공부하고 정리하고

증기발생기는 후쿠시마의 원전에 사용되는 BWR발전 방식과 우리나라에서 사용하는 PWR 방식의 차이 중에 가장 큰 차이인 설비라고 할 수 있습니다. 

BWR에는 없고 PWR에 존재하는 설비이기 때문입니다.
이 증기발생기에 대해 알아보겠습니다.

증기발생기

증기발생기는 냉각재가 들어오고 나가는 원자로와 연결된 1차계통과 발전용수가 들어오고 나가는 2차계통의 압력경계를 형성하는 설비입니다.
1차계통의 물(냉각재)이 이동하는 방향은 원자로-가압기-증기발생기-펌프 순으로 순환이 되고 2차계통의 물은 증기발생기-터빈-복수기-펌프 순으로 순환이 됩니다.
즉, 용도는 1차계통의 열을 제거해주어 원자로의 과열상태로 인한 용융을 막기 위해 사용되고 2차계통은 발전용물을 데워 전기를 생산해주는 역할을 합니다.

잠시 BWR을 살펴보죠. BWR은 증기발생기가 없습니다.
단지 1차계통 2차계통의 구분없이 원자로-터빈-복수기-펌프순으로 순환이 됩니다.
이렇게 하면 사실 열전달 효율이 좋아지기 때문에 열손실이 적어 비교적 더 적은 돈으로 더 많은 전기를 생산할 수 있습니다. 즉, 연료대비 손실이 적다는 이야기입니다. 
하지만, 저번에 후쿠시마 사고를 설명할 때도 말했었지만 PWR에 비해 방호시설이 부족한 단점이 있습니다.

그럼 PWR을 살펴보겠습니다.
PWR은 BWR에 비해 압력경계를 통한 간접적 열전달을 하기 때문에 안전에 대해 훨씬 뛰어나지만 열전달 효율이 떨어집니다.
하지만, 최대한 열전달 정도를 올리기 위해 노력하여 설계를 하였습니다. 지금부터 이 구조를 살펴보겠습니다.

증기발생기의 구조

1차계통의 물이 지나는 수직 U-튜브를 가졌으며 2차계통의 물에 열전달을 위해 예열기(Economizer)를 포함하여 예열영역과 증발영역으로 구분이 되는 설계를 가졌습니다.
U-튜브의 구조는 인코넬-690이라는 재질을 보통 사용하여 수천개의 튜브가 관판에 용접전에 관을 확대시켜 조립 용접을 실시하여 부착이 되어 있습니다.

기존에는 인코넬-600을 사용했지만 균열현상이 일어나는 단점이 발견되어 열과 부식에 강한 인코넬-690으로 대체되어 현재 사용되고 있습니다.

이 U-튜브는 수평 관지지대에 지지되며 튜브의 상부가 냉각수가 흐르면서 발생하는 진동으로 진동함을 억제하기 위해 진동방지대를 설치합니다. 그리고 수직분리판을 사용해 출입하는 냉각재를 각각 구분합니다.
그리고 2차계통의 물, 여기서는 급수라고 표현하겠습니다.

급수는 증기발생기 상부에서 들어와 아래방향으로 흐르는 급수와 아래서 예열되어 올라오는 급수로 두개의 출입구를 가집니다.
이렇게 하면 아래방향으로 흐르는 하향수와 예열급수가 만나 과냉비등, 즉 원래 끓어야 하는 온도보다 낮은 온도에서 끓는 장점이 있다고 합니다.
그리고 증기가 된 물은 포함되어 있는 습분을 상부의 습분분리기 및 증기건조기를 지나면서 99.75w%의 건도를 지는 증기로 터빈으로 보내게 됩니다.

터빈의 날개의 입장에서 습분이 많은 증기가 들어오면 수명이 빨리 단축이 됩니다. 왜냐하면 아주 높은 고에너지의 습분이 들어오기 때문에 터빈의 날개에 돌맹이를 던지는것과 같이 강력한 힘이 전달 되어 손상되기 쉽기 때문입니다. 그래서 습분을 최대한 많이 제거해야 합니다.

주요기기

각각의 주요기기에 대해서는 자세히 설명하지는 않고 간단한 용도만 설명하겠습니다.

1차측의 주요기기

관판은 관다발을 용접을 위해 용접이 잘되는 재질로 된 하판입니다.

관다발은 수직 U-튜브의 모양을 하며 균일하게 배열되어 있고 냉각재가 지나가는 통로를 제공합니다. 통으로 큰 관을 사용하지 않고 비교적 얇은 수천개의 관을 사용하여 열전달 표면적을 넓혀 열을 최대한 잘 빼앗기도록 설계되었습니다.

2차측의 주요기기

관지지대(Tube Support) 및 슈라우드(Shroud)는 진동을 억제하기 위해 관다발을 지지하고 급수의 유로의 방향을 만듭니다.
습분분리장치는 원통형 습분분리기(Moisture Separater)의 날개가 돌아가며 물방울을 분리해냅니다. 그리고 증기건조기(Steam Dryer)를 이용해 건도 99.75%를 달성합니다.

유량제한기는 벤투리모양(중간이 좁아지는 관)을 사용해 파열사고시에 급격한 증기손실을 막기 위해 유료면적을 70%정도 감소시켜주는 역할을 합니다.

지금까지의 내용의 핵심은 1차측과 2차측을 구분 짓기 위해 사용되는 설비라는 겁니다. 후쿠시마원전과의 큰 차이점이 되는 것이죠.
이 장치의 존재유무는 정말 큽니다. 만약 원자로에서 누출 사고가 발생했다고 했을 때 사고를 처리해야 하는 범위의 규모가 다르고 열을 식히기 위해 사용하는 해수 냉각계통으로의 유출 가능성이 커지기 때문에 매우 중요한 설비라고 할 수 있겠습니다.

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“해당 포스팅은 스팀잇에서 작성한 글을 옮긴 포스팅입니다.”

지금까지 원자로 내부에 들어가는 연료봉집합체와 제어봉집합체 그리고 중성자선원집합체를 통해 노심이 어떻게 구성되는지 알아보았습니다.
오늘은 이를 제외한 원자로용기 자체의 구조를 간단하게 알아보겠습니다. 

용기는 연료집합체, 제어봉집합체, 중성자선원집합체, 노내핵계측기집합체 등을 지지하는 내부구조물이 안에 위치하고 이를 감싸고 있는 상부헤드, 하부헤드 그리고 용기몸통으로 나누어집니다.

원자로 내부구조물

크게 노심지지통집합체와 상부안내구조물집합체로 구성이 됩니다.
노심지지통집합체는 노심지지통, 하부지지구조물, 노심보호벽, 노내핵계측기노즐뭉치 등으로 구성이 됩니다.
각각에 대해 상세하게 설명은 하지는 않고 각각의 기능 및 용도에 대해서만 간단하게 설명하겠습니다.
노심지지통(Core Support Barrel)은 핵연료집합체를 포함한 노심을 지지하는 역할을 하는 통입니다.
하부지지구조물(Lower Support Structure)은 연료다발과 그 외의 내부 구조물들의 위치를 지정해주는 역할을 합니다.
노심보호벽(Core Shroud)은 냉각재의 유로방향을 정해주는 역할을 수행합니다.
노내핵계측기노즐뭉치(In-core Instrumenation Nozzle)는 노내중성자속감시 및 여러 계측장비를 집어넣기 위한 장치입니다.

상부안내구조물집합체(Upper Guide Structure Assembly)는 연료집합체의 상단에서 이를 지지하며 제어봉의 유동 공간을 제공합니다.

이것은 또한 연로집합체인 핵연료가 튀어 오르는 사고를 예방합니다.

원자로용기(Reactor pressure Vessel)

상부헤드(Reactor Vessel Closure Head)

OPR-1000의 경우 총 84개의 관통구를 가진 원자로용기의 뚜겅입니다.
이 구멍들은 대부분이 제어봉구동장치(CEDM)의 관통구와 원자로 상부헤드 배기구 관통구 그리고 노심 열전대 관통구 마지막으로 사고를 대비한 예비용 관통구가 존재합니다.
즉, 제어봉을 구동하기위해 여러 구멍이 뚫려있고 계측 및 안전을 위한 구멍도 존재한다는 이야기입니다.

