비상 노심 냉각 장치
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- 1. 개요
- 2. 원자로 보호 계통 (RPS, Reactor Protection System)
- 3. 필수 보조수 계통 (ESWS, Essential Service Water System)
- 4. 비상 노심 냉각 계통 (ECCS, Emergency Core Cooling Systems)
- 4.1. 고압 냉각재 주입 계통 (HPCI, High Pressure Coolant Injection System)
- 4.2. 자동 감압 시스템 (ADS, Automatic Depressurization System)
- 4.3. 저압 냉각재 주입 계통 (LPCI, Low Pressure Coolant Injection System)
- 4.4. 노심 살수 시스템 (Core Spray System)
- 4.5. 격납용기 살수 시스템 (Containment Spray System)
- 4.6. 분리 냉각 시스템 (Isolation Cooling System)
- 5. 비상 전력 시스템 (Emergency Electrical Systems)
- 6. 격납 시스템 (Containment Systems)
- 7. 대기 가스 처리 (Standby Gas Treatment)
- 8. 환기 및 방사선 방호 (Ventilation and Radiation Protection)
- 9. 비상 노심 냉각 장치 관련 주요 사건
- 10. 한국 원자력 발전소의 ECCS 적용
- 참조
1. 개요
비상 노심 냉각 장치(ECCS)는 원자력 발전소의 사고 상황에서 원자로를 안전하게 정지시키고 노심의 과열을 방지하기 위한 시스템이다. ECCS는 제어봉, 안전 주입/예비 액체 제어, 필수 보조수 계통, 비상 전력 시스템, 격납 시스템, 대기 가스 처리, 환기 및 방사선 방호 등 다양한 하위 시스템으로 구성된다. 비등수형 원자로와 가압경수로의 경우, 원자로의 종류에 따라 고압/저압 주입 계통, 자동 감압 시스템, 노심 살수 시스템, 격납용기 살수 시스템, 분리 냉각 시스템 등이 ECCS의 주요 구성 요소로 사용된다. ECCS는 냉각재 상실 사고와 같은 상황에서 원자로의 안전을 확보하는 핵심적인 역할을 하며, 스리마일섬 원자력 발전소 사고, 미하마 원자력 발전소 사고, 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고와 같은 사건에서 그 중요성이 강조되었다.
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| 비상 노심 냉각 장치 | |
|---|---|
| 비상 노심 냉각 장치 | |
 | |
| 목적 | 원자로 노심의 핵연료 손상을 방지하기 위해 냉각수를 공급하는 시스템 |
| 기능 | 원자로 냉각재 상실 사고 시 노심을 냉각하고 손상을 막음 |
| 작동 원리 | 중력, 압력 차이, 또는 펌프를 사용하여 냉각수를 주입 붕산을 포함한 물을 사용해 핵분열 반응을 중단 |
| 주요 구성 요소 | 고압 주입 시스템 (HPIS) 저압 주입 시스템 (LPIS) 축압기 냉각수 저장 탱크 |
| 사용되는 원자로 유형 | 가압수형 원자로 (PWR) 비등수형 원자로 (BWR) |
| 설계 기준 | 안전성 분석에 기반 사고 시에도 제 기능을 수행할 수 있도록 설계 |
| 안전 등급 | 안전 관련 시스템으로 분류 설계, 제조, 설치, 시험, 검사에 대한 엄격한 규제 적용 |
| 작동 방식 | |
| 고압 주입 시스템 (HPIS) | 소량의 냉각수를 고압으로 주입 |
| 저압 주입 시스템 (LPIS) | 대량의 냉각수를 저압으로 주입 |
| 축압기 | 사고 초기에 냉각수를 즉시 공급 |
| 안전성 | |
| 다중성 및 다양성 | 여러 개의 독립적인 시스템으로 구성하여 안전성 확보 |
| 시험 | 정기적인 시험을 통해 작동 성능 확인 |
| 규제 | 원자력 규제 기관의 엄격한 감시 및 규제 대상 |
| 추가 정보 | |
| 역사 | 1970년대부터 원자력 발전소에 적용 |
| 개발 동향 | 신형 원자로에 대한 개선된 ECCS 개발 수동형 안전 시스템에 대한 연구 |
| 각주 | |
| 주석 | 비상 노심 냉각 장치(ECCS)는 원자력 발전소 안전에 매우 중요한 시스템이다. |
2. 원자로 보호 계통 (RPS, Reactor Protection System)
원자로 보호 계통(Reactor Protection System, RPS)은 핵반응을 즉시 종료하도록 설계되었다. 핵연쇄반응을 차단함으로써 열원이 제거된다. 그 후 다른 계통을 사용하여 핵심부에서 붕괴열을 제거할 수 있다. 모든 원자력 발전소에는 어떤 형태의 원자로 보호 계통이 있다.
