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1 KAERI/TR-3727/2009 기술보고서 기술보고서 금속핵연료노심소듐냉각고속로의고유피동안전특성 Inherent Passive Safety Characteristics of a Sodium-Cooled, Metal-Fueled, Pool-Type Fast Reactor 한 국원자력연구원 KOREA ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE

2 제출문 한국원자력연구원장귀하 이보고서를 2008 년도 안전성평가핵심기반기술개발 과제의기술보고서로 제출합니다 년 2 월 2 일 과제명 : 안전성평가핵심기반기술개발 주저자 : 권영민공저자 : 석수동조충호하귀석

3 요약문 한국원자력연구원은 KALIMER-600 설계를기반으로하여 GEN IV 원자로의설계목표를만족하는대용량의소듐냉각고속로를개발하고있다. GEN IV 소듐냉각고속로설계목표의하나인획기적인안전성증진을확보하기위해서는금속핵연료와소듐냉각재를사용하며, 일차냉각재계통이배치되어있는풀형의대형원자로용기와피동형붕괴열제거계통을포함한피동식안전계통을채택하는설계가필요하다. 특히, 피동형안전계통과같은혁신적설계개념으로인해 GEN IV 소듐냉각고속로는사고후 72 시간의유예기간동안운전원이아무런조치를취하지않아도노심손상이일어나지않고원자로가안정된상태를유지할수있는안전여유도를확보할수있다. 본보고서에서는 GEN IV 소듐냉각고속로의고유피동안전성에중요한영향을미치는소듐냉각재와금속핵연료의열-물리적특성과중성자조사에의한재료적특성을검토하고, 풀형원자로와피동형붕괴열제게계통의안전설계특성에대해서논의하였다. 특히금속핵연료의핵적및열적특성은설계기준사고는물론노심이용융되는중대사고동안발생하는현상학적사건을이해하는데도움이되므로가용한실험결과를통해상세히조사하였다. 또한금속핵연료노심의소듐냉각고속로에서음의반응도궤환효과와피동열제거에의해가능한자기출력제어와고유피동안전성을 KALIMER-600 의 ATWS 해석결과를통해분석하였다. 더불어금속핵연료노심의소듐냉각고속로에서사고해석결과의안전기준만족여부를평가하는데필요한허용안전기준의물리적배경을검토하고기준값을설정하였다. - i -

4 S U M M A R Y Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been developing an advanced sodium-cooled fast reactor (SFR) that meets the design goals of GEN IV reactors, based on the KALIMER-600 design concept. The enhanced safety of the GEN IV SFR could be achieved by adopting the following design options: sodium coolant, metallic fuel, pool-type reactor, and passive safety systems. Particularly the innovative designs for passive safety-related systems enable operators to have a post-72 hour grace period. This means that the reactor could reach a stable condition with much safety margin even though no operator actions are done for the initial 72 hours during the accident event. In this report, thermo-physical properties and metallurgical irradiation effects for a sodium coolant and a metallic fuel have been reviewed and safety design features of a pool-type reactor and a passive heat removal system have been discussed with respect to an inherent passive safety of a GEN IV SFR. The thermal and irradiation characteristics of the metallic fuel have been examined through available experimental data, because they are helpful to understand phenomenological events occurred during both design basis events and severe accidents. The KALIMER-600 ATWS analyses have been utilized to evaluate the inherent passive safety features with self-power controllability due to negative reactivity feedbacks and passive heat removals. Also acceptable safety limits used to determine if the accident analysis results satisfy the safety criteria have been established with their physical background. - ii -

5 목차 요약문 i Summary ii 목차 iii 표목차 v 그림목차 vi 1. 서론 고속로의원리 초기고속로의금속핵연료 5 2. 소듐냉각금속핵연료풀형고속로의물리적특성 소듐냉각재 금속핵연료 금속핵연료의개발역사 금속핵연료의특성 금속핵연료의열적특성 금속핵연료의조사특성 금속핵연료화학적특성 풀형원자로 피동형안전계통 피동형원자로정지계통 피동형붕괴열제거계통 피동형안전계통에대한인허가요건 소듐냉각금속핵연료풀형고속로의고유피동안전성 안전성관련설계특성 반응도궤환 Doppler 반응도궤환 소듐밀도 ( 기화 ) 반응도궤환 핵연료축방향반응도궤환 노심반경방향반응도궤환 제어봉구동축반응도궤환 용융핵연료이동반응도궤환 ATWS 사고시피동안전성 비보호과출력사고 (UTOP) 비보호유량상실사고 (ULOF) 비보호열제거원상실사고 (ULOHS) 안전해석허용기준 77 - iii -

6 4.1 금속핵연료용융 피복관파손 소듐냉각재비등 구조물의기계적건전성 결론 87 ABBREVIATIONS 88 참고문헌 90 - iv -

7 표목차 표 2-1 GEN IV 소듐냉각고속로의고유피동안전성 8 표 2-2 액체금속냉각재의열적성질 9 표 2-3 금속핵연료와산화물핵연료의열적물성치비교 20 표 2-4 풀형및루프형고속로의장단점비교 41 표 3-1 경수로와소듐냉각고속로의안전성관련설계특성 54 표 4-1 GEN IV SFR 의사고유형에따른방사선영향안전기준 77 표 4-2 GEN IV SFR 안전기준의물리적배경 79 표 4-3 GEN IV SFR 의허용안전온도기준치 ( o C) 79 표 4-4 단순구조건전성평가방법을사용한온도제한치 86 - v -

8 그림목차 그림 1-1 고속증식로의개념도 4 그림 1-2 연소로의핵변환개념도 4 그림 2-1 물과소듐냉각챈널에서의비등시작순간비교 12 그림 2-2 물과소듐의비등에의한기포형상차이 13 그림 2-3 금속핵연료와산화물핵연료의노심온도분포 20 그림 2-4 KALIMER-600 정격출력시고온핵연료집합체온도분포 22 그림 2-5 KALIMER-600 정격출력시 inner core 핵연료집합체온도분포 22 그림 2-6 핵연료연소도에따른핵분열기체방출량 26 그림 2-7 핵연료부피증가에따른핵분열기체방출량 26 그림 2-8 연소도변화에대한금속핵연료축방향팽윤 29 그림 2-9 금속핵연료의고온영역횡단면재질변화 30 그림 2-10 과도출력에의한연료용융시축방향성장률 31 그림 2-11 팽윤과크리프에의한금속핵연료피복관의직경변화율 (EBR-II 조사시험 ) 33 그림 2-12 희석밀도에따른피복관팽윤및핵분열기체방출량. HT9 clad U-19Pu-10Zr Fuel, 12.5 at% Burnup 35 그림 2-13 EBR-II 에서조사된 U-10Zr/HT9 핵연료봉의연소도에따른피복관변형 36 그림 2-14 공정반응에의한피복관두께감소속도의온도의존성 39 그림 2-15 KALIMER-600 원자로용기및 PHTS 주요기기 42 그림 2-16 심층방어및피동안전성개념설계구현 45 그림 2-17 PRISM 의 USS (Ultimate Shutdown System) 개념도 46 그림 2-18 KALIMER-600 의피동잔열제거계통 (PDRC) 48 그림 2-19 KALIMER-600 PDRC 의 DHX 운전논리 48 그림 2-20 KALIMER-600 Cavity Cooling System (CCS) 50 그림 3-1 UTOP 사고전개 66 그림 3-2 UTOP 시노심출력및노심유량 67 그림 3-3 UTOP 시반응도궤환 67 그림 3-4 UTOP 시노심온도 68 그림 3-5 ULOF 사고전개 69 - vi -

9 그림 3-6 ULOF 시노심출력및노심유량 70 그림 3-7 ULOF 시반응도궤환 71 그림 3-8 ULOF 시노심온도 72 그림 3-9 ULOHS 사고전개 73 그림 3-10 ULOHS 시노심출력및노심유량 74 그림 3-11 ULOHS 시반응도궤환 74 그림 3-12 ULOHS 시노심온도 75 그림 3-13 ULOHS 시붕괴열제거능력에따른고온풀온도 76 그림 4-1 Pu 부화도에따른 U-Pu-Zr 합금핵연료의용융온도 80 그림 4-2 평형주기말 (EOEC) 에서계산된크리프변형율 83 그림 4-3 평형주기말 (EOEC) 에서누적손상분률 (CDF) 83 그림 4-4 평형주기말 (EOEC) 에서피복관온도에따른감육량 84 - vii -

10 1. 서론 현재국내의경수로형원자력발전소는 2~3% 농축도의우라늄산화물핵연료를사용하고있다. 우라늄자원의활용도측면에서는우라늄자체의핵분열뿐만아니라우라늄에서부터핵변환된플루토늄의핵분열까지에너지생산에적극활용하여야한다. 경수형원자력발전소에서도생산하는핵분열에너지의약 30% 는플로토늄핵분열에의해생산하고있다. 플루토늄을가장효율적으로활용하기위한방법이고속증식로의사용이며원자력의평화적이용이구상되던 1950 년대부터이미고속증식로의개발에여러나라가관심을기울여왔었다. 세계최초의고속로는미국의엔리코페르미 (Enrico Fermi; 1901~1954) 에의해서 1946 년에만들어진클레멘타인 (Clementine) 이라는연구용고속증식로이다. 클레멘타인이후로영국, 구소련등에서도고속로개발에힘써왔으나현재는프랑스와일본만이고속증식로개발을가장활발하게하고있다. 고속원자로는원자로의활용목적에따라증식로와연소로로분류된다. 고속증식로는노심의높은고속중성자밀도를이용하여비핵분열성핵종인우라늄 238 를핵분열성핵종인플루토늄-239 로전환시켜핵분열에소비된연료보다더많은양의연료를생산한다. 반면에연소로는연쇄핵분열반응에고속중성자를사용하는것은동일하지만새로운핵연료를증식하는대신에경수로의사용후핵연료를재처리하여생성된초우라늄 (transuranics) 을핵변환시킴으로써장수명방사성핵종을상대적으로단기간에붕괴하는핵종으로만드는것을주목적으로한다. 본보고서에서는특별히연소로라고명시할필요가있는경우를제외하고는고속로를고속증식로의의미로사용한다. 국내에서개발하고있는 GEN IV 소듐냉각고속로 (Lee et al., 2008) 의설계목표중하나가기존원자로에비해안전성을획기적으로향상시키는것이다. GEN IV 소듐냉각고속로의안전성관련주요설계특징은금속핵연료노심과소듐냉각재를사용하며, 일차냉각재계통이배치되어있는풀형의대형원자로용기와피동붕괴열제거계통을포함한피동식안전계통을채택하고있다는점이다. 이러한혁신적설계개념으로인해 GEN IV 소듐냉각고속로는사고후 72 시간의유예기간 (Post-72 hr Grace Period) 동안운전원이아무런조치를취하지않아도 - 1 -

11 노심손상이일어나지않고원자로가안정된상태를유지할수있을만큼 안전여유도가크다. GEN IV 소듐냉각고속로는고속중성자에의한노물리특성, 냉각재로사용되는액체금속인소듐의열전달및비등특성, 금속핵연료의핵적, 열적, 기계적과도성능특성등이노심의고유안전성에중요한영향을미친다. 금속핵연료는미국아르곤연구소 (ANL) 가건식공정인파이로프로세싱 (pyro-processing) 과연계한 IFR (Integrated Fast Reactor, Till et al., 1997) 설계개념을제안한이후로고속로핵연료로새롭게주목을받고있다. 특히 EBR-II 실험로를통해금속핵연료노심의고유안전성이입증되고, 금속핵연료를사용하는고속로가파이로프로세싱과함께결합하면핵확산저항특성이크다는사실이국제적인각광을받고있다. 본보고서는금속핵연료를사용하는소듐냉각풀형고속로의안전성관련설계특성과고유피동안전성에대해논의한다. 우선제 1 장에서는서론으로고속증식로와연소로의핵변환원리와금속핵연료개발역사에대해서간단히기술한다. 제 2 장은 GEN IV 소듐냉각고속로의고유피동안전성에중요한영향을미치는소듐냉각재와금속핵연료의물리적특성과풀형원자로와피동형붕괴열제게계통의안전설계특성에대해서각각검토한다. 특히소듐냉각재와금속핵연료의핵적, 열-물리적물성은설계기준사고는물론노심이용융되는중대사고의사고전개와밀접한관련이있으므로시험결과를인용하여비교적상세히기술한다. 제 3 장에서는소듐냉각고속로의일반적인안전설계특성과금속핵연료노심의자기출력제어를가능케하는반응도궤환효과에대해언급하고, 더불어 KALIMER-600 의 ATWS 해석결과를통해나타난고유피동안전성에대해기술한다. 제 4 장에서는 GEN IV 소듐냉각고속로에대한안전해석결과를안전성측면에서평가하는데필요한허용안전기준의설정배경과기준값에대해기술한다. 1.1 고속로의원리 천연우라늄은핵분열이가능한 0.72% 의우라늄-235 와핵분열이불가능한 99.28% 의우라늄-238 로구성되어있다. 우라늄-238 이중성자를흡수하면 β- 붕괴를거쳐넵튬-239(Np) 가되고, 239-Np 이다시한번 β-붕괴를하면핵분열성물질인플루토늄-239 로핵변환된다. 이때우라늄-235 원자하나를소비해서만들 - 2 -

12 수있는우라늄대플루토늄의비율이 1.2~1.3 이므로우라늄-235 를소비할수록핵분열성물질인플로토늄이늘어나는 ' 증식로 ' 가된다. 우라늄-238 은열중성자보다는고속중성자에의한중성자흡수단면적이큰핵적특성을가지기때문에고속로가우라늄-238 을플루토늄-239 로전환시키는비율이커서우라늄이용률을크게높일수있다. 고속증식로발전을하면우라늄원료의이용률을경수로에비해약 60 배이상늘릴수있으며, 증식된플루토늄-239 는자체핵연료공급을충당하고도다른원자로의연료로사용이가능하다. 또한고속로의열효율은 40% 이상으로기존경수로의 30% 에비해높으므로우라늄자원의이용률을더욱향상시키는장점을갖고있다. 반면에, 경수로나중수로와같이열중성자를연쇄핵분열에이용하는원자로는고속중성자밀도가작아서비핵분열성핵종인우라늄-238 을핵분열성핵종인플루토늄-239 로전환시키는비율이작으므로우라늄이용률이상대적으로작다. 증식로와연소로에서중성자에의한우라늄-238 의핵반응을그림 1-1 과 1-2 에각각도식화하였다. 비핵분열성원자인우라늄-238 이고속중성자를포획하면핵분열이매우용이한플루토늄-239 로핵변환된다. 핵분열시평균적으로방출되는중성자수는약 2.43 개정도이며, 이중 1 개의중성자는다음단계의핵반응에사용되어연쇄핵반응을지속시킨다. 구조물재료와냉각재에흡수되거나원자로를빠져나가는중성자를제외하고최소한 1 개이상의잉여중성자가우라늄-238 에흡수되면소모된핵분열성물질보다많은양의핵분열성물질이생성되므로증식이이루어진다. 이때여분의잉여중성자를 Pu, Am, Np, Cm 과같은장수명핵종을핵분열시켜안정된핵종으로변환시키는데활용할수도있다. 그림 1-2 는이과정을설명해주고있다. 그림 1-1 과같이초기핵분열성물질이중성자흡수반응에의해소모되는양이상으로새로운핵분열성물질이생겨나는원자로를증식로라고부르는반면에그림 1-2 와같이새로생성되는핵분열성물질이소모되는양보다적은원자로는전환로또는연소로라고부른다. 즉, 원자로가새로운핵분열성물질을생성하는능력의척도는증식율또는 전환율로나타낸다

