저자 서문

누구나 안전한 삶을 원한다. 즉 모든 사람은 안전에 대한 욕망을 가지고 있는 것이다. 인간은 자연재해와 인재로부터의 안전을 갈망하는데, 신의 영역인 자연재해야 어쩔 수 없다 하더라도 인재만큼은 없어야 할 것이다. 이런 연유로 선진국일수록 안전을 중요하게 여기게 된다.

그런데 2011년 3월, 선진국인 일본의 후쿠시마 원자력발전소 (앞으로 원전으로 약칭하기로 한다)에서 일어난 사고는 자연재해와 인재가 합쳐진 사고였기 때문에 전 세계 모든 사람이 큰 충격을 받았다. 이 사고를 계기로 원자력 안전, 특별히 원자로의 핵연료가 손상 및 용융이 되고 방사성 물질이 방출되는 중대사고^[1]에 대해 일반인들까지도 지대한 관심을 갖게 되었다. 후쿠시마 원전사고 초기에 원자로건물에서 수소폭발이 발생하고 헬기로 물을 공급하는 과정이 TV로 생중계되고 신문에 대서특필되면서 원전에서 발생하는 중대사고가 일반인들에게 실감이 났던 것이다. 이전에 일어난 체르노빌 사고의 경우에는, 국가의 정보검열이 심했던 구 소련 시절에 발생했기 때문에, 일반 대중이 사고 진행에 관해 정보를 얻기가 어려웠다. 하지만 후쿠시마 원전 사고의 경우에는 역사상 처음으로 그 진행과정이 신문과 TV를 통해 상세히 보도되었던 것이다. 따라서 세계 최고 수준의 기술을 자랑하는 일본 정부조차 원전사고에 허둥대는 모습을 보면서 일반 대중들이 원자력 발전의 안전을 불신하게 된 것도 이상한 일은 아니다.

일본 국회조사 보고서에서는 후쿠시마 원전사고가 일본 정부 및 발전소 운영자인 TEPCO (Tokyo Electric Power Company)^[2]와 규제기관이 원자력 안전을 확보하기 위해 제대로 역할을 수행하지 못해 생긴 “인재”라고 결론지음으로써,^[3] 원자력 안전에 대한 일본 정부와 산업계의 문제점을 지적하고 있다. 원전사고의 직접적인 원인이었던 지진 및 해일로 인한 인명 피해는 약 15,000명이었지만, 원전사고로 인한 사상자는 단 한 명도 없었다^[4]. 그럼에도 불구하고, 후쿠시마 원전사고가 사회와 경제에 미친 영향은 막대하다. 가령 사고 복구를 위해 천문학적인 재원이 사용되고 있으며, 원전 주변 주민들은 많은 사람들이 강제 이주에 따른 스트레스 때문에 사고가 난 지 7년이 지난 지금까지도 큰 고통을 겪고 있다.

동일 부지에 다수 호기가 건설된 후쿠시마 원전에서는 지진과 연이은 해일 때문에 부지 안에 있던 6기의 원전 중 4기의 원전에 전기 공급이 끊겼다. 원자로 내부의 핵연료에서는 핵분열 반응이 정지되어도 붕괴열 (decay heat)이 계속 발생하므로, 이 열을 제거하기 위한 안전 계통이 필요하다. 하지만 핵연료를 냉각시키기 위한 주요 계통 및 관련 안전 계통을 구동하기 위한 전기 공급이 끊어졌기 때문에, 핵연료 온도가 상승하여 사고 후 몇 시간 만에 결국 핵연료 및 주변 구조물이 녹는 노심용융 (core melt)이 일어나 원자로 용기 내부에 핵연료 및 원자로 내부 구조물이 녹아 액체 상태의 노심용융물 (Molten Core Material 혹은 Corium)^[5]이 생성되었다. 이 노심용융물을 냉각시키려면 물이 필요한데, 후쿠시마 원전의 경우 물을 공급할 수 있는 모든 안전 계통이 작동하지 않았다. 따라서 이를 대체하기 위해 온갖 다양한 수단이 동원되었지만 물 공급이 제대로 이루어지지 못했다. 따라서 초고온의 노심용융물로 인해 원자로 용기와 일차격납용기 (Primary Containment Vessel) 등이 차례로 손상되고 파손됨으로써, 결국 다량의 방사성 물질이 원전 외부로 방출되었던 것이다.

후쿠시마 원전사고가 일어나기 전에는 중대사고에 대처하는 능력보다 중대사고의 발생 자체를 방지하는 데 온갖 노력을 경주해왔다. 즉 원전의 설계 과정에서 자연재해와 인위적인 재해, 그리고 각종 고장 등에 대처하는 안전 계통의 설계를 강화하여 중대사고로 진행될 가능성이 거의 없도록 설계하였다. 따라서 초기에 지어진 원자로의 각종 계통 및 안전 계통의 설계는 소위 “설계기준사고 (design basis accident)^[6]”를 대비하는 데 제한되어 있었다. 이런 연유로 발생확률이 아주 적은 대형 지진에 따른 파고가 높은 쓰나미와 같은 복합 외부 재해에 대해서는 거의 대비하지 못했다. 또한 노심손상을 동반하는 중대사고가 원자로에서 발생했을 경우, 사고를 완화하고 대량의 방사성 물질 방출을 막기 위한 대비가 부족하였다. 그 결과, 노심용융이 발생한 후쿠시마 원전사고에서 대량의 방사성 물질이 방출되었던 것이다.

1990년대 이후 중대사고에 대한 대처 능력이 강화된 개량형 원자로 개발 및 건설이 세계적으로 진행되었다. 또한 후쿠시마 원전사고 이후, 발생확률이 아주 낮은 자연재해, 설계 기준을 벗어나는 설계 기준 초과 사고에 대비한 설계가 강화되고 있으며, 원자로에서 노심손상을 동반하는 중대사고가 발생하더라도 방사성 물질이 대량으로 방출되지 않도록 가동중인 원자로에 대해서도 중대사고 대처능력이 매우 강화되는 추세이다. 이런 강화된 기준은 국제원자력기구 (IAEA)의 안전기준^[7]이나 개정된 우리나라의 원자력 안전법에도 명시되었다.

그런데 후쿠시마 원전사고가 이렇게 심각한 지경에 이르게 된 가장 큰 이유 중의 하나는 예상치 못한 자연재해에 대비하지 못했다는 점도 있지만, 원전에서 발생할 수 있는 중대사고의 진행에 대한 발전소 운영자와 원전 설계자, 그리고 규제자의 지식이 매우 부족하였다는 점을 들 수 있을 것이다. 일본에서는 1990년도 말부터 중대사고 연구를 중지했고, 원전 종사자들 사이에서도 “중대사고”라는 말은 일종의 “금기어”였다고 한다. 원전의 안전성을 과신한 나머지, 혹시 일어날지도 모르는 중대사고를 아예 외면했던 것이다. 원전 중대사고가 발생할 경우, 중대사고에 대한 지식이 충분히 있어야 적절히 대응할 수 있다는 것은 너무나 당연한 상식일 것이다. 그런데 중대사고라는 단어 자체를 언급할 수 없는 형편이었으니 그 사고에 대한 대비도 허술할 수밖에 없었다. 이러한 맥락에서 중대사고의 현상에 대해 충분히 이해하고 중대사고에 대한 대처방안을 미리 확보하는 것이 우리나라에서 가동 중인 원전 및 새로 건설될 원전의 안전을 확보하기 위한 필수적인 과제라 할 것이다.

이 책의 1장에서는 중대사고를 소개한 뒤 TMI 원전과 체르노빌 원전, 그리고 후쿠시마 원전에서 발생한 중대사고의 원인과 교훈을 기술하였다. 특히 최근에 발생한 후쿠시마 원전사고에 관해서는 사고 원인과 경위, 영향, 복구 과정까지도 상세하게 기술하였다. 2장에서는 중대사고 진행과정의 중요한 물리적 현상을 원자로 노심손상에 관련된 현상과 격납건물의 파손에 관련된 현상 두 가지로 나누어 설명하였다. 3장에서는 핵연료 손상에 따라 방사성 물질이 방출되는 거동, 또한 방사성 물질이 원자로와 격납건물 내에서 이동 및 침강되는 거동에 대해 기술하였다. 4장에서는 AP1000, EPR, APR1400 등 최신 원전에서 채택된 중대사고 대처설비를 소개하였다. 5장에서는 가상의 중대사고에 대한 대비책으로서의 중대사고관리전략을 소개하였다. 6장에서는 전형적인 가압경수로를 대상으로 중대사고 분석 전산코드 MELCOR를 이용한 중대사고 진행 과정에 대한 모의 해석 결과를 제시하였다. 마지막으로 7장에서는 방사성 물질에 의한 환경 및 보건 영향을 기술하였으며 아울러 식품의 안전성에 대해서도 설명하였다.

필자는 과학자와 공학자의 역할이란 정확한 지식과 정보를 전달함으로써, 대중이 가질 수 있는 막연한 두려움을 없애고 합리적인 판단을 내리게 도와주는 것이라고 생각한다. 따라서 이 책이 원자력 산업 종사자들과 관련 학과에 재학 중인 대학생들에게 중대사고를 일목요연하게 정리한 자료로 활용되기를 기대한다. 아울러 원자력에 관심을 지닌 일반 독자에게도 원전 중대사고를 전반적으로 개관하는 데 도움이 되기를 바란다.

인류가 유용하지만 위험한 불을 잘 활용하여 현재의 문명을 이룬 것처럼, 원자력을 막연히 두려워하는 대신 더 잘 알고 지혜롭게 활용하여 후손에게 경제적이고 안전한 에너지 기술을 물려주는 데 이 책이 작은 기여를 할 수 있기를 바라는 바이다.

대덕 연구 단지에서

2018년 7월

송진호

차 례

저자 서문

1. 원자력발전소 중대사고

1.1 TMI (Three Mile Island) 원전사고

2.1.5 원자로 내부 노심용융물 거동에 대한 실험

2.2.4 노심용융물과 콘크리트 반응 및 냉각 성능

5.3 우리나라의 중대사고관리전략 이행

후쿠시마 원전 1호기부터 4호기까지 전경 (동경전력 제공)

1. 원자력발전소 중대사고

우리나라의 원자로는 가압경수로 혹은 가압중수로이다^[8]^[9]. 이 원자로들은 운전 압력을 고압으로 유지하여 냉각수를 액체 상태로 유지하면서 핵연료에서 발생되는 열을 이용하는 원자로이다. 원자로는 일차 계통과 이차 계통으로 구성된다. 일차 계통에서는 냉각수를 순환시키면서 핵분열반응에 의해 발생되는 열을 이용하여 냉각수를 가열하게 된다. 이차 계통에서는 증기발생기를 통해 일차 계통으로부터 열을 받아 증기를 발생시키고 이 증기를 터빈으로 보내게 된다. 이 증기로 터빈을 구동하여 전기를 발생시키게 된다.

원자로에서는 열적 균형이 중요하다. 즉, 핵연료에서 발생되는 열을 증기발생기에서 동일한 양만큼 제거해야 한다. 예를 들면 증기발생기에 적절히 물이 공급되지 않으면 증기발생기로부터 열이 충분히 제거되지 않아서, 핵연료에서 발생되는 열이 원자로 내부의 냉각수를 과열하게 된다. 이 경우에는 일차 계통의 냉각수의 온도가 올라가고 부피가 팽창하면서 원자로 내부의 압력이 증가되게 된다. 한편 이차 계통에서 과도하게 열이 제거되는 경우에는 원자로 계통의 냉각재 온도가 감소한다. 이 경우에는 핵분열 반응의 특성에 의해 오히려 원자로의 출력이 증가하게 되는데, 급격하게 원자로 출력이 증가하게 되면 핵연료의 손상을 야기하기도 한다.

원자로는 위에 언급된 것같이 열적 균형이 깨지는 현상을 포함하는 다양한 가상 사고에 대비하여 설계되어 있다. 원자로의 설계에 고려되는 사고들을 설계기준 사고 (Design Basis Accident)라고 한다^[10]. 설계기준 사고는 원자로에서 발생할 수 있는 다양한 사고를 포함하는데, 그 사고의 빈도는 원자로 운전 햇수당 10^-2에서 10^-5 범위이다^[11]. 이들 설계기준 사고가 일어나는 경우에도 원자로 용기 및 격납건물의 건전성을 확보하고, 핵연료의 손상 및 방사성 물질의 방출을 억제할 수 있도록 원전에는 다양한 보호 계통 및 안전 계통이 설치되어 있다. 보호 계통 및 안전 계통은 안전 등급^[12]으로 설치되어 특정한 기능을 수행하는 계통들이 다중으로 설치되어 있으며 공급되는 전원도 안전 등급으로 설계된다. 따라서 하나의 계통이 고장이 나는 경우에도 보호 계통 및 안전 계통은 주어진 기능을 수행할 수 있다.

하지만 극심한 자연재해 혹은 원자로 각종 계통의 복합적인 고장 등으로 설계기준 사고를 벗어나는 사고는 그 확률이 아주 낮지만 발생할 수 있다. 이런 사고들의 경우에 운전원이 적절히 대응하지 못하면 결국 원자로 안의 핵연료가 상당량 손상 혹은 용융이 될 수 있다. 이런 사고들을 중대사고라고 칭한다. 용융된 핵연료는 온도가 아주 높고 방사성 물질을 포함하고 있다. 또한 지속적으로 열을 발생하기 때문에 원자로 혹은 주변의 구조물을 손상시킬 수 있고, 그 과정에서 외부로 방사성 물질을 방출 시킬 수 있어서 사람의 건강에 대한 위협, 재산 피해, 환경 오염을 초래할 수 있다.

중대사고를 유발시킬 수 있는 극심한 자연재해는 확률이 낮고, 또 안전 계통이 신뢰성이 높게 설계되었기 때문에, 중대사고가 발생할 가능성은 매우 희박하다. 그래서 후쿠시마 사고 이전에는 특히 가동 원전에 대해서는 중대사고를 고려하여 설계 개선을 하거나 새로운 설비를 추가하는 것이 경제적으로 큰 부담이 되었기 때문에 발생 확률이 매우 낮은 중대사고에 대한 대처 설계의 강화가 정당성을 얻기가 어려운 부분이 있었다. 하지만 1990년대 후반부터 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor)와 제 4세대 원전의 설계에는 중대사고가 적극적으로 고려되기 시작했다. 이제 후쿠시마 원전사고 이후 세계 각국은 개량형 경수로뿐 아니라 이미 가동 중인 기존 원전에 대해서도 중대사고에 대처 능력을 갖추도록 규제를 강화하고 있다. 우리나라도 2016년 6월 중대사고에 대한 규제가 법제화되어^[13] 가동 원전 및 신규 원전에 대해 안전성이 강화되고 있다.

원자로는 연료를 이용하여 물을 가열하는 점에서 일반 가정의 보일러 혹은 화력 발전소의 보일러와 유사하다. 하지만 가장 다른 점은 일반 가정이나 화력 발전소의 보일러는 끄면 열 발생이 즉시 멈추지만 원자로는 핵분열 반응을 정지시켜도 핵연료로부터 붕괴열이 지속적으로 나온다는 점이다. 그 이유는 핵분열 과정 중 발생한 다양한 핵분열 생성물의 붕괴로 인해서 열이 발생하기 때문이다. 물론 원자로에는 붕괴열을 제거할 수 있도록 안전 등급의 붕괴열 제거 설비가 있다. 그러나 아주 심각한 자연재해, 기계적인 고장, 혹은 운전원의 판단 오류가 복합적으로 발생하여 모든 안전 계통이 작동 불가능하게 되면 후쿠시마 원전사고에서처럼 노심용융을 동반하는 중대사고가 진행될 수 있다.

붕괴열은 원자로의 출력에 비례하며 시간이 지나면서 줄어든다. 그런데 붕괴열의 양은 핵연료와 원자로 안의 물에 대비해 결코 적지 않은 양이어서^[14], 물이 계속하여 공급되지 못하면 몇 시간 이내에 붕괴열에 의해 원자로 물이 모두 증발되고 핵연료가 가열되어 용융온도까지 도달하게 된다. 또한 원자로 내부의 핵연료가 가열, 손상되는 과정 중에 핵연료를 감싸고 있는 지르칼로이 (zircaloy) 피복재와 수증기가 반응하여 수소가 대량 발생할 수 있다. 수소가 대량 발생하면 수소연소 및 폭발의 위험을 초래할 수 있고, 피복재와 수증기의 반응이 발열반응이기 때문에 붕괴열에 추가하여 상당량의 열이 발생하게 된다. 따라서 운전원이 개입하여 적절하게 안전 계통을 복구시키지 못하게 되면, 후쿠시마 원전사고에서처럼 사고 발생 후 하루 정도면 핵연료와 주변 구조물이 녹아서 노심용융물이 생성되게 된다. 그 과정 중 피복재와 수증기의 반응에 의해 발생되는 수소와 함께, 손상된 핵연료로부터 핵분열 생성물을 포함한 방사성 물질이 방출되게 된다. 이 상태가 지속되면 초고온의 노심용융물에 의해 원자로 용기가 파손되고, 노심용융물이 원자로 밖으로 방출되게 된다.

원자로 격납건물은 원자로를 외부 환경과 격리시켜 방사성 물질의 방출을 저지하게 된다. 하지만 원자로 밖으로 방출된 노심용융물이 격납건물 하부의 콘크리트 등과 반응하여 발생하는 대량의 가스, 사고 과정 중 발생하는 수증기, 그리고 수증기와 핵연료 피복재가 반응하여 발생하는 수소가스로 인해서 격납건물 내부의 압력은 시간 경과에 따라 차츰 증가한다. 당연히, 이 과정 중 운전원이 개입하여 격납건물의 압력이 높아지는 것을 제어할 수 있다. 만약 운전원이 개입하지 않거나 못한다면 결국 격납건물이 파손될 수 있는데 원자로에 따라 다르긴 하지만 전형적인 가압경수로의 경우 사고 발생 후 약 사흘이 경과하여도 격납건물이 손상되지 않는다. 이 시간을 염두에 두고 방사성 물질이 대량방출되기 전에 주민의 보호 및 소개가 적절히 이루어질 수 있는 계획을 세워야 할 것이다^[15].

중대사고 진행 과정에서 주로 방출되는 핵종은 Xe, Kr과 같은 불활성 기체, 아이오딘 (Iodine)^[16], 세슘 (Cs) 등과 같은 휘발성 핵종이다. 불활성 기체의 경우 반응성이 낮아서 다른 핵종에 비해 위험성이 낮은 편이다. 요오드의 경우 체르노빌 사고 이후 역학조사에 의해 암을 유발할 수 있는 것으로 밝혀진 바 있다. 요오드는 반감기^[17]가 일주일 정도여서 시간이 지나면 급격히 그 양이 감소하게 된다. 하지만, 세슘 (Cs)과 스트론튬 (Sr)의 경우 반감기가 30년 정도여서, 사고가 발생한 이후 오랫동안 환경에 영향을 주게 되므로 육지 및 해양 환경, 식품 등에 대한 지속적인 관찰이 필요하다. 이 외에도 다양한 핵종이 방출되므로 그 핵종들에 대한 관찰 및 통제가 필수적이다.

원자로 운전 중 핵분열 반응에 의해 방사성 물질이 발생한다. 정상 운전 중에는 핵연료의 건전성이 유지되어 이 방사성 물질은 핵연료 안에 가두어진다. 하지만 중대사고가 발생하면 핵연료가 손상되므로 방사성 물질이 외부로 방출된다. 사고 직전 핵연료에 있는 방사성 물질의 초기 재고량은 핵연료의 종류, 원자로의 출력, 원자로의 운전 이력에 따라 달라진다. 한편 방출되는 핵종과 그 양은 중대사고 진행 도중 핵연료의 손상 거동에 따라 달라진다. 방사성 물질은 가스 혹은 에어로졸 형태로 방출되므로 원자로 및 격납건물 안에서 이동하면서 일부는 구조물에 흡착되거나 격납건물 바닥으로 침강하기도 한다. 방사성 에어로졸의 거동에 대한 실험결과 및 컴퓨터 코드를 통한 모의 해석결과에 따르면 방사성 에어로졸은 하루이틀 정도면 약 90% 정도가 격납건물 내부에 침강되거나 흡착된다. 따라서 격납건물의 파손이 중대사고 발생 하루이틀 이후에 발생하게 되면 외부로 방출되는 방사성 물질의 양은 미미하게 된다. 즉 격납건물은 튼튼한 방호벽 역할뿐 아니라 방사성 물질을 가두어 두는 역할도 하게 되는 것이다. 결국, 외부로 방출되는 방사성 물질의 양 및 종류는 원자로 출력, 핵연료 형태, 원자로 및 격납건물의 설계 특성, 중대사고 진행과정에 따라 다르게 된다. 따라서 TMI 사고, 체르노빌 사고, 후쿠시마 원전사고는 방사성 물질 방출 거동이 상이하다.

후쿠시마 원전에서는 핵연료가 손상되면서 수소와 방사성 물질의 방출이 동시에 일어났다. 1호기의 경우 약 6~8시간에 걸쳐 노심손상이 일어나고 동시에 수소와 방사성 물질이 발생되었다. 노심이 손상되는 동안 이 수소와 방사성 물질이, 일차 격납건물^[18]에 발생한 누설부위를 통해 원자로건물로 이동하였는데, 시간이 지나면서 원자로건물에 누적된 수소의 양이 많아지면서 수소의 농도가 폭발 한계에 다다르게 되어 수소폭발이 일어나게 되었다. 수소폭발이 일어나자 원자로건물이 파손되면서 원자로건물에 누적되었던 방사성 물질이 방출되었다. 후쿠시마 원전과 같은 비등형 경수로^[19]의 경우 방사성 물질은 노심손상이 진행되면서 하루 혹은 일주일 정도 사이에 완만하게 방출된다.

체르노빌 사고에서는 핵연료를 포함한 노심이 폭발하여 핵연료에 포함되어 있던 방사성 물질이 직접 방출되었다. 따라서 가압경수로에서의 방사성 물질 방출과 체르노빌 원전에서의 방사성 물질 방출 특성은 다르다. 이 부분은 체르노빌 원전사고에 대한 설명에서 자세하게 다루어질 것이다. 한편 가압경수로는 비등형 경수로인 후쿠시마 원전에 비해서도 원자로 격납건물의 내부 용량이 훨씬 크고 구조 또한 견고하므로, 방사성 물질을 더 확실하게 가두어 둘 수 있다.

1.1 TMI (Three Mile Island) 원전사고

TMI 원전사고는 1979년 3월 27일 미국의 펜실베니아 주의 Three Mile Island에 있는 2개의 가압경수로 중 하나에서 발생하였다^[20]. 이 원자로는 Babcock Wilcox사가 설계한 원자로인데 우리나라의 가압경수로와 유사한 설계 특성을 가지고 있는데, 증기발생기 형태가 다르다.

이 사고의 경우 외부로의 방사성 물질 방출은 불활성 기체 외에는 거의 없었고 원자로도 파손되지 않아서 후쿠시마 원전사고에 비하면 아주 경미한 사고이다. 하지만 상업용 원자로에서 발생한 최초의 중대사고였기 때문에 사회적인 충격이 매우 컸고, 이로 인해 미국에서는 TMI 사고 이후 원전 건설이 2000년 초반까지 중지되었다.

TMI 원전사고는 증기발생기로의 급수 공급이 중단되면서 시작되었다. 급수 공급이 중단됨에 따라 원자로 내부의 냉각재가 과열되고 이에 따라 원자로의 온도와 압력이 증가하였다. 증기발생기에서의 급수 공급 불능과 연이은 일차 계통의 과열이 지속되면서 원자로의 압력은 가압기^[21]안전밸브의 개방 압력 설정 값에 도달하게 되면서 안전밸브를 통해 수증기와 액체가 지속적으로 방출되었다. 따라서 원자로 내의 냉각재의 양은 점점 줄어들게 되었다. 하지만 일차 냉각재는 과열로 내부에 수증기가 발생하면서 부피가 증가한다. 따라서 일차 냉각재가 가압기 안전밸브를 통해 유실되고 있었지만 가압기의 수위는 높게 유지되었다.

그런데, 운전원은 가압기의 수위를 보고 잘못된 판단을 내렸다. 즉, 실제로는 일차 계통이 과열되고 가압기 안전밸브를 통해 냉각재가 상실되고 있지만, 운전원은 가압기의 수위가 증가하는 것을 보고 원자로 계통으로 냉각재가 의도치 않게 유입되어 일차 계통의 냉각재 양이 증가하고 있다고 판단했다.

이에 따라 운전원은 의도치 않은 냉각재의 유입을 방지하기 위해 고압 안전주입 펌프를 격리시켰다. 원래는 냉각재가 외부로 유출되는 경우 안전주입 펌프를 이용해 냉각재를 원자로 내부로 보충해 주어야 하는데, 반대로 이를 격리시킨 것이다. 그 사이 일차 계통의 냉각재는 가압기 안전밸브를 통해 지속적으로 방출되고 원자로 내 노심^[22]의 수위는 점점 감소하여 핵연료가 수증기에 노출되기 시작했다.

그 사이 또 다른 사건이 벌어졌다. 운전원은 노심의 출력을 보고 있었는데 노심의 출력이 증가하는 듯한 증상을 보였다. 그 이유는 노심에서 냉각수 고갈로 액체와 수증기가 공존하게 되면서 중성자의 갯수를 재어출력을 표시하는 계기가 마치 출력이 증가한 것 같이 작동했기 때문이다. 운전원은 과도한 출력 상승이 진행되고 있는지 확인하기 위한 다른 조치들을 수행하느라 원자로 안의 냉각재가 줄어드는 것을 파악하지 못하는 상황이 계속되었다. 그 사이에 냉각재는 가압기 안전밸브를 통해 지속적으로 방출되어, 노심의 수위는 점점 낮아져서 핵연료가 수증기에 노출되었다. 수증기에 노출되게 되자 핵연료에서 발생하는 열이 충분히 제거되지 못하면서 핵연료의 온도가 올라가게 되었다.

핵연료의 온도가 증가하면서 피복재와 수증기의 산화반응이 일어나고 수소가 발생하고 연이어 핵연료의 용융이 발생하였다. 이 과정 중 운전원이 자신의 오류를 깨닫고 냉각수를 원자로에 주입하면서 용융된 핵연료가 냉각이 되고 사고가 종료되었다.

TMI 사고에서는 노심의 삼분의 일 정도가 용융된 것으로 알려지고 있다. 사고 종료 후 노심의 모양에 대한 개념도가 그림 1-1에 제시되어 있다. 상부는 파편 형태의 고화물이, 중간은 노심이 녹은 용융물 형태로 있다가 고화된 모습이고 하부는 노심용융물이 노심 지지 구조를 뚫고 원자로 아래로 이동한 후 고화된 형태를 보인다^[23]. 즉 사고 진행에 따라 노심의 중앙에 노심용융물이 위치하고 노심용융물의 하부는 크러스트^[24]로 둘러싸이게 된다. 노심용융물의 하부가 크러스트로 싸이면 단열 효과가 있어서, 크러스트로 싸인 내부의 노심용융물은 붕괴열에 의해 점점 온도가 올라가고 용융물 양이 증가하였다. 양이 늘어난 초고온의 노심용융물이 노심 주위의 지지물을 손상시키면서 원자로 용기 하부로 이동했다. TMI 사고에서 관찰된 이러한 노심손상 거동이 전형적인 가압경수로의 노심손상 거동으로 이해되었다.

자료: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/1/16/Graphic_TMI-2_Core_End-State_Configuration.jpg

그림 1-1. TMI 사고 노심손상 개념도

TMI 사고가 발생하기 12일 전 China Syndrome^[25]이라는 원전사고에 대한 영화가 개봉되었다. 이 영화의 내용은 원전에서 사고가 나고 그 사고로 노심이 손상되어 노심용융물이 원자로 하부를 뚫고 나가 지하수와 주변 지역을 오염시킨다는 것이었다. 그런데 이 영화의 내용과 유사한 상황이 12일 후에 실제로 원전에서 발생했다는 것은 미국 사회에 큰 충격을 가져다 주었다. 과학자가 아닌 일반인의 상상이 그저 무시할 일은 아니다라는 것이 이 영화와 TMI 사고가 주는 교훈이라 하겠다.

이 사고로 인한 인명 피해는 없었고 초래된 환경 오염도 거의 없다. 따라서 다른 산업에서의 사고에 비하면 그 건강 및 환경 영향은 아주 미미하였다. 하지만 경제사회적인 영향은 컸으며, 특히 원자력 산업계에 미친 영향은 막대했다. 이 사고로 미국은 1988년부터 2000년 초반까지 신규 원자력 발전소 건설을 중지했다. 하지만 그로 인해 우리나라 원자력기술 발전에는 긍적적인 부분도 있었다. TMI 사고로 인해 미국 정부가 원자력 기술의 해외 이전을 제제하지 않음에 따라, 1980년도 후반부터 1990년대 초반까지 우리나라 한국원자력 연구원, 한전, 한국 중공업을 중심으로 미국의 Combustion Engineering^[26]사로부터 원자력 기술을 도입하여 한국형 원자로를 개발할 수 있게 되었다.

