노심용융물과 콘크리트가 상호작용하는 과정에서 발생하는 증기, 수소 및 기타 비응축 성가스는 격납건물의 압력을 상승시키고, 수소의 농도를 축적시켜 결국, 격납건물의 과압을 유발할 수 있다. 따라서 MCCI 현상에 중요한 영향을 미치는 노심용융물의 초기 조건과 콘 크리트의 종류에 대한 격납건물의 위해도를 분석하고 격납건물 감압을 위한 대책마련과 적 절한 시점에 감압조치를 수행하는 것이 매우 중요하다.
MCCI 반응에 참여하는 콘크리트는 그 골재에 사용된 모래 및 자갈에 함유된 성분에 따라 일반적으로 현무암질(Basaltic: BAS) 콘크리트, 규암질(Siliceous: SIL) 콘크리트, 석 회암-일반모래(Limestone-Common Sand: LCS) 콘크리트, 석회암질(Limestone: LL) 콘 크리트 등으로 구분된다. 이들 콘크리트의 가장 큰 차이는 주요 성분인 이산화규소(또는 실 리카: SiO2), 산화칼슘(또는 생석회: CaO) 및 비응축성 기체(주로 이산화탄소: CO2) 등의 비율인데, 이러한 성분의 차이는 콘크리트 침식 형상과 노심용융물의 냉각 메커니즘뿐만 아 니라 비응축성 기체 생성으로 인해 격납건물 가압에도 영향을 미칠 수 있다. 비응축성 기 체는 일반적으로 LL 콘크리트에 가장 많이 함유되어 있으며, 그 다음으로는 LCS 콘크리 트, BAS 또는 SIL 콘크리트의 순이다. 또한 비응축성 기체 중에는 수소(H2) 및 일산화탄소 (CO) 등의 가연성 기체가 포함될 수 있는데, MCCI가 진행됨에 따라 가연성 기체의 생성이 증가하게 되며 격납건물에 축적되어 연소되는 경우 격납건물의 건전성을 위협할 수 있다.
따라서 MCCI 진행 과정에서 생성되는 비응축성 기체 및 증기는 정적인 격납건물 가압 의 원인이 될 수 있고, 가연성 기체는 연소되는 경우 동적인 격납건물 가압의 원인이 될 수 있다. 이러한 격납건물 가압은 중대사고 시 격납건물 후기 파손모드에 중요한 영향을 미칠 수 있으므로 이에 대한 적절한 완화수단을 구비할 필요가 있으며, 이러한 설비로는 주로 중대사고 전용 살수계통이나 격납건물 여과배기계통 등이 고려되고 있다. 살수 전략은 핵분열생성물을 격납건물 내 가둔다는 장점이 있는 반면 증기만을 제거하여 감압에 기여한 다는 전략이며, 배기 전략은 격납건물 감압을 보장하는 대신 핵분열생성물이 환경으로 방출 될 수도 있다는 리스크를 갖고 있어 전략을 선택하는 과정에서 발전소와 감압 계통의 설계 특성을 면밀히 고려할 필요가 있다.
나. 실험 및 해석 현황
MCCI 실험은 격납건물 벽체, 격실 및 돔 방호와 관련된 목적으로 수행되기 보다는 주 로 격납건물 바닥에서의 노심용융물의 냉각 특성 및 콘크리트 침식 특성 등 아직도 국제적 인 지식수준에 큰 불확실성을 갖고 있는 MCCI 현상 자체에 초점을 맞추어 수행되었다. 다 만, 원자로공동에서의 MCCI에 대한 다양한 실험적 연구를 통해 MCCI 진행 과정에서 격납 건물을 가압할 수 있는 증기 및 비응축성 기체, 가연성 기체 등이 생성될 수 있다는 사실 은 다양한 실험을 통해 확인되어 MCCI 분석 모델에 반영되고 있다. 따라서 실험프로그램 및 전산모델 현황에 대해서는 제2절의 격납건물 바닥 방호에서 기술하였다.
