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한국 표준형 원자력발전소
(Korea Standard Nuclear Power Plant; KSNP)
우리는 1990년대에 들어서면서 한국형 경수로, 한국 표준형 경수로, 한국 표준형 원전 등의 용어를 매스컴 등에서 자주 들게 되었고, 그 의미로 여러 가지 용어들이 사용되어 왔기 때문에 무엇이 정확한 것인지도 분명하지 않고, 또 한국 표준형 원전이 무엇인지에 대해서도 정확하게 알려지지 않은 것 같다.
(A)터빈건물: ① 고압터빈 ② 저압터빈 ③ 발전기 ④ 복수기
(B)보조건물: ⑤ 주 제어실 ⑥ 충전펌프
(C)원자로건물: ⑦천장크레인 ⑧가압기 ⑨ 증기발생기 ⑩ 원자로용기 ⑪ 원자로냉각재펌프
(D)원전연료건물: ⑫ 사용후핵연료 저장조 ⑬ 신연료 저장조
가) 한국 표준형 원전이란?
한국 표준형 원전(KSNP)은 전기 출력 1,000 MWe급의 가압경수로(PWR)형 원전이다. KSNP는 미국 ABB-CE사의 1,300 MWe급 원전인 System 80의 원자로계통 설계를 바탕으로 한국과 미국이 공동으로 설계한 영광 3,4호기를 참조 발전소로 하여, 안전성, 운전 편의성, 건설성 등을 보다 향상시킨 발전소이다. 1998년 8월 11일 상업운전에 돌입한 울진 3호기가 최초의 KSNP이며, 울진 4호기는 1999년 10월 현재 시운전 중이다.
이에 뒤이어 영광 5, 6호기, 울진 5, 6호기로 국내 건설이 이어지고 있으며, 북한의 신포 지역에도 2기가 건설중이다.
70년대 초 전세계를 강타한 석유파동으로 에너지의 중요성을 절감한 우리나라는 에너지의 장기적인 안정적 수급을 위해 원자력발전소 건설을 추진하였다. 그 첫 결실이 1978년 준공된 고리 1호기였으며, 이후 영광, 월성, 울진에도 차례로 원자력발전소가 들어서게 되었다. 그러나 1980년대 초까지만 해도 국내 기술력이 크게 부족하여, 원자력발전소의 건설은 외국기술에 의존할 수밖에 없었다.
우리나라는 1984년 원전기술 자립계획을 세우면서 본격적인 연구개발을 추진하였고, 1987년 계약된 영광 3,4호기 건설과정에서 설계 및 제작기술을 체계적으로 습득하여 이를 토대로 우리 실정에 맞는 한국 표준형 원전을 개발해낸 것이다. KSNP는 영광 3,4호기를 참조 원전으로 하여 여러 가지 설계 개선 사항들을 접합시킨 것으로, 핵심적인 설계 특성은 영광 3,4호기와 거의 동일하다. KSNP의 주요 설계 특성들은 표 1에 요약되어있다.
<표 1> 한국 표준형 원전의 주요 설계 특성
나) 원자로 및 원자로냉각재계통
KSNP의 원자로냉각재계통(Reactor Coolant System; RCS)은 원자로용기를 중심으로 2개의 냉각재 회로가 대칭을 이루고 있으며, 각 회로마다 1개의 고온관(Hot Leg), 1기의 증기발생기(Steam Generator; SG), 2개의 저온관(Cold Leg) 및 2기의 원자로냉각재펌프(Reactor Coolant Pump; RCP)가 있다. 하나의 고온관에는 RCS 압력을 조절하는 가압기(Pressurizer)가 연결되어 있다.
원자로 노심은 원자로용기의 아랫 부분에 위치하며, 총 177개의 핵연료집합체로 구성되어 있다. 반응도 제어를 위한 제어봉집합체(Control Element Assembly; CEA)는 노심 윗부분으로부터 삽입되며, 제어봉구동장치(Control Element Drive Mechanism; CEDM)에 의해 움직인다. 노심 내 중성자속 등을 측정하기 위한 계측장치들은 원자로용기 하부헤드에 위치한 계측 노즐(Instrumentation Nozzle)을 통해 들어간다.
하나의 핵연료 집합체 내에서 연료봉들은 16×16의 정방형 배열을 이루는데, 연료봉들 이외에도 노내 계측장치를 위한 중앙의 1개의 관(Instrumentation Thimble)과 제어봉 삽입을 위한 4개의 관(Control Element Guide Tube)이 위치하고 있다. 핵연료봉은 얇은 지르칼로이-4 튜브 안에 짧은 길이의 UO2 소자(Pellet)들이 쌓인 모양으며, 핵분열 과정에서 생성되는 핵분열 기체(Fission Gas)로 인한 과압을 방지하기 위하여 상부에 상당한 공간(Plenum)이 마련되어 있다.