TMI 사고를 통한 기술적인 교훈은 원전에서의 사고 진행 예측 및 대응 방안에 대해 그동안 운전원이 적절히 교육되어 있지 않았다는 것과, 또한 운전원이 적절한 판단 및 조치를 취하기 위해서는 원전의 거동을 지시하는 계측 장치를 개선해야 한다는 것이다. 그래서 TMI 사고 이후 전 세계의 가동 원전에 대해서 계측기 및 원자로 제어실의 설계 개선이 진행되었고, 원전에서의 사고에 운전원이 적절히 대응하기 위한 비상운전 절차서 (Emergency Operating Procedure), 중대사고로 진행되었을 경우 대처하기 위한 중대사고관리지침서 (Severe Accident Management Guideline)가 개발되었다. 이에 따라 TMI 사고와 유사한 사고가 다시 일어나더라도, 운전원의 적절한 훈련, 관련 절차서의 확보, 계측기의 개선 등으로 중대사고의 발생을 방지할 수 있을 것으로 기대되었다.

1.2 체르노빌 원전사고

체르노빌 원전사고는 1986년 구 소련의 우크라이나 체르노빌에 있는 RBMK 원자로에서 발생하였다. RBMK 원자로는 물로 냉각되고 흑연을 감속재로 쓰는 원자로이다. 다수의 압력관 안에 핵연료와 물이 채워진 형태의 노심을 가지고 있는 구조로, TMI 원전이나 후쿠시마 원전 등의 가압경수로와는 현저히 다른 원자로 이다.

이 원자로는 안전 측면에서 취약한 설계 특성을 가지고 있다. 즉, (1) 특정한 출력 범위에서는 원자로의 출력 거동이 안정적이지 않고, (2) 원자로 비상 정지 계통의 반응이 너무 늦으며, (3) 격납건물이 없고 (4) 특히 제어봉이 인출되는 경우 원자로의 출력이 급격히 상승할 수 있다. 더욱이 체르노빌 원전에서는 발전소를 점검하는 절차가 적절히 준비되지도, 숙지되지도 못하였고, 게다가 운전원이 지켜야 할 안전규정을 무시하였다. 주요 사고 경과는 아래와 같다.

4월 25일 아침: 운전원이 원자로 출력을 줄이는 실험을 위한 절차를 시작했다.

13:00-23:00: 초기 계획과 다르게 전기 공급센터의 요구에 따라 원자로 출력이 50%로 유지되었다.

23:00: 원자로 출력을 줄이는 절차가 재개되었다. 하지만 원자로 및 관련 계통의 상태가 시험을 진행하기에는 부적절했다. 원자로가 안정화되어야 하는데 원자로를 적절히 제어할 수가 없었다. 하지만 일정이 지연되어 운전원들은 서두르면서 실험을 예정대로 진행하기로 결정했다.

26일 01:23:04: 실험이 시작되었다. 우선 터빈으로의 증기공급 밸브를 닫았다. 그러자 노심의 온도가 증가하고 그에 따라 반응도가 증가하였다. 출력이 줄어드는 대신 원자로는 임계상태^[27]에 도달하고 연이어 제어할 수 없는 상태가 되었다. 그제서야 운전원은 상황이 심각해졌다는 것을 깨달았다.

01:23:40: 운전 팀장은 원자로 비상 정지를 명령했다. 제어봉이 모두 원자로에 삽입되었다. 하지만 핵연료에서의 급속한 출력 증가, 즉 출력 폭주를 막을 수 없었다.

01:23:44: 원자로 출력이 정상 운전 출력보다 100배 이상이 되었다.

이후 핵연료가 위치한 압력관의 압력이 급격히 상승하여 압력관이 파손되었다. 연이어 폭발이 일어나 2,000톤이 넘는 원자로 덮개가 날아갔다. 핵연료가 있는 노심 상부가 공기 중에 노출이 되고 흑연에 불이 붙었다. 원자로 곳곳에서 불이 나고 흑연 화재가 다시 일어났다. 두 주가 지난 5월 9일에서야 화재가 진압되었다. 4월 27일부터 5월 10일까지 약 5,000톤의 모래, 보론, 흙, 납 등의 혼합물을 헬리콥터를 이용해서 원자로에 부어 원자로를 매몰했다. 그림 1-2는 체르노빌 원전의 사고 후 모습을 보여준다.

자료: https://upload.wikimedia.org/wikeipdia/en/1/1b/Chernobyl_Disaster.jpg

그림 1-2. 체르노빌 원전사고 후 전경

체르노빌 사고에서는 노심에서의 폭발적인 출력 상승 및 연이은 증기폭발, 화재 등에 의해 많은 방사성 물질이 방출되었다. 따라서 휘발성 물질인 Cs뿐 아니라 비휘발성 물질인 Sr, Ce 등도 다량 방출되었다. 표 1-1은 체르노빌 사고와 후쿠시마 사고의 방사성 물질 방출량을 비교한 것이다. 핵연료에 있던 초기 재고량도 표시하였다. 주요 핵종인 Cs과 I의 경우에 후쿠시마 원전사고에 비해 약 10배의 방사성 물질이 방출된 것을 알 수 있다.

또한 비휘발성 핵종인 Sr, Ru, Ba, Ce, Pu의 경우에도 체르노빌 원전 사고에서 더 많이 방출된 것을 알 수 있다. 비휘발성 핵종의 거동이 다른 이유는 체르노빌 원전의 경우 격납건물이 없었고, 노심의 손상이 폭발적으로 진행되었기 때문이다.

표 1-1. 초기 재고량 및 대기로 방출된 핵종의 양 (PBq)

Radionuclides		Fukushima Daiich		Chernobyl
Radionuclides		Atmospheric Release¹⁾	Initial Inventory²⁾	Atmospheric Release³⁾	Initial Inventory⁴⁾
Noble gas	¹³³Xe	6,000–12,000	12,100	6,500	7,300
Noble gas	⁸⁵Kr	6.4–32.6	83.7	33	33
Volatile FPs	¹³⁷Cs	7-20	700	~85	290
Volatile FPs	¹³¹I	100-400	6,020	~1760	3,100
Low volatile FPs	⁹⁰Sr	3.3×10^-3–0.14	522	~10	200
	¹⁰⁶Ru	2.1×10^-6	2,240	>73	2,000
	¹⁴⁰Ba	1.1-20	11,200	240	5,300
Refractory elements	¹⁴⁴Ce	0.011	5,920	~50	3,200
	²³⁸Pu	2.4×10^-6–1.9×10^-5	14.7	0.015	1.0
	²⁴¹Pu	3.3×10^-7–1.2×10^-3	819	~2.6	170

주 1) IAEA, 2015. The Fukushima Daiichi Accident, Vol. 4.

2) Nishihara, K., Iwamoto, H., Suyama, K., 2012. Estimation of fuel compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant, JAEA-Data/Code 2012-018, Japan Atomic Energy Agency, Tokaimura.

3) IAEA, 2006. Environmental Consequences of the Chernobyl Accident and their Remediation: Twenty Years of Experience, Report of the UN Chernobyl Forum Expert Group “Environment”, Radiological Assessment Reports Series No. 8.

4) G. Kirchner and C. C. Noack, 1988. Core History and Nuclide Inventory of the Chernobyl Core at the Time of the Accident, Nuclear Safety, 29, pp.1-5.

당시에 소련 정부는 사고의 발생과 진행이 외부로 공개되는 것을 꺼렸고 방사능 피해에 대해 무지하기도 했다. 결국 많은 작업자들이 피폭당하고 주변 지역의 식품이 오염되었으며, 주변 지역 주민의 대피가 적절히 이루어지지 못하였다. 대량의 방사성 물질이 대기로 확산되어 유럽 전역의 육지, 바다, 호수, 강, 숲으로 전파되어 생태계도 방사성 물질의 영향을 받았다.

체르노빌 사고 이후 방사성 핵종이 환경에서 어떻게 이동하는지, 또 인체에 어떻게 흡수되는지에 대해 많은 연구가 진행되었다. 방사성 핵종의 환경 이동 경로에 대한 연구에서 얻은 지식을 바탕으로 현재는 환경이나 식품에서의 방사능 피폭이 엄격히 제한되고 있다.

체르노빌 사고에 의한 직접적인 사망자, 또 장기적인 암 발생으로 인한 사망 가능성에 대해서는 2006년 Chernobyl Forum^[28]에서 발표된 바 있다^[29]. 사고 첫날 작업에 투입되어 많은 방사선을 받은 약 600명의 작업자 중에 2명은 금방 사망했고 28명은 사고 후 4개월 뒤에 사망했다. 직접적인 방사선의 영향으로 사망한 사람은 2005년까지 약 50명으로 보고되고 있다. 한편 갑상선 암의 징후가 있던 사람은 약 4,000명인데, 그중 9명이 사망하고 나머지는 회복되었다고 보고되었다.

한편 가압경수로 및 비등형 경수로는 체르노빌 원전과 달리 제어봉이 인출되는 경우에도 원자로의 출력이 핵연료에서의 도플러 효과에 의해 원자로 출력이 줄어들게 되는 고유 안전성을 가지고 있으므로, 따라서 체르노빌 사고와 같은 출력 폭주가 발생할 수 없다. 따라서 체르노빌 사고가 발생하고 나서도, 미국과 일본 등에서는 대대적인 안전성 향상 노력이 취해지지는 않았다. 하지만 인구 밀도가 높은 유럽을 중심으로 가상의 중대사고에 대해, 원전의 중대사고 대처능력을 강화하려는 노력이 이루어졌다.

자료: 한국 원자력 연구원 박정균 박사님 제공.

그림 1-3. 거푸집이 씌워진 체르노빌 원전의 전경

체르노빌 원전은 사고 직후 콘크리트를 부어 원전을 폐쇄시켰다. 하지만 현재, 손상된 핵연료에 있는 방사성 물질들로 인해 콘크리트 구조물이 열화되어, 새로운 거푸집을 설치하는 노력이 진행 중이며, 2025년까지 건설 예정이다. 그림 1-3은 거푸집이 설치된 체르노빌 원전의 전경이다.

1.3 후쿠시마 원전사고^[30]^,^[31]

2011년 3월 11일 일본 북동부 지역에서, 규모^[32] 9.0의 일본에서 기록된 지진 중 가장 강력한 지진이 발생하였다. 지진 발생 직후 후쿠시마 제1원전에서 출력 운전 중이던 1, 2, 3호기는 원자로 보호계통 (reactor protection system)^[33]이 자동으로 작동하여 원자로가 정지 (trip)되었다. 이어서 지진으로 인한 송전선로 손상 등으로 발전소 외부로부터 공급되는 모든 전력망이 차단되었다. 하지만, 비상디젤발전기 작동으로 원전의 안전 기능이 유지되었다.

그런데, 해저 지진원의 활동과 해수의 진동으로 인해 7회에 달하는 쓰나미^[34]가 발전소를 덮쳤다. 그중 파고 15m인 두 번째 쓰나미 (15시 35분)가 가장 큰 피해를 주었다. 해수가 건물로 유입되면서 비상디젤발전기가 침수되어 사용할 수 없게 되면서 1~4호기 모두에 발전소정전사고 (Station Black-Out: SBO)가 발생하였다. 해수는 축전지 (battery)도 손상을 입혀서, 1호기와 2호기에서는 모든 직류전원이 상실되었고, 3호기에서는 부분적인 직류전원만 사용 가능하였다. 그림 1-4는 주요 기기들이 침수되어 기능을 상실하는 과정을 보여준다^[35]. 또한 쓰나미로 인한 파손, 부유물들로 모든 취수구가 파손되어 해수를 이용하는 최종 열제거 계통이 손상되었다. 후쿠시마 원전의 사고가 중대사고로 진행이 된 직접적인 이유는 쓰나미로 인한 모든 안전 계통의 상실과 최종 열제거 계통의 상실이다. 한편 4호기는 유지 보수 기간이어서 핵연료가 모두 사용 후 핵연료 저장조에 있었고, 원자로 안에는 핵연료가 없었다. 따라서 4호기에서는 핵연료 저장조의 수위가 유지되었고, 핵연료의 손상이 일어나지 않았다.

그림 1-4. 후쿠시마 제1 원전 쓰나미에 의한 터빈 건물 침수

중대사고의 진행을 이해하기 위해서는 후쿠시마 원전의 특성을 먼저 알아야 하므로 후쿠시마 원전의 주요 구성을 먼저 설명한다. 후쿠시마 원전은 우리나라의 가압경수로와 달리 비등형 원자로로, 원전의 형태는 그림 1-5와 같다. 비등형 경수로이기 때문에 증기발생기는 없고, 원자로 용기 (reactor vessel) 내부에서 냉각재의 비등이 발생하여 증기가 원자로에서 직접 터빈으로 공급된다. 원자로 용기는 철 구조의 일차격납용기 (Primary Containment Vessel: PCV)로 둘러싸이고, 일차격납용기는 건조격실 (dry well)과 토러스 (torus) 형태의 압력 강하 수조 (wet well 혹은 suppression chamber)로 구성된다.

원자로 용기의 안전밸브 출구는 토러스 형태의 압력 강하 수조로 연결되어 증기가 수조 내부의 물에 의해 응축될 수 있도록 한다. 일차격납용기 외부는 원자로건물 (reactor building)로 둘러싸여 있으며, 원자로 용기 위쪽에 사용 후 핵연료 수조 (spent fuel pool)가 배치된다. 한편 일차격납용기의 배기를 위해 굴뚝 (stack)이 설치되어 있다. 후쿠시마 1, 2, 3, 4호기는 모두 그림 1-5의 구조를 가지고 있는데, 상세한 설계 내용은 조금씩 다르다.

그림 1-5. 후쿠시마 원전 개념도

각 원자로의 설계 특성은 표 1-2와 같다. 후쿠시마 제1발전소에는 6개의 원자로가 설치되어 있었는데 중대사고가 진행된 원자로는 1호기부터 4호기까지이다. 표에서 보는 것처럼 2, 3, 4호기는 동일한 설계의 원자로 이며, 1호기는 다소 다른 설계를 가지고 있다.

표 1-2. 후쿠시마 제1발전소 1, 2, 3, 4호기 원자로 특성

	1호기	2호기	3호기	4호기
원자로 형태	BWR-3	BWR-4
격납건물 형태	MARK-1	MARK-1
열출력¹⁾ (MWt)/전기출력²⁾ (Mwe)	1,380/460	2,381/784
우라늄 핵연료 무게 (ton)	69	94
원자로 용기 크기	4.87mø×19mH	5.57mø×22mH
드라이웰 높이	32m	33m	33m	34m
구형 부분의 지름	17.7m	20m
실린더 부분 지름	9.6m	10.9m
압력 강하 수조
지름	8.08m	8.9m
물의 양 (m³)	1,750	3,000
원자로건물 크기	41m×41m×49m	45m×45m×62m

주 1) 열출력은 핵연료로부터 발생되는 열.

2) 원자로에서 발생하는 열은 증기로 변환되고, 그 증기를 터빈으로 공급하여 전기를 발생시킴. 이때 열출 력은 약 30%의 효율로 전기 출력으로 변환됨.

후쿠시마 제1발전소 원전 1, 2, 3호기에서 중대사고가 진행되었다. 지진을 감지하여 자동으로 원자로가 정지되었지만, 모든 안전 계통이 상실되어 핵연료에서 발생하는 붕괴열을 제거할 수 없었다. 따라서 핵연료가 과열되어 손상 및 용융이 진행되고, 그 과정 중 수소와 방사성 물질이 대량 발생했다. 수소폭발로 인해 원자로건물이 파손되고, 원자로, 일차격납건물, 원자로건물에 가두어졌던 방사성 물질이 외부로 방출되는 중대사고가 1, 2, 3호기 모두 진행되었다. 한편 4호기에서는 사용 후 핵연료 저장 수조에서 수소폭발이 일어났다^[36]. 각 호기의 사고 진행과정을 요약하자면 표 1-3과 같다.

표 1-3. 후쿠시마 사고의 전개 과정

일	주요 사고 경과	비 고
3.11 (금)	지진 발생 (14:46)으로 가동 중이던 1,2,3호기 자동 운전 정지 쓰나미로 인해 1~3호기의 모든 교류전원상실 (15:40 전후) 비상사태 선언 (19:03), 반경 3km 소개 및 10km 옥내 대피 (21:00)
3.12 (토)	1호기 격납용기 배기 결정 (06:50); 격납용기 압력 하강 (14:30) 1호기 원자로건물에서 수소폭발 (15:36); 요오드 (I)/세슘 (Cs) 검출 주민 소개 범위를 20km 반경으로 확대 (21:40) 1호기 원자로에 해수주입 시작 (19:04)	최초 수소폭발
3.13 (일)	3호기 격납용기 배기 (09:08) 및 해수 주입 시작 (13:12)
3.14 (월)	3호기 건물 상부에서 대형 수소가스 폭발 발생 (11:01) 2호기 원자로 냉각수 수위 저하 및 해수 주입 시작 (19:20)	2번째 수소폭발
3.15 (화)	2호기 격납용기 일부 손상 및 방사성 물질 대량방출 (추정) 4호기 원자로건물 수소가스 폭발 및 화재 (06:10) 부지 내 방사능 준위가 400mSv/h까지 상승	3번째 수소폭발; 사용 후 연료저장조 안전문제 등장
3.16 (수)	3호기 근처의 방사능 준위가 상승하고 연기도 관찰 부지에서의 방사능 준위가 일시적으로 1,000mSv/h 도달
3.17 (목) ~ 3.19 (토)	자위대 헬리콥터 및 소방대의 고압 소방차 등을 이용한 냉각수 주입 1~4호기는 상태는 악화하지 않고 소강상태 유지 5, 6호기의 붕괴열제거 계통 회복 (3.19)	극한 상황에서의 현상 유지
3.20 (일) ~ 3.31 (목)	20일 1,2호기부터 시작하여 22일까지 전 호기 외부 전력망이 연결되었으며, 24일까지 전 호기의 주 제어실 내 조명 복구됨 연결된 외부 전원을 이용한 핵심 기기 가동을 위한 절차를 진행 하고, 23일부터 원자로 용기 온도 등 일부 추가 계측정보 확보

사고의 진행과정이 1, 2, 3호기가 유사하므로, 사고의 진행이 가장 빨랐던 1호기를 중심으로 중대사고 진행과정을 소개한다.

후쿠시마 원전에는 가상의 사고에 대비하여 원자로에서 발생하는 붕괴열을 제거하고 또 냉각수를 공급하기 위한 안전 설비가 설치되어 있다. 1호기의 경우 격리응축기 (Isolation Condenser: IC)가 구비되어 있는데 이 설비는 원자로에서 발생된 증기를 열교환기가 설치된 수조로 보내 냉각시킨 후 원자로 용기로 보내어 핵연료에서 발생한 붕괴열을 제거하며 동시에 원자로 안의 냉각수 수위를 유지하는 역할을 한다. 이 설비는 수두 차이, 즉 중력에 의해 구동되는 설비로 전원이 없어도 구동하는 피동 안전 설비이다.

그림 1-6에는 격리응축기가 작동하는 동안의 원자로 거동이 도시되어 있다. 1, 2, 3호기 모두 추가의 안전 설비로 원자로에 냉각수를 공급하기 위한 고압 노심 주입 계통 (High Pressure Core Injection: HPCI), 노심 살수계통 (Core Spray: CS), 일차격납용기 살수 냉각 (일차격납건물 spray cooling) 계통이 있다. 하지만 1호기 원전의 경우 그림 1-7에서 보듯이 지진과 연이은 쓰나미에 의해 발전소의 모든 전원이 완전히 상실되었을 뿐 아니라, 배터리 전원도 침수되어 격리응축기 외에 모든 안전 계통은 작동이 불가능해졌다.

그림 1-6. 격리 응축계통 개념도

그림 1-7. 후쿠시마 원전 1호기의 사고 시작 과정

사고 초기에는 격리응축기가 적절히 운전되어 노심을 냉각했으나, 사고 진행 중에 격리응축기의 작동이 멈추었다. 그런데 운전원과 발전소장은 한동안 격리응축기가 구동되지 않는 것을 인지하지 못하고 잘 작동하는 것으로 판단했다. 격리응축기가 작동하지 않은 것은 격리응축기의 배관에 설치된 밸브가 마침 잠김 상태로 있다가 쓰나미에 의해 구동 전원이 상실되어 밸브가 열리지 않았기 때문이다.

그림 1-8. 후쿠시마 원전 1호기의 사고 진행과정 (1)

운전원과 발전 소장이 격리응축기를 포함해서 원전이 잘 작동하고 있었다고 오판했던 이유는, 제어실에서 발전소의 상태에 대한 계측 정보를 얻을 수 없었기 때문이다. 발전소의 상태에 대한 정보를 얻을 수 있는 유일한 방법은 운전원이 현장에 가서 직접 수동으로 계측기와 지시계를 연결하는 것이었다.

그림 1-8은 격리응축기가 작동을 멈춘 후의 사고 진행을 개략적으로 설명하고 있다. 원자로 내부의 핵연료에서는 열이 발생하여 원자로 안의 냉각재를 가열하고 따라서 증기가 발생한다. 증기가 다량 발생되면서 원자로의 압력이 안전밸브가 열리는 설정치까지 증가하게 된다. 그 이후로는 핵연료에서 발생된 열로 증발된 증기가 안전밸브를 통해 방출되게 되고 따라서 원자로 안의 물의 양은 점점 줄어들게 된다. 마치 냄비에 물을 끓이면 수증기가 발생하여 물이 점점 줄어드는 것과 같은 원리이다.

원자로 안의 물이 줄어들면서 물속에 잠겨 있던 핵연료가 증기에 노출된다. 노출된 핵연료의 윗부분은 물에 의해 냉각이 되지 않아 가열된다. 핵연료가 가열되면서 수증기와 가열된 핵연료의 금속 피복재가 반응하여 수소가 발생되는데 이 반응은 발열반응이어서 핵연료의 가열을 가속하는 효과도 있다. 이 과정이 진행되면서 원자로 내부의 수위는 점점 감소하고, 핵연로의 손상이 점점 확장되었다. 한편 핵연료의 손상 과정 중 발생한 수소, 핵분열 생성물을 포함한 방사성 물질, 수증기의 혼합물은 안전밸브를 통해 방출되는데 안전밸브의 출구는 압력제어 수조로 연결되었기 때문에 압력제어 수조의 물 속으로 방출된다.

그런데 사고가 진행되면서 압력제어 수조 내부의 냉각수 온도가 높아져서 끓게 되었고, 수증기와 수소가 일차격납건물 내의 대기로 방출되게 되었다. 이에 따라 일차격납건물 압력이 높아지게 되었는데, 그 압력이 설계압력을 넘어 파손 압력 부근에 도달하게 되었다. 표 1-3의 사고 진행과정에서 보듯이 사고 발생 다음 날 오전에 이런 상황이 되었다. 일차격납건물의 압력이 더 이상 증가하면 일차격납건물이 파손되어 대량 방사성 물질이 방출될 수 있으므로, 운전원은 이를 완화하기 위해 배기 밸브를 열어서 일차격납건물의 압력 증가를 줄이려는 노력을 하였다. 또, 소방 펌프 등을 이용하여 원자로에 물을 공급하려는 노력이 시도되었다. 그림 1-9에 그 과정이, 그림 1-10에는 일차격납용기 배기 계통의 개념도가 제시되어 있다.

그림 1-9. 후쿠시마 원전 1호기의 사고 진행과정 (2)

그림 1-10. 일차격납용기 배기 계통

하지만 일차격납건물의 배기 및 냉각수 주입 노력들이 성공적이지는 못했다. 왜냐하면, 일차격납건물의 배기를 시도한 운전원들이 평소에 거의 사용하지 않는 배기 밸브의 위치를 정확하게 알지 못했고, 또 발전소 정전으로 밸브에 전원이 공급되지 않아 별도의 전원 공급을 준비해야 했으며, 배기 밸브가 있는 지역의 방사능 준위가 높아서 운전원의 접근이 어려웠기 때문이다. 한편 소방펌프를 이용한 물 공급 또한 다른 계통으로 우회해서 빠져나가는 양이 많아서 원자로에 효과적으로 주입되는 물의 양이 충분하지 못했다.

그런데, 이때까지도 사고의 심각성, 즉 노심손상이 상당히 많이 진행된 것에 대해 일본 정부나 동경전력은 잘 인지하지 못했다. 이 시점까지도 동경전력은 1호기의 경우 노심손상이 발생하고 있지 않다고 발표하였다. 그 이유 중 하나는 원자로 수위 계측기가 원자로의 수위를 핵연료보다 높은 것으로 지시하고 있었기 때문인데 사실은 사고의 진행에 따라 일차격납건물 안의 온도가 높아지면서 수위 계측기가 오작동했던 것으로 후에 밝혀졌다. 이런 계측기의 오류를 예측하지 못했던 것은 중대사고가 발생하였을 경우 계측기의 거동에 대해 미리 연구나 평가가 되어 있지 않았기 때문이다.

다시 사고 진행과정으로 돌아와서 그림 1-11을 보자. 일차격납건물 배기를 시도하고 난 후에 예상치 못하게 원자로건물 상부에서 수소폭발이 발생하였다.

수소폭발은 전혀 예상하지 못했던 상황이었다. 왜냐하면 만약에 수소가 발생되더라도 일차격납용기 내부에 모이게 되고, 일차격납건물 내부에는 미리 질소 등을 채워두어 산소가 없기 때문에 수소연소 혹은 수소폭발이 발생할 수 없게 설계되었기 때문이었다. 총리 공관에 모여서 대책회의를 하던 전문가조차도 수소폭발의 가능성에 대해서는 누구도 이야기하지 않았다고 전해진다. 원자로건물에서 수소폭발이 발생하는 과정은 우리나라 티비에서도 생생하게 볼 수 있어서 일반 대중에게는 충격적인 광경이었다. 원자로에서 폭발이 발생했기 때문이다.

이 수소폭발의 원인은 추후에 밝혀졌다. 그 이유는 일차격납건물의 온도 압력이 설계 조건을 넘어가면서, 일차격납건물 상부의 연결 플랜지가 변형되어 그 플랜지 틈으로 수소, 수증기, 방사성 물질이 새어 나와 원자로건물에 축적되었기 때문이었다. 원자로건물의 대기는 질소로 채워진 일차격납건물과 달리 일반 공기였고, 또 수증기가 응축되면서 상대적으로 수소의 농도가 높아져 폭발 조건에 도달한 것이었다. 수소폭발로 원자로건물이 파손되면서 건물 내부의 수소 및 수증기와 함께 있던 방사성 물질이 대기로 방출되게 되었다. 그림 1-11에서 유의할 점은 수소폭발이 일어난 구역이 튼튼한 콘크리트 구조물이 아니고, 석고판으로 지어진 일반 건물 부분이었다는 것이다.

그림 1-11. 후쿠시마 원전 1호기 수소폭발

한편 원자로 안의 손상된 핵연료가 대량으로 용융되어 원자로를 파손시켰을지의 여부에 대해서는 많은 논란이 있었다. 2017년 말까지 원전의 내부에 들어가 볼 수 없었기 때문에 직접적인 원자로 파손에 대한 증거는 없다. 하지만 원자로 압력 거동, 방사성 준위 측정, 냉각수를 계속 주입해도 원자로 내부의 수위가 회복되지 않는 점 등 다양한 간접 증거들로 인해 원자로가 파손된 것으로 여겨지고 있다.

파손 시점은 사고 발생 후 첫날 저녁 혹은 다음날 아침으로 추정되고 있다. 또한 파손된 원자로 부위를 통해 노심용융물이 방출되어 원자로 일차격납건물의 바닥에 쌓여 있는 것으로 예측된다. 따라서 고온의 노심용융물과 콘크리트가 반응하여 다량의 가스를 방출시켰고 일차격납용기의 경계가 손상되었을 것으로 추정되고 있다. 1호기에서의 사고 진행에 대해서는 완전 전원상실사고로 인해 자동적인 계측 자료의 확보가 불가능함에 따라 운전원이 현장에 가서 수동으로 원자로 및 일차격납용기의 압력 등 각종 계측 자료를 측정하였다.

그림 1-12 및 그림 1-13에서 볼 수 있는 것처럼 사고 초기에는 계측 자료가 확보되지 못했고 사고 이후 5~10시간이 지나서야 일부 계측 자료가 확보되었다. 그 사이에는 운전원이 원전의 내부 상태를 파악하기 매우 어려웠을 것으로 생각된다. 원자로 내부의 압력이 급격히 떨어진 12일 오전 2시 45분경에는 이미 원자로가 파손된 것으로 추정할 수 있다.

1호기뿐 아니라 2, 3호기에도 유사하게 노심손상과 방사성 물질이 방출되는 중대사고가 진행되었는데 그 사고 진행을 보면 표 1-4와 같다.

