발간사 - i -
머리말 - ii -
요 약 - iii -
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목차 - vi -
1. 서론 동일본대지진과원전영향 (http://www.jaif.or.jp) 토마리 카시와자키카리와 시카쓰루가미하마오히토카하마시마네 토호쿠 / 히가시도리오나가와원전지진 / 쓰나미의직접영향범위후쿠시마제1원전후쿠시마제2원전 겐카이 하마오카 토카이 원전 센다이 이카타 핵연료손상이추정되는사고발생핵연료는손상되지않은사고발생지진 / 쓰나미영향을받았으나안전하게유지지진 / 쓰나미영향을받지않음 < 그림 1.1> 일본원전위치와동일본대지진 / 쓰나미의영향 - 1 -
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2. 후쿠시마제 1 원전과설계특성 호기 노형 전기출력 (MWe) 열출력 (MWt) 격납용기 건설착수 상업운전 주계약자 1 호기 BWR-3 460 1380 Mark-I 67.04 71.03 GE 2 호기 BWR-4 784 2381 Mark-I 69.01 74.07 GE/ 도시바 3 호기 BWR-4 784 2381 Mark-I 70.08 76.03 도시바전출력운전 지진발생시상태 원자로 핵연료집합체수 운전 원자로 저장조 * 전출력운전 400 292+100 전출력운전 548 587+28 548 514+52 4 호기 BWR-4 784 2381 Mark-I 72.09 78.10 히타치정지 0 1331+204 5 호기 BWR-4 784 2381 Mark-I 71.12 78.04 도시바정지 548 946+48 6 호기 BWR-5 1100 3,293 Mark-II 73.05 79.10 GE/ 도시바정지 764 876+64 사용후연료공용저장조 ** - - 6,375+0-6 -
5 호기 6 호기 2 호기 1 호기 4 호기 3 호기 원자로건물 터빈건물 N < 그림 2.1> 사고이전의후쿠시마제 1 원전전경 북문방향 #6 EDG ( 공랭식 ) #5,6 초고압개폐소 #5,6 배기굴뚝 #6 R/B #5,6 M CR #5 R/B #6 T/B #5 T/B #6 취수구 #6 취수구 고체폐기물저장시설 500 kv 사용후연료건식저장시설 면진건물 (ERC) 사무본관 서문 275 kv #1,2 초고압개폐소 #1,2 배기굴뚝 #1 #1 T/B R/B MCR #2 R/B #2 T/B #1 취수구 #2 취수구 275 kv 정문 기술훈련동 #3,4 초고압개폐소 사용후연료공용저장조 #3,4 배기굴뚝 #3 #3 R/B T/B #3,4 MCR #4 #4 R/B T/B 방사성폐기물집중처리시설 #3 취수구 #4 취수구 < 그림 2.2> 후쿠시마제 1 원전의주요시설배치 - 7 -
원자로용기 격납용기 증기 노심 물 ( 급수 ) 터빈발전기 재순환펌프 제어봉 복수기 압력억제수조 급수펌프 순환수 ( 해수 ) 펌프 최종냉각수 ( 해수 ) 격납용기 제어봉 가압기 증기 증기발생기 물 ( 급수 ) 터빈 발전기 노심 원자로용기 원자로냉각재펌프 급수펌프 복수기 순환수 ( 해수 ) 펌프 최종냉각수 ( 해수 ) < 그림 2.3> 비등경수로 (BWR) 의기본개념및가압경수로와의비교 - 8 -
< 표 2.2> 비등경수로 (BWR) 의기본설계특성 주요변수 설계특성 중성자에너지열 ( 저속 ) 종류 H 2O( 포화비등 ) 냉각재 최고온도 ( o C) ~285 압력 (MPa) ~7.0 감속재 H 2O( 냉각재와동일 ) 발전사이클 연료증식특성 직접사이클 전환로 핵연료 화학조성 UO 2 농축도 2~3% U 235 in U 238 연료봉피복재 지르코늄합금 (Zircaloy) 핵연료평균연소도 (MWD/MTU) 25,000~40,000 출력밀도 (kw/l) 비출력 (kw/kg-u) ~50 ~20 열효율 (%) 30~35-9 -
< 표 2.3> GE 비등경수로설계의변화과정 타입첫상업운전대표적원전핵심특징 BWR-1 1960 Dresden 1 최초의상용규모 BWR BWR-2 1969 Oyster Creek BWR-3 1971 Dresden 2 경제적관점에서원전구매이루어짐 대형직접사이클원전 제트펌프최초사용 ECCS 설계개선 : 살수및충수능력 BWR-4 1972 Vermont Yankee 출력밀도증대 (20%) BWR-5 1977 Tokai 2 BWR-6 1978 Cofrentes ABWR 1996 Kashiwazaki- Kariwa 6 ECCS 설계개선 밸브유량제어 콤팩트제어실 반도체이용원자로제어계통 원자로용기내부재순환펌프 정밀구동제어봉구동장치 개량제어실, 디지털반도체마이크로프로세서 광섬유데이터통신 / 멀티플렉싱 핵연료집합체수증대 티타늄사용복수기 ECCS 개선 : 고압 / 저압 Flooder Mark-I Dry Mark-II ABWR Mark-III < 그림 2.4> BWR 격납용기설계개념의변화 - 10 -
헤드냉각살수노즐 원자로용기상부헤드 원자로용기플랜지 증기건조기 증기압력측정노즐 증기출구노즐 수위측정노즐 급수분사기 노심살수노즐 증기분리기 노심상부공간헤드 급수입구노즐 노심살수분사기 상부노심격자 노내중성자속계측기 노심지지통 노심지지판 핵연료집합체제트펌프노즐제어봉제트펌프 하부노심격자 재순환수입구노즐 제어봉안내관 재순환수출구노즐 노심차압측정용및독물질주입용노즐 노심중성자속계측 제어봉구동장치 < 그림 2.5> 비등경수로 (BWR-3/4) 원자로용기내부의구조 - 11 -
