표 6.1 유럽 중대사고 로드맵 노외중대
사고현상 유럽 기술현안 및 연구수요 지식수준 중요도 연구기간
상 중 하 상 중 하 단 중 장
수소
수소의 혼합, 연소 및 데토네이션에 관한 위
험도 평가 및 대책 마련 ●
압력 용기 및 격납건물의 건전성을 파악하기 위한 냉각수 내에서의 melt relocation 및 particulate formation
● FCI/SE 증기폭발을 동반한 노외 FCI 해석 ● Coolabil
ity 노외 용융물 냉각성 평가 (top cooling) ● HPME/
DCH Direct Containment Heating (DCH) 분석 ● MCCI MCCI로 인한 바닥물질의 용융 및 격납건물의
건전성 평가 ●
Source Term
산화 조건이 source term에 미치는 영향성
평가 ●
RCS에서의 고온화학작용이 source term에
미치는 영향 (iodine species) 분석 ●
격납건물 내에서의 화학작용이 soruce term
에 미치는 영향 분석 ●
현존하는 FCVS에 대한 분석 및 개발 ● SFP 중대사고 시나리오에 따른 사용후 핵연료 저
장조에서의 연료다발 거동 분석 ●
I&C 중대사고 조건에 따른 계측 설비들에 대한 검
증 및 개발 ●
BWR의 wet-well로부터 장기적 열제거능력
평가 ●
격납건물의 동적, 정적 거동 평가 (crack
formation, leakage and penetrations) ●
노심 용융의 후기 조건 (노심이 형상학적으로 많이 손상되었을 경우)에서 re-flooding에 따 른 source term 변화 분석
●
다양한 중대사고 조건에서의 pool scrubbing
효율성 분석 ●
냉각수의 불순도에 따른 corium 거동의 영향
분석 ●
Corium의 thermodynamic,
thermophysical 특성의 data 수집 및 분석 ●
노외 corium catcher 분석 (corium
ceramics 상호작용 및 특징 분석) ●
노외 용융물 냉각성 (water bottom
injection) ●
External corium catcher 장비 설치 ●
노심 용융의 초기조건에서 re-flooding에 따
른 source term 변화 분석 ●
Aerosol 거동이 source term에 미치는 영향
분석 ●
MCCI aerosol 효과에 따른 화학적 현상 분석 ●
(2) 일본
일본의 Atomic Energy Society of Japan (AESJ)은 최근 “a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM)”을 개발하였다 (Nakamura, 2014). 이것은 후쿠시마 사고 이후 LWR 유형의 원자력발전소의 안전성을 향상시키기 위한 것으로 각 산학연의 협력을 통해 2009년에 준비된 초기 버전인 TH-RM-1을 수정함으로써 이루어졌다. 수정은 3개의 세부그룹으로 나뉘어져서 이루어졌으며 각 세부그룹은 “safety assessment”,
“fundamental technology”, 그리고 “severe accident”이다.
특히, “severe accident” 세부그룹에서는 2013년에 중대사고와 관련된 일본의 기술 현안과 연구수요에 대한 technology map을 발간하였다. 이것에는 각 중대사고 이슈별로 세부적인 현상을 나누어, State-of-Art와 현재 기술수준, 평가 방법, 불확실성, 그리고 R&D 우선순위 등을 제시하였다. 다양한 중대사고 현상 중에서 크게 10가지의 주제에 대하 여 자세하게 다루었으며 각 주제들은 다음과 같다; 노심 열화, 노심용융물/용융물 파편 재 임계, IVR, HPME/DCH, MCCI, FCI/SE, air-tightness of containment vessel, 수소 거 동, source term, 그리고 instrumentation. 이 중에서 노외노심용융물 냉각과 관련한 현 상들 중 대표적으로 몇 개의 현상을 지식수준과 중요도에 대하여 평가하여 정리한 것은 아 래의 표에 나타나있다.
표 6.2 일본 중대사고 로드맵 노외중대
사고현상 일본 기술현안 및 연구수요 지식수준 중요도 연구기간
상 중 하 상 중 하 단 중 장
수소
수소 혼합 ● ●
수소 연소 ● ●
수소처리설비(공기분위기) ● ●
수소 생성량 ● ●
수소 처리설비(불활성화분위기) ● ●
FCI/SE 혼합과정 ● ● ●
용융노심 냉각성 ● ●
폭발과정 ● ● ●
HPME/
DCH
원자로용기 파손면적 ● ●
용융물 분산이 일어나는 원자로 압력 ● ●
용융물 분산시 격납건물 압력 온도 상승 ● ●
MCCI
크러스트 강도평가 ● ● ●
침수효과를 고려한 크러스트 상면 비등
열전달 ● ● ●
용융물 대류열전달 ● ● ●
콘크리트 침식의 시스템 거동 ● ●
고온 열물성치 ● ●
크러스트 위 용융물 분출 ● ●
용융물 냉각유지
용융물 낙하 및 이동 ●
용융물 잿 임핑지멘트에 의한 침식 ● ●
용융물 스프레딩 및 격납건물 벽 접촉 ●
(3) 미국
미국 ANL에서는 원자로 안전을 위한 ‘Gap evaluation’을 수행하였다 (ANL, 2015).
중대사고에 대하여 현재 경수로 중대사고 연구 경과 및 2011년 후쿠시마 원전 사고로부터 얻은 식견을 바탕으로 knowledge gap (지식 격차)들을 지정하고 그에 대한 다각적 시점에 서의 평가가 주된 내용이다. 이 활동의 결과로서 도출된 원전 사고 로드맵은 DOE의 Reactor Safety Technology (RST) 연구를 보강하는데 사용 가능하고 특히 중대사고 현 상에 대한 핵심 knowledge gap을 예상하는데 도움을 준다. 중대사고 시 고려해야할 knowledge gap 및 각 카테고리 별 평가는 아래 표와 같다.