13 단위시간당새로이생성되는핵분열성원자핵의수 증식율 ( 전환율 ) = 단위시간당소모되는핵분열성원자핵의수 고속로는고속중성자를이용하므로경수로와같이핵분열에서생성되는중성자를감속시킬필요가없으므로감속재를사용하지않는다. 또한고속중성자는핵분열단면적과산란단면적이아주작아서노심외부로쉽게누출되는경향이있으므로고속중성자에대한핵연료임계량은열중성자에비해상당히크다. 따라서고속로에서는보통플로토늄이약 20% 이상으로고농축된핵연료가필요하다. 이와같이핵분열물질을많이함유한고농축핵연료를사용하면원자로노심이조밀해져서노심크기가작아지는반면에출력밀도는높아지므로노심의 그림 1-1. 고속증식로의개념도 그림 1-2. 연소로의핵변환개념도 - 4 -

14 단위부피당발생열은증가한다. 노심의높은열속 (heat flux) 을효율적으로제거하기 위해열전달능력이우수한동시에화학적으로안정한물질인액체금속인소듐을 냉각재로사용하고있다. 1.2 초기고속로의금속핵연료 고속로의초기개발시절에는중성자를경제적으로활용할수있어증식에유리한금속핵연료에주목하였으므로이에대한연구가미국과유럽을중심으로활발히연구되었다. 그러나금속핵연료의급격한팽윤현상으로인해고연소도달성에문제가있었으므로, 이를해결하기위해고강도의피복관재료개발과핵연료의팽윤억제원소첨가와같은노력을하였으나모두성공하지못하였다. 당시에는금속핵연료의잠재적효용성이충분히인식되지않았기때문에 1960 년대말부터는팽윤량이작은산화물핵연료쪽으로관심이옮아갔으며, 그결과혼합핵연료를사용하는프랑스의 Phenix, 영국의 PFBR, 러시아의 BN 시리즈, 일본의 Monju 와같은원자로등이개발되었다. 그러나 ANL 의 EBR-II 실험로는금속 uranium-fissium (U-5Fs) 합금을핵연료를사용하였기때문에 1970 년대까지지속적으로금속핵연료개발연구를수행하였다. 이기간동안에금속핵연료를발전용원자로에사용하는데성능제한으로여겨졌던여러문제점들이 EBR-II 실험로의조사시험에서해결되었을뿐아니라금속핵연료의추가적인장점들이발견되었다. 그러나금속핵연료의추가적인장점에도불구하고 1980 년대의고속로개발에서는금속핵연료가여전히이차적인선택으로간주되었다 년대에발생한일련의원자로사고들은고속로및핵연료사이클을포함한원자로기술전반에대해사회적으로재평가하는계기를제공하였다. 미국의고속로인 Clinch River Breeder Reactor (CRBR) 건설계획취소는원자력기술의재평가에대한신호탄이되었다. CRBR 건설과고속로에서배출되는핵연료폐기물을재처리하기위해필요한대규모의중앙집중시설과이와관련된소요경비가밝혀지게되자대규모프로젝트의필요성에대한국가적관심이점차약화되었다. 결국, CRBR 과핵연료사이클은순전히경제적인관점에서심각하게의문시되었다. 설상가상으로 1979 년 Three Mile Island (TMI) 와 - 5 -

15 1986 년 Chernobyl 에서의원전사고로인해원자력시설의안전성에대한사회적요건이더욱강화되었기때문에장래건설될신형원자로는현세대의어떤원자로보다안전함을증명할수있어야했다. 또한환경보호에대한사회적관심이증가하면서현재의방사능폐기물처리기술을재점검해야한다는사회적압력을받게되었다. 한편, 1983 년 ANL 의 Chang et al.(1992) 은 Integral Fast Reactor (IFR) 개념을처음으로제안하였다. 이개념은원자력이세계의에너지요구를충분히감당할수있는잠재성을가지고있음에도불구하고사회적으로수용되지못했던원자력의기술적이고산업적인문제를해결할수있는안전하고경제적인해법을제시하였다. IFR 개념은다음세대를위해서세계의우라늄-238 재고량은반드시에너지원으로활용되어야한다는인식을기본으로하고있다. 따라서핵연료계통은플로토늄을주연료로사용하며동시에우라늄-238 을핵변환하여새로운플로토늄을생산한다. ANL 은 1960 년대후반부터 EBR-II 에서개발해온 U-Pu-Zr 금속핵연료의뛰어난성능을근거로다른금속핵연료보다이형태의금속합금을 IFR 의최적핵연료로채택하였다 년이전에는금속핵연료의월등한중성자효율과고연소도능력만이장점으로부각되었지만, IFR 개념을통하여드러난금속핵연료의추가적인안전특성으로인해금속핵연료는새로운각광을받게되었다 (Wade et al., 1997) 년정격출력에서운전되던 EBR-II 원자로에서일차유량상실사고와열제거원완전상실사고를모의실험한결과, 두경우모두원자로의비상정지나운전원의개입없이도원자로는자체적으로출력이감소되어안정화되었다 (Planchon, 1987; Sackett, 1997). EBR-II 시험에서금속핵연료의높은열전달특성이안전성측면에서큰장점이된다는사실이입증됨으로써, 금속핵연료는최근 GEN-IV 원자로의핵연료로서주목을받고있다. 금속핵연료의핵적, 열적, 기계적특성및사고시과도특성에대해서는 2.2 절에상세히기술한다

16 2. 소듐냉각금속핵연료풀형고속로의특성 한국원자력연구원 (KAERI) 은국가원자력중장기연구개발프로그램의일환으로고속로설계기술개발을수행하여왔으며최근에금속핵연료를사용하는자체순환고속로인 KALIMER-600 (Hahn et al., 2007) 의개념설계를완성한바있다. KALIMER-600 은증식율이거의 1.0 에해당하므로추가적인핵연료의증식이없는자체순환 (breakeven) 개념의원자로이다. 현재, KAERI 는 KALIMER-600 설계개념을기반으로하여 GEN IV 원자로목표를충족하는대용량의 GEN IV 소듐냉각고속로 (Lee et al., 2008) 를설계하고있다. KAERI 가개발하는소듐냉각고속로의고유피동안전성은액체소듐의양호한열전달성, 금속핵연료노심의음의반응도궤환효과, 풀형원자로가제공하는큰열관성능력, 피동식잔열제거계통의고신뢰도에기인한다 (Lee et al., 2006; Kwon et al., 2006). 이러한조합의설계는시너지효과를나타내어큰안전여유도를제공하며매우신뢰도높은운전이가능한발전소설계를가능케한다. 이들네요소가발전소의고유피동안전성에미치는특성을표 2-1 에정리하였다. 소듐냉각재는낮은운전압력과충분한과냉각여유도조건에서양호한열제거능력을제공한다. 금속핵연료는높은열전도도로인해냉각재비등온도보다낮은핵연료온도분포를가능케하며, 대규모풀형원자로는자연순환에의한붕괴열제거를가능케할뿐만아니라사고시방사성물질을격납하는방벽이되기도한다. 금속핵연료노심의자기출력제어능력 (self-power controllability) 은 EBR-II 실험로의 1986 년 SHRT 시험 (Shutdown Heat Removal Test) 을통해이미입증된바있다 (Golden et al., 1987; Planchon et al., 1987). 자기출력제어성은금속핵연료의뛰어난부반응도궤환효과와더불어풀형원자로의대용량소듐재고량에의한큰열용량때문에가능하다. 과도사고시반응도궤환효과에의해출력이스스로제어되어붕괴열수준으로떨어지면, 피동열제거계통으로노심붕괴열을제거함으로써원자로의고유피동안전성을확보할수있다. 본장에서는고속로의안전성측면에서소듐냉각재와금속핵연료의열-물리적특성과중성자조사특성에대해검토하고, 풀형원자로와피동식안전계통의설계특성이발전소의고유피동안전성에미치는영향을검토한다

17 표 2-1 GEN IV 소듐냉각고속로의고유피동안전성 2.1 소듐냉각재 고속로는출력밀도가높은노심으로부터대량의고온열을뽑아내기위해냉각재로열수송능력이좋은액체금속인소듐을사용한다. 고속로개발초기에는수은, 소듐-칼륨 (NaK) 을이용하였으며수증기나헬륨가스도더불어검토되었으나현재대부분의고속로는소듐을냉각재로사용하고있다. 최근에는대체냉각재로납- 비스무스에대한연구가활발히진행되고있다. 대기압 300 조건에서의액체금속의열적특성을경수와비교한결과가표 2-2 에제시되어있다 (JNEF, 2005). 고속로에서액체소듐의냉각재로의장점과그로인한안전계통의설계특징은다음과같다. o 핵적단면적이적어중성자의불필요한흡수가적다. o 열수송특성이좋다. 열전도도는물의 150 배, 열전달계수는물의 2.5 배, 프란틀수 (Prandtl Number) 는물의수백분의 1 이기때문에냉각재펌프가정지되는이상상태에서도자연대류에의해핵연료를국부적으로냉각시킬수있다. o 비등점은대기압에서 로높기때문에일차냉각재계통을경수로와같이고압으로가압할필요가없다. 고속로의광범위한운전모드에서냉각재의과냉각도가크기때문에상변화에대한염려가많지않다. 고속로는저압에서 - 8 -

18 운전되므로냉각재계통으로부터소듐이누설되는사고가발생하여도경수로와같이대기중에서급격히증발비산 (falshing) 하는일은없다. o 높은과냉각도와높은노심입ㆍ출구의온도차로인하여, 자연순환을이용하여원자로정지후의붕괴열을효과적으로제거할수있다. KALIMER-600 에서노심의입ㆍ출구온도는각각 390 및 545 이다. o 소듐은표 2-2 의수은등과는달리밀도가물에가깝기때문에물을사용하는비슷한규모의냉각재펌프를이용할수있다. o 소듐은단일분자이므로화합물처럼분해되는일이없고방사선으로인한화학적변화가적다. 표 2-2 액체금속냉각재의열적성질 소듐 Na 칼륨 K NaK Na 22% K 78% 수은 Hg 경수 H 2 O 온도 [ ] 압력 [atm] 밀도 [kg/m 3 ] , 비열 [kcal/kg ] 점도 [kg/m sec] (3)10-4 동점성계수 [m 3 /sec] 열전도율 [kcal/m h ] Prandtl 수, Pr Reynolds 수, Re * 베크렐수, Pe Nusselt 수, Nu 열전달율 * [kcal/m 2 h ] 92,400 48,563 43,725 45,815 32,340 * 속도 =5 m/sec, 관직경 =0.8 cm 경우 - 9 -

19 o 희가스를제외한핵분열생성물질의거의전부가소듐속에용해되거나또는에어로졸상의화학반응생성물 ( 예를들면갑상선피폭에서중요한 NaI) 이되기때문에사고시핵분열생성물질이원자로밖으로방출될가능성이억제된다. o 전기전도도가좋기때문에전자펌프나전자유량계등의특수기기를효과적으로활용할수있다. o 원자로내부구조물인철과화학적양립성이좋아구조물을부식시키지않는다. o 비교적냉각재의값이저렴하다. 그러나소듐냉각재는다음과같은단점이있으므로사용에주의하여야한다. 이는 소듐을냉각재를사용하는고속로의고유사고특성이라할수있다. o 공기, 물과접촉하면발열산화반응을한다. 따라서고속로설계에서소듐액면의상부공간은알곤가스나헬륨과같은불활성가스로채워져야한다. 소듐누설이발생하면신속하게해당소듐루프를차단하던가소듐을다른용기로방출시켜화학반응을최대한억제시키는방안이필요하다. o 소듐은대기조건에서약 300 에서자연발화하며산화소듐의백색연기가방출된다. 이는소듐이공기중의수증기를흡수하여가성소다 (NaOH) 가되거나 CO 2 와반응하여알카리성화합물이되어구조물을부식시키기때문에발화방지, 누설검출, 신속한진화대책이필요하다. o 소듐은물과격렬하게화학반응하기때문에소듐취급기기와배관에서는필히물과의접촉을피하여야한다. 소듐은콘크리트의결정수와도반응하기때문에콘크리트벽면에는강판라이너를설치해야한다. 또한증기발생기에서의소듐- 물반응사고가직접원자로에영향을미치지않도록이차소듐계통을설치한다. o 소듐냉각고속로는운전온도가높기때문에열팽창, 열응력등에대한설계상고려가필요하며, 스테인리스강의운전온도가크리프영역에도달할수도있으므로소성변형도고려하여야한다. o 표 2-2 에서보듯이소듐비열이물의 1/4 이하이기때문에같은열량수송을위해서는노심의입ㆍ출구의온도차이가경수로의 4~5 배정도는되어야한다. 따라서이상상태발생시기기에대한열충격, 고온과저온의소듐이혼합할때발생하는온도진동으로인한열적스트리핑 (thermal stripping), 고온과저온소듐의밀도차이에의한온도성층화에따르는열응력발생등에주의해야한다