=== 제어봉 (Control rods) ===
제어봉은 원자로 노심에 신속하게 삽입되어 중성자를 흡수하고 핵반응을 급속히 종료시키는 일련의 봉이다.[2] 제어봉은 일반적으로 악티늄족 원소, 란타넘족 원소, 전이 금속 및 붕소[3]를 강철과 같은 구조적 지지체와 다양한 합금으로 구성된다. 중성자 흡수 외에도 사용되는 합금은 고온에서 막히지 않도록 낮은 열팽창 계수를 가져야 하며, 원자로 노심에서 경험하는 온도에서는 윤활유가 너무 빨리 오염되기 때문에 금속 간 자체 윤활이 가능해야 한다.
=== 안전 주입 / 예비 액체 제어 (Safety injection / Standby liquid control) ===
비등수형 원자로는 제어봉을 이용하여 원자로를 완전히 정지시킬 수 있다.[2] 냉각재 상실 사고(LOCA) 발생 시, 1차 냉각계통의 물 손실은 일반 물 주입으로 보상할 수 있다. 예비 액체 제어(SLC) 시스템(SLCS)은 붕산을 포함하는 용액을 사용하여, 연쇄 반응 정지에 문제가 발생할 경우 원자로 심장부를 신속하게 채운다.[4]
가압경수로 또한 제어봉을 통해 원자로를 완전히 정지시킬 수 있다. 가압경수로는 화학 및 용량 제어 시스템(CVCS)을 사용하여 붕산으로 원자로 출력 수준 또는 반응도를 미세 조정한다.[5] LOCA 발생 시, 가압경수로는 고압 주입(HPI), 저압 주입(LPI), 노심 범람 탱크(CFT)의 세 가지 예비 냉각수 공급원을 활용하며, 이들은 모두 붕소 농도가 높은 물을 사용한다.[6]
2. 1. 제어봉 (Control rods)
제어봉은 원자로 노심에 신속하게 삽입되어 중성자를 흡수하고 핵반응을 급속히 종료시키는 일련의 봉이다.[2] 제어봉은 일반적으로 악티늄족 원소, 란타넘족 원소, 전이 금속 및 붕소[3]를 강철과 같은 구조적 지지체와 다양한 합금으로 구성된다. 중성자 흡수 외에도 사용되는 합금은 고온에서 막히지 않도록 낮은 열팽창 계수를 가져야 하며, 원자로 노심에서 경험하는 온도에서는 윤활유가 너무 빨리 오염되기 때문에 금속 간 자체 윤활이 가능해야 한다.2. 2. 안전 주입 / 예비 액체 제어 (Safety injection / Standby liquid control)
비등수형 원자로는 제어봉을 이용하여 원자로를 완전히 정지시킬 수 있다.[2] 냉각재 상실 사고(LOCA) 발생 시, 1차 냉각계통의 물 손실은 일반 물 주입으로 보상할 수 있다. 예비 액체 제어(SLC) 시스템(SLCS)은 붕산을 포함하는 용액을 사용하여, 연쇄 반응 정지에 문제가 발생할 경우 원자로 심장부를 신속하게 채운다.[4]가압경수로 또한 제어봉을 통해 원자로를 완전히 정지시킬 수 있다. 가압경수로는 화학 및 용량 제어 시스템(CVCS)을 사용하여 붕산으로 원자로 출력 수준 또는 반응도를 미세 조정한다.[5] LOCA 발생 시, 가압경수로는 고압 주입(HPI), 저압 주입(LPI), 노심 범람 탱크(CFT)의 세 가지 예비 냉각수 공급원을 활용하며, 이들은 모두 붕소 농도가 높은 물을 사용한다.[6]
3. 필수 보조수 계통 (ESWS, Essential Service Water System)
필수 보조수 계통(Essential Service Water System, ESWS)은 발전소의 열교환기 및 기타 부품을 냉각한 후 열을 환경으로 방출하는 물을 순환시킨다. 여기에는 1차계통과 사용후 핵연료봉 냉각조에서 붕괴열을 제거하는 시스템 냉각도 포함되므로, ESWS는 안전에 매우 중요한 시스템이다.[7] 물은 종종 인접한 강, 바다 또는 기타 대규모 수역에서 끌어들이기 때문에 해조류, 해양 생물, 기름 오염, 얼음 및 파편으로 인해 오염될 수 있다.[7][8] 대규모 수역이 없어 열을 방출할 수 없는 지역에서는 냉각탑을 통해 물이 재순환된다.