원자로건물 드라이웰헤드 콘크리트차폐마개 ( 일차 ) 격납용기 Primary Containment Vessel 사용후연료저장조 Spent Fuel Pool 기기저장수조 강철격납용기 원자로압력용기 노심 사용후연료저장조 콘크리트차폐벽 원자로건물 Reactor Building 원자로용기 (Reactor Pressure Vessel) 압력억제실 ( 웨트웰 ) 배기관 드라이웰 원자로용기지지구조물 (Pedestal) Drywell 압력억제수조 물 콘크리트 물 Wetwell 압력억제실 / 수조 Pressure Suppression Chamber/Pool < 그림 2.6> Mark-I 격납용기및원자로건물 (RB) 구조 - 12 -
< 표 2.4> 후쿠시마제1원전각호기개관 구분 1호기 2호기 3호기 4호기 5호기 6호기전기출력 (MWe) 460 784 1,100 건설착수 1967/9 1969/5 1970/10 1972/9 1971/12 1973/5 주요 데이터 상업운전개시 1971/3 1974/7 1976/3 1978/10 1978/4 1979/10 원자로형 BWR-3 BWR-4 BWR-5 격납용기형태 Mark-I Mark-II 주계약자 GE GE/ 도시바 도시바 히타치 도시바 GE/ 도시바 일본국내공급률 (%) 56 53 91 91 93 63 열출력 (MWt) 1,380 2,381 3,293 핵연료집합체수 400 548 764 핵연료집합체길이 (m) 약 4.35 약 4.47 제어봉수 97 137 185 원자로 원자로용기 (RPV) 격납용기 (PCV) 내경 (m) 약 4.8 약 5.6 약 6.4 높이 (m) 약 20 약 22 23 무게 ( 톤 ) 440 500 750 높이 (m) 약 32 약 33 약 34 약 48 원통부직경 (m) 약 10 약 11 약 10( 상부 ) 구형부직경 (m) 약 18 약 20 약 25( 바닥 ) 수조냉각수량 ( 톤 ) 1,750 2,980 3,200 증기 터빈 핵연료 회전수 (rpm) 1,500 증기온도 ( o C) 282 증기압력 (MPa) 6.65 형태 UO 2(3호기는 MOX 연료일부사용 ) 우라늄양 ( 톤 ) 69 94 132-13 -
< 표 2.5> 후쿠시마제 1 원전의안전계통 구분 1 호기 (BWR-3) 2~5 호기 (BWR-4) 격납용기 MARK-I 형 MARK-I 형 원자로정지 고압냉각또는안전주입 저압안전주입 제어봉 대기액체제어계통 (SLC) 고압냉각수주입계통 (HPCI) 격리응축계통 (IC) 노심살수계통 (CS) 제어봉 대기액체제어계통 (SLC) 고압냉각수주입계통 (HPCI) 노심격리냉각계통 (RCIC) 저압냉각수주입계통 (LPCI) 노심살수계통 (CS) 원자로감압 안전감압계통 (ADS) 안전감압계통 (ADS) - 14 -
고압냉각수주입계통 (HPCI) 터빈 ( 압력억제수조로향함 ) 격리응축기 (IC) 급수펌프 (3 대 ) 복수펌프 (3 대 ) 복수기 순환수펌프 (2 대 ) 열교환기 바다 열교환기 응축수저장탱크 (CST) 정지냉각계통 (SHC) 붕산용액저장탱크 응축수보충계통 (MUWC) (2 대 ) 제어봉구동수압계통 (2 대 ) 격납용기냉각계통열교환기 격납용기냉각계통 (CCS) B 계열 노심살수계통 (CS) B 계열 대기액체제어계통 (SLC) 격납용기냉각계통열교환기 격납용기냉각계통 (CCS) A 계열 노심살수계통 (CS) A 계열 < 그림 2.7> 후쿠시마제 1 원전 1 호기 (BWR-3) 의원자로계통과안전계통 - 15 -
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노심격리냉각계통 (RCIC) 터빈 고압냉각수주입계통 (HPCI) ( 압력억제수조로향함 ) 모터구동급수펌프 (2 대 ) 터빈구동급수펌프 (2 대 ) 고압복수펌프 (3 대 ) 저압복수펌프 (3 대 ) 복수기 순환수펌프 (3 대 ) ( 압력억제수조로향함 ) 바다 응축수저장탱크 (CST) 붕산용액저장탱크 제어봉구동수압계통 (2 대 ) 잔열제거계통열교환기 잔열제거계통 (RHR) A 계열 대기액체제어계통 (SLC) 응축수보충계통 (MUWC) (2 대 ) 잔열제거계통열교환기 노심살수계통 (CS) B 계열 잔열제거계통 (RHR) B 계열 노심살수계통 (CS) A 계열 < 그림 2.8> 후쿠시마제 1 원전 2~5 호기 (BWR-4 의주요안전계통 - 18 -
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< 표 2.6> 비등경수로에사용되는 IC 와 RCIC 의설계특성 ( 가 ) 격리응축기 (IC) 구분설명 목적기능계통구성용량 원자로가격리되는사건 ( 주증기격리밸브가닫히는사건 ) 동안원자로용기내부의냉각재재고량손실없이원자로를냉각 원자로격리후, 원자로에서생성된증기를응축기로보냄 응축기에서의열교환후, 응축된물은원자로로되돌아감 격리응축기, 격리밸브및배관으로구성되는부계통 2 계열로구성됨 증기라인의모터구동격리밸브들은 NOFO* 구동형태임 응축수회수라인의모터구동격리밸브들은 NCFC** 구동형태임 모든밸브들은직류전원만으로구동가능함 2 대의격리응축기는정상출력열부하의 6% 를제거할수있음 격리응축기수조는냉각수의추가공급없이도 10 시간동안붕괴열을제거하기에충분한냉각수용량을가짐 ( 나 ) 노심격리응축계통 (RCIC) 구분설명 목적기능계통구성용량 원자로가격리되는사건 ( 주증기격리밸브가닫히는사건 ) 동안원자로용기로냉각수를주입 원자로격리후, 응축수저장탱크또는압력억제수조의냉각수를원자로에주입하는데사용되는 RCIC 터빈구통펌프로원자로에서생성된증기를공급 원자로증기가 RCIC 터빈구동펌프를돌린후응축된물은압력억제수조로방출 터빈구동펌프, 펌프, 배관, 밸브, 냉각수원 ( 응축수저장탱크및압력억제수조 ) 으로구성 원자로용기저수위 (L2) 에의해자동으로기동되고, 원자로용기고수위 (L8) 에의해정지 주냉각수원은응축수저장탱크이며, 압력억제수조의수위가정상운전수위보다 5cm 이상상승하면압력억제수조의냉각수를주입 모든밸브들과터빈조속기 (Governor) 는직류전원만으로구동가능함 모든교류전원이상실되는 SBO 시, 부하감소조건에따라직류전원만으로는 8 시간만운전될수있음 - 20 -