하부헤드(Bottom Head)

상부헤드는 볼트에 의해 조립되어 분리가 가능한 반면 하부헤드는 원자로용기 몸통에 용접되어 있습니다. 여기에도 마찬가지로 관통구가 존재하는데 노내핵계측기노즐들이 하부를 통해 관통되어 들어오기 때문입니다.
그리고 여러 개의 완충기들이 존재해 진동을 잡아주는 역할도 하며 유량분배환(Flow Skirt)이라는 장치가 같이 설치되어 냉각재의 유량이 균일하도록 만들어주는 장치가 존재합니다.

원자로 용기몸통

헤드들과 연결이 되며 노심지지통을 지지하는 장치입니다.
그리고 외부로 직경이 70cm정도의 4개의 입구와 약 1m의 직경을 가진 출구가 2개 존재합니다.
이는 냉각재가 들어오고 나가는 통로입니다.
출구와 입구의 개수와 직경이 다른 것은 냉각재가 효율적이고 안정적으로 유량이 조절하도록 설계된 것입니다.
그리고 안전에 있어 하부헤드는 용접으로 하나로 연결되어 있지만 상부헤드는 용접이 아닌 분리형이라는 점 때문에 안전에 조금 더 신경을 써야 합니다.

분리형으로 되어 있는 것은 사용후핵연료를 꺼내고 새로운 연료를 주입하기 위해서입니다.

안전을 신경 쓰기 위해 상부헤드와 몸통사이 접합부위에 두개의 O링을 설치하는데 하나의 O링 만으로도 100%의 누설을 방지할 수 있지만 만약에 상황을 대비해 2개의 O링을 설치합니다.
여기서 O링은 은도금으로 설치된 인코넬 재질의 속이 빈 금속인데 원자로 내부 압력이 증가되면 더더욱 밀착이 되는 현상이 있어 안전성을 높였습니다.
하지만 정상적으로 작동하지 않는 상황이 발생할 수 있기 때문에 이를 확인하기 위해 2개의 O링 장치 사이에 누설 탐지관을 설치해 지속적으로 누설을 감시합니다.
여기서의 누설은 냉각재누설 즉, LOCA와 같은 큰 사고를 야기할 수 있기 때문입니다.

오늘 한 이야기의 요점은 다음과 같습니다. 

원자로 용기라는 존재는 냉각재를 유동하기 위한 설비들이지만 가장 중요한 점은 안전을 보장하는 방향으로 설계가 되어 있어야 하며 그렇게 설계가 되었다는 점이 되겠습니다. 

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핵분열을 잘 일으키는 중성자가 너무 많아지면 핵분열은 많이 일어날 것이고 그럼 더 많은 에너지가 발생하기 때문에 더 많은 열이 발생합니다. 이때 설계기준 한계치 이상의 온도가 발생하면 원자로가 녹아버릴 수도 있습니다. 이러한 사고는 심각한 사고로 연결이 되죠.

그래서 원자로 안에는 이 중성자의 수를 적절하게 제어하기 위한 수단들이 존재합니다.

그런데 우리는 여기서 한가지 생각해보아야만 하는 것이 있습니다.
중성자를 우리가 잡을 수도 볼 수도 없는 데다가 1개 2개 있는 것도 아닙니다.
만약 1몰의 개수만 모여 있어도 6.02ⅹ1023개의 중성자가 있는 겁니다.

이처럼 하나씩 제어가 힘든 중성자들을 가장 효과적으로 제어하는 방법은 핵분열에 사용되기를 막아버리는 방법입니다.
즉, 중성자가 우라늄과 반응 하는 정도인 흡수단면적보다 더 큰 단면적을 중성자에 대해 가지는 물질을 적절히 안에 배치하는 겁니다.

만약 원자로의 출력이 높아서 낮추어야 한다면 이 물질을 더 많이 넣어주는 것이고 출력이 낮다면 이 물질을 줄여주면 될 것입니다.

그리고 전원종료버튼과 같은 역할도 해줍니다. 정지를 해야 할 일이 있으면 이 물질을 훨씬 많이 넣어주면 되고 이 물질에 의해 우라늄-235의 핵분열 연쇄반응은 진행되지 못합니다.

이러한 역할을 해주는 장치가 제어봉집합체입니다.
Shut down(정지)을 유도하고 출력의 증감을 조절하는 장치로 원자로 안정성 유지 측면에서 매우 중요한 장치 중 하나입니다.
그럼 어떤 식으로 구동하고 어떻게 생겼는지를 알아보겠습니다.

제어봉

Control Rod라 합니다.
사용하는 중성자흡수체는 B-10으로 붕소물질을 사용합니다.
그리고 제어봉 자체의 구조는 연로봉과 크게 다르지 않습니다. 다만, 그 안에 들어가는 물질이 우라늄이 아닌 붕소가 들어가는 겁니다.

이 붕소는 중성자를 흡수하고 헬륨가스를 방출하는 반응을 합니다. 그렇기에 지속적인 반응으로 헬륨가스가 증가하게 된다면 압력에 의해 응력이 증가됩니다. 그래서 설계시에 중성자흡수체의 연소정도와 사용하는 재질인 인코넬 625의 허용기준 정도 등을 고려해 10년의 수명을 가지도록 설계됩니다.

제어봉집합체(CEA)

Control Element Assembly라고 합니다.
이 제어봉집합체는 제어봉의 묶음인데 거미발이라고 불리는 장치에 연결되어 여러 제어봉을 한 번에 움직여 제어하게 됩니다.

제어방식은 제어봉구동장치(CEDM)의 자력식인양장치를 사용해 상하 이동합니다.
이 장치는 원자로의 위에서 삽입되는 제어봉집합체의 연장축에 부착되는데 전류의 공급양에 따라 뱐화하는 자기력에 의해 제어봉을 잡고 있는 장치를 운동시켜 이동시키게 됩니다. 그래서 후쿠시마원전과 같은 완전 정전사고가 발생한다면 이 제어봉장치는 전력을 공급을 못 받아 자동으로 잡고 있던 장치가 이 제어봉을 잡을 힘을 못 받게 되고 떨어뜨리는 방식입니다. 즉, 사고가 발생할 경우 원자로가 안전해지는 방향으로 설계된 전원공급장치를 사용합니다.

이 제어봉집합체는 하나의 종류로만 구성되어 있지는 않습니다. Shutdown용 전강도 제어봉집합체와 출력제어 전강도 제어봉집합체 그리고 세로방향의 출력차이를 줄여주는 부분강도 제어봉집합체가 존재합니다.

우선 shutdown용 전강도 제어봉집합체는 정상운전시에는 원자로내부에 삽입을 안하고 대기상태로 유지되는 집합체 입니다.
하나의 제어봉집합체에 12개의 제어봉이 묶음으로 한번에 작동하도록 설계가 되어있습니다.

출력제어용 전강도 제어봉집합체는 원자로의 운전 정상출력에 맞추어 유지되도록 인출과 삽입이 지속적으로 일어나는 제어봉집합체입니다.
이 제어봉집합체는 12개봉 묶음으로 된 제어봉집합체와 4개봉 묶음의 제어봉집합체가 함께 존재하는데 4개봉 묶음이 훨씬 많습니다.
4개봉 묶음은 12개봉 묶음보다 삽입 및 인출 시 변동이 그만큼 작은만큼 세부출력 조절을 위해 사용한다고 생각하시면 되겠습니다.

마지막으로는 부분강도 제어봉집합체입니다.
이 제어봉집합체는 앞서 설명한 제어봉과는 조금 차이가 있습니다.
두가지의 차이가 있는데 사용 중성자흡수체와 생김새의 차이입니다.
중성자흡수체는 B-10보다는 약 흡수체인 인코넬 625 스러그라는 물질을 사용하고 구조는 다 동일한데 제어봉 중간에 구멍이 있어 냉각재가 통과되도록 만들었습니다.
왜 이렇게 만들었을까요?
우선, 전체적으로 제어봉을 흡수하는 정도는 작아졌지만 중간에 구멍이 있는 부분에 냉각재가 지나가면서 중성자흡수율(흡수 단면적)이 더 커지게 되는 구조입니다.