20 o 일차계통소듐은 22Na ( 반감기 2.6 년 ), 24Na ( 반감기 14.9 시간 ) 와같은유도방사능이생긴다. 그러나이차계통에는방사성물질의방출측면에서거의문제가없다. 경수로에서도물이분해하여방사화되지만반감기가짧으므로문제가되지않는다. o 소듐의융점이대기압에서 97.8 이므로소듐냉각재의고화를방지하기위한예열장치가필요하다. o 액체소듐은불투명하므로육안으로작업하기곤란하고원격조작이필요하다. o 소듐의순도를유지하기위해서는산화소듐, 수소화소듐과같은소듐불순물을계속적으로제거하기위한소듐정화계통이필요하다. 고속로는정상운전중에매우큰과냉각도를유지하므로설계기준사고시에도소듐이비등하지않는다. KALIMER-600 의경우냉각재펌프가작동하지않는경우에노심에서의포화온도는 940 이므로노심출구온도인 545 와는약 400 의냉각여유도가유지된다. 소듐냉각고속로에서소듐비등은중대사고외에는발생하기힘들다. 더욱이고속로는대기압근처에서운전되므로감압사고로인하여급격히포화온도가감소하는사고가발생할가능성도없다. 이외에도경수로에비하여높은표면장력과낮은프란틀수의물리적성질에의해서소듐비등은한층발생하기힘들다. 물과소듐으로냉각되는원자로챈널에서비등시작순간의온도구배가그림 2-1 (Lewis, 1977) 에묘사되어있다. 소듐은표면장력이물에비해크므로소듐비등이발생되기위해서는피복관표면에서의소듐온도가포화온도보다훨씬과열되어야한다. 일반적으로소듐냉각고속로운전조건에서는 20 ~ 30 o C 의과열도가요구된다고알려져있다. 소듐의높은열전도도특성으로인하여낮아진프란틀수는피복관표면에서물에비하여평탄한온도구배를갖게되므로소듐냉각재의전체평균온도가과냉상태를유지하는조건에서피복관표면의온도가충분히과열되기는매우힘들다 (Dwyer, 1976). 소듐의이러한물리적특성은소듐비등을억제할뿐아니라일단소듐비등이시작하더라도매우불안전한상태를유지한다. 소듐냉각고속로의유량및열유속조건에서는경수로에서발생하는안정된핵비등영역이존재하지않고대신에비등이시작되면일반적으로경수로에서알려진비등위기와는다른형태의

21 현상으로곧장전개된다. 앞서그림에서지적한데로소듐의높은표면장력과낮은프란틀수의영향으로인하여냉각챈널에서비등이발생하기전에대부분의소듐은과열된다. 따라서일단기포핵이생성되면과열된소듐의에너지가순간적으로기포로이동한다. 소듐은저압운전조건에서액체와기체의비체적율차이가물보다매우크므로소듐기포핵이생성된후의거동이크게차이가난다. 참고로대기압상태의포화조건에서 (1atm, 881 o C) 소듐의액체및기체의비체적은각각 m 3 /kg 와 m 3 /kg 으로약 2750 배차이가난다. 경수로에서는수많은기포핵이생성되어성장하지만소듐냉각고속로에서는소듐이비등하면한개혹은수개의소듐기포로성장된다. 생성된소듐기포가주변냉각재와압력평형을유지하기위해서는큰체적의기포로성장해야한다. 그러므로기포내부에서높은압력이만들어지면곧이어급격히팽창하여핵연료봉간의냉각챈널을가압시켜다른기포핵의생성을억제한다. 단일기포가고압의기포슬러그 (slug) 가되면일반적으로 100 분의일초내에냉각재챈널양단으로소듐액체를밀어낸다. 그림 2-2 에물과소듐의비등시작시기포형상을비교하였다. 소듐기포의급격한팽창은냉각챈널에거의순간적인유량상실을초래한다. 이때대부분의챈널표면에는얇은소듐액막이존재하여약간의냉각기능을제공한다. 일단기포가냉각챈널외부로팽창하여고온풀이나노심하부영역으로빠져나가면 물 2250 psia 소듐 14.7 psia T SAT T SAT T SAT T( ) 그림 2-1 물과소듐냉각챈널에서의비등시작순간비교 (Okrent and Fauske, 1972)

22 기포는응축되어결국붕괴된다. 그러면액체소듐이챈널로다시유입하고곧이어기포가발생하는과정을반복하면서, 저하된열전달로인하여핵연료가손상되기까지기포의생성, 소멸은계속된다. 대형의소듐냉각고속로노심의중심부에서소듐기포는양의반응도가를가지므로, 기포에의하여액체소듐이냉각재챈널외부로빠져나가면노심에급격한양의반응도가삽입될수있다. 이때소듐기포로냉각챈널이채워지는현상이국부적으로한두개의집합체에제한되지않고노심전영역에서발생한다면노심은순간적인재임계출력폭주를유발할수있다. 냉각재로소듐을사용하는데따르는여러가지안전상의문제와대책에관하여는본보고서의주제가아니므로자세히언급하지않는다. 소듐냉각재가공기중으로누출하여발생하는소듐-공기반응에의한화재현상, 증기발생기전열관이파손되는경우소듐-물의격렬한화학발열반응에의해발생한압력파가계통에미치는영향, 고온의반응생성물에의한주변구조물의건전성여부, 반응생성물의신속한포집등과관련한설계대책등에대해서는다음의기술보고서에서 (Eoh et al., 2006; Hahn et al., 2007) 자세히다루고있다. 물 소듐 그림 2-2 물과소듐의비등에의한기포형상차이

23 2.2 금속핵연료 금속핵연료는매우큰 hard neutron spectrum 특성을가지므로중성자활용측면에서이상적인고속로의핵연료로간주되어고속로의초기개발시절부터연구되어왔다. 초기에개발된금속핵연료는과도한팽창때문에조사 (irradiation) 초기에핵연료-피복관의기계적상호작용 (FCMI: Fuel Cladding Mechanical Interaction) 으로인한핵연료파손등의문제가있었다. 그러나미국 ANL 의 EBR- II 에서의계속적인금속핵연료개발노력의결과, 핵연료팽윤의문제를극복하고고연소도까지사용가능성을보여주는조사실적을얻게되었다 (Pahl et al., 1990). 이러한기술적문제의해결과더불어 ANL 에서개발한건식재처리기술 (pyroprocessing) (Laidler et al., 1997; McFarlane and Lineberry, 1997) 로인한경제성제고와핵확산저항성에대한기대가더해져최근에는금속핵연료가여러장점을가지는실용핵연료후보로서각광을받고있다. 금속핵연료노심의안전성평가를위한사고해석결과를예측하고관련해석모델들을이해하기위해서는금속핵연료의정상상태및과도상태시의성능에대한현상적이해가우선적으로필요하다. 본절에서는노내또는노외에서수행된금속핵연료조사시험을통해밝혀진핵연료의과도특성중노심안전에영향을미치는부분에대해분석한다. 우선금속핵연료의개발역사에서여러가지재료적단점을극복하는기술개발에초점을맞춰살펴본후에, 금속핵연료의열-물리적및조사에의한재료적특성을검토한다. 특히과도운전시금속핵연료봉내의가스및고체핵분열생성물의거동으로인한핵연료심팽윤, 핵연료-피복관의기계적거동, 핵연료-피복관의화학적거동등에대한기술현황을파악한다. 이러한현상적이해는금속핵연료의반응도궤환모델과노심이용융되는 HCDA 초기단계에서의핵연료모델개발에유용하게사용될수있다 금속핵연료의개발역사 순수 Pu 나순수 Pu-U 의경우용융온도가낮으므로이들물질만을핵연료로사용하는상업용원자로를설계하는것은현실적으로불가능하다. 따라서첨가물질을사용하여 U-Pu 합금의용융점을증가시키려는많은노력이있어왔다. 첨가물질로시도된 chromium, molybdeum, titanium, zirconium 등은모두 Pu

24 합금의용융온도를만족할만한범위까지증가시켰지만지르코늄 (Zr) 이최종적으로선택되었다. 그이유는 Zr 은합금핵연료와 austenitic 강인피복관간의원소확산을억제하는역할을하기때문이다. Zr 이없다면피복관원소인니켈과철이핵연료내부로쉽게확산하여화합물을형성함으로써피복관주변의고상온도 (solidus temperature, 용융이시작되는온도 ) 를낮추게된다. 만약에비정상운전상태중핵연료-피복관간의경계영역의온도가고상온도이상으로증가하면피복관은액상의침투로인해건전성이손상될수있다. 20wt% 이상의 Pu 성분을갖는 U-Pu-Zr 합금에서 Zr 성분은약 10wt% 로제한된다. 너무많은 Zr 성분은액상온도 (liquidus temperature, 용융이끝나는온도 ) 를증가시켜금속핵연료의사출성형 (injection-casting) 제작시문제를야기시키기때문이다. 양호한피복관과의공존성과높은고상온도로인해 1960 년대말까지 Pu 를기반으로한금속핵연료에대한개발이수행되어왔다. 금속핵연료의용융온도증가로인해일부기술적인문제가해결되었지만고연소도달성과원자로내에서장기간연소를하기에는여전히기술적어려움남아있었다. 그러나이문제도 1960 년대초기에개발된 Blake(1961) 의이론에근거하여핵연료봉내에핵연료슬러그의팽창공간을만들어줌으로써결국해결되었다 ; (Barnes, 1964). 이는금속핵연료의초기희석밀도 (smeared density) 를줄여주었다는의미이다. Fermi 원자로, Dounreay Fast Reactor(DFR), EBR-I, EBR-II 에서처음사용된금속핵연료는초기값이 85~100% 에해당하는높은희석밀도를가졌으므로핵연료와피복관간의간극이아예없거나매우작았었다. 이때사용된금속핵연료는낮은연소도에서도핵분열생성물들이축적됨으로써핵연료팽창으로인한피복관변형이일어나고결국핵연료가파손되었다. 당시에는핵연료연소도를늘리기위해오직핵연료팽창을억제하는방법으로서핵연료의열적및기계적처리와합금개발, 변형과팽창이잘되지않는고강도피복관의개발에만연구가집중되었었다. 그러나이러한노력은크게성공을거두지못하였고최대로확보할수있는연소도는기껏약 3% 에불과했었다. 금속핵연료팽창의주원인은연소도가증가함에따라발생하는기포내핵분열가스의축적때문이다. 연소도가증가하여핵연료팽창이약 30% 에도달하면

25 핵연료내의기포들은핵연료크기나수밀도 (number density) 와무관하게서로연결되기시작한다는사실은이론적으로알려져있었다. 따라서핵연료와피복관이서로접촉하기전에약 30% 의핵연료부피팽창을흡수할수있도록핵연료와피복관간의간극을충분히크게만들어주면핵분열가스의방출로인한핵연료팽창영향을감소시킬수있었다. 핵연료봉상부의가스플레넘은핵분열가스를포집하므로피복관의응력을크게감소시킬수있다 년대말에금속핵연료의성능문제가해결되었지만그러나다량의핵연료봉이고연소도에도달하는것은아직기술적으로불가능한상태였다 년대부터 EBR-II 에사용한 U-5wt%Fs 핵연료인 MK-1A 핵연료는 austenitic SS 피복관, 85% 희석밀도, 매우작은가스플레넘을가진설계였다. 미국원자력위원회는 MK- 1A 핵연료봉으로서는기술적으로고연소도가불가능함을인식하고향후고속로핵연로로혼합산화물을사용하도록결정하였다. 하지만 ANL 은 EBR-II 를통해금속핵연료의성능시험을계속수행하였다. ANL 은 U-PU-Zr 핵연료와 austenitic SS 피복관를사용하고 75% 희석밀도와핵연료심상부에큰가스플레넘을가지는핵연료봉을 EBR-II 에사용할것을제안하였다. 높은고연소도를얻기위해 EBR-II 핵연료의희석밀도를낮추는것은바람직한결정이였지만그러나핵연료물질은 U-PU-Zr 대신에여전히 U-5wt%Fs 가사용되었다 년 EBR-II 의핵연료인 MK-II 는 75% 희석밀도, U-5wt%Fs 로결정되었으며피복관으로는초기에 304 SS 를사용하다가나중에 316 SS 로변경하였다. 이때핵연료봉의플레넘-대-전체부피의비는 0.6 이였다. 이새로운핵연료봉의설계는 1974 년까지성공적으로그성능이입증되었으며 10 at% 연소도까지피복관균열이발생하지않았으므로 MK-1A 핵연료에비해 3 배의성능이향상되었다. MK-II 가 EBR-II 에서표준형드라이버핵연료로서뛰어난성능으로연소되었다. 당시허용가능한최대연소도가 8 at% 였지만 MK-II 는 10 at% 이하에서도피복관파손이전혀발생하지않았다. 이때 8 at% 로설정된이유는다음두가지때문이였다. 첫째, 핵연료봉다발을지지하는육각형집합체덕트는 304 SS 재질이였는데, 8 at% 연소도에서조사팽창으로인해집합체덕트의직경이늘어나서 EBR-II in-vessel storage basket 에관리가불가능하였다. 둘째, 8 at% 는달성

26 가능한최대연소도인 10.5 at% 에비해서매우낮은값이였지만, 정상상태운전에서원자로내핵연료봉파손확률을낮추고비정상운전시예상되는모든영향에대한충분한안전여유도를확보하기위하여허용가능한최대연소도를 8 at% 로낮추었다 년대 EBR-II 의안전성보장은위와같이확보되었으며금속핵연료가어느정도고연소도를달성할수있음을증명되었다. ANL 에서개발한 IFR 개념은금속핵연료에대한관심을다시일으켰다 년에는금속핵연료의성능과관련된많은의문들이해결되었지만 U-Pu-Zr 핵연료의상업적성공가능성은여전히증명되지못한상태였다. 비록금속핵연료가비정상운전상태에서양호한안전성능을보인다는추가적인장점들이발견되었지만, 그럼에도불구하고 1969 년부터 1984 년동안 U-Pu-Zr 핵연료는 BER-II 에서연소되지못하였으며이런핵연료의제조설비도구비되지못하였다. 미국에서금속핵연료프로그램이종료되기전까지단지 18 개의 U-Pu-Zr 핵연료봉만이고속로에서핵연료손상없이겨우 4% 연소도에도달할수있었으므로사실데이터베이스가너무부족하다고볼수있다. ANL 은 IFR 프로그램을 1984 년에시작하였으며삼중합금핵연료 (ternary fuel) 를제조할수있는기술능력을확립하였다. IFR 기술개발은궁극적으로미국 NRC 로부터금속핵연료의인허가를위해필요한성능자료를생산하기위한핵연료프로그램을시작하는것이였다. U-Pu-Zr 의최대연소도를얻기위해여러핵연료집합체를연소하였으며핵연료심과여러가지대체피복관물질과의상호작용을설계변수범위내에서조사 ( 照射 ) 하였다. 이때고려한설계변수는희석밀도, 플레넘-대-핵연료부피비, 운전온도, 선출력밀도등이였다. 핵연료제조시편을개발하는데도움이되는여러시험들을수행하였으며노내조사시험과더불어핵연료성능을향상시키기위한해석모델과노외시험도수행되었다 년초에 EBR-II 에서세가지원소로구성된금속합금인 U-Pu-Zr 을사용하여 18.4 at% 의연소도를얻을수있었다. 이시험에사용된핵연료는 U-10Zr, U- 8Pu-10Zr, U-19Pu-10Zr 이였으며성분조성은무게비이다. 이때사용한핵연료의피복관은 austenitic SS 과 D9 이였으며, 1985 년시험에서는동일한세핵연료에 martensitic 합금인 HT9 을사용하였다. HT9 을피복관으로사용한핵연료는손상없이 17.5 at% 의높은연소도를달성하였다. ANL 의금속핵연료조사후시험을

