패시브 원자력 안전

Passive nuclear safety

수동적 원자력 안전은 특정 유형의 비상(보통 원자로에 의한 과열)이 발생할 경우 원자로를 안전한 정지 상태로 만들기 위해 운전자의 부분이나 전기/전자 피드백에 능동적인 개입이 필요하지 않은 원자로에서 구현되는 안전 기능에 대한 설계 접근방식이다.냉각수의 ss 또는 냉각수 흐름 손실). 그러한 설계 특성은 원자로 상태 열화를 가속화하기보다는 예측된 행동이 느려지는 요소들의 공학적 설계에 의존하는 경향이 있다. 이러한 요소들은 일반적으로 안전을 달성하기 위해 중력, 부력, 압력 차이, 전도 또는 자연 열 대류와 같은 자연적인 힘이나 현상을 이용한다.ty는 활성 전원을 요구하지 않고 기능한다.[1] 많은 구형 공통 원자로 설계는 디젤 동력 모터와 같은 능동형 안전 시스템에 의존하기보다는 제한된 범위에서 수동형 안전 시스템을 사용한다. 일부 새로운 원자로 설계는 보다 수동적인 시스템을 특징으로 한다. 그 이유는 신뢰성이 높고 동일한 수준의 신뢰성을 달성하기 위해 복수의 장비 열차와 중복 안전 등급 전원공급장치가 필요한 시스템의 설치 및 유지보수와 관련된 비용을 절감하기 때문이다. 그러나 많은 수동적 안전 기능에 동력을 공급하는 약한 구동력은 특히 사고 후 단기적으로 수동적 시스템의 효율성에 상당한 문제를 일으킬 수 있다.

용어.

'수동 안전'은 외부 전원 또는 사람 통제가 거의 필요하지 않거나 전혀 필요하지 않은 안전 메커니즘을 설명한다. 현대적인 원자로 설계는 인간 오류의 복합화 위험을 완화하기 위해 수동형 시스템의 수를 늘리는 데 초점을 맞추었다.

패시브 시스템에 의한 커버리지 확대와 관련된 안전성이 증가함에도 불구하고, 현재의 모든 대규모 원자로는 외부(능동) 시스템과 내부(수동) 시스템을 모두 필요로 한다. '수동적으로 안전한' 원자로는 없고, 시스템과 부품만 있다. 안전계통은 예상 운전발생이나 사고시 정상조건 밖으로 나갈 경우 발전소의 통제를 유지하기 위해 사용되며, 제어계통은 정상조건에서 발전소를 운전하기 위해 사용된다. 때로는 시스템이 두 가지 특징을 결합하기도 한다. 패시브 안전은 안전시스템 구성부품을 말하는 반면, 고유 안전은 안전 특정 서브시스템의 유무에 관계없이 제어시스템 프로세스를 말한다.

수동적 안전부품이 있는 안전시스템의 예로는 원자로 격납용기가 있다. 선박의 콘크리트 벽과 강철 라이너는 수동적인 안전성을 나타내지만, 기능하기 위해 외부 전원과 사람이 작동해야 하는 능동 시스템(밸브,피드백 루프,외부 계측기, 제어 회로 등)이 필요하다.

국제원자력기구(IAEA)는 시스템이 다음을 이용하지 않는 것에 따라 범주 A부터 D까지 구성요소의 "수동 안전성" 정도를 분류한다.[2]