이렇게 하는 이유는 원자로의 출력분포가 세로방향으로 코사인함수를 그리는 분포를 나타내기 때문입니다. 즉, 가운데 부분이 출력이 가장 강합니다. 이 출력 차이를 줄이기 위해 중간에 중성자 흡수율을 높이는 제어봉을 사용한 것입니다.

여기까지가 제어봉집합체에 대한 전체적인 설명입니다.
정리해보자면 중성자를 흡수해 우라늄과 핵반응 하는 중성자의 수를 제어하는 장치다.
상황별로 출력증가, 감소 그리고 정지를 위해 여러 방식으로 구성되어 있다.
정도로 정리가 되겠습니다.

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국민이 내는 전기요금에서 3.7%를 떼 내어 조성하는 전력기금의 대부분이 신재생에너지 발전 사업에 편성되고 원자력 발전 관련 사업비가 크게 줄었다고 한다. 

또한, 정부는 탈원전과는 무관하게 원전 수출은 지원하겠다고 하는 이상한 논리를 펼쳤었는데 이마저도 말뿐인 듯 원전 산업 수출 기반 구축비는 예산이 절반으로 줄어들었고 원전의 안전과 직결되는 부품 연구, 개발 비용을 전액 삭감했다고 한다. 

관련 내용은 링크를 걸어둔다. 

 http://biz.chosun.com/site/data/html_dir/2018/11/06/2018110600176.html?utm_source=naver&utm_medium=original&utm_campaign=biz

심히 걱정되는 내용이다. 

탈원전한다고 해서 이런 식의 정책이 과연 올바른 것인가라는 의구심이 든다. 

나는 탈원전을 한다고 해서 급격하게 관련 예산을 삭감하고 신재생에너지에 편성하는 것은 잘못되었다고 본다. 

신재생에너지를 개발하는 것이 나쁜 것은 아니다. 당연, 신재생에너지도 개발을 해야 하고 앞으로 늘려가야 할 에너지산업이다. 

하지만, 잘못된 방법이다.  

이번 정부는 탈원전뿐만 아니라 탈석탄을 하겠다고 하였다. 

내 생각에는 탈석탄을 우선 이루어내고 탈원전을 해야 한다고 생각한다. 

물론, 근본적으로 탈원전을 찬성하지는 않지만 한다고 하더라도 순서가 잘 못 되었다. 

신재생에너지와 원자력과 신재생에너지와 화력발전의 관계를 보았을 때 어느 관계가 상반되는 관계인가?

당연, 후자인 신재생에너지와 화력발전이다. 탄소문제에 있어서는 원자력도 친환경적이기 때문이다.

탄소배출에 관해 전 세계적인 감축 노력이 있는 상황에서 먼저 줄여야 하는 것은 화력발전이다. 

화력발전은 우리나라 발전에 적지 않은 부분을 차지하고 있는 만큼 앞으로 줄여나가야 할 에너지 원이다. 

그런데, 이 둘을 동시에 줄이면서 혹은 탈원전을 먼저 하면서 신재생에너지 발전을 급격하게 늘리겠다는 것은 누구의 생각인지 궁금하다. 

신재생에너지의 장점이라고 한다면 친환경적이라는 큰 특징이 있다. 물론, 친환경적이라는 점에 의문을 품는 사람들도 많지만 그 정도로 비교하면 내 생각에는 가장 친환경적이라고 말할 수 있다고 생각한다. 

하지만, 신재생에너지의 가장 큰 단점은 간헐적 발전이라는 것이다. 

지속적인 발전이 안 되는 만큼 예비전력시설과 ESS 기술이 발달해야 한다. 

따라서 결국에는 신재생에너지 출력만큼의 예비전력시설을 지어야 하고 이를 보완하기 위한 ESS 기술이 더욱 발달해야 한다. 

이런 문제점을 해결한 상태라면 이런 급작스런 정책도 인정한다. 

하지만, 아직 신재생에너지는 가야 할 길이 많다. 

물론, 그 길이 많으니 당연 투자를 많이 해야 하는 것이다. 

문제는 그 점이 아니다. 기존의 발전을 급격하게 죽여버리면 무엇으로 전기를 생산한다는 것인가?

원자력의 부품에 관련된 연구비를 전액 삭감한 것은 심려스럽다. 

원자력발전은 고에너지의 방사선이 방출되는 만큼 재료의 건전성에 대한 연구는 지속되어야 한다. 모든 원자력발전이 꺼지는 순간까지 말이다. 

하지만, 부품에 대한 연구비를 삭감했다는 것은 그 부분에 대해 관심이 없다는 뜻으로 느껴진다. 

그렇다는 것은 원자력의 안전에 신경을 안 쓰겠다는 것인데 집에 불이 날까봐 겁이 난다고 요리를 이제 해먹지 말자는 사람들이 가스안쓸껀데 가스점검을 하지 않겠다고 말하는 것처럼 보인다.  

탈원전을 하더라도 안전한 방향으로 진행했으면 좋겠다. 

그리고 천천히 진행했으면 좋겠다. 

모든 에너지 산업은 적절히 분배되어 다양한 산업이 같이 사용되는 것이 최상의 상태이다. 

특히, 우리나라처럼 전기를 수입할 수 없는 구조이면서 자원이 나지 않는 나라라면 더더욱이 최선의 선택을 해야만 할 것이다.  

후쿠시마 사고 이후 전 세계에서 탈원전의 움직임이 불고 있다. 물론, 중국과 몇몇 개발도상국들은 활발하게 원전을 늘리고 있고 사고가 일어난 일본에서도 에너지 비용에 대한 부담으로 원자력을 다시 가동하고 있다. 

이러한 상황에서 우리나라는 이번 정부에 들어서 탈원전을 선언하였고 여기에 대해 많은 찬반 의견이 오고 갔다. 

탈원전을 선호하는 여론이 많지만 현실적인 에너지 수급 상황과 우리나라가 원자력 설계기술이 우수하다는 점 그리고 안전을 위해서는 지속적인 연구 및 개발, 기업의 참여로 건전성이 유지되어야 하는데 탈원전으로 인해 기업의 사업 포기가 늘어날 전망이며 연구 및 개발에 대한 예산이 삭감되고 있음에 우려를 표하고 있다. 거기다, 그리고 탈원전을 위해 핵연료인 고준위 방사성폐기물을 처분하고 원자력 시설을 해체, 제염하는 분야에 많은 연구 및 투자가 일어나고 있는 상황이다. 

이런 현시점에서 핵연료 처분 문제에 대해서 한번 고민해보고 원자력 발전에 대해서 고민을 해보고자 한다. 

탈원전을 하는 가장 큰 이유 두 가지는 사고가 발생하였을 때 그 규모가 상당하다는 것과 지금도 생산되고 있는 고준위 폐기물을 과연 어떻게 처분할 것이며 또한 그 비용을 고려하였을 때 진정 저렴한 에너지원이라고 말할 수 있는가로 설명한다. 

고준위 폐기물을 처분하는 방법으로 주로 언급되는 것이 영구처분하는 방법으로 깊은 땅속에 처분시설을 건설하고 이 시설에 폐기물을 처분하여 우리가 사는 환경으로부터 멀리 떨어뜨리는 방법인 심지층 처분을 언급한다. 

이 방법은 실제로 핀란드와 같은 북유럽 국가에서 국민들과 소통을 통해 해당 시설에 대해 공감대를 얻고 시설을 건설하여 앞으로 운영할 계획을 가지고 있다.

하지만, 이 방법은 어디에 건설한 것인지 또 건설한다고 했을 때 국민들과 소통을 통해 해당 시설에 대한 공감대를 얻을 수 있을지의 문제가 있다. 실질적으로 우리나라에서 이 방법의 공감대를 얻고 또 적절한 부지를 선정하는데 까지만 해도 아주 많은 시간이 걸릴것 이라고 생각이 된다. 