자료: https://fdada.info/en/home2/accident2/measured2/ag_unit1-en/#p1

그림 1-12. 후쿠시마 원전 1호기 원자로 압력 거동

자료: https://fdada.info/en/home2/accident2/measured2/ag_unit1-en/#p1

그림 1-13. 후쿠시마 원전 1호기 일차격납용기의 압력 거동

표 1-4. 후쿠시마 제1원전 1, 2, 3호기 사고 진행과정

날짜	Unit 1	Unit 2	Unit 3
3월 11일	14:46 지진 15:37 완전전원상실 (격리응축기 작동 정지)	14:46 지진 15:39 (노심격리 냉각기 수동 작동) 15:41 완전전원상실	14:46 지진 15:05 노심격리 냉각기 수동 작 동 (15:25 자동 정지됨) 15:38 완전전원상실 16:03 노심격리 냉각기 수동 작 동 (11:36 자동 정지됨)
3월 12일	01:20 일차격납건물 압 력 증가 10:17 배기 시작 15:36 수소폭발 20:20 해수 주입 시도		12:35 고압안전주입 계통 자동 작동 노심격리 냉각기와 고압노심주입 계통 작동함
3월 13일		11:00 배기 시작	02:42 고압안전주입계통 수동 정지 08:41 배기 시작 13:12 원자로 해수주입
3월 14일		13:25 노심격리 냉각기 작동 멈춤 16:34 해수 주입 22:50 일차격납건물 압 력 증가	05:20 배기 시작 07:44 일차격납건물 압력 증가 11:01 수소폭발
3월 15일		00:02 배기 시작

자료: https://fdada.info/en/home2/accident2/sequences2/

2호기와 3호기에는 1호기의 격리응축기와 유사한 기능을 하는 노심격리 냉각기 (Reactor Core Isolation Cooling: RCIC)라는 설비가 있어 원자로에서 나오는 붕괴열을 제거하였다. 위의 사고 진행을 이해하려면 후쿠시마 원전의 주요 안전 계통에 대해 간단한 지식이 필요하다. 그림 1-14를 통해 노심격리 냉각기에 대해 간단히 설명하기로 하자. 이 설비는 원자로에서 나오는 증기로 터빈을 구동하고, 그 펌프를 이용해서 냉각수를 원자로로 공급하는 설비이다. 이 설비 역시 터빈으로 구동되기 때문에 별도의 전원이 필요 없는 피동 안전 설비이다.

1호기에서는 격리응축기의 작동이 일찍 멈추었지만, 2호기와 3호기는 노심격리 냉각기가 작동하여 2~3일 동안 노심손상이 발생하지 않았다. 사고의 진행이 3호기가 2호기보다 하루 정도 빨랐다. 2호기의 경우 노심 격리 냉각기가 오랫동안 작동했다. 1호기와 3호기에서는 수소폭발이 발생했지만, 2호기에서는 수소폭발이 관찰되지 않았다.

그림 1-14. 노심격리 냉각계통 (Reactor Core Isolation Cooling system)

배기설비는 일차격납용기의 압력이 증가하면 압력을 낮추기 위한 설비이다. 이 설비는 압력 강하 수조에서 배기되는 경로와 상부의 건조 격실에서 배기되는 경로 두 가지를 구비하고 있다. 압력 강하 수조를 통해 배기가 되면, 수조 내에서 방사성 물질이 제염되어 외부로의 방사성 물질 방출이 최소화될 수 있지만, 건조격실 (drywell)에서 배기되는 경우 방사성 물질의 제염이 최소화되어서 방사성 물질의 방출량이 더 많아지게 된다. 방사성 물질의 방출 거동과 관련하여 원전 부근에서 측정한 선량 자료는 그림 1-15와 같다^[37]. 이 그림을 보면 1호기, 2호기, 3호기에서의 사고 진행에 따라 여러 번에 걸쳐 방사성 물질이 방출된 것을 볼 수 있다.

그림 1-16은 현재까지 진행되고 있는 사고 복구 과정에 대한 개념도이다. 손상된 핵연료는 원자로 내부와 일차격납용기의 하부에 있는 것으로 알려져 있다. 하지만 아직도 방사선 준위가 높아서 로봇 등을 이용하여 원자로 내부 혹은 일차격납건물 내부를 보는 노력을 하고 있지만 아직 성공적이지 못하다. 손상된 핵연료로부터 붕괴열이 지속적으로 발생되므로 손상된 핵연료를 식히기 위해 원자로 내부와 일차격납건물 내부로 하루에 300톤 이상의 물이 아직까지 공급되고 있다. 한편 손상된 핵연료로부터 방사성 물질이 녹아 나오므로 이를 제거하기 위해 다핵종 제거장치가 사용되어 핵종을 제거하고, 정화된 물이 다시 원자로와 일차격납건물로 공급되어 손상된 핵연료를 냉각하게 된다.

자료: https://fdada.info/en/home2/accident2/measured2/ag_other-en/

그림 1-15. 원전 부근에서 측정한 선량 자료

그림 1-16. 후쿠시마 원전 1호기의 사고 복구 과정

후쿠시마 원전에는 지하수가 다량으로 유입되어 이들을 처리하기 위한 노력도 병행되고 있다. 그림 1-17에 그 개념도가 제시되어 있다. 원자로건물 및 터빈 건물로 지하수가 다량으로 유입되어 오염된 후, 원전의 손상 부위 등을 통해 바다로 배출되는 것을 막기 위해 바다 쪽에 방벽을 만들고 원자로는 동토벽^[38]으로 둘러싸서 고립시키는 노력이 병행되고 있다. 한편 지속적인 지하수 유입 때문에 원전 내부의 오염수 양이 지속적으로 증가하므로 이들로부터 핵종을 제거하여 원전 부근에 매일 수백 톤의 물을 저장하고 있다. 2017년 현재까지 이 노력이 지속되고 있으며 원전의 복구, 즉 손상된 핵연료를 꺼내어 안전한 곳에 보관하는 데까지는 아직도 수십 년이 더 필요할 것으로 추정된다.

그림 1-17. 후쿠시마 원전 부근 지하수 유입 및 오염수 누출 거동

그림 1-18. 후쿠시마 원전 부근 오염 경로 및 시간

그림 1-18은 사고 초기부터 시간이 지남에 따른 바람의 방향 및 방사성 물질의 이송 거동을 보여 주고 있다. 사고 초기에는 해양 쪽으로 바람이 불어서 특히 1호기에서 방출된 방사성 물질은 거의 대부분 해양으로 방출되었다. 3월 15~16일 사이에 가장 많은 방출이 이루어진 것으로 추정된다. 그림에는 비에 의한 침강, 건조 조건에서의 침강을 구별하여 표시하고 있다. 한편 Cs을 기준으로 주변 지역의 오염을 살펴보면 그림 1-18과 같다. 후쿠시마 원전 북서쪽으로 오염이 집중된 것을 볼 수 있다.

한편 해양으로도 방사성 물질이 방출되었는데 해양에서 Cs 및 I가 시간에 따라 줄어들고 있다. 원전에서 방출되는 오염수를 최소화하기 위해 2011년 8, 9월 사이에 해안 쪽으로 방벽을 설치하였다. 한편 오염된 해저 토양으로부터 해수로의 오염원 방출을 줄이기 위해 후쿠시마 항만 근처의 해저를 오염되지 않은 흙으로 덮는 노력이 2012년 3월부터 시작되었다.

원전에서 노심용융 사고가 발생하였을 경우 손상된 핵연료로부터 방사성 물질이 방출될 수 있는 기제는 대기를 통하여 방출되는 것과 오염수를 통해 방출되는 것의 두 가지이다.

그림 1-19에는 손상된 핵연료에서 대기로 방출된 방사성 핵종이 이동하는 기제에 대한 것이다. 노심손상이 진행되는 동안 핵연료로부터 방사성 물질이 방출되면, 이들이 수증기 수소 등과 혼합되어 배기 계통을 통해 굴뚝으로 방출되거나, 일차격납건물의 손상된 부분을 통해 원자로건물을 지나 대기로 방출되게 된다.

그림 1-19. 후쿠시마 원전에서의 방사성 물질 방출 대기 방출 경로

대기로 방출된 방사성 물질은 바람에 의해 육지 및 바다 등 주변 지역으로 이동하고 비가 내리게 되면 땅에 쌓이게 된다. 육지에 쌓인 방사성 물질은 비 혹은 하천에 의해 이송된다. 또 나무를 포함한 식물에 축적이 된다. 이 방사성 물질은 먹이 사슬을 통해 동물과 사람이 섭취하게 된다. 한편 바다의 오염은 대기로 방출된 방사성 물질이 바다로 떨어지거나 혹은 오염수가 직접 바다로 유입되어 이루어진다. 바다로 유입된 방사성 물질은 해류에 의해 먼 바다로 이송되면서 희석되거나, 해저 토양에 쌓이게 된다. 그림 1-19는 대기를 통해 방출되는 방사성 물질의 이동 경로가 도시되어 있다.

표 1-5에는 후쿠시마 원전사고 및 체르노빌 원전사고에서 대기로 방출된 주요 핵종에 대한 자료가 정리되어 있다. 후쿠시마 원전의 경우를 보면 대기로 방출된 주요 핵종은 ¹³¹I, ¹³⁷Cs, ⁸⁵Kr, ¹³³Xe 등이며^[39]으로 모두 휘발성이 강한 핵종이다. 반면에 휘발성이 없는 핵종은 거의 방출되지 않은 것을 알 수 있다. 방사성 물질은 핵연료로부터 방출되고, 원자로 계통과 일차 격납건물, 원자로 건물 등을 거쳐서 외부로 방출되게 된다.

표 1-5. 초기 재고량 및 대기로 방출된 핵종의 양 (PBq) (표 1-1과 동일함)

Radionuclides		Fukushima Daiich		Chernobyl
Radionuclides		Atmospheric Release¹⁾	Initial Inventory²⁾	Atmospheric Release³⁾	Initial Inventory⁴⁾
Noble gas	¹³³Xe	6,000–12,000	12,100	6,500	7,300
Noble gas	⁸⁵Kr	6.4–32.6	83.7	33	33
Volatile FPs	¹³⁷Cs	7-20	700	~85	290
Volatile FPs	¹³¹I	100-400	6,020	~1760	3,100
Low volatile FPs	⁹⁰Sr	3.3×10^-3–0.14	522	~10	200
	¹⁰⁶Ru	2.1×10^-6	2,240	>73	2,000
	¹⁴⁰Ba	1.1-20	11,200	240	5,300
Refractory elements	¹⁴⁴Ce	0.011	5,920	~50	3,200
	²³⁸Pu	2.4×10^-6–1.9×10^-5	14.7	0.015	1.0
	²⁴¹Pu	3.3×10^-7–1.2×10^-3	819	~2.6	170

주 1) IAEA, 2015. The Fukushima Daiichi Accident, Vol. 4.

2) Nishihara, K., Iwamoto, H., Suyama, K., 2012. Estimation of fuel compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant, JAEA-Data/Code 2012-018, Japan Atomic Energy Agency, Tokaimura.

3) IAEA, 2006. Environmental Consequences of the Chernobyl Accident and their Remediation: Twenty Years of Experience, Report of the UN Chernobyl Forum Expert Group “Environment”, Radiological Assessment Reports Series No. 8.

4) G. Kirchner and C. C. Noack, 1988. Core History and Nuclide Inventory of the Chernobyl Core at the Time of the Accident, Nuclear Safety, 29, pp.1-5.

방사성 핵종은 가열된 핵연료로부터 확산을 통해 핵연료 밖으로 방출되는데, MELCR 등 중대사고 해석 전산코드에서는 아래와 같은 모델에 따라 확산 계수를 모의한다.

D = D_o exp (- Q/RT)

여기서 R은 가스 상수, T는 온도, Q는 기동 에너지 (Activation Energy), D_o는 핵연로 연소도에 따라 정해지는 상수이다. 이 모델을 Cs에 대해 적용하고, 다른 핵종은 12그룹으로 나눈 후 그 방출량은 Cs을 기준으로 표 1-6에 제시된 비율에 따라 방출된다고 가정한다^[40]. 이 관계식을 이용하면 각 핵종의 방출율을 핵연료 온도의 함수로 표시할 수 있는데, 그 내용이 그림 1-20에 제시되어 있다. 핵종마다 방출이 시작되는 온도가 다르고, 핵연료의 온도가 증가하면 방출량이 증가하는 것을 볼 수 있다. 또 휘발성 핵종인 Xe, Cs, I, Te 그룹 외에는 방출량이 미미한 것을 알 수 있다. 이 경향은 표 1-5에 제시된 후쿠시마 원전사고 당시 대기로 방출된 핵종의 양과 종류와 유사한 것을 알 수 있다.

대기로 방출된 핵종의 양과 종류를 체르노빌 사고와 비교해 보자. 후쿠시마 원전사고에서 불활성 기체 비활성 기체의 경우 체르노빌 원전과 유사한 양이 방출되었지만, 휘발성 핵종인 ¹³⁷Cs과 ¹³¹I의 경우 체르노빌 원전의 1/4 수준으로 방출된 것을 알 수 있다. 비휘발성 핵종의 경우 후쿠시마 원전에서는 그 방출량이 체르노빌 원전사고의 경우보다 아주 작은 것을 알 수 있다. 그 이유는 체르노빌 원전사고의 경우 원자로 출력이 폭주하면서 핵연료가 손상되었고, 증기폭발 및 화재 등으로 인해 비휘발성 핵종이 입자 형태로 방출되었기 때문인 것으로 추정된다^[41].

표 1-6. MELCOR에서 사용되는 핵연료에서의 핵종별 방출 비율

Class Scale Factors	CORSOR-Booth
Class 1 (Xe, He, Ne, Ar, Kr, Rn, H, N)	1
Class 2 (Cs, Li, Na, K, Rb, Fr, Cu)	1
Class 3 (Ba, Be, Mg, Ca, Sr, Ra, Es, Fm)	3.3×10^-3
Class 4 (I, F, Cl, Br, At)	1
Class 5 (Te, O, S, Se, Po)	1
Class 6 (Ru, Rh, Pd, Re, Os, Ir, Pt, Au, Ni)	1×10^-4
Class 7 (Mo, V, Cr, Fe, Co, Mn, Nb, Tc, Ta, W)	0.001
Class 8 (Ce, Ti, Zr, Hf, Th, Pa, Np, Pu, C)	3.34×10^-5
Class 9 (La, Al, Sc, Y, Ac, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Ho, Er, Tm, Yb, Lu, Am, Cm, Bk, Cf)	1×10^-4
Class 10 (U)	1×10^-4
Class 11 (Cd, Hg, Zn, As, Sb, Pb, Tl, Bi)	0.05
Class 12 (Sn, Ga, Ge, In, Ag)	0.05

그림 1-20. 핵연료 온도에 따른 각 핵종의 방출량

후쿠시마 원전사고에서는 TMI 원전사고 혹은 체르노빌 원전사고에서 경험하지 못한 새로운 종류의 방사성 물질 방출 기제가 있다. 후쿠시마 원전에는 사고 직후부터 손상된 핵연료를 냉각하기 위해 하루에 300톤 이상의 냉각수가 원자로에 주입된다. 이에 따라 손상된 핵연료로부터 이 냉각수로 다양한 방사성 핵종이 녹아 나오고 있다. 그림 1-21에는 오염수를 통한 방사성 물질 방출 경로가 표시되어 있다. 이 오염수는 원자로건물과 터빈 빌딩에 축적된다. 일본 TEPCO는 이 오염수로부터 핵종을 제거하는 설비를 가동하고 이 오염수의 누출로 인해 주변이 오염되지 않도록 여러 조치를 취하고 있다.

그림 1-21. 후쿠시마 원전에서의 방사성 물질 방출 경로

이와 같이 후쿠시마 사고에서의 방사성 물질의 방출은 기존 사고들과 다르기 때문에, 손상된 핵연료로부터 어떤 핵종이 어느 정도 방출되는 것을 아는 것이 중요하다. 손상된 핵연료로부터 방사성 물질 대기로 방출되는 거동과 냉각수로 녹아 나오는 거동은 아주 다른데, 대기로 방출되는 거동에 대해서는 상당한 지식이 축적되어 있지만 냉각수로 방출되는 핵종의 종류나 양에 대해서는 관련 지식이 부족하다고 알려져 있다^[42].

바다에서 측정되는 핵종은 대기로 방출된 방사성 물질이 바다에 침강된 것과 오염수 방출 등으로 직접 바다로 방출된 것이 포함된다. 바다로 직접 방출된 핵종 중, ¹³⁷Cs의 방출 추정치는 대개는 1~5.5PBq^[43]이며 27PBq^[44]로 추정한 논문도 있다. 한편 ⁹⁰Sr의 방출량은 0.09~0.9PBq^[45]로 추정되며, 2013년 현재 매일 2.5~8.5GBq 정도의 ⁹⁰Sr이 바다로 방출되는 것으로 추정되고 있다^[46]. 2013년에 지속적으로 방출되는 ⁹⁰Sr은 오염수의 누출로 인한 것으로 추정된다.

한편 오염수로 누출되는 방사성 핵종에 대해서는 2016년 TEPCO의 발표 자료가 있었다. 후쿠시마 다이이치 원전 1호기의 터빈 빌딩과 2, 3호기의 일차격납건물에 고여있는 오염수에서 주요 핵종을 측정하였다. 2호기는 2013년 8월, 3호기는 2015년 10월에, ³H, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁴Nb, ¹⁰⁶Ru, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce, ¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ²³⁸Pu, ^239+240Pu, ²⁴¹Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm 등의 핵종을 측정하였다^[47]. 후쿠시마 원전 1호기에 대해서는 2015년 9월 터빈 빌딩 내의 오염수에 대해 측정하였다^[48].

이 오염수에서 측정된 핵종과 그 양을 볼 때, 손상된 핵연료로부터 냉각수로의 방출 거동은 대기 방출 거동과 아주 상이했다. 즉, 저휘발성 핵종들이 대기 방출에 비해 상당량 물로 방출되는 것이 관찰되었다. 예를 들면 2호기와 3호기의 일차격납건물 내의 오염수에서는 저휘발성인 ⁹⁰Sr이 휘발성인 ¹³⁷Cs에 비해 10배 이상의 농도로 검출되었다. 1호기 터빈 빌딩의 경우에도 ⁹⁰Sr의 방출량이 ¹³⁷Cs에 비해 1/10 정도로 측정되었다. 또 ¹⁴⁴Ce, ¹⁰⁶Ru, ²³⁸Pu 등도 상당량 방출되었다^[49].

위 자료를 볼 때 핵종이 손상된 핵연료로부터 대기로 방출되는 거동과, 오염수로 방출되는 거동이 아주 다른 것을 알 수 있다. 이 분야에 대한 연구가 앞으로 필요할 것으로 추정된다. 후쿠시마 원전 오염수에 대해 보다 광범위한 핵종 측정을 통해 많은 지식이 얻어질 것으로 기대된다.

오염수의 누출은 현재 후쿠시마 원전의 특수한 상황으로 TEPCO가 많은 노력을 기울이고 있는 부분이다. 그림 1-22에 오염수의 누출 방지 및 관리에 대한 개념도가 도시되어 있다. 후쿠시마 원전에는 매일 300톤 이상의 냉각수가 주입되고 있고, 또 많은 양의 지하수가 유입되고 있다. 또 원자로건물과 터빈 빌딩은 지진으로 손상된 부분을 통해 오염수가 발전소 외부로 유출될 수 있는 경로가 있다. 따라서 이 오염수의 누출을 방지하기 위해 일본은 다양한 노력을 경주하고 있다 그림 1-22에서 보는 것처럼, 원자로 주위에 동토벽 (ice wall)을 설치하고 바다 쪽으로의 누설을 방지하기 위해 격리벽을 설치하였다. 또한 오염수의 누출을 방지하기 위하여 곳곳에 펌프를 설치하여 오염수의 누출을 근본적으로 방지하고자 하였다. 그 과정은 5~6년간에 걸쳐 이루어졌으며 시행 착오도 많았다^[50].

그림 1-22. TEPCO의 후쿠시마 원전 오염수 처리 및 누출 방지 대책

2. 중대사고의 주요 현상

중대사고 현상은 핵연료의 손상 및 용융이 진행되면서 노심용융물과 냉각수 및 주변 구조물이 반응하는 과정에서 발생하는 현상으로, 그 과정에서 방사성 물질의 방출 및 이송을 포함한다. 그림 2-1에 중요한 중대사고 현상을 표시하였다.

그림 2-1. 주요 중대사고 현상

노심용융물은 2,000℃가 넘는 초고온이며 지속적인 붕괴열 생성으로 적절한 냉각이 이루어지지 않으면 궁극적으로 원자로 용기를 파손시키고 외부로 방출될 수 있다. 그림 2-1은 원자로 내부에 노심용융물이 형성되어 원자로 하반구를 파손시키고 격납건물로 방출된 모양을 보여주고 있다. 또한 노심용융 진행과정 중 생성된 수소와 핵분열 생성물 (Fission Products: FPs)이 가압기 상부의 안전밸브를 통해 방출되는 모습도 화살표로 표시되어 있다. 한편 가압기 상부의 방출 배관이 격납건물 내 재장전 수조로 스파저를 통해 연결된 경우에는 방출되는 수증기, 수소, 방사성 물질 등이 재장전 수조에서 수증기는 응축이 되고, 수용성 방사성 물질은 물에 녹게 되면서 물에 녹지 않는 수소와 방사성 물질 일부가 격납건물로 방출된다.

원자로가 파손되는 경우에는 노심용융물이 원자로 하부의 격실로 방출되고 노심용융물과 콘크리트가 반응하게 된다. 노심용융물에서는 지속적으로 붕괴열이 발생되므로 고온의 노심용융물과 콘크리트가 반응하면서 CO 및 H2를 포함하는 가연성 가스가 방출되고 콘크리트는 침식된다. 이 과정을 노심용융물-콘크리트 반응 (Molten Core Concrete Interaction: MCCI)이라고 칭한다.

노외로 방출된 노심용융물을 냉각하고 콘크리트 침식을 멈추기 위해 운전원은 냉각수를 공급한다. 노심용융물이 격실 (원자로 공동)로 방출되기 전에 원자로 격실에 물이 채워져 있는 경우도 있는데 특정 조건에서는 노심용융물과 냉각수가 폭발적으로 반응하기도 한다. 이 현상을 증기폭발 (steam explosion)이라고 한다.

한편 원자로가 고압인 상태에서 파손되면 원자로 용기로부터 노심용융물이 분출되면서 작은 크기로 파쇄된다. 이 경우 용융물의 표면적이 급격하게 증가하여 격납건물 대기로의 열전달량도 커지면서 격납건물의 압력이 증가한다. 이 현상을 격납건물 직접가열 (Direct Containment Heating: DCH) 혹은 고압 용융물 분출 (High Pressure Melt Ejection: HPME)이라 부른다.

노심손상이나 MCCI 과정 중 발생한 수소가 격납건물로 방출되면 수소는 가벼운 기체이기 때문에 격납건물의 상부로 이동한다. 수소의 농도가 증가해 가연한계 (flammability limit)에 도달하면 수소연소가 발생하게 된다. 또한 수소가 특정 지역에 집중적으로 모이게 되면 후쿠시마 원전사고에서 본 것과 같은 수소폭발이 발생할 수도 있다. 이와 같이 격납건물은 증기폭발, 수소폭발 등의 충격하중에 의해, 또는 지속적인 가압 및 가열에 의해 손상될 수도 있다.

방사성 물질이 격납건물 외부로 방출되는 경로는 두 가지가 있을 수 있다. 하나는 격납건물의 손상에 의한 것이다. 격납건물의 설계압력 이상으로 압력이 높아지면 격납건물에 누설이 생겨 방사성 물질이 외부로 방출된다. 두 번째는 증기발생기 세관파단이 일어난 경우로, 격납건물이 손상되지 않았더라도 원자로에서 발생된 방사성 물질이 증기발생기에 연결된 주 증기관의 밸브를 통해서 외부 대기로 방출될 수 있다.

방사성 물질은 에어로졸 형태 혹은 가스의 형태로 방출된다. 격납건물 내부의 살수계통은 에어로졸 형태로 부유중인 핵분열 생성물을 제거함으로써 격납건물이 손상되는 경우에도 많은 양의 방사성 물질의 방출을 막을 수 있다.

중대사고의 현상들은 원자로 내부에서 발생하는 노내 현상 (in-vessel phenomena), 원자로 밖에서 발생하는 노외 현상 (ex-vessel phenomena), 그리고 방사성 선원 거동 (source term behavior)으로 크게 구별할 수 있다.

2.1 원자로 노심손상

TMI 사고의 경우에는 노심의 핵연료가 1/3 이상 손상 되었다. 사고 종료 후 노심의 상부는 파편 형태의 고화물의 형태로, 중간은 노심용융물이 모여 있다가 굳은 형태로, 그리고 하부는 노심용융물이 바닥의 노심 지지 구조를 뚫고 이송된 후 고화된 형태로 있는 것으로 밝혀졌다^[51]. 원자로 중앙에 노심용융물이 위치하고 노심용융물의 하부는 고화층 (crust)으로 단열이 된 구조에서, 붕괴열에 의해 노심용융물 풀이 점점 자라면서 노심용융물의 일부가 노심 주위의 지지물을 손상시키고 원자로 용기 하부로 이동한 것이다. 이런 현상은 가압경수로 원자로 내부에서의 전형적인 노심손상 거동으로 이해된다.

노심용융물은 UO₂, ZrO₂, Zr, Fe 등 다양한 성분의 물질을 포함하고 있으므로 이러한 물질들의 물리 · 화학 거동은 중대사고에서의 노내 현상과 밀접하게 연관되어 있다. TMI 사고 이후로 노심용융물의 용융 및 고화 거동에 대한 이해가 높아졌으며^[52], 2000년 초반까지도 노심용융물의 물리화학 거동에 대한 연구가 진행되었다.

현재까지의 가장 큰 기술적인 쟁점 중의 하나는 노심용융물이 원자로 안에서 어떤 형태를 가질 것인가 이다. 노심손상 경위에 따라서 지르칼로이 피복재의 산화율, 노심용융물 중 철 성분의 양, 또 U와 Zr의 비율 등이 결정되며, 노심용융물의 조성에 따라 노심용융물이 혼합물로 있을 수도 있고 두 개의 액상으로 분리되어 있을 수도 있다는 것이 OECD/MASCA 연구^[53]에서 규명되기도 했다.

노내에서의 중대사고 진행은 크게 초기 노심손상과 후기 노심손상의 두 단계로 구분할 수 있다. 초기 손상은 원래의 건전한 모양을 유지하면서 노심 노출로 인해 연료봉이 가열되는 단계로 여기에는 피복재 산화에 의한 급격한 연료봉 온도상승까지 포함된다. 후기 노심손상은 노심의 변형이 일어나는 단계로, 연료물질의 용융 및 재배치 과정을 거쳐 하부 반구로의 이송까지를 포함한다.

2.1.1 초기 노심손상

노심 가열은 초기사고로 인해 원자로 용기 내부의 냉각수가 상실되고, 안전계통을 통한 냉각수 공급의 실패로 노심 수위가 회복되지 않아 연료봉이 냉각수 수위 밖으로 노출되면서 일어나는 현상이다. 설계기준사고의 경우에는 냉각재 상실사고나 과도사고가 일어나면 발전소의 다양한 안전계통이 가용하여 연료봉에 냉각수를 공급함으로써 노심이 냉각되어 안전하게 사고가 종료된다. 그러나 만일 초기사건과 더불어 안전계통도 작동하지 않게 되면 노심으로 냉각수 주입이 실패하여 궁극적으로 연료봉이 노출되면서, 중대사고로 전개된다.

연료봉 노출 후 온도가 상승하는 이유는 연료봉에서 발생하는 붕괴열 때문이다. 발전소가 전출력 운전 상황에서 정지되면 연료봉에서는 붕괴열이 방출된다. 붕괴열의 크기는 발전소 정지 직후 전출력의 최대 약 6~7% 정도이며, 그 이후 초반에는 시간에 따라 급격히 감소하지만 시간에 비례하여 감소하지 않는다. 그림 2-2는 시간에 따른 붕괴열 방출 특성을 보여준다. 이 그림에서 보듯이 효과적인 사고관리를 위해서는 초반의 붕괴열제거와 지속적인 열제거가 모두 필요함을 알 수 있다.

그림 2-2. 시간에 따른 붕괴열 방출 특성

핵연료봉 가열에 이은 두 번째 중대사고 현상은 피복재 손상에 따른 연료 펠렛과 피복재 사이의 간극으로부터 냉각계통으로의 핵분열 생성물 방출이다. 정상적인 운전상태나 설계기준사고 상태에서는 연료봉이 냉각수에 잠겨있어 연료봉으로부터 방출되는 에너지를 냉각수가 제거하므로 연료봉은 충분히 낮은 온도로 유지되지만, 사고 후 안전 계통이 작동하지 않아 연료봉이 노출되면 연료봉으로부터 붕괴열을 충분히 제거하지 못해 연료봉은 가열된다. 이 때 간극의 압력은 연료 펠릿^[54] 내부로부터 간극으로 기체상태의 핵분열 생성물이 확산됨에 따라 상승한다. 피복재 온도와 간극 압력이 어느 기준 이상으로 높아지면 피복재는 손상되어 간극의 핵분열 생성물들이 냉각재계통으로 방출되며, 이를 간극방출 (gap release)이라고 표현한다. 실험에 따르면 피복재 온도가 1,000K 정도이면 피복재가 손상된다고 알려져 있다^[55].