ESWS 펌프의 절반이 고장난 것이 1999년 블레아이 원자력 발전소 홍수(1999 Blayais Nuclear Power Plant flood)에서 안전을 위협한 요인 중 하나였고,[9][10] 2011년 후쿠시마 제1 원전과 후쿠시마 제2 원전 사고에서는 완전한 기능 상실이 발생했다.[10][11]
4. 비상 노심 냉각 계통 (ECCS, Emergency Core Cooling Systems)
각각의 발전소에는 여러 개의 독립적인 ECCS가 있으며, 하나라도 작동할 경우 노심 운전이 멈추게 된다. 상황 발생 이후 발전기가 관성으로 돌아갈 동안에는 발전소 내부 전력으로 돌아가며, 발전기의 흐름이 멈추게 되면 발전소의 비상 디젤 발전기가 작동하게 된다.
ECCS는 원자로마다 다를 수 있는데, 비등수형 경수로에는 고압 노심 살수계통, 저압 노심 살수계통, 저압 주수계통 및 자동 감압계통이, 가압수형 경수로에는 고압 주입계통, 축압 주입계통 및 저압 주입계통이 설치되어 있다.
비상 노심 냉각계통(ECCS)은 사고 상황에서 원자로를 안전하게 정지시키도록 설계되었다. ECCS는 다양한 사고 상황(예: 냉각재 상실 사고)에 대응하고, 하나 이상의 하위 시스템 고장이 발생하더라도 원자로를 정지시킬 수 있도록 이중화를 제공한다. 대부분의 원전에서 ECCS는 다음 시스템으로 구성된다.
냉각재로 물을 사용하는 원자로는, 핵심의 열밀도가 높기 때문에, 제어봉의 일제 삽입(원자로 스크램)에 의한 원자로의 긴급 정지를 실시해도, 운전 직후의 핵연료가 가진 높은 수준의 잔열 및 붕괴열에 의한 잔열[15][16]에 의해 원자로 압력이 상승하는 동시에 냉각수위가 저하되어, 노심 용융될 위험성이 있다. 비상용 노심냉각장치는, 원자로 긴급 정지시 원자로 압력 용기에 물을 공급하여 노심을 냉각하고 파손을 방지한다.
;기능
비상용 노심냉각장치는, 노심의 수위를 유지하고 노심을 냉각함으로써 원자로 압력 용기 내를 감압하는 기능을 갖추고 있다.
비상 노심 냉각 장치는 여러 계통으로 구성된다. 아래에 예시를 제시한다.
- 기존형 비등수형 원자로의 비상 노심 냉각 장치*[17]
'''고압 장치 (High Pressure Systems)'''
- '''고압주수계''' (HPCI; High Pressure Coolant Injection영어)
:: 이 진화형 원자로 차단시 냉각계통도 이 분류에 포함된다.
- '''자동감압계''' (ADS; Automatic Depressurization System영어)
:: 단독으로 작동시키면 수위가 저하된다.
'''저압 장치 (Low Pressure Systems)'''
- '''저압주수계''' (LPCI; Low Pressure Coolant Injection영어)
:: 붕괴열 제거 운전 모드에서 RHR (Residual Heat Removal System영어)을 작동시켜 냉각재를 순환한다.
- '''저압노심분무계''' (LPCS; Low Pressure Core Spray영어)
:: 炉압 저하 후 작동이 가능해진다.
- 개량형 비등수형 경수로*
- '''저압주수계''' (LPFL; Low Pressure Flooder System영어)
- '''고압노심주수계''' (HPCF; High Pressure Core Flooder system영어)
- '''원자로차단시냉각계''' (RCIC; Reactor Core Isolation Cooling system영어)
- '''자동감압계''' (ADS; Automatic Depressurization System영어)
다음은 개량형 비등수형 경수로의 기본 구성에 따른 개요이다.
4. 1. 고압 냉각재 주입 계통 (HPCI, High Pressure Coolant Injection System)
원자로를 보호하기 위해 사용되는 방법 중 하나로, 펌프를 이용하여 높은 수압으로 원자로에 냉각재를 공급하는 시스템이다. 압력용기 내 냉각재 양을 지속적으로 감시하고, 냉각재 양이 지정된 양보다 적을 시 자동적으로 냉각재를 투입한다. 이 방법이 사용될 때는 원자로 용기가 여전히 고압 상태에 놓여있다.고압냉각재주입(HPCI)계통은 원자로 용기가 가압된 상태에서 냉각재를 원자로 용기 안으로 주입할 수 있을 만큼 충분한 압력을 가진 펌프(들)로 구성된다. 이 계통은 원자로 용기 내 냉각재 수위를 감시하고 수위가 한계치 아래로 떨어지면 자동으로 냉각재를 주입하도록 설계되어 있다. 이 계통은 원자로 용기가 여전히 고압 상태일 때 사용될 수 있으므로 일반적으로 원자로의 최초 방어선이다.