27 통해서많은지식들이축적되었으며이에대해서는다음절에서설명한다. IFR 의금속핵연료주기기술의개발역사및기술현황에대해서는일본원자력협회 (JNS) 의보고서를 Kang et al.(1998) 이한글로번역한 KAERI 기술보고서에비교적상세히설명되어있다 금속핵연료의특성 금속핵연료노심은산화물핵연료를사용하는노심보다스펙트럼이 hardening 하기때문에작은도플러계수를가진다. 또한제열성이양호하기때문에핵연료내의온도분포가비교적평탄하여출력변화에따르는핵연료온도변화량이작은특성이있다. 금속핵연료는충진소듐에의해제열성이더욱향상되므로핵연료의용융점이비록낮지만높은선출력밀도로운전이가능하다. 금속핵연료는피복관의구성물질에따라다소차이가있지만일반적으로비교적낮은온도에서핵연료-피복관경계에액상이형성되고그영역이확대함에따라피복관이감육되는문제점 (liquid penetration; 액상침식 ) 이있다. 또한노심에서연소도가증가함에따라금속핵연료의照射특성인재료의미세조직변화와기공 (cavity) 의형성, 핵분열생성물질인기체의성장으로인한팽윤 (swelling) 등과같은변화를겪게된다. 피복관재료역시조사에의한물성이변화되어핵연료심- 피복관간의화학적및기계적상호반응이일어나핵연료봉의건전성에영향을미친다. 금속핵연료는노내연소기간동안구조적건전성을유지하여야한다. 핵연료봉및집합체덕트의손상기구는기계적손상과화학적손상으로나누어진다. 기계적손상의원인은핵분열기체방출에의한플레넘의압력증가및핵연료-피복관기계적상호작용에의한피복관변형증가, 집합체덕트의휨및유동에기인된진동마모등이있다. 반면에화학적손상으로는핵연료심-피복관성분원소의상호확산에의한공정반응, 냉각재부식에의한피복관감육이있다. 이제부터금속핵연료의열적특성과조사특성, 금속핵연료심과피복관간의화학적 및기계적과도특성에대해각각검토한다

28 금속핵연료의열적특성 금속핵연료봉의내부온도분포에영향을주는설계인자는선출력밀도, 축방향출력분포, 냉각재유량과온도, 핵분열성핵종의반경방향분포, 핵연료-피복관사이의간극, 핵연료와피복관의열전달물성치등이다. 특히금속핵연료의열전도도는합금의조성비, 온도, 기공도에의해좌우된다. 연소가진행되면서금속핵연료내부에생성되는기공들의영향과또기공들이상호연결되면서균열부위로충진소듐이유입되는영향으로열전도도가변화하므로핵연료온도분포를정확히평가하기위해서는핵연료합금의조직변화를적절히평가하여야한다. 참고로금속핵연료와산화물핵연료의열적물성치를표 2-3 에비교하였다. 그림 2-3 은금속핵연료노심과산화물핵연료노심의핵연료차이로인한온도분포를나타낸다. 금속핵연료는표 2-3 에서나타나듯이산화물핵연료에비해 10 배나높은열전도도를가질뿐만아니라온도의존성이다르다. 소듐냉각고속로운전온도에서금속핵연료의열전도도는 20W/m-K 이다. U-Pu-Zr 금속핵연료에서는 Pu 함유율 ( 부화도 ) 이높아지면열전도율은낮아진다. 일반적으로연소도가높아지면핵분열생성물축적에의해핵연료봉의열전도도가저하되지만그러나이를고려하더라도일반사용온도에있어서는여전히양호한열전도율을유지한다. 조사에의한열전도도변화에대해서는아래에서다시언급하겠다. 금속핵연료의높은열전도도는그림 2-3 에서나타나듯이정상운전시핵연료의반경방향온도상승폭을 200K 정도로매우낮게하므로상대적으로낮은핵연료저장에너지를가진다. 산화물핵연료는온도가증가하면일반적으로열전도도는감소하지만금속핵연료는이와반대로온도가증가하면열전도가증가한다. 따라서금속핵연료는온도가상승하는과도사고시냉각재로열전달이더욱잘이루어져사고완화에도움이된다. 또한금속핵연료는핵연료와피복관사이의간극을소듐으로채워줌으로써 (sodium bonding, 충진소듐 ) 저연소도에서간극이넓을때에도열전달특성이크게향상된다. 금속핵연료의열팽창계수는

29 표 금속핵연료와산화물핵연료의열적물성치비교 핵연료형태 금속핵연료 산화물핵연료 성분 U-15Pu-10Zr UO 2-20PuO 2 밀도, g/cm 열전도도, W/cm- o C 비열, J/g- o C 열팽창계수, o C ⅹ ⅹ10-5 핵연료봉열응답상수, sec ~ 0.3 ~ 3 공융반응온도, o C 715 NA 용융온도, o C 간극열전도도, W/cm- o C 100 ~ 1 그림 2-3 금속핵연료와산화물핵연료의노심온도분포 산화물핵연료보다크지만일정연소도에도달하면팽윤 (swelling) 에의해 핵연료심이피복관에접착한후에는피복관에구속되어지기때문에핵연료 용융개시전에커다란팽창은일어나지않는다. 이때충진소듐은핵연료윗부분의

30 상부플레넘으로밀려나게되므로열전도도는더욱향상된다. 평형주기초 (BOEC; Beginning Of Equilibrium Cycle) 에는핵연료 - 피복관갭이존재하는상태에서도 핵연료온도변화가비교적작기때문에출력변화에따른길이팽창은크지않다. 높은열전도와충진소듐의향상된열전달특성으로인해금속핵연료봉의축방향과반경방향온도분포는그림 2-3 에서보듯이산화물핵연료와크게차이가난다. 양호한열전달특성으로인해금속핵연료의반경방향온도분포는더욱평탄해지고, 특히핵연료-피복관간극에서의온도강하가산화물핵연료에비해크게작아진다. 낮은반경방향온도구배는영출력과정격출력간의도플러반응도변화 (swing) 를작게하며, 이는운전에요구되는제어봉의반응도가를낯춰줌으로써반응도사고의초기조건이되는잉여반응도를줄여준다. 금속핵연료가산화물핵연료에비해용융온도가낮음에도불구하고양호한열전달특성으로인해높은선출력밀도로운전이가능하며정격운전시핵연료온도는충분히소듐의비등점이하로유지된다. 금속핵연료의높은열전도도와충진소듐의영향은노심유량이상실되는유형의사고시사고완화에큰도움이된다. 이러한열전달특성은금속핵연료의축방향온도분포에도영향을준다. 금속핵연료에서는정상운전뿐만아니라대부분의과도사고시최대핵연료온도가발생하는축방향위치가핵연료영역의중간높이보다윗쪽에서발생한다. 따라서이위치는일반적으로피복관이가장취약한부분이된다. 그림 2-3 의우측그림은핵연료축방향온도분포로서금속핵연료는양호한열전달특성으로인해최대온도지점이핵연료중간높이보다상당히위쪽으로치우쳐있는반면에산화물핵연료의최대온도는거의핵연료중간높이에서발생하고있다. 금속핵연료의첨두운전온도는약 1000K 이하로서핵연료의저장에너지가작으므로다중고장사고인 ATWS 시에도계통이가열되는속도가느리다. 따라서운전원이유량이나열제거장치등을작동하는조작을하기에상대적으로많은시간을제공한다. 비록금속핵연료의용융온도가산화물핵연료에비해낮을지라도운전조건에서노심입출구의온도는산화물핵연료와거의비슷하다. 따라서크리프나핵분열가스방출과같이확산속도의영향을받는사고현상은금속핵연료나산화물핵연료가비슷하다

31 그림 2-4 와 2-5 는 SSC-K (Kwon et al., 2002) 코드를가지고 KALIMER-600 의정격출력시고온핵연료집합체 (hot hannel) 와 inner core 핵연료집합체의온도분포를각각계산한것이다 (Kwon et al., 2006). 그림의좌측은 SSC- K 코드에서사용하는핵연료챈널의해석모형을도식화한것이다. 유효핵연료영역은축방향으로 1.12~2.11m 높이에위치하며 10 개의노드로구성되어있다. 각축방향노드의위치는그림 2-4 와 2-5 에서기호위치와같다. 핵연료의첫번째축방향계산노드는 1.172m 이고 10 번째노드는 2.06m 이다 fuel centerline 900 m 3.68 Upper Fission Gas Plenum Cladding Temperature, K cladding 2.11 Sodium bonding Fuel slug Gap structure coolant Axial Location, m Temperature node 그림 2-4 KALIMER-600 정격출력시고온핵연료집합체온도분포 Structure Lower Shielding 950 fuel centerline 0.0 Coolant 900 Temperature, K cladding structure coolant Axial Location, m 그림 2-5 KALIMER-600 정격출력시 inner core 핵연료집합체온도분포

32 반경방향으로는균등한간격의 8 개핵연료노드와피복관, 소듐냉각재, 집합체덕트에해당하는각각 1 개씩의계산노드에서온도를계산한다. 고온핵연료집합체의최대핵연료중심온도는유효핵연료영역의축방향 60% 위치에서약 680 o C 로예측되고있으며소듐냉각재와집합체덕트는거의같은온도를가진다. 소듐이충진된금속핵연료봉은연소초기에핵연료심이급격하게팽창하여피복관에밀착되어열전달특성이향상된다. 적절한희석밀도로설계된금속핵연료봉은초기핵연료심의큰열팽창을수용하고핵연료-피복관밀착후에는금속핵연료가피복관보다유연한특성을갖게됨으로써핵연료와피복관사이에큰응력이발생되지않는다. 이런경우금속핵연료심의큰팽창은음의반응도궤환을유발하므로결점이아니고장점일수있다. 금속핵연료의빠른열응답특성은비정상과도상태에서피동적인원자로정지를가능케하는요인이된다. 금속핵연료가연소됨에따라핵연료성분인 U 와 Zr 이반경방향으로이동하여재분포하는특성이밝혀졌으며이와같은현상은非照射시에도온도구배하에있는균일한 U-Pu-Zr 합금에서확인된다. 핵연료성분이이동하면핵연료의부위별조성이변화되므로열전도율이나기계적특성이변화할수있다. 연소도가증가하면연료심내의핵분열생성물축적으로인해연료심의열전도도는감소한다. 금속핵연료는초기에급격히팽윤하여연료심내에기공들이많이발생하고이기공들은기체핵분열생성물로채워진다. 기공에의해연소된핵연료의열전도도는신연료일경우보다최대약 50% 수준까지감소한다. 초기의자유팽윤단계동안에충진소듐은핵연료봉-피복관간극에서부터상부의가스플레넘으로밀려나게된다. 핵연료심팽윤이계속진행되어대부분의기포들이핵연료심내에서상호연결되면연료심내의핵분열기체는가스플레넘으로방출된다. 그러나최대팽윤점근처에서는오히려가스플레넘에위치하던충진소듐이균열된틈과상호연결된기포를통해연료심내부로침투한다. 이경우소듐의열전도도는핵분열기체보다매우크므로연료심의열전도도는상당량회복하여새연료때의약 70% 수준이된다

33 안전성관점에서정상상태및설계기준사고시핵연료용융은일어나지않아야한다. 산화물핵연료에서연료중심용융이설계기준이되는이유는용융연료가피복관과접촉하면피복관의건전성이급격하게악화되기때문이다. 금속핵연료의융점 (U-10Zr 의경우 1235, U-19Pu-10Zr 의경우 1077 ) 은산화물핵연료의융점 (2750 ) 에비해매우낮지만, 금속핵연료봉내의축적에너지가작기때문에급격한피복관파손은발생하기어렵다. 금속핵연료는융점의절반되는온도이상에서급격하게유연해지는특성이있으므로고온의운전조건하에서는피복관보다변형하기쉽다. 또한금속핵연료는상당량의용융이발생하더라도연료봉손상에영향을미치지않는다. U-Pu-Zr 금속핵연료의정상상태및설계기준사고시의허용안전기준은제 4 장에서자세히다룬다 금속핵연료의조사 ( 照射 ) 특성 금속핵연료합금의주성분인우라늄은핵연료조사상태에따라고체상 (solid-state phase) 이미세구조차원에서변화하며, 이러한재질의구조적인변화는핵연료의거동특성에영향을미친다. 플루토늄과우라늄의기본적인재료특성을파악하면과도상태시중성자조사와열적부하에의한금속핵연료의과도성능변화를이해하는데도움이된다. 과도상태하의금속연료봉거동은 Nam et al.(1999) 의기술보고서에자세히설명되어있다. 우라늄은실내온도에서용융온도에걸쳐세가지同質異形 (allotropic form) 형태를가진다. 저온에서는斜方晶系의 α 상 (orthorhombic α phase), 중간온도에서는正方晶系의 β 상 (tetragonal β phase), 고온에서는立方體의 γ 상 (cubic γ phase) 의결정구조를취한다. 금속핵연료노심의운전온도범위에는이세가지우라늄의결정구조가모두나타난다. α-우라늄의가장중요한照射特性은기하학적불안정성 (dimensional instability) 이다. Kulcinsky et al.(1969) 은사방정계결정구조의非等方性 (anisotropic) 특성으로인해 α-우라늄은약 500 o C 중간온도에서결정경계영역에미세구조의 tearing 에의한불규칙적인空洞이발생한다고설명하였으며이를공동화팽윤 (cavitational swelling) 이라고불렀다. 저온에서의 α-우라늄팽윤과는대조적으로고온상태의우라늄팽윤은주로핵분열기체기포 (fission-gas bubbles) 의성장때문에발생한다 (Greenwood, 1962)