원자로 용기 내부에는 지르칼로이 (피복재)를 비롯하여 B4C (제어봉)나 강철 혹은 인코넬 (구조물) 등 여러 금속 물질들이 있으며, 이러한 금속들은 어느 온도 이상이 되면 수증기와 산화반응한다. 원자로 용기 내 금속 물질의 산화는 중대사고 관점에서 두 가지 중요성을 갖는다. 하나는 이 산화반응을 통해 수소가 생성되는 것이고, 둘째는 이 반응이 발열반응이어서 연료봉을 급격하게 가열시킨다는 점이다. 피복재의 산화반응식은 다음과 같으며, 이 식에서 Q는 발열 에너지로 6.16×10⁸J/kg-mole의 값을 갖는다:

Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂ + Q

피복재 산화층 (ZrO2) 두께 (혹은 질량) (X)는 다음과 같은 실험 상관식으로 표현된다:

여기서 K는 반응상수 (rate coefficient)로 온도 T[K]와 상수 A, B, 그리고 일반기체상수인 R의 함수로 주어지며, 그림 2-3은 온도에 따른 다양한 실험 상관식의 반응상수를 보여준다.

그림에서 보듯이 반응상수는 1,300K 부근에서는 10^-4 정도로 미미하지만, 피복재 온도가 증가하면서 가파르게 (축 방향으로는 10배씩 증가함) 상승함을 알 수 있으며, 일부 상관식에서는 1,850K 부근에서 급격하게 증가하기도 한다. 다만, 이 산화반응상관식은 반응이 진행될수록 산화막의 두께 증가에 따라 반응률이 감소하는 특성을 가지고 있으며, 이는 산화막의 성장에 따라 피복재 외부 표면을 통해 (수증기에 포함된) 산소가 피복재 산화층 내부로 침투하기 어렵기 때문이다.

자료: F. Fichot, “Session 6: Early In-vessel core degradation,” SARNET presentation material, 2013.

그림 2-3. 피복재 산화반응 반응계수

산화반응률에 비례하여 화학 반응열이 발생하므로 산화반응이 일어나는 피복재부터 온도가 상승한다. 산화반응이 급격해지면 반응열이 핵연료의 붕괴열보다 더 커지게 되어 피복재는 지르칼로이 용융온도까지 도달할 수 있다. 이러한 산화반응은 무한히 진행되지 않으며, 수증기가 고갈되거나 금속 지르칼로이가 남아있지 않으면 반응은 종결된다.

피복재 산화반응에 의한 수소 생성량은, 1몰의 지르코늄이 반응하여 산화지르코늄이 되면서 2몰의 수소가 만들어지는 앞의 반응식에 의해 정해진다. 따라서 초기 지르코늄의 양에 따라 노심에서 100% 산화가 이루어지는 경우의 최대 수소 생성량을 예측할 수 있다. 국내 가동 중 원전인 OPR1000이나 APR1400의 경우 일반적으로 노심에서 30~50% 정도의 금속 지르코늄이 산화되며, 생성되는 수소의 양은 500~1,000kg 정도이다. 지르코늄 이외의 다른 금속들도 유사한 반응에 의해 산화되며, 이때 추가적으로 수소가 생성된다.

2.1.2 후기 노심손상

후기 노심손상은 연료봉이 손상되어 초기의 구조를 상실하는 변형 단계로 볼 수 있으며, 노심의 각 부분이 변형되어 이동하는 현상을 재배치 (relocation)라고 한다. 연료봉 손상은 다양한 형태로 시작할 수 있으며, 여기에는 각 구성 물질의 용융온도에 따른 재배치, 용융온도 도달 이전에 구성 물질의 강도 약화에 따른 건전성 상실에 따른 재배치, 혹은 구성 물질 간의 상호 화학적 작용에 의해 각 물질의 용융온도보다 낮은 온도에서의 재배치 등이 고려될 수 있다.

자료: Hofmann K. (1999), Current Knowledge on Core Degradation Phenomena, A Review, Journal of Nuclear Materials, Vol. 270, pp. 194-211.

그림 2-4. 핵연료 재료의 반응 온도

그림 2-4는 원자로 용기 연료물질의 용융온도를 보여준다. 단일 물질의 경우 연료봉의 UO₂는 약 2,850℃, 지르칼로이 피복재는 약 1,760℃, 대부분의 구조물을 형성하는 강철 (혹은 인코넬)은 약 1,450℃에서, 그리고 제어봉 물질인 B4C는 약 2,400℃에서 녹기 시작하며, 피복재가 산화되면서 피복재 표면에 생성되는 산화지르코늄 (ZrO₂)은 약 2,690℃에서 용융된다. 따라서 사고가 진행하면서 용융온도가 가장 낮은 제어봉 외각의 인코넬이 녹고, 뒤이어 지르칼로이 피복재가 녹는다. 다만, 피복재 안쪽의 지르칼로이는 표면의 산화층보다 용융온도가 낮아 비록 일찍 녹지만 외부의 ZrO₂층에 의해 보호되어 용융과 동시에 흘러내리지 않을 수도 있다. 여기서는 각 물질이 용융온도에 도달하면 재배치된다고 가정하여 기술하였다.

연료물질이 용융온도에 도달하면 원위치를 벗어나 하부로 흘러내린다. 일반적으로 온도가 높은 영역부터 재배치가 시작되므로, 용융된 물질은 하부 노드의 낮은 온도 환경과 만나 다시 굳게 되는 고화과정 (solidification)을 거친다. 이때 노심용융물질의 일부, 혹은 전부가 고화될 수 있으며, 하부 노드 온도 조건에 의존한다. 고화현상은 주로 온도가 현저히 낮은 스페이서^[56]나 냉각수 수위 부근에서 일어난다. 이렇게 하부 연료봉 표면에 용융 물질이 재배치되어 고화되면 연료봉 사이의 냉각수 유로가 좁아질 수 있으며, 이러한 용융-고화과정이 되풀이되면 궁극적으로 유로 막힘 (flow blockage)이 초래될 수 있다.

그림 2-5. 노심손상 진행 개념도

그림 2-5는 노심의 연료봉 표면에서 일어날 수 있는 재배치과정을 모의한 개념도이다^[57]. 피복재 표면에 산화층이 형성되고 (그림 a), 용융된 지르칼로이는 하부 노드로 먼저 재배치되면서 고화되어 유로가 좁아지고, 뒤이어 산화지르코늄이 재배치되면서 유로가 막히게 된다 (그림 b). 그 이후부터 재배치되는 노심용융물은 막힌 유로 상부 공간에 재배치되어 초기에는 고화되었다가 연료봉으로부터의 붕괴열 생성과 주변 냉각수와의 열전달 면적 감소로 인한 온도상승으로, 궁극적으로 노심용융물 풀이 생성될 수 있다 (그림 c). 시간이 지남에 따라 노심용융물 풀은 축 방향과 반경 방향으로 성장하며 (그림 d), 하부 노드 열수력 조건에 따라 봉쇄된 유로가 다시 열려 노심용융물이 노심지지판을 통해 하부반구로 재배치되거나 반경 방향으로 성장하여 노심 외곽의 구조물을 뚫고 원자로 하부 반구로 재배치될 수도 있다.

TMI 사고에서는 운전원 조치에 의해 하부 반구와 연료봉 하단에 냉각수가 존재하였다. 이 경우 노심용융물 재배치로 인해 유로가 봉쇄된 이후 노심에 형성된 노심용융물은 용융물풀 하단에 형성된 견고한 고화층 때문에 하부방향 대신 노심 반경 방향으로 성장하여 노심 외곽의 구조물을 훼손시키고 하부반구로 재배치되는 사고 진행을 보여주었다. 그러나 심각한 중대사고 시나리오에서는 안전주입계통의 실패로 대부분 연료봉 하단도 노출되며 이 과정에서 용융된 연료물질은 재배치 과정을 통해 일부 물질은 고화되고 일부는 노심지지판 (core support plate)으로 바로 재배치되거나, 혹은 유로 봉쇄 이후 노심용융물 풀로부터의 열전달로 인해 하부 유로가 재개방되어 노심용융물질이 노심지지판으로 재배치될 수 있다.

노심 중앙을 통한 하부 반구로의 노심용융물 이송은 핵연료 집합체를 지지하고 있는 노심 지지판의 건전성 상실시점과 연계되어 있다. 노심지지판은 평판과 수직 구조의 빔으로 구성되어 있고, 평판에는 수많은 구멍이 있다^[58]. 하부반구로의 노심용융물 이송은 연료물질이 재배치된 이후 가열 과정에 따라 손상 여부를 판단하고, 이에 따라 재배치 시점과 재배치 질량을 예측한다.

노심손상 거동에 대한 전반적인 현상은 위에 기술하였지만 여전히 많은 불확실성을 내포하고 있다. 특히 노심손상 후기 단계에서 언급되는 가열이나 용융에 따른 연료물질 간의 상호작용, 예를 들면 공융 (eutectic) 물질의 형성이나 용해 (dissolution) 현상 등, 노심용융물 풀 형성에 따른 U-Zr-O 혼합물의 물성치와 구성 비율, 그리고 특히 핵분열 생성물 방출 및 이송 특성에 영향을 준다고 알려진 B₄C 제어봉의 보론 성분 등이 사고 진행을 예측하는 데 불확실성을 초래한다고 알려져 있다.

경수로 중대사고관리전략에는 직접적인 노심 냉각을 위해 원자로 용기에 냉각수를 공급하여 노심을 냉각시키는 재충수 (reflooding) 전략이 있다. 재충수 전략은 사고 종결을 위한 가장 효율적이지만 노심에서의 다양한 중대사고 현상과 노심 형상에 대한 정보 부재로 많은 불확실성을 내포하고 있다. 즉, 노심이 노출된 이후 냉각수가 이른 시간에 주입되면, 연료봉은 충분히 가열되지 않아 설계기준사고에서처럼 사고가 종료될 수 있다. 그러나 냉각수 주입 시점이 늦어지면, 산화반응이 가능한 온도의 피복재가 새로이 수증기와 만나 추가적으로 수소를 생성할 수도 있고, 차가운 냉각수와 연료봉이 접촉하여 산화된 피복재가 깨져 연료봉의 핵분열 생성물이 추가적으로 방출되는 역효과 (adverse effect)가 생길 수 있다. 또한 초기 건전 노심의 형상이 상실한 후에 냉각수가 주입되면 연료물질의 표면적 감소로 냉각수의 노심 냉각 성능이 떨어져 노심은 지속적으로 손상될 수도 있다. 따라서 효과적인 사고전략 수행을 위해서는 중대사고에 대한 전반적 현상과 상황 변화에 따른 현상 이해 능력이 수반되어야 한다.

노심손상 거동을 모의하기 위하여 다양한 물리화학적 모델들이 개발되고 있지만, 현상이 복잡하고 중대사고의 특성에 따른 실험 자료의 부족으로 중대사고 현상 해석모델의 검증은 많은 어려움을 가지고 있다. 따라서 새로운 모델이나 전산 프로그램이 개발되면 객관적인 타당성을 확보하기 위하여 개별 실험이나 Phebus 등과 같은 종합 실험^[59]의 모의를 통해 종합적 해석 능력에 대한 검증을 수행하고, 이를 통해 해석에 사용되는 모델의 신뢰성을 높이는 노력을 기울이고 있다.

2.1.3 노심용융물 노내억제

노심용융물 노내억제 (In-Vessel corium Retention: IVR)란 원자로 안에 있는 노심용융물에서 발생되는 열을 원자로 내부 및 외부에 있는 냉각수로 전달하여 제거하는 것이다. 이 전략은 노심용융물을 원자로 용기 안에 가두어 두어, 격납건물 안에서 발생할 수 있는 추가적인 중대사고 현상, 예를 들면 격납건물 직접가열 (Direct Containment Heating)과 노심용융물과 콘크리트 반응 (Molten Core Concrete Interaction)을 미연에 방지할 수 있게 한다. 따라서 이 방안은 가동 중 원전에 대한 가장 중요한 중대사고관리 방안 중의 하나이며, 동시에 신규 건설 원전의 중대사고 대처 설계에 적극 반영되고 있다.

원자로 용기 외벽냉각에 의한 노심용융물 노내억제 전략 (IVR-ERVC, In-Vessel Retention by External Reactor Vessel Cooling)은 미국의 AP600^[60] 및 핀란드의 Loviisa^[61] 원전에 대해 최초로 제안되었고 러시아의 VVER640, 최근에는 출력이 다소 큰 AP1000^[62]원자로에도 적용되었다.

이 전략의 성공 조건은 원자로 용기 외벽에서 비등 열전달을 통해 제거할 수 있는 최대 열제거량인 임계열속 (Critical Heat Flux: CHF)이 원자로 용기 하반구의 노심용융물로부터 하반구로 가해지는 열속보다 커야 하는 것이다. 따라서 원자로 출력이 작은 원전은 노심용융물로부터 원자로 용기로 가해지는 열속을 원자로 용기 외벽에서의 비등 열전달로 충분히 제거할 수 있어서 열적 여유도 (thermal margin)가 크나, 출력이 큰 원자로는 그렇지 못하다. 이 경우에는 원자로 외부를 냉각할 뿐 아니라, 원자로 내부에도 냉각수를 주입하여 원자로 용기의 내ㆍ외부 양쪽에서 냉각을 시도한다. 원자로 내부에 노심용융물이 형성되어 원자로 하부로 이동한 상태에서, 원자로 용기가 물에 잠겨있고, 또 원자로 용기 내부에도 냉각수가 주입된다^[63]. 그림 2-6에 이 경우에 대한 개념이 도시되어 있다.

그림 2-6. 원자로 용기 외벽냉각 및 원자로 용기 내부 냉각수 주입

원자로 용기 하반구에서 노심용융물 거동

노심의 핵연료와 구조물이 녹아 생성된 노심용융물은 사고 전개에 따라 원자로 용기 하반구로 재배치된다. 재배치된 노심용융물은 구성 물질들의 밀도차이 때문에 그림 2-7에서 보는 바와 같이 2개 층으로 분리될 수 있다. 즉, 밀도가 높은 UO₂와 ZrO₂ 등의 산화 노심용융물은 하부에 존재하게 되고 철과 Zircaloy 등의 금속을 많이 포함한 금속 노심용융물은 산화 노심용융물 상부에 위치하게 된다.

그림 2-7. 원자로 용기 하반구에서 노심용융물이 2개 층으로 형성된 모습

이런 구조에서, 하부의 산화 노심용융물층에서는 붕괴열에 의한 자연대류가 일어나며, 동시에 상부의 금속 노심용융물층 및 원자로 하부 반구로 열을 전달한다. 또한 상부 금속 노심용융물층은 하부의 산화 노심용융물층으로부터 열을 전달받아 상부로는 복사에 의해, 측면으로는 원자로 용기를 통한 전도에 의해 열을 방출한다. 마지막으로 이들 노심용융물층이 원자로 용기와 접촉하는 경계에서는 고화층 (crust)이 발생하고 이 고화층을 통해 열이 전달된다. 이런 현상에 의해 원자로 용기 벽으로 가해지는 열속이 결정된다.

그림 2-8은 원자로 용기의 바닥 중간점을 기준으로 하여 원자로 용기를 따라 가해지는 열속을 각도에 따라 표시한 것이다. 이 그림을 보면 원자로 용기 아래쪽에서는 열속이 낮고 원자로 하반구가 실린더 형태의 원자로 용기를 만나는 지점부터 열속이 높아지는 것을 볼 수 있다. 또한 금속 노심용융물층에서 원자로 용기에 가해지는 열속이 급격히 높아지는 것을 알 수 있다. 금속 노심용융물층에서 열속이 급격히 높아지는 이유는 금속 노심용융물의 열전도도가 하부의 산화 노심용융물층보다 훨씬 높고, 또한 산화 노심용융물층과 원자로 용기가 접촉하는 부분에서는 크러스트가 형성되어 열전달을 방해하기 때문이다. 이렇게 금속 노심용융물층에서 원자로 용기 벽면에 열속이 집중되는 현상을 열집중 현상 (Focusing Effect)이라고 칭한다.

그림 2-8. 원자로 용기 하반구를 따라 가해지는 열속분포

그림 2-9. 원자로 용기 하반구에 형성된 3개 노심용융물층 모습

한편 원자로 용기 하반구의 노심용융물은 그림 2-9에서 바와 같이 3개 층으로 분리될 수도 있다. 이와 같은 원자로 용기 최하단부에 고밀도 금속 노심용융물층이 형성되는 이유는, 산화 노심용융물층에 있던 금속핵연료인 U가 추출되어 하부의 금속 용융물층에 더해지면서 금속 노심용융물층의 밀도가 산화 노심용융물층의 밀도보다 크게 되어 산화 노심용융물층 하부로 금속 노심용융물층이 이동하기 (layer inversion) 때문이다. 이에 따라 그림에서 보는 바와 같이 산화 노심용융물층 상ㆍ하부에 금속 노심용융물층이 존재하게 된다. 이와 같은 금속 노심용융물층의 이동은 노심용융물 내의 탄소 성분이 0.2wt% 이상인 경우와 순수 Zircaloy 성분이 많을 때 잘 발생된다고 알려져 있다. 국내 OPR1000과 APR1400은 B4C 제어봉을 사용하기 때문에 노심용융물에 탄소 성분이 0.2wt% 이상이 되어 고밀도 금속 노심용융물층이 산화 노심용융물층 하부로 이동할 수 있다. 이렇게 노심용융물이 3개 층으로 분리될 경우 상부 금속층의 양이 적어져서 열집중 현상이 더욱 두드러질 수 있다는 연구 결과가 제시되기도 하였다^[64].

산화 노심용융물층은 붕괴열과 현열 (sensible heat)을 가지고 있으므로 자연대류 열전달이 발생한다. 산화 노심용융물층 상부에 쌓이는 금속 노심용융물층은 붕괴열을 포함하지 않지만 하부의 산화 노심용융물층에서 전달되는 열에 의해 가열되며 사고 진행에 따라 상부 표면에서 냉각수에 의한 열제거나 상부 구조물로의 복사에 의해 열제거가 이루어진다. 특히 금속 노심용융물층은 산화 노심용융물층으로부터 전달되는 열에너지가 노심용융물 풀 상부로 제거되는 것을 방해하는 차폐 역할을 하며 그 자체가 가열되어 원자로 용기 측면에 열하중 집중현상이 발생한다. 금속 노심용융물층의 열하중 집중은 노내 억제전략 시 원자로 용기의 건전성을 위협하는 가장 중요한 위험 인자이다. 하부 금속 노심용융물층에서는 내부가열 자연대류 열전달이 발생하며, 상부의 산화 노심용융물층과 원자로 용기 하반구로 열전달이 발생한다.

원자로 설계에 따라 각 핵연료의 양, 원자로 내부 구조물의 물질이 다소 다르고, 제어봉 물질이 다르며, 중대사고 진행과정에 따라 노심용융물의 조성이 변화될 수 있다. 따라서 각 사고 경위에 대해 노심용융물이 다른 성층화 형태를 가질 수 있다는 점이 고려되어야 한다. 노심용융물층의 성층화 형태는 원자로 용기 하반구로의 열속분포에 영향을 크게 미치기 때문에 노내억제 전략 평가에서는 이를 꼭 고려하여야 한다.

한편 노심용융물이 원자로 용기 하반구로 재배치될 때 하반구에 냉각수가 존재하면 원자로 용기 하반구에 노심파편층 (debris bed)이 형성될 수 있다. 노심파편층은 사고 진행과정에 따라 노심용융물층 상부와 하부에 형성될 수 있다. 이렇게 형성된 노심파편층 또한 노심용융물과 하부반구 및 상부로의 열전달에 많은 영향을 미친다.

원자로 용기 외벽에서의 열전달

외벽냉각 전략을 적용한 원전은 원자로 용기 외벽과 원자로 용기 외부에 설치된 단열체 사이의 환형 간격에 충분히 냉각수가 주입되어야 하고 원자로 용기 하반구 외벽에서 생성되는 증기가 충분히 원자로 공동 및 격납건물 대기로 방출되어야 한다. 그림 2-10에는 AP600과 AP1000의 원자로 용기 외벽과 단열재 사이의 간격에 냉각수를 주입하고 증기를 배출하는 방안에 대한 개념도를 보여주고 있다. 그림에서 보는 바와 같이 AP600과 AP1000은 ball-and-cage 개념을 도입하여 하부에서 냉각수를 주입하고, 외벽에서 생성되는 증기를 배출하게 된다. Ball-and-cage 개념은 원자로 정상운전 시에는 ball이 단열재 하부를 막고 있다가 원자로 공동에 냉각수가 주입되면 부력에 의해 ball이 떠올라 단열재 내부로 냉각수가 유입되도록 하며, 떠오른 ball이 멀리 달아나지 못하도록 cage로 ball을 감싸는 설계이다.

그림 2-10. 미국 AP600과 AP1000의 원자로 용기 외벽냉각 개념도

그림 2-11은 국내 APR1400의 원자로 용기 외벽냉각 관련 계통을 보여주고 있다. 비상운전 절차서 (Emergency Operating Procedure: EOP)를 이용하여 원전의 사고를 제어하는 도중에 노심출구 열전대의 온도가 650°를 상회하면 주 제어실의 운전원은 기술지원센터 (Technical Support Center: TSC)의 허락 하에 안전정지 냉각펌프 (Shutdown Cooling Pump: SCP)를 수동으로 작동시켜 원자로 공동에 냉각수를 주입시킨다. 원자로 공동 충수 운전은 공동의 수위가 고온관과 저온관 중심선보다 높은 위치가 될 때까지 지속되며 이 수위에 도달하면 수동으로 정지시킨다. 원자로 공동으로 냉각수가 주입되면, 원자로 용기 외벽냉각을 위한 원자로 용기 단열재 내로의 냉각수 주입 및 원자로 공동으로의 증기 배출은 피동적으로 이루어진다. 원자로 공동의 증기는 격납건물 내의 대기로 방출되도록 설계되었다.

그림 2-11. APR1400의 원자로 용기 외벽냉각 관련 계통

원자로 용기와 단열재 사이의 환형공간에서는 전단키 (shear key) 부위의 최소 간격에 의해 냉각재 순환유량이 제한된다. 원자로 용기 외벽에서 냉각수에 의해 제거할 수 있는 최대 열량인 임계열속은 원자로 용기 외벽과 원자로 용기 단열재 사이에서 냉각수의 자연대류에 의해 유발되는 유량과 밀접한 관련이 있다. 자연대류 유량은 이상유동의 유로조건에 따라 변하며, 유로의 입구와 출구의 조건과 매우 밀접한 연관성을 가진다. 즉, 일반적으로 냉각수 주입구와 배출구 면적이 증가되면 냉각수 유량이 증가되고 증가된 냉각수 유량은 임계열속을 증가시킨다.

원자로 용기 외벽과 단열재 사이의 환형공간에서 안정적인 자연순환 유동을 형성시키기 위해서 단열재의 유선형 설계, 최소 환형간격의 확장, 충분한 냉각수 유입구 및 배출구 면적의 확보가 필요하다. 단열재 내부의 자연순환 유량은 순환유량이 작을 때는 유입구 면적에 비례하고, 순환유량이 클 때는 배출구 면적에 의해 제한된다. 원자로 용기 외벽과 단열재 사이의 유동 불안정성을 방지하기 위해서는 단열재 상부에 냉각수 배출구 이외에 별도의 증기배출구를 추가로 설치하여야 한다. 또한 그림 2-6에서와 같이 원자로 용기 외부를 냉각할 뿐 아니라, 노내에도 냉각수를 주입하여 노내외에서 노심용융물을 냉각하는 전략을 채택하여 열제거 능력을 향상하는 전략이 제시되고 있다.

2.1.4 원자로 용기 파손

노심용융물이 원자로 용기 하반구로 재배치되었을 때 원자로 용기 파손방지를 위한 조치를 취하지 않으면 원자로 용기는 파손된다. 원자로 용기의 파손 형태는 사고에 따른 노심용융물의 방출 시간, 방출률, 방출 노심용융물의 성분 등을 결정하고 나아가 격납건물 직접가열 등과 같은 원자로 용기 파손 후 격납건물 내 제반 현상의 초기 조건을 결정한다. 원자로 용기 하반구의 파손을 일으키는 원인은 발전소 유형 및 사고의 진행 경위에 따라 관통관 가열파손, 관통관 분출, 원자로 용기 하반구 전체파손, 원자로 용기 하반구 불균일 가열파손 등으로 구분할 수 있다.

· 관통관 가열파손 (Penetration Tube Heatup and Rupture): 원자로 용기 하반구로 재배치되는 고온의 노심용융물이 관통관 (penetration tube) 내로 주입되어 관통 배관 파손을 발생시킬 수 있다. 노심용융물이 배관 내부로 유입된 후, 유입된 노심용융물이 원자로 용기 외측의 배관에서 고화되어 배관을 막으면 배관 내부와 외부 사이의 높은 압력 차이와 배관 내에 있는 노심용융물의 높은 온도에 의해 배관이 파손될 수 있다. 이러한 관통관 가열파손에 대한 가능성 및 그 영향에 대한 평가하기 위해서는 관통관을 손상시킬 수 있는 노심용융물의 온도 범위와 고화되기 전에 관 내에서 노심용융물이 이동할 수 있는 거리에 대한 평가가 선행되어야 한다. TMI-2 원전에서는 관통관의 온도가 초기에 급격하게 상승하고 상부의 계측 배관 부분은 용융온도 이상으로 가열되었으나 파손은 발생하지 않았다. 노심용융물 및 배관의 구조, 노심용융물 및 관의 재질, 계통 압력, 초기 노심용융물 속도와 과열 정도 및 노심용융물과 관 표면 사이의 접촉 형태 등이 노심용융물에 의한 관통관 파손을 결정하는 주요 인자들이다.

· 관통관 분출 (Penetration Tube Ejection): 원자로 용기 하반구로 재배치된 노심용융물의 지속 가열로 인해 관통관 용접 부위의 파손이 발생하고 이로 인하여 관통관 분출이 될 수 있다. 용접부가 용융되면 원자로 용기 내외부의 압력 차이 때문에 배관이 분출되는 것이다. 원자로 내의 계통 압력이 관통관과 원자로 용기 하반구 사이의 서로 다른 열팽창에 의해 결합 상태가 약화되고 결국 관이 원자로 용기 밖으로 분출될 수 있는 것이다. 실제 원자로에서는 관통관 외벽과 원자로 용기 구 사이에 간격이 존재하며 이에 따라 관에서 원자로 용기 하반구로의 열전달이 급격히 감소하여 관통관이 분출될 수 있다.

· 원자로 용기 하반구 전체파손 (Lower Head Global Rupture): 원자로 용기 내부의 압력, 노심용융물과 내부 구조물의 무게에 의한 부하, 재배치된 노심용융물의 현열과 지속 가열에 의한 열적 부하 등에 해서 원자로 용기 하반구의 전체적인 파손이 발생할 수 있다. 이와 같은 원자로 용기 하반구의 전체적인 파손을 평가하기 위해서는 구조해석 전산코드를 이용한 구조해석과 크립 (creep)해석을 수행하여야 한다. 즉, 구조해석 전산코드를 이용하여 하부반구내 온도와 응력을 계산한 후 이를 이용하여 크립해석을 수행하여 원자로 용기 전체파손을 결정한다.

· 원자로 용기 하반구 불균일 가열파손 (Localized Effects/Jet Impingement): 원자로 용기 하반구로 재배치된 노심용융물 풀 내부의 불균등한 열원과 노심용융물의 제트 충돌 (jet impingement) 등으로 하반구의 국부 지점에 기계적, 열적 부하가 집중적으로 작용하여 원자로 용기가 불균일 가열파손될 수 있다. 노심용융물에 의한 기계적, 열적 부하는 노심용융물 제트가 원자로 용기 하반구 내부 표면에 가하는 직접적인 손상까지를 포함한다. TMI-2 사고에서는 노심용융물이 원자로 용기 하반구로 재배치될 때 원자로 용기 하반구 내에 냉각수가 존재하였기 때문에 원자로 용기 내부의 국소 표면온도는 상승하였지만 원자로 용기의 국부파손은 발생하지 않았다.

2.1.5 원자로 내부 노심용융물 거동에 대한 실험

중대사고 진행 중 원자로 내부의 노심용융물의 형태는 용융물의 조성과 사고 진행과정에 따라 다르다. 한국원자력연구원에서는 최근 일본의 정부 산하 기관인 IAE (Institute of Applied Energy)로부터 재정 지원을 받고 후쿠시마 원전의 사고 진행과정 중 노심용융물의 형태, 후쿠시마 원전에서의 원자로 하부 파손 거동에 대한 실험적인 연구를 수행하였다^[65]. 이 연구에서는 VESTA라는 실험장치를 사용하였는데, 이 실험장치의 개념도는 그림 2-12와 같다. 상부 용기에서 용융물을 생성하고, 그 용융물을 하부 용기로 이송하여 용융물과 시편이 반응하도록 하는 구조이다.