개량형 비등수형 경수로의 경우, 고압핵심주입계는 초기 수원으로 복수저장조에서 물을 끌어와, 이후 최종 수원으로 압력제어풀의 물을 고압 모드로 원자로 상부 노즐을 통해 슈라우드 내부의 연료집합체를 향해 주입한다. 사내전원과 비상용 디젤발전기의 백업을 포함한 교류모터펌프로 구동된다. 끓는물형 경수로에서는 고압핵심분무계와 저압핵심분무계의 다중 구성으로 되어 있다.
4. 2. 자동 감압 시스템 (ADS, Automatic Depressurization System)
자동 감압 계통(ADS, Automatic Depressurization System)은 여러 밸브로 구성되어 있으며, 사고 발생 시 원자로의 압력을 낮춤과 동시에 저압 공급 계통과 연관되어 있다. 감압 시스템은 자동으로 돌아가지만, 필요에 따라 운전원이 수동으로 작동하거나 끌 수 있다.자동 감압 계통은 압력 억제형 원자로격납용기(일반적으로 비등수형 원자로 설계에 사용됨)의 대형 액체 수조(습식정 또는 토러스라고 함) 표면 아래 수 피트 지점에서 증기를 배출하도록 열리거나, 대형 건식 또는 얼음 응축기형 원자로격납용기(일반적으로 가압수형 원자로 설계에 사용됨)와 같은 다른 유형의 원자로격납용기에서는 직접 1차 격납 구조물로 증기를 배출하도록 열린다. 이러한 밸브의 작동은 원자로 용기를 감압시키고, 고압계통에 비해 용량이 매우 큰 저압 냉각재 주입계통의 작동을 허용한다. 대형 건식 또는 얼음 응축기형 원자로격납용기를 갖춘 가압수형 원자로에서는 이 계통의 밸브를 파일럿 작동 안전밸브라고 한다.
개량형 비등수형 경수로의 경우, 자동감압계는 압력용기 내부의 증기를 여러 개의 증기방출밸브(SRV: Safety Relief Valve)를 통해 압력억제수조(S/P: Suppression Pool)로 주입한다. 증기방출밸브는 수동으로 열 수도 있다. 고압주입계가 정상적으로 작동하여 원자로 수위를 유지할 수 있는 조건 하에서, 기동압력 설정값과 작동유지시간 설정값에 따라 자동으로 작동한다.
자동감압계가 작동하면, 증기방출밸브에서 나온 원자로냉각재의 증기는 압력억제수조로 유도되어 냉각되고 응축됨으로써 압력용기 내부의 압력과 온도를 낮춘다. 압력억제수조의 물은 궁극적으로 간접적으로 하천 또는 해수로 냉각된다.
이 계통에는 잔열에 의해 작동하는 터빈 구동 펌프가 있으며, 초기에는 복수저장탱크의 물을, 그 후에는 압력억제수조의 물을 원자로에 주입한다. 펌프를 구동한 증기는 압력억제수조로 되돌아가므로, 전원이 없어도 일정 기간 자동적으로 작동하여 원자로의 잔열을 제거한다.
그러나 압력억제수조가 하천 또는 해수에 의해 냉각되지 않으면 온도가 점차 상승하여 터빈이 작동하지 않게 된다. 또한 압력용기 내부의 수소-지르코늄 반응으로 수소가 발생하면서 압력이 증가하므로, 벤트 조작이 필요하게 된다. 이 장치의 효과에는 시간적 한계가 있으며, 조기에 잔열 제거를 위한 주입 및 냉각, 벤트 등 외부 작업이 시작될 때까지의 효과를 가지도록 하는 것을 전제로 하는 장치이다.
후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고에서는 이 계통이 2호기, 3호기 모두 작동했지만, 압력억제수조의 물을 냉각하기 위해 필요한 배관 및 펌프가 쓰나미로 파괴되어 온도 상승으로 정지했다. 또한 냉각수 공급이 원활하게 이루어지지 않아 메르트다운이 발생했다.