3. 후쿠시마사고발생과진행 북아메리카판 North America Plate 동일본대지진의지진원영역 (Source Area) 일본해구 Japan Trench 유라시아판 Eurasia Plate 태평양판 Pacific Plate 난카이지구 필리핀해판 Phil. Sea Plate < 그림 3.1> 일본주변의대륙판분포및동일본대지진의지진원영역 - 21 -
JMA 진도 5 이상측정된지역경계 오나가와원전 진앙 (Epicenter) 후쿠시마제 1 원전후쿠시마제 2 원전 후쿠시마제 1,2 원전 토카이제 2 원전 진도 (JMA) < 그림 3.2> 동일본대지진에의한 JMA 진도분포및원전부지근처에서의지진파 < 표 3.1> 후쿠시마제 1 원전에서관측된지진가속도와설계기준과의비교 관측위치 관측값 (gal) 설계기준지진, Ss (gal) 남 - 북 (NS) 동 - 서 (EW) 상향 (UP) 남 - 북 (NS) 동 - 서 (EW) 상향 (UP) #1 460 447 258 487 489 412 #2 348 550 302 441 438 420 후쿠시마 제 1 원전 #3 322 507 231 449 441 429 #4 281 319 200 447 445 422 #5 311 548 256 452 452 427 #6 290 431 244 445 448 415-22 -
< 그림 3.3> 동일본대지진에여진발생위치및크기 - 23 -
600 400 규모 5.0 이상여진누적회수 200 0 0 30 60 90 120 150 180 210 240 270 300 330 360 동일본대지진발생후시간 ( 일 ) < 그림 3.4> 시간에따른규모 5.0 이상여진누적발생회수및타지진과의비교 - 24 -
파고계파손 O.P. 기준수위 (m) [ 시간 ] < 그림 3.5> 후쿠시마제 1 원전파고계가측정한쓰나미높이 - 25 -
< 표 3.1> 후쿠시마제1원전의침수상황요약 구분 1~4호기주변 5~6호기주변 부지높이 O.P. + 10 m O.P. + 13 m 홍수위높이 O.P. + 11.5~15.5 m O.P. + 13~14.5 m 침수깊이 약 1.5 ~ 5.5 m 약 1.5 m 이하 침수범위 해변쪽은물론터빈건물, 원자로건물등주요건물주위가대부분침수 - 26 -
후쿠시마제 1 원전 후쿠시마제 2 원전 - 27 -
< 그림 3.8> 후쿠시마제 1 원전에서쓰나미에의한터빈건물및주요기기의침수 - 28 -
< 그림 3.9> 수소가스폭발후의후쿠시마제 1 원전 1~4 호기외부모습 - 29 -
< 그림 3.10> 후쿠시마제 1 원전에서의사고발단과정 - 30 -
< 표 3.2> 후쿠시마사고의초기전개 일주요사고경과비고 3.11( 금 ) 3.12( 토 ) 지진발생 (14:46) 으로가동중이던 1,2,3호기자동운전정지 쓰나미로인해 1~3호기의모든교류전원상실 (15:40 전후 ) 비상사태선언 (19:03), 반경 3 km 소개및 10 km 옥내대피 (21:00) 1호기격납용기배기결정 (06:50); 격납용기압력하강 (14:30) 1호기원자로건물에서수소가스폭발 (15:36); 요오드 (I)/ 세슘 (Cs) 검출 주민소개범위를 20 km 반경으로확대 (21:40) 1호기원자로에해수주입시작 (19:04) 최초수소가스폭발 3.13( 일 ) 3 호기격납용기배기 (09:08) 및해수주입시작 (13:12) 3.14( 월 ) 3.15( 화 ) 3.16( 수 ) 3.17( 목 ) ~ 3.19( 토 ) 3.20~31 3 호기건물상부에서대형수소가스폭발발생 (11:01) 2 호기원자로냉각수수위저하및해수주입시작 (19:20) 2 호기격납용기일부손상및방사성물질대량방출 ( 추정 ) 4 호기원자로건물수소가스폭발및화재 (06:10) 부지내방사능준위가 400 msv/h 까지상승 3 호기근처의방사능준위가상승하고연기도관찰 부지에서의방사능준위가일시적으로 1,000 msv/h 도달 자위대헬리콥터및소방대의고압소방차등을이용한냉각수살포 ( 별도로원자로에의해수주입은계속됨 ) 1~4 호기는상태는악화하지않고소강상태유지 5,6 호기의잔열제거계통회복 (3.19) 20 일 1,2 호기부터시작하여 22 일까지전호기의외부전력망이연결되었으며, 24 일까지전호기의주제어실내조명복구됨 연결된외부전원을이용한핵심기기가동을위한절차를진행하고, 23 일부터원자로용기온도등일부추가계측정보확보 27 일부터 1,2,3 호기원자로용기로담수 (Fresh Water) 주입 사고상태가전체적으로회복단계라할수있으나, 방사성물질의누출이지속되고대기, 해양, 토양오염이확산 2 번째수소가스폭발 3 번째수소가스폭발 ; 사용후연료저장조안전문제등장 극한상황에서의현상유지 - 31 -