34 핵분열기체는실제금속우라늄에서는溶解되지않기때문에기포로서응결되어있다가기체원자들을흡수하여성장한다. 그러나때로는핵분열반응의결과로기체의일부분이용액 (dynamic solution) 에포함되기도한다. 금속핵연료의연소도가증가하여핵연료심내에서충분한기체가생성되면기체기포는성장을통해서기포압력이외압과기포의표면장력에대해평형을유지하려한다. Pugh (1961) 는조사시험을통해플루토늄용해에대한다음사실을확인하였다. 플루토늄은 α-우라늄에서 16% 농도까지용해될수있으며, 이때에도 α-우라늄의비등방성특성은유지된다. 플루토늄은 β-우라늄에서는 20% 까지용해되며 γ- 우라늄에서는완전히용해된다. 따라서 16% 플루토늄성분까지는우라늄과비슷한팽윤거동을가진다. α-우라늄에서공동화팽윤이지배적인반면에 γ-우라늄에서는핵분열가스기포의급격한성장으로인해핵연료는팽윤한다. 플루토늄성분은금속합금의확산성을증진시키고크리프강도를저하시키므로플루토늄함량의증가 ( 부화도 ) 는각相에서의팽윤율을증가시킨다. 높은플루토늄농도에서는금속합금의斜方晶系 α 상이正方晶系 β 상으로변형하기때문에결국, 비등방적인 α 상이소멸되면서공동성분 (cavitational component) 도사라지게된다. (a) 핵분열생성물거동금속핵연료핵분열생성물의약 30% 를차지하는핵분열기체는핵연료심내에용해되어있거나, 결정립내부와결정립계면에서기포를형성하여존재하거나, 또는방출되어핵연료심내의자유공간에존재한다. 원자로내에서연소되는동안핵분열기체원자의국부적인분포는연소도, 온도, 반경방향핵분열률에따라다르다. 핵분열기체원자는기포를생성하면서성장하거나기포의확산, 이동, 합체현상등을겪게된다. 금속핵연료내에서핵분열기체기포의축적으로인해발생하는부피증가와더불어고체핵분열생성물의축적에의해핵연료팽윤이발생한다. 고체핵분열생성물의축적양은연소도에비례하여커지지만그러나고체생성물에의한팽윤은기체생성물에의한팽윤보다훨씬적으므로, 금속핵연료팽윤의주원인은연료심내핵분열기체기포의생성및축적에의해일어난다. 피복관의크리프는주로연료봉내기체압력에기인하므로핵분열기체의방출거동은원자로의정상및과도운전동안에핵연료봉의변형크기및파손확률을좌우하는중요한변수가된다

35 앞에서언급한데로연소초기또는낮은연소도조건에서는핵분열기체가원자또는미세한원자집합체로연료심의결정내부에존재한다. 그러나연소도가증가하면핵분열기체는결정립계로확산하여기포를형성한후원자상태로확산하여오는핵분열기체를흡수하여성장하는데, 이과정에서기포와기포가서로연결되어표면이나또는균열면에도달하면핵분열기체가핵연료심외부로방출된다. 핵분열기체의방출률은연소도에영향을받는데, 그림 2-6 에 U-Pu-Zr 합금과 U- Zr 합금, 그리고 EBR-II 핵연료로사용된 U-5Fs 의연소도에따른핵분열기체의방출률이나타나있다. 그림 2-6 에서보이듯이 75% 희석밀도로설계된 U-Pu- Zr 합금과 U-Zr 합금의핵분열기체의방출특징은약 0.5% 연소도까지는기체방출이나타나지않는잠복기를거치다가, 약 1 at% 연소도에서핵분열기체가급격하게유출하기시작하는데비해서 U-5Fs 연료는상대적으로핵분열기체의유출이억제되어 2 at% 연소도에서급격한유출이일어난다. 한편연소도가 10 at% 를초과하면연료종류에무관하게핵분열기체는점진적으로방출되다가약 20% 의연소도에서 80% 의핵분열기체가방출된다 (Pahl et al., 1990). 그림 2-6 핵연료연소도에따른 핵분열기체방출량 (Hofman et al., 1997) 그림 2-7 핵연료부피증가에따른 핵분열기체방출량 (Beck et al., 1968)

36 이는 1~2 at% 연소도에서기체기포가상호연결되어채널을형성함으로써핵분열기체가급격히연료심으로부터방출할수있기때문이다. 이러한거동은조사조건또는연료조성과는크게연관이없으며핵연료심축방향의핵분열기체잔류율분포는거의균일한특성을보인다. 금속핵연료의핵분열기체방출거동은연료봉의희석밀도에의해크게좌우되며일반적으로 75% 이하의희석밀도에서는연료성분에관계없이연소도에따라유사한기체방출거동을보인다. 그림 2-7 은이사실을잘보여주고있다. Barnes (1958, 1964) 는연료팽윤이약 30% 에도달하면기포들의크기나밀도에관계없이기포들은상호연결되어핵분열기체가핵연료봉의갭과플레넘으로빠져나온다는사실을밝혔다. 한편, 금속핵연료는연료심내부에많은핵분열기체공동이존재하고이들의소성적변형특성은고연소도에서금속핵연료봉의 FCMI 현상을경감시켜노내건전성을향상시킨다. 약 2 at% 연소도에서연료심이피복관과접촉되어생기는연료심-피복관의마찰력때문에연료심의축방향성장이억제된다. (b) 팽윤특성고속로의금속핵연료는부피팽창이크게일어나는데이를팽윤 (swelling) 이라고부른다. 팽윤은주로핵분열기체가핵연료심바깥으로방출하지못하는저연소도에서심하게일어난다. 그림 2-6 에서유추할수있듯이연소도와팽윤의관계를보면연소도가증가하여핵분열기체의생성량이많아지면기포로확산하는핵분열기체도증가하므로기포가성장하여팽윤이일어난다. 그러나연소도증가에따라결정립계에생성된기포가계속성장하게되면인접한기포와기포가합쳐지는연결현상이일어나서결국에는기포가연료표면또는균열면등자유표면에도달하게된다. 기포가자유표면에도달하면핵분열기체가방출되므로기포의성장이저지되어팽윤은더이상거의일어나지않는다. 고속로에서핵연료심과피복관은재질이서로다르므로팽윤현상역시다르게나타난다. 따라서핵연료심과피복관의팽윤형상에대해서각각살펴본다. 핵연료심팽윤 ( 膨潤 ) 은조사성장 (irradiation growth), 결정립계의기계적 cavitation, 핵분열기체기포의성장및고체핵분열생성물의축적등이원인이지만, 대부분의팽윤기구는비용해성핵분열기체인제논 (Xe), 크립톤 (Kr) 기포의생성및성장에의해일어난다. Austenitic 피복관의직경이변화하는팽윤현상은주로조사팽윤

37 (radiation-induced swelling), 크리프, 가스플레넘압력으로인한응력이원인이라고알려져있다. 팽윤현상은핵연료의반응도감소, 핵분열기체의방출률저하, 핵연료-피복관의경계응력증가, 열전도도저하등을초래하여핵연료봉의성능에영향을미친다. 이원합금인 U-Pu 은상대적으로낮은용융점과보통사용되는피복관에함유된철과니켈성분과의공정현상으로인해고온조건에서사용하기는적당하지않다. 이런경우핵분열되지않는원소를 U-Pu 합금에첨가함으로써성능을향상시킬수있고핵연료-피복관사이에텅스텐이나바나듐과같은확산억제장벽을추가할수있다. 삼원합금에대한초기연구부터시작하여지금은많은금속합금데이터가축적되었으므로금속핵연료의팽윤문제는기술적인해결이가능하다. 고연소도를달성하기위해핵연료팽윤량을감소시킬필요는더이상없지만여러금속합금에서기공의상호연결과이에수반되는기체방출특성을연구하기위해서는실험결과의축적이매우중요하다. 핵연료심팽윤 U-Pu-Zr를포함한여러금속핵연료의연소도에따른핵연료축방향팽윤실험결과가그림 2-8에나타나있다 (Hofman, 1997). 실험에사용된모든핵연료는 EBR-II 에서조사된연료이고초기희석밀도는거의비숫하다. 그림에서보듯이금속핵연료는초기연소도에급격한팽윤이발생하며일정연소도에도달한후로는증가율이매우낮아진다. 대부분의축방향팽윤은핵연료와피복관이접촉하는약 1 at% 이내의낮은연소도에서일어나지만, 이시점을지나면연료팽윤률은피복관의억압에의해급격히줄어든다. 이런현상은그림 2-6에서보는바와같이핵분열기체가본격적으로유출하기시작하는 1~2 at% 의연소도와관계가있으며, 연소도의증가에따라핵연로심의축방향성장이크게일어나지만그이상의연소도에서는성장이거의포화되어완만하게성장이일어난다. 75% 희석밀도를가진금속핵연료의경우, 팽윤할수있는자유공간은약 30% 가되며등방성으로팽윤한다고가정하면축방향팽윤은약 15% 가되어야하지만실제로관측된핵연료심길이증가는등방성일때의값보다항상작게나타난다. 이는금속핵연료가비등방적으로팽윤함을나타낸다. 금속핵연료연소초기에뚜렷한비등방성특성은연료심내에서비입방상 (non-cubic phases) 의조사와성장및크리

38 그림 2-8 연소도변화에대한금속핵연료축방향팽윤프강도의반경방향구배와관련되어나타나는현상이다. 연료심중심부는고온의우라늄 γ상이우세하여큰기포가형성되고소성도가높아서변형이쉽게일어난다. 그러나우라늄 α상이우세한핵연료심외곽에서는응력효과에의해축방향변형보다반경방향변형이크게일어나므로비등방성팽윤현상이일어난다. 비등방성팽윤현상은특히 U-Pu-Zr 삼원계금속연료에서뚜렷하다. 그림 2-8에서보듯이플루토늄첨가는연료심내 / 외곽에서의팽윤특성을더욱차이나게하여상당한반경방향변화에도불구하고상대적으로작은축방향팽창을보이는큰비등방성변형특성을나타낸다. 플루토늄첨가량이많을수록핵연료심내의균열이잘발생하여반경방향팽창이잘일어나므로이에해당하는만큼축방향팽창은억제된다고볼수있다. 결정구조가비등방성인금속이나합금은조사성장도비등방성으로일어나므로결정립계와아결정립계 (subgrain boundary) 에서는 tearing에의한공동이생긴다. 이공동은빈공간이므로쉽게압착되지만만약에핵분열기체가확산하여유입하면공동은기포와같은성질을갖게되므로압착되지않아팽윤을일으키게되는데, 이때공동의생성은조직상태와합금원소에영향을받는다. 우라늄의경우 Si나 Al을소량첨가하는경우팽윤이크게억제된다. 그림 2-8에서 U-5Fs가 U-Zr 합금이나

39 U-Pu-Zr 합금에비해높은연소도에서팽윤이일어나는데, 이는 U-5Fs 핵연료의 핵분열기체에 Si 가존재하기때문이다. Hofman 등 (1997) 은핵연료의비등방성팽윤은고온인중심부와저온인외곽영역간의팽윤특성차이에기인한다고설명하였다. 반경방향의온도구배가크거나상변화가급격히진행되는삼원계금속핵연료인경우, 팽윤이빠르게진행되어외곽부의균열발생및비등방성을가중시킨다. 그림 2-9는고온영역에서핵연료의횡단면재질영역을보여주는사진이다. (a) 는 3% 연소도까지조사된 U-19Pu-Zr 핵연료를횡단면으로절단하여 microprobe scan한것으로핵연료균열이나타나있다. 그림 (a) 에서금속핵연료합금성분중우라늄과지르코늄은반경방향재배치가관측되었으나플로토늄의농도는반경방향으로큰변화가없다 (Porter et al., 1990). 우라늄과지르코늄의반경방향농도가변화함에따라기공들의반경방향분포가발생하여사진에서처럼큰규모의분명한영역이나타났다. 그림 (b) 는 5% 연소도까지조사된 U-10Zr 핵연료의횡단면모양이다. 이와같은비등방성변형은연료의온도구배나 Pu 농도에의존한다. 핵연료강성의 온도의존성, α- 우라늄결정의비등방적조사성장, 연료외부에형성된크랙등이 그원인이된다. 각핵연료영역에서핵분열기체기포의성장이나크랙의성장율이 (a) (b) 그림 2-9 금속핵연료의고온영역횡단면재질변화 (a) 3 at% U-19Pu-10Zr (b) 5 at% U-10Zr

40 틀리기때문에반경방향각영역에서아래와같은특징이나타난다. 1 외곽영역 : 비틀린것같은형상의큰기공이있다. U-Pu-Zr 연료에서는이영역에크랙이생긴것이많다. 2 중간영역 : 겉으로보기엔밀도가높은것같이보이지만상당히미세한기포가많이존재한다. 외곽영역과의경계에이어서상당히크게연결된기공이있다. 3 중심영역 : 구에가까운형상의기포가존재한다. 금속핵연료봉이고연소되면기체핵분열생성물이외에도고체핵분열생성물에의한팽윤이중요해진다. 고체상태의저밀도핵분열생성물은핵연료내에용해되거나혼합석출물을형성한다. 소듐에용해되는원소는연료심팽윤에기여하지않지만핵연료내에용해되는고체핵분열생성물은핵연료심의밀도를감소시켜팽윤에영향을미친다. 그림 2-10 은이상과도출력시금속핵연료의거동을분석하고안전성을평가하기 위한과도출력시험을일본에서 SALT 코드로계산한결과이다 (Wright et al., 1986). 그림에서측정값은단시간에출력을급상승시켜연료가용융할때일어나는 그림 2-10 과도출력에의한연료용융시축방향성장률