4. 3. 저압 냉각재 주입 계통 (LPCI, Low Pressure Coolant Injection System)
저압냉각재주입계통(LPCI, Low Pressure Coolant Injection System)은 원자로 용기의 압력이 감소된 후 냉각재를 원자로 용기 내부로 주입하는 펌프로 구성된 비상 시스템이다. 몇몇 원자력 발전소에서는 잔열제거계통(RHR 또는 RHS)의 작동 모드이지만, 일반적으로 저압냉각재주입계통(LPCI)으로 불린다. 또한, 독립적인 밸브 또는 시스템이 아니다.개량형 비등수형 경수로의 경우, 저압주입계는 압력제어수조의 수조수나 외부급수 경로의 물을 저압 모드로 원자로 압력용기 외부에 주입한다. 잔열제거계의 일부가 되며, 내부 전원과 비상용 디젤 발전기의 백업을 포함하는 교류 모터 펌프로 구동된다. 비등수형 경수로에서 저압 원자로 스프레이 계통이다.
4. 4. 노심 살수 시스템 (Core Spray System)
노심 살수 시스템은 원자로 압력 용기 위에 자리하고 있으며, 연료봉에 직접 물을 분무하여 증기 발생을 억제한다. 여기서 생긴 증기로 인해 냉각은 되지만, 살수된 물이 직접 연료봉에 닿기 때문에 연료봉 피복이 벗겨질 가능성도 있다. 몇몇 원자로는 고압과 저압 살수 계통 두 가지를 가지고 있다. 이 시스템은 원자로 압력 용기 내에 스파저(작은 분무 노즐이 여러 개 배열된 파이프)를 사용하여 작동한다. 개량형 비등수형 경수로의 기본 구성에 따른 개요를 참고할 수 있다.4. 5. 격납용기 살수 시스템 (Containment Spray System)
격납용기 살수 시스템(Containment Spray System)은 원자로 격납건물 내부에 물을 분무하여 증기를 응축시키고 과압 및 과열을 방지하는 장치이다. 펌프와 살수기로 구성되어 있으며, 냉각재를 원자로격납건물 상부에 분무한다. 물이 증기로 변하면서 생기는 냉각 효과를 통해 1차 계통의 과압력을 방지하고, 격납건물 내부의 증기를 액체로 응축시켜 누출과 비의도적인 감압을 예방한다.4. 6. 분리 냉각 시스템 (Isolation Cooling System)
분리 냉각 시스템은 증기 터빈을 이용하여 원자로에 냉각수를 공급하고 발전소의 정전을 방지하는 시스템이다. 원자로 건물이 제어실 및 터빈실과 분리되어 있어야 한다. 이 시스템은 가동에 전력이 필요하므로, 비상시에는 발전소의 축전지나 디젤 발전기를 사용한다. 가압경수로에서는 이 시스템을 '터빈 구동 보조 급수 시스템'이라고 부른다.분리 냉각 시스템은 정전(station blackout) 상황에 대비한 방어 시스템이다. 이 시스템은 비상 노심 냉각 장치(ECCS)의 일부가 아니며, 냉각재 상실 사고(low coolant accident) 기능을 갖추고 있지 않다.
비등수형 원자로(BWR)에서 사용되는 분리 냉각 시스템은 크게 두 가지로 나뉜다. 하나는 대기를 최종 열 싱크(UHS: Ultimate Heat Sink)로 이용하는 비상용 복수기(IC: Reactor Core Isolation Cooling Condenser)이고, 다른 하나는 압력억제풀을 통해 해수를 최종 열 싱크로 이용하는 장치이다.
비상복수기(IC)는 잔류열을 대기로 방출하여 원자로 압력 용기를 냉각하는 장치이다. 원자로 압력 용기에서 나오는 증기를 순수 풀(pool)에 통과시켜 냉각 응축시킨 후, 중력으로 다시 원자로 압력 용기로 되돌린다. 초기 BWR2형, BWR3형 일부에 설치되었다. 비상복수기는 펌프 없이 밸브 조작만으로 자연 순환하므로 신뢰성이 높지만, 대형이고 건물 공간을 많이 차지하여 개량형 원자로에서는 점차 설치되지 않게 되었다.
후쿠시마 제1원자력발전소 1호기에는 대형 비상복수기가 2계통 설치되어 있었으나, 완전 정전과 조작 미숙으로 인해 효과적으로 사용되지 못했다.
5. 비상 전력 시스템 (Emergency Electrical Systems)
정상적인 상황에서는 원자력 발전소가 발전기에서 전력을 공급받는다. 그러나 사고 발생 시 발전소는 이러한 전력 공급을 잃을 수 있으며, 따라서 비상 시스템에 전력을 공급하기 위해 자체적으로 전력을 생산해야 할 수 있다. 이러한 비상 전력 시스템은 일반적으로 디젤 발전기와 배터리로 구성된다.