다른 방법으로 또 자주 언급되는 것이 파이로프로세싱이다. 파이로프로세싱을 통해 재처리하여 우라늄과 플루토늄을 분리해내어 다시 핵연료로 사용한다. 발생하는 폐기물의 양을 획기적으로 줄일 수 있는 방법이다. 하지만, 이 기술도 말이 많다. 

재처리 후에 발생하는 고농도의 세슘과 스트론튬(핵연료에 원래 포함되어 있는)은 처분의 대상인데 아직 적절한 처분방법을 찾지는 못한 것으로 보인다. 또한, 재처리한 핵연료를 사용하기 위해서는 고속로를 사용해야 하는데 감속재로 사용하는 소듐이 폭발의 위험성이 커 실제로 만드는데 많은 난항이 있을 것으로 보인다. 

따라서 이 두 방법다 문제점을 가지고 있고 정부와 국민은 적절한 해결책을 찾아야만 한다. 

그렇기에 가속기를 사용한 핵 폐기물 처리 방법에 대해 생각해볼 필요가 있다. 

국내에는 방사광가속기, 양성자가속기가 운영 중에 있고 중이온가속기인 라온은 건설중에 있다. 방사광가속기는 전자를 가속하고 저장링에 보관하며 회전할때 발생하는 X선을 이용해 표적에 조사하여 연구를 진행하는 시설이다. 그리고 양성자가속기는 양성자를 가속시켜 이 양성자 빔을 표적에 조사하여 발생하는 입자 및 에너지를 이용하는데 전자와 달리 핵자를 때어낼 수 있기 때문에 핵자를 파쇄시킬 수도 있고 이 보다 낮은 에너지에서는 양성자를 핵자 내부로 조사시킬 수 도 있다. 

이것은 중요한 의미를 지닌다. 

원자력 발전을 통해 발생하는 핵 폐기물들은 우라늄의 딸핵종들로써 핵분열을 통해 발생한다. 이 핵종들은 중성자과잉핵종들인데 중성자과잉이라는 말은 말 그대로 중성자가 많은 핵종이라는 뜻이다. 원래, 핵자가 무거워 질수록 양성자보다 중성자 수가 많아야 안정적이지만 여기서 말하는 중성자과잉핵종들은 중성자가 너무 많아 불안정한 핵종들이다. 따라서 중성자는 음전자를 방출하면서 양성자로 바뀌게 되는데 이것이 베타 마이너스 붕괴이다. 이런 중성자과잉핵종에 양성자를 조사시켜 내부에 주입하면 비교적 안정적인 핵종을 만들 수 있다. 뿐만 아니라 더 고에너지의 양성자 빔을 사용해 조사를 하면 핵 파쇄를 통해 더 가볍고 안정적인 핵종을 생산해내면서 이때 발생하는 고에너지를 사용해 발전을 할 수도 있다. 

(실제로 양성자가속기를 통해 생산하는 의료용 동위원소는 양성자과잉핵종으로 베타 플러스 붕괴를 하는데 대표적으로 진단장치인 PET에 쓰인다.)

이런 원리를 착안한 것이 가속기 구동 미임계로 원자로이다. 

우선, 미임계라는 것은 우라늄이 핵분열을 할 때 핵분열로 중성자가 발생하고 또 여기서 몇몇 중성자는 누설이 되고 다른 곳에 흡수되기도 하고 몇몇 중성자는 다시 핵분열에 쓰이게 된다. 따라서, 임계라는 것은 중성자 세대가 거듭할때 발생하는 중성자 수가 이전 세대와 같음을 말한다. 그렇기에 미임계라는 말은 중성자수가 전세대 보다 적다는 것으로 중성자로 인해 연속적인 핵분열을 유도할 수 없다는 것이다. 

따라서, 우리가 흔히 보고 알고 있는 원자력 발전소는 이 미임계 원자로가 아니다. 임계를 이루어야 지속적인 발전을 할 수 있기 때문이다. 

따라서, 우리가 아는 원자력발전소는 임계 원자로로써 중성자 수를 제어하는 방법으로 임계를 유지한다. 

그런데, 미임계 원자로는 중성자를 따로 넣지 않는 한 발전을 할 수가 없다. 

이런 방식의 원자로에 우리의 골칫거리인 사용후 핵연료를 넣는다면 어떻게 될까? 

사용후 핵연료는 경수로 기준으로 U-235가 3~5% 정도 농축된 핵연료를 원자로에 넣고 운전 후에 더이상 효율적인 중성자 경제를 나타내지 않을 때 원자로에서 인출하게 되는데 그렇다고 해서 핵분열을 안하는 것도 아닐 뿐더라 아주 높은 고에너지의 방사선을 뿜어낸다. 

이런 사용후 핵연료를 미임계 원자로에 넣고 여기에 양성자가속기를 표적에 부딪혀 발생하는 파쇄 중성자를 주입한다고 하면 이 사용후 핵연료에 있는 고준위의 방사성핵종을 붕괴시킬 뿐만 아니라 붕괴에서 발생하는 열을 통해 발전을 하여 전기도 생산해낼 수 있다. 

이때 가속기를 돌리기 위해서는 많은 전기가 소모되는데 미임계 원자로의 가동으로 발생하는 전기의 약 15% 정도를 투자하면 가속기를 구동할 수 있다고 한다. 따라서 약 85%는 상업용 전기로 전환하여 전기를 생산해내는 발전소가 될 수 있다는 것이며 동시에 고준위 방사성 폐기물을 처분함에 따라 반감기를 촉진하고 부피를 줄여 효율적이며 현실적인 처분방법이 될 것이다. 

우리나라는 양성자가속기 1단계 사업을 통해 100MeV 첨두전류 20mA의 대용량 선형가속기를 운영 중이다. 대용량인 만큼 이 미임계 원자로와 연동하기에 적합하다. 하지만, 100MeV의 에너지는 아직 부족하다. 앞으로 2단계 사업을 통해 1GeV에 20mA의 첨두전류를 가진 대용량 선형가속기로 거듭난다면 핵 폐기물을 처분하는 가속기 구동 미임계 원자로에 대한 연구를 활발히 진행할 수 있을 것이다.  

[김재근 교수님의 저서 원자력발전소계통 정리]

원자력발전소를 운전하다보면 폐기물이 발생하고 이 폐기물이 외부환경으로 나가는 것을 방지하여야 한다. 

따라서 폐기물을 처리하는 계통이 존재한다. 

폐기물처리계통은 상에 따라 액체, 기체, 고체 처리계통이 존재한다. 

액체방사성폐기물처리계통(LRMS)

목적 : 발전소에서 발생하는 액체방사성폐기물을 수집하고 다시사용할 수 있도록 처리.

사용 : 두 호기 공유

폐액 수집 

 - 사용후연료저장조 냉각 및 정화계통 누설 : 해당 계통의 누설은 설계시에 방지하여 예상되지 않지만 만약의 누설이 있는 경우 발생되는 액체를 수집하여 액체방사성폐기물계통으로 이송.

- 방사성폐기물배수계통 : 발전소 1,2차측의 여러 기기의 누설과 발전소 기동 및 정지, 정비를 위한 배수에서 발생된 방사성액체폐기물을 수집하여 액체방사성폐기물계통으로 이송. (단, 터빈계통에서 발생되는 액체폐기물은 외부로 방출하되 방사능 오염여부를 판단하여 오염되었을 경우 처리계통으로 이송)

- 방사성폐기물세탁계통  : 출입통제건물의 세탁수, 바닥 배수 및 저준위방사성 물질 실험실의 바닥배수 등의 폐액을 액체방사성폐기물계통으로 이송하되 시료 분석 결과 방사능이 높은 경우 액체방사성폐기물계통의 화학폐액 탱크로 유입.