그림 2-12. VESTA 실험장치

첫 번째 종류의 실험에서는 후쿠시마 원전에서의 사고 진행 중 전형적인 조성에서 노심용융물의 거동을 규명하기 위한 실험이다. 이 실험에서는 수냉도가니에 펠렛 형태의 UO₂ (2.7kg), 분말 형태의 ZrO₂, 펠렛 형태의 스테인리스 스틸 (0.630kg), 분말 형태의 B4C (0.045kg), 펠렛과 칩 형태의 Zr (0.45kg) 혼합물을 넣고 용융을 한 후에, 고화시켜서 그 구조를 보는 실험이었다. 그 구조가 그림 2-13에 도시되어 있다.

그림 2-13. 후쿠시마 원전 조성의 노심용융물이 고화된 형태

그림 2-14. 후쿠시마 원전 조성의 노심용융물이 고화된 형태의 단면

이 사진을 보면 용융물이 2개의 층으로 분리된 것을 알 수 있다. 이 용융물의 구조와 화학 조성을 보기 위해 용융물의 레신으로 고화시킨 후 그 단면을 관찰하고, 그 단면에서 일부 조각을 떼어 화학 조성을 검사하였다. 그림 2-14에 그 단면의 모양이 도시되어 있다. 그림 2-14를 보면, 상부 층은 금속이고 하부는 다소 부서지기 쉬운 구조인 것을 육안으로 알 수 있다. 샘플에 대한 화학 분석을 수행한 결과 상부 층은 금속이 많고, 하부 층은 UO₂, ZrO₂ 등이 많은 구조로 되어 있는 것을 알 수 있었다. 즉 앞에서 설명하였던 노심용융물의 층 분리가 실제로 관찰된 것이다.

2.2 원자로 격납건물 파손

중대사고 진행 중 격납건물이 파손될 수 있는데, 중대사고 진행 후 24시간을 기준으로 조기파손 (early containment failure)되는 경우와 후기 파손 (late containment failure)의 경우로 구별한다. 격납건물이 손상되면 대량의 방사성 물질이 방출될 수 있기 때문에 원전 부근의 주민이 충분히 대피할 수 있도록 격납건물의 조기파손이 배제되어야 한다.

미국 USNRC는 SECY-93-087을 통해^[66] 중대사고 시 격납건물의 안전성을 확보하기 위해서 신형 경수로에 대한 요건을 설정하였다. 이 요건에서는 격납건물의 조건부 파손 확률 (conditional containment failure probability)이 0.1이거나, 격납건물의 건전성을 중대사고 후 24시간까지 격납건물에 가해지는 응력이 ASME Service Level C 이하로 유지되도록 요구하여 격납건물의 건전성을 확보하고자 한다.

한편 후쿠시마 이후에 강화된 중대사고 법제화 요건에서는^[67] 일본과 한국 모두 Cs의 방출량이 100TBq 이상인 사고의 누적 빈도가 10^-6/Rx year가 되도록 요구하고 있다. 이 두 가지 요건은 중대사고 진행 중 방사성 물질의 방출을 최소화하여 일반 대중의 건강과 환경 오염을 최소화한다는 측면에서 같은 맥락이라고 할 수 있겠다.

격납건물을 조기 손상시킬 수 있는 현상으로는 수소연소 및 폭발 (hydrogen combustion and explosion), 증기폭발 (steam explosion), 격납건물 직접가열 (Direct Containment Heating: DCH) 혹은 고압분출 (High Pressure Melt Ejection: HPME) 등의 충격하중을 동반하는 현상들이 포함된다. 한편 노심용융물-콘크리트 반응에 의해서는 가스가 발생하여 격납건물 가압을 하게 되는데 일반적인 가압경수로의 경우 3일 이후에 격납건물이 손상 조건에 도달하게 된다. 그림 2-15에 각 현상을 보여주고 있으며, 다음 장들에서 각각의 현상에 대해 자세히 다루기로 한다.

그림 2-15. 격납건물 내 주요 중대사고 현상 (그림 2-1과 같음)

2.2.1 수소연소 및 폭발

가압경수로에서 수소연소 현상

후쿠시마 원전사고에서 수소폭발이 발생한 이후, 수소연소 및 폭발에 대한 관심이 많아졌다. 이 장에서는 가압경수로에서의 수소연소 및 폭발에 대해 설명하고자 한다.

중대사고가 진행되면 핵연료의 금속 피복재가 고온의 수증기와 산화반응을 하여 다량의 수소가 생성되어 원자로건물 내에 축적되게 된다. 수소가 원자로에서 격납건물로 누출이 되면 공기 중으로 확산되고, 일정 농도에 도달한 이후 전기적 혹은 열적 원인에 의해 연소가 일어나게 된다. 수소는 아주 작은 에너지만으로도 발화하므로 수소 가스는 연소 영역에서 언제든 연소가 시작될 수 있다.

그런데, 튼튼한 구조의 대형 격납건물을 특징으로 하는 우리나라 가압경수로의 경우 대규모 수소폭발의 위험은 거의 없다. 그 이유는 격납건물의 크기가 충분히 커서, 핵연료 안의 피복재가 모두 산화하여 수소가 발생하더라도 격납건물 내 수소의 평균 체적 농도가 10% 이하가 되기 때문이다. 수소의 체적 농도가 10% 이하가 되면 대규모 수소폭발이 물리적으로 발생할 수 없다. 따라서 가압경수로에서 수소연소 및 폭발에 대한 관심은 격납건물 내 특정 지역에서 국부적으로 수소 농도가 지나치게 높아질 경우의 수소연소 및 폭발에 대해 어떻게 대비할 것인가에 대한 것이다. 가연성 기체 연소 또는 폭발에 관련된 주요 현상을 원자력 학회에서 발간된 “중대사고 현상규명 및 대처 체계 구축 로드맵 보고서^[68]”에 따라 설명하면 아래와 같다.

격납건물 내 가연성 기체가 잘 혼합되어 있는 상태에서 연소가 시작되어 단순히 아음속 연소에 머무르는 경우 수소연소에 의해 압력이 증가하게 되는데 일반적으로 그 압력이 격납건물 설계압력보다 낮아 격납건물의 구조 건전성에 영향을 주지 않는다. TMI 사고가 대표적인 경우로 격납건물 내 연소가 발생하였지만, 연소로 인한 압력은 격납건물 설계압력보다 충분히 낮아 격납건물의 건전성에 영향을 미치지 않았다.

그러나 격납건물 내 가연성 가스의 분포는 사고 진행 경위에 따라 매우 다르게 나타날 수 있기 때문에 발생된 가연성 가스의 연소가 단순히 정압의 증가만을 가져오는 아음속 연소에만 항상 머무른다고 판단하기는 어렵다. 격납건물 내부에는 벽면뿐만 아니라 많은 구조물들이 열침원으로 작용하여 수증기가 응축됨으로써 유동이 발생하기도 한다. 또한, 격납건물 내부는 부분 개방된 격실 형태로 되어 있어, 이 또한 격납건물 내 유동에 영향을 미쳐 격납건물 내 가연성 가스의 분포가 바뀌게 된다.

높은 농도의 대형 가연성 가스구름이 형성되는 경우 격납건물 내의 복잡한 구조물에 의해 아음속 연소가 초음속으로 천이 (Deflagration to Detonation Transition: DDT)되어 가연성 가스의 폭발이 일어날 수 있다. 국부적인 수소폭발이 발생하는 경우 격납건물 벽체, 격실 및 돔이 파손되지 않더라도 격납건물과 연결되어 있는 배관 등에는 손상을 미칠 수 있다는 판단이 일반적이며, 이 경우 파손된 부위를 통해 방사성 물질이 누출될 수 있다.

격납건물 내의 수소 분포를 정확하게 예측하는 것은 격납건물 내의 수소연소 및 국부적인 폭발 가능성, 수소제어를 위해 중요하다. 따라서 격납건물 내의 수소 분포 및 연소를 해석할 수 있는 해석 도구의 개발, 격납건물 내의 수증기, 수소, 핵분열 생성물 혼합 가스의 거동에 대한 현상적인 연구가 많이 수행되었다. 그 결과 현재에는 격납건물 내의 수소 분포 및 연소를 해석할 수 있는 해석 도구들이 이용 가능하다.

그림 2-16은 가압경수로의 격납건물 내에 수소 및 증기의 거동을 3차원 수소 분포해석 코드를 통해 예측한 결과를 보여주고 있다.

그림 2-16. 격납건물 내의 수소 및 수증기 거동

수소 및 수증기 농도가 분포를 가지고 형성되어 있는 것을 알 수 있다. 수소연소 및 수소폭발의 발생 여부는 이와 같은 격납건물 내부의 수소, 수증기, 공기의 혼합물 농도 분포에 따라 좌우되므로, 이를 파악하는 것은 매우 중요하다.

그림 2-17에는 Shapiro Diagram^[69]으로 가연한계가 표시되어 있다. 수소와, 수증기, 공기의 양에 따라 가연 구역-파란색 점선 안쪽 구역, 폭발 구역-빨간색 점선 안쪽 구역이 표시되어 있다. 이 그림을 보면 수증기가 아주 많은 경우 수소의 농도가 높아도 수소연소가 발생하지 않는 것을 알 수 있다. 또한 공기 즉 산소가 공급되어야 수소연소 혹은 폭발이 발생할 수 있는 것을 알 수 있다.

그림 2-17. 수소, 수증기, 공기 농도에 따른 수소연소 및 폭발 조건

실험 및 해석 연구 현황

수소 분포 및 연소 거동에 실험적으로는 주로 연소 특성, 연소 거동, 피동촉매결합기의 성능 등을 연구하고, 해석적인 연구는 격납건물 내의 수소 생성 및 거동에 대한 것이다. 현재 한국을 비롯한 세계 여러 나라에서는 격납건물 내의 현상을 모의할 수 있는 실험장치를 구축하여 수소 분포 및 연소 거동, 수소제어장치의 특성평가에 관련된 실험적인 연구를 수행하고 있다. 특히 국제공동연구를 통해 지식 기반을 공유하여 효과적인 기술 개발을 시도하고 있는데, 최근 수행된 OECD/NEA 주관 국제공동연구는 표 2-1과 같다.

한편 수소 분포 및 연소를 위해 사용되는 전산코드들은 표 2-2와 같으며 각 코드의 특성에 대해 간단히 기술해 놓았다.

표 2-1. OECD/NEA 주관 수소제어 국제공동연구

프로젝트	격납건물 수소 관련 실험 내용
THAI	THAI-1 (2007-2010)	수소와 헬륨의 상사성 평가 수소연소 피동촉매결합기 거동 피동촉매결합기의 오염
	THAI-2 (2011-2014)	살수계통 운전에 따른 수소연소 거동 산소 부족 조건 피동촉매결합기의 거동
	THAI-3 (2016-2019)	대항류 조건에서 피동촉매결합기의 거동
HYMERES	HYMERES-1 (2016-2019)	PANDA	헬륨성층화/제트/Plume/벽면충돌/확산 실험 열원/spray/cooler 실험
		MISTRA	헬륨성층화/제트/Plume/벽면충돌/확산 실험 열원 실험

표 2-2. 최근 수소제어 해석을 위한 전산코드

코드	개발자	특징	분류
ASTEC	프랑스 IRSN, 독일 GRS	이상유동 열수력 수소생성 및 수소 거동 해석	포괄 변수 (Lumped parameter) 기반
MAAP	미국 FAI	이상유동 열수력 수소생성 및 수소 거동 해석	포괄 변수 (Lumped parameter) 기반
MELCOR	미국 NRC/ SNL	이상유동 열수력 수소생성 및 수소 거동 해석	포괄 변수 (Lumped parameter) 기반
SPECTRA	네덜란드 NRG	이상유동 열수력 수소생성/거동 해석	포괄 변수 (Lumped parameter) 기반
COCOSYS	독일 GRS	수소 거동 해석 노내 수소생성: ATHLET-CD 노외 수소생성: MEDICIS 모듈	포괄 변수 (Lumped parameter) 기반
TONUS	프랑스 IRSN/ CEA	수소 거동 해석 (확산, 연소, 폭발) 0-eq 난류모델 살수모델: Euler 액적모델 PAR: LP 모델	3차원 코드
GOTHIC	미국 NAI	수소 거동 해석 직각격자 기반 난류모델 (3D 모듈)	3차원 코드
GASFLOW	독일 KIT	수소 거동 해석 직각격자 기반 난류모델 살수모델: HEM 모델 PAR: 1-cell 모델	3차원 코드
CFX/ FLUENT	미국 ANSYS	수소 거동 해석 (확산, 연소, 폭발) 다양한 해석 모듈 난류모델 PAR: 사용자 모듈 적용	3차원 및 CFD (Computational Fluid Dynamics)

각 코드들은 수소를 포함한 유체의 질량, 운동량 및 에너지에 대한 보존 방정식을 풀어서 시간에 따라 수소의 거동을 모의한다. 일반적으로 격납건물의 체적을 이산화하는 방식에 따라서 포괄 변수 (lumped parameter) 기반 코드와 3차원 코드로 구분한다. 포괄 변수 기반 코드들은 격납건물을 체적과 유로로 구분하며, 3차원 코드는 체적과 면으로 구성된 격자를 사용하여 격납건물 체적을 나누게 된다. 포괄 변수를 사용하는 경우 수십 개 정도로 격납건물 체적을 이산화하고, 벽면현상 (마찰력, 응축/증발 등)은 상관식으로 처리하게 된다. 따라서 포괄 변수를 사용하는 전산코드는 해석 시간이 짧고 다양한 경우에 대해 민감도 분석을 할 수 있다는 장점이 있다. 하지만, 중요한 벽면현상을 모의하기 위해 상관식을 사용하고, 한 개의 체적이 지나치게 커서 수소 및 핵분열 생성물, 수증기를 포함하는 혼합기체의 거동을 상세하게 모의하지 못한다는 점에서 국부적인 유동, 수소 농도, 수소연소 거동을 모의하기에는 부족하다.

그림 2-18. SPARC 실험장치 사진 및 개념도

반면에 3차원 코드는 수만에서 수백만 개의 체적으로 격납건물 체적을 이산화하여 벽면현상과 국부적인 유동, 분포, 연소 거동을 상세히 모의한다. 그동안은 지나치게 긴 실행 시간으로 3차원 해석 코드를 이용한 수소 분포, 연소 해석이 활발하지 못했지만, 최근 컴퓨터 하드웨어의 발달로 3차원 코드의 사용이 늘어나고 있다.

한편 국내의 한국원자력연구원에서는 SPARC (Spray-Aerosol-Recombiner-Combustion)이라는 국제 수준의 실험장치를 구축하여 실험 수소 분포 및 수소연소 현상, 또 격납건물 내부의 에어로졸 형태의 방사성 물질에 의한 수소제어 기기의 성능 저하 등을 연구하고 있다. 또한 3차원 수소 분포 및 수소연소 해석을 하는 전산코드를 개발하고 있다. 그림 2-18에는 SPARC 실험장치 사진 및 개념도가 제시되어 있다.

수소폭발

다량의 수소가 원자로에서 격납건물로 누출이 되면 공기 중으로 확산되면서 전기적 혹은 열적 원인에 의해 연소가 일어나며, 발생된 수소화염은 초기에 느린 속도로 전파되어 가다가 난류 혼합에 의하여 화염이 점점 빠르게 전파되어 간다. 수소화염전파에 있어서 가장 위험한 것은 고속의 난류화염 (deflagration)에서 폭굉 (detonation)으로 천이하는 것으로 이 경우 압력파는 난류화염에 비해 몇 배 강도가 증가하게 되며 이로 인해 격납건물 외벽 혹은 내부 안전관련 구조물에 큰 위해를 가할 수 있다. 일반적인 광의의 폭발은 폭굉 현상을 포함하고 있다. 수소연소와 폭발은 화염전파 특성에 따라 다음과 같이 영역을 구분하여 설명할 수 있다.

연소기와 같은 기계공학적 장치 내에서의 수소연소와 달리 사고 시 격납건물 내 수소연소는 예혼합 연소 (pre-mixed combustion)에 속한다. 초기에 열 혹은 전기적 에너지에 의해 수소와 공기의 혼합기체에 점화가 되면 층류 형태의 화염으로 전파된다. 층류화염은 10m/s 이하의 매우 낮은 속도 (수소의 농도 및 열역학 조건에 따라 달라짐)로 전파되어 간다. 이러한 층류화염은 수소혼합기체를 태우면서 발생하는 열에너지에 의해 팽창 압력파와 유동을 만들어 내게 된다. 이 유동은 강한 전단력을 형성하여 난류화염으로 천이하도록 만들며 이때 만들어진 난류 (turbulent eddy)는 화염 면을 늘리거나 (stretching) 굴곡 (wrinkling)시켜 화학반응 면을 증가시키게 된다. 이를 난류화염 (turbulent deflagration)이라 부른다.

특히 수십 m/s 속도로 전파해가는 난류화염을 저속 난류화염 (slow deflagration) 그리고 그 이상의 속도로 전파해가는 난류화염을 고속 난류화염 (fast deflagration)이라 부른다. 특히 고속의 화염에서는 압력파의 중첩에 의해 충격파가 발생할 수 있으나 이 충격파는 화염 면보다 더 빨리 진행하기 때문에 화염 면과에 상호작용은 무시할 수 있다. DDT (deflagration-to-detonation transition)라고 불리는 현상은 난류화염속도가 계속 증가하여 화염 면과 충격파가 겹치는 현상 즉 충격파에 의한 연소가 일어나는 폭굉으로 천이되는 현상을 말한다. 폭굉은 반드시 충격파를 포함하는 연소로 위에서 기술한 바와 같이 고속의 화염이 DDT를 통하여 발생하는 경우와 화약과 같이 다른 폭발에 의한 강한 점화에너지에 의해 발생하는 경우 등 두 가지로 구분할 수 있으나 원자로 사고에 의한 격납건물 내 수소폭발은 두 번째와 같은 강한 에너지를 제공할 원인이 없기 때문에 DDT를 포함하는 경우로 제한된다.

수소폭발에서 DDT라는 현상을 수반하기 위해서는 화염이 가속될 수 있는 거리가 필요한 것으로 알려져 있으며 이것을 run-up distance라고 한다. Dorofeev^[70]에 의하면 DDT가 발생하기 위해 요구되는 거리는 화염면이 전파해가는 유로 (혹은 채널)에서의 막힘률 (blockage ratio)과 채널의 수력직경에 영향을 받는다. 즉 막힘률이 큰 면 (장애물이 많은 면)에서 run-up distance는 짧아지며 수력직경이 짧아지면 run-up distance도 짧아진다.

격납건물 내 수소연소에서 압력하중을 정하중과 동하중으로 구분지으면 정하중에는 난류화염에 의한 격납건물의 과압하중이 속하며 동하중에는 폭굉 (detonation)에 의한 충격파의 전파에 의해 구조물에 가해지는 압력하중을 포함할 수 있다. 수소폭발에 의한 격납건물의 안전성 평가에서는 이와 같이 압력하중을 고려해야 하며 특히 DDT가 발생할 수 있는 조건을 충족하는 경우에는 충격파에 의한 동하중도 고려하여야 한다. 수소화염이 난류화염 영역에서 전파되는 경우 격납건물 내 구조물에 가해지는 압력하중은 AICC (Adiabatic Isochoric Complete Combustion) 압력에 의해 한정되는 것으로 알려져 있다. AICC 압력은 열손실 없이 완전연소 조건에서의 열역학적인 압력으로 초기 수소농도 및 열역학적 조건에 따라 계산된다. 예를 들어 1기압 상온의 10% 수소농도에서 AICC 압력은 약 4bar 정도이다. 이에 반해서 폭굉 (detonation)에서의 압력하중은 충격파를 수반하기 때문에 격납건물 전체적으로 전달되는 하중이 아니라 충격파의 전파 특성에 따른 국소적인 압력하중을 구조물에 전달하게 된다.

수소제어 방안

다양한 중대사고 진행에 따라 국부적으로 수소농도가 높아지면 수소연소 및 폭발의 위험이 있을 수 있다. 따라서 가압경수로에서는 이에 대비하기 위하여 점화기, 촉매결합기 등을 사용하여 수소를 제거하여 수소폭발의 가능성을 제거하도록 설계되어 있다. 후쿠시마 원전사고 이전에는 점화기의 사용이 선호되었지만, 후쿠시마 사고 이후에는 전원이 없어도 구동이 되는 촉매결합기의 사용이 선호되어 국내 모든 원전에는 촉매결합기가 설치되었다.

원자력 안전 규제기관에서는 중대사고 현상의 복잡성과 예측의 어려움을 고려하여 매우 보수적인 조건에서 격납건물의 수소 안전성을 요구하고 있다.

첫 번째는 노심의 100% 산화 시 발생하는 수소가 격납건물에 대기와 혼합되어 있는 경우 그 농도를 10% 이하로 제한하고 있다. 이것은 격납건물 전체적으로 수소폭발이 발생하는 것을 원천적으로 막기 위한 것이다. 두 번째 요건은 노심의 100% 산화 시 발생하는 수소에 의해서도 격납건물을 포함한 중요 기기의 생존성을 확보하도록 요구하고 있다. 첫 번째 요건은 가압경수로의 경우 격납건물의 체적을 충분히 크게 하여 만족시키고 있으며, 우리나라의 원전 모두가 이 요건을 만족하고 있다. 따라서 여기서는 두 번째 요건을 중심으로 수소제어 방법을 기술한다.

현재 수소제어장치 혹은 제거장치로 사용되는 대표적인 장치로 수소점화기 (igniter)와 피동 수소재결합기 (Passive Autocatalytic Recombiner: PAR)가 활용되고 있다. 두 장치 모두 격납건물 내 수소를 제거하여 수소연소 및 폭발에 의한 위험을 완화한다는 목표는 동일하다. 표 2-3은 PAR와 수소점화기의 상대적인 비교를 보여주는 표이다. 가장 큰 특징은 전원이 필요한가이다. 수소점화기는 전원이 요구되는 장치로 능동장치 (active system)에 포함되며 PAR는 전원과 작동신호 등이 필요하지 않기 때문에 피동형장치 (passive system)로 분류된다.

표 2-3. 수소제거 장치 비교

	피동촉매결합기 (PAR)	수소점화기 (igniter)
작용	피동형	능동형
성능	열수력 조건에 따라 다르나 PAR 1기당 수소제거율은 약 1g/s	화염특성에 따라 다름 － 혼합화염의 경우 수 초 내에 제거 － 확산화염의 경우 수소방출 즉시 제거
전원	전원공급 불필요	전원공급 필요

현재 대표적인 가압경수로인 아레바의 EPR, 웨스팅하우스의 AP1000, 한국수력원자력 (KHNP)의 APR1400은 각각 수소제어장치와 수소제어 전략을 가지고 있다. 수소제어 전략은 수소제거장치의 설치를 포함하여 원자로에서 격납건물로 수소가 방출되는 경로의 설계 및 그 외 격납건물 내 안전장치와의 조합을 통한 전반적인 수소제어 기능을 포함하는 것이기 때문에 여기서는 수소제거장치의 설치만을 각 원전별로 설명하면 다음과 같다.

EPR은 프랑스를 비롯하여 유럽에서 신규 원전에 적용되는 요건에 의해 수소점화기는 제외되었으며 오직 PAR만을 설치하여 수소폭발 위험을 제거한다. 현재 60여 기의 PAR가 EPR 격납건물에 설치되어 있다. 이와 반대로 AP1000은 수소점화기를 기반으로 하는 수소제어 시스템을 사용하고 있다. 특히 백열식 수소점화기를 사용하며 전원상실사고를 대비하여 보조전원이 구비된다. 중대사고로 진입하면 운전원이 수소점화기를 작동하며 방출지점 근처에 설치된 수소점화기에 의해 확산화염과 같은 형태로 수소를 태워 없애는 전략을 사용한다. 특히 AP1000은 50기 이상의 수소점화기가 격납건물 내에 설치되는데, 이것은 수소점화기의 작동시점이 늦어진 경우 즉, 수소가 이미 방출된 경우에 수소점화기를 작동시키면 수소화염이 수소/공기 혼합기체를 태우며 전파해나가면서 DDT가 발생할 수 있기 때문에, 수소점화기 간의 이격 거리를 run-up distance보다 작게 두기 위한 것이다.

한편 한국의 APR1400은 PAR와 수소점화기를 혼합해서 사용하도록 설계되어 있다. PAR는 전원상실사고를 포함하여 모든 사고 경위에 대하여 작동하는 피동형 장치이므로 수소의 방출 및 확산과 동시에 운전원의 개입 없이 작동 및 수소제거가 가능하다. 또한 전원상실사고를 제외한 중대사고조건에서 수소점화기를 사용하여 효과적으로 수소를 제거할 수 있다.

2.2.2 격납건물 직접가열

소형 파단 냉각재 상실사고 또는 전원상실사고와 같이 원자로 용기가 고압으로 유지되는 중에 원자로 용기가 파손되면 노심용융물이 원자로 공동을 통해 격납건물로 분출하게 된다. 이때 노심용융물은 고압분출에 의해 작은 입자로 분쇄되어 대기와 빠르게 열을 전달하게 되고, 이에 따라 격납건물의 압력 및 온도가 순간적으로 상승하게 된다. 만약 격납건물 압력이 파손압력 이상으로 올라가면 결국 격납건물이 파손될 가능성이 있다. 이와 같은 현상을 원자로건물 직접가열 현상 (Direct Containment Heating: DCH)이라 하며, DCH 초기 단계에서 압력용기의 고압파손이 일어나는 순간의 노심용융물 유동현상을 노심용융물의 고압분출 현상 (High Pressure Melt Ejection: HPME)이라 한다. 이 현상에 대한 개념도가 그림 2-19에 제시되어 있다.

DCH 현상은 그림 2-19에서 보는 바와 같이 현상의 진행 경로 및 구역에 따라 세 영역, 즉 원자로 격실 내의 노심용융물과 증기의 상호작용, 격납건물 하부의 구조물과 노심용융물의 상호작용, 격납건물 상부대기와 노심용융물의 상호작용으로 크게 나눌 수 있다.

그림 2-19. DCH 현상의 개념도

노심손상이 진행되어 원자로 용기 하부가 파열되면, 노심용융물과 증기가 원자로 하부 격실로 분출된다. 원자로 격실 내에서 노심용융물과 분출기체 간의 상호작용, 즉 액적 포획 (entrainment)과 분산 (dispersion)에 의해 노심용융물이 작은 입자로 쪼개져 원자로 격실 출구를 통해 격납건물 대기 내로 방출된다. 원자로 격실에서 생성 방출된 작은 노심용융물 입자는 원자로 격실 하부를 통과하는 동안 구조물과 충돌하여 일부는 제거 (trapping) 되며 나머지는 통로를 통해 격납건물 대기로 방출된 노심용융물 입자와 격납건물 상부대기가 급격한 열전달을 이루고, 결국 격납건물 내 온도와 압력이 급격하게 상승한다.

한편 노심용융물 입자 내 금속성분은 격납건물 상부로 이동하는 동안 주변의 증기와 산화반응할 수 있으며 이때 생성된 수소가 연소하여 격납건물 내 온도와 압력이 더욱 증가할 수 있다. DCH에 의한 압력상승 정도는 원자로 용기 파손 시 노심용융물의 분사량, 원자로 격실을 통한 노심용융물의 방출분율, 원자로건물 내 입자 이송 및 열전달량, 금속 노심용융물 입자의 산화반응, 수소연소 등 다양한 현상들에 의해 영향을 받게 되며 극단적인 경우 격납건물의 건전성을 위협할 수 있다.

DCH에 의한 격납건물 파손가능성은 미국 Zion 원전의 PSS (Probabilistic Safety Study)^[71]에서 최초로 제기되었으며 그 이후 미국을 중심으로 DCH 현상에 대한 연구와 함께 가동 원전 및 신규 원전의 중대사고 쟁점으로 지목되어 많은 평가 연구가 이루어졌다. DCH 초기연구는 노심용융물의 고압분출 시 격납건물 상부대기로 이동하는 노심용융물의 입자량을 파악하는 것이 주 목적이었다. 이를 위해 초기에는 상온 상사물을 이용하여 사고조건 및 원자로 격실 특성을 고려한 노심용융물 방출 실험이 주로 이루어져왔다. 그 이후 방출된 노심용융물이 격납건물 상부에서 대기와 열전달 및 화학반응을 일으키는 것을 모의하기 위해서 고온 노심용융물을 이용한 대규모 종합실험으로 발전하여 왔다. 일반적으로 DCH 상사 실험은 고온 용융 상사물을 이용한 종합실험 (integral test)과 주로 상온 용융 상사물을 이용한 개별효과 실험 (separate effect test)으로 구별할 수 있다.

DCH 종합실험은 미국의 경우 80년대 후반부터 미국국립연구소를 중심으로 원자로, 원자로 격실, 격납건물을 모의하는 대규모 실험장치에서 고온 노심용융물질을 일정 이상의 고압으로 분출시켜 고압 노심용융물의 분출 및 이송, 대기와의 반응, 격납건물 내 압력상승 등을 알아보는 실험이다. 반면 개별효과 실험은 대학 및 연구소의 소규모 실험 시설을 이용하여 원자로 격실의 기하학적 특성을 고려한 상사 노심용융물의 분출 및 이송에 초점을 맞추었다.

