있는 배출을 허용하는 배기 스택 시스템을 추가함으로써 완화되어야 한다.[12]

  • 노심에서 핵연료와 접촉한 물의 증기를 직접 터빈으로 보내기 때문에 터빈, 복수기, 증기 배관 등이 방사능에 오염된다. 따라서 내용년수 종료 시 발생하는 방사성 폐기물이 가압수형 원자로(PWR)보다 많아 폐로 비용이 더 많이 들 수 있다. 또한, 오염으로 인해 작업자의 피폭량이 가압수형 원자로보다 많다.[15]

7. 3. 제어봉 관련 문제점

현재 비등수형 원자로(BWR) 설계에서는 제어봉이 아래에서 삽입된다. 비상 상황에서 BWR의 제어봉을 원자로 노심으로 삽입할 수 있는 두 가지 유압 동력원은 전용 고압 유압 축압기와 원자로 압력 용기 내부 압력이다. 각 제어봉에는 전용 축압기(제어봉당 하나) 또는 원자로 압력이 사용 가능하다. 이 둘은 모두 각 제어봉을 완전히 삽입할 수 있다. 다른 대부분의 원자로 형식은 전자석에 의해 인출 위치에 고정되는 상향식 제어봉을 사용하며, 전력이 손실되면 중력에 의해 원자로에 삽입된다.

BWR 제어봉은 유압이 중력보다 훨씬 더 큰 제어봉 삽입력을 제공한다는 장점이 있지만, 이 장점은 부분적으로 상쇄된다. 결과적으로, BWR 제어봉은 노심 손상 사고 시 제어봉 채널 손상으로 인해 부분적으로 삽입된 위치에 걸릴 가능성이 훨씬 적다. 하향식 제어봉은 또한 제어봉과 구동 장치를 제거하지 않고도 연료 교체를 허용하며, 연료 교체 중에 압력 용기가 열린 상태에서 제어봉 시스템을 시험할 수 있게 한다.[18][19]

주증기 차단밸브가 잘못 닫히고 주증기의 흐름이 차단되어 원자로 압력이 급상승하는 경우 등에는 증기의 유출이 줄어들기 때문에 원자로 압력이 상승하고, 보이드가 줄어들어 양의 반응도가 추가되어 중성자속이 상승하는 경우가 있다[20].

그러나 실제 원자로는 양의 반응도 계수에 의한 피드백의 영향을 억제하고, 최대 출력 시 주증기 차단밸브를 급격히 닫더라도 폭주하지 않도록( 임계 사고에 이르지 않도록) 설계되어 있다[21]. 구체적으로, 주증기 차단밸브가 10% 위치까지 닫히면 원자로 보호계가 원자로의 자동 정지 신호를 발하고, 원자로가 스크램 정지하도록 되어 있다[20]. 또한, 주증기관의 헤더에는 이러한 급격한 압력 상승을 방지하기 위해 안전밸브가 많이 설치되어 있다.

참조

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[2] 서적 Le nucléaire expliqué par des physiciens 2012
[3] 웹사이트 Upgrade your BWR recirc pumps with adjustable-speed drives http://www.powermag.[...] Power: Business and Technology for the Global Generation Industry 2011-03-20
[4] 서적 Managing water addition to a degraded core
[5] 서적 Perspectives on Reactor Safety (NUREG/CR-6042) (Reactor Safety Course R-800), 1st Edition https://www.nrc.gov/[...] U.S. Nuclear Regulatory Commission 2010-11-23
[6] 간행물 Boiling Water Reactor Simulator with Passive Safety Systems - IAEA http://www.iaea.org/[...] IAEA 2012-06-08
[7] 저널 Nuclear Reactors Build, Being Built, or Planned in the United States as of June 30, 1970 https://www.osti.gov[...]
[8] 간행물 Containment Integrity Research at Sandia National Laboratories – An Overview https://www.nrc.gov/[...] U.S. Nuclear Regulatory Commission 2011-03-13
[9] 웹사이트 Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) fact sheet https://nuclear.gepo[...] 2010
[10] 웹사이트 Issued Design Certification - Economic Simplified Boiling-Water Reactor (ESBWR) https://www.nrc.gov/[...]
[11] 저널 Next-generation nuclear energy: The ESBWR http://www.ans.org/p[...] American Nuclear Society 2009-04-04
[12] 뉴스 COMMENTARY: Crucial vents were not installed until 1990s http://www.asahi.com[...] Asahi.com
[13] 간행물 Banked Position Withdrawal Sequence General Electric Corporation 1977-01
[14] 간행물 NUREG-0800, (67:234) Chpt 4, Section 4.4, Rev. 1, Thermal and Hydraulic Design, of the Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants. LWR Edition. http://pbadupws.nrc.[...] NUREG 1981-07-31
[15] 서적 放射線と放射能
[16] 서적 わかりやすい放射線物理学
[17] 웹사이트 発電用原子炉の炉型 https://atomica.jaea[...] 原子力百科事典ATOMICA 2007-09
[18] 웹사이트 負荷追従運転 https://atomica.jaea[...] 日本原子力研究開発機構（JAEA） 2024-08-05
[19] 웹사이트 負荷追従運転 （英）load follow operation https://www.jsme.or.[...] 日本機械学会（JSME） 2024-08-05
[20] 웹사이트 ATOMICA 運転時の異常な過渡変化 https://atomica.jaea[...] 2011-03-28
[21] 서적 原子炉の暴走 ―SL-1からチェルノブイリまで― 日刊工業新聞社
[22] 서적 GE Technology Manual (R-304B) http://adamswebsearc[...] Office for Analysis and Evaluation of Operational Data, U.S. Nuclear Regulatory Commission 2009-11-15
[23] 문서 Various GE promotional slideshows & ABWR Tier 2 Design Control Document, USNRC


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