- 2차측복수정화계통 복수탈염기 : 복수기의 전열튜브가 누설되는 경우, 핵연료 손상시에 복수 오염 등의 이유로 정상운전 시에는 복수탈염기의 재생으로 발생하는 재생수를 일반화학폐수 처리계통에서 처리하는 반면 방사성물질을 함유하는 경우 액체방사성폐기물계통에서 처리.

액체방사성폐기물계통 

기능 : 방사성물질로 오염되었거나 가능성이 있는 액체 폐기물을 수집하여 발전소에서 다시 사용할 수 있는 순도로 처리. 처리시에 최대한 처리하여 고체방사성폐기물처리계통으로 이송하는 양을 최소화할 것.

구성 : 화학폐액과 고용존고형물폐액, 저용존고형물폐액으로 분리하여 탱크에 수집. 

처리

 - 화학폐액 : 화학폐액탱크 -> 1차 여과처리 -> 증발처리 or 탈염처리

 - 고용존고형폐액 : 여과처리 -> 오일제거 -> 증발기주입탱크 -> 증발기(농축처리) -> 농축폐액 발생 -> 고체방사성폐기물처리계통 내부 농축폐액탱크

    -> 응축폐액 발생 -> 탈염기주입탱크 -> 후단여과기 -> 감시탱크

                (활성탄, 양이온수지, 음이온수지, 혼상수지 이용)

    -> 재처리 하는 경우 재순환탱크 -> 방사능 준위조사 -> 복수저장탱크 or  원자로보충수탱크

            -> 방출 가능 폐액은 희석 -> 방사능 준위 측정 -> 외부로 방출 

 - 저용존고형물폐액 : 여과처리 -> 탈염기주입탱크 -> 탈염처리 -> 후단여과기 -> 감시탱크 -> 재처리 하는 경우 재순환탱크 -> 방사능 준위조사 -> 복수저장탱크 or  원자로보충수탱크

 -> 방출 가능 폐액은 희석 -> 방사능 준위 측정 -> 외부로 방출 

폐기물의 수집은 자동 처리는 운전원의 선택에 의해 진행된다. 

처리된 액체 방출 : 기준치 이하의 오염도 및 방사능의 액체는 기기냉각해수 및 순환수에 의해 약 11000 : 1의 비율로 희석되어 순환수의 배수로를 통해 바다로 배출된다. 

기체방사성폐기물처리계통(GRMS)

목적 : 운전 중인 기기로부터 배기되는 고방사능기체를 수집하고 충분히 지연시킨 후에 방출하여 외부로 기준치 이하의 방사선량만 대기로 배기되도록 함.

사용 : 두 호기가 공유하고 각 호기마다 저준위 방사성기체계통 존재. 

수집 

 화학 및 체적제어계통의 체적제어탱크 및 원자로배수탱크로부터 주로 발생하며 주 성분은 수소 및 질소가 함유되어 있다. 

처리 

 - 활성탄지연대 : 방사성 Xe, Kr 45일, 2.6일 이상 지연 -> 고효율입자여과기 -> 방사능 감시기(측정 기준치가 넘으면 방출관 격리밸브 작동) -> 배기구 -> 배출공기정화기 후단 덕트 -> 희석 -> 배출 

외부 공기가 계통 내부로 유입되는 것을 방지하여야 하기 때문에 일정한 압력 조건에서 운전됨.

방출되는 유량이 적거나 없을 때는 공기의 유입을 차단하기 위해 질소 주입.

고체방사성폐기물처리계통(SRMS)

목적 : 운전시 발생하는 고체방사성폐기물을 저장, 고화처리, 포장 및 취급하고 포장된 폐기물을 발전소 내부의 임시저장고 또는 영구처분장으로 이송할 때까지 일정기간 저장.

사용 : 두 호기가 공용으로 사용.

수집

 - 화학 및 체적제어계통의 붕산농축기에서 발생된 농축폐액, 방사성 이온교환기로부터 발생된 폐수지, 액체방사성폐기물처리계통의 증발기에서 나온 농축폐액, 슬러지 및 발전소 각 계통의 여과기에서 사용되고 나오는 폐여과기, 오염된 건조폐기물 등 

액체처리계통에서 외부 환경으로 버리는 폐액은 농축하고 남은 찌꺼기며 농축된 폐액은 고화를 위해 고체방사성폐기물처리계통으로 이송.

처리 

 - 액체 및 습식 폐기물 : 각 폐액들의 수집탱크 -> 방사성폐기물 고화처리계통(뱃치 방식 사용) -> 저장

 - 건조방사성폐기물 : 청정과 방사성폐기물 분류 -> 방사성폐기물 압축 처리 -> 폐기물드럼에 밀봉 (제염이 곤란한 대형 기기의 경우 적당한 크기의 운반용기에 넣어 포장)

방사성폐기물은 방사성물질 또는 그에 따라 오염된 물질로서 폐기의 대상이 되는 물질을 말한다. 

방사성폐기물은 방사성물질의 특성상 반감기를 가져 지속적인 방사선 방출로 에너지를 계속 발산하기 때문에 지속적인 관리의 대상이다.

또한 처리에 관한 문제로 전국민적인 관심이 있으므로 폐기물에 대한 이해와 처분의 필요성에 대해 공감할 필요성이 있다. 

그래서 폐기물의 분류, 처분 방식, 관리 방법, 원자력 발전에서 발생하는 폐기물의 관리 등에 관해서 알아보도록 하겠다. 

방사성폐기물은 고준위방사성폐기물, 중·저준위방사성 폐기물로 구분이 되고  다시 방사능 농도에 따라 중준위, 저준위, 극저준위로 분류되며 자체처분이 있다. 

자체처분

가장 방사능이 낮은 자체처분 기준은 연간 피폭방사선량이 10마이크로시버트 이상이거나 집단에 대한 연간 총 피폭방사선량이 1맨시버트 이상을 처분제한치로 명시하고 있다. 

따라서 제한치의 기준보다 낮은 피폭방사선량을 나타내는 방사성폐기물만 자체처분이 가능하다. 

여기서 자체처분이라는 것은 별도의 처분시설을 요하지 않고 자체적으로 처분할 수 있음을 말한다. 

극저준위 방사성폐기물

방사능 농도가 원자력안전위원회가 규정한 자체처분 허용농도(처분제한치) 이상이며, 허용농도의 100배 미만인 정도의 폐기물.(연간 피폭방사선량 1000마이크로시버트 미만 즉, 1mSv)

저준위 방사성폐기물

방사능 농도가 자체처분 허용농도의 100배 이상이고 원자력안전위원회가 규정한 핵종별 농도 미만인 것을 말함. 

중준위 방사성폐기물 

방사능 농도가 자체처분 허용농도의 100배 이상이고 원자력안전위원회가 규정한 핵종별 농도 이상인것을 말함.

여기서 규정한 핵종별 농도는 

[방사능 농도에 따른 중저준위 방사성폐기물의 분류](https://www.korad.or.kr/korad/user/waste/intro/%EB%B0%A9%EC%82%AC%EB%8A%A5%EB%86%8D%EB%8F%84%EC%97%90%EB%94%B0%EB%A5%B8%EC%A4%91%EC%A0%80%EC%A4%80%EC%9C%84%EB%B0%A9%EC%82%AC%EC%84%B1%ED%8F%90%EA%B8%B0%EB%AC%BC_11.pdf)

에서 확인 가능하다. 

고준위방사성폐기물 

반감기 20년 이상의 알파선을 방출하는 방사성 핵종의 방사능 농도가 4000Bq/g 이상이고 열발생률이 2000w/m3이상인 폐기물.

이렇게 분류되는 방사성폐기물은 각 폐기물마다 처분방식이 조금씩 다르며 관련 처리 방법도 다르다. 

자체처분 방사성폐기물 처분

연간 10마이크로시버트 미만으로 방사선량을 발생시키는 폐기물로 발생하는 방사선이 일반적으로 생활환경에서 발생되는 방사선과 비교하여 크게 다르지 않아 처분에 큰 제한이 필요 없다. 하지만, 처분에 관한 관련 규정을 법적으로 규제하고 있다. 