==== 디젤 발전기 (Diesel Generators) ====
비상 상황 시에는 디젤 발전기를 사용하여 현장에 전력을 공급한다. 일반적으로 단일 발전기 하나로 시설의 비상 정지에 필요한 모든 전력을 제공할 수 있도록 크기를 정한다. 시설에는 이중화를 위해 여러 대의 발전기가 있다. 또한, 원자로를 정지시키는 데 필요한 시스템은 정지 기능에 영향을 미치지 않도록 별도의 전원(종종 별도의 발전기)을 사용한다.
==== 모터 발전기 플라이휠 (Motor Generator Flywheels) ====
갑작스러운 정전은 장비에 손상을 주거나 기능을 저하시킬 수 있다. 손상을 방지하기 위해, 모터-발전기는 플라이휠에 연결될 수 있으며, 이는 짧은 시간 동안 장비에 무정전 전력을 공급할 수 있다. 종종 이들은 원자력 발전소의 전력 공급이 배터리 및/또는 디젤 발전기로 전환될 때까지 전력을 공급하는 데 사용된다.
==== 배터리 (Batteries) ====
배터리는 종종 최종적인 중복 백업 전력 시스템을 구성하며, 발전소를 안전하게 정지시킬 수 있을 만큼 충분한 전력을 공급하기도 한다.
5. 1. 디젤 발전기 (Diesel Generators)
비상 상황 시에는 디젤 발전기를 사용하여 현장에 전력을 공급한다. 일반적으로 단일 발전기 하나로 시설의 비상 정지에 필요한 모든 전력을 제공할 수 있도록 크기를 정한다. 시설에는 이중화를 위해 여러 대의 발전기가 있다. 또한, 원자로를 정지시키는 데 필요한 시스템은 정지 기능에 영향을 미치지 않도록 별도의 전원(종종 별도의 발전기)을 사용한다.5. 2. 모터 발전기 플라이휠 (Motor Generator Flywheels)
갑작스러운 정전은 장비에 손상을 주거나 기능을 저하시킬 수 있다. 손상을 방지하기 위해, 모터-발전기는 플라이휠에 연결될 수 있으며, 이는 짧은 시간 동안 장비에 무정전 전력을 공급할 수 있다. 종종 이들은 원자력 발전소의 전력 공급이 배터리 및/또는 디젤 발전기로 전환될 때까지 전력을 공급하는 데 사용된다.5. 3. 배터리 (Batteries)
배터리는 종종 최종적인 중복 백업 전력 시스템을 구성하며, 발전소를 안전하게 정지시킬 수 있을 만큼 충분한 전력을 공급하기도 한다.6. 격납 시스템 (Containment Systems)
격납 시스템은 방사성 물질이 환경으로 방출되는 것을 방지하도록 설계되었다.
원자력 발전소에서는, 원자로 노심과 원자로 건물 내부, 냉각계통의 공학적 안전설비인 비상 노심 냉각 장치와는 별도로, 원자로 건물의 기능으로서 1차 차폐시설인 원자로격납건물과 2차 차폐시설인 원자로 건물 각각에 공학적 안전설비를 갖추고 있다.
피복재는 핵연료를 감싸는 최초의 보호층이며, 핵연료 물질이 원자로 냉각재 회로 전체로 확산되는 부식으로부터 핵연료를 보호하도록 설계되었다. 대부분의 원자로에서 이는 밀폐된 금속 또는 세라믹 층의 형태를 취한다. 또한, 특히 원자로 운전 온도에서 기체 상태인 크립톤, 크세논, 아이오딘과 같은 핵분열 생성물을 가두는 역할도 한다. 피복재는 차폐물을 구성하지 않으며, 가능한 한 방사선을 최소한으로 흡수하도록 개발되어야 한다. 이러한 이유로, 마그네슘과 지르코늄과 같은 재료는 낮은 중성자 포획 단면적 때문에 사용된다.
원자로 용기는 핵연료를 둘러싼 최초의 차폐층이며, 일반적인 핵반응 중에 방출되는 대부분의 방사선을 가두도록 설계되어 있다. 원자로 용기는 또한 고압에도 견딜 수 있도록 설계되어 있다.
1차 격납 용기 시스템은 대개 원자로 용기를 포함하는 크고 견고한 금속 또는 콘크리트 구조물(종종 원통형 또는 구형)로 구성된다. 대부분의 원자로에서 방사성 오염 시스템도 포함한다. 1차 격납 용기 시스템은 원자로 용기의 누출 또는 의도적인 감압으로 인한 강한 내부 압력에 견딜 수 있도록 설계되었다.