1 호기 2 호기 3 호기 4 호기 5/6 호기공용저장조 동일본대지진발생 (3/11 14:46) 3/12 3/13 3/14 11 담수에의한냉각 11 담수에의한냉각 11 담수에의한냉각 12 해수주입개시 14 해수주입개시 13 해수주입개시 비상디젤발전기 1 대운전 3/17 3/20 3/21 3/22 20 해수주입개시 17 냉각수공급개시 ( 해수, 담수 ) 22 주제어실조명복구 20 냉각수공급개시 ( 해수, 담수 ) 20 저온정지 20~21 EDG 에서외부전원으로전환 21 담수주입 3/24 3/25 3/26 24 주제어실조명복구 25 담수주입으로전환 25 담수주입으로전환 26 주제어실조명복구 26 담수주입으로전환 24 소외전원에서전기공급 24 기존설비에의한냉각개시 3/29 29 담수주입으로전환 29 담수주입으로전환 29 주제어실조명복구 3/30 3/31 31 담수공급으로전환 30 담수주입으로전환 원자로냉각관련 SFP 냉각관련전원공급관련 < 그림 3.11> 후쿠시마사고의핵연료냉각및전기계통회복과정 < 그림 3.12> 후쿠시마제 1 원전사고의전체적인흐름 - 32 -
냉각수 100 톤 대기방출 소화계통으로부터 격리응축기-A 격리응축기-B 원자로용기 보충수계통으로부터 원자로건물 < 그림 3.12> 후쿠시마제 1 원전 1 호기의격리응축계통 - 33 -
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μ - 36 -
파열판 (Rupture Disk) 배기굴뚝 소형밸브 솔레노이드밸브 IA ( 계장용압축공기계통 ) IA ( 계장용압축공기계통 ) IA ( 계장용압축공기계통 ) 솔레노이드밸브 소형밸브 대형밸브 대형밸브 솔레노이드밸브 IA ( 계장용압축공기계통 ) 압축공기실린더 원자로용기 드라이웰 (D/W) 압축공기실린더 솔레노이드밸브 웨트웰 ( 압력억제실 ) < 그림 3.13> 1 호기격납용기배기계통 [ - 37 -
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(a) 원자로냉각재수위거동 (b) 용융노심물질질량 (c) 일차계통, 격납용기, 환경에서의 CsI 분포 < 그림 3.14> MAAP4 코드에의한 2 호기노심용융해석결과 - 42 -
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4호기 원자로건물 5층 남쪽 배기덕트 3/4호기 공용 배기굴뚝 4층 서쪽 배기덕트 4층 동쪽 배기덕트 SGTS SGTS 배기관 3호기 합류부 우측 사진 참고 SGTS 배기굴뚝 4호기 예비기체처리계통(SGTS)의 출구쪽(배기굴뚝과 가까운 쪽)의 방사능이 높게 측정됨 <그림 3.15> 4호기 예비기체처리계통을 통한 수소가스 이동 경로[NERHQ(2011a)] 바. Mark-I 1) 격납용기와 수소가스 생성 및 폭발 중대사고시 노심에서의 현상과 수소가스 생성 원자로 냉각수 공급이 부족하여 노심 핵연료 이 노출되면 노출 부위에서는 붕괴열이 충 분히 제거되지 못하므로 핵연료봉의 온도가 급상승한다 그림 은 온도 상승에 따라 경수로 가압경수로 비등경수로 에서 나타날 수 있는 노심 재료의 용융 및 화학 반응과 노 심 손상 거동을 종합적으로 예시하고 있다 고온의 지르코늄 합금 피복재와 수증기가 반응하면 다음과 같이 수소가스를 발생한다 열에너지 지르코늄 당 약 의 수소와 약 의 산화열 상온 기준 이 발생한다 발열 반응이기 때문에 피복재 온도가 일정 수준 이상에 도달한 다음부터는 산화현상이 가속화 되면서 수소가스의 생성량이 증가할 뿐만 아니라 연료봉 온도도 계속 상승하게 된다 연료봉 온도가 상승하면 이산화우라늄 소결체 안에 있던 기체 상태의 핵분열생성물이 핵연료와 피복재 사이의 간극 으로 이동한다 이로 인한 연료봉 내부 압력 증가로 핵연료 피복재가 부풀어 어느 임계점에 도달하면 피복 재가 파손되며 이때 간극 내에 있던 핵분열생성물 주로 기체 상태 이 원자로 냉각재 로 소량 방출된다 ( ),. < (, 3.16> ). (Zr) Zr + 2H2O 1 kg. ZrO2 + 2H2 + 0.043 kg 5.8 MJ ( ),. (UO2) (Pellet) (Gap). (Ballooning), (. - 47 -. )
< 그림 3.16> 원자로노심에서온도에따른노심손상거동 - 48 -
수소 농도 ( 체적 %) 시간 ( 초 ) < 그림 3.17> 과열노심에의냉각수주입속도에따른수소가스발생량비교 - 49 -
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< 표 3.3> 사고당시호기별사용후연료저장조의상태 구분 1 호기 2 호기 3 호기 4 호기 5 호기 6 호기 핵연료집합체수 ( 개 ) 사용후연료저장조 노심내 400 548 548 0 548 764 사용후연료 292 587 514 1,331 946 876 새연료 100 28 52 204 48 64 냉각수의양, m 3 1,020 1,425 1,425 1,425 1,425 1,500-51 -
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< 표 3.4> 일본의비등형경수로중대사고대응전략 안전기능관리목표노심손상방지노심손상완화 원자로 / 격납용기냉각수주입 격납용기열제거 원자로감압냉각수대체주입격납용기배기잔열제거계통복구 자동감압계통소방수계통, 냉각수여과계통, 냉각수보충계통강화된배기계통 (Hardened Vent System) 잔열제거계통복구 수소가스폭발방지격납용기내폭발방지격납용기질소주입 SBO 시전기공급전기공급인접호기와의전력망연결등대체전력계통 - 53 -
