I. 제목
중수로 안전현안 대응해결 기술개발
II. 연구개발의 목적 및 필요성
현재 우리나라는 국내 최초의 중수로인 월성 1호기를 1983년 준공한 이래 20년간 운전 중에 있으며, 1994년부터 월성 2, 3, 4호기를 건설함에 따라 현재 4기의 중수로를 가동중에 있다. 하지만 4기의 중수로 보유국이며 또한 월성 1호기의 경우 허가수명에 다다를 정도로 중수로가 노후화 되어 있음에도 불구하고 중수로 안전성 확인체제 및 제반 기술기반이 취약한 실정에 있어 가동중인 중수로 안전성 확보를 위해서 안전현안에 대응할 수 있는 해결기술에 대한 자체 기술력 확보가 필요하다.
이에 본 연구에서는 지금까지 캐나다에 의존하고 있던 중수로의 안전현안 대응 해결을 위한 핵심기술들을 자체 개발하여 가동중 중수로의 안전성을 제고하고자 한다. 이를 위해 제3차 원자력연구개발사업 중장기계획사업의 일환으로 제1단계 연구를 2007년 3월부터 2010년 2월까지 3년간 수행하였다.
III. 연구개발의 내용 및 범위
연구과제의 목적은 가동중 중수로의 안전성 확보와 중수로 안전에 대한 규제 기술력 증진을 위하여 중수로 안전성 평가·확인을 위한 원천기술을 자체 개발하는데 있다. 또한 중수로 주요 안전현안을 적기에 해결하고 이에 대한 규제관련 의사 결정을 신속·확고히 함으로써 가동중 중수로의 안전성을 제고하는 데 있다.
이를 위하여 "중수로 원자로 안전정지영역 재평가", "중수로 기포반응도 불확실성 평가", "중수로 경년열화 안전성평가 방법론 개발", "중수로 설비개선/계속 운전 대비 기술기준 수립 : 월성 1호기 설비개선 필요 규제요건 개발" 등 4개 연구분야를 설정하여 연구를 수행하였으며, 각 연구분야별 연구내용은 다음과 같다.
① 원자로 안전정지영역 재평가
o 안전정지영역 분석 방법론 개발
o 발전소 트립 설계 평가모형 개발
o 안전정지 재평가 요구 대상 사고 선정 및 평가
② 기포반응도 불확실성 평가
o 노물리 전산코드의 불확실성 인자 도출
o 노물리 불확실성 유인인자 설정 및 평가
o 계통 열수력 평가 방법론의 불확실성 검증
o 계통 열수력 불확실성 유인 운전인자 도출 및 평가
③ 설비개선/계속운전 대비 기술기준 수립
o 중수로 안전요건/성능기준 도출 및 기술적 배경 수립
o 중수로 안전요건/성능기준 규정개발
④ 경년열화 안전성평가 방법론 개발
o 안전성에 미치는 노후화 영향인자 도출 및 안전 여유도 영향 평가
o 경년열화를 고려한 계통 안전해석모델 개발
IV. 연구개발결과
제1단계 연구기간(2007년 3월~2010년 2월, 3년)중 "중수로 원자로 안전정지영역 재평가", "중수로 기포반응도 불확실성 평가", "중수로 경년열화 안전성평가 방법론 개발", "중수로 설비개선/계속운전 대비 기술기준 수립 : 월성 1호기 설비개선 필요 규제요건 개발" 등 4개 분야별 연구개발 결과는 다음과 같다.
CANDU 원자로의 설계 특성상 독립적인 두 종류의 원자로 정지계통이 있기 때문에 원자로 정지 기능상실 사고의 가능성이 매우 낮아 이를 설계기준 사고로 고려하고 있지 않으나, 모든 원자로 출력준위에 대해서 두 종류의 원자로 정지계통에 대해 두 종류의 독립적인 원자로 정지변수를 제공하도록 원자로 정지유효범위(Trip Coverage)를 확보함으로써 정지계통의 유효성을 입증하여야 한다. 그러나 월성1호기, 월성2호기의 트립 변수와 관련 규제요건(캐나다 CNSC Regulatory Document R-8)을 비교한 결과 차이점이 발견되어『중수로 원자로 안전정지영역 재평가』분야에서는 월성 1호기 및 2,3,4호기의 주요 사건(주로 Aging에 민감한 사건들이 포함됨)에 대해 원자로 정지변수 유효범위 상세평가를 위한『안전성 평가 방법론 개발』하고 이를 통해 안전성을 확인하였다.