41 연료의축방향성장률을나타낸다. 그림에서보는바와같이원자로의과도출력으로핵연료가용융되면축방향성장이크게일어나는데이러한현상은앞에서언급한실험결과들을종합하여다음과같이유출할수있다. 즉, 축방향팽윤은핵연료내부에존재하는기포의압력이연료봉상부가스플레넘의기체압력과일치할때까지핵연료내부의기포가급격히팽창하는과정에서기포와기포간의결합이일어나기포가크게성장하기때문에일어난다고볼수있다 (Lee, 2001). 핵연료의축방향팽윤은연료가팽윤하기전에내부에잔류하는핵분열기체의양과그리고가스플레넘의기체압력에영향을받으므로결국연소도에의존한다. 즉, 연소도가 2 at% 까지는핵분열기체의연료내부잔류량이많으므로핵연료심팽윤이크게일어나는데비해서연소도가증가하면핵분열기체의방출량이많아지므로핵연료심내부에핵분열기체의잔류량이줄어들어그만큼핵연료심의팽윤이작아진다. 피복관팽윤초기의고속로핵연료봉피복관으로사용된 316 SS 는높은팽윤특성으로인해고연소도달성이불가능하였다. 이후피복관의재질은 316 스테인레스강, D9 과같은오스테나이트강에서저팽윤특성의마르텐사이트강인 HT9 로바뀌었다. 현재 HT9 의팽윤에의한연소도한계까지는조사되어있지않지만 FFTF 에서 MOX 연료를사용하여 24% 연소도까지조사된실적이있으며 30% 의연소도달성은가능하리라예상된다 (Leggett, 1993). HT9 강은고온강도및부식저항성이좋으며조사크리프및팽윤저항성이월등히뛰어나므로소듐냉각고속로의금속핵연료뿐만아니라산화물핵연료의피복관, 집합체덕트, wire wrap 등의노심구조재료로서가장강력한후보재료이다. GE 가설계한 PRISM 에서도 HT9 강을채택하고있으며유럽및일본에서도이와유사한재료개발에열중하고있다. HT9 은 n/cm 2 의조사량까지도전혀팽윤을나타내지않았으며 (Pinter et al., 1993), 이러한조사량은 PRISM 금속핵연료봉의최대목표연소도 16% 시의최대피복관조사량인 n/cm 2 (Vaidyanathan and Murata, 1986) 보다높은수치이다. 따라서금속핵연료의설계연소도까지는피복관팽윤이거의일어나지않을것으로보인다. 그림 2-11 은연소도에따른여러피복관의직경변화율을나타낸 EBR-II 조사시험결과이다. 이때피복관변형은팽윤과크리프에의해발생한다. 그림에서 316SS 나 D9 같은오스테나이트피복관은고연소도조건에서 HT9 에비해큰직경변형율을보이므로더큰핵연료반경방향팽윤을

42 수용할수있다. 노내조사시험결과 75% 희석밀도연료봉은 18% 연소도까지도 FCMI 가일어나지않았다. 그러나고연소도조건에서고체핵분열생성물에의한연료팽윤은피할수없는문제이며이는금속핵연료뿐만아니라산화물핵연료에서도마찬가지이다. 한편, 마르텐사이트강인 HT9 은고연소도에서피복관변형이적으므로현재의소듐냉각고속로핵연료의피복관재질로각광받고있다. 그림 2-11 에서보듯이 16 at% 연소도에서변형율은오직 1% 정도이고핵연료의희석밀도는초기 75% 에서약 85% 로변한다. 이연소도에서는팽창특성이낮은재질일지라도외관상 FCMI 는거의발생하지않으며피복관크리프변형은오로지가스플레넘압력에의해발생한다. 금속핵연료의경우 FCMI 에의한피복관의외경변화는가스플레넘의가스압력에의한크리프변형에비해서무시할수있다고알려져있다. 핵연료가피복관과접촉할시점에서는연료심합금은구멍이뚫린스폰지같은특성을보여서연료심의기계적강도가떨어지기때문이다. 다만 90% 이상의고희석밀도연료라든지 20 at% 이상의고연소도연료에서는비압축성인고체핵분열생성물팽창등의이유로 FCMI 현상은무시할수없게된다. 그림 2-11 팽윤과크리프에의한금속핵연료피복관의직경 변화율 (EBR-II 조사시험 ) * SA: solution annealed, CW:cold-worked

43 (C) 핵연료-피복관기계적상호작용금속핵연료-피복관의기계적상호작용 (FCMI) 은원자로에서핵연료가파손되는주요원인중의하나로핵연료크리프 (creep) 와깊은관계가있다. 즉, 크리프가크게일어나면핵연료와피복관의접촉이심하게일어나지않으므로핵연료와피복관의상호작용이크게문제가되지않는다. 알에서살펴보았듯이금속핵연료봉에서응력이발생하는주원인은기포나공동에서핵분열기체가축적되기때문이다. 핵분열기체기포의내부압력은연소도가증가함에따라급격히증가하고핵연료심은핵분열반응에의해쉽게소성변형을겪게된다. 즉, 금속핵연료는기공들간의상호연결로인해연료심자체가스폰지와같은압축성을가져서피복관과접촉시피복관에의해쉽게억압되는성질이있으므로 FCMI 가억제된다. 위와같은이론들을입증하기위해일련의조사시험이 CP-5 원자로에서수행되었다 (Becker et al., 1968). U-Pu-Fs, U-Pu-Ti, U-Pu-Zr 형태의핵연료봉과여러재질의피복관종류에대해서희석밀도와플레넘부피를변화시켜가며시험을수행하였다. 75% 희석밀도와플레넘 / 핵연료부피비가 0.6 이상인경우피복관손상없이 10 at% 이상의고연소도를달성하였다. EBR-II 에서 U-Pu-Zr 핵연료에대한추가적인확인시험 (Murphy et al., 1969) 이수행되었으며이런시험결과를반영하여 EBR-II 실험로의초기구동핵연료인 MK-IA ( 희석밀도 86%, 플레넘 / 핵연료부피비 0.15) 에서 MK-II ( 희석밀도 75%, 플레넘 / 연료부피비 0.15) 로설계가변경되었다. 낮은희석밀도와적은가스플레넘공간을가진 MK-IA 의피복관변형은주로 FCMI 에의한크리프변형에의해발생였다. 반면에 MK-II 핵연료봉의크리프변형은가스플레넘압력만에의해발생한것으로서, 적절하게금속핵연료를설계한다면 FCMI 발생을피할수있으며피복관응력은가스플레넘과상호연결된기공내의핵분열기체압력에의해결정된다는사실이입증되었다. Tsai 는 (1991) 심각한 FCMI 가발생하는실제희석밀도를결정하기위해초기 희석밀도가 85% 인 HT9 피복관 - 핵연료를일반적인 75% 희석밀도연료와더불어 조사시험하였으며그림 2-12 와같은결과를얻었다. 초기희석밀도가 85% 인

44 경우, 연소도가약 12% 이전에서는고체핵분열생성물축적에의해연료봉희석밀도가 85% 에서 95% 로증가할때피복관변형율이크게증가하였다. 이기간동안에는열린기공이어느수준까지커지면서상당한핵분열기체가방출되므로 FCMI 가실제적으로발생한다고할수있다. 따라서핵연료의희석밀도를 85% 이상증가시키면고체핵분열생성물에의한 FCMI 가실제명확하게발생한다. 결론적으로팽윤특성이없는피복관을사용하더라도초기희석밀도를 75% 로유지한다면제한된고연소도까지심각한 FCMI 의발생없이노내연소가가능하다. 이러한논의는핵분열생성물누적이균일하게기공에영향을미친다고가정할때이다. 그러나관측된기공형태및핵분열생성물분포로볼때이가정은상세한 FCMI 평가를위해서는너무단순하지만정상및과도상태성능평가를해석하는데는무리가없을것으로판단된다. 그림 2-13 은 U-10Zr 금속핵연료와 HT9 피복관으로구성된핵연료봉의 EBR-II 조사시험결과이다. 그림에서보는바와같이약 14% 연소도까지는그변형량은완만한증가를보이지만그이후의연소도부터는급격한증가를나타낸다. 이는 14% 연소도까지는핵분열기체방출에의한가스플레넘압력증가가변형의주요원인이지만그이후의연소도에서는고체핵분열생성물의축적에의해연료심내의열린기공들이막히게되어결국 FCMI 에의한경계압력의증가로인해변형량이급격히증가하였다. 그림 2-12 희석밀도에따른피복관팽윤및핵분열기체방출량. HT9 clad U-19Pu-10Zr Fuel, 12.5 at% Burnup (Tsai, 1991)

45 피복관성능을개선하기위한연구는空洞과고온의핵분열기체기포로인해발생하는과도한팽윤을제어하는방법을찾는것이었다. 피복관의주목적은핵연료와냉각재사이의물리적인방사능장벽을제공하는것이지만핵연료심의팽윤을억제하는역할도있다. 팽윤하는핵연료를수용할수있는자유공간을피복관안쪽에마련하면주어진연소도에서기포압력은낮아진다. Blake (1961) 는위의이론을근거로하여핵연료팽윤을수용할수있는약 30 ~40% 의자유공간이주어진다면 ~5 at% 연소도까지달성할수있음을이론적으로보였다. 5 at% 의연소도달성은당시에는매우성공적인결과였다. Blake 는그의모델에서핵분열기체의방출은고려하지않았지만, Beck et al. (1968) 은대부분의핵분열기체가 ~30% 팽윤에서방출된다는 Barnes (1958, 1964) 의연구결과를활용하여이들방출기체를수용할수있는공간을핵연료봉내부에만들어줌으로써핵연료심내부의압력을감소시킬수있었다 ( 그림 2-7 참조 ). 핵연료봉내의자유공간은일반적으로핵연료와피복관사이에간극을만들어 줌으로써확보하며이간극에소듐을채움으로써핵연료심에서피복관으로의 열전달을향상시킨다. 일반적으로핵연료봉설계에서핵연료상부에위치하는 그림 2-13 EBR-II 에서조사된 U-10Zr/HT9 핵연료봉의연소도에 따른피복관변형

46 가스플레넘의부피는핵연료팽윤으로인해핵연료 - 피복관간극이없어지면서 상부로밀려올라오는충진소듐의부피와방출되는핵분열기체를함께수용할수 있는크기이다. 조사시험이수행된연소도범위에서 austenitic 피복관의직경변화는주로조사팽윤, 크리프, 플레넘압력으로인한응력이그원인이였다. 18 at.% 연소도까지는핵연료- 피복관간의기계적상호작용으로인한 austenitic 피복관의변형은크게나타나지않았다. Martensitic 피복관에대한피복관변형율데이터는핵연료팽창이발생하지않는 16 at.% 연소도까지자료가축적되었다. 이연소도까지핵연료가조사되는동안작은피복관변형이관측되었는데이는주로가스플레넘압력응력만에의한크리프에기인한것이다 금속핵연료의화학적특성 금속핵연료의핵연료심과피복관경계면에서의핵연료-피복관의화학적상호반응 (FCCI, Fuel Cladding Chemical Interaction) 은금속핵연료에서만나타나는특이한현상이다. FCCI에의한공정반응은여러종류의합금원소들이관련되어있기때문에매우복잡한다원소확산문제이다. FCCI가금속핵연료성능에미치는영향은크게두가지이며이를규명하기위해많은爐外확산실험과照射시험이수행되었다. FFCI의첫번째영향은피복관의기계적강도를저하시키는것이고, 두번째는핵연료-피복관경계영역에공정반응을일으켜상대적으로저융점물질을형성시켜피복관의두께를감육시키는것이다. FCCI에의한용융문제는원자로가정상운전하는조건에서는특별한문제를야기시키지않지만고온과출력상태에서는금속핵연료의성능을저하시킬수있다. FCCI 현상은아직까지도완전히이해되지는못하고있다. 현재까지의연구결과에의하면연소초기에희토류핵분열생성물이축적되기전에는핵연료-피복관의조성이매우중요한변수가되지만그후에는희토류원소의확산이동이중요한변수가된다. 금속핵연료의핵분열생성물질중의하나인희토류원소는연료합금외곽으로

47 이동하여핵연료 - 피복관경계면부근에축적되고동시에피복관으로확산하는경향 을가지고있다. 반대로피복관성분중의한원소인니켈 (Ni) 은우선적으로핵연료속으로확산함으로써피복관내에 Ni-고갈층을형성시켜피복관표면에페라이트층을생성한다. 보통 Ni은핵연료내부로매우깊이확산되며그확산깊이는핵연료및피복관의성분에따라변하지만피복관의 Ni-고갈층보다몇배로크다. 핵연료내에서원소의상호확산은피복관내면을취하시켜피복관의유효두께를감소시킨다. 고연소시세륨 (Ce), 니오디움 (Nd) 등은핵연료-피복관공정반응을촉진시키며, 세슘 (Cs), 텔루륨 (Te) 같은핵분열생성물은부식작용을촉진시키는매체로알려져있다. 정상운전조건에서 FCCI 거동은과도상태의 FCCI 초기조건이된다. 즉핵연료합금쪽으로이동한피복관의원소성분은핵연료합금의융점을떨어뜨리고과도상태시액상침식최저한계온도를감소시킨다. 이때피복관내면부근에서축적되는연소도의함수인희토류핵분열생성물질이영향을미친다. 지금까지얻어진액상침식의최저한계온도는 650~675 이며이와같은시험자료는금속핵연료설계에서매우중요하다 (Hofman et al, 1997). U-Pu-Zr 핵연료와 HT9 피복관을사용한 FBTA (Fuel Behavior Test Appratus) 시험 (Cohen et al., 1993) 을통해다음사실이확인되었다. 핵연료-피복관경계면에서의액상화합물형성에대한문턱온도는시험시간과연소도의함수이다. 5.6% 연소도인경우, 액상형성에대한문턱온도는시험시간을 1시간유지시 , 7시간유지시는 725 였다. 시험시간이길어질수록액상형성온도가낮아지는것은시험중에계속적인 Fe의확산이진행되기때문이다. 11% 연소도인경우, 액상형성의문턱온도는 1시간유지시 , 12시간유지시는 였다. 고연소도로갈수록공정온도가낮아지는것은란탄계열의핵분열생성물이핵연료- 피복관사이로이동하여저융점합금을형성하기때문이다. 그러나피복관침투속도는연소도가증가할수록낮게나타났으며이는고연소도연료봉에서란탄계열의핵분열생성물이더많이존재함으로써상호확산을방해하는역할을하기때문이다. 그림 2-14는 (Walters, 1989) 공정반응에의한피복관두께감소속도의온도의존성을보여주고있다. 그림에서검게표시한심볼들은공정반

48 응이일어나지않는상태를의미한다. 공정반응에대한문턱온도는연료, 피복관, 운전조건 ( 연소도, 출력이력등 ) 에따라약간의차이를보이지만일반적으로 700 이상이다. 금속핵연료를사용하는고속로의경우그림 2-3에서보듯이정상운전상태조건하에서연료심과피복관접촉부위온도는 700 이하로유지된다. 따라서정상상태및설계기준사고시구동핵연료및블랭킷핵연료에서의최대표면온도는공정반응에대한문턱온도인 700 미만이어야한다. 그러나비정상운전조건하에서는핵연료의국부적인가열로인해온도가 700 를상회할수도있다. ATWS 와같이방생가능성이매우희박한비정상운전조건하에서는핵연료심의첨두표면온도가 790 이하로유지되어야하나, 그거주시간및연소도에따른구체적제한이필요하다. 이에대해서는제4장에서자세히기술한다. 그림 2-14 공정반응에의한피복관두께감소속도의 온도의존성 (Walters, 1989)