배기굴뚝 중대사고관리 대체전원 (Alternate Power Source) 다른호기 대체노심주입 / 격납용기살수 (Alternate Core Injection / Containment Spray) 여과수저장탱크 강화된배기계통 (Hardened Scrubbing Vent) 원자로공동주입 (Pedestal Injection) 잔열제거계통펌프 해수펌프 바다 < 그림 3.18> 중대사고관리전략의예시 - 54 -
냉각 RPV 및 SFP 로의냉각수주입 원자로건물 수소가스폭발방지 PCV 로의질소가스주입 전원공급복구 소외전원 방사성물질확산방지 해양및대기 냉각수축적량제어 임시저장시설등 오염수유출방지 균열보수 < 그림 3.19> 후쿠시마사고시초기수습조치요약 - 55 -
I. 냉 각 II. 억 제 III. 감시 제염 IV. 여진대책 IV. 환경개선 과제 (1) 원자로 (2) 연료수조 (3) 축적된오염수 (4) 지하수 (5) 대기및토양 (6) 측정, 저감, 공표 (7) 쓰나미, 보강등 (8) 생활 / 직장환경 (9) 방사선 / 의료 (10) 직원훈련 / 배치 중장기적과제에의대응 담수 주입 담수주입 초기조치 (2011/4/17 시점 ) STEP 1 (3 개월정도 ) 최소한의냉각수주입에의한핵연료냉각 누출되어축적된물의재사용검토및준비 방사능이높은오염수의이동 방사능이낮은오염수의보관 질소충전 작업환경개선 주입작업신뢰성향상 / 원격작업 순환냉각시스템 ( 열교환기설치 ) 보관 / 처리시설설치 보관시설설치 / 제염처리 비산방지제뿌리기 잔해물철거및관리 냉각수순환냉각 ( 개시 ) 지하수오염확대방지 지하수차단벽방식검토 안정적 냉각 안정적냉각 보관장소 확보 해양오염확대방지 비산 억제 발전소내외부방사선량모니터링확대, 충실화및공표 여진 / 쓰나미대책의확충및다양한방사선차폐대책준비 4 호기사용후연료저장조지지구조물설치 작업원의생활및직장환경개선 방사선관리및의료체제개선 STEP 2 (2011 년내 ) 냉각수순환에의한노심냉각 ( 계속 ) 질소충전 ( 계속 ) 원격조작에의한주입작업 열교환기능검토및이용 시설확충 / 본격적수처리시설검토 제염 / 염분처리 ( 재이용 ) 등 폐슬러지등의보관및관리 해양오염확대방지 ( 저장 / 처리시설확충및하수펌프복구 ) / 지하수차단벽설계및착수 비산방지제뿌리기 ( 계속 ) 잔해물철거및관리 ( 계속 ) 원자로건물커버설치 (1 호기 ) 각호기에대한보강공사검토 2011/12/16 요원의계획적육성및배치시행 중기안전성확보방안 잔해물제거 (3,4 호기원자로건물상부 ) 원자로건물컨테이너검토 격납용기가스관리시스템설치 본격적제염의검토및개시 저온정지상태 더욱안정적냉각 오염수전체축적량감소 해양오염확대방지 비산 억제 ( 계속 ) 제염 재해확대방지환경개선충실건강관리충실선량관리충실 중기안전확보방안기반시설운영계획 중장기로드맵작성 중기적과제 (~3 년정도 ) 저온정지상태의유지계속 질소충전 ( 계속 ) 구조재부식파손방지 핵연료제거작업개시 본격적수처리시설설치 축적오염수처리계속폐슬러지등의보관 / 관리폐슬러지등의처리연구 해양오염확대방지 지하수오염확대방지 지하수차단벽구축 비산방지제뿌리기 잔해물철거및관리 잔해물철거 / 커버설치 (3,4 호기 ) 원자로건물컨테이너설치작업개시격납용기가스관리시스템설치 환경모니터링계속제염작업계속 다양한차폐대책계속 각호기보강공사 작업원생활 / 직장환경개선 방사선관리및의료체제개선 요원의계획적육성및배치시행 시설운영계획에기반한대응 < 그림 3.20> 후쿠시마사고복구로드맵 (2011.12.16 기준 ) - 56 -
원자로건물커버 ( 대책 5,50,54,55,84) 완전한성능의건물컨테이너 ( 대책 50,56) 사용후연료저장조에대한외부로부터의냉각수주입 ( 대책 18,22,28) 원자로에의한증기발생량의저감 ( 대책 4) 필요할경우 Step-1 대응책의유지 강화 ( 대책 17) 증기 / 수조수샘플링및방사성물질측정 ( 대책 19) 사용후연료저장조의순환냉각 ( 대책 23,24,25,27) 탱크 염분제거 수처리시설 제염 흡착 기름성분분리 배관 (Piping) 펌프 (Pump) 열교환기 / 수처리시설저준위오염수의보관 처리 ( 대책 33,34,35,40,41,44,46) 질소가스주입 ( 대책 2,11,15) 격납용기가스관리 ( 대책 86) 원자로건물 최소냉각수주입에의한냉각 ( 대책 7,12,14) 처리된물의재이용 ( 대책 45) ( 순환냉각수에의한냉각실시 ) 고준위오염수의처리 ( 대책 31,38,43) 보관 : 탱크, 메가플로트처리 : 제올라이트에의한제염 격납용기배기 ( 여과기활용 ) ( 대책 10) 핵연료상단까지냉각수채움 ( 대책 3,9) 열교환기 원자로격납용기 원자로용기 폐슬러지등의보관 관리 ( 대책 81) 본격수처리시설의검토 ( 대책 82) 터빈건물 증기터빈 고준위오염수의보관 ( 대책 30,32,37,39,42) 추가설치탱크 열교환기들의설치 ( 대책 13) 펌프로담수주입 ( 대책 1) 복수기 차수벽 하수를퍼올려서처리 ( 대책 36) 지하수오염확대의방지 ( 대책 66,67) 지하수차단벽설치검토 ( 대책 68,83) 작업자의생활 직장환경개선 ( 대책 74,75) 현장작업환경개선 ( 대책 76) 압력억제실 누출부위의밀폐 ( 대책 6,16) 소외전원연결의다양화 ( 대책 8) 쓰나미대책의확충 ( 대책 69,70) 각호기의보강공사검토 ( 대책 71) 다양한방사선차폐대책 ( 대책 72,73) 비산방지제뿌리기 ( 대책 47,48,52) 잔해물철거및관리 ( 대책 49,53,87) 오염된토양에대한대책의검토 ( 대책 51) 내진성평가 ( 대책 20) 지속감시 ( 대책 21) 4 호기사용후연료저장조하부지지구조물설치 ( 대책 26) 고준위냉각수유출의방지 ( 대책 29) 해양오염확대의방지 ( 대책 64) 고준위오염수의격리 ( 대책 65) 방사선관리및의료시스템강화 ( 대책 77,78,79,80) 직원의계획적훈련및배치이행 ( 대책 85) 모니터링계속및강화 ( 대책 55~62) 본격적제염검토및개시 ( 대책 63) < 그림 3.21> 사고복구를위한주요대응조치요약 (2011.12.16 기준 ) - 57 -