증기발생기(Steam Generator)의 경우, 1,000 MWe급 원전에 3기의 증기발생기를 사용하는 웨스팅하우스형 PWR과는 달리 KSNP에서는 2기만을 사용하므로, 크기가 상대적으로 크다. 형태는 역 U자형이며, 튜브들은 삼각형 배열을 갖는다. 원자로냉각재는 튜브 안쪽으로 흐르면서 2차측에 열을 전달하며, 튜브 바깥쪽(즉 Shell 쪽)에서 수증기가 생성된다. KSNP의 SG에서는 열전달 효율을 높이기 위한 Economizer 개념을 채택하고 있다.
다른 가압 경수로들과 마찬가지로, KNSP의 원자로냉각재계통 고온관(원자로용기와 증기발생기 사이의 관)에는 압력 조절을 위한 가압기가 연결되어 있다. 정상 운전 중일 때, 가압기 체적의 약 1/2(하부 영역)은 물이차지하며, 상부 영역은 수증기가 차지한다. 가압기 하부는 고온관과 연결되어 있으므로, RCS 온도가 상승할경우에는 물의 체적 팽창으로 인해 가압기의 증기 체적이 감소하고, 이는 곧 압력의 증가를 가져온다. 반대로RCS 온도가 내려가면 가압기 증기 체적이 증가하여 압력이 감소한다. 원자로 운전 중 RCS 압력을 원하는 수준으로 유지시키기 위해 사용되는 것이 가압기 살수장치(Spray) 및 가열기(Heater)이다. 압력을 낮추고자할 때는 살수장치를 작동시켜 수증기를 응축시킴으로써, 증기 영역 내의 수증기 분자 수를 줄인다. 반면에 압력을 높이고자 할 때는 가열기의 출력을 높여서 물을 증발시킴으로써 증기 영역 내의 수증기 분자 수를 증가시킨다. 가압기 안전 밸브는 RCS 압력(즉 가압기 압력)이 일정값(RCPB의 설계 압력인 2500 psia) 이상이 되면 개방되어 RCS 압력이 지나치게 높아지는 것을 방지한다.
B.3 안전계통
KSNP의 안전 계통은 안전주입계통(Safety Injection System; SIS) 또는 비상노심냉각계통(ECCS), 안전감압 및 배기계통(Safety Depressurization and Vent System), 정지냉각계통(Shutdown Cooling System;SCS), 비상급수계통(Emergency Feedwater System; EFS) 및 격납용기계통 등으로 구성된다.
안전주입계통은 냉각재상실사고시 붕산수를 원자로에 공급하여 노심을 냉각시키기 위한 계통으로서, 2개의 고압주입펌프, 2개의 저압주입펌프, 4개의 축압기(Accumulator), 핵연료교환용수 저장탱크(Refueling Water Storage Tank; RWST) 및 관련 배관으로 이루어진다. 안전주입계통의 작동 방식은 이 사이트의 원자력 안전 부분을 참조하기 바란다.
안전감압 및 배기계통은 다음과 같은 기능을 위해 설계되었다.
- RCS로부터 비응축성 기체를 배기
- 가압기 살수계통이 작동하지 않을 때 RCS 냉각
- 설계기준 초과 사고인 급수 완전상실사고시 RCS를 감압시키고 붕괴열을 제거
안전감압계통(SDS)은 주급수계통과 비상급수계통이 모두 작동되지 않더라도 안전주입계통에 의해 냉각수를 공급(Feed)하고 안전감압밸브를 통해 냉각수를 방출(Bleed)함으로써(Feed & Bleed) RCS를 냉각시키는 수단을 제공하여, 노심 용융 사고 확률을 크게 낮추었다. 또한 SDS는 노심 용융 사고시 RCS를 감압시켜 고압 용융물 방출 및 그에 따른 격납용기 조기 파손 가능성을 낮춘다.
정지냉각계통은 원자로 정지 후 원자로냉각재계통의 압력과 온도가 각각 350oF 및 410 psia 이하로 낮아진 다음부터 RCS로부터 붕괴열을 제거하여 기기냉각수계통(Component Cooling Water System; CCWS)으로 전달한다. KSNP에서는 정지냉각계통이 저압 안전주입계통과 거의 대부분의 기기 및 배관을 공유한다.
격납용기살수계통(Containment Spray System)은 냉각재상실사고나 주증기관 파단사고시 격납용기 상부로부터 물을 분사하여 격납용기 대기의 열을 제거함으로써 과도한 압력 상승 및 이에 따른 격납용기 파손을 방지한다. 또한 격납용기 대기 중의 방사성 물질들을 제거하여 격납용기 대기가 누출되더라도 방사성 물질 누출을 최소화한다. CSS는 안전주입계통과 마찬가지로 핵연료교환용수 저장탱크나 격납용기 배수조로부터 물을 공급받는데, 재순환 모드에서 CSS 열교환기는 기기냉각수에 의해 냉각된다.
비상급수계통(EFS)은 주급수계통이나 기동급수계통이 작동 불능일 때, RCS 온도 및 압력을 정지냉각계통 작동 가능 조건까지 낮추기 위해 증기발생기에 급수를 공급한다. 그림 B.8에서 보는 바와 같이 두 개의 독립적인 부계통으로 구성되며, 각 부계통에는 하나씩의 비상급수 저장탱크, 모터 구동 펌프, 터빈 구동 펌프,관련 배관 및 밸브들로 구성되어 있다. EFS는 발전소 정전시에도 8시간 동안 급수를 공급할 수 있다.
