중대사고(Severe Accident)에 대한 이해와 전망

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1 중대사고(Severe Accident)에 대한 이해와 전망
영광 원자력 훈련 센터 2010년 1월 신 영 화 한국수력원자력 영광원자력본부

2 내 용 국내 원전의 중대사고 정책 동향 중대사고 현상 중대사고 대응설비 중대사고 대응지침
내 용 사고의 정의 (중대사고, 설계기준사고) 국내 원전의 중대사고 정책 동향 중대사고 현상 중대사고 대응설비 중대사고 대응지침

3 중대사고의 정의 중대사고 : 원자력 발전소를 설계하기 위해 고려한 기준사고보다 더 심각한 사고로서, 설계 안전성 평가시 가정한 모든 수단으로도 적절한 노심냉각이나 반응도의 제어가 불가능한 상태가 발생하여 노심의 심각한 손상을 초래함으로써 방사능 물질의 방출에 대비한 방벽들의 건전성을 손상시킬 수 있는 사고를 뜻한다. (KINS 중대사고 대책안 중 용어 정의) Severe Accident : Accident conditions more severe than a design basis accident and involving significant core degradation. In practice, the term severe accident has come to be synonymous with core melt accident. The severity of an accident depends on the degree of fuel degradation and on the potential loss of the containment integrity and the resultant radioactivity release to the environment.

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5 원전 중대사고 주요 현안 중대사고에 대한 원전 안전성 확보
수소폭발 증기폭발 HPME IRWST MCCI SG Aerosol 거동 격납건물 노심용융 FP 방출 중대사고에 대한 원전 안전성 확보 중대사고 현상 분석, 해석 도구의 개발, 현안 해결 및 대처능력 개발 중대사고 정책 이행 사고관리 계획 수립을 위한 종합체제 구축 원전 수출의 국가 경쟁력 제고 중대사고 핵심기술 개발 및 고도화

6 국내 중대사고 규제 방향 (I) ◆ 원자력발전소 중대사고 정책 (2001년 8월29일, 과기부 ) ● 안전목표
◆ 원자력발전소 중대사고 정책 (2001년 8월29일, 과기부 ) ● 안전목표 - 인근 주민의 초기 사망 위험도는 기타 사고에 의한 위험도의 0.1 % 이하 - 인근 주민의 암사망 위험도는 기타 원인에 의한 위험도의 0.1% 이하 - 노심의 손상을 예방하고 방사성 물질의 방출 저감을 위한 성능목표를 설정 ● 확률론적 안전성 평가 ● 중대사고 대처 능력 - 노심손상 방지 능력. 격납건물의 구조적 건전성과 F.P. 방출 방벽 기능 유지 ● 중대사고 관리 계획 - 사고관리 전략, 사고관리 수행조직, 사고관리 지침서, 교육 훈련, 계측기 및 필수 정보 분석 등에 관한 사항을 포함

7 국내 중대사고 규제 방향 (II) ◆ 경수형 원전 안전심사 지침 (2004년 개정판) ● 19.3 절 중대사고 관리 계획
◆ 경수형 원전 안전심사 지침 (2004년 개정판) ● 19.2절 중대사고 대처 능력 중대사고 대처를 위한 격납건물 성능 목표 중대사고 대처를 위한 설비의 설치와 대처 능력 평가 중대사고 예방 성능 확인 중대사고 완화 성능 평가 ● 19.3 절 중대사고 관리 계획 1. 발전소의 성능과 취약점의 파악 의사 결정 책임과 권한의 규정 필요한 정보의 결정 및 새로운 정보의 반영 4. 공학적 방법을 포함한 효과적인 전략의 개발 5. 절차서와 지침서의 개발 6. 훈련 요건의 결정 및 수행 효과의 입증

8 중대사고 대처-AP1000 완전 피동 안전 계통 + 피동 침수: 원자로 용기 파손 확률 최소화

9 중대사고 대처-APR1400 IVR 전략 수소제어 기기생존성 평가 격납건물 건전성 원자로 공동 배치 원자로 공동침수
Cavity Flooding System with Passive and Active Ways ERVC (External Reactor Vessel Cooling) and Late In-vessel Injection