  1. 무이동 유체
  2. 무이동 기계 부품
  3. '신호'의 신호 입력 없음
  4. 외부 전력 입력 또는 힘 없음

범주 A(1+2+3+4)는 연료 피복재, 연료 펠릿의 보호 및 비반응 외부 층으로, 위의 특징 중 어느 것도 사용하지 않는다. 항상 닫혀 있고 연료와 핵분열 생성물을 내부에 보관하며 재처리 공장에 도착하기 전에는 열리지 않는다. 범주 B(2+3+4)에는 고온 다리와 가압기를 연결하고 PWR의 1차 루프에서 압력을 제어하는 데 도움을 주며 임무를 수행할 때 움직이는 작동 유체를 사용하는 서지 라인이 있다. 범주 C(3+4)에는 '지능' 또는 외부 전원의 신호 입력이 필요 없는 축전지가 있다. 1차 회로의 압력이 스프링식 축전지 밸브의 설정 지점 아래로 떨어지면 밸브가 열리고 물이 압축 질소에 의해 1차 회로에 주입된다. 범주 D(4만 해당)에서는 움직이는 작동유체, 움직이는 기계 부품 및 '지능'의 신호 입력을 활용하는 SCRAM으로, 외부 동력이나 힘이 아니다. 제어봉은 자기 클램프에서 해제되면 중력에 의해 구동된다. 그러나 원자력 안전 공학은 결코 그렇게 간단하지 않다. 일단 봉이 풀리면 다음과 같은 임무를 수행하지 못할 수 있다. 지진 조건이나 변형된 코어 구조로 인해 고착될 수 있다. 이것은 수동적으로 안전한 시스템이고 적절히 작동되었지만, 임무를 완수하지 못할 수도 있다는 것을 보여준다. 원자력 기술자들은 이를 고려했다. 일반적으로 원자로를 정지시키기 위해서는 떨어진 봉의 일부만 필요하다. 수동적 안전 구성부품이 있는 안전 시스템의 표본은 거의 모든 원자력 발전소, 즉 PWR의 원자로 건물, PWR의 수압계통 또는 BWR의 압력 억제계통에서 찾을 수 있다.

차세대 원자로의 '수동적으로 안전한' 부품에 관한 대부분의 본문에서 핵심 쟁점은 안전시스템의 임무를 수행하기 위해 펌프가 필요하지 않고 시스템의 모든 활성 부품(일반적으로 I&C 및 밸브)이 배터리에서 나오는 전기로 작동한다는 것이다.

IAEA는 다음 주의사항을 명시적으로 사용한다.[2]

… 수동성(passive design(공중 인식)을 통해 성능에 부정적인 여러 요인을 보다 쉽게 대응할 수 있지만, 안전 기능의 적절성을 보장한 경우라 하더라도, 수동성은 신뢰성이나 가용성과 동의어가 아니다. 반면에 가변 제어장치를 사용하는 능동형 설계는 안전 기능의 훨씬 더 정밀한 달성을 허용한다. 이는 사고 관리 조건에서 특히 바람직할 수 있다.

반응도 온도계수와 반응도 보이드계수와 같은 원자로 응답속성은 보통 중성자 감속재 열전달 과정의 열역학적 반응과 위상변화 반응을 각각 말한다. 열전달과정이 부극성 반응도계수의 운전속성을 갖는 원자로는 고유의 안전공정 특성을 갖는다고 한다. 운전 실패 모드는 그러한 원자로를 안전하지 않게 만드는 프로세스를 잠재적으로 변경할 수 있다.

원자로에는 제어계통의 개입 없이 감속재와 냉각재의 유출압력 증가에 대응하여 냉각재 유입압력(수분)을 증가시키는 유압안전시스템 구성부품이 장착될 수 있다. 그러한 원자로는 원자로가 장착된 원자로의 작동 속성과 무관하게 원자로에서 부극성 반응도 계수를 제공할 수 있는 수동적 안전요소가 장착된 것으로 설명될 수 있다. 이 특성은 떠오르는 (증기) 보이드보다 더 빠르게 반응하고 원자로 구성부품이 증가된 냉각재 압력을 유지할 수 있는 경우에만 작동할 것이다. 건설적으로 상호작용을 하도록 설계된 경우, 두 가지 안전 기능이 모두 장착된 원자로는 안전 연동장치의 예다. 드문 운용상실 모드는 그러한 안전 특성을 모두 무용지물로 만들 수 있으며 원자로의 전체 상대적 안전성을 훼손할 수 있다.