격납용기는 사고시 원자로계통으로부터 방사성 물질이 누출되더라도 환경으로 방출되는 것을 방지할 뿐만 아니라, 홍수나 비행기 추락 등 외부 위협 요인으로부터 안전 관련 계통을 보호하는 역할도 한다. KSNP의 격납용기는 원통형 구조에 반구형 지붕을 갖는 콘크리트 격납용기이며, 밀봉을 위해 안쪽에 강철판(Steel Liner)을 대고 있다. 과거의 설계와 비교할 때, 중대 사고에 대비하여 원자로공동(Reactor Cavity)의 구조를 크게 변경하고, 수소 제어설비를 추가하는 등 상당한 개선을 꾀하였다.
원자력 발전과 화력 발전
원자력 발전소(Nuclear Power Plant; NPP)는 원자력에 의해 전기를 생산하는 시설이다. 원자력 발전소는핵분열(Nuclear Fission) 반응을 인위적으로 일으켜 에너지를 생산하는 원자로(Nuclear Reactor, 또는간단하게 Reactor라고 함)를 중심으로, 원자로가 생산하는 열 에너지를 전기 에너지로 변환시키는 설비와 여러 보조설비 및 안전설비들로 이루어진다.
원자력발전소도 화력발전소들과 마찬가지로 증기의 힘으로 터빈을 돌려서 전기를 생산한다. 다만 원자력발전소에서는 핵연료(원자력 연료; 우라늄이나 플루토늄)의 핵분열 에너지에 의해 증기를 생산하는 반면, 화력발전소에서는 화석연료(석탄, 석유, 가스 등)의 연소 에너지에 의해 증기를 생산하는 것이 다를 뿐이다.
다음 그림들은 원자력발전소 중에서 가장 일반적인 가압경수로(PWR)형 원자력발전소와 화력발전소 중에서 가장 일반적인 석탄 화력발전소를 비교하여 보여 준다.
원자력/핵분열/핵융합
가) 원자력과 원자 구조
원자력 또는 핵에너지(Nuclear Energy)란 핵반응(Nuclear Reaction)에 의해 생성되는 에너지를 말한다. 원자력은 아인슈타인(A. Einstein)이 1905년 발표한 특수상대성이론과 관계가 있다. 특수상대성이론에 따르면 물질과 에너지가 서로 변환 가능하고, 둘 사이에는 다음 관계식이 성립한다.
E = moc2 (1)
여기서 E는 에너지, mo는 정지 상태에서의 질량, c는 빛의 속도를 나타낸다. 위 식은 물질의 질량이 줄어들면서 에너지가 생성되거나, 반대로 에너지가 소멸되면서 물질이 만들어질 수 있음을 의미하며, 이러한 성질들은 이후에 실험적으로 모두 입증되었다. 만일 1 그램(g)의 질량이 완전히 에너지로 변환된다면 8.9876×1013 주울(J) 또는 2.497×107 kWh가 발생하는데, 이는 100만 kW가 약 25시간 지속되는 것과 같다.
모든 물질은 원자(Atom)로 구성되어 있으며, 원자는 중심부의 원자핵(Nucleus)과 원자핵 주위를 매우 빠른 속도로 회전하는 전자(Electron)들로 구성된다. 원자핵은 다시 양전기를 띠는 양성자(Proton)들과 전기적으로 중성인 중성자(Neutron)들로 이루어지며, 양성자들과 중성자들(이들을 핵자라고 함)은 강한 핵력으로 결합되어 있다.
여기서 하나의 양성자, 중성자, 전자의 질량은 각각 1.67261×10-24 g, 1.67492×10-24 g, 9.10956×10-28 g으로서, 양성자와 중성자의 질량은 거의 같지만 중성자가 약간 무거우며, 전자의 질량은 이들의 약 1/1800이다. 그리고 양성자와 전자는 전기를 띠는데, 그 크기는 1.60219×10-19 쿨롱(C)으로 같으나 부호는 반대이다. 일반적인 원자들은 양성자의 수와 전자의 수가 같으므로, 전기적으로 중성이다
그림 1> 원자의모양
원자(Atom) = 원자핵(Nucleus) + 전자들(Electrons)
원자핵 = 양성자들(Protons) + 중성자들(Neutrons)
원자의 종류, 즉 원소를 구분하기 위해서는 원자번호(Atomic Number; 양성자의 수; Z)와 질량수(Atomic Mass Number; 양성자 수와 중성자 수의 합; A)를 사용한다. 원자번호가 같고 질량수가 다른 원소들을 동위원소(Isotope)라 하는데, 이들은 화학적 성질은 같으나 핵적 성질은 서로 다르다. 화학기호가 X, 원자번호가 Z, 질량수가 A인 원소를 표기하는 방법은 다음과 같다.