- 58 -
2011.12 2 년이내 10 년이내 30~40 년후 1,2 단계 Step-1,2 < 안정상태달성 > 저온정지상태 방사성물질방출대폭억제 제 1 기 (Phase 1) 제 2 기 (Phase 2) 제 3 기 (Phase 3) 사용후연료저장조의핵연료봉을인출하기시작할때까지의기간 (2 년이내 ) 사용후연료저장조내의핵연료인출개시 (4 호기, 2 년이내 ) 발전소전체로부터의추가적방출및사고후발생한방사성폐기물 ( 수처리 2 차폐기물, 파편물 ) 에의한방사선영향을낮추어부지경계에서의유효선량을연간 1mSv 이하로낮춤 원자로냉각, 축적오염수처리의안정적계속및신뢰성향상 핵연료파편물제거를위한연구개발및제염작업착수 방사성폐기물처리 처분을위한연구개발착수 전호기의사용후연료저장조안에있는핵연료인출완료 건물내부제염, 격납용기손상부수리및충수 ( 수장 ) 등핵연료파편물제거를위한준비를완료하고, 파편물제거를개시 (10 년이내목표 ) 원자로냉각의안정적인계속 건물에축적된요염수처리의완료 방사성폐기물처리 / 처분을위한연구개발을계속하고, 원자로시설해체를위한연구개발에착수 폐지조치를끝낼때까지의기간 (30~40 년후 ) 핵연료파편물제거를완료 (20~25 년후 ) 원자로시설해체완료 (30~40 년후 ) 방사성폐기물처리및처분시행 요원의계획적육성 ( 훈련 ) 및배치, 동기부여대책, 작업안전확보를위한조치 ( 계속시행 ) < 그림 3.22> 후쿠시마제 1 원전의제염 / 해체를위한중장기로드맵 - 59 -
4. 환경영향및비상대응 < 표 4.1> 후쿠시마사고에대해추정된방사성물질방출량 34) 구 분 방사성핵종방출량추정치 [ 단위 : PBq = 10 15 Bq] 기관 발표일 비활성기체 I-131 Cs-134 Cs-137 INES 환산 NISA 2011.4.12-130 - 6.1 370 JAEA/NSC 2011.4.12-150 - 12 630 JAEA/NSC 2011.5.12-150 - 13 670 NISA 2011.6.6-160 18 15 770 JAEA/NSC 2011.8.22-130 - 11 570 NISA 2012.2.16-150 - 8.2 480 JAEA 2012.3.6-120 - 9 480 TEPCO 2012.5.24-150 - 13 670 ( 참고 ) IRSN ( 프랑스 ) 2000 200 30 - ( 참고 ) 체르노빌사고시방출량 6500 1800-85 5200-60 -
발표기관 일본원자력연구개발기구 방출량평가 (10 15 Bq) 평가대상기간 I-131 Cs-134 Cs-137 2011.3.21 ~ 4.30 11.4-3.6 프랑스 IRSN 2011.3.21 ~ 7 월중순 - - 27 동경전력 (2012.5.24.) 2011.3.26 ~ 9.30 11 3.5 3.6-61 -
m < 그림 4.1> 사고초기후쿠시마원전에서이동차량에의해측정된방사선량 - 62 -
m : m 11,930 μs v/h 3/11 4/1 4/22 5/13 6/3 6/24 7/15 8/5 8/26 9/16 10/7 10/28 11/18 12/9 12/30 1/20 < > < 2 0 1 2 1 2 6 > < 그림 4.2> 후쿠시마제 1 원전정문등에서측정된공간방사선량의변화 < 그림 4.3> 후쿠시마원전주변모니터링위치 - 63 -
(a) 2011 년 3 월 23 일 (b) 2011 년 4 월 23 일 < 그림 4.4> 후쿠시마원전부지내측정된공간방사선량도 - 64 -
μ - 65 -
(a) 공간방사선량 (msv/h) (b) 지표면에침적된 Cs-134 와 Cs-137 (Bq/m 2 ) < 그림 4.5> 일본문부성과미국에너지부가공동개발한후쿠시마주변지역오염지도 (2011.4.29. 기준 ) - 66 -
(a) 공간방사선량 (msv/h) (b) 지표면에침적된 Cs-134 와 Cs-137 (Bq/m 2 ) < 그림 4.6> 일본문부성과미국에너지부의 2 차공동측정오염지도 (2011.5.26. 기준 ) - 67 -
(a) 후쿠시마원전반경 80 km 내바람과강수기상예보자료 (b) 원전반경 80 km 내 Cs-137 지표침적량 < 그림 4.7> 원자력연구원 LADAS 에의해평가된방사성물질침적량분포 - 68 -
< 그림 4.8> 4 월 21 일까지의선량자료를근거로한 2012 년 3 월까지의피폭선량예측 < 그림 4.9> 후쿠시마원전해역에서측정된방사성핵종농도 - 69 -
< 그림 4.9> 일본의방사능방재관련법및계획체계 - 70 -
< 그림 4.10> 원자력재해대응조직운영체계 - 71 -
< 그림 4.11> 원자력재해의료대응체계 발전소긴급시대책본부 ( 비상대응센터 ) 본부장 = 발전소장총괄관리발전소비상대응센터의각반응급복구계획의입안및조치사고확대방지에필요한운전상의조치 지원인원및기자재등 본사긴급시대책본부 중요한사항에대해서는화상회의등으로확인 / 이해 본부장 = 사장총괄관리본사비상대응센터의각반응급복구의총괄사고확대방지대책의평가 < 그림 4.12> 원전사업자비상대응조직 - 72 -
