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.
나. 세부기술 내용
○ 중대사고 시 방사성물질의 거동과 관련한 미해결 쟁점을 규명하고 관련 모 델을 개발하기 위한 기술
- 후기 노심용융 거동 및 원자로용기, RCS 경계파손 평가 기술 - 노외 노심용융물 거동 및 콘크리트 반응 특성 기술
- 원자로건물 내 가연성 기체 거동 및 제어 기술
- 방사성 물질의 소외 방출량 평가를 위한 핵분열생성물 거동 모델
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국내 기술개발 수준 및 현황
○ 한원(연)을 중심으로 노내외 노심용융물 거동 평가, 격납건물 내의 수소 거 동, 원자로건물 우회사고 시 방사성물질 방출 평가 및 감소를 위한 설비 등 을 개발하고 있음. 더불어 KAERI, KINS를 중심으로 OECD/NEA, NUGENIA 국제공동연구(THAI, BSAF, PreADES, TICOFF, STEM, BIP, IVMR, IPRESCA 등)에 참여하여 국제 사회와 적극적으로 중대사고 연구에 대해 교류하고 있 으며, 일부 분야(증기폭발, 수소, 노심용융물 생성 및 냉각, 핵분열생성물의 수조제염 등)에서는 국제적인 결과를 생산하여 선도하고 있음.
○ 과기정통부와 산업부 공동기획으로 원자로건물 우회사고 시 방사성물질 거 동 규명과 대처기술 개발을 위한 연구를 한원(연) 주도로 수행하고 있음. 원 자로건물 내 방사성물질 거동 평가를 위한 에어로졸 발생, 이송, 제거 거동 및 방사화 분위기에서 아이오딘 화학거동 모델의 검증데이터가 필요함.
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국외 기술개발 수준 및 현황
○ 미국 및 유럽 등 원전 선진국은 중대사고 현상규명, 방사성 물질의 대량 방 출 방지를 위해 사고관리계획의 최적화를 위해 방사성 물질 거동 규명에 관 한 국제공동연구 (OECD/NEA STEM, BIP, NUGENIA/IPRESCA 등)가 진행되 고 있음.
○ 후쿠시마 원전사고에 대한 예측 능력 향상을 위해 OECD/NEA 주관으로 PreADES, TCOFF (TBA)가 수행되고 있으며, BSAF 후속으로 ARC-F를 착수 할 예정임. 중대사고 시 노외 노심용융물 거동 및 콘크리트 반응 특성에 관 한 10 여 년 전의 국제공동연구에도 불구하고, 남아있는 미해결 쟁점해결을 위해 OECD/NEA/ROSAU 프로그램을 기획하여 내년에 착수할 예정임.
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미래동향 예측
○ 한수원이 준비하고 있는 중대사고 관리지침서(제12조)를 포함하는 사고관리
계획서의 인허가 심사와 보완을 위해서는 중대사고 현상의 불확실성 해소 를 위한 검증데이터가 필요할 것으로 예측됨.
○ 원전 안전성의 강화요구에 따라 중대사고 시 방사성물질 방출 억제를 위한 중대사고 대처설비의 추가설치가 필요할 수 있음. 이를 위해 중대사고 종합 평가 코드 개선을 위한 검증데이터 구축 및 개별 모델 개발이 필요함.
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기술개발 수행체계
○ 중대사고 시 방사성물질 방출 평가기술 개발을 위해서 KAERI에서 보유하고 있는 원자로물질을 이용한 실험설비(VESTA, TROI)를 개선하여 후기 노심용 융물 거동, 노외 노심용융물 거동 및 콘크리트 반응 특성 기술에 관한 실증 실험설비를 구축함.
○ 한원(연)에서 보유하고 있는 원자로건물 내 수소거동 실험장치(SPARC)를 개 선하여 원자로건물 내 가연성 기체 및 방사성물질(에어로졸, 아이오딘) 간 상호 작용을 규명하기 위한 실험설비를 구축함.
○ 구축한 실험시설을 이용하여 실험데이터 생산 및 관련 모델 개발
○ 산⦁학⦁연 공동연구체계
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세부기술의 구성 및 주요 내용
항목 주요 내용 개발대상 핵심 요소기술
Ÿ 후기 노심용융 거동 및
원자로용기, RCS 경계파손 평가 기술
Ÿ 원자로물질을 이용한 실험시설 구축 Ÿ 후기 노심용융거동, 냉각특성,
방사성물질 방출거동 실험
Ÿ 원자로용기, RCS 경계파손 메커니즘 규명 실험
Ÿ 관련 모델 개발
Ÿ 방사성물질 방출 거동 실험자료 확보
Ÿ RCS 경계파손 메커니즘 및 방사성물질 이송거동
Ÿ 노외 노심용융물 거동 및 콘크리트 반응 특성 기술
Ÿ 원자로물질을 이용한 노외
노심용융물과 콘크리트 반응 특성 실험시설 구축 및 반응 실험 Ÿ 관련 모델 개발
Ÿ 노심용융물과 콘크리트 반응 특성 실험자료 및 모델
Ÿ 원자로건물 내 가연성 기체 거동 및 제어
Ÿ 가연성 기체와 방사성물질(에어로졸, 아이오딘) 반응 실험시설 구축
Ÿ 가연성 기체와 방사성물질(에어로졸, 아이오딘) 반응 실험시설 구축
Ÿ 관련 모델 개발
Ÿ 가연성기체와 방사성물질 반응 실험자료 및 모델
Ÿ 방사성 물질의 소외 방출량 평가를 위한 핵분열생성물 거동 모델
Ÿ 위 3가지 실험결과 및 모델 종합 Ÿ 중대사고 종합해석 코드 적용 기술
개발
Ÿ 원자로건물 내 방사성물질 방출거동 모델