, , , X-A
원소의 표기에서 원자번호는 화학기호(원소기호)로부터 바로 알 수 있으므로 생략하는 경우가 많다. 대표적인 핵연료 물질인 우라늄은 원자번호가 92이며, 238U(99.28%), 235U (0.72%) 및 234U(극미량)가 자연계에 존재하고, 인공적으로 몇 종류가 더 만들어질 수 있다. 특정한 양성자 수와 중성자 수(또는 질량수)를 갖는 원자핵들을 각각 구분하기 위해 핵종(Nuclide)이라는 용어도 사용된다. 235U와 238U은 양성자 수는 같지만 질량수가 다르므로 서로 다른 핵종이며, 탄소-14(14C)와 질소-14(14N)는 질량수는 같지만 양성자 수가 다르므로 역시 서로 다른 핵종이다.
화학 반응(Chemical Reaction)에서는 원자핵 주위의 전자들만 반응에 관여하는 반면, 핵반응(Nuclear Reaction)에서는 원자핵들이 쪼개지거나 결합하여 다른 핵종으로 변환되며, 그 과정에서 줄어드는 질량이 식 (1)에 따라 에너지로 방출된다. 방사성 물질이 방사선을 방출하는 현상도 하나의 핵반응이며, 이 때 방출되는 열이 우주선 등의 동력원으로 이용되기도 한다. 그러나 얻을 수 있는 에너지의 크기가 대용량 발전소로 이용되기에는 역부족이므로, 원자로(Nuclear Reactor)에서는 핵분열(Nuclear Fission) 또는 핵융합(Nuclear Fusion) 반응을 인위적으로 일으킨다.
나) 핵분열반응
핵분열(Nuclear Fission)은 특정한 종류의 원자핵이 중성자와 충돌한 후 불안정해져서 가벼운 원자핵들로 분열하면서 질량이 줄어들고 에너지가 발생하는 핵반응이다. 핵분열 반응에서 중성자가 이용되는 것은 전기적으로 중성이어서 전자의 영향을 받지 않고 원자핵에 쉽게 접근할 수 있기 때문이다. 대표적인 핵연료 물질인 U-235의 핵분열 반응은 다음 식으로 표현할 수 있으며, 그림 2에 개념적으로 보였다.
235U + n → 236U* → X + Y + 2~3 n + 에너지(약 200 MeV) (2)
여기서 n은 중성자이고, 236U*는 불안정한 상태의 236U이며, X, Y는 핵분열 결과로 생성되는 가벼운 핵종들, 즉 핵분열 조각(Fission Fragment)들이다. 핵분열 과정에서는 평균적으로 2~3개의 중성자가 방출되는데, 이들을 핵분열 중성자(Fission Neutron)라 한다.
하나의 핵분열 반응에서는 약 200 MeV(메가 일렉트론볼트 = 106 eV = 1.602×10-13 J)의 에너지가 생성되며, 그 대부분은 핵분열 조각들의 운동에너지 형태로 나타난다. 핵분열 반응에서 생성되는 두 개의 핵분열 조각은 일반적으로 질량이 서로 다르다. 우라늄-235 핵분열시 생성되는 핵분열 조각의 질량수는 140 근처와 95 근처가 많다. 한편 핵분열 중성자들은 다양한 운동 에너지를 갖고 방출되며, 평균값은 약 2 MeV이다.
그림 2> 핵분열의 원리
핵분열 결과 생성되는 핵종들을 총칭하여 핵분열 생성물(Fission Product; FP)이라 한다. 핵분열 생성물에는 핵분열에 의해 직접 생성되는 핵분열 조각들과 이들의 방사성 붕괴에 의해 나중에 생성되는 핵종들이 모두 포함된다.
중성자와 반응하여 핵분열을 일으킬 수 있는 핵종들은 질량수가 높은 것들로 매우 제한되어 있으며, 이를 통칭하여 핵연료(Nuclear Fuel) 물질이라 한다. 이 중에서 어떤 운동 에너지의 중성자와 반응하더라도 핵분열이 가능한 핵종들을 핵분열성(Fissile) 물질이라 한다. 우라늄-233, 우라늄-235, 플루토늄(Pu)-239 (원자번호는 94), 플루토늄-241 등이 여기에 속하는데, 우라늄-235만이 자연계에 존재하고, 나머지는 모두인공적으로 만들어지는 원소임에 유의하기 바란다.
한편 토륨(Th)-232(원자번호 90), 우라늄-238, 플루토늄-240 등은 어떤 값 이상의 운동 에너지를 갖는 중성자와 충돌했을 경우에만 핵분열이 일어날 수 있으므로, 핵분열 가능(Fissionable) 물질이라 한다. 토륨-232와 우라늄-238의 경우 각각 1.4 MeV와 0.6 MeV 이상의 높은 운동 에너지를 갖는 중성자에 의해서만 핵분열이 일어날 수 있다. 한편 토륨-232와 우라늄-238 등이 중성자를 흡수하면 핵분열성 물질인 우라늄-233과 플루토늄-239로 각각 변환될 수 있으므로 핵원료성(Fertile) 물질이라고도 한다.
중성자에 의한 우라늄이나 플루토늄의 핵분열이 실용성을 갖는 것은 다음 두 가지 중요한 특성이 있기 때문이다.
● 핵분열당 약 200 MeV(3.2×10-11 J)의 이용 가능 에너지를 생성한다.