원자력 발전소에서는, 원자로 노심과 원자로 건물 내부, 냉각계통의 공학적 안전설비인 비상 노심 냉각 장치와는 별도로, 원자로 건물의 기능으로서 1차 차폐시설인 원자로격납건물과 2차 차폐시설인 원자로 건물 각각에 공학적 안전설비를 갖추고 있다.
일부 원자력발전소는 1차 계통을 감싸는 2차 방호 시스템을 갖추고 있다. 이는 비등수형 원자로(BWR)에서 매우 일반적인데, 터빈을 포함한 대부분의 증기 계통에 방사성 물질이 포함되어 있기 때문이다.
원자력발전소에서는, 원자로 노심과 원자로 건물 내부, 냉각계통의 공학적 안전설비인 비상 노심 냉각 장치와는 별도로, 원자로 건물의 기능으로서 1차 차폐시설인 원자로격납건물과 2차 차폐시설인 원자로 건물 각각에 공학적 안전설비를 갖추고 있다.
완전 용융 사고의 경우, 연료는 원자로 건물의 콘크리트 바닥에 떨어질 가능성이 가장 높다. 콘크리트는 상당한 열을 견딜 수 있으므로, 원자로 건물의 두꺼운 평평한 콘크리트 바닥은 소위 차이나 신드롬에 대한 충분한 보호 장치가 되는 경우가 많다.[13] 체르노빌 원자력 발전소에는 원자로 건물이 없었지만, 결국에는 콘크리트 기초에 의해 핵심부가 멈췄다.[13] 핵심부가 콘크리트를 뚫고 녹아내릴 수 있다는 우려로 인해 코어 포집 장치가 발명되었다.[13] 이 장치는 용융되도록 설계된 금속을 포함하고 있으며, 이 금속은 코리엄을 희석하고 열전도율을 높인다.[13] 그런 다음 희석된 금속 덩어리는 바닥에 순환하는 물로 냉각될 수 있다.[13] 오늘날 모든 새로운 러시아식 원자로는 원자로 건물 바닥에 코어 캐처를 장착하고 있다.[13]
아레바 EPR, SWR1000, ESBWR 및 Atmea I 원자로에는 코어 캐처가 설치되어 있다.
6. 1. 연료 피복재 (Fuel Cladding)
피복재는 핵연료를 감싸는 최초의 보호층이며, 핵연료 물질이 원자로 냉각재 회로 전체로 확산되는 부식으로부터 핵연료를 보호하도록 설계되었다. 대부분의 원자로에서 이는 밀폐된 금속 또는 세라믹 층의 형태를 취한다. 또한, 특히 원자로 운전 온도에서 기체 상태인 크립톤, 크세논, 아이오딘과 같은 핵분열 생성물을 가두는 역할도 한다. 피복재는 차폐물을 구성하지 않으며, 가능한 한 방사선을 최소한으로 흡수하도록 개발되어야 한다. 이러한 이유로, 마그네슘과 지르코늄과 같은 재료는 낮은 중성자 포획 단면적 때문에 사용된다.6. 2. 원자로 용기 (Reactor Vessel)
원자로 용기는 핵연료를 둘러싼 최초의 차폐층이며, 일반적인 핵반응 중에 방출되는 대부분의 방사선을 가두도록 설계되어 있다. 원자로 용기는 또한 고압에도 견딜 수 있도록 설계되어 있다.6. 3. 1차 격납 용기 (Primary Containment)
1차 격납 용기 시스템은 대개 원자로 용기를 포함하는 크고 견고한 금속 또는 콘크리트 구조물(종종 원통형 또는 구형)로 구성된다. 대부분의 원자로에서 방사성 오염 시스템도 포함한다. 1차 격납 용기 시스템은 원자로 용기의 누출 또는 의도적인 감압으로 인한 강한 내부 압력에 견딜 수 있도록 설계되었다.원자력 발전소에서는, 원자로 노심과 원자로 건물 내부, 냉각계통의 공학적 안전설비인 비상 노심 냉각 장치와는 별도로, 원자로 건물의 기능으로서 1차 차폐시설인 원자로격납건물과 2차 차폐시설인 원자로 건물 각각에 공학적 안전설비를 갖추고 있다.
6. 4. 2차 격납 용기 (Secondary Containment)
일부 원자력발전소는 1차 계통을 감싸는 2차 방호 시스템을 갖추고 있다. 이는 비등수형 원자로(BWR)에서 매우 일반적인데, 터빈을 포함한 대부분의 증기 계통에 방사성 물질이 포함되어 있기 때문이다.원자력발전소에서는, 원자로 노심과 원자로 건물 내부, 냉각계통의 공학적 안전설비인 비상 노심 냉각 장치와는 별도로, 원자로 건물의 기능으로서 1차 차폐시설인 원자로격납건물과 2차 차폐시설인 원자로 건물 각각에 공학적 안전설비를 갖추고 있다.