< 그림 4.13> 후쿠시마사고시비상대응센터가설치된면진건물과내부 - 73 -
일시 주요상황 2011-3-11 14:46 지진발생에따라원자력재해대책본부설치 (NISA) 2011-3-11 15:42 후쿠시마제 1 원전 1,2,3 호기 : 원재법제 10 조 ( 비상통보 ) 에근거한신고 ( 모든교류전원상실 ) 를받아원자력재해대책본부와현지대책본부를설치 2011-3-11 16:00 원자력안전위원회는임시회의를개최하고긴급대응조직의설치를결정 2011-3-11 16:36 후쿠시마제 1 원전 1,2 호기 : 원재법제 15 조 ( 원자력긴급사태 ) 에해당하여총리대신에보고 2011-3-11 18:08 후쿠시마제 2 원전 1 호기 : 원재법제 10 조 ( 비상통보 ) 에따른신고 2011-3-11 18:33 후쿠시마제 2 원전 1,2,4 호기 : 원재법제 10 조 ( 비상통보 ) 에따른신고 2011-3-11 19:03 총리대신원재법제 15 조 2 항에따라 원자력긴급사태 선언하고원자력재해대책본부와현지대책본부를설치 2011-3-11 20:50 후쿠시마제 1 원전반경 2 km 이내주민소개 ( 피난 ) 지시 2011-3-11 21:23 - 후쿠시마제 1 원전반경 3 km 이내주민소개 ( 피난 ) 지시 - 후쿠시마제 1 원전반경 10 km 이내주민옥내대피 ( 피난 ) 지시 2011-3-12 05:22 후쿠시마제 2 원전 1 호기 : 원재법제 15 조 ( 원자력긴급사태 ) 에해당 2011-3-12 05:32 후쿠시마제 2 원전 2 호기 : 원재법제 15 조 ( 원자력긴급사태 ) 에해당 2011-3-12 05:44 후쿠시마제 1 원전반경 10 km 이내주민소개 ( 피난 ) 지시 2011-3-12 06:07 후쿠시마제 2 원전 4 호기 : 원재법제 15 조 ( 원자력긴급사태 ) 에해당하여총리대신에보고 2011-3-12 07:45 원재법제 15 조 2 항에따라총리대신은후쿠시마제 2 원전에대해원자력긴급사태를선언 - 후쿠시마제 2 원전반경 3 km 이내주민 ( 피난 ) 지시 - 후쿠시마제 2 원전반경 10 km 이내주민옥내대피지시 2011-3-12 18:07 후쿠시마제 2 원전반경 10 km 까지주민소개 ( 피난 ) 범위확대 2011-3-12 18:25 후쿠시마제 1, 제 2 원전반경 20 km 로주민소개 ( 피난 ) 범위확대 2011-3-13 06:39 후쿠시마제 1 원전 3 호기원재법제 15 조 ( 원자력긴급사태 ) 에해당 2011-3-15 일본정부후쿠시마제 1 원전주변 20~30 km 지역에옥내대피지시 2011-3-25 일본정부후쿠시마제 1 원전 20~30 km 반경주민에게자발적소개 ( 피난 ) 권고 2011-4-21 후쿠시마제 1 원전반경 20 km 구역을경계구역으로설정하고허가없이출입을금함 2011-4-22 방사능측정결과를반영하여반경 20 km 외부에계획적피난구역과긴급시피난준비구역을설정 2011-9-30 긴급시피난준비구역해제 2011-12-26 후쿠시마제 2 원전원자력긴급사태해제선언 2012-3-30 경계구역및계획적피난구역개정 ( 카와우치, 타무라, 미나미소마지역 ) 2012-6-15 이타테지역의계획적피난구역개정 2012-8-10 나하라지역의경계구역및계획적피난구역개정 2012-12-10 오쿠마지역의경계구역및계획적피난구역개정 - 74 -
< 그림 4.14> 후쿠시마제 1 원전주변의경계구역등설정 - 75 -
<2012 년말기준 > 피난지시해제준비구역 (2012/7/17~) 거주제한구역 (2012/7/17~) 거주제한구역 (2012/4/16~) 피난지시해제준비구역 (2012/4/16~) 귀환곤란구역 (2012/7/17~) 귀환곤란구역 (2012/4/16~) 귀환곤란구역 (2012/12/10~) 계획적피난구역 경계구역 피난지시해제준비구역 (2012/12/10~) 피난지시해제준비구역 (2012/4/1~) 후쿠시마제 1 원전 거주제한구역 (2012/12/10~) 피난지시해제준비구역 (2012/4/1~) 범례 피난지시해제준비구역거주제한구역귀환곤란구역 경계구역계획적피난구역 거주제한구역 (2012/12/10~) 피난지시해제준비구역 (2012/4/1~) < 그림 4.15> 후쿠시마제 1 원전주변에설정된피난구역의최근상황 - 76 -
- 77 -
μ μ μ - 78 -
명 < 그림 4.16> 후쿠시마어린이들에대한갑상선간이검사결과 (2011 년 3 월 ) - 79 -
- 80 -
구역 1 피난지시해제준비구역 (20 msv/y 이하 ) 2 거주제한구역 (20~50 msv/y) 연간방사선량및면적 10~20 msv ( 학교는 5~20 msv) 42 km 2 5~10 msv 30 km 2 1~5 msv 30 km 2 20~50 msv 72 km 2 2011 회계년도 2012 회계년도 2013 2014 모델사업에의한기술실증 공공기관들에대한선행제염 방사선모니터링 기타검사등 주민의동의를획득하고임시저장시설을건설하는즉시착수 3 귀환곤란구역 (50 msv/y 이상 ) >50 msv 92 km 2 모델사업시행 기술의효과성, 작업자안전성등에대한모델사업결과평가 제거된토양의임시저장시설 설계 부지조사및건설 ( 주민동의획득즉시 ) 운전 < 그림 4.17> 환경성이수립하여시행중인제염로드맵 40) http://www.env.go.jp/jishin/ - 81 -
μ - 82 -
< 그림 4.18> 국내공기중측정한 Cs-137 농도 - 83 -