● 핵분열당 평균 2 개 내지 3 개의 핵분열 중성자가 방출되므로, 그 중에서 1 개 이상이 또 다른 핵분열을 일으키는 연쇄 반응(Chain Reaction)을 이룰 수 있다.
여기서 중성자 손실이 최소화되도록 설계하여 순간적으로 막대한 에너지를 얻는 것이 원자폭탄이며, 연쇄 반응이 가까스로 유지되도록 설계하여 일정 수준의 출력을 지속적으로 발생시키는 것이 원자로이다.
중성자에 의한 우라늄 핵분열은 1938년 말 독일의 한(O. Hahn)과 슈트라스만(F. Strassman)에 의해 처음 실현되었다. 그러나 이들은 핵분열이 발생한 사실을 깨닫지 못한 채 1939년 초 실험 결과를 발표했고, 마이트너(R. Meitner)와 프리슈(O. Frisch)에 의해 핵분열 반응인 것이 밝혀졌다. 이후 우라늄 및 플루토늄 핵분열에 대한 연구가 매우 빠른 속도로 진행되어, 1942년 12월 2일에는 페르미(E. Fermi)가 이끄는 물리학자 그룹이 건설한 CP-1에서 핵분열 연쇄 반응이 실현되었다. 1945년에는 원자폭탄이 개발되어 히로시마와 나가사키에 투하되었고, 2차 세계대전 종전 후부터 원자력의 평화적인 이용이 모색되었다.
1951년 12월에는 미국의 실험용 원자로인 EBR-1에서 원자력에 의한 전기가 최초로 생산되었다. 미국의 경우 1955년 세계 최초의 원자력 잠수함인 노틸러스호가 운항을 개시하였고, 1957년 12월에는 60 MWe급 상업용 원전인 쉬핑포트(Shipping- port) 원전이 운전을 개시하였다. 초기의 원자로 개발은 미국, 소련, 영국, 캐나다 등에서 동시에 이루어졌는데, 소련 오브닌스크(Obninsk)에서 1954년 가동된 5 MWe (30 MWt)급 APS 원전이 세계 최초의 원전으로 인정받고 있다. 영국에서도 1956년 10월에 서구 최초의 원전인50 MWe급 캘더홀(Calder Hall) 1호기가 가동되었다. 오브닌스크 원자로는 현재 실험로로 사용되고 있으며,
캘더홀 원전은 여전히 전기를 생산 중이다. 표 1은 원자력 분야의 주요 연표를 요약하여 보여 준다.
다) 핵융합 반응
핵융합(Nuclear Fusion)은 가벼운 원자핵들이 결합하여 무거운 원자핵으로 되면서 질량이 감소하고 에너지가 발생하는 핵반응이다. 핵융합로 개발은 제어 가능한 작은 인공 태양을 지구상에 실현하려는 노력이라 할 수 있다. 무궁 무진한 것으로 보이는 태양 에너지는 수소(1H) 원자핵, 즉 양성자(p)끼리의 핵융합 반응에서 나온다. 이와 같은 수소(1H)간의 핵융합은 지구에서 실현 가능한 운전 조건의 제약으로 기대할 수 없으나, 중수소(2H 또는 D)-삼중수소(3H 또는 T) 반응, 중수소-중수소 반응, 중수소-헬륨(3He)반응, 양성자-붕소(11B) 반응 등은 현재 실현되었거나 앞으로의 기술 개발에 따라 실현될 가능성이 있다.
(표 2 참조).
표 1.2 이용 가능성이 있는 주요 열핵융합 반응
이 중에서 현재 중점적으로 연구되는 것은 인위적으로 반응을 일으키기 가장 쉽고 방출 에너지도 큰 D-T 반응이다. 여기에 필요한 중수소는 바닷물로부터 거의 무한정으로 얻을 수 있으며, 삼중수소는 자연계에 존재하지 않으므로 핵융합 반응에서 방출되는 중성자를 리튬과 충돌시켜 생산해낸다. 삼중수소 생산과 관련된 핵반응은 다음과 같다.
7Li + n (고속중성자) ==> 4He + 3H + n
6Li + n (저속중성자) ==> 4He + 3H + 4.8 MeV
삼중수소 생산에 주로 기여하는 것은 두번째 식이다.
<그림5> D-T 핵융합 반응의 예시
핵분열반응에서는전기적으로중성인중성자가원자핵에쉽게접근할수있지만, 핵융합반응에서는양전기를띤원자핵끼리결합해야하므로전기적반발력을이겨내고핵력이미치는아주가까운거리까지접근해야하는어려움이있다. 현재까지확인된최선의방법은온도를매우높임으로써플라즈마(이온상태의원자핵들) 입자들이활발한열운동을하게하는것이며, 이것이열핵융합(Thermo-nuclear Fusion)의기본원리이다. 표 2의점화온도조건은핵융합이일어날수있는운동에너지또는온도를가리키며, 10 keV는약 1억oC에해당한다. 한편초고온상태의플라즈마입자들은내부압력으로인해사방으로흩어지려는성질이있는반면, 핵융합반응을일으키기위해서는플라즈마를충분한시간동안
상당한 밀도를 유지하면서 공간 중에 가두어 두어야 한다. 핵융합 반응을 일으키기 위해 소모되는 에너지와 핵융합 반응에서 얻어지는 에너지가 일치하는 조건을 임계(Break-even) 조건이라 하는데, D-T 핵융합의 임계 조건은 다음과 같다.