CANDU 원자로심은 기포반응도계수가 양으로 유지되므로 대형 LOCA사고의 경우 양의 기포반응도계수로 인해 노심출력이 증가하기 때문에 안전성 평가 시 신뢰성 있는 기포반응도계수를 고려한 사고해석의 필요성이 국제적으로 제기되었다. 『중수로 기포반응도 불확실성 평가』분야에서는, 기포반응도 불확실도 평가를 위해 노물리 계산에 포함된 관련 불확실도 및 오차범위를 도출하고, 이를 통해 안전성 평가를 수행하였으며 또한 "기포반응도 불확실성 평가를 위한 방법론/절차에 대한 기술지침서"를 개발하였다.
월성1호기 설비개선/계속운전 및 월성 2,3,4호기 주기적안전성평가(PSR) 등 중수로 안전규제 수요에 따라 중수로 설계특성을 반영한 안전기준과 규제지침의 정비 및 개발이 필요하다. 이를 위해 국내 경수로 규제경험과 IAEA 안전기준 및 캐나다 CNSC의 최신 발행 규제문서 등에 대한 현황분석이 요구된다.『중수로 설비개선/계속운전 대비 기술기준 수립』분야에서는, 중수로 안전기준 개발/정비를 위해 현행 안전기준(원자력법 기술규칙 및 고시)에 대한 검토와 IAEA 안전기준 및 캐나다 CNSC의 최신 발행 규제문서 등에 대한 현황분석을 수행하였다. 또한 시설별 설치/성능에 관한 검사지침, "압력관 등 방사성폐기물관리 안전검사지침" 등 17종을 개발하여 공식규제문서화를 위한 "인정절차"가 추진 중이고 월성 1호기 설비개선 안전규제에 활용할 예정이다.
중수로의 수령이 증가됨에 따라 기기/계통의 노후화로 인한 성능저하가 지속적으로 증가되고 있어, 주요 기기에 대한 경년열화 성능변화에 대한 추이예측이 필요하며 이를 통한 안전성 영향평가가 필요하다. 또한 설계수명 이후 계속운전 필요 시 기기 및 배관의 성능에 대한 시간제한경년열화평가(TLAA)가 필요하나 이에 대한 방법론이 없는 실정이다.『중수로 경년열화 안전성평가 방법론 개발』분야에서는, 기기/계통의 경년열화에 따른 열수력 특성 변화를 고려한 과도상태에서의 안전여유도의 변화량 정량화 방법론 수립을 위해 기기/계통의 경년열화 인자 도출 및 경년열화 추이모델 개발, 경년열화 인자 불확실성 평가 통계방법론 개발, 안전 여유도 정량화 방법론 개발 등을 수행하여 "경년열화를 고려한 안전성 평가 방법론/절차"를 수립하고 이를 통해 경년열화를 고려한 LBLOCA시 핵연료피복관온도의 변화, LBLOCA시 핵연료피복관온도의 변화를 예측하였다.
V. 연구개발결과의 활용계획
본 연구개발 결과 개발된 "중수로 안전성 노심 동특성, 계통 열수력, 격납용기 열수력 등에 대한 안전성평가코드와 종합안전성평가시스템(CISAS)" 을 개선하였고 "중수로 설비개선용 검사지침서" 를 개발하여 안전성평가체제 확립 분야에서 중수로 운영국가 중 선도적 역할을 할 수 있었다.
한편 본 연구개발 결과는 가동중 중수로에 대한 안전성 평가 등 기술수요에 활용할 수 있으며, 중수로 안전 핵심기술을 자립함으로써 중수로 안전 규제에 대한 신뢰성 제고에 기여할 수 있다.