작동 시 수동적 안전의 예

기존의 원자로 안전계통은 명령계통(예: 고압수펌프)에서 전기적 또는 기계적 운전을 수반한다는 점에서 활성화된다. 그러나 일부 공학적 원자로 시스템은 압력 방출 밸브를 사용하여 과압을 관리하는 등 완전히 수동적으로 작동한다. 병렬 중복 시스템이 여전히 필요하다. 고유 안전성과 수동적 안전성의 결합은 고압 워터 펌프와 같은 공학적 구성 요소의 기능 때문이 아니라, 압력 차이, 대류, 중력 또는 고온에 대한 물질의 자연적 반응과 같은 물리적 현상에만 의존한다.

현재의 가압수형 원자로와 비등수형 원자로는 하나의 수동적 안전 기능으로 설계된 시스템이다. 과도한 출력조건이 발생할 경우 원자로 노심의 물이 끓으면서 증기 주머니가 형성된다. 이러한 증기는 중성자 수를 적당히 줄여 원자로 내부의 출력 수준을 낮춘다. BORAX 실험과 SL-1 용융 사고는 이 원리를 증명했다.

모든 운전모드에서 특정 고장 조건 동안 본질적으로 안전한 공정이 수동적 안전요소를 직접 제공하는 원자로 설계는 일반적으로 그러한 고장 조건에 대해 상대적으로 안전하다고 설명된다.[2] 그러나 대부분의 현재 수냉식 및 감속형 원자로는 스크램핑 시 공정 열전달이나 능동 냉각 시스템 없이는 잔류 생산과 붕괴열을 제거할 수 없다. 즉, 본질적으로 안전한 열전달 프로세스는 원자로가 작동 중일 때 과도한 열을 방지하는 수동적 안전부품을 제공하지만, 동일한 본질적으로 안전한 열전달 프로세스는 원자로를 정지시킬 경우 수동적 안전부품을 제공하지 않는다(SCRAMed). 스리마일섬 사고는 이러한 설계상의 결함을 노출시켰다. 원자로와 증기발생기는 정지되었지만 냉각수가 손실되면서 여전히 부분적인 용융을 겪었다.[3]

참고 항목: 원자로 사고에 대한 핵연료 대응

3세대 설계는 오작동 시 사고를 피하기 위해 능동 제어 또는 (인적) 조작 개입이 필요 없고 압력 차이, 중력, 자연 대류 또는 고온에 대한 재료의 자연 반응에 의존할 수 있는 수동적 또는 내재적 안전 특성을 통합하여[4] 초기 설계를 개선한다.

어떤 설계에서는 고속 증식기의 핵은 액체 금속의 풀에 담근다. 원자로가 과열되면 금속 연료와 피복재의 열팽창으로 인해 더 많은 중성자가 노심을 빠져나오게 되고, 핵 연쇄 반응을 더 이상 지속할 수 없게 된다. 또한 액체 금속의 큰 질량은 정상적인 냉각 시스템이 고장나더라도 노심으로부터 붕괴 열을 흡수할 수 있는 열교환의 역할을 한다.

조약돌형 원자로는 모든 운전모드에도 수동 안전부품을 제공할 수 있는 고유하게 안전한 공정을 보이는 원자로의 예다. 연료의 온도가 상승함에 따라 도플러 확장은 U-238 원자에 의해 중성자가 포획될 확률을 증가시킨다. 이로써 중성자가 U-235 원자에 의해 포획되어 핵분열을 시작할 확률을 감소시켜 원자로 출력이 감소하고 연료의 온도에 내재된 상한을 두게 된다. 연료 조약돌의 기하학적 구조와 설계는 중요한 수동 안전 요소를 제공한다.

단일 유체 플루오르화 용융 염 원자로는 불소 냉각수와 분자 결합에서 핵분열성, 비옥성, 액티닌화 방사성 동위원소를 특징으로 한다. 분자 결합은 냉각 손실 사건이 연료 손실 사건과 일치한다는 점에서 수동적인 안전 기능을 제공한다. 용융된 불소 연료는 그 자체로 임계도에 도달할 수 없고 열성 흑연과 같은 중성자 반사체를 추가함으로써 임계도에 도달할 뿐이다. 연료가 없는 저밀도 FLiBe 불소 냉각수와 함께 연료의[5] 높은 밀도는 기계적 고장 시 제어봉이나 몰입 매트릭스를 차단하는 저밀도 흑연으로 임계값을 유도하지 않는 플로팅층 수동 안전부품을 제공한다. 원자로 액체의 중력 구동식 배수로는 수동적인 안전 요소를 제공한다.