49 2.3 풀형원자로 소듐냉각고속로는일차열전달계통 (PHTS) 의형태에따라풀 (pool) 형과루프 (loop) 형으로구분된다. 루프형고속로의경우중간열교환기 (IHX) 및 PHTS 펌프가원자로용기외부에설치되지만, 풀형의경우는이들기기가원자로용기내부에설치되므로원자로용기가상대적으로크고이에따라 PHTS 의부피가커지는설계특성을가진다. 표 2-4 에설계, 구조, 안전성및경제성측면에서풀형원자로가루프형원자로에비해가지는장단점을비교하였다 (Sim et al., 2005). 그림 2-15 는 KALIMER-600 원자로용기내부에위치하고있는주요 PHTS 기기를보여준다. 설계측면에서풀형원자로의경우에는주요 PHTS 부품이원자로용기내부에위치하므로원자로용기가커지는단점은있으나반면에격납용기의크기는감소하는잇점이있다. 기계구조적측면에서풀형원자로는원자로용기의크기가커짐에따라제작성이불리해지고, 또 PHTS 의주요기기들이원자로용기내부에위치하므로이들기기에대한접근에제한성이있으므로설비의검사및정비에어려운점이있다. 그러나풀형원자로에서는 PHTS 의소듐경계가원자로용기로제한되므로관리하기매우단순한경계를가질뿐만아니라낮은재료응력을받으므로구조적건전성관점에서신뢰도가매우높다. 안전성측면에서풀형원자로의장점은원자로용기외부에는 PHTS 배관이없기때문에배관파단으로인한냉각재상실사고의가능성이원천적으로배제될수있다. 매우희박한사고이지만풀형원자로용기가손상되는경우냉각재상실로인한노심노출을방지하기위해원자로용기바깥측에보호용기를설치하고원자로용기와보호용기사이에밀폐공간을마련한다. 이때공간의크기는냉각재가원자로용기로부터누설되어도고온풀에서 IHX 로유입되는냉각재유로가소듐에잠길수있도록설계된다. 또한이공간에는원자로용기누설을감지할수있는센서가위치한다. 루프형원자로에서는 PHTS 를구성하는여러루프중한루프의배관이파손되는 경우에사고가발생한루프를정확히감지하기전에는냉각재상실을막기위해 모든루프의 PHTS 펌프를신속히운전정지시켜야한다. 그러나풀형에서는파손

50 표 2-4 풀형및루프형고속로의장단점비교 (Sim et al., 2005) 비교항목 풀 (Pool) 형 루프 (Loop) 형 설계측면 -노심핵특성 -1 차계통부품설치 -1 차냉각계통 loop -1 차펌프위치 -장단점 -노형무관 -원자로용기내부 -없음 -cold leg -장점 -노형무관 -각각의용기가짐 -3~4 개의 loop -hot leg -장점 용기관통부없음 소형원자로용기 격납용기소규모 부품개수적음 부품이소형 -단점 -단점 격납용기대규모 대형원자로용기 용기관통부많음 구조측면 -내진성에서유리한분야 -장단점 -원자로용기, 파이프 -장점 1차계통배관이없음 1 차계통냉각재경계단순 저온, 저압운전 -단점 용기내고온 / 저온부열차폐설계복잡 1 차용기 roof 설계복잡 -용기 roof, IHX, 펌프 -장점 1 차용기 roof 설계단순 -단점 직경 1m이상대형배관 1 차계통냉각재경계복잡 시동 / 운전정지시열충격큼 안전성측면 -냉각재상실사고확률 -붕괴열제거의시간여유 -붕괴열제거계통의규모 -원자로용기의보호용기필요성 -1 차계통부품냉각재누출문제 -유리 (1 차펌프관성이큼 ) -유리 (1 차냉각재열관성 ) -유리 ( ) -불리 -유리( 부품이 pool 속에잠김 ) -불리 ( 파이프의파손사고 ) -불리 ( 열관성이적음 ) -불리 ( 대규모, 신뢰성필요 ) -유리 -불리 ( 각부품의보호용기 ) 경제성측면 -건설기간 -건설물량 -용기, roof 의제작, 조립 -건설시한분야의지연이전체공정에영향을미침 -비슷함 ( 현장조립 ) -유리 ( 전체물량적음 ) -불리 ( 현장조립 ) -불리 ( 영향미침 ) -비슷함 ( 물량, 배관문제 ) -불리 ( 전체물량많음 ) -유리 ( 공장제작, 조립가능 ) -유리 ( 독립적작업 )

51 배관의펌프기능만상실될뿐노심냉각에미치는영향이크지않으므로다른펌프를신속히운전정지시킬필요가없다. 또한원자로용기를관통하는 PHTS 배관이없기때문에방사성물질이격납용기로누출될경로가그만큼줄어든다. PHTS 의열용량은부피, 밀도및비열의곱에비례하므로 PHTS 부피가커지면열적관성역시비례하여커진다. 풀형원자로는원자로용기내의소듐재고량이루프형에비해상대적으로크기때문에유량상실이나열제거원상실과같은열유체적요란이발생하여도그에따른노심입출구의온도변화를포함한계통의과도거동이루프형에비해덜민감하다. 이러한특성은원자로내부자연순환유동이나부반응도궤환효과와같은노심의고유피동안전성에유리하게작용한다. 원자로용기의큰열적관성과결부하여원자로안전에중요한영향을미치는설계변수는 PHTS 펌프의관성운전에의한유량감소율 (caostdown rate) 과금속핵연료노심의반응도궤환특성이다. 비보호유량상실사고의경우반응도궤환효과에의해노심출력이붕괴열수준으로감소하기까지펌프관성운전에의해 그림 2-15 KALIMER-600 원자로용기및 PHTS 주요기기

52 노심냉각이충분히이루어져야한다. 풀형원자로의큰열적관성, 금속핵연료노심의양호한열전달특성과반응도궤환효과를적절하게활용하면비보호사고인 ATWS 가발생하여도원자로정지없이발전소를안전한상태로유지할수있다. 이에대해서는 3.3 절에서다루도록한다. 풀형원자로에서는붕괴열제거계통의설계다양성과중복성이루프형에비해쉽게그리고신뢰도높게구현될수있으며단순한공학적방법에의해서피동형열제거계통을구성할수있다. 예를들어풀형원자로에서는붕괴열제거를위한전용열교환기를원자로용기내의적절한위치에설치하면정상적인일차열전달경로를활용하여피동적인붕괴열제거가가능하다. 또한풀형원자로용기는소듐재고량이많아서그만큼열적관성이증가하므로피동열제거계통에의한노심열제거측면에서피동계통의열제거부하가줄어들뿐만아니라피동계통의운전개시에시간적여유도가커진다. 한편, 원자로용기내의많은소듐재고량은자연순환에의해노심을냉각시키거나또는노심이용융되는중대사고시용융혼합물이낙하하여노심지지판 (core catcher) 에쌓이게될때국부적인자연순환에의한노심용융물의냉각성을높여준다. 2.4 피동형안전계통 1979 년의 TMI 사고, 1986 년의체르노빌사고를계기로기존능동적인공학적안전설비 (Engineered Safety Design Feature, ESDF) 보다운전신뢰성이높은피동형안전계통에대한설계개념이 GEN IV 원자로에서제안되고있다. 피동안전성 (passive safety) 은액체또는기체의자연대류, 액체의증발, 열복사, 물질의열팽창, 중력에의한낙하, 축압 ( 蓄壓 ) 된에너지등단순한물리적원리에근거하여작동하는장치또는계통에의해확보되는안전성을뜻한다. 따라서피동형안전장치또는피동형안전계통은사고시원자로비상정지, 노심및일차계통의냉각, 장기붕괴열제거등과같이원자로안전에필수적인기능을수행하기위해이들의구동원리를채용한것을말한다. 대부분의 GEN IV 원자로는기존원자로에비해혁신적설계인피동형안전계통을채택하고있다. 피동안전성이라는용어와함께고유안전성 (inherent safety) 이라는용어가구별없이 사용되는경우가많다. 이두개념은협의적 ( 俠義的 ) 으로엄격하게다음처럼구분할

53 수있다. 피동안전성은계통과도사고시계통외부에서부터의조작, 신호등의입력이필요없이계통자체가갖는물리적, 화학적자연법칙에의해실현되는특성을말한다. 이에대해고유안전성은계통내에서위험발생가능성그자체가배제되는경우를말한다. 예를들면불연 ( 不燃 ) 재료만을사용한계통은화재에대하여고유안전하다고볼수있다. 그러나자연법칙에의한피동적원리를기반으로작동하는안전계통의운전신뢰성은매우높아서실패가능성이희박하므로고유안전하다고말하는경우에는두개념이구별되지않는다. 피동안전계통을채택한원자로에서는과도사고시사고완화조치를위해운전원의즉각적인개입이필요없다. 따라서피동형안전계통이자동작동으므로운전원유예시간 (grace period: 사고발생후원자로운전원의조작이필요하게될때까지의시간 ) 이매우긴특징이있다. 이는피동형안전계통을채택한 GEN IV 원자로의노심손상확률이대폭적으로개선된원인중하나이다. GEN IV 원자로의안전계통은피동안전성개념을도입하여계통의사고저항력을향상시키는것을설계기준으로삼고있다. 능동기기는반드시외부로부터전력이제공되어야하므로전원공급계통의신뢰도를높이기위해소외전원의안정성은물론소외전원상실을대비하여소내비상디젤발전기를통한신속한전력공급요건을만족시키기위해복잡한전력공급계통을갖추어야한다. 그러나피동형안전계통은능동기기의펌프류, 밸브류등의수가감소하여계통이단순화되므로물량감소및건설기간단축에의한경제적효과와운전단순화에의한신뢰도증가로안전성이향상되는잇점이있다. KALIMER-600 안전성을향상시키기위해심층방어개념과피동안전성개념을원자로필수안전기능을수행하는설계에서구현하고있는방식을그림 2-16 에도식화하였다. 원자로안전을확보하기위해서는원자로비상정지, 노심붕괴열제거, 핵분열물질의격납과관련되는안전계통의설계가매우중요하다. 그림에서보듯이반응도제어기능을위해서는 RSS(Reactor Shutdown System), SASS, 열팽창에의한반응도궤환효과방향으로갈수록피동안전성이높아지고, 열제거기능에서는강제순환을이용하는 PHTS/IHTS 보다는자연순환을이용하는 PDRC 가피동안전성이높아진다

54 고유안전성을강조한 KALIMER-600 의안전계통중에서피동개념을채택한 원자로정지계통과붕괴열제거계통의운전특성에대해서는아래에서살펴본다 피동형원자로정지계통 피동형원자로정지계통으로다양한개념이활용될수있다. KALIMER-600 은기존원자로정지계통 (Reactor Shutdown System, RSS) 과는독립적으로원자로를비상정지시킬수있는 USS(Ultimate Shutdown System, USS) 를추가설치하고있다. KALIMER-600 USS 는 SASS(Self-Actuated Shutdown System) 설계개념에의해작동하지만구체적인하드웨어설계및검증시험등은아직까지수행되지않았다. 그러나 USS 성능요건및노심설계와의연계요건등은설정되어있다. USS 는피동적인원리에의해자동으로작동할뿐만아니라운전원에의해수동으로도작동할수있다. USS 는원자로의비상정지가요구될때, 외부구동력이나외부제어신호가필요없이물리적현상에의해자체적으로원자로를정지시키는피동장치이다. 큐리점전자석 (Qurie Point ElectroMagent) 은 USS 의주요요소로서큐리점온도이상에서자속밀도가급격히줄어드는경향을가진온도에민감한물질이다. 즉, 일차 Natural features (passive) Selfstabilizing. mechanisms. Natural convection. Engineered fea tures (ac tive) Prevent HCDAs Mitigate HCDA progression Confine HCDA consequences Reactivity control R.S.S Considerations for neutronics/ thermohydraulics characteristics SASS Forced convection. Heat removal Ensure heat sinks Ensure coolant path FP retention/ containment Fuel pin Fuel assembly Core and surrounding structures Primary boundary (RV) Safety function (System dependent) Defense-in-Depth Containment vessel (CV) 그림 2-16 심층방어및피동안전성개념설계구현

55 냉각재소듐온도가큐리점이상으로증가하면전자석은자력을상실하여비상정지봉을잡고있던구속력이제거되고, 결국비상정지봉은자체무게에의해노심내부로낙하한다. 이때비상정지봉은지진의영향으로지지관이변형되는조건에서도쉽게노심내로낙하가가능하도록설계된다. 그림 2-17 은 GE 가개발한 PRISM 원자로에서채택하고있는 USS 개념이다. 이개념은비상정지봉이노심으로삽입하는대신에노심내부온도가설정치인큐리온도이상에도달하여그림에서와같이용접되어있던 diaphram 이용융되면서실린더내부의작은 B 4 C 구슬이중력에의해노심내부로낙하하여핵분열반응을정지시킨다. Diaphram 은제어실이나또는원격비상제어장치에서운전원의수동조작에의해작동할수도있다. 그림 2-17 PRISM 의 USS (Ultimate Shutdown System) 개념도 피동형붕괴열제거계통 원자로가정지된후의노심붕괴열은정상적인운전시에는원자로냉각재계통을 사용하여제거한다. KALIMER-600 의정상적열전달경로는일차열전달계통