다. 사고관리 완화전략 및 설비
(1) 전략
중대사고가 진행되어 원자로용기가 파손되고 노내 노심용융물이 원자로건물 공동으로 재배치된 경우에는 고온의 노심용융물과 원자로건물 바닥 콘크리트가 상호 반응을 하게 된 다. 사고 경위에 따라 상당한 차이는 있지만 대부분의 노심용융물들은 원자로공동에 잔류하 게 되며, 원자로용기의 내부압력이 고압상황에서 파손되는 사고는 고압용융물 방출(High Pressure Melt Ejection) 등의 현상에 의하여 일부 용융물은 원자로공동 이외의 격실로 빠 져나갈 수 있다. 원자로공동에 잔류하는 노심용융물은 원자로건물 바닥 콘크리트의 용융 온 도 보다 훨씬 고온이며 계속적인 붕괴열을 생성하기 때문에 MCCI 과정에서 진행되는 콘크 리트 용융은 원자로건물을 가압하는 비응축성 가스, 연소반응을 유발할 수 있는 가연성 기 체, 상당한 양의 에어로졸 발생을 동반하며, 궁극적으로는 원자로건물 바닥 콘크리트 용융 에 의한 원자로건물 파손을 가져올 수 있다.
원자로공동의 노심용융물 상부에 냉각수를 공급하게 되면 상부 방향의 열전달이 증가 한다고 보는 것이 일반적인 견해이다. 노심용융물과 상부 냉각수와의 열전달 현상에는 아직 많은 불확실성이 존재하지만 냉각수가 없을 경우의 복사에 의한 열전달량 보다는 냉각수가 있을 경우, 대류나 비등에 의한 열전달이 효과적이라고 보는 것이다. 이 현상과 관련하여서 는 노심용융물의 파쇄층(fragmentation)이나 피막층(crust) 형성 유무와 물의 침투성 (ingression) 등과 관련하여 아직 많은 불확실성이 존재한다. EPRI TBR (2권, 부록 Q)에 서는 노심용융물-콘크리트 상호 반응과 관련하여 상부냉각수의 영향에 대한 기술적인 내용 이 기술되어 있다.
노심용융물에는 핵분열생성물과 발열성 산화물금속 등을 포함하여 여러 종류의 열원이 있으며 이 용융물 내에서는 여러 가지 경로로 열전달이 이루어진다. 수직 하향으로 전달되 는 열은 콘크리트를 용융시키며, 상향으로 전달되는 열은 대류, 복사 및 비등에 의하여 원 자로건물 공간으로 이동된다. 또한, 파편 내에서 생성되는 기체는 용융물 외부로 방출되면
서 용융물 층의 열을 흡수하게 된다. 만약 노심용융물에 냉각수가 공급되면 비등에 의하여 용융물 상부로부터의 열전달은 증가하게 되지만 용융물이 냉각되면서 만들어진 피막층의 형성은 열전달을 제한하기 때문에 노심용융물과 콘크리트 상호 반응을 완전히 종료시킨다 고 보장하기는 어렵다. 그러나 원자로공동에 냉각수를 주입하는 조치는 노심용융물과 콘크 리트 상호 반응 현상을 완화시켜 콘크리트 침식과 비응축성 가스 및 연소 가스의 생성을 감소시킬 수 있다.
신고리 3,4호기에서 원자로공동 냉각수 주입은 원자로용기 외벽냉각 전략의 성공 가능 성이 있는 경우에는 원자로용기 단열재 내부에 고온관 바닥 높이까지 충수하는 것이며, 그 렇지 않은 경우에는 MCCI 방지를 위하여 원자로공동 침수계통을 작동시켜 IRWST와 원자 로공동의 수위가 동일해 지는 지점(원자로공동 바닥으로부터 약 21 ft)까지 침수하는 것이 다.
신월성 1, 2호기 (OPR1000) 경우 냉각수가 원자로건물로 유입되면 원자로용기 하반구 가 침수되어 MCCI 완화 및 원자로용기 외벽냉각이 가능한 수위를 형성할 수 있는 것으로 평가된다.