표 6.3 미국 로드맵 내 knowledge gap (노외 용융 노심)
용융물 풀 대류열전달 ●
용융물 성층화 ● ●
파편층 냉각 ● ● ●
파편중 냉각시 유동의 안정성 ●
용융물에 의한 침식 ● ●
Category Knowledge gap
Ex-vessel behavior
(29p)
격납건물 바닥으로 멜트가 하강하는 조건에서 원자로 하부 구조의 영향 (breakup/hangup)
격납건물 바닥으로 멜트가 하강하는 조건에서 원자로 공동 내 수조의 영향 (breakup)
원자로 공동 수조에서의 멜트 확산/분쇄의 특징
콘크리트의 비등방성의 열적 삭마 발생 시 콘크리트 조성에 따른 영향의 이해
Fukushima Dai-ichi에서의 사고를 통해 경험한 타임스케일에 상응하는 장기 실험 데이터 확보
BWR에서 노심용융물 냉각성에 대한 조기 충수의 실효성
MCCI 진행에 있어 콘크리트 보강용 강철봉(rebar)의 영향 (ablation, gas generation, coolability 관점)
BWR wetwell의 vent path의 보수 관점에서의 스로틀 워터 추가 속도의 영향
표 6.4 미국 로드맵 내 knowledge gap (수소)
표 6.5 미국 중대사고 로드맵 (노외 용융 노심)
표 6.6 미국 중대사고 로드맵 (수소)
나. 국내
앞서 논의한 격납건물 방호 측면에서의 주요 중대사고 현상에 대한 지식수준 및 중요 도를 평가함에 있어 다음과 같은 지표를 근간으로 작성하였다.
기본적으로 지식수준은 각각의 현상들이 그 현상에 따른 안전이슈의 해결에 충족할만 한 수준의 지식기반을 갖추고 있는가를 기준으로 지식수준을 상중하 삼단계로 구분하였다.
특히 각 현상에 대하여는 전반적으로 세계적인 지식수준(W) 그리고 국내지식수준 (D)로 나 누어 국내외 지식수준의 차이를 평가하였다.
또한 중요도의 경우 사고관리기반 확충의 정도 (S: SAMG) 그리고 규제기술 기반 확충 의 정도 (R: Regulation)으로 표시하고 이를 역시 상중하 3단계로 구분하였다.
연구수행기간은 단기/중기/장기의 3단계로 구분하였다. 단기라 함은 향후 필요연구 기
Category Knowledge gap
H2 (35p)
격납건물 벤팅 라인에서 수소 불꽃 프론트의 성장의 이해
격납건물과 같은 대규모 물리적 구조 내 수소 성층화의 이해
LPM 코드 내 가연성 가스 농도 분포 모델링 방법 고안
고온도에서의 자동 점화
기술현안 및 연구수요 (Ex-vessel Behavior)
지식수준 중요도 코드의
적절성
가용한 검증 데이터
상 중 하 상 중 하 상 중 하 상 중 하
[BWR] Dry cavity 전략에서 멜트
재배치 및 MCCI ● ● ● ●
[BWR] Wet cavity 전략에서 멜트
재배치 및 MCCI ● ● ● ●
[PWR] Dry cavity 전략에서 멜트
재배치 및 MCCI ● ● ● ●
[PWR] Wet cavity 전략에서 멜트
재배치 및 MCCI ● ● ● ●
기술현안 및 연구수요 (H2)
지식수준 중요도 코드의
적절성
가용한 검증 데이터
상 중 하 상 중 하 상 중 하 상 중 하
[BWR] 수소 및 일산화탄소
모니터링 ● ● ●
[BWR] PAR performance ● ● ●
[BWR] H2 성층화 및 연소 ● ● ● ●
[PWR] 수소 및 일산화탄소
모니터링 ● ● ●
[PWR] PAR performance ● ● ●
[PWR] H2 성층화 및 연소 ● ● ● ●
간이 최대 5년, 중기는 최대 10년 그리고 장기는 10년 이상 걸리는 연구를 지칭한다.
이와 같은 기준을 기반으로 참여한 전문가들의 각자의 전문가의견을 기반으로 아래의 PIRT를 작성하였다. 작성된 PIRT를 기반으로 전문가들의 의견을 종합하여 지식수준과 중 요도 및 연구기간을 통계적으로 산출한 후, 그림 6.1에서 정의한 바와 같이 핵심현안, 주요 현안, 관심현안, 그리고 잔류현안으로 나누어 이슈를 도출하였다. 실제적으로 노외중대사고 시 발생하는 주요현상은 현상의 물리적 복잡성뿐만 아니라 다양한 사고 진행 시나리오에 따라 매우 광범위하기 때문에 도출한 항목들은 일반적으로 중요도 측면에서의 중요성을 염 두에 두고 도출한 경향이 있다.
그림 6.1 주요현안 도출 개념도
표 6.7~6.11에는 이들 지표를 활용하여 주요 중대사고 현상의 기술현안 및 연구수요, 지식수준, 중요도 및 연구기간에 대하여 참여한 전문가들의 의견을 수렴한 결과가 나타나 있다. 그리고 표 6.12에서 모든 현안들을 종합하였고 다른 분과(일차계통손상, 핵분열생성 물 거동)와의 연관관계를 기술하였다.
중요도
핵심현안
I
주요현안
수준 -L
관심현안
L
잔류현안
-I