슬로우포케, TRIGA 등 저전력 수영장 원자로는 저농축(19.75% U-235) 우라늄 합금 하이드라이드 연료의 온도가 올라가면서 연료 내 분자 결합 수소가 방출되면서 핵분열 중성자로 열이 전달되기 때문에 연구환경에서 무인운전이 허가됐다.[6] 이 도플러 이동 또는 스펙트럼 강화는[7] 연료 풀 전체에서 연료의 열을 더 빠르게 방출하며 연료 온도가 높을수록 연료의 급속한 냉각을 보장하면서 연료보다 훨씬 낮은 수온을 유지한다. 비효율적인 방사성핵종-물 열전달보다 신속하고 자가 방전적이며 고효율 수소-중성자 열전달은 사고만으로 연료가 녹지 않도록 보장한다. 우라늄-지르코늄 합금 하이드라이드 변종에서는 연료 자체도 화학적으로 내식성이 있어 평생 동안 연료 분자의 지속 가능한 안전 성능을 보장한다. 넓은 폭의 물과 고에너지 중성자가 침투할 수 있도록 풀에서 제공하는 콘크리트 주변은 공정이 높은 수준의 내인적 안전성을 보장한다. 핵은 풀을 통해 볼 수 있으며, 핵확산방지 안전 제공과 총체적 감시를 용이하게 하는 핵심 연료 요소에 대해 직접 검증 측정을 할 수 있다. 연료 분자 자체와 수영장의 개방된 공간은 모두 수동적인 안전 부품이다. 이러한 설계의 품질 구현은 거의 틀림없이 가장 안전한 원자로다.

수동 안전 기능을 사용하는 원자로의 예

3마일 섬 2호기는 환경으로 방출되는 약 480PBq의 방사능 고귀한 가스와 격납장치를 넘어 이웃 건물로 방출되는 약 120kL의 방사능 오염 냉각수를 포함할 수 없었다. TMI-2의 파일럿 작동식 릴리프 밸브는 원자로 내부의 과도한 압력을 취출탱크로 완화한 후 자동으로 닫히도록 설계됐다. 그러나 밸브가 기계적으로 고장을 일으켜 PORV 취출 탱크가 가득 차게 되었고, 결국 완화 다이어프램이 격납건물 안으로 파열되었다.[8] 격납건물 섬프펌프는 격납건물 밖에 있는 오염된 물을 자동으로 펌핑한다.[9] 응축 탱크가 있는 작동하는 PORV와 섬프가 있는 격납건물 둘 다 두 개의 패시브 안전 층을 제공했다. 신뢰할 수 없는 PORV는 설계된 수동적 안전성을 부정했다. 발전소 설계는 PORV의 실제 위치를 나타내는 별도의 표시기 대신 솔레노이드 액추에이터의 상태에 따라 하나의 열기/닫기 표시기만을 특징으로 했다.[10] 이는 PORV의 기계적 신뢰도를 직접적으로 불확실하게 만들었고, 따라서 PFP의 수동적 안전 상태는 불확실하게 만들었다. 자동 섬프 펌프 및/또는 불충분한 원자로 건물 용량은 원자로 건물 설계 수동 안전을 무효화했다.