(2) 설비
중대사고시 원자로공동을 침수하는 가장 효과적인 방법은 원자로공동 침수계통을 작동 시키는 것이다. 원자로공동 침수계통이 작동되면 냉각수는 피동적으로 원자로공동에 주입된 다. 중간저장탱크 연결배관에 위치한 밸브를 열면 원자로공동 침수계통이 작동되고 중력 및 양 구조물의 수두차에 의해 IRWST 냉각수가 중간저장탱크로 유입된다. 중간저장탱크의 수 위가 원자로공동 연결배관 높이에 도달하면 동일한 메커니즘에 의해 냉각수가 원자로공동 으로 유입된다. 하지만 밸브고장 등의 원인으로 인해 원자로공동 침수계통이 정상적으로 작 동하지 않는 경우에는 정지냉각계통 및 원자로건물살수계통의 펌프를 이용하여 IRWST의 냉각수를 원자로공동에 주입할 수 있다. 정지냉각계통 및 원자로건물살수계통이 RCS 냉각 수 주입 및 원자로건물 살수를 위해 사용되고 있었다면, RCS 냉각수 주입 및 원자로건물 살수 유량의 감소에 의한 영향을 고려하여 원자로공동 냉각수 주입 수단으로 활용하여야 한다. 또한 정지냉각펌프 및 원자로건물 살수펌프에 비해 주입 용량은 작지만 화학 및 체 적제어계통의 붕산수보충펌프를 이용하여 원자로공동 침수 전략을 수행할 수 있다. 그리고 본 계통은 IRWST 수위가 고갈된 경우에도 붕산수저장탱크를 이용하여 원자로공동에 냉각 수를 주입할 수 있는 수단을 제공한다.
원자로공동에 냉각수를 주입하는 다른 대체수단으로 비상원자로건물살수보조계통이 있 다. 본 계통을 이용하여 부지 내 외부수원(청수저장탱크, 탈염수저장탱크, 원자로보충탱크, 원수저장탱크)을 원자로건물 살수 노즐을 통하여 주입할 수 있으며, 살수된 냉각수는 중간 저장탱크에 모여 원자로공동으로 주입된다.
다른 국내 발전소의 경우 주로 발전소 전원이 가용한 상태에서는 원자로건물 살수펌프 를 이용하여 원자로건물 및 원자로공동에 냉각수의 주입이 가능하며, 원자로건물 냉각 기능 에 의해 원자로건물이 과압되지 않은 경우에는 RWT 중력배수를 통하여 원자로공동의 노외 노심용융물을 냉각시키기 위한 냉각수를 주입할 수 있다. 발전소 전원이 가용하지 않은 경 우에는 원자로건물 냉각 기능의 상실로 인해 원자로건물이 가압되어, RWT 중력배수를 통 한 원자로건물 냉각수 주입은 현실적으로 불가능할 것으로 판단된다.
라. 지식수준 및 중요도
(1) 지식기반수준 및 중요도
노심용융물 콘크리트 반응(MCCI)은 후기 격납건물 파손과 깊은 연관성이 있으며 장기 적으로 노심용융물이 냉각 가능한 상태로 유지하여야 된다는 최종 목표와 직결되어 있다.
MCCI에 따른 격납건물 과압에 대해서는 격납건물 내에서의 증기 및 비응축성 기체의 거동 에 대한 실제 물리적인 현상들이 잘 알려져 있기 때문에 지식기반 수준은 중상으로 판단하 며, 격납건물 벽체, 격실 및 돔 방호측면에서의 연구 중요도는 중하로 간주한다.
(2) 사고관리 기반수준 및 중요도
MCCI 현상에 의해 사고관리의 최종목적인 원자로건물의 건전성, 특히 벽체와 돔 지역 에 미치는 위협은 중으로 평가된다. 원자로용기 파손 이후 원자로공동에 배치된 노심용융물 은 냉각수를 이용하여 관리되어야 하는데, 만약 냉각수 공급이 실패하는 경우 원자로건물 하부 영역의 구조 특성 상 원자로공동에서 발생하는 방사성물질과 열원 등이 원자로건물 상부 영역으로 전달됨에 있어서 제한을 받는다. 또는 냉각수 공급이 MCCI를 종료시키기에 불충분하게 공급되는 경우 공급된 냉각수의 대부분이 기화하여 원자로건물 내부 압력의 상 승에 기여하지만 그 기여도는 원자로건물의 파손에 직접적인 영향을 줄 만큼 크지 않을 것 이다.
(3) 규제기술 기반수준 및 중요도
노심용융물-콘크리트 반응(MCCI)은 후기 격납건물 파손과 깊은 연관성이 있으며 장기 적으로 노심용융물이 냉각 가능한 상태로 유지하여야 된다는 최종 목표와 직결되어 있다.
이 분야는 실제 물리적인 현상에 대하여는 많은 부분이 알려져 있기 때문에 규제기술 기반 수준은 중상으로 판단하며, 격납건물 벽체, 격실 및 돔 방호측면에서의 규제 중요도는 중하 로 간주한다.