대표적인 DCH 종합실험으로 SNL (Sandia National Laboratories), ANL (Argonne National Laboratory), FAI (Fauske and Associates) 실험들이 있다^[72]. 모의 원자로 격실에 고압 상태의 고온 노심용융물을 분출시키고 압력 등 노심용융물 입자의 주요 거동을 측정하였다. 그림 2-20은 종합실험의 대상이 된 원전의 원자로 격실 모형을 보여주고 있다.

그림 2-20. 미국 NRC 의 DCH 종합실험 대상 원전의 원자로 격실 모형

격실 (sub-compartment) 구조, 기체와의 반응 여부, 격납건물 대기와의 반응 유무, 원자로 격실 내 냉각수 존재 유무 등을 포함한 다양한 경우들에 대해 실험이 수행되었다. 실험결과 격실의 구조에 따라 노심용융물의 방출 이송에 대한 많은 차이를 보여주었다. 초기의 ANL 실험은 Zion 원전과 같은 격실 구조에서 냉각수가 존재할 때 DCH 하중이 경감될 수 있음을 보였다. 하지만 ANL과 같은 소형 실험은 실제 원자로건물에 비해 노심용융물과 대기와의 열 및 질량 전달이 일어날 수 있는 반응시간이 적어서 압력상승폭이 훨씬 좁을 수 있기 때문에 대형 실험의 필요성이 대두되었다. SNL의 초기 실험은 큰 상사비 (1:10)를 가진 원자로 격실 모형을 중심으로 DCH 기본 현상을 알아보기 위한 것들이었다. 열 및 질량 전달률, 입자의 속도, 입자의 생성 등과 같은 정보들을 측정하여 모델 개발에 이용하였다. SNL 실험에서는 원자로 격실 출구 상부에 높이를 조절할 수 있는 콘크리트 판 (slab)을 설치하여 구조물의 영향을 실험하였으며, Henry의 FAI 실험도 Zion 원전의 원자로 및 격실을 소규모로 모의한 실험이었다.

그림 2-21. 유럽의 DISCO 실험 대상 원전의 원자로 격실 모형의 DCH 특성 비교

80년대와 90년대 중반까지 미국은 미국내 Westinghouse 원전의 원자로 격실 모형에 대한 DCH 실험에 집중하였고, 유럽은 체르노빌 사고 이후 독일 FzK를 중심으로 유럽형 원전에 적용 가능한 일련의 실험을 수행하였다^[73]. DISCO-C 실험은 상온의 상사 노심용융물을 사용하여 노심용융물 방출 시 유동 특성에 초점을 맞춘 개별효과 실험으로 노심용융물 방출 상관식의 개발과 해석모델 검증에 활용되었다. 아울러 증기와 노심용융물의 열적, 화학적 반응을 실험하기 위해 실제 노심용융물과 근접한 고온 상사 노심용융물을 이용한 종합실험인 DISCO-H 실험이 수행되었다. 이들 실험은 유럽의 대표적인 원전인 EPR, French P’4, VVER-1000, 독일 Konvoi 원전 모형에 대해 단계적으로 이루어졌다. 그림2-21은 DISCO 실험에 사용된 서로 다른 원전의 원자로 격실 모형 특성을 보여주고 있다. 유럽의 대부분 원전들은 원자로 하부 공동 (cavity)에서 격납건물 하부 격실로 통하는 공간이 제한된 설계를 가지고 있으며, 원자로 공동에서 증기발생기와 원자로 계통 펌프 격실로 연결되는 1차계통 배관의 주변을 따라 통로가 존재하고, 또한 원자로 공동에서 격납건물 상부로 직접 통하는 통로도 있다.

DCH 해석모델 및 DCH 하중 평가

미국은 중대형 DCH 실험연구를 통해 DCH 현상을 규명하고 해석모델을 개발하였으며, 이를 토대로 90년대 초부터 미국 내 가동 중 원전에 대한 DCH 평가를 수행하였다. 대표적으로 DCH 압력 하중을 계산하기 위한 TCE (Two-Cell Equilibrium), CLCH (Convection Limited Containment Heating) 모델 개발^[74] 및 중대사고 종합해석 코드인 MELCOR^[75], CONTAIN^[76]코드의 개선을 통하여 DCH 현상을 해석하였다. 최근 전산유체 해석 코드의 발달로 정교한 이상 유동 (two-phase) 모델을 이용한 DCH 전용 해석 코드의 개발과 해석도 활발히 이루어지고 있다.

DCH의 하중 평가를 위하여 USNRC는 NUREG/CR-6075^[77]를 통하여 DCH 평가방법론을 정립하고, 이 방법을 이용하여 Surry 원전^[78], Westinghouse 원전 (with dry containment)^[79], 그리고 CE 및 B&W 원전^[80], Ice Condenser 격납건물 원전^[81]에 대한 DCH 평가를 토대로 모든 가동 중 원전에 대한 DCH 쟁점 평가를 수행하였다. 국내에서도 90년대 초 국내원전의 원자로 격실 모형에 대한 개별효과 실험연구를 토대로 NUREG/CR-6075 방법론을 이용하여 APR1400 및 가동중 원전에 대한 DCH 평가를 수행한 바 있다.

USNRC의 NEREG/CR-6075 평가방법론^[82]은 중대사고 쟁점 해결을 위하여 ROAAM (Risk Oriented Accident Analysis Methodology) 방법론을 적용하고 있다. ROAAM은 중대사고의 불확실성을 고려하여 보다 객관적인 결과를 유도하기 위하여 실험과 해석적인 결과를 토대로 최종 결과에 영향을 미치는 중요한 물리적 단계들을 세분화하여야 하며, 이를 위하여 사고 진행에 따른 물리적 현상에 대한 이해가 선행되어야 한다. 따라서 다양한 실험을 통해 현상규명 및 데이터베이스 구축, 해석모델 개발 등 DCH 쟁점해결을 위한 일련의 노력이 NUREG/CR-6075에 잘 정리되어 있다.

가동 원전의 안전 및 신규 원전의 인허가를 위한 DCH 쟁점해결은 노심용융물 고압분출 사고가 일어나더라도 DCH에 의한 압력하중이 격납건물의 건전성을 해치지 않는다는 점을 보이는 것이며, 아울러 근본적으로는 그러한 노심용융물 고압분출이 일어나지 않도록 방지하는 것이다. 미국의 경우 DCH 쟁점해결을 위한 요건으로 규제기관 및 산업체의 입장이 SECY 93-087^[83]과 EPRI의 URD^[84]에 각각 잘 정리되어 있으며, 이를 기준으로 신규 원전인 CE System 80+, AP600, AP1000 원전에 대한 평가가 이루어졌다.

국내의 경우 DCH 쟁점에 대한 규제기관의 입장은 ‘경수형 원자력발전소 안전심사지침 19.2’에 명시되어 있으며, 산업체는 차세대원전 기준 설계요건으로 DCH 방지 완화 요건을 포함시키고 있다. DCH 관련 국내 요건 및 SECY 93-087의 주요 규제 요건은 다음과 같다.

—1차계통 감압계통의 설치

—격납건물 상부로의 노심용융물 이송을 줄일 수 있는 원자로 하부 격실의 설계

—감압계통이 작동하지 않는 보수적인 경우에 대한 격납건물 하중 평가

국내 차세대원전인 APR1400 원전의 경우 일차적으로 설계 기준 요건에 따라 감압계통이 구비되어 있으며, DCH 영향을 완화하기 위한 원자로 격실 구조, 사고 시 고압에 견딜 수 있는 견고한 격납건물 구조물 등이 설계되어 있다. 아울러 원자로 격실 등 주변 구조물의 구조는 노심용융물 방출 시 격납건물 상부로 빠져나가는 유로를 기하학적으로 최소화하여 대부분의 노심용융물 입자가 격납건물 하부 격실에서 나포될 수 있도록 하였다.

APR1400 원전의 설계인증 (Design Certification)을 위해 USNRC의 DCH 쟁점해결 방법론 (NUREG/CR-6075와 Supplement 1)에 따라 DCH 압력 하중을 계산하여 격납건물의 파손가능성을 평가하였다. 즉, 앞서 설명한 TCE (Two-Cell Equilibrium) 모델과 확률론적 통계처리를 위한 LHS (Latin Hypercube Sampling) 방법^[85]을 결합한 TCE/LHS 방법을 사용하였다. DCH 사고조건을 결정하기 위하여 고압사고 경위로 NUREG/CR-6075 Supplement 1에서 사용한 Scenario V와 VI를 선정하였으며 이를 위하여 MAAP 계산을 토대로 한 전원상실사고 (TMLB'), 소형 냉각재 상실사고 (SBLOCA) 경위의 결과를 DCH 초기조건으로 사용하였다. TCE 해석을 위한 확률론적 입력변수로 후기 노심손상 과정과 관련된 노심용융물의 양, Zr 산화도, 원자로 격실 내 노심용융물의 분출 현상과 연관한 밀착비 (coherence ratio)를 선정하였고, 각각의 확률분포함수를 결정하였다.

결정된 입력변수에 대한 확률분포함수를 바탕으로 LHS 방법을 이용하여 각 입력변수값을 추출하고 조합하여 1,000개 이상의 입력데이터를 생성한 후 각각에 대해 TCE 해석을 수행하였다. TCE 해석결과로 얻어진 DCH에 의한 격납건물 압력을 격납건물 파손 압력 확률곡선과 비교하여 격납건물 파손가능성이 충분히 낮음을 보였다.

2.2.3 증기폭발

중대사고 진행 중에는 핵연료, 피복재, 원자로 내부구조물이 녹아 초고온의 노심용융물이 생성된다. 노심용융물의 양은 전형적인 가압경수로의 경우 약 100톤 정도로 주 성분은 UO₂, ZrO₂, Zr, Stainless steel이 된다. 또한 제어봉 물질, 또 핵분열 생성물도 그 성분에 포함된다.

이 노심용융물은 원자로 내부, 혹은 원자로 바깥에서 냉각수, 즉 물과 반응할 기회가 많다. 그림 2-22에 예시된 것처럼, 운전원이 원자로 내부에서 노심용융이 진행되는 것을 멈추기 위해 원자로 안에 물을 주입하거나, 원자로 밖 원자로 격실에 방출된 노심용융물을 냉각시키기 위해 물을 주입하게 된다. 또한 원자로 격실에 물이 채워진 경우에 원자로가 파손되어 노심용융물이 원자로 격실의 물 위로 방출될 수 있다. 이렇게 노심용융물이 물과 만나 폭발적으로 반응하면 증기폭발이 발생할 수 있다.

원자력발전소 중대사고시 일어날 수 있는 증기폭발현상은 크게 원자로 용기 내부에서 일어나는 노내 증기폭발과 원자로 외부 공동에서 일어나는 노외 증기폭발로 구분할 수 있다.

그림 2-22. 노심용융물과 냉각수가 반응하는 형태 예시

노내 증기폭발은 용융된 노심용융물이 원자로 용기 하부로 재배치될 때 원자로 하부에 남아 있는 냉각수와 반응하였을 때 일어나는 현상으로 이때 발생하는 폭발압력 하중으로 원자로 용기가 파손될 위험이 있다. 한편 이 과정 중 원자로 상부 덮개가 파손되고 파손된 덮개가 미사일처럼 날아가 격납건물 물 상부 돔에 부딪쳐 격납건물의 건전성을 위협하는 알파모드 파손가능성이 논의되기도 하였다^[86]. 노외 증기폭발은 원자로 용기 하부에 있던 노심용융물이 원자로 용기를 파손시키고, 그 용융물이 원자로 격실로 방출되는 경우, 원자로 격실에 있는 냉각수와 반응하여 폭발 하중을 발생하는 현상을 지칭한다. 이때 폭발압력 하중으로 원자로 격실의 콘크리트 벽면 등 구조물이 파손될 가능성이 있다.

원자력 시설에서 증기폭발은 실험용 원자로에서 발생한^[87] 경험이 있다. 한편 발전용 원자로로는 유일하게 1986년에 일어난 체르노빌 원자로를 들 수 있다. 체르노빌 원자로에서는 제어할 수 없는 출력급증으로 핵연료가 용융 파쇄되고 주위의 물과 반응하여 한두 차례의 증기폭발이 발생하여 원자로가 파손된 것으로 보고되었다^[88].

상업용 원자로에서의 증기폭발은 비록 체르노빌 사고가 유일하게 보고되어 있지만 증기폭발 과정 중 발생하는 폭발하중에 의해 원자로 공동과 격납건물의 건전성을 위협할 수 있기 때문에 관심이 기울여져 왔다. 그동안 많은 실험과 분석연구가 수행되어 왔으나 현상 자체가 복잡하고 실제 원자로와 같은 조건에서의 실험이 어렵기 때문에 실제 발전소에 적용하기에는 여전히 많은 어려움이 있어 대표적인 중대사고 미해결 쟁점으로 분류되어 있다. 2007~2012년 사이 한국원자력연구원의 TROI^[89] 실험장치와 프랑스 원자력청 CEA의 KROTOS^[90] 실험장치를 이용한 OECD/NEA SERENA 국제공동연구 프로그램을 통해 증기폭발 쟁점해결에 대한 국제적인 노력이 기울여진 바 있다^[91].

증기폭발의 주요 물리현상

증기폭발현상은 열전달, 상변화, 노심용융물 제트의 파쇄 및 분쇄, 압력전파 등의 현상이 복합적으로 일어난다. 또한 다물질의 다차원적인 다상 유동현상으로 증기폭발현상을 이론적으로만 접근할 수는 없어서 실험적인 연구 결과에 많이 의존하게 되었다. 최근 고속카메라를 이용한 중 소규모 (5~20kg)의 실험 관측을 통해 증기폭발현상에 대한 이해가 증진되었다. 그림 2-23은 TROI 실험에서 고속 비디오 카메라를 이용하여 증기폭발 과정을 가시화 한 결과이다. 이 그림에서 노심용융물의 직경은 약 5cm, 물이 들어 있는 통의 물 높이는 약 1m, 물통의 단면은 한 면의 길이가 60cm인 정사각형 형태이다. 그림에 나타난 격자의 간격은 10cm이다.

용융물이 물속에 진입하는 과정 중에 물과의 상대 속도에 의해 용융물이 파쇄되고, 또 초고온의 용융물 주위에 증기막이 생기면서 서로 섞이는 과정이 약 1~2초 사이에 이루어지게 된다. 용융물과 냉각수는 점점 더 많은 양이 섞이게 되는데, 용융물이 바닥에 닿으면서 섞이는 양이 최대가 되게 된다. 그림 2-23의 처음 두 개의 그림이 그 과정을 보여준다. 용융물이 파쇄가 되면 열전달 면적이 늘어나서 증기가 더 많이 발생하고 국부적으로 압력이 증가하는데, 이 증가한 압력에 의해 더 파쇄된다. 따라서 이 시스템은 다소 불안정한 상태에 있는데, 외부 교란 (예를 들어 용융물이 바닥에 닿는 등)에 의한 용융물의 파쇄량과 열전달 면적 증가, 증기 발생 증가로 인한 압력 증가, 다시 용융물 파쇄량 증가의 과정이 반복되면서 반응이 가속되고, 결국 증기폭발이 일어나게 된다.

그림 2-23. TROI 실험에서 관찰된 증기폭발 과정 가시화 결과

그림 2-23의 마지막 그림은 증기폭발 과정을 보여준다. 폭발 과정은 아주 짧아서 1ms보다 짧은 시간에 압력파가 발생되므로, 1000fps^[92]의 고속 비디오로도 잘 포착하기 어렵다. 물통 오른쪽 하부에서 폭발이 일어나는 것을 볼 수 있다.

Board와 Hall^[93]은 이러한 증기폭발 과정을 예혼합, 기폭, 전파, 팽창 및 폭발의 4단계 과정으로 기술하였다. 그림 2-24에 이 4단계가 개념적으로 도시되어 있다.

▶ 예혼합 단계 (The Premixing Phase); 이 단계에서는 두 액체 (용융물과 냉각수)가 접촉하면 용융물이 냉각수와의 상대속도 차이와 밀도 차이에 의해 1~2cm 정도의 비교적 큰 입자로 파쇄되어, 용융물과 냉각수의 혼합이 증진된다. 용융물 주위에는 증기막이 형성되게 된다. 증기막으로 인해 용융물과 냉각수는 안정된 막비등 열전달 상태를 유지하게 된다. 이 상태는 비교적 긴 시간인 수 초 동안에 일어난다. 용융물이 냉각수 안으로 진입하는 동안 예혼합 단계에서 용융물과 냉각수가 섞이는 양이 증가하게 된다.

그림 2-24. 증기폭발 전개 과정에 대한 개념도

▶ 기폭 단계 (The Triggering Phase); 기폭은 외부의 충격으로 막비등 상태의 증기막을 불안정하게 하여 물과 용융물이 직접 접촉하게 하는 과정으로 외부의 기계적인 충격이나 인위적인 압력파 등에 의해 발생할 수 있다. 용융물과 냉각수의 직접적인 접촉은 급격한 비등 열전달을 유도하게 된다. 이로 인해 증기 발생량이 증가하게 되고, 이는 국부적으로 기폭 압력파를 형성하여 비등 열전달이, 용융물과 냉각수가 접촉하는 인접 지역으로 확장되게 한다.

▶ 전파 단계 (The Propagation Phase); 전파 단계에는 기폭에 의해 형성된 압력파가 확대되어 나가며 용융물을 100µm 정도의 미세한 입자 형태로 파쇄한다. 기폭에 의해 형성된 압력파는 융융물을 둘러 싼 증기막을 붕괴하여 물과 용융물을 접촉하게 하여 급격한 열전달이 발생하고 냉각수가 급격히 기화하여 충격파가 전진할 수 있는 에너지를 제공하게 되는데 이러한 것을 열역학적 파쇄 (thermal fragmentation)라고 한다. 압력이 높을 경우 미세한 파쇄는 용융물과 냉각수의 밀도와 압축성의 차이로 서로 간의 상대적인 운동이 발생하여 일어나는 수력학적 현상으로 알려져 있다.

▶ 팽창 단계 (The Expansion Phase); 고압의 혼합체가 팽창하면서 기계적인 힘을 주위에 전달하는 과정이 팽창 과정이다. 증기폭발로 인한 주위 구조물의 파손은 전파 단계에서 형성된 압력파의 전달에 의한 것과 팽창 단계에서 발생할 수 있는 비산물에 의한 기계적 충격이다. 이러한 증기폭발의 4단계 과정의 규명은 증기폭발에 관한 연구를 좀 더 체계적으로 수행할 수 있는 기반을 제공한 점에 있어서 의의가 매우 크다.

그림 2-25. Rayleigh-Taylor 불안정성 모델에 의한 용융 입자 파쇄 거동

이 중 예혼합 단계 및 팽창 단계에 대해 잘 알려진 해석모델을 소개한다. 예혼합 단계에서는 고온의 용융물 제트가 공기 중 혹은 냉각수 안을 이동할 때 상대속도에 의해 파쇄 (break up)되는 과정을 거친다. 파쇄되는 모델로 가장 널리 쓰이는 모델은 Rayleigh-Taylor 불안정성 모델^[94]과 Kelvin-Helmholtz^[95] 불안정성 모델이 있다. Rayleigh-Taylor 불안정성 모델은 그림 2-25에서 보여주듯이 용융물 입자가 유체 안에서 이동할 때 상대 속도 및 밀도 차이에 의해 여러 개의 작은 입자로 파쇄되는 것인데, 시간에 따른 입자의 크기는 아래 식으로 표시된다.

여기서,

D는 시간에 따른 입자의 크기, D_o는 초기의 입자 크기. u_rel는 용융물과 액체의 상대 속도, ρ_p는 용융물 입자의 밀도, ρ_f는 유체의 밀도, t는 이동 시간, σ는 유체의 표면 장력이다. 위에서 상수 C₁은 밀도 비의 함수, C₂는 상수이다.

이 모델의 경우는 용융물 제트를 용융물 제트의 직경과 동일한 직경을 가지는 여러 개의 용융물 입자로 모의하고 이 입자들이 유체 속을 통과하면서 여러 개의 입자로 파쇄되는 것으로 모의한다. 따라서 시간에 따라 다른 크기를 가지는 입자들이 유체 속을 이동하게 되는데 입자의 크기에 따라 유체의 저항을 다르게 받으므로 입자들이 각각 다른 속도로 이동하게 된다. 또 입자의 크기에 따라 표면적이 달라지므로 유체와의 열전달도 변화하게 된다. 이러한 용융물 제트의 파쇄 모델은 예혼합 과정을 모의한 실험들에 대한 해석을 통해 검증된다. 예혼합 단계를 모의한 실험으로는 국제 표준 문제로 지정된 FARO L-14^[96]을 들 수 있다.

한편 기폭이 되면 이 입자들이 아주 작은 입자로 파쇄되게 되는데, Mf 는 주어진 시간 간격에 폭발에 의해 파쇄되는 양으로 아래와 같이 표시된다^[97].

여기서 C는 상수, R_p는 폭발이 되었을 경우 최종 입자 크기로 통상 20µm가 가정됨, τ는 폭발 과정 중 사용하는 시간 차분 간격으로 통상 1ms가 사용됨, P_th는 용융물 입자 주위의 필름을 압축시킬 수 있는 문턱 압력, F(α)는 기포율에 따른 조정 변수이다. 이 상관식은 용융물 입자에 대한 기폭 실험^[98]을 통해 개발되었다.

이 폭발 모델의 검증을 위해서는 증기폭발이 발생한 실험들에 대한 해석을 통해 이루어진다. 그동안은 실제 원자로 물질인 코륨 (Corium)을 이용한 실험들이 거의 없어서 상사물인 알루미나 용융물을 이용한 실험들에 대해 검증해석이 수행되었다. 검증해석이 수행된 알려진 실험들로는 KROTOS의 실험들이며, KROTOS-44^[99]를 들 수 있었다.

증기폭발 연구 동향

실제 노심용융물 혹은 주석, Al₂O₃ 등의 상사물을 이용한 증기폭발 실험은 EU 국가, 미국, 일본을 중심으로 활발히 진행되었으며, 국제공동연구의 형태로 수행되기도 했다. 대표적인 연구로는 USNRC 및 EU가 주관이 되어 1980년부터 약 20년간 진행된 FARO^[100], KROTOS 실험^[101]이 있었다. KROTOS 실험결과^[102]에 의하면 같은 기하학적, 열수력학적 조건에서 상사물질인 Al₂O₃을 사용한 경우와 원자로 물질인 UO₂ + ZrO₂을 사용한 결과가 아주 상이한 것을 볼 수 있다. Al₂O₃를 사용한 경우에는 폭발이 자발적으로 발생하고 그 에너지 변환율은 1~3% 정도였으며, 최대 압력이 100Mpa 부근이고 폭이 2~3ms의 삼각파가 발생하였다. 한편, 노심용융물 (Corium, 20% ZrO₂ + 80% UO₂)의 경우에는 외부에서 동압을 가해주는 기폭을 하였을 경우에도 폭발이 발생하지 않았다. 그 이유에 대해서는 예상치 못한 수소 발생에 의한 기폭 효과의 감소, UO₂ + ZrO₂과 상사물질의 고화온도와 물성치 차이 등으로 설명하고 있으나 두 이론 모두 가설에 그치고 있다.

따라서 원자로 물질을 사용하였을 경우 노심용융물과 물의 반응을 체계적으로 규명하고자 하는 노력이 진행되었다. FARO 및 KROTOS 실험장치에서도 실험장치에 가시창을 설치하고 고속의 비디오 카메라를 이용하여 노심용융물과 냉각수의 혼합, 파쇄 과정을 규명하려는 노력을 하였다^[103]. 또한 flash X-ray 혹은 continuous X-ray를 이용하여 물의 반응과정을 가시화하여 혼합 및 파쇄를 가시화하는 동시에 증기, 물, 노심용융물의 기포율을 측정하려는 노력을 하였다^[104]. FARO나 KROTOS 실험들이 UO₂ 80% + ZrO₂ 20%의 성분을 가지는 코륨에 대한 실험을 한 반면, 미국의 아르곤국립연구소 (Argonne National Laboratory: ANL)에서는 ZEREX 실험^[105]을 통하여 Zr와 ZrO₂의 성분을 변화시키면서 증기폭발 실험을 수행하였다. Zr 성분이 있을 경우에는 외부기폭을 할 때 Zr의 산화 작용이 증기폭발을 발생하도록 도와주는 것이 실험적으로 관찰되었다.

국내에서는 2001년부터 2006년까지는 TROI (Test for Real cOrium Interaction with water) 증기폭발 실험을 본격적으로 수행하였다. 실제 원자로 물질인 ZrO₂, UO₂/ZrO₂의 혼합물, UO₂/ZrO₂/Zr/Fe의 혼합물의 용융물을 이용하여 약 60여 회의 증기폭발 실험을 수행하였다^[106]. 또 2007년부터 2012년까지는 프랑스의 CEA와 함께 OECD/SERENA 국제공동연구를 수행하였다. 그림 2-26에는 TROI 실험장치에 대한 개념도가 제시되어 있다.

그림 2-26. TROI 실험 개념도

실험의 내용을 그림을 중심으로 설명하기로 하겠다. UO₂ 펠렛과 ZrO₂ 파우더를 수냉도가니 (cold crucible)에 충진하고 고주파 가열기를 이용하여 온도가 3,000K 가까운 용융물을 생성한다. 수냉도가니 하부의 플러그와 펀처를 작동시켜 용융물의 제트가 하부 압력용기 내에 설치된 실험용기로 방출되도록 한다. 용융물은 제트 형태로 공기 중에서 자유 낙하하여 4~5m/s 정도의 속도로 실험용기에 담긴 물속으로 들어가게 된다. 용융물이 제트 형태로 물속으로 주입되면서 용융물-냉각수 반응이 일어나고, 실험 조건에 따라 증기폭발이 발생하게 된다. 냉각수가 포화 온도에 가까운 경우에는 폭발적인 반응은 일어나지 않고 그저 다량의 증기만이 발생하게 된다. 반응 후에는 용융물이 물속에서 파쇄되고 고화되는데, 실험이 모두 끝난 후에 파편을 모아 체로 걸러 크기 분포를 측정하게 된다. 또한 용융물과 냉각수가 반응하는 동안 실험용기 외벽에 가해지는 동압, 실험용기 내 물의 온도 등을 측정하게 된다. 그림 2-27은 실험 중 측정된 동압, 그림 2-28은 파편층 (데브리) 크기 분포이다.

그림 2-27을 통해 폭발 과정 중 동압이 전파되는 과정을 볼 수 있다. 그림 2-28의 경우 증기폭발이 발생하여 밀가루처럼 입자가 작은 파편들이 생긴 것을 볼 수 있다. 이 입자들은 혼합 및 폭발 과정 중 용융물이 파쇄 및 고화되어 생성된 것임을 알 수 있다.

2007년부터 2012년 사이에 수행된 OECD/SERENA 프로젝트에서는 원자로 조건에서의 노외 증기폭발현상에 대한 현상론적 규명과, 실험결과를 반영한 증기폭발 해석 코드의 개선을 도모하였다. 실험프로그램에서는 한국원자력연구원의 TROI와, 프랑스 CEA의 KROTOS의 두 가지 시설을 이용하였다. 두 시설 모두 코륨 형태의 용융물을 제트 형태로 물이 담긴 반응 용기에 방출시켜서 원자로 조건에서 증기폭발이 일어나는 현상을 모의하기 위한 실험장치이다. TROI 실험장치는 용융물의 직경이 약 5cm, 물이 담긴 반응 용기의 지름이 약 60cm, 물 깊이는 약 100cm가량이다. KROTOS 실험장치는 용융물 제트 직경이 3cm, 반응 용기의 지름이 20cm, 물 깊이는 약 1m 정도이다.

그림 2-27. 실험용기 벽에서 측정된 동압

그림 2-28. 데브리 크기 분포

첫 번째 실험에서는 0.4MPa의 압력에서 고온 용융물 상태의 공융코륨 (70% UO₂ : 30% ZrO₂)을 상온의 냉각수와 반응시켜 강력한 증기폭발을 관측하였다. 두 번째 실험은 압력의 효과를 보기 위해 0.2MPa에서 실험을 수행하였다. 증기폭발현상은 불규칙 (stochastic)한 성격이 있으므로 실험의 반복성을 고찰하기 위하여 세 번째 실험은 두 번째 실험을 반복하였다. 네 번째 실험은 세 번째 실험에 대해 물질조성효과 (material composition effect)를 보기 위해 비공융조성 (여기서는 80% UO₂ : 20% ZrO₂)의 용융물을 사용하였다. 다섯 번째 실험은 물질 조성효과 실험으로 Zr의 산화효과를 보기 위한 실험이다. 마지막으로 여섯 번째 실험은 실제 중대사고조건에서의 물질조성을 이용하고자 하였다. 이 경우 용융물의 고화온도와 액화온도의 차이가 매우 커지므로 (>1,000K 이상) 이에 대한 효과를 관찰할 수 있었다. 모든 실험에서 증기폭발을 유도하기 위해 외부기폭 (external trigger)이 이루어졌다.