. 플라즈마 온도: T = ∼108 K (10 keV)
. 플라즈마 밀도 x 가둠 시간: ∼1020 m-3.s
여기서 가둠(Confinement) 조건을 Lawson 조건이라 하며, 경우에 따라서는 온도, 밀도, 가둠시간의 곱을 하나의 척도로 사용하기도 한다.
지상에서의 핵융합 반응은 1952년 11월 미국에서 행한 수소폭탄 실험에서 처음 실현되었으며, 뒤이어 소련, 영국, 중국에서도 수소폭탄을 갖게 되었다. 수소폭탄에서는 핵융합이 발생할 수 있는 고압, 고밀도 조건을 실현하기 위해 원자폭탄을 사용한다. 그러나 핵융합을 평화적으로 이용하기 위한 제어된(Controlled) 열핵융합 장치 개발은 초기의 낙관론에도 불구하고, 실용화까지 아직도 긴 여정을 남겨두고 있다.
제어된 열핵융합 장치는 적절한 플라즈마 가열 및 가둠 장치를 갖추어야 하는데, 핵융합 반응에 요구되는 1억 도 이상의 온도 조건에서는 어떤 재질도 가까이에서 견뎌내지 못하는 것이 문제이다. 태양과 같은 항성에서는 거대한 자체 질량으로 인한 인력 때문에 플라즈마 입자들이 달아나지 못하는 중력 가둠(Gravitational Confinement)이 이루어지지만, 지상에서 이를 실현하는 것은 불가능하다. 현재 연구되고 있는 가둠 방식들은 자기 가둠(Magnetic Confinement)과 관성 가둠(Inertial Confinement)으로 크게 구분된다. 자기 가둠 방식을 이용하는 장치에는 토카막(Tokamak), 자기 거울(Magnetic Mirror) 등 여러 가지가 있고, 관성 가둠 핵융합 장치에서는 레이저나 가속 입자 빔을 사용한다. 현재 기술 개발이 가장 진전된 것은 토카막 핵융합 장치이다.
1989년에는 낮은 온도의 시험관에서도 핵융합이 이루어질 수 있다는 상온 핵융합(Cold Fusion) 개념이 발표되어 세상을 떠들썩하게 했었다. 그러나 과학적으로 규명되지 않은 흥미로운 현상을 보여주기는 하였지만, 쉽게 실용화될 수 있는 개념은 아닌 것으로 보인다. 이 밖에 낮은 온도에서 실현 가능한 뮤온 촉매 핵융합(Muon-Catalyzed Fusion) 반응이 과학적으로 규명되었으나, 연속적인 반응을 위해서는 뮤온을 계속 공급해주어야 하는 문제점 때문에 실용화되지 못했다.
라) 핵분열과 핵융합
핵분열과 핵융합은 모두 원자핵이 변환되는 과정에서 질량이 감소하면서 에너지가 생성되는 반응이다. 하나의 반응에서 발생하는 에너지는 235U 핵분열에서는 200 MeV 정도이고 D-T 핵융합에서는 17.6 MeV이므로, 얼핏 생각하면 핵분열이 보다 강력할 것처럼 보인다. 그러나 235U 핵분열에서는 236 개의 핵자(양성자 또는 중성자)가 반응에 관여하지만, D-T 핵융합에서는 단지 5 개의 핵자만이 관여한다. 따라서 1 그램의 235U가 모두 핵분열할 때 얻어지는 에너지는 약 5.1×1023 MeV 또는 23 MWh인데 비해, 같은 질량의 중수소(D), 삼중수소(T) 연료가 모두 핵융합을 일으킨다면 2.1×1024 MeV 또는 94 MWh의 에너지가 발생한다. 즉 같은 질량의 연료에서 최대로 얻을 수 있는 에너지의 양은 핵융합인 경우가 4 배 이상이다. 핵융합은 또한 값싸고 무한정한 연료 자원, 아주 작은 양의 방사성 폐기물, 보다 단순한 안전성 문제 등의 장점이 있어서 인류의 궁극적인 에너지원으로서는 핵분열보다 적합한 것으로 생각되고 있다.
그러나 핵분열 원자로(핵분열로; Fission Reactor)가 일찍이 실용화되고 경제성 측면에서도 화력 발전에 대해 경쟁력을 확보하고 있는 반면, 핵융합로(Fusion Reactor)의 실용화 개발은 매우 느리게 진행되고 있다. 사실은 1952년 11월 수소폭탄 실험이 성공하였을 때, 제어된 핵융합로의 개발도 곧 이루어지리라고 낙관적으로 전망되었었다. 원자폭탄이 등장한 후 불과 6년만에 핵분열 에너지에 의해 전기가 생산되었고,또한 당시 발전용 핵분열로의 개발이 순조롭게 진행되고 있었음을 고려할 때 이는 자연스런 예측이었다고 하겠다. 그러나 당초 예상과는 달리 핵융합로 개발에는 수많은 기술적 난관들이 기다리고 있었으며, 그 후40여 년에 걸쳐 각 분야의 부분 기술이 눈부시게 진전되었음에도 불구하고 핵융합로는 아직까지 기초 과학적인 실증을 이루는 단계에 머물러 있다. 현재의 추세로 볼 때 핵융합로 기술 개발이 계획대로 진행된다 하더라도 상업용 핵융합로는 2050년경에나 등장할 수 있을 것으로 전망된다.