처분시에 처분제한치를 만족하여야 하고 방사성 물질의 표지 및 표시를 제거하여야 하며 임의적인 방법인 혼합, 희석 등의 방법으로 핵종별 농도를 낮추는 것을 금지하고 있다. 또한 자체처분 폐기물을 별도 보관하여 혼입되는 것을 방지하여야 하고 규정된 내용을 포함한 자체처분 절차서를 작성해 처리 및 신고하여야 한다. 

저준위 방사성폐기물 

처분 방식으로는 심층처분, 동굴처분, 표층처분의 방식을 사용한다. 

중준위 방사성폐기물 

심층처분과 동굴처분 방식으로 처분방식이 제한된다. 

우리나라의 경우 한국원자력환경공단의 중저준위 폐기물처리장을 이용한다. 

일단 각 처분방식에 대해 알아보면 다음과 같다. 

    천층방식(페기물을 땅속에 묻는 깊이가 얕음)

 - 동굴처분 : 지하의 동굴 또는 암반 내에 천연방벽 또는 공학적 방벽으로 방사성폐기물을 처분하는 것. 

 - 표층처분 : 지표면과 가까이에 천연방벽 및 공학적 방벽으로 방사성폐기물을 처분하는 것. 

 - 매립형처분 : 지표면과 가까이에 천연방벽으로 방사성폐기물을 매립하여 처분하는 것. 

우리나라의 중저준위방폐장은 공학적 천층방식으로 동굴처분 방식을 사용하였다. 

고준위 방사성폐기물

처분방식에 대해 아직 정책상 결정하지 못했으며 전국민적 공감대하에 정책을 결정하여야 한다. 

영구처분 혹은 재처리로 정책이 결정될 수 있으며 영구처분의 경우는 심층처분 방법이 재처리의 경우 파이로프로세싱 방법이 있다. 

   심층처분

     지하 수백 미터 깊이의 암반에 처분 시설을 만들어 높은 방사능을 가진 폐기물을 안전하게 처분하는 방법. 

심층처분을 위한 부지를 평가 및 선정해야 하는데 여기에 관한 논의가 진행되고 있다. 

   파이로프로세싱 

발전소에서 사용을 하고 꺼낸 사용후 핵연료에는 다량의 핵물질이 포함되어 있으며 이를 다시 처리하여 핵연료로 사용하고자 하는 목적으로 개발됨.

사용후 핵연료를 500도 이상의 고온에서 용융염 상태로 만든 다음 전기분해를 하여 우라늄 등 핵물질을 분리해내는 기술.

이 기술을 활용하면 사용후 핵연료 부피를 1/20, 발열량을 1/100, 방사능 반감기를 30만년에서 300년으로 줄이고 사용가능한 핵연료가 다시 재활용되어 핵연료의 활용성이 올라감. 

특히, 사용후 핵연료의 부피가 줄어드는 만큼 폐기물 처리장에 저장가능 양이 늘어나 처분시설에 대한 부담감이 줄어든다. 

방사능 방재 대책

방사능 방재란 방사능 재난에 대비하는 것을 말합니다. 

여기서 방사능 재난이란 방사성물질 또는 방사선이 누출되거나 누출될 우려가 있어

긴급한 대응조치가 필요한 방사선비상 상황에서 국민의 생명과 재산 및 환경에 피해를 

줄 수 있는 상황으로 확대되어 국가적 차원의 대처가 필요한 재난을 말합니다. 

따라서 방사능 재난에 대한 효율적인 대응 및 관리체계를 확립하고 예방하기 위해서

관련 대책법을 방사능방재법이라는 이름으로 법제화되어 있습니다. 

방사능방재법의 정식 명칭은 원자력시설 등의 방호 및 방사능 방재 대책법입니다. 

이 법의 목적을 보면 핵 물질과 원자력시설을 안전하게 관리, 운영하기 위하여 물리적

방호체제 및 방사능 재난 예방체제를 수립하고, 국내외에서 방사능재난이 발생한 경우 

효율적으로 대응하기 위한 관리체계를 확립함으로써 국민의 생명과 재산을 보호함을 목적으로

한다고 명시되어 있습니다. 

1. 핵물질 및 원자력시설의 물리적방호 

물리적 방호를 위한 시책으로는 5개로 구분되어 설명합니다. 

핵물질의 불법이전에 대한 방호 

분실되거나 도난당한 핵물질을 찾아내고 회수하기 위한 대책

원자력시설등에 대한 사보타주의 방지하고 전자적 침해 행위의 방지

원자력시설 등에 대한 사보타주에 따른 방사선 영향에 대한 대책

전자적 침해행위에 따른 방사선 영향에 대한 대책

시책을 보면 핵물질에 문제가 생기지 않도록 관련 예방 조치사항과 

만약 문제가 생겼을 때를 위한 대책 사항을 정하도록 하고 테러와 같은 행위인

사보타주에 대한 예방 대책과 사고시 사고처리 대책 등을 수립하도록 명시하고 

있습니다. 

이런 시책을 수행하기 위한 물리적방호체제를 수립하여야 합니다. 물리적방호체제는 원자력안전위원회(이하 원안위라 명시)

는 3년마다 위협의 요인, 발생 가능성, 발생에 따른 결과를 고려하여 원자력시설 등에 대한 위협을

평가하고 물리적방호체제 설계기준위협을 설정하여야 합니다. 

여기서 말하는 설계기준위협이라는 것은 위에서 언급한 사항에 대한 위협사항에 대해 설계정도를 

넘어서는 위험사항을 말합니다. 즉, 설계기준위협은 위험도에 따른 설계 수준을 말합니다.

이외에도 법에서는 수립과정 및 기관의 역할, 책임, 훈련, 검사, 기록과 비치 사항 등에 대해 각 항목

별로 규정하고 있습니다. 

2. 방사능 방재대책

위에서 설명했던 방사선비상상황에 대한 대책을 위해 원자력시설등은 방사선비상의 종류를 

사고의 정도와 상황에 따라 백색비상, 청색비상, 적색비상으로 구분합니다. 

각 비상은 의미하는 바가 다음과 같습니다. 

백색비상 : 원자력 시설 안전상에 심각한 영향을 미치지 않는 사고로써 방사성물질 누출로인한 

방사선 영향이 원자력시설 건물내로 국한될것으로 예상되는 비상사태를 말함

청색비상 : 원자력 시설의 주요 안전기능에 손상이 발생하거나 발생할 우려가 있는 등의 사고로써, 

방사성 물질 누출로 인한 방사선 영향이 원자력시설 부지내에 국한될 것으로 예상되는 비상사태를 말함.

적색비상 : 원자력 시설의 최후 방벽에 손상이 발생하거나 발생할 우려가 있는 사고로써, 방사성물질

누출로 인한 방사선 영향이 원자력시설부지 밖으로 미칠것으로 예상되는 비상사태를 말함.

이러한 비상상황에 따라 각 종류별 대응 절차 및 그 밖에 필요한 사항을 대통령령으로 정하게 되는데 

각 절차는 다음과 같습니다.

대응절차 

백색비상 

원자력사업자 : 방사선비상계획으로 정한 절차에 따라 원안위, 관할 시도지사 및 시장, 군수, 구청장에게 보고

하고 발생한 방사능재난등에 관한 정보를 공개하도록 정해져 있습니다. 또한 방사선 사고 확대 방지를

위한 응급조치 및 응급조치요원 등의 방사선 피폭을 줄이기 위하여 필요한 방사선방호조치를 취하여야 

합니다. 그리고 방사능에 오염되거나 방사선에 피폭된 자에 대한 응급조치도 실시되어야 합니다. 

시설에 관해서도 비상대응 시설을 운영하여야 합니다.

원자력안전위원회 : 원자력사업자의 보고를 받은 경우에 국가방사능방재계획에 따라 이를 관련기관에 통보합니다.

방사선비상계획구역을 관할하는 지자체장 : 방사능방재대책본부를 설치, 운영하여야 합니다.

청색비상

원자력사업자 

백색비상의 절차를 수행하며 추가로 원자력사업자비상대책본부를 설치, 운영해야 함. 