체르노빌 발전소 재해의 악명 높은 RBMK 흑연 감속 수냉 원자로는 반응 속도 제어를 위해 전자기 그래플에 붕소 제어봉이 있는 양의 보이드 계수로 설계되었다. 제어 시스템이 신뢰할 수 있는 정도까지, 이 설계는 해당 수준의 능동 고유 안전성을 가지고 있었다. 잘못된 제어봉 이동은 역직관적으로 확대된 영향을 미치기 때문에 원자로는 낮은 출력 수준에서 안전하지 않았다. 체르노빌로 4호기는 감속재 물질인 흑연과 중성자 반사체인 감속재 물질로 기울어진 수동 크레인 구동 붕소 제어봉으로 대신 지어졌다. 그것은 작동되는 그리드 전력이나 예비 디젤 발전기에 의존하는 비상노심냉각계통(ECCS)으로 설계되었다. ECCS 안전 요소는 분명히 수동적이지 않았다. 설계에는 원자로 위와 아래에 콘크리트 슬래브로 구성된 부분적인 격납용기(파이프와 로드가 관통하는 경우), 수냉식 고온 흑연으로부터 산소를 보호하기 위한 불활성 기체 충전 금속 용기, 내화 지붕 및 2차 수분 충전 박스에 밀봉된 용기 아래 파이프 등이 적용되었다. 지붕, 금속 용기, 콘크리트 슬래브 및 워터 박스는 수동 안전 부품의 예다. 체르노빌 발전소 단지의 지붕은 비투멘으로 만들어졌고, 설계와는 반대로 불이 붙을 수 있었다. 스리마일섬 사고와는 달리 콘크리트 슬래브와 금속 용기 모두 증기, 흑연, 산소로 인한 수소 폭발을 억제할 수 없었다. 수도 상자는 배관의 고압 고전을 견딜 수 없었다. 설계된 패시브 안전 부품은 시스템의 안전 요건을 충족하기에 부적절했다.

제너럴 일렉트릭 컴퍼니 ESBWR(Economic Simplified Boiling Water Rotor, BWR)은 수동 안전부품을 사용하는 것으로 보고된 설계다. 냉각재상실 시 3일간 운전원의 조치가 필요하지 않다.[11]

Westinghouse AP1000("Advanced Passive"를 나타내는 AP)은 패시브 안전 부품을 사용한다. 사고 발생 시 72시간 동안 운전원의 조치가 필요하지 않다.[12] 러시아 VVER의 최근 버전은 원자로 건물 돔 위에 지어진 냉각 시스템과 물 탱크를 활용하여 기존의 능동 시스템에 수동 열 제거 시스템을 추가했다.[13]

일체형 고속로로는 아르곤느 국립연구소가 운영하는 고속증식 원자로였다. SCRAM 없이 (냉각수) 유량의 손실과 SCRAM 없이 히팅크 손실을 견딜 수 있는 나트륨 냉각 원자로였다. 이는 운전자의 개입 없이 원자로가 성공적으로 정지하는 일련의 안전성 시험을 통해 입증되었다. 그 프로젝트는 다른 곳에 베끼기 전에 확산 우려로 취소되었다.

몰튼-솔트 원자로 실험[14](MSRE)은 오크 리지 국립 연구소에서 운영하는 녹은 소금 원자로였다. 그것은 감속된 핵 흑연이었고 사용된 냉각제 소금은 FLiBe로, 그 안에 용해된 우라늄-233 불소 연료를 운반하기도 했다. MSRE는 반응성의 음온계수를 가지고 있었다. 즉, FLiBe 온도가 증가함에 따라, FLiBe 온도가 증가함에 따라, FLiBe 온도는 그것이 운반하는 우라늄 이온과 함께 팽창했다. 이 감소된 밀도는 핵분열 속도를 감소시키는 결과를 낳았다. 열 투입량이 적으면 원자로가 냉각된다는 순 결과가 나왔다. 원자로 노심 바닥에서 확장된 배관은 수동적으로 냉각된 배수 탱크로 이어졌다. 파이프의 길이에 따라 "냉동 밸브"가 달려 있었는데, 이 파이프는 팬에 의해 용융된 소금이 파이프 위로 공기를 불어 넣어 고체 플러그로 능동적으로 냉각되었다. 원자로용기가 과도한 열을 발생시키거나 공기냉각에 전력을 상실하면 플러그가 녹을 것이다. FLiBe는 중력에 의해 원자로 노심으로부터 덤프 탱크로 끌어낼 것이고, 소금이 흑연 감속재와의 접촉을 상실하면서 임계치는 중단될 것이다.