56 냉각재펌프 (RCP), 중간열교환기 (IHX), 중간열전달계통냉각재펌프, 증기발생기 (SG), 증기발생기급수펌프등과같은기계적설비로구성되어있기때문에펌프나밸브등과같은능동기기의높은작동신뢰성이요구된다. 만약기기에공급되는전원이상실되거나동작기기자체고장으로인한능동기기의기능상실이나열전달배관파단등이발생하는경우에는정상적인붕괴열제거가불가능하거나비상시요구되는성능요건을만족시킬수없게된다. KALIMER-600 은원자로냉각재계통과는물리적으로독립된안전계통인피동식붕괴열제거계통을설치하고있다. 피동식붕괴열제거계통은능동기기에의존하지않기때문에전원상실, 기기고장또는오작동, 운전원오류등으로인한계통의기능상실가능성이없으므로비상시요구되는기능수행에대한신뢰도가매우높다. 그림 2-18 은 KALIMER-600 의혁신적피동붕괴열제거계통인 PDRC (Passive Decay Heat Removal System) 의개략도이며그림 2-19 는 PDRC 의운전논리를나타낸개념도이다. PDRC 는원자로저온풀의소듐에일부잠겨있는 DHX (Decay Heat Exchanger), 자연대류에의해외부대기와열전달하는 AHX (Air Heat Exchanger), 그리고두열교환기를연결하는소듐배관으로구성되어있다. 그림 2-19 에는나타나있지않지만배관내소듐의열적팽창을흡수하기위한 surge tank 도필요하다. KALIMER-600 은 2 개의 PDRC 를가지고있으며한개의 PDRC 만으로 100% 노심붕괴열을제거할수있다. PDRC 는순환펌프가없이소듐루프의자연대류에의해원자로의열을외부대기로방출하는폐쇄소듐루프이므로이계통은원자로의모든운전모드에서항상운전되어야한다. 특히붕괴열제거가필요하지않는정상운전중에도소듐루프의고화를방지하기위해서일정한소듐유량이자연순환되어야한다. 한편정상운전중에는손실되는열을최소화할필요가있으므로이두조건을만족하도록 DHX 의일부전열관을저온풀소듐내에잠기도록하고있다. 그림 2-19 에서보는바와같이정상운전중에는저온풀액위가낮으므로 PDRC 를통한열제거가최소화되지만정상적열전달경로가불가능한사고시에는고온풀및저온풀의열팽창으로인해저온풀액위가증가하게된다. 이때일차냉각재펌프가정지되면저온풀과고온풀간의압력평형에의해저온풀의액위가고온풀의액위까지증가하므로 PDRC 열전달성능이향상된다. PDRC 의운전특성및주요설계제원등은 Eoh et al.(2004) 의보고서에자세히기술되어있다

57 그림 2-18 KALIMER-600 의피동잔열제거계통 (PDRC) 그림 2-19 KALIMER-600 PDRC 의 DHX 운전논리

58 KALIMER-600 은 PDRC 의붕괴열제거기능을보완하기위해비안전계통인 IRACS 를그림 2-18 과같이각증기발생기에설치하고있다. IRACS 는완벽한피동식계통은아니지만순환펌프를필요로하지않고운전원에의한밸브조작으로소듐자연순환유로를형성시켜붕괴열을제거한다. 즉, 증기발생기로유입되는소듐을우회시켜 PRACS AHX 의전열관내부로흐르게하고송풍기에의해공기를 AHX 통측으로강제유입하여전열량을증가시킨다. 이때송풍기로부터나오는공기유량은운전원이필요에따라공기댐퍼를조작하여제어할수있다. 그림 2-20 은 KALIMER-600 의원자로용기냉각계통 (Cavity Cooling System, CSS) 을도식화한것이다. 원자로출력이작은소형원자로에서는 CSS 만으로노심붕괴열을충분히제거할수있으므로출력이 150 MWt 인 KALIMER-150 의붕괴열제거계통은 CSS 뿐이였다. 노심출력이증가하면원자로용기외벽의전열면적만으로는붕괴열제거가곤란해지므로 KALIMER-600 에서는 CSS 의기능을원자로용기외벽냉각에사용하고있다. 비록 CSS 가피동식계통이지만 KALIMER-600 설계에서는비안전계통이므로원자로용기외벽을냉각시키기위한최소한의열이제거되도록설계되어있다 피동형안전계통에대한인허가요건 GEN IV 소듐냉각고속로의피동형안전계통은기존원자력발전소와는상당히다른혁신적인설계이므로이의표준설계인증을획득하기위해서는미국의 10 CFR 에서요구하고있는상세안전요건을만족하여야한다. 현재까지 10 CFR 은경수로에만적용되었지만소듐냉각고속로설계에서도본안전요건은포괄적으로적용될것으로예상된다. 특히피동형안전계통의실증시험을요구하는다음요건은추후중요한인허가사항이라고판단된다. 10 CFR 52.47(b)(2)(i) 신형설계의표준설계인증 : 기존에허가받은운전중인원자로설계와상당히다른표준설계, 혹은단순성, 고유특성, 피동성, 혹은혁신적인수단을사용하여안전기능을수행하는설계의표준설계인증을받기위해서는다음사항이포함된자료가제출되어야한다. - 안전설비의성능이해석, 적절한시험계획, 경험혹은이들의조합방법에의해검증되어야한다

59 그림 2-20 KALIMER-600 Cavity Cooling System (CCS)

60 - 안전설비의상호영향이해석, 적절한시험프로그램, 경험혹은이들의조합방법에의해허용될수있다는것을보여야한다. - 정상운전조건, 과도조건및고려된사고조건범위에서안전해석을위해사용된해석수단을평가하기위해안전설비와관련된충분한데이터가있어야한다. - 설계범위는냉각수취수구및최종열제거설비와같은부지관련요소를제외하고기본적으로완전한설계가제출되어야한다. 10 CFR 52.47(b)(2)(ii) 신형설계의최종설계승인 : 표준설계의최종설계승인을위해서는안전설비의성능시험혹은원형로시험이든지간에설계인증즉안전성을평가하기위한근거자료로서필요한상세실험이제공되어야한다 년 U.S. NRC 는미국에너지성 (DOE) 에서제안한신형원자로인 MHTGR, PRISM, SAFR 설계에대한안전성검토를수행한결과이들원자로는새로운설계특성에기인하여안전성이향상되었으나, 실제적방법의선원항계산, 혁신적인격납계통개념의도입, 소외비상계획의축소혹은제거등은기존원자로와는다른새로운설계특성을가지기때문에이에대한인허가현안을제기하고있다. 특히, U.S. NRC 는피동형안전계통의사용과관련하여다음과같은불확실성의평가가필요함을지적하고있다. o 시험, 해석혹은이전의경험에의한피동계통의성능입증및계통상호간의영향평가 o 안전성평가를보충하기위한피동계통및기기의신뢰성및작동성과관련된시험자료들의확보 o 피동형안전계통의신뢰성혹은성능에포함된불확실성의정량화 o 사고후 72 시간동안의운전원의역할및조치와그이후의장기냉각기능의불확실성평가 o 피동형안전계통과비안전계통의상호연계및영향의평가

61 3. 소듐냉각금속핵연료풀형고속로의고유피동안전성 GEN IV 원자로는안전성측면에서기존운전중인원자로에비해한차원높은수준을목표로하고있다. 즉, 안전성향상을위하여일반대중이공감하는수준의안전성과신뢰성을확보하고, 원자로노심용융등중대사고의발생가능성을획기적으로감소시키며, 비상대응과같은특별조치가필요없는안전계통을가지도록설계하고있다. 국내에서개발하고있는 GEN IV 소듐냉각고속로 (Lee et al., 2008) 도위와같은안전성목표를공유하고있으며이를달성하기위한방법으로한층강화된심층방어개념과고유피동안전개념을설계에적용하고있다. 이외에추가적으로디지털제어및보호계통을발전소전체에걸쳐적용하여운전의신뢰도를높이고인적오류가능성을낮춤으로써원자로안전성에기여하고있다. 원자력발전소의설계와운전시안전목표는공중의건강과안전을보장하는것으로발전소운전원및제한구역경계내에서주민을가상의위험에서부터보호하며, 투자보호측면에서발전소손상을방지하여야한다. 이러한안전목표는전통적으로다음과같이심층방어개념을적용함으로써달성한다. (1) 설계와운전에서안전여유도를최대화하여위험도를최소화함으로써사고저항성 (accident resistance) 을증대시킨다. (2) 예상되는사건에대해서는과도사건이위험도가큰사건으로확대될가능성을미연에방지하기위해안전계통을설치함으로써사고방지 (accident prevention) 가능성을증대시킨다. (3) 발생가능성이매우낮은확률론적사고에대해서도사고결말을완화시킬수있는추가적인설계방안을강구함으로써사고완화 (accident mitigation) 방안을확보한다. 소듐냉각금속핵연료풀형원자로의고유피동안전성개념은제 2 장에서설명한데로소듐냉각재와금속핵연료의뛰어난열전달특성, 풀형원자로용기의대용량열관성, 피동식안전계통의높은신뢰도의조합에의한시너지효과에의해확보된다. 특히금속핵연료노심의반응도궤환특성은중대사고의초기사건이될수있는 ATWS 사고시에자기출력제어를가능케하므로노심보호에크게기여한다

62 GEN IV 소듐냉각고속로는설계기준사고발생시운전원유예기간 (grace time) 으로 72 시간을설계요건으로규정하고있다. 따라서사고후최소한 72 시간동안원자로는노심손상없이자체적으로안전정지및사고완화가가능하도록설계되어야한다. 즉, 안전관련사고가소외전원상실사고와동시에발생할경우에도운전원의도움없이 72 시간동안원자로노심을안전하게냉각시킬수있어야한다. 또한 72 시간이후에도외부로부터의도움은최소화되어야하며운전원의단순한조작에의해사고를완화시킬수있어야한다. 즉, 상업적으로쉽게구할수있는기기의공급, 이동발전기및연료등쉽게구할수있고, 이송및설치가용이한장치외에는다른도움을받을필요가없어야한다. 본장에서는소듐냉각금속핵연료풀형원자로의고유피동안전성에도움을주는일반적인설계특성과더불어노심의자기출력제어를가능케하는반응도궤환효과에대해기술한다. 과도사건동안원자로비상정지없이도음의반응도궤환효과에의해노심출력이감소하여안정상태를유지하는자기출력제어특성은원자로의피동안전성을확보하기위한필수요건이다. 일단반응도궤환효과에의해노심생성열이감소하면열전달계통의열제거성능요건이완화되므로비교적구동력이작은피동식열전달계통을효과적으로사용할수있기때문이다. 3.1 안전성관련설계특성 고속로의안전성확보를위한기본원칙은경수로등다른원자로와근본적으로같다. 그러나 GEN IV 소듐냉각고속로는경수로에비교하여냉각재, 핵연료, 원자로형태뿐만아니라및피동식안전계통과같은혁신적인설계개념을채택하고있으므로사건경위나구체적인사고완화대책에있어여러가지다른점이있다. GEN IV 소듐냉각고속로의안전성과관련된위의네가지요소에대해제 2 장에서각각의물리적배경에대해설명하였으므로여기에서는대표적인안전특성에대해서만언급한다. 표 3-1 에경수로와소듐냉각고속로의안전성관련설계특징이비교되어있다 (JNEF, 2000). 안전성관점에서금속핵연료의가장큰장점은제열성이양호하다는점이다. 핵연료의열전도율이높을뿐아니라소듐과의화학적공존성이좋기때문에

63 충진소듐의사용이가능하다. 따라서정격출력시에산화물핵연료에비해핵연료 온도가낮을뿐아니라과출력사고시에도핵연료의온도상승이낮게억제된다. 고속증식로의경우는자기증식성때문에연소도가증가하여도반응도변화가적어서과대한초기제어반응도를필요로하지않는다. 노심의잉여반응도를적게만들수있기때문에제어봉에대한설계요구도완화된다. 따라서제어봉의반응도가를낮게설계할수있다. 이는제어봉오작동으로인해발생하는제어봉이탈사고시에노심에삽입되는반응도량을작은값으로제한시키는장점이있다. 특히비보호과출력사고 (UTOP) 의사고결과를대폭적으로완화하는데유리하다. 고속로에서는핵분열로방출된고속중성자를감속시키는과정이없어중성자의평균속도가빠르기때문에연쇄반응과정에서중성자의세대교체가빠르다. 즉즉발중성자의수명이표 3-1 에서보듯이매우짧기때문에, 즉발중성자의역할이커지게되는이상사태가발생하여핵연료온도가급격히상승할수있지만음의반응도삽입으로출력상승의제어효과역시신속하게작용한다. 표 3-1 경수로와소듐냉각고속로의안전성관련설계특성 (JNEF, 2000) 특성경수로고속증식로 노심구성냉각재에너지화학반응비상열제거능력방사능핵분열생성물플루토늄핵특성지발중성자비율고속중성자수명열적시정수핵연료구조물냉각재 최적의반응도상태로구성고 ( 고압 ) 운전온도에서는거의없음낮음동등중 ~2x10-5 초 1~5초수초 0~5초 최적반응도구조가아님근소 ( 과냉각ㆍ대기압 ) 소듐-공기, 소듐-물반응큼높음동등상대적으로높음 0.04 ~4x10-7 초 1~2초 1 초이하 0.1초

64 또한원자로용기내의대용량소듐재고량뿐만아니라이차냉각계통인 IHTS 의 소듐으로인해시스템전체의열용량이커서외부로부터의열유체적교란에대한 노심의과도응답이완만하다. 소듐냉각고속로는대기압근처에서정격운전되므로경수로에비하여안전관련운전변수로원자로의압력변화는거의무시할수있다. 소듐은대기압하에서 880 까지는비등하지않으므로경수로와같이과냉각도를유지하기위해일차냉각계통을고압으로가압할필요가없다. 원자로용기와소듐배관은두께가얇고연성을갖는스테인리스강으로제작되므로만약에균열이발생하더라도단두대형 (guillotine) 으로파단될가능성이희박하므로대량의냉각재상실로인한급격한노심노출은발생하지않는다. 따라서경수로의비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System, ECCS) 에해당하는안전계통이필요없다. 소듐냉각재에대한여러가지안전상의문제는 2.1 절에서다루었으며그에대한설계대책은본보고서의주제를벗어나므로여기서는생략한다. 소듐-물, 소듐- 공기반응에대한설계대책은 KALIMER-600 설계보고서 (Hahn et al., 2007) 에기술되어있으며, 특히증기발생기전열관누설사고시소듐-물반응으로야기되는급격한압력파가 IHTS 에미치는동적거동에대해서는 Eoh et al.(2006) 가분석한바있다. 소듐냉각고속로에서는약 20% 농축된플루토늄을포함하는금속연료를장전하기때문에우라늄핵연료를사용하는경수로에비해상대적으로방사성물질에의한피폭영향이크다. 플루토늄은핵분열하여 α 입자를방출하는방사체로서독성이매우강하기때문에방사선량허용량에대하여엄격히규제하고있다. Pu-239 의공기중허용농도는 U-235 의약 1/150 정도이다. 따라서고속로는발전소비상사고시소외로방출되는방사선원항측면에서는불리할수있지만핵연료봉내의방사성물질의방출을제한하는설계방벽의건전성이경수로에비해월등히뛰어나므로결과적으로비상사고시소내운전원이나제한구역경계에서의주민들이피폭될방사선량은매우적다. 고속로노심은운전온도가높고노심입출구온도차가클뿐아니라고속중성자의 조사도크기때문에경수로와비교하여핵연료의열팽창이나팽윤이발생하기쉽다. 이로인한반응도궤환효과를안전성측면에서유리한방향으로설계에적극