10 Core Catcher + CHRS + 능동/피동 안전 계통
중대사고 대처-EPR Core Catcher + CHRS + 능동/피동 안전 계통 격납 건물 파손 확률 최소화

11 원자력의 안전성 (Nuclear Safety)
◆ 원자력 안전의 정량화 및 안전 목표 ● How much safe is safe? ● 다중 방호 개념 (Defence-in-depth Concept) ● 설계기준사고 (Design Basis Accident) 대 중대사고 ● 결정론적 목표(Deterministic) 와 확률론적 목표(Probabilistic) ● Public Acceptance & Safety Culture ● 안전 목표 (Safety Goal Policy) ● 확률론적 안전성 연구 (PSA) 와 중대사고 연구 ● Risk-Based Policies and Regulations

12 국내의 원자력 안전 연구 ◆ 국가 원자력 안전정책 성명, 원전 안전 목표, 안전 규제
국내의 원자력 안전 연구 ◆ 국가 원자력 안전정책 성명, 원전 안전 목표, 안전 규제 ● “원자력 이용에 따른 위험도 감소” 정성적 목표 및 정량적 목표 ◆ 안전 연구의 분류 (안전성, 경제성, 기술성) ● 규제요건 정립에 필요한 안전연구 : RIR, 중대사고 ● 안전 현안사항 해결을 위한 안전연구 : 최적 분석방법론, 신형원전 ● 안전성 분석/확인을 위한 기술 개발 : 코드 국산화, 실증실험 ● 원전의 경제성제고를 위한 안전연구 : 설계 요건 완화, RIDesign ● 성능 향상을 통한 안전성 향상 연구 : 운전여유도, 정지 저감 ● 가동원전 현안 해결을 위한 연구 : 인허가갱신, 출력증강, PSR ● 사고예방을 위한 안전성 향상연구 : 인적실수, 기기고장, 재해

13 중대사고의 진행 ◆ 노내(In-vessel) 사고의 진행 - 노심 노출과 가열 (Core uncovery & heatup)
- 피복재의 산화 (Cladding oxidation) - 노심 물질의 용융 (Melting, liquefaction) - 용윰물의 이송, 냉각 (Core slumping, quenching, reheat) - 원자로 용기의 파손 (Reactor vessel failure) ◆ 노외(Ex-vessel) 사고의 진행 - 격납건물 직접가열 (Direct containment heating) - 냉각수와 용융물의 반응(Fuel coolant interaction) - 용융물과 콘크리트의 반응 (Core concrete interaction) - 수소 연소 (Hydrogen Combustion) - 격납건물 건전성과 파손 ◆ 핵 분열 생성물의 방출 (Source Term Release)

14 Core Damage Event Tree

15 중대사고 중요 현상 (I) ◆ 노내(In-vessel) 사고의 진행
- 노심 노출 이후 사고 진행 단계 별 시간과 온도와의 관계 - 원자로 물질의 화학 반응 및 용융온도 - TMI-2 Core 손상의 진행 - 원자로 용기의 파손 모드 : 고압 사고 vs. 저압사고

16 Temp. and Time Development of Core Damage

17 Liquid Phase & Melting of LWR Fuel Rod

18 Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 150 min. )

19 Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 174 min. )

20 Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 224 min. )

21 Hypothesized TMI-2 Core during Relocation

22 In-vessel Corium Cooling in Lower Head

23 중대사고 중요 현상 (II) ◆ 냉각수와 용융물의 반응(Fuel coolant interaction)
- 고온 용융물과 냉각수와 반응할 때 폭발적인 반응을 수반 - 증기폭발의 과정 : 혼합, triggering, 전파, 팽창 - 에너지 전환비의 예측 및 동적 하중의 평가 - 완화 방안 : Polymer 첨가, 완화 기구 개발 ◆ 격납건물 직접가열 (Direct containment heating) - 용융물이 고압으로 분출될 때 입자화되어 대기와 급격 열전달 - 입자의 생성, 이송, 입자의 열전달 및 화학 작용 - 격납건물내 대기의 온도와 압력 상승 - 격납건물 구조물에 의한 나포 효과 증대 및 고압사고 방지.

