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기술의 정의
○ 사고대응 무인조치를 위하여 사고 현장 구조물의 손상 상태를 3차원으로 측 정하는 기술
○ 사고 완화를 위해 원전의 중요 밸브를 현장에서 조작하는 기술
○ 신속 사고 완화를 위하여 원전 냉각재 누설 부위를 무인으로 차단하는 기술
○ 작업자 접근이 어려운 환경에서 외부에서 원전 전원을 무인으로 긴급 복구 할 수 있는 기술
○ 중대사고 시에 원자로 및 사용후연료저장조에 냉각재를 공급하기 위한 무 인 냉각재 공급 기술
항목 주요 내용 개발대상 핵심 요소기술
Ÿ 광섬유기반 중대사고 진행 모니터링
Ÿ 광섬유 센서 및 신호전송기는 고방사선 환경 (2MGy)에서 생존 Ÿ 우수한 고온 내성으로 장거리
신호전송능력 확보
Ÿ 기존 온도 및 압력 등의 대체 Ÿ 중대사고 현상을 직접적으로 탐지
Ÿ 광섬유 내방사선/내환경 능력
Ÿ 검출 출력 회로 설계 기술 확보
Ÿ 광기반 신호 전송 선로 개발
Ÿ 온도/방사선 계측이용 중대사고 노심냉각 계측
Ÿ 현 원자로 내 설치 계측기로는 중대 사고 시 노심냉각여부/용융/원자로 파손 현상을 계측 못하므로 대체 계측기기 개발
Ÿ 외벽온도 분포, 외부 방사선 분포 측정 기술을 개발하여 노심냉각수 상태, 용융상태, 원자로파손 등 원자로 건전성 상태 실시간 제공 기술개발
Ÿ 계측 핵심 소자 개발 Ÿ 외벽 온도 분포 측정 기술 Ÿ 방사선 이용 원자로 상태
감시 기술
Ÿ 수소농도 3차원분포측정
Ÿ 핵연료 피복재의 산화과정에서 다량의 수소가스가 발생하는데 원자로건물 내부 전체의 수소가스의 분포와 농도를 신속히 측정
Ÿ 레이저 라만 라이다 등을 사용할 경우 원거리에서 실시간 측정
Ÿ 수소가스 원격측정을 위한 소형 이동형 라만라이다 기술개발
Ÿ 이동로봇 탑재형 소형 라만라이다 장치개발 및 성능실험실증
Ÿ 수소가스 농도의 원거리 3차원 분포 측정
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국내 기술개발 수준 및 현황
○ 한국도로공사에서는 레이저스캐닝과 영상매핑을 이용하여 구조물의 이상이 나 변형을 측정하여 안전성평가에 활용하고 있음.
○ 밸브 비상조작 기술은 원연사 과제로 “원자력사고 초기 신속대응 로봇시 스템 개발”과제에서 기초연구가 진행되고 있음.
○ 현재 냉각계통 기기 및 배관의 균열/파단 시에 작업자가 직접 조치해야 하 는 상황임.
○ 발전소에 비상전원을 제공할 수 있는 이동형 전원 차를 확보하고 있으나, 사고 시에 방사능이 누출 또는 누출될 수 있는 환경에서 작업자가 비상전원 을 연결해야 하는 상황임.
○ 국내에서는 후쿠시마 원전사고 후속 조치로 냉각계통 작동 불능을 대비하 여, 소방차 등을 이용한 냉각수 보충방안을 마련하고 연결부위를 설치하였 음. 위험현장에 접근하여 작업자가 직접 냉각 호스를 연결해야 하는 상황임.
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국외 기술개발 수준 및 현황
○ 일본 JAEA에서는 후쿠시마원전에서 3차원 센서를 장착한 이동로봇을 투입 하여 건물내부를 탐사하여 3차원 지도를 작성하고 VR로 구축함. 이를 바탕 으로 사용후연료 잔해제거 및 구조물 해체를 위한 계획을 수립함.
○ 후쿠시마 원자력 사고 이후에 재난대응 로봇 경진대회인 DARPA 로보틱스 챌린지가 개최되었고, 사고 시에 로봇 적용 방안에 관한 연구들이 진행되고 있지만, 실제 현장에 적용하기에는 한계가 있음.
○ 냉각재 누설부를 무인으로 차단하는 기술 관련 연구는 없음.
○ 후쿠시마 원전에서는 콘크리트 펌프카를 개조한 원격조정 로봇을 이용하여 사용후연료저장조에 냉각수를 공급한 바 있음.
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미래동향 예측
○ 동북아시아 원전 고 밀집화로 인접국 사고 시에 국내 피해 확산방지를 위해 사고대응 기술이 필요할 것으로 예상함.
○ 자연재해로부터 예측하지 못한 원전사고에 대하여 작업자의 안전 확보와 사고 피해 축소를 위하여 무인 대응 기술이 요구될 것으로 예상함.
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기술개발 수행체계
○ 사고 발생 시에 사고 현장의 피해 정도를 신속하게 판단할 수 있는 구조물 3차원 측정 기술과 사고 현장에서 자유롭게 움직일 수 있는 이동 플랫폼 기 술이 필요함.
○ 발생된 사고에 따른 신속 사고 완화를 위해 중요 밸브 비상 조작 기술, 냉각 재 누설부 무인 차단 기술, 전원부 무인 긴급 복구 기술과 냉각재 무인 공급 기술들이 동시 계발이 필요함.
○ 개발되는 기술들은 현장 적용성 검토가 필요함.
