대기 중으로 방출된 방사성물질의 이동 확산 현상을 이해하기 위하여 3차원 장거리 확산 모델이 개발되었다. 모델은 수평방향으로 방출점으로부터 수천 키로 미터의 거리까지 공기중 농도와 지표면 침적을 계산하도록 설계되었다. 수직 난류운동은 혼합층 내와 혼합층 위로 분리하도록 고려하였다. 시험계산은 동북 아시아권의 영역을 고려하였고, 방출점은 중국의 동쪽 지점을 가정하였다. 계산된 농도분포는 바람장에 의해 방출점의 남동방향을 향해 주로 이동되었다. 개발된 모델은 원전 사고시 방사선 피해를 추정하기 위하여 이용될 것이며, 모델은 장거리 야외확산실험의 자료를 이용하여 비교 검증 연구를 통하여 보완될 것이다.
핵연료의 피복관은 핵분열로부터 발생하는 방사성 핵분열생성물이 외부로 유출되는 것을 차단하는 첫번째 방어막의 역할을 하며, 피복관의 건전성은 정상 상태는 물론 이고 사고시에도 위해한 핵분열생성물의 방출을 억제하는 역할을 충분히 수행할 수 있도록 유지되어야 한다. 단사정 산화막 영역에서만 수증기 압력에 의한 산화가속 효과가 존재하는데, 아직 이를 설명할 수 있는 산화속도 모형이 설정되어 있지 않은 상태이다. 본 연구에선 실험자료를 근거로 하여, 절실히 요구되는 $1000^{\circ}C$ 이하 영역에서 의 수증기 압력을 고려한 산화속도식을 개발하여, 보다 정확한 원전 사고해석이 가능 하도록 하는데 기여하려 한다.
1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.
한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.
가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.
영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.
가압경수로의 기동과 냉각시 발생할 수 있는 저온과압사고는 원자로 압력용기의 취성파괴를 유발할 위험이 있다. 따라서 발전소는 저온과압을 방지하기 위해 기술지침서의 온도-압력 곡선을 토대로 운전온도에 따른 압력경계를 제한하고 있으며, 과압방지설비로 가압기 PORV나 잔열제거계통의 방출밸브를 갖추고 있다. 미 NRC에서는 GL90-06을 통해 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 권고하고 있으며, 이에 따른 표준 기술 지침서를 제시하였다. 국내 가동 원자력발전소중 영광 3,4호기 이후에는 설계시 이를 반영하였으나, 타 발전소에는 반영되질 않았다. 이 논문에서는 이들 운전중인 가압경수로의 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 수행하기 위해 개발한 안전성 평가 방법을 제시하였다.
후쿠시마 원전 사고가 일어난 지 10년이 지난 지금까지도 일본은 매일 생성되는 원전 오염수 문제를 해결하지 못하고 있다. 그들은 오염수 저장탱크가 한계에 다다를 것으로 예상되자, 안전성에 관한 한국의 우려에도 일방적으로 원전 오염수를 해양에 방출하기로 했다. 문제는 한국의 대응에도 불구하고, 여전히 일본이 『유엔해양법협약』상 의무를 성실히 이행하지 않은 채 해양 방출을 준비하고 있다는 데 있다. 원전 오염수의 방사성물질로 인한 해양오염은 물론, 한국의 해양주권 침탈까지도 우려되는 상황이다. 특히 한번 환경이 오염되기 시작하면 본래의 상태로 되돌리기 어렵기에, 당장 안전성이 보장되지 않는 한 원전 오염수의 해양 방출은 반드시 막아야 한다. 본 논문은 일본과 한국이 원전 오염수 해양 방출 사안으로 빚은 갈등을 해결하기 위한 한국의 대응 전략을 제안한다. 한국은 일본과의 협력, 잠정조치, 주변국과의 공조를 통해 다양한 측면에서 일본의 원전 오염수 해양 방출에 대응해야 할 것이다.
체르노빌 원전 4호기 폭발사고가 발생한 지 10년을 맞아 사고로 인한 피해의 규모를 놓고 여러 채널에서 다양한 내용들이 다루어지고 있다. 특히, 사고시 방출된 방사능에 의한 인명이나 재산의 피해에 대해서는 정보원에 따라 그 내용이 매우 큰 차이가 있어 정보 수용자를 혼란스럽게 하고 있다. 이 보고는 사고 10주년을 맞아 국제원자력기구, 세계보건기구 등 국제기관이 보고한 내용과 최대 피해국인 우크라이나 및 벨라루스 공화국의 공식 보고서, 기타 여러 정보원에서 입수된 자료는 물론 방사선학, 방사선생물학, 역학, 생태학 등 관련된 과학적 지식을 종합하여 체르노빌 원전사고와 그 피해에 대해 정리한 것이다. 가능한 한 평이하고 상세히 기술하여 일반인의 이해를 돕고자했지만 영향의 방대함을 고려할 때 한정된 지면에 이를 충분히 자세히 설명하는 것이 무리이며 따라서 부분적으로 불충분한 경우도 있을 것이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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