가압경수로(PWR)형 원전
가압경수로(Pressurized Water Reactor; PWR)는 세계에서 운전 중인 원자력발전소 용량의 2/3 정도를 차지하는 대표적인 원자로이다(별도로 설명되는 VVER을 포함시킬 경우). 우리 나라에서도 현재 운전 중인 16기의 원전 중에서 월성 원전을 제외한 12기가 가압경수로형이다.
이 원자로형은 처음에는 잠수함 용도로 Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory에서 개발되어 세계 최초의 원자력 잠수함인 노틸러스(Nautilus)호에 사용되었다. 곧 이어 Westinghouse Nuclear Power Division에 의해 상업용 원자력 발전을 위한 개발이 이루어져서, 최초의 상업용 가압경수로형 원전인 Shippingport 원전이 미국 펜실베니아주 피츠버그 인근에 건설되었다.
Westinghouse 외에도 미국의 ABB-CE(Asea Brown Boveri - Combustion Engineering), 프랑스의
Framatome, 독일의 KWU(Kraftwerk Union)와 Siemens, 일본의 Mitsubishi, 한국의 KOPEC/Hanjung이 이 노형의 원자로를 공급하고 있다. 과거에 B&W(Bobcock & Wilcox)에서도 PWR을 공급하였다
그림 1> 가압경수로(PWR)형 원전의 기본 구성
Containment Structure - 격납용기 구조물; Reactor - 원자로; Reactor Vessel - 원자로용기; Control
Rods - 제어봉; Steam Generator - 증기발생기; Pump - 펌프; Steam Line - 증기관; Turbine - 터빈;
Generator - 발전기; Condenser Cooling Water - 복수기 냉각수; Cooling Tower - 냉각탑
위 그림은 PWR형 원자력발전소를 개념적으로 예시하고 있다. 여기서 냉각탑(Cooling Tower)은 강가에 세워진 원자력발전소에만 있으며, 바닷가에 세워진 경우에는 풍부한 바닷물을 직접 이용한다. 그림에서 보듯이 PWR 발전소는 3개의 분리된 냉각회로를 갖고 있다. 즉
- 원자로냉각재계통(Reactor Coolant System; 일차계통) - 붉은색
- 증기(Steam) 및 급수(Feedwater)계통(이차계통) - 푸른색
- 복수기냉각수계통(Condenser Cooling Water System) - 청록색
이들 중에서 방사성을 띠고 있는 회로는 원자로냉각재계통 뿐이다. 아래 그림도 가압경수로형 원전의 냉각회로 구성을 잘 보여주고 있다.
일차계통(Primary System)이라고도 불리우는 원자로냉각재계통(Reactor Coolant System)은 격납용기 안에 위치하며, 원자로(Reactor)가 중앙에 위치하고, 여기에 2개~4개의 냉각회로가 연결되어 있다. 각 냉각 회로는 하나의 증기발생기(Steam Generator)와 1~2개의 원자로 냉각재 펌프(Reactor Coolant Pump), 그리고 이들과 원자로를 연결하는 배관들로 구성된다. Westinghouse, Framatome 등의 PWR은 전기출력 300~400 MW당 냉각재 회로가 1개씩이며, 각 냉각 회로에는 하나씩의 증기발생기와 냉각재 펌프가 설치된다.
따라서 600 MWe급(e는 전기출력을 의미함)인 고리 1,2호기는 2개의 냉각회로를 갖춘 2-Loop PWR이고, 900 MWe급인 고리 3,4호기, 영광 1,2호기, 울진 1,2호기는 3개의 냉각회로를 갖춘 3-Loop PWR이다. 한편 ABB-CE의 PWR은 발전소 용량에 관계없이 2개의 냉각회로로 구성하되, 각 냉각회로는 증기발생기 1개, 냉각재 펌프 2개씩을 갖추고 있다. ABB-CE 설계에 기반한 한국 표준형 원전은 2-Loop PWR이다.
그리고 어느 한 냉각 회로에는 원자로냉각재계통의 압력을 조절하기 위한 가압기(Pressurizer)가 연결되어 있다. 가압기는 원자로냉각재계통의 압력을 약 150 기압(2250 psia)으로 유지시킨다.
위의 그림은 웨스팅하우스형 원자로의 모양을 예시하고 있다. 원자로압력용기
내부에 핵연료를 비롯한 여러 구조물들이 위치하고 있음을 알 수 있다.
원자로에서 핵연료들은 용기 중하부에 배치되어 핵분열에 의해 에너지를 발생
시킨다. 원자로에서 핵분열이 일어나는 곳, 즉 핵연료가 위치하는 곳을 원자로심
(Reactor Core) 또는 단순히 노심(Core) 이라 한다.