○ 산⦁학⦁연 공동연구체계
- 1단계(5년) : 사고대응 무인 조치 기술 개발
- 2단계(3년) : 시제품 생산 및 현장 적용성 평가
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세부기술의 구성 및 주요 내용
항목 주요 내용 개발대상 핵심 요소기술
Ÿ 구조물 3차원손상 측정
Ÿ 원전 사고 현장의 구조물의 3차원 형상 측정 기술 개발
Ÿ 구조물 3차원 현상 측정을 위한 이동 플랫폼 개발
Ÿ 구조물 3차원 손상 부위 측정과 이동형 플랫폼 통합 및 시험
Ÿ 구조물 3차원 형상 측정 기술
Ÿ 밸브 비상조작 Ÿ 원전 내 밸브 비상 조작용 로봇
시스템 및 원격 조작 기술 개발 Ÿ 비상 조작용 로봇 시스템
1.4.3 중대사고 현상규명 및 평가기술 가. 기술 개요
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이슈 및 문제점
○ 2015년 IAEA의 비엔나 선언을 이행하기 위해 중대사고 관리 및 대처능력 향상을 위한 노력을 기울이고 있음. 특히 다수기 부지가 인구 밀집지역에 가까이 있는 국내 원전 특성을 고려하면, 중대사고 시 대량 방사성 물질 방 출을 배제하는 수준의 중대사고 관리 및 대처 능력을 확보하는 것이 원자력 안전의 최우선 과제가 되었음.
○ 2016년 원자력안전법의 개정으로 「사고관리 범위 및 사고관리능력 평가의 세부기준에 관한 규정(원자력안전위원회 고시 제2017-34호, 2017.12.26.)」
에 따라 중대사고 완화능력 평가(제7조)를 통해 중대사고 시 방사성물질의 대량방출을 방지하기 위한 원자로격납건물의 건전성을 확인하도록 법제화 함. 또한 동 고시 제9조를 통해 부지 인근 주민의 발전용원자로시설 사고로 인한 초기사망 위험도 및 암사망 위험도가 각각의 전체 위험도의 0.1% 이하 이거나 또는 그에 상응하는 성능목표치를 만족하며, 방사성핵종 Cs-137의
Ÿ 원격 조작 기술
Ÿ 냉각재누설부 무인차단
Ÿ 원전 냉각재 누설 차단을 위한 무인 조작시스템 개발
Ÿ 원전 냉각재 누설 차단을 위한 무인 조작시스템 통합 및 실증시험
Ÿ 원전 냉각재 누설차단을 위한 무인 조작시스템 보완 및 적용
Ÿ 냉각재 누설 차단 무인 조작시스템
Ÿ 전원부 무인 긴급복구
Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 전원 무인공급 핵심기술개발 무인공급 핵심기술개발
Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 전원 무인공급 시스템 개발 및 성능평가 Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 전원
무인공급 시스템 적용성 시험
Ÿ 전원부 무인공급 시스템
Ÿ 냉각재 무인 비상공급
Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 냉각 무인공급 핵심기술개발
Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 냉각 무인공급 시스템 개발 및 성능평가 Ÿ 중대사고 비상복구를 위한 냉각
무인공급 시스템 적용성 시험
Ÿ 냉각재 무인 비상공급 시스템
방출량이 100TBq을 초과하는 사고 발생 빈도의 합이 1.0×10-6/년 미만이 되 도록 중대사고 예방 및 완화능력을 확보할 것을 사업자에게 요구함.
○ 이에 따라 한수원은 전 원전을 대상으로 「사고관리계획서 작성방법에 관 한 규정(원자력안전위원회 고시 제2017-35호, 2017.12.26.)」에 의거하여 극 한재해 완화지침서(제11조), 중대사고 관리지침서(제12조)를 포함하는 사고 관리계획서를 작성 중에 있음.
○ 후쿠시마 원전 사고에 대한 진행과정과 방사성물질 방출거동을 평가하기 위 해 세계 각국이 공동으로 OECD/NEA 주관으로 BASF (Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station) 프로그램을 진행한 바 있음. 2단계로 나누어 2012년부터 2017년까지 6년 동안 수행한 BSAF 국제공동연구에서 각국은 MELCOR, MAAP, SAMSON 등 중대사고 종 합해석 코드를 이용하여 후쿠시마 원전사고에 대한 해석을 수행하였음. 하 지만 각 코드마다 결과의 차이를 보였으며, 특히 노심용융물과 콘크리트의 반응 현상, 방사성물질의 거동에 관한 불확실성은 여전히 큰 것으로 나타남.
따라서 중대사고 현상규명 및 평가기술에 관한 지속적인 개선이 필요함.
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기술개발 필요성
○ 중대사고 시 대량 방사성 물질 방출을 배제하는 수준의 중대사고 관리 및 대처 능력을 확보하기 위해서는 불확실한 중대사고 현상을 규명하고, 이를 평가하기 위한 코드를 개발해야 함.
○ 특히 후기 노심용융 거동 및 원자로용기, RCS 경계파손 평가 기술, 노외 노 심용융물 거동 및 콘크리트 반응 특성 기술, 원자로건물 내 가연성 기체 거 동 및 제어 기술, 방사성 물질의 소외 방출량 평가를 위한 핵분열생성물 거 동 모델 및 원자로건물 누설 등과 같은 기술은 여전히 불확실한 부분으로 남아있음.
○ 위와 같은 중대사고 현상규명을 위한 실험을 바탕으로 한 중대사고 종합평 가 전산코드의 개선은 중대사고 시 원자로건물 내 방사성물질의 양을 평가 하기 위해 필수적으로 수행해야 함.