지역방사능방재대책본부 장의 요청이 있을 경우 방재요원 파견, 기술적 자문, 방사선측정장비 대여와 같은 지원을 해야 함.

원자력안전위원회 

원자력사업자로부터 보고를 받으면 국가방사능방재계획에 따라 관련기관에 통보합니다.

방사선비상의 사고 정도와 그 상황이 방사능 재난의 선포기준에 해당하여 방사능재난을 

선포한 경우 이를 관련기관에 통보하고 국무총리를 거쳐 대통령에게 방사능재난 상황 개요를 보고 합니다.

시도지사 및 시장, 군수, 구청장으로 하여금 방사선영향을 받을 우려가 있는 지역안의 주민에게 방사능재난의 발생상황을 알리게 하고 필요한 대응을 하게 함.

또한 긴급조치를 위해서 중앙방사능배재대책본부를 설치하고 운영해야 하고 현장방사능뱅재지휘센터장으로 원안위 소속 공무원을 지명하고 센터를 지휘하도록 합니다. 

실무적인 기술 지원을 위한 한국원자력안저기술원의 장 소속으로 설치되는 방사능방호기술 지원본부와 방사선 상해자의 의료상 조치를 위한 한국원자력의학원 장 소속으로 설치되는 방사선비상의료지원본부에 대한 지휘를 담당합니다. 

현장방사능방재지휘센터의 장 

현장방사능방재지휘센터 운영, 방사능재난 등에 대한 정확하고 통일된 정보를 제공하기 위해서 연합정보센터를 설치, 운영하는데 지휘센터가 운영되기 전까지는 지역 방사능방재대책본부에서 운영합니다.

지휘센터장은 다음의 권한을 가집니다. 

- 방사능재난등에 관하여 지역방사능방재대책본부의 장에 대한 지휘

- 중앙행정기관, 지방자치단체 및 지정기관에서 파견된 관계관에 대한 임무 부여  

- 대피, 소개, 음식물 섭취 제한, 갑상선 방호 약품 배포 등 긴급 주민 보호 조치의 결정

- 방사능재난등이 발생한 지역의 식료품과 음료품, 농축수산물의 반출 또는 소비 통제 등의 결정

- 재난 및 안전관리기본법에 따른 권한사항, 회전익항공기 운항, 긴급구조활동에 필요한 조치

- 현장지휘센터에 파견되어 방재활동을 하는 관계관은 현장지휘센터의 장의 자휘에 따른다. 다만, 방사는재난 현장에서 긴급구조활동을 하는 사람은 현장지휘를 하는 각급 통제단장의 지휘를 따른다. 

방사선비상계획구역의 지역 장

지역본부를 운영하고 방사능재난 산포기준에 해당하는 사고가 발생한 경우라면 

현장지휘센터의 지시사항에 대해 시행

적색비상 

청색비상부터 충분한 대응 체계를 갖추므로 모든 대응이 청색비상과 동일

앞으로 원자로 안에서의 핵심구성물인 핵연료집합체에 대해서 먼저 소개하고자 합니다.

핵연료집합체를 기준으로 앞으로 다룰 주 내용입니다.
-핵연료 제작 사이클
-핵연료봉 구조 설명
-독물질봉 구조 설명
-연료집합체로서 구성
-노심에서의 배치

핵연료제작 사이클

핵연료를 제작하고 사용하고 후에 처리하는 과정을 핵연료주기라고 합니다. 이를 사용하는 시점인 원자력발전소에서의 사용을 기준으로 전의 과정을 선행핵연료주기 그 뒤의 과정을 후행핵연료주기라고 합니다.

- 선행핵연료주기

우라늄 원광을 채광하고 정련하고 변환하고 농축하고 가공하는 전 과정을 말합니다.
조금 자세히 알아보겠습니다.

첫 번째 과정인 채광은 우라늄 원광을 채광하는 것을 말합니다. 100m이내의 깊이에 있을 경우는 표토를 제거하고 갱도 없이 바로 채굴하는 방법인 노천채굴을 하고 그 이상일 경우는 갱도채굴을 통해 원광을 채굴합니다.

채굴한 우라늄 원광은 정련이라는 과정을 걸쳐 yellow cake라는 노란색의 우라늄 정광으로 생산됩니다.
방식은 화학적 처리이며 화학을 전공하지 않은 저는 자세히는 모르나 질산에 용해시켜 TBP유기용매로 우라늄을 회수한다고 합니다. 이때 우라늄 정광은 U3O8이라 합니다.

정련의 과정을 거쳐 옐로케이크가 된 우라늄을 변환이라는 과정을 거쳐 중성자 흡수물질과 같은 불순물을 제거하게 됩니다. 이 과정을 통해 옐로케이크는 6불화 우라늄으로 변환됩니다. U3O8 → UF6

이제 농축의 과정을 지나게 됩니다. 농축은 6불화 우라늄을 기화시켜 기체의 상태로 만들고 기체확산법, 원심분리법, 레이저 농축법 등과 같은 방법으로 농축을 시도합니다.

제가 공부한 교재 기준으로는 기체 확산법 위주로 소개가 되나 과거의 교재이므로 현재 주로 사용하는 농축법은 다른 방법으로 시도가 되고 있을지도 몰라서 이에 대한 소개는 생략하겠습니다. 다만 대부분의 방법이 동위원소 분류법으로 동위원소간의 질량차를 이용한 분리법을 사용한다는 점만 기억하시면 되겠습니다.

기화된 우라늄은 평균 4% 정도의 농축도를 가진 농축 6불화 우라늄으로 농축됩니다. 이때 농축되는 정도는 정확히 몇 %이다가 아니라 여러 농축도를 가진 우라늄을 생산하는데 앞으로 소개되겠지만 원자로 출력안정성 및 효율 증진을 위해 여러 농축 우라늄봉을 사용한다는 점을 기억하시길 바랍니다.

지금까지 따라온 모든 과정은 현재 국내 핵연료 생산 기업인 “한국원자력연료주식회사”에서는 하지 않는 공정입니다. 이 모든 공정은 해외에서 진행이 되며 이 모든 공정이 진행된 농축 6불화 우라늄을 전량 수입하게 됩니다. 앞서 있는 모든 과정을 국내에서 진행하지 않는 이유는 우라늄 원광을 수입하기 때문입니다. 원광으로 수입하면 운송에 부담이 크지만 이렇게 농축까지 진행하여 수입하면 운송에 대한 부담이 줄어들기 때문입니다. 그럼 핵연료주식회사는 어떤 일을 할까요? 이 뒤의 과정인 성형 가공과정을 진행하게 됩니다. 지금부터 설명하는 과정은 국내에서 진행되는 과정입니다.

우선 기체상태의 UF6를 고체상태의 UO2로 변환을 합니다. 산화우라늄으로 만들면 좋은 점은 열에 의한 팽창이 작고 산소와의 반응이 적은 안정성이 있기 때문입니다.
다음으로 고화된 UO2를 균질하게 혼합을 시키고 분말처리 시킵니다.
이제 분말이된 UO2를 하나의 핵연료 펠렛으로 만들기 위한 성형 가공을 합니다.
이 과정은 위아래를 접시 모양으로 들어가도록 모양을 압분의 과정을 거쳐 성형을 하고 약 815도의 고온에서 12시간 정도 소결을 합니다. 이렇게 하면 은회색의 펠렛 세라믹이 만들어집니다.
이렇게 만들어진 펠렛을 연로봉에 장입하여 제작하게 됩니다.
이에 대한 설명은 핵연로봉 구조를 설명할 때 하도록 하겠습니다.
자 이제 핵연로봉은 완성이 되었고 이를 핵연료집합체로 만들어 원자력 발전소로 보내게 됩니다. 이 모든 과정을 선행핵연료주기라고 합니다.

- 후행핵연료주기

원자력발전소는 열심히 전기를 생산하여 이제는 생산효율이 떨어진 핵연료폐기물을 만들어 냅니다. 이 뒤의 과정은 열린 연료주기와 닫힌 연료주기가 있습니다. 현재 우리나라의 분위기는 열린 연료주기일것으로 생각이 되나 아직 법적으로 결정이 되지 않았습니다.