KROTOS 및 TROI 2개의 실험시리즈에서 생산된 많은 자료를 기반으로 눈에 띄는 차이점과 결과의 유사성을 관찰할 수 있었다. KROTOS 실험은 노심용융물과 냉각수가 반응하는 용기의 지름이 노심용융물 제트에 비해 크지 않고 종횡비가 긴 1차원적 장치여서 실험결과로부터 해석모델을 검증하는 데 적합한 실험이다. 반면 TROI 실험은 노심용융물 제트 직경에 비해 냉각수 통의 지름이 커서, 원자로 격실 구조처럼 다차원 효과를 볼 수 있는 실험장치이다. 따라서 KROTOS 실험결과로 개선된 해석모델을 가지고 TROI 실험결과를 예측할 수 있도록 설계되었다. 또한 증기폭발의 현상을 규명하기 위해 두 가지의 다른 형태를 가진 실험장치가 미치는 영향을 평가하는 것도 큰 의미가 있겠다.

다소 놀랍게도 같은 초기 조건 및 경계조건 (노심용융물의 조성, 온도, 압력)을 가진 두 실험에서 보여지는 핵심적인 증기폭발현상은 일관성이 있었다. 즉 두 실험에서 증기폭발의 강도를 대표하는 에너지 변환율이 유사한 크기로 관찰되었고, 노심용융물 조성의 변화에 따른 증기폭발현상도 유사한 경향을 보였다. 모든 실험에서 증기폭발효율 (전환비, Conversion Ratio)은 0.1~0.7%로 나타났으며, KROTOS 실험에 비해 TROI 실험에서 전반적으로 더 높았다.

노심용융물은 원자로의 형태에 따라 UO₂, ZrO₂, Zr 등의 구성 비율이 조금씩 다르다. 비등경수로 (BWR)의 경우에는 Zr 성분이 많고, 가압경수로 (PWR)의 경우에도 Zr이 60% 정도 산화되는 것으로 알려져 있다. 원자로의 노심용융물의 양은 수 톤에 이르고 노심용융물이 냉각수와 반응하는 형태가 다양하므로 실험결과를 직접 원자로 스케일로 확장하는 데 근본적인 어려움이 있다. 따라서 전산코드를 이용한 해석이 필요하다. 즉 작은 규모의 실험 조건에 대한 모의를 통해 증기폭발의 핵심 현상에 대한 모델을 검증하고, 검증된 모델을 규모가 큰 실제 원자로 조건으로 확장하는 것이다.

현재 개발되어 증기폭발 해석에 사용되고 있는 전산코드로는 IFCI, TEXAS-V, PM-ALPHA & ESPROSE, TRACER-II, MC3D, MATTINA, VAPEX, IDEMO, JASMINE 등이 있다. 이 전산코드들이 가진 근본적인 한계점은 실험으로부터 얻어진 계측자료가 증기폭발에 관련된 핵심 현상에 대한 국부적인 자료를 제시하기보다 증기폭발 실험 중에 관찰된 온도, 압력, 파쇄 및 고화된 입자의 크기, 동압, 동하중 등 모든 물리현상이 통합된 자료를 제시하기 때문이다. 따라서 각자 다른 접근 방법으로 증기폭발현상을 모의한다. 각 전산코드의 특징을 간단히 설명하기로 한다.

SNL의 Young^[107]은 IFCI라고 불리는 증기폭발 모사 모델을 개발하였다. 이 모델은 2차원적이며 수증기와 냉각수, 노심용융물과 고화된 노심용융물 등의 4상으로 구성된 모델이다. IFCI에서는 노심용융물과 냉각수 간의 열전달 및 운동량 전달을 계산하기 위한 노심용융물의 표면적을 표면적 수송방정식을 통해 계산하고 있다.

TEXAS 코드^[108]는 혼합 및 전파 과정을 포함하는 완전한 증기폭발을 모사할 수 있으며, 천이상태의 일차원적 3상 유동모델을 채택하고 있다. 이 모델에서는 냉각수의 기상과 액상의 열적, 기계적 비평형을 허락하고 있으며, 좀 더 현실적인 열전달 현상을 모사하기 위하여 유동 영역 천이를 다룰 수 있게 하였다. 이 모델의 가장 큰 특징은 냉각수의 액상과 기상은 Eulerian 모델인 데 반해서 용융물은 Lagrangian 모델을 사용하고 있다는 것이다. 다시 말해, 냉각수는 제어체적으로 다루고, 방울 형태를 이룬 용융물은 그 운동을 각각 추적 가능하게 된다.

Theofanous 등^[109]은 증기폭발의 혼합 및 전파 과정을 해석하기 위하여 2차원적, 3유체의 거동을 모사하는 PM-ALPHA와 ESPROSE-m를 개발하였다. ESPROSE-m 모델의 가장 큰 특징은 순간적 Bond수로 표시된 용융물 분쇄 모델과 m-유체 (냉각수 증기와 용융물 파편 그리고 포획 냉각수)의 개념 적용이다. m-유체 개념은 용융물 파편으로부터의 모든 열이 일부 냉각수에만 전달된다는 것에서 시작된다. 그러나 m-유체로 유입되는 냉각수의 양의 결정에 있어서 정량화 문제 등의 해결해야 할 과제가 남아 있다.

TRACER-II 모델^[110]은 혼합부터 전파까지 증기폭발의 전체과정을 하나의 모델로서 일관성 있게 모사할 수 있는 천이상태의 3상 2차원 전산코드이다. 이 모델에서 용융물의 유동은 냉각수 및 수증기와 같은 Eulerian 유체로서 다루어지고 있으며, 이때 상 간의 열전달 및 운동량 전달 계산을 위한 용융물 표면적 계산을 위해 용융물 직경 수송방정식을 풀어서 용융물의 표면적을 계산하고 있다. 이 용융물직경 수송방정식의 생성항으로 용융물 파쇄 (breakup)와 분쇄 (fragmentation)에 기인한 용융물 직경 감소효과가 삽입되어 있다.

프랑스의 CEA와 IPSN에서는 증기폭발의 3차원적 거동을 모사하기 위하여 MC3D^[111]를 개발하였다. MC3D의 특징은 3차원적 거동을 모사한다는 것이 큰 특징이다. OECD/NEA 주관의 국제공동연구들을 통해 이 전산코드를 사용하여 실험 자료에 대한 검증 계산, 또 원자로 경우에 대한 비교 계산 등을 수행하였다^[112].

현재까지의 지식을 바탕으로 증기폭발이 원자로 격납건물의 건전성에 미치는 영향을 평가할 때 격납건물이 전체적으로 파손될 가능성은 없고 국부적으로 파손될 수 있다고 판단된다^[113]. 그래서 원자로 격실의 구조적 건전성, 증기폭발 하중에 의한 원자로 용기의 이동 및 주 증기관과 같은 관통부 파손 등에 대한 평가의 필요성이 제안되고 있다^[114].

2.2.4 노심용융물과 콘크리트 반응 및 냉각 성능

노심용융물과 콘크리트 반응 및 냉각 성능 (Molten Core Concrete Interaction and Coolibility: MCCI)은 중대사고 진행 중 원자로 용기가 손상되어 노심용융물이 원자로 공동으로 방출된 후, 초고온의 방사성 물질인 노심용융물이 원자로 공동의 콘크리트와 반응하고 냉각되는 현상에 대한 것이다. 노심용융물이 방출되었을 때 원자로 공동은 물이 없는 상태거나 혹은 침수된 상태이며, 이는 원전의 종류 및 중대사고관리전략에 따라 결정된다. 그림 2-29에는 원자로 공동으로 노심용융물이 방출되어 MCCI가 일어나는 현상에 대한 개념도가 도시되어 있다.

온도가 2,000~3,000K인 노심용융물과 콘크리트가 반응하게 되면 콘크리트를 침식하게 되고 이때 발생하는 수소, CO 및 CO₂ 등의 비응축성 가스는 격납건물의 압력을 증가시키게 된다. 또한 원자로 공동에 냉각수가 존재할 경우 수증기도 발생하게 된다. 이 과정 중 격납건물의 압력이 증가하고 또 원자로 격실 하부의 콘크리트를 지속적으로 침식하여 중대사고 시 격납건물 후기 파손모드에 영향을 미칠 수 있다.

그림 2-29. 노심용융물이 방출되어 MCCI가 일어나는 개념도

일반적인 가압경수로의 경우 약 2~3일이 지나면 격납건물 파손 압력에 도달할 수 있는 것으로 계산되고 있다.^[115] 또한 콘크리트의 침식이 계속 진행되면 원자로 공동의 콘크리트 바닥을 모두 침식해서 격납건물 하부에 위치한 토양 및 지하수 층과 접촉하여 오염시킬 수 있으므로 노심용융물을 냉각하여 콘크리트 침식이 계속되는 것을 방지해야 한다. 즉, MCCI는 격납건물 파손 방지 및 장기적으로 노심용융물이 냉각 가능한 상태로 유지되어야 한다는 목표와 직결되어 있다.

가동중 원전의 MCCI 대응전략

가동중 원전에서 MCCI를 대응하는 전략에는 두 가지가 있는데, 첫 번째는 냉각수가 존재하지 않는 건식 공동으로 노심용융물이 방출된 후 상부로 냉각수를 주입 (top-flooding)하는 방법이고 두 번째는 선침수 (pre-flooding)된 공동으로 노심용융물이 방출되도록 하는 것이다. 전자는 프랑스 및 독일의 대부분 가압경수로에서 적용하는 방법으로, 노심용융물이 건식 공동으로 잘 펼쳐질 수 있는지와 상부 냉각수 주입 시 노심용융물 냉각이 잘 이루어질 수 있는지가 주요 관심 대상이다. 후자는 우리나라의 가압경수로 및 북유럽의 비등경수로에서 적용하는 방법으로, 노심용융물과 냉각수 반응에 의한 증기폭발, 노심용융물 입자파편화 및 공동 바닥면에 형성된 노심용융물층 냉각 등이 주요 관심 사항이다. 이와 같은 대응방법으로 노심용융물이 냉각 가능한 상태로 충분하게 유지될 수 있으면 MCCI에 의한 영향을 배제시킬 수 있다. 그러나, 위에 언급된 주요 현상들에 대해 불확실성이 존재하고 있어 그 부분을 정량화하기 위해 많은 연구가 진행 중이다.

그림 2-30은 건식 공동으로 노심용융물이 방출된 후 상부로 냉각수를 주입 (top-flooding)하여 냉각하는 개념을 보여준다. 노심용융물의 냉각에 기여하는 주요 기제로는 ‘전체적인 냉각 (bulk cooling)’, ‘냉각수 침투 (water ingression)’, ‘노심용융물 분출 (melt eruption)’과 ‘고화층 파손 (crust breach)’ 등이 있다.

노심용융물의 열제거는 냉각수 경계면에 안정된 고화층이 형성되느냐 여부와 관계된다. 초기 단계에는 노심용융물과 냉각수 간 접촉면에 안정된 고화층이 형성되는 것을 방지할 수 있을 만큼 콘크리트와의 반응에 의해 충분한 가스가 방출되므로, 불규칙하고 거칠고 면적이 증가된 노심용융물과 냉각수 간의 접촉면을 통해서 열전달이 일어난다. 냉각이 진행됨에 따라서 노심용융물의 온도가 감소하게 되고 노심용융물과 콘크리트 간의 상호작용으로 인한 가스 발생도 감소한다. 이와 같이 노심용융물 온도 및 가스 발생이 감소됨으로써 상부에 안정된 고화층이 형성되기 때문에 ‘전체적인 냉각 (bulk cooling)’ 냉각기구에 의한 냉각은 종료된다.

그림 2-30. 건식 공동에 방출된 노심용융물 냉각 개념 (top-flooding)

콘크리트와의 반응으로 생성된 가스로 인해 고화층이 공극이나 균열을 포함하고 있는 경우, 상부의 냉각수가 고화층으로 침투하여 ‘냉각수 침투 (water ingression)’ 냉각기구에 의한 냉각이 일어난다. 침투된 냉각수는 고화층 내부를 급랭시킴으로써 균열을 촉진할 수 있으며 이로 인해 더 많은 냉각수 침투가 이루어지므로 고화층에서 일어나는 전도한계 열속 이상의 열전달이 일어난다.

‘노심용융물 분출 (melt eruption)’ 냉각기구는 화산에서 발생되는 마그마 분출과 유사하다. 노심용융물과 콘크리트와의 반응에 의해 생성된 가스에 의해 미세 노심용융물 액적들이 상부 냉각수로 분출되어 고화층 상단에 다공성 입자층을 형성하고 이를 냉각한다.

마지막 냉각기구는 ‘고화층 파손 (crust breach)’이다. 고화층 상부로 냉각수가 충수됨에 따라 고화층 파손이 일어난다면 냉각수가 다시 노심용융물과 접촉될 것이므로, 위에 설명된 여러가지 냉각기구에 의해 계속적으로 노심용융물 냉각이 이루어져 노심용융물과 콘크리트 간 상호작용을 종료시킬 수 있을 것이다.

그림 2-31은 선침수 (pre-flooding)된 습식 공동으로 노심용융물이 방출되어 냉각되는 개념을 보여준다. 노심용융물 냉각에 중요한 요소는 제트파쇄 및 파편화 (jet break-up and fragmentation) 정도 및 파편입자층 형성 (debris bed formation)이다. 물론, 이러한 중요 요소를 결정하기 위해 노심용융물 정보 (파단부 크기, 노심용융물 조성 및 온도, 방출량 및 연속성) 및 격실의 기하학적 정보 (하부면적, 충수 깊이)가 필요하다. 제트파쇄 및 파편화는 노심용융물 방출량이 적고 냉각수조 깊이가 깊을수록 잘 이루어지므로 냉각성 확보 측면에서 유리하지만, 열전달 면적 증가로 인한 짧은 시간 동안 발생하는 과량의 증기로 인해 압력파를 유발하게 되어 증기폭발을 일으키는 부정적인 측면도 존재한다. 노심용융물 파편입자는 공동 바닥면으로 낙하하면서 침강 (sedimentation)되어 완전히 고화된 파편입자 비율이 높은 파편입자층을 형성한다. 그렇지만, 파편입자층에는 붕괴열이 존재하여 재용융 및 MCCI로의 진행 등의 위험성이 있으므로 냉각성에 대한 면밀한 판단을 하여야 한다. 이를 위해서 파편입자 크기분포, 파편입자층 형상, 공극률 (porosity), 투수성 (permeability) 등의 정보가 필요하다. 만일, 노심용융물 방출량이 많고 냉각수조 깊이가 얕을수록 노심용융물 파편화는 이루어지기 힘들며, 노심용융물이 바닥에서 퍼지면서 풀 형태로 재배치되거나 덩어리 형태 (agglomerate 또는 cake)로 국부적으로 쌓이게 된다. 이 경우 노심용융물 속으로 냉각수 침투가 어려워지므로 냉각이 일어나지 않고 MCCI로 진행될 확률이 매우 높다.

그림 2-31. 습식 공동에 방출된 노심용융물 냉각 개념 (pre-flooding)

MCCI와 관련된 주요 물리현상^[116]

그림 2-32는 원자로 공동에 노심용융물이 방출되었을 때 콘크리트 층과 반응하는 과정에서 발생하는 주요 물리현상에 대한 개념도이다. MCCI 반응에 참여하는 콘크리트는 골재로 사용하는 모래나 자갈에 포함된 성분에 따라 현무암질 (basaltic) 콘크리트, 규암질 (siliceous) 콘크리트, 석회암-일반 모래 (limestone-common sand) 콘크리트 및 석회암질 (limestone) 콘크리트 등으로 구분된다.^[117] 가장 큰 차이는 이산화규소 (SiO₂), 산화칼슘 (CaO) 및 비응축성 가스의 비율인데 이러한 차이가 콘크리트 침식현상, 노심용융물 냉각 및 격납건물 가압에 많은 영향을 미칠 수 있다.

그림 2-32. Molten Core Concrete Interaction (MCCI) 현상의 물리적 개념도

MCCI 현상과 관련된 시스템은 노심용융물, 콘크리트 재질의 원자로 격실, 대기와 주변 환경 등이다. 이 시스템에서 발생하는 주요 물리현상으로는 노심용융물에서의 붕괴열 발생, 노심용융물과 콘크리트 사이의 열전달, 노심용융물에서 냉각수로의 열전달, 고화층의 성장, 콘크리트 분해 가스의 거동, 노심용융물 층간의 혼합, 경계면에서의 열전달, 콘크리트의 분해 및 침식, 화학 반응, 에어로졸 발생 및 제거 등을 들 수 있다. 각각에 대해 아래에서 간단히 설명하기로 한다.

· 노심용융물에서의 붕괴열 발생: 노심용융물에 포함된 핵분열 생성물에서 발생하는 붕괴열 (decay heat)은 콘크리트의 침식을 유발하는 근본 요인이다. 핵분열 생성물 중 휘발성 핵종은 노심손상 과정 중에 휘발하기 때문에 그 영향을 고려하여 붕괴열을 적절히 계산할 필요가 있으며 콘크리트와 상호작용에 의해 기포가 발생하면서 함께 방출되는 핵종의 영향도 고려해야 한다.

· 노심용융물과 콘크리트 사이의 열전달: 노심용융물과 콘크리트 사이의 열전달은 콘크리트 분해에 의해 발생하는 가스에 의해 제어된다. 이는 비등 열전달과 유사하다. 용융된 콘크리트는 산화용융물과는 잘 섞이지만 금속 용융물과는 잘 섞이지 않는다. 그리고 용융된 콘크리트는 노심용융물보다 밀도가 낮아서 부력에 의해 가스 등과 함께 노심용융물 내부로 이동하게 된다. 또 동시에 경계면에서는 노심용융물의 고화층이 발생할 수 있다. 만약 가스 발생량이 지나치게 많을 경우에는 고화층 대신 가스 필름층이 형성되기도 한다.

· 노심용융물에서 냉각수로의 열전달: 냉각수가 노심용융물 상부에 존재하게 되면 비등 열전달이 일어나게 된다. 일반적인 비등 열전달 현상에 추가로 냉각수의 과냉도, 노심용융물과 콘크리트 경계면에서의 가스 방출 등의 영향을 고려해야 한다.

· 고화층의 성장: 붕괴열이 줄어들거나, 콘크리트가 침식되어 노심용융물과 섞이거나, 냉각수에 의해 노심용융물이 냉각되는 경우, 노심용융물 내부는 액체 상태로 유지되지만 경계면에서는 고화층이 형성되게 된다. 고화층이 형성되면 열전도에 의해서만 열이 전달된다. 고화층이 계속 성장하면 열전달이 감소되는 반면 내부에서의 열생성은 유지되어 노심용융물의 온도가 증가하게 되므로 고화층의 성장이 계속되지 않고 멈추게 된다.

· 콘크리트 분해 가스의 거동: 노심용융물 풀을 통과하는 가스는 열전달에 영향을 주게 된다. 또한 층간의 혼합, 에어로졸과 핵분열 생성물의 방출에도 영향을 미친다, 기포는 용융물 내에서 부력에 의해 상승하게 되는데 기포 크기에 따라 작은 구형의 기포 영역, 타원형 기포 영역, 반구-모자형 (spherical cap) 영역으로 나누어지며 영역에 따라 기포의 상승 속도가 결정된다. 또한 기포의 상승 속도에 따라 용융물과 기포 혼합물의 체적이 결정되게 된다.

· 노심용융물 층간의 혼합: 노심용융물은 두 가지 형태의 층으로 형성될 수 있다. 즉 가벼운 산화물 층 안에 금속 용융물 액적이 부유된 층, 혹은 금속 용융물 층에 무거운 산화물 액적이 부유된 층으로 이 두 층은 서로 섞일 수 있는데, 가벼운 층이 무거운 층 아래에 배치되거나, 가스 방출로 인해 한 층의 성분이 다른 층으로 이동하는 경우이다.

· 경계면에서의 열전달: 수조 혹은 노심용융물의 경계면으로부터 주변 구조물로의 열전달은 대류 및 복사 열전달에 의해 지배된다.

· 콘크리트 분해 및 침식: 콘크리트에 높은 열속이 가해질 때의 거동은 복잡하다. 콘크리트는 비균질 혼합물로 가열이 되면 성분이 변화된다. 400K 정도가 되면 흡수되었던 물이 기화된다. 700K가 되면 수산화칼슘 (Ca (OH)₂)과 수산화마그네슘 (Mg (OH)₂)이 분해된다. 1,000K–1,100K 사이에서는 탄산마그네슘 (MgCO₃)과 탄산칼슘 (CaCO₃)이 발생된다. 또 노심용융물 내의 압력 구배에 따라 이산화탄소, 수증기, 물 등이 콘크리트 내부에서 이동하게 된다. 1,350–1,900K 사이에서 콘크리트는 용융물 상태로 존재하게 된다. 콘크리트 내부의 열속분포로부터 콘크리트의 침식 깊이를 결정할 수 있다.

· 화학반응: 주요 화학반응은 콘크리트가 분해되어 생성되는 가스에 의해 용융물 내부의 금속 성분이 산화되는 것이다. 수증기와 이산화탄소는 그 반응에 의해 일산화탄소 및 수소로 변환된다. 또한 지르코늄 금속과 이산화규소 사이의 반응 등 응축된 상 (condensed phase)으로 있는 물질 사이의 반응도 고려한다. 이 반응은 규소 성분이 많은 콘크리트 경우에 중요하다. 관련된 주요 성분으로는 우라늄, 알루미늄, 칼슘, 규소 등이 있다. 다양한 산화물, 금속, 가스 사이에서 화학 반응이 발생하게 된다.

· 에어로졸 발생 및 제거: 에어로졸의 발생은 포획 (entrainment) 혹은 기포 폭발 (bubble burst)에 의해 이루어진다. 에어로졸을 함유한 가스가 노심용융물 상부에 충수된 물속을 지날 때 에어로졸이 제거된다^[118]. 제거되는 기제로는 가스 기포 내부로의 침전, 기포 벽면으로의 부착, 기포벽으로의 확산 등을 들 수 있다. 만약 수조의 물이 과냉되었다면 증기기포가 물 층을 이동하는 동안 완전히 응축되어 에어로졸이 물속에 남아있게 된다. 다양한 에어로졸 제거 기제가 있기 때문에 제염성능은 에어로졸 크기에 따라 변화된다. 따라서 발생되는 에어로졸의 크기를 정확히 예측하는 것이 중요하다. 에어로졸의 생성 및 성장은 복잡한 과정을 포함하는데, 중요한 과정은 기체상태에서의 균질 발생 (homogenous nucleation), 생성된 입자 혹은 기타 표면에서의 응축, 기체 유동 안에서의 입자 합쳐짐 (coagulation) 등을 들 수 있다.

실험적인 연구 동향 및 주요 발견

MCCI 현상을 규명하기 위하여 지난 수십 년간 다양한 실험들이 수행되었다. 이 실험들의 목적은 해석적인 모델 개발을 위한 콘크리트 침식특성 및 노심용융물 냉각특성 등의 중요한 현상의 규명 및 원자로 안전성 평가에 사용되는 코드의 검증 지원을 위한 실험 데이터의 제공이다. 건식 원자로 공동의 경우는 MCCI의 진행과정 및 핵분열 생성물 방출을 평가하는데, 습식 원자로 공동의 경우 냉각수가 얼마나 효과적으로 노심용융물을 냉각할 수 있을 것인가에 초점이 맞추어졌다. 이 실험들에서는 실제 노심용융물 (코륨)을 모의하기 위해 UO₂, ZrO₂, 철 등의 용융물 혹은 상사물을 사용하였고, 원자로 격실의 기하 형태, 콘크리트 조성들을 변화시키면서 실험을 수행하였다. 대표적인 종합 효과 실험은 표 2-4와 같다^[119].

표 2-4. MCCI 현상에 대한 종합 효과 실험

실험명	특징	용융물 양	기하형태	주요 변수
SURC (1D)	코륨	200kg	실린더 (지름 0.4m)	콘크리트 조성, 열부하
ACE (1D)	코륨	250-450kg	직사각형 (0.5×0.5×0.4m)	콘크리트 조성, 열부하
MACE¹⁾ (1D)	코륨, 상부 충수	100-1,800kg	직사각형 (0.5-1.2m)× (0.5-1.2m)×0.4m	콘크리트 조성, 충수량, 열부하
BETA (2D)	알루미나, 철산화물, 금속성층화 용융물	450kg	콘형 뿔대 (지름 0.4m)	콘크리트 조성, 열부하
OECD-MCCI²⁾ (2D)	코륨	350-550kg	직사각형 격실 0.5m× (0.5 혹은 0.7m)×0.6m	콘크리트 조성, 격실 형태, 열부하
COMET-L³⁾ (2D)	알루미나, 철 산화물, 금속성층화 용융물	920kg	실린더 (지름 0.6m)	콘크리트 조성, 열부하

주 1) Farmer, M. T., Spencer, B. W., Binder, J. L., & Hill, D. J. (2001). Status and Future Direction of the Melt Attack and Coolability Experiments (MACE) Program at Argonne National Laboratory. Proceedings 9th Int. Conf. on Nucl. Eng. Nice, France.

2) Farmer, M., & al, e. (2006). OECD MCCI Project: 2-D Core Concrete Interaction (CCI) Tests, Final Report. OECDMCCI-2005-TR05.

3) Miassoedov, Alsmeyer, H., Cron, T., & Foit, J. (2010). The COMET-L3 Experiment on Long-Term Melt–Concrete Interaction and Cooling by Surface Flooding. Nuclear Engineering and Design, 240, pp.258-265.

중대사고 경위가 다양하고 또한 중대사고 시 운전원이 여러 조치를 취할 수 있기 때문에, 원자로 용기가 파손되었을 때의 초기 조건 (노심용융물의 초기 온도, 질량 및 조성), 금속 및 산화 용융물 상이 분리될 가능성, 노심용융물의 방출속도 및 양 등의 수많은 실험변수를 종합적으로 고려하여 대표적인 실험조건을 도출해야 하는 어려움이 존재한다. 하지만 이와 같은 실험들을 통해 MCCI 현상에 대해 근본적인 이해가 가능하였다.

실험 시 계측기 사용 개수의 제한성, 계측 정밀도 및 실험용기로부터의 열손실 산정의 불확실성이 존재하고 융융물 생성 및 가열방법이 어렵기 때문에 이와 같은 종합 효과 실험을 수행하고 이로부터 의미있는 결과를 도출해 내는 것은 매우 복잡하고 어려운 일이다. 그러나 콘크리트 형태가 축방향 및 반경방향 침식에 큰 영향을 주며, 또한 용융물이 냉각수에 잠겨있는 경우 용융물의 냉각수 상부로의 분출에 영향을 준다는 중요한 사실을 알 수 있게 되었다.

OECD/MCCI 실험 및 유럽에서 수행된 실험들에서는 건식 및 습식 조건에 대한 2차원 MCCI 실험을 노심용융물의 조성, 콘크리트 형태, 노심용융물에 가해진 열 부하 등을 변화시키면서 수행하였다. 실험에서 측정된 주 변수는 용융온도와 국부 콘크리트 침식률 등이다. 습식 공동에 대한 실험에서 침수 후의 파편입자와 물 사이 열전달률은 반응 과정 중 발생된 증기량을 바탕으로 산정되었다.

산화노심용융물을 사용한 1D 실험 (ACE, MACE 및 SURC)은 1980년대에서 1990년대에 수행되었다. 이들 실험을 통해 MCCI에 대한 이해도를 높일 수 있었으며, 실험 데이터는 당시 해석 코드에서 가정하였던 노심용융물 거동모델에 대한 입증자료로 활용하였다. 2003년부터 2012년까지 수행된 산화용융물을 사용한 2D 실험 (OECD/MCCI)에서는 MCCI 과정에서 2D 열속분포에 관한 정보를 알 수 있었다. BETA 및 COMET-L 실험에서는 상사물질을 사용하였다. 이들 실험에서는 산화용융물층이 가열되는 실제 원자로와 다르게 금속층을 가열하는 유도가열 기법을 사용하였기 때문에 실험 데이터를 실제 원자로의 경우로 확장하기에는 어려움이 있었다.

해석적인 연구

MCCI 현상을 모의하는 전산코드들로는 COCO, CORCON, COSACO, CORQUENCH, MAAP, MEDICIS, TOLBIAC-ICB, WECHSL 등이 있다. 어떤 코드이든지 건조된 격실에 용융물이 퍼지는 거동은 모의할 수 있지만, 침수 효과를 적절히 모의하는 코드는 제한적이다.

고온의 노심용융물은 경계면 상부의 표면 및 콘크리트 접촉면과의 열전달을 통해 냉각되는데, 이를 계산하기 위하여 용융층 내부에서 위아래 및 반경방향으로의 열전달계수가 필요하다. 아울러 콘크리트 분해과정을 통해 발생되는 여러 기체가 노심용융물 바닥표면으로 유입 (gas injection)되는 효과와 측면에서의 가스 교란 (gas agitation) 효과도 고려된다. 노심용융물 풀은 다층구조 (multi-layered)를 이루고 있으며 각 층의 상태는 완전용융, 부분고화 또는 완전고화 상태로 존재할 수 있다. 노심용융물의 각 층은 준정상상태를 가정하며 단일 (평균)온도를 갖는 단일체 (lumped mass)로 처리되며 각 층의 내부와 그 경계면 (다른 노심용융물층, 콘크리트, 냉각수풀 또는 대기) 사이의 열유속은 별도로 계산되고, 열유속의 연속성에 의해 각 경계면의 온도가 결정된다. 각각의 코드에서 사용된 열전달 모델 특성 및 물리적 가정 등은 OECD/NEA에서 발행한 보고서^[120]에 잘 나타나 있다.