General Atomics HTGR 설계는 원자로 캐비티 냉각 시스템(RCCS)이라고 불리는 완전 수동적이고 본질적으로 안전한 붕괴 열 제거 시스템을 특징으로 한다. 이 설계에서, 일련의 강철 덕트는 콘크리트 격납건물(따라서 원자로 압력 용기를 둘러싸고 있음)에 일렬로 늘어서 있어, 등급 위에 위치한 굴뚝에서 공기 구동 자연 순환을 위한 유로가 된다. 이 RCCS 개념의 파생상품(공기 또는 물을 작동유체로 하여)은 일본 고온공학시험용 원자로, 중국 HTR-10, 남아프리카 PBMR, 러시아 GT-MHR 등 기타 가스냉각 원자로 설계에도 적용되어 왔으나, 이러한 설계는 모두 발전용으로 상용화되지 않았다. 이 영역에서 연구, 4세대 주도권 및 NGNP 프로그램에 대한 지원으로, 아르곤 국립 연구소에서 실험 시설(그 자연 대류 셧 다운제 열제 거 시험 시설, 1/2규모 공랭식에 원자로 공동 냉각 시스템)[15]고 별도1/4 규모 공기와 물로 식히다에 위스콘신 대학(집이 활발한 상황이다.RIagoCCS).[16][17]

참고 항목

참조

  1. ^ Schulz, T.L. (2006). "Westinghouse AP1000 advanced passive plant". Nuclear Engineering and Design. 236 (14–16): 1547–1557. doi:10.1016/j.nucengdes.2006.03.049. ISSN 0029-5493.
  2. ^ a b c "Safety related terms for advanced nuclear plants" (PDF). Directory of National Competent Authorities' Approval Certificates for Package Design, Special Form Material and Shipment of Radioactive Material. Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency: 1–20. September 1991. ISSN 1011-4289. IAEA-TECDOC-626.
  3. ^ 워커, 72-73페이지
  4. ^ "Archived copy". Archived from the original on October 19, 2007. Retrieved October 19, 2007.{{cite web}}: CS1 maint: 타이틀로 보관된 사본(링크)
  5. ^ Klimenkov, A. A.; N. N. Kurbatov; S. P. Raspopin & Yu. F. Chervinskii (December 1, 1986), "Density and surface tension of mixtures of molten fluorides of lithium, beryllium, thorium, and uranium", Atomic Energy, Springer New York, 61 (6): 1041, doi:10.1007/bf01127271, S2CID 93590814
  6. ^ "TRIGA – 45 Years of Success". General Atomics. Archived from the original on September 29, 2009. Retrieved January 7, 2010.
  7. ^ "Nuclear Safety Parameters of a TRIGA reactor". Brinje 40, Ljubljana, Slovenia: Reactor Infrastructure Centre, Jožef Stefan Institute. Retrieved January 7, 2010.{{cite web}}: CS1 maint : 위치(링크)
  8. ^ 워커, 73-74쪽
  9. ^ 케메니, 페이지 96; 로고빈, 페이지 17-18
  10. ^ 로고빈, 페이지 14-15
  11. ^ "GE'S advanced ESBWR nuclear reactor chosen for two proposed projects". GE Energy. Retrieved January 7, 2010.
  12. ^ "Westinghouse AP1000". Westinghouse. Archived from the original on April 5, 2010. Retrieved January 7, 2010.
  13. ^ V.G. Asmolov (August 26, 2011). "Passive safety in VVERs". JSC Rosenergoatom. Nuclear Engineering International. Archived from the original on March 19, 2012. Retrieved September 6, 2011.
  14. ^ P.N. Haubenreich & J.R. Engel (1970). "Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment" (PDF, reprint). Nuclear Applications and Technology. 8 (2): 118–136. doi:10.13182/NT8-2-118.
  15. ^ "The NSTF at Argonne: Passive Safety and Decay Heat Removal for Advanced Nuclear Reactor Designs". Argonne National Laboratory. Retrieved January 20, 2014.
  16. ^ "NEUP final report 09-781: Experimental Studies of NGNP Reactor Cavity Cooling Systems with Water". inlportal.inl.gov.
  17. ^ "NEUP awarded abstract: Modeling and Test Validation of a Reactor Cavity Cooling System with Air". inlportal.inl.gov.

외부 링크