• 열린 연료주기
  여러분들이 흔히 알고 있는 폐기물저장시설에 폐기물을 보관하는 방법입니다. 핵연료폐기물은 폐기물의 방사능에 따라 극저준위, 저준위, 중준위, 고준위로 나눠지는데 핵연료페기물은 고준위에 해당하고 현재 이 고준위폐기물 방폐장은 모든 나라에서 건설에 어려움을 느끼고 있습니다. 누가 자기가 사는 곳에 이 위험하다는 물질을 나두고 싶겠습니까? 아무리 안전하다고 한들 찝찝함이 있음은 사실입니다. 이를 해결하기 위해서는 전문가와 국민들의 소통으로 많은 대화와 지식공유가 오고 가면서 해결되어야 할 문제입니다. 실제 이 고준위 폐기물 보관소를 건설한 필란드의 경우는 국가에 대한 국민들의 신뢰가 높다고 합니다. 그리고 주민들의 걱정을 없애기 위해 실시간으로 소통을 한다고 합니다. 이는 배워야 합니다.

• 닫힌 연료주기
  사용후 핵연료를 재처리하는 방법을 사용하여 다시 사용하는 사이클입니다. 개인적으로는 이 과정이 필요하다고 생각합니다. 왜냐하면 재처리라는 과정을 거치면서 핵연료 폐기물을 많이 줄일 수도 있고 또한 실제 산업이나 연구에 필요한 동위원소를 얻을 수도 있습니다.
  더 나아가 고속증식로가 상업화된다면 이 과정은 필수적으로 필요합니다.

이를 파이로프로세싱이라고 합니다. 하지만 이에 관한 연구는 연구비만 많이 먹은 연구로 낙인이 찍혀있고 실제 원자력연구원쪽에서 이에 관한 연구비가 삭감되고 있다고 합니다. 고속로에 대해서는 나중에 기회가 되면 소개하겠습니다.

하지만 이 과정은 현재 핵무기를 생산할 가능성이 있는 관계로 핵확산방지조약에 가입되어 있는 우리나라는 실시간으로 IAEA(국제원자력기구)로부터 감찰을 받고 있습니다. 그런데 아이러니하게도 평화적으로 사용하겠다고 선언하면 재처리를 하는 것을 허용해주기는 합니다.
그런데 왜 안할까요?....
바로 돈입니다. 이 과정에는 돈이 굉장히 많이 든다고 합니다. 그리고 비싼 돈 들인 것에 비해 재활용되는 비율도 극히 낮습니다.

 오늘은 여기서 포스팅을 마칩니다. 감사합니다!!

앞서 포스팅한 내용에서 우리나라가 주로 사용하는 가압 경수로인 PWR의 경우는 원자로가 포함된 1차계통과 발전을 하는 2차계통으로 분리되어 운영이 된다고 소개를 했었습니다.
오늘부터 여기서 1차계통에 해당하는 원자로냉각재계통과 관련되는 설비 및 주요 기능들을 소개하고자 합니다.

설명에 앞서 제가 소개하는 원자로는 한국형 표준원전인 OPR-1000을 기준으로 소개하며 참고서적은 (“원자력 발전소 계통”-김재근 저)입니다.
여기서 소개하는 OPR-1000이 최초의 한국형 원자로이며 미국 TMI사고의 후속 조치요건을 모두 반영한 모델입니다.
그리고 OPR-1000보다 뒤에 나온 APR-1400이나 APR+도 전체적인 방식들은 유사하고 스펙이 조금씩 차이가 있습니다. 뒤에 나온 원자로는 더 차세대 개량형이며 제가 소개하는 원자로보다 더 높은 잣대를 적용한 설계를 한다고 생각하시면 되겠습니다.
하지만 한국에서 운전중인 원전중에 10기 정도는 이 OPR-1000으로 운전이 되고 있는 만큼 OPR-1000의 설계기준으로 설명한다고 해도 기준으로 잡을 수 있다고 생각합니다.

원자로냉각재계통

앞서 소개한 원자력 발전소에는 물이 왜 필요할까? 에서 소개하였듯이 원자로 냉각 및 감속을 위해 필수적으로 존재해야 하는 계통입니다.

다시 한번 주요기능에 관해서 이야기하자면
1)원자로의 열을 제거하고 2차측에 증기를 발생시킵니다.

2)노심에서 발생하는 핵분열성물질의 누출을 대기로 방출되는 것을 방지하는 역할을 합니다.

3)발전소의 정상운전시 혹은 과도 상태시에 핵연료가 손상되지 않도록 냉각재를 지속적으로 공급합니다.

4)화학 및 붕산농도 제어를 위해 냉각재를 유출 및 충수시킵니다.

5)설계기준을 초과하는 사고 시에 냉각재의 충수 및 방출운전을 하여 압력을 낮추는 역할을 합니다.
화학 및 붕산농도와 같은 말들은 이해가 안되실 겁니다. 나중에 이 일을 하는 계통이 있는데 그때 설명하도록 하겠습니다. 지금은 아 5개 정도 이런 역할을 하는구나 정도만 짚고 넘어가도록 하겠습니다.

이 계통에 포함된 주요 설비들은 다음과 같습니다.

• 원자로용기
  

• 증기발생기(1차계통측)
  

  

• 냉각재 순환 폐쇠회로(배관)
  

  

• 원자로냉각재펌프
  

  

• 가압기
  

  

그럼 계통의 개략도를 살펴보겠습니다.
원자로용기를 기준으로 냉각수가 유입되는 배관이 4개 배출되는 배관이 2개이며 하나의 원자로 용기에 두 개의 증기발생기가 연결이 되며 통과된 냉각수는 펌프를 통해 다시 원자로에 유입됩니다. 이때 두개의 순환계통이 있는 반면 가압기는 하나만 존재합니다.
그리고 각각의 배관들에 여러 공학적안전설비들과 화학 및 체적제어계통들이 연결되어 있습니다.

이 냉각재계통의 핵심은 원자로의 열을 제거하고 2차계통으로 열을 전달하는데 있습니다. 그렇기에 각각의 설비들의 역할을 다시 적어 보겠습니다.

• 원자로용기 : 2차측으로 전달하는 열을 생산한다.
• 증기발생기(1차계통측) : 보일러와 같은 역할로 발전에 필요한 증기를 생산한다.
• 냉각재 순환 폐쇄회로(배관) : 냉각수를 이동시키고 외부로 유출을 막고 외부와 압력경계를 형성한다. 여기서 압력경계라는 것은 압력의 경계를 이룸을 말합니다. 내부의 압력은 매우 높기 때문에 배관이 이 압력차를 버티지 못한다면 터져버리게 될 것이고 끔찍한 사고가 발생합니다. 그렇기에 설계기준의 압력을 견디도록 설계가 되어 있습니다.
• 원자로냉각재펌프 : 증기발생기를 통과하여 열을 빼앗긴 냉각수를 다시 원자로에 공급하는 역할을 합니다. 여기서 하나 명심해야 하는 것이 증기가 아닌 물이라는 점입니다. 1차계통은 증기가 발생하지않도록 설계가 되어 있습니다.
• 가압기 : 바로 위에서 설명했듯이 증기가 발생하지 않도록 설계가 되어 있다고 했습니다. 그 기능을 수행하는 설비입니다. 압력을 설계기준에 맞추어 보다 높으면 낮게 보다 낮으면 높일 수 있도록 하는 기능을 수행합니다.
• 추가적으로 연결된 설비들… : 원자로에 연결된 설비들은 아주 많습니다.
  이 많은 설비들은 모두 원자로의 안전성을 유지하기 위한 설비들입니다. 앞으로 소개하겠지만 우선 원자로가 돌아가는데 필요한 핵심설비들을 먼저 소개하고 안전을 위한 장치에 대해서 소개하겠습니다.

“해당 포스팅에 사용한 이미지는 구글 이미지임을 알립니다.”

“해당 포스팅은 스팀잇에서 작성한 글을 옮긴 포스팅입니다.”