24 Reactor Vessel Failure and Melt Release

25 Progression of Fuel Coolant Interaction (S.E.)

26 Reactor Cavity Interaction at High Pressure Release

27 중대사고 중요 현상 (III) ◆ 용융물과 콘크리트의 반응 (Core Concrete Interaction)
- 고온 용융물에 의한 콘크리이트 구조물의 침식(ablation) - 혼합 용융물 층의 형성과 열전달, 핵분열 생성물의 방출 - 콘크리이트의 침식율의 예측 및 영향 평가 ◆ 용융물의 냉각 (Coolability of Molten Corium) - 손상 노심 용융물의 잔열을 제거하여 안정된 냉각상태를 유지 - 냉각수와 용융물 경계면에서의 열전달 및 피막층 형성 - 내부 열원을 가진 유체의 유동 및 열전달 - 용융물의 냉각 기준 설정 및 냉각 방안 강구

28 Core Concrete Interaction in the Cavity

29 Debris Coolability in the Cavity

30 중대사고 중요 현상 (IV) ◆ 수소 연소 (Hydrogen Combustion)
- 사고 진행 중 금속 (Zr)의 산화반응에 의해 다량의 수소 생성 - 격납건물 내부의 수소의 혼합 및 농도 예측 - 아음속 및 초음속 연소 반응의 기준 및 압력 하중 평가 - 수소 제어 : 점화기, Recombiner 설치. ◆ 핵 분열 생성물의 이송 (Fission Product Transport) - 사고 초기에는 Noble gas & Volatile Fission Product 방출 - 사고 후기에는 대부분 에어로졸 입자 형태로 방출 이송 - 에어로졸의 이송, 침전, 재증발의 예측 - 입자의 제거 : Pool Scrubbing, Spray, Filtering 등

31 Flammability and Detonation Limits of Hydrogen

32 국내의 중대사고 관련 연구 현황 ◆ 국내 가동중 또는 설계 원전의 중대사고 평가 Full Scope PSA(Probabilistic Safety Assessment) - PSR (Periodic Safety Review) AM (Accident Management) Guidline ◆ 차세대 원전(APR1400)의 중대사고 쟁점 해결 및 설계 개선 - 신형 원전의 URD(Utility Requirement Document) - 중대사고 완화 설계 및 SECY - 신 설계 개념의 개발: 피동개념, In-vessel Retention ◆ 중대사고의 법제화 (Rule Making) : 중대사고 정책 및 지침서 ◆ 중장기 과제 “중대사고 실증실험 및 평가기술 개발(’97-’01)” “ 중대사고 관리 최적 방안 수립 및 대처설비 개발(’02-’04)” “중대사고 관리 최적 방안 수립 및 대처설비 개발(05-06)”

33 Part 2 : 중대사고 사고관리 전략

34 한국 표준 원전 중대사고 지침서 사고관리 전략

35 Safety Goal of Accident Management (I)

36 Safety Goal of Accident Management (II)

37 Safety Goal of Accident Management (III)

38 사고 관리 전략 제어도 • 발전소 외부로 방사능 방출 확인 (: 발전소 경계에서의 피폭선량 )
   --> 완화-01 핵분열생성물 방출 제어 • 격납건물 건전성의 확인 (: 격납건물 압력)    --> 완하-02 격납건물 상태 제어 • 격납건물내 수소연소 및 폭발 가능성 확인 (: 격납건물 수소 농도)    --> 완하-03 격납건물 수소 제어 • 손상 노심이 냉각되고 있는지 확인 (: 노심출구 온도)    --> 완하-04 원자로냉각재계통 냉각수 주입 • RCS 감압을 실시해야 하는지 결정. 노심손상의 진행 (RCS 압력)    --> 완하-05 원자로 냉각재계통 감압  • 증기발생기에 급수를 주입해야 하는지 결정 (: 증기발생기 수위)    --> 완하-06 증기발생기 급수 주입 • 원자로 용기 외벽 냉각을 위한 냉각수 주입 결정 (: 격납건물 수위)    --> 완하-07 격납건물 냉각수 주입