6. 5. 노심 용융물 포집 장치 (Core Catcher)
완전 용융 사고의 경우, 연료는 원자로 건물의 콘크리트 바닥에 떨어질 가능성이 가장 높다. 콘크리트는 상당한 열을 견딜 수 있으므로, 원자로 건물의 두꺼운 평평한 콘크리트 바닥은 소위 차이나 신드롬에 대한 충분한 보호 장치가 되는 경우가 많다.[13] 체르노빌 원자력 발전소에는 원자로 건물이 없었지만, 결국에는 콘크리트 기초에 의해 핵심부가 멈췄다.[13] 핵심부가 콘크리트를 뚫고 녹아내릴 수 있다는 우려로 인해 코어 포집 장치가 발명되었다.[13] 이 장치는 용융되도록 설계된 금속을 포함하고 있으며, 이 금속은 코리엄을 희석하고 열전도율을 높인다.[13] 그런 다음 희석된 금속 덩어리는 바닥에 순환하는 물로 냉각될 수 있다.[13] 오늘날 모든 새로운 러시아식 원자로는 원자로 건물 바닥에 코어 캐처를 장착하고 있다.[13]아레바 EPR, SWR1000, ESBWR 및 Atmea I 원자로에는 코어 캐처가 설치되어 있다.
7. 대기 가스 처리 (Standby Gas Treatment)
'''대기 가스 처리 시스템'''(SGTS)은 이중 격납 시스템의 일부이다. SGTS 시스템은 이중 격납 용기에서 공기를 여과하고 펌핑하여 환경으로 배출하며, 이중 격납 용기 내부의 음압을 유지하여 방사성 물질의 방출을 제한한다.
각 SGTS 계통은 일반적으로 미스트 제거기/거친 필터, 전기 히터, 예비 필터, 두 개의 절대(고성능 공기 필터, HEPA) 필터, 활성탄 필터, 배기 팬, 그리고 관련 밸브, 덕트, 댐퍼, 계측기 및 제어 장치로 구성된다. SGTS 시스템을 작동시키는 신호는 발전소마다 다르지만, 자동 작동 정지는 일반적으로 전기 히터 및 활성탄 필터의 고온 상태와 관련이 있다.
8. 환기 및 방사선 방호 (Ventilation and Radiation Protection)
방사능 누출 사고 발생 시, 대부분의 원자력발전소는 직원과 대중의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 공기 중 방사능 물질을 제거하는 시스템을 갖추고 있다. 이 시스템은 주로 1차 차폐 건물 내 방사능 및 증기를 제거하는 차폐 건물 환기 시스템으로 구성된다. 제어실 환기 시스템은 발전소 운영자의 안전을 보장하며, 활성탄 필터를 통해 공기 중 방사성 동위원소를 제거하는 기능이 포함되기도 한다.
9. 비상 노심 냉각 장치 관련 주요 사건
9. 1. 스리마일섬 원자력 발전소 사고 (1979)
1979년 3월 28일 쓰리마일섬 원자력발전소에서 발생한 원자력 사고에서는, 1차 냉각계통의 냉각수가 대량으로 유실되는 상황에서 작업자가 잘못된 판단으로 비상용 원자로냉각계통(ECCS)을 정지시켜 노심 용융을 일으켰다.9. 2. 간사이 전력 미하마 발전소 2호기 사고 (1991)
1991년 2월 9일, 간사이 전력 미하마 원자력 발전소 2호기에서 사고가 발생했다. 이 사고는 일본 최초로 비상 노심 냉각 장치(ECCS, Emergency Core Cooling System)가 작동한 사례이다.9. 3. 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고 (2011)
2011년 3월 후쿠시마 제1 원자력 발전소에서 발생한 원자력 사고는 동일본 대지진으로 외부 전원이 상실된 상황에서 발생했다.[18] 지진 발생 이후 원자로 냉각을 위해 비상 발전기가 작동하고 있었으나, 쓰나미로 인해 비상 발전기가 침수 및 정지되어 5, 6호기를 제외한 원자로에서 모든 교류 전원이 상실되었다.[18] 이로 인해 냉각 기능을 상실하면서, 전기 계통이 정상 작동한 5, 6호기와 원자로 연료가 없었던 4호기를 제외한 1~3호기에서 연료봉의 용융이 발생했다.[18]10. 한국 원자력 발전소의 ECCS 적용
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福島第一原子力発電所4号機の高圧注水系の不具合による運転上の制限の逸脱について 平成19年12月3日
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東京電力
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