5. 후쿠시마사고의원인과교훈 원전위치 < 그림 5.1> 일본의대형쓰나미기록및원전위치 과거의쓰나미최대파고및영향범위 (2004 년말기준 ) - 84 -
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< 표 5.1> 후쿠시마사고의교훈요약 분야 [1] 안전철학및확보체계 교훈 1-1) 원전안전을위한심층방어전략을보완하고강화시켜야한다. 1-2) 원전안전목표에인명손실측면과사회적위기측면이함께고려되어야한다. 1-3) 방사선안전기준, 비상대피기준등의정비와국제적조화가필요하다. 1-4) 규제기관의독립성과전문성이매우중요하다. 1-5) 안전에대한운영기관의책임이더강조되고관련인프라가강화되어야한다. [2] 중대사고예방을위한설계안전성 2-1) 자연재해에대한설계기준을재검토하고대응능력을향상시켜야한다. 2-2) 전원공급계통의다양성과신뢰성을강화해야한다. 2-3) 피동안전성및최종열제거기능강화를통해붕괴열를신뢰성있게제거해야한다. 2-4) 원전설계및운영에서리스크정보를더욱적극적으로활용해야한다. 2-5) 사용후연료저장조의안전특성을재확인하고강화할필요가있다. [3] 중대사고대처능력 3-1) 원전의중대사고를가정하고현실적인대응능력을갖추어야한다. 3-2) 극한적중대사고대응까지를포함하여원전절차서들이개선되어야한다. 3-3) 사고대응에중요한계측기등원전상태감시설비가보강되어야한다. 3-4) 사고대응은최상의매뉴얼구비와함께인간의창의성에도의존해야한다. [4] 비상대응 ( 방재 ) 체계 4-1) 비상대응시설을포함하여대형사고에대비한비상대응시스템을강화해야한다. 4-2) 방사선감시체계, 신속한방사능확산 영향평가, 작업자선량관리가강화되어야한다. 4-3) 원자력시설사고에대비한의료대응체계가준비되어야한다. 4-4) 원전사고에대비한소통체계가강화되어야한다. 4-5) 인접국가원전정보를확보하고사고영향을평가할수있어야한다. [5] 원자력안전기반 5-1) 원자력안전문화가체질화되고독립적으로평가되어야한다. 5-2) 원자력안전연구가강화되고성과가공유되어야한다. 5-3) 방사선에대한이해를증진시키기위한노력이강화되어야한다. - 92 -
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6. 결론및제안 - 109 -
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7. 참고문헌 - 113 -
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( 부록 A) 사용된약어 - 116 -
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( 부록 B) 후쿠시마사고진행상세시각표 (Timeline) - 120 -
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μ μ - 123 -
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μ μ μ - 125 -
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μ - 128 -
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μ - 130 -
μ - 131 -
μ μ μ μ - 132 -
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( 부록 C) 후쿠시마위원회구성 사고분석분과 환경영향분과 비상대응분과 정책제도분과 총괄위원장 총괄간사 [ 보고서감수 ] 분과장 / 간사 위원 분과장 / 간사 위원 분과장 / 간사 위원 백원필 (KAERI) 나만균 ( 조선대 ), 안광일 (KAERI) 양준언 (KAERI) / 박진희 (KAERI) 송진호 (KAERI), 김경두 (KAERI), 최인길 (KAERI), 구양현 (KAERI), 박수용 (KAERI), 조용진 (KINS), 김도삼 (KINS), 방영석 (KINS), 김한곤 ( 한수원 ), 김형택 ( 한수원 ), 김명기 ( 한수원 ), 이광원 ( 한전기술 ), 성호제 ( 전한전기술 ), 이상종 (KEPCO-NF), 정재준 ( 부산대 ), 박현선 ( 포항공대 ), 김신 ( 제주대 ), 박종운 ( 동국대 ), 윤병조 ( 부산대 ) 황태원 ( 한수원 ) / 서경석 (KAERI) 금동권 (KAERI), 황원태 (KAERI), 최왕규 (KAERI), 윤주용 (KINS), 손순환 ( 한수원 ), 이갑복 ( 한수원 ), 정미선 ( 한수원 ), 진영우 ( 원자력의학원 ), 김은희 ( 서울대 ), 이상훈 ( 경북대 ), 김경옥 ( 해양연 ) 이세열 (KINS) / 김완주 (KINS) 이동명 (KINS), 이관엽 (KAERI), 한문희 (KAERI), 이희환 ( 한수원 ), 최승진 ( 한수원 ), 이승숙 ( 원자력의학원 ), 이경진 ( 조선대 ) 분과장 / 간사박광헌 ( 경희대 ) / 허균영 ( 경희대 ) 위원 장창희 (KAIST), 김용균 ( 한양대 ), 송종순 ( 조선대 ), 정범진 ( 제주대 ), 조성경 ( 명지대 ), 원병출 (KAERI), 이기복 (KAERI), 최광식 (KINS), 김균태 (KINS), 권맹섭 ( 한수원 ), 백훈 ( 한수원 ) - 총괄감수 : 장순흥 (KAIST; 전한국원자력학회회장 ) - 환경영향분야감수 : 김인규 ( 한국원자력연구원원자력환경안전연구부장 ) - 138 -