39 사고 관리 전략의 이행 (I) 완화-01 : 핵분열 생성물 방출 제어 - 목적 : 사고 기간 중 일반 주민의 피폭 위험 감소
완화-01 :  핵분열 생성물 방출 제어  - 목적 : 사고 기간 중 일반 주민의 피폭 위험 감소  - 중요 현상 및 조치 사항    . 격납건물로부터 방출:  격납건물 살수 계통, 팬 냉각 계통 작동.                               압력 낮춰 방출의 최소화     . 증기발생기로부터 방출 : 복수기로 증기 덤프    . 보조 건물로부터 방출 : 격납건물로부터 경로 차단. 보조건물 기체   배기 계통(활성탄 연과기) 통한 방출  - 부작용 평가     . 살수나 팬냉각기 작동시 수소 연소로 인한 격납건물 위협     . RWT 물을 살수로 이용시 노심 주입 냉각수의 부족

40 사고 관리 전략의 이행 (II) 완 화-02 : 격납건물 상태 제어
완 화-02 :  격납건물 상태 제어  - 목적 : 격납건물 내 고압으로 인한 격납건물 건전성 위해 방지           격납건물 내 고온으로 인한 격납건물 관통부의 손상 방지           격납건물 기기 및 계측장비 위협 최소화           격납건물 대기중 핵분열 생성물 농도 감소           핵분열 생성물의 격납건물 외부 유출 경감.    - 중요 현상 및 조치 사항    : 격납건물 살수 및  팬 냉각기 계통 작동, 격납건물 압력  과 온도를 낮춤.      - 부작용 평가    . 살수나 팬냉각기 작동시 수소 연소로 인한 격납건물 위협    . RWT 물을 살수로 이용시 노심 주입 냉각수의 부족

41 사고 관리 전략의 이행 (III) 완화-03 : 격납건물내 수소 제어
완화-03 :  격납건물내 수소 제어  - 목적 : 격납건물 모든 격실에서 수소를 연소 농도(?) 이하로 유지.           격납건물내 증기 불활성화를 유지함으로써 수소 연소 방지    - 중요 현상 및 조치 사항    . 수소 점화기 또는 수소 재결합기를 사용 개기 중 수소 제거    . 수증기를 발생시켜 격납건물 대기를 불활성화 시킴.  - 부작용 평가    . 수소연소가 일어나면 격납건물 압력과 온도 상승    . 수소 재결합기 사용은 격납건물 외부로 핵분열생성물의 방출 야기.

42 사고 관리 전략의 이행 (IV) 완화-04 : 원자로 냉각재 계통 냉각수 주입 - 목적 . 노심 냉각
완화-04 :  원자로 냉각재 계통 냉각수 주입  - 목적    . 노심 냉각    . 원자로 용기 파손 방지 또는 지연 및 노심에서의 핵분열 생성물 방출 감소  - 중요 현상 및 조치 사항    : RCS 냉각수 주입은 비상노심안전주입계통 이용. 압력이 높아 안전 주입이 안될 때는 안전 감압계통을 사용 감압 후 수행. 저압안전주입 펌프가 작동이 안될 때는 살수 펌프 대용. 이때는 계통 배열을     새로이 해야 함.    - 부작용 평가    . 냉각수 주입에 따른 추가적인 수소 발생, 수소 연소의 가능성.    . 냉각재 펌프의 순간 가동 경우 냉각수가 냉각재 펌프 밀봉손상 부위를 통한 상실 가능성.    . 냉각수주입에 의한 RCS 압력상승으로 증기발생기 튜브 크립 파손    . 안전주입계통을 재순환모드로 운전하면 보조건물내 방사능 준위 상승.