원자로노심에서발생하는핵분열에너지는 냉각재(Coolant; 정화된물이사용됨)에
의해 제거되어 증기발생기에서 증기를 생산하는데 사용된다. 냉각재는 원자로용기
중상부에위치한노즐들을통해들어와서 아래로내려온후핵연료봉들(즉노심)을
따라올라가면서열을제거한다. 원자로를 떠날때의냉각재온도는섭씨 320-330도
정도이다. 이렇게 높은 온도에서도 냉각재는 끓지 않는데, 그 이유는 높은 압력 때문
이다. 가압경수로라는용어는보통의물을 냉각재로사용하고, 일차계통이 높은
압력으로가압되어노심에서비등(Boiling) 현상이일어나지않는다는의미를담고
있다. (매우 국부적인 비등은 가능)
노심의 핵연료봉에서는 에너지가 많이 생성되므로, 이들을 제대로 냉각시키기
위해서는 냉각재의 속도가 빨라야 한다. 여기서 요구되는 높은 냉각재 유량을 얻기
위해 사용되는 것이 바로 원자로냉각재 펌프이다.
증기발생기(Steam Generator)는 일차계통과 이차계통이 만나는 곳이다. 일차계통의 원자로냉각재는 다수의 튜브(전열관) 안쪽으로 흐르면서 바깥쪽에 있는 이차계통 냉각수에 열을 전달하여 증기가 생성되게 한다. 증기발생기에서 원자로 냉각재가 흐르는 부분을 일차측, 급수 및 증기가 흐르는 부분을 이차측이라 한다.
이차계통(Secondary System)은 주증기계통 (Main Steam System), 터빈계통, 복수 및 급수
계통(Condensate-Feedwater System) 등으로 구성된다. 증기발생기 2차측에서생성된수증기는 주증기관(Steam Line)을따라이동하여 터빈 (Turbine)을회전시킴으로써발전기(Generator) 에서전기가생산되도록한다. 증기가터빈을 통과하면물-증기혼합상태가되는데, 복수기 (Condenser)에서열을제거하여포화온도보다
낮은 상태의 물이 되게 한다. 원자력발전소의 열효율은 증기 온도가 높을수록, 그리고 터빈출구 온도(복수기 압력에 대한 포화온도)가 낮을수록 높아지므로, 터빈 출구와 연결된 복수기의 압력은 진공펌프 또는 공기배출기를 사용하여 대기압보다 낮게 유지시킨다.
복수기의 물(응축수 또는 復水)은 복수펌프 (Condensate Pump)에 의해 저압급수가열기(Low
Pressure Feedwater Heater)를 통과하면서 가열되고, 다시 급수펌프(Feedwater Pump)에 의해
고압급수가열기(High Pressure Feedwater Heater) 를통과하면서다시가열된후증기발생기
이차측으로 주입된다.
복수기를 냉각시키기 위한 계통은 일반적으로 순환수계통(Circulating Water System)이라 하며, 보통 강물 바닷물, 호숫물 등이 사용된다. 바닷물의 경우 그 양이 충분하여 직접 사용하는 경우가 일반적이며, 복수기를 냉각시킨 후 바다로 되돌아가는 물의 온도가 원래의 해수 온도보다 높기 때문에 온배수 문제가 제기되었다.
냉각수의 공급이 충분하지 않을 경우에는 커다란 규모의 냉각탑(Cooling Tower)을 설치하고 있다. 강변에 위치한 외국의 원자력발전소 사진에서 인상적으로 보이는 가장 큰 구조물이 바로 냉각탑들이다.
가압경수로의 특징을 요약하면 다음과 같다.
가) 냉각재와 감속재로 높은 압력(약 150기압) 하의 보통의 물(경수; H2O)이 사용되며, 원자로 냉각재는 섭씨 320-330도까지 높은 온도를 갖지만, 높은 압력으로 가압되어 있으므로 비등하지 않는다.
나) 원자로 냉각재가 터빈을 직접 구동시키지 않
고, 증기발생기를 통해 터빈 구동에 필요한 증기를 생산하는 간접 사이클 방식이다. 따라서 발전 사이클은 원자로냉각재계통(1차계통), 증기-터빈-급수계통(2차계통),순환수계통 등 3개로 분리되어 있으며, 일반적으로 원자로냉각재계통만 방사능을 띠고 있다.
다) 열중성자가 핵분열에 주로 기여하는 열중성자로이며, 핵연료로는 우라늄-235의 농축도가 3-5%인 이산화 우라늄(UO2)이 일반적으로 사용된다. 핵연료들은 분필 토막 형태로 성형되어, 피복재(Cladding)라고 불리우는 얇은 지르칼로이 튜브 안에 채곡채곡 들어선다.
라) 원자로가 운전할 때 소모되는 우라늄-235가 생산되는 플루토늄-239보다 적은 전환로이다.
마) 방사능을 띠고 있는 원자로냉각재계통은 튼튼한 격납용기 안에 위치하여 만일의 사고에 대비하고 있다.
바) 열효율은 약 33-35% 수준이며, 순 전기 출력이 1000 MWe인 발전소의 원자로 열출력은 3000 MW 수준이다.
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