43 사고 관리 전략의 이행 (V) 완화-05 : 원자로 냉각재 계통 감압 - 목적 . 저압 주입원을 이용한 RCS 보충 허용
완화-05 :  원자로 냉각재 계통 감압  - 목적    . 저압 주입원을 이용한 RCS 보충 허용    . 원심 펌프를 이용하여 주입시 RCS 주입율 최대화    . 원자로 파손시 고압 용융물 방출 방지 및 SG 고갈시  SG 튜브들의 크립 파손 방지  - 중요 현상 및 조치 사항    . RCS 감압은 안전 감압 계통을 이용, 혹은 증기발생기 또는 가압기    보조 살수 이용하여 수행    . 증상기 방법이 불가능한 경우 원자로냉각재 기체 배기 계통 사용.   - 부작용 평가    . RCS 내 수소 방출로 인한 수소 연소 및 격납건물 위협    . 안전 감압밸브 작동에 따른 격납건물 압력 증가    . 이차측 누설이 있는 상태서 감압을 위해 증기 발생기를 사용 경우 핵분열 생성물의 대기 방출   . 증기발생기를 통한 감압의 경우 증기발생기의 급수가 이루어지지    않는 경우 튜브의 크립 파손 및 핵분열 생성물의 방출. 

44 사고 관리 전략의 이행 (VI) 완화-06 : 증기발생기 급수 주입 - 목적
완화-06 :  증기발생기 급수 주입  - 목적    . RCS 열 제거 및 RCS를 감압하여 RCS 내로 냉각수 공급을 가능하게 함.    . 증기 발생기 튜브의 크립 파열 방지 및 증기 발생기로 방출된 핵분열 생성물의 세정    . 증기발생기 튜브 파손시 파손부를 통하여 RCS내에 냉각수 공급   - 중요 현상 및 조치 사항    : 증기발생기 급수 주입은 주급수펌프 또는 보조급수펌프 사용. 이들이 불능인 경우 급수 승압펌프 이용, 이 경우 증기발생기 감압이   선행 되어야 함.    - 부작용 평가    . 증기 발생기 재질들의 열충격으로 튜브의 파손 초래     . 튜브 파손의 경우 증기 방출 밸브를 통한 핵분열 생성물의 방출    . 증기 발생기 감압 경우 튜브의 크립 파손 가능성의 증대 

45 사고 관리 전략의 이행 (VII) 완화-07 : 격납건물 냉각수 주입 - 목적
완화-07 :  격납건물  냉각수 주입  - 목적    . 원자로 용기 외벽 냉각을 이용한 원자로 용기 파손 방지, 지연    . 노심용융물과 콘크리트 상호작용 방지 또는 완화    . 격납건물 대기의 방사능 물질 제거    . ECCS 재순환   - 중요 현상 및 조치 사항    : 격납건물 냉각수 주입은 살수계통 이용, 이용 불능 경우 RWT 물을 중력 주입. 이 경우 RCS에 큰 파단이 있어야 함.  - 부작용 평가    . 살수 작동시 수소 연소로 인한 격납건물 위협    . RWT 물을 살수로 이용시 노심 주입 냉각수의 부족

46 원자력 안전과 중대사고 전망 ● 발전소 설계, 제작, 건설 과정에서 안정성에 중점을 둠.
◆ 원자력의 안전성 확보 ● 발전소 설계, 제작, 건설 과정에서 안정성에 중점을 둠. ● 발전소 운전 운영의 철저 : 교육 및 훈련의 강화 ● 엄정하고 합리적인 안전 규제 ● 원전 안전에 대한 신뢰성 회복

47 원자력 안전과 중대사고 전망 ◆ 원자력 안전 현안 및 노력 ● 중대사고 대처 능력 제고 ● 원전 노후화 대비 안전성 확보
● 중대사고 대처 능력 제고 ● 원전 노후화 대비 안전성 확보 ● 규제의 현실화 : 위험도 기준 규제(Risk informed regulation) 이행 ● 원전 수명 연장과 운영허가 갱신 ● 안전성 경제성이 향상된 새로운(차세대) 원전의 개발 . ◆ 중대사고에 대한 이해는 기존 원전의 안전성 확보 및 새로운 원전 개발에 중요하게 작용.