현재까지는 주로 규암질 (siliceous) 콘크리트 및 석회암-일반 모래 (limestone-common sand) 콘크리트에 대한 실험이 주로 수행되었기 때문에 실험결과가 다른 조성의 콘크리트 경우로 확장 적용될 수 없으므로 원자로 조건에 대한 평가를 할 경우 보수적으로 접근해야 할 것이다.

3. 방사성 물질 방출 및 이송

3.1 방사성 물질의 주요 핵종

중대사고가 발생하면 핵연료 안에 있던 핵분열 생성물을 포함한 방사성 물질이 외부로 방출된다. 원자로 출력 및 운전 이력에 따라 초기 재고량이 결정되고, 사고 진행에 따라 외부 환경으로 방출되는 양도 달라진다. 방출의 물리적인 형태는 기체, 에어로졸, 또는 오염수의 형태이다. 표 3-1에는 후쿠시마 원전의 경우 원자로 정지 직후 핵연료 안에 포함되어 있는 방사성 핵종의 반감기와 초기 재고량 자료이다^[121]. 표에서 보듯 핵연료는 다양한 핵종을 포함하게 되는데 이 핵종들은 반감기가 일주일 정도부터 수백만 년에 이르기까지 다양하고, 방출하는 방사선의 종류도 다르다.

이들 중 ¹³³Xe, ⁸⁵Kr 등의 비활성 기체는 원전의 작업자, 주변 주민에 대한 외부 피폭과 관련된다. 반면 ¹³¹I (아이오딘)의 경우는 초기 재고량이 많고 반감기가 일주일 정도이며, 인체내부 피폭과 관련되는데 체르노빌 사고의 역학 조사로부터 갑상선 암을 유발하는 것으로 알려졌으며, TMI 사고에서는 격납건물 내부에서 유기아이오딘이 발견되는 등 관심 핵종이다. 또 방출 형태도 기체 및 에어로졸 형태이고 화학적으로 높은 특징을 가지고 있어 최근까지도 그 물리화학 거동에 대해 많은 연구가 진행되고 있다.

표 3-1. 핵연료 내 방사성 물질 초기 재고량 (원자로 정지 직후)

Atomic No.	Radioactive Isotopes	Half-Life	1호기 (Bq)	2호기 (Bq)	3호기 (Bq)	전체 (Bq)
1	H-3	12.4 year	9.49×10¹⁴	1.25×10¹⁵	1.18×10¹⁵	3.38×10¹⁵
6	C-14	5730 year	2.02×10¹¹	2.45×10¹¹	2.30×10¹¹	6.70×10¹¹
27	Co-60	5.27 day	2.53×10¹²	3.61×10¹²	3.28×10¹²	9.42×10¹²
35	Br-82	35.3 hour	2.62×10¹⁵	4.28×10¹⁵	4.18×10¹⁵	1.11×10¹⁶
36	Kr-85	10.7 year	2.31×10¹⁶	3.11×10¹⁶	2.95×10¹⁶	8.37×10¹⁶
37	Rb-86	18.7 day	2.84×10¹⁵	4.50×10¹⁵	4.35×10¹⁵	1.17×10¹⁶
38	Sr-89	50.5 day	1.36×10¹⁸	2.21×10¹⁸	2.35×10¹⁸	5.92×10¹⁸
38	Sr-90	29.1 year	1.50×10¹⁷	1.91×10¹⁷	1.81×10¹⁷	5.22×10¹⁷
39	Y-90	64.0 hour	1.52×10¹⁷	1.95×10¹⁷	1.85×10¹⁷	5.32×10¹⁷
39	Y-91	58.5 day	1.68×10¹⁸	2.70×10¹⁸	2.90×10¹⁸	7.28×10¹⁸
40	Zr-95	64.0 day	2.12×10¹⁸	3.40×10¹⁸	3.68×10¹⁸	9.20×10¹⁸
41	Nb-95	35.2 day	1.86×10¹⁸	2.88×10¹⁸	3.26×10¹⁸	8.00×10¹⁸
41	Nb-95m	86.6 hour	1.90×10¹⁶	3.03×10¹⁶	3.29×10¹⁶	8.22×10¹⁶
42	Mo-99	66.0 hour	2.57×10¹⁸	4.43×10¹⁸	4.42×10¹⁸	1.14×10¹⁹
43	Tc-99	2.13×10⁵ year	2.70×10¹³	3.32×10¹³	3.14×10¹³	9.16×10¹³
43	Tc-99m	6.02 hour	2.24×10¹⁸	3.88×10¹⁸	3.86×10¹⁸	9.98×10¹⁸
44	Ru-103	39.3 day	1.88×10¹⁸	3.00×10¹⁸	3.25×10¹⁸	8.13×10¹⁸
44	Ru-106	374 day	5.25×10¹⁷	8.71×10¹⁷	8.48×10¹⁷	2.24×10¹⁸
47	Ag-110m	250 day	4.04×10¹⁵	6.41×10¹⁵	5.99×10¹⁵	1.64×10¹⁶
47	Ag-111	7.45 day	6.43×10¹⁶	1.07×10¹⁷	1.12×10¹⁷	2.83×10¹⁷
50	Sn-123	129 day	7.93×10¹⁴	1.33×10¹⁵	1.39×10¹⁵	3.51×10¹⁵
50	Sn-125	9.64 day	6.11×10¹⁵	1.03×10¹⁶	1.06×10¹⁶	2.70×10¹⁶
51	Sb-124	60.2 day	5.17×10¹⁴	7.91×10¹⁴	7.99×10¹⁴	2.11×10¹⁵
	Sb-125	2.77 year	1.09×10¹⁶	1.65×10¹⁶	1.57×10¹⁶	4.31×10¹⁶
	Sb-127	3.85 day	1.10×10¹⁷	1.85×10¹⁷	1.90×10¹⁷	4.85×10¹⁷
52	Te-125m	58.0 day	3.55×10¹⁵	5.38×10¹⁵	5.00×10¹⁵	1.39×10¹⁶
	Te-127	9.35 hour	1.03×10¹⁷	1.74×10¹⁷	1.78×10¹⁷	4.55×10¹⁷
	Te-127m	109 day	8.15×10¹⁷	1.21×10¹⁶	1.33×10¹⁶	8.40×10¹⁷
	Te-129m	33.6 day	4.40×10¹⁶	7.06×10¹⁶	7.48×10¹⁶	1.89×10¹⁷
	Te-132	78.2 hour	1.95×10¹⁸	3.36×10¹⁸	3.37×10¹⁸	8.68×10¹⁸
53	I-129	1.57×10⁷ year	6.18×10¹⁰	7.47×10¹⁰	7.05×10¹⁰	2.07×10¹¹
	I-131	8.04 day	1.35×10¹⁸	2.34×10¹⁸	2.33×10¹⁸	6.02×10¹⁸
	I-132	2.30 hour	1.99×10¹⁸	3.43×10¹⁸	3.43×10¹⁸	8.85×10¹⁸
	I-133	20.8 hour	1.18×10¹⁷	2.04×10¹⁷	2.04×10¹⁷	5.26×10¹⁷
54	Xe-131m	11.9 day	1.51×10¹⁶	2.57×10¹⁶	2.60×10¹⁶	6.68×10¹⁶
	Xe-133	5.25 day	2.71×10¹⁸	4.67×10¹⁸	4.67×10¹⁸	1.21×10¹⁹
	Xe-133m	2.19 day	8.10×10¹⁶	1.37×10¹⁸	1.40×10¹⁷	1.59×10¹⁸
55	Cs-134	2.06 year	1.90×10¹⁷	2.77×10¹⁷	2.52×10¹⁷	7.19×10¹⁷
	Cs-136	13.1 day	5.42×10¹⁶	8.17×10¹⁶	8.18×10¹⁶	2.18×10¹⁷
	Cs-137	30.0 year	2.03×10¹⁷	2.56×10¹⁷	2.41×10¹⁷	7.00×10¹⁷
56	Ba-140	12.7 day	2.52×10¹⁸	4.35×10¹⁸	4.35×10¹⁸	1.12×10¹⁹
57	La-140	40.3 hour	2.57×10¹⁸	4.43×10¹⁸	4.42×10¹⁸	1.14×10¹⁹
58	Ce-141	32.5 day	2.26×10¹⁸	3.71×10¹⁸	3.89×10¹⁸	9.86×10¹⁸
58	Ce-144	284 day	1.33×10¹⁸	2.31×10¹⁸	2.28×10¹⁸	5.92×10¹⁸
59	Pr-143	13.6 day	2.13×10¹⁸	3.82×10¹⁸	3.67×10¹⁸	9.62×10¹⁸
60	Nd-147	11.0 day	9.16×10¹⁷	1.58×10¹⁸	1.58×10¹⁸	4.08×10¹⁸
61	Pm-147	2.62 year	2.84×10¹⁷	4.19×10¹⁷	4.07×10¹⁷	1.11×10¹⁸
62	Sm-151	90.0 year	6.80×10¹⁴	8.87×10¹⁴	9.08×10¹⁴	2.48×10¹⁵
63	Eu-156	15.2 day	1.92×10¹⁷	3.21×10¹⁷	3.12×10¹⁷	8.25×10¹⁷
92	U-235	7.04×10⁸ year	8.88×10¹⁰	1.36×10¹¹	1.35×10¹¹	3.60×10¹¹
	U-237	6.75 day	7.97×10¹⁷	1.32×10¹⁸	1.28×10¹⁸	3.40×10¹⁸
	U-238	4.47×10⁹ year	8.12×10¹¹	1.11×10¹²	1.11×10¹²	3.03×10¹²
93	Np-239	2.36 day	2.53×10¹⁹	4.32×10¹⁹	4.30×10¹⁹	1.12×10²⁰
94	Pu-238	87.7 year	4.63×10¹⁵	4.57×10¹⁵	5.53×10¹⁵	1.47×10¹⁶
	Pu-239	2.41×10⁴ year	7.01×10¹⁴	8.83×10¹⁴	1.04×10¹⁵	2.62×10¹⁵
	Pu-240	6.54×10³ year	8.87×10¹⁴	1.04×10¹⁵	1.36×10¹⁵	3.29×10¹⁵
	Pu-241	14.4 year	2.23×10¹⁷	2.81×10¹⁷	3.15×10¹⁷	8.19×10¹⁷
	Pu-242	3.76×10⁵ year	2.85×10¹²	3.41×10¹²	3.96×10¹²	1.02×10¹³
95	Am-241	432 year	5.62×10¹⁴	4.35×10¹⁴	5.58×10¹⁴	1.56×10¹⁵
95	Am-243	7380 year	2.52×10¹³	2.97×10¹³	2.85×10¹³	8.34×10¹³
96	Cm-242	163 day	8.94×10¹⁶	8.97×10¹⁶	1.04×10¹⁷	2.83×10¹⁷
96	Cm-244	18.1 year	2.71×10¹⁵	3.22×10¹⁵	2.71×10¹⁵	8.64×10¹⁵

한편 ¹³⁷Cs은 감마선을 방출하는 핵종으로 초기 재고량이 많고 반감기가 30년 정도이며, 휘발성이 높아서 대기로 가장 많이 방출되는 대표 핵종으로 환경 오염, 인체 피폭 측면에서 관심을 받고 있다. 한편 ⁹⁰Sr의 경우 휘발성이 낮아서 후쿠시마 사고와 같은 전형적인 중대사고의 경우 대기로의 방출량이 ¹³⁷Cs에 비해 아주 적은 편이지만, 뼈에 축적되고 반감기가 길어서 중요한 핵종이다. 또한 Pu, Am, U 계열의 동위 원소들은 알파선을 방출하여 인체 내부로 들어올 경우 피폭 위험이 크고 또 반감기가 아주 길다는 면에서 중요한 핵종이다.

한편 식품을 통한 방사성 물질의 섭취를 제한하는데, 이와 관련해서는 국제적인 Codex^[122] 기준이 있어서 기준치가 넘는 식품의 수출입을 통제하는 척도로 사용된다. 표 3-2에 관련 핵종 및 규제 기준값이 명시되어 있다. 따라서 원전 중대사고가 발생하였을 경우 환경에서의 이들 핵종에 대한 측정 및 감시가 필요하다. 표를 보면 핵종에 따라 허용 기준치가 다른 것을 알 수 있는데 이는 핵종마다 인체에 미치는 위해도가 다르기 때문이다. 아래 기준을 적용할 때, 같은 그룹의 핵종 모두를 합해서 기준값 이하가 되어야 한다는 점을 유의해야 한다.

표 3-2. Codex 규제 핵종 및 허용 기준치 (Bq/kg)

핵종	유아 음식	기타 식품
238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Am	1	10
90Sr, 106Ru, 129I, 131I, 235U	100	100
³⁵S, ⁶⁰Co, ⁸⁹Sr, ¹⁰³Ru, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce, ¹⁹²Ir	1,000	1,000
³H, ¹⁴C, ⁹⁹Tc	100	10,000

방사성 물질은 핵연료봉이 과열되어 용융되는 과정 중 방출되며, 노심용융물로부터의 방사성 물질 방출량은 일반적으로 방사성 물질의 종류, 주위 온도, 노심용융물의 부피 대 표면적 비 등에 따라 결정된다. 중대사고 시 노내 핵연료봉에서의 방사성 물질 방출은 연료봉 내 간극방출 (Gap Release), 핵연료봉 용융에 의한 방출 (Meltdown Release), 원자로 공동에서의 휘발 방출 (Vaporization Release), 산화 방출 (Oxidation Release)의 네 가지 모드로 나눌 수 있다.

방사성 물질의 연료봉 내 간극방출은 핵연료봉 피복재 (Cladding)가 손상되었을 경우, 핵연료봉에서 생성된 기체가 방출되는 것을 말한다. 피복재의 손상온도는 온도상승률, 내부기체 압력, 피복재의 물리적, 기계적 성질에 따라 결정된다. 일반적으로는 피복재의 온도가 1,033~1,366K 사이에서 손상된다고 알려져 있다. 간극방출량의 평가를 위해서는 방출분율 (Release fraction)과 방사분율 (Escape fraction)의 두 가지 분율을 고려한다. 방출분율은 UO₂ 연료로부터 기체로 방출되는 분율을 말하며, 방사분율은 파막층이 파손되었을 경우 간극에서 실제로 방사되는 분율을 말한다. WASH-1400^[123]에 따르면 불활성 기체 (Noble gases), 할로겐 금속 (Halogen metals), 알칼리 금속 (Alkali metals), 알칼리 토금속 (Alkaline earth metals), 텔루륨 (Tellurium) 등에 따라 방출분율 및 방사분율이 다르며, 전체 간극방출율은 약 0.0001% (Alkaline earth)에서 5% (Alkali metal) 정도로 제시하고 있다.

핵연료봉 용융에 의한 방사성 물질의 방출량은 핵연료봉의 온도가 상승하면서 증가하는데, 증기가 많고, 연료봉의 표면적이 넓은 연료봉의 초기 용융 시에 다량 방출된다. 핵연료봉 용융에 의한 방사성 물질의 방출율은 온도, 산소 농도, 물질 간 반응도, 연료 연소도 (Fuel Burn-up), 핵연료봉 특성 (UO₂, MOx) 및 형상 (Solid Fuel, Debris Bed, Molten Pool) 등에 따라 달라진다. WASH1400에 따르면 불활성 기체 (Xe, Kr)는 50~100%, 할로겐 금속 (I, Br)은 50~00%, 알칼리 금속 (Cs, Rb)은 40~90%, 알칼리 토금속 (Sr, Ba)은 2~20%, 텔루륨 (Te)은 5~25%, 금속귀 (Ru, Rh, Rd, Mo, Tc)는 1~10%, 희토류 원소 (Y, Np, Pu)는 0.01~1% 정도의 방출분율을 가지고 있다.

3.2 방사성 에어로졸의 거동

핵연료봉으로부터 방출된 방사성 물질은 주변 온도에 따라 에어로졸 형태로 바뀌어 그림 3-1과 같이 원자로 냉각계통이나 격납건물 내로 이송된다. 기체상의 방사성 물질은 각기 고유의 온도에 따른 포화증기압을 가지고 있으며, 주변 온도가 낮아지면 포화증기압도 낮아지게 된다. 이때 기체상 방사성 물질의 분압이 포화증기압보다 크면 그 차이만큼 에어로졸 형태로 변환된다. 중대사고 조건에서 주요 에어로졸은 CsI, CsOH, RuO₂, BaO 등이 있다.

그림 3-1. 방사성 에어로졸 이송 거동

에어로졸 형태로 변환된 단위 에어로졸을 monomer라고 부른다. 0.01μm 이하의 매우 작은 단일 입자인 monomer들은 분자와 비슷하게 부라운 운동 (Brownian movement)을 하면서 확산 (diffusion)되는데 이때 서로 충돌하여 두 개가 서로 붙어 dimer를, 세 개가 붙어 trimer를 형성한다. 이와 같이 작은 에어로졸들은 유동이 없는 상태에서도 서로 붙어 점점 커지게 되는데 이와 같은 현상을 에어로졸 응집 (agglomeration, coagulation)이라고 한다. 한편 작은 에어로졸 표면에 동종의 에어로졸이 응축 (condensation)하여 에어로졸 입자가 커질 수도 있다. CsI와 CsOH 같은 에어로졸은 흡습성이 매우 큰 에어로졸 (hygroscopic aerosol)로서, 이러한 에어로졸 입자는 주변의 수증기를 흡수하여 입자 크기가 커지기도 한다.

일반적으로 작은 에어로졸이 서로 응집된 큰 에어로졸은 구형의 입자로 보기 어려우므로 직경을 정의하기 어렵다. 따라서 광학직경 (optical diameter), 스톡스 직경 (Stokes diameter), 유동성직경 (mobility diameter), 공기역학 직경 (aerodynamic diameter) 등 다양한 형태로 크기 정의가 존재한다. 일반적으로는 에어로졸의 밀도는 물의 밀도와 같다는 가정하에 산출된 공기역학 직경을 사용한다. 중대사고 시 고려하는 에어로졸의 입자 크기는 약 0.01μm에서 20μm 정도이며, 농도 범위는 100g/m³보다 적다.

에어로졸 입자 크기에 따른 개수 분포를 예측하고 평가하는 것은 에어로졸 해석에 있어서 매우 중요하다. 일반적으로는 일정 시간이 지나면 에어로졸 입자의 개수 혹은 질량은 크기에 따라 대수정규분포 (log-normal distribution)를 따른다고 알려져 있다^[124]. 기하평균직경 (geometric mass median diameter: GMMD)은 1μm 이하이고, 기하표준편차 (geometric standard deviation: GSD)는 대략 2 정도이다. 기하평균직경은 입자분포에서 질량기준으로 중심이 되는 직경을 나타낸다.

에어로졸 입자의 크기에 따라 거동의 차이가 있는데, 통상적으로 주변기체 분자의 자유행정거리 (mean free path)를 에어로졸 입자반경으로 나눈 Knudsen 수 (Kn)에 따라 구분한다. Kn < 0.1인 영역은 연속 영역 (continuum regime), 0.1 < Kn <10 영역은 천이영역 (transition regime), Kn > 10인 영역은 자유분자 영역 (free molecular regime)으로 부른다. 연속 영역의 일부는 미끄럼 (slip)영역으로 구분하기도 한다. 연속 영역에서는 에어로졸 거동은 확산방정식으로, 자유분자 영역은 기체운동 이론 (kinetic theory)으로 각각 기술된다. 중대사고 에어로졸은 대개 천이 영역과 미끄럼 영역에 속하기 때문에 연속영역에 적용되는 입자 거동 물리모델에 커닝햄 보정상수 (Cunningham slip correction factor)라는 보정계수를 곱하여 사용한다.

그림 3-2. 기체 내 에어로졸의 거동

그림 3-2와 같이 다양한 방법으로 에어로졸은 바닥이나 벽면에 침적된다. 에어로졸의 직경이 점점 커져 무거워지면 중력에 의한 종단속도 (terminal velocity)가 증가하게 되고, 최종적으로 유체 내에서 부유하지 못하고 바닥으로 침강하게 된다. 이를 중력침강 (sedimentation, gravitational settling)이라고 부른다. 만약 곡관과 같이 유체의 흐름이 바뀌거나, 장애물이 존재하면 직경이 큰 에어로졸은 관성이 커서 주변 유체를 따라 흐르지 못하고, 벽면에 충돌 (impaction)하여 제거된다. 만약 벽면 근처에서 유체의 난류가 발생하면, 에어로졸의 벽면침착이 증가할 수 있다. 벽면이 차가울 경우, 벽면 주변의 에어로졸은 낮은 온도로 인해 부라운 운동이 상대적으로 작고, 벽면으로부터 먼 에어로졸은 활발한 부라운 운동을 하게 된다. 따라서 거시적으로 보면 차가운 벽면으로 에어로졸이 이동하는 것처럼 보이는데 이러한 현상을 열영동 (thermophoresis)이라 한다. 만약 차가운 벽면에서 수증기의 응축이 일어나면, 벽면 주변의 낮은 수증기 농도에 의해 벽면으로부터 먼 쪽의 수증기가 벽면 쪽으로 이동하는 흐름이 생기는데, 이때 에어로졸도 같이 이동하게 된다. 이러한 현상을 확산영동 (Diffusiophoresis)이라고 부른다. 이와 같은 중력침강, 확산, 관성충돌, 난류, 열영동, 확산영동과 같은 메커니즘을 통해 에어로졸이 바닥이나, 벽면에 침착이 된다. 일반적으로 에어로졸 입자가 작은 경우에는 확산에 의해, 입자가 큰 경우에는 중력침강이나 관성충돌에 의해 침착이 주로 일어난다^[125].

한편 IRWST (In Containment Water Storage Tank) 내 스파저 (sparger)나 습식 격납건물 여과배기 장치에서와 같이 에어로졸이 포함된 기체가 냉각수 속으로 분사되면 에어로졸이 물속으로 제거된다. 그림 3-3과 같이 에어로졸을 포함한 기체가 웨버수 (Weber number) 10⁵ 이하의 낮은 속도로 수조에 주입되면, 초기에는 크고 불안정한 기포인 거대기포 (globule)가 형성된다. 이 거대기포는 일반적으로 그 직경의 약 12배 정도 길이만큼 상승하면서 안정적인 미세기포 (bubble)로 쪼개진다. 거대기포가 존재하는 영역을 분사영역 (injection zone)으로, 미세기포가 존재하는 영역은 기포상승 영역 (rise zone)으로 구분한다. 기포 종류에 따라 수조를 두 영역으로 구분하는 이유는 영역별로 일어나는 유체역학적 현상이 다르며, 기포의 크기에 따라 일어나는 에어로졸 제거 기제가 다르기 때문이다. 거대기포와 미세기포 안에 있는 에어로졸은 기포와 물의 계면에 가까이 가면, 반데르발스 (van der Waals) 힘에 의해 물 쪽으로 이동하면서 물속으로 포집된다^[126]. 이렇게 기포와 물 사이의 계면에 에어로졸이 포집됨으로써 집진이 이루어지는 과정을 수조여과 (pool scrubbing)라고 한다. 포집되지 못한 에어로졸은 계속 기포 내에 남아 있어, 수조 표면에 도달하는 순간 기포가 파열되면서 수조 밖으로 빠져나간다. 수조여과의 목표는 최대한 많은 양의 에어로졸을 물속에 포집시키는 것이다. 수조에서의 에어로졸의 제거량은 일반적으로 제염계수에 의해 평가된다. 제염계수 (decontamination factor)는 수조로 들어간 에어로졸의 농도와 수조 밖으로 나간 에어로졸의 농도의 비율로 정의한다.

그림 3-3. 수조 내 에어로졸의 거동

수조 내 분사 노즐을 통해 주입된 기체 내에 수증기가 포함되어 있을 경우 차가운 수조의 물과 만나 응축하게 되고, 이 과정에서 에어로졸이 제거된다. 즉, 분사된 기체 중 응축된 수증기 비율만큼 에어로졸도 함께 수조 내로 흡수된다. 또한 주입부의 노즐에서 고속으로 분사되는 기체가 정지되어 있는 수조 내 냉각수와 충돌하면 관성출동에 의해 에어로졸이 제거된다. 에어로졸이 관성충돌은 0.5μm이상일 때 유효하며, 에어로졸의 크기 및 스톡스 (Stokes) 수에 따라 제염효율이 결정된다. 분사영역에서 생성된 거대기포 안의 에어로졸은 중력 침강, 원심력, 브라운 확산에 의해 기포 경계면에서 제거된다. 일반적으로 거대기포가 생성되는 동안과 생성 후 주입부에서 떨어진 후로 구분하여 제염계수를 각각 결정한다.

분사영역에서 만들어진 거대기포는 상승하면서 잘게 쪼개져 미세기포를 만든다. 미세기포의 크기 및 형상은 분사노즐의 형상, 유동조건 등에 따라 다르며, 기포상승 영역의 제염계수에 크게 영향을 미치는 인자이다. 하지만, 일반화된 이론이 존재하지 않기 때문에 기존 코드들은 미세기포 크기 및 형상을 각각 다르게 고려하고 있다. 기포 내 에어로졸은 그림 3-3과 같이 중력침강, 관성 충돌, 확산 등의 물리적 과정에 의해 수조로 제거된다. 에어로졸의 직경이 클수록 중력 침강, 관성력에 의한 집진 효율의 커지며, 0.1μm이하의 미세 에어로졸은 확산에 의해 주로 제거된다.

수조여과과정에서 에어로졸의 제염계수에 영향을 미치는 인자로는 기포 크기, 수조 깊이, 냉각수의 과냉각도, 분사기체 조성, 온도, 속도, 분사모드, 냉각수 조성 등이 있다. 일반적으로 기포 크기가 작을수록, 수조 깊이가 깊을수록, 냉각수 과냉각도가 클수록, 분사기체의 체류시간이 길수록 에어로졸의 제염계수가 크다고 알려져 있다.

격납건물 살수 (spray)는 격납건물 내부에 부유하여 있는 에어로졸을 제거하는 방법 중 하나이다. 살수는 냉각재 상실사고 시 수증기를 응축시켜 격납건물 내 압력을 떨어뜨릴 뿐만 아니라 살수 액적을 통한 확산영동 (diffusiophoresis), 충돌 (impaction), 차단 (Interception), 확산 (diffusion) 등의 메커니즘에 의해 에어로졸 입자를 제거하는 데 매우 효과적이다. 살수계통은 격납건물 상부에서 다른 방향으로 다수의 액적을 분무할 수 있는 많은 수의 살수노즐로 구성되어 있어서 격납건물 단면적의 90% 정도를 가능한 한 균일하게 분무하도록 설계된다. 확산영동은 액적에 응축되는 수증기가 에어로졸 입자를 액적으로 휩쓸어 가는 현상으로 사고 초기 수증기가 많고 에어로졸 농도는 상당히 낮을 때 중요하다. 따라서 이 메커니즘은 정상상태 제거효율 분석에서는 일반적으로 고려하지 않는다. 충돌은 액적 주위에서 유선을 따라가지 못하는 에어로졸이 액적과 부딪히게 되는 현상이다. 차단은 유선을 따라 움직이는 입자가 액적과 접촉하여 붙는 현상이다. 확산은 브라운운동에 의해 유로를 가로지르는 입자가 낙하하는 액적과 접촉하게 되는 현상을 뜻한다. 제거효율은 에어로졸과 액적의 크기에 매우 민감하여, 매우 작은 입자의 경우 확산이 효과적이고, 충돌은 입자 크기가 5µm 이상일 경우에 영향을 미친다. 살수 액적의 크기가 작을 경우 제거할 수 있는 에어로졸 입자의 크기가 커지게 되며, 따라서 살수는 입자를 제거할 뿐만 아니라 에어로졸 크기 분포에도 영향을 미친다.

3.3 방사성 아이오딘의 거동^[127]

중대사고 시 발생하는 기체상 방사성 물질은 Xe, Kr 등 비활성기체와 아이오딘이 대표적이다. 900MW 급 가압경수로를 기준으로 중대사고 발생시 약 2,000kg의 핵분열 생성물이 생성되지만 아이오딘은 그중에 약 12kg 정도로 세슘에 비해 10배 이상 적은 편이다. 아이오딘은 다른 핵분열 생성물보다 반감기가 짧기 때문에 중대사고 초반에 중요한 영향을 미친다. 일반적으로 아이오딘의 반감기는 ¹³¹I (8일), ¹³²I (3.3일), ¹³³I (20.8시간), ¹³⁴I (0.9시간), ¹³⁵I (6.6시간)이다. 아이오딘은 기체, 액체, 고체 표면에서 매우 다양한 화학적 반응을 일으켜, 그 성분과 형태가 변하게 된다.

1960년대 초반에는 중대사고 시 원자로 용기 내 핵연료에서 생성된 아이오딘의 50% 정도가 격납건물로 나오고, 빠르게 격납건물 표면에 흡착되며, 격납건물 내부로 들어간 아이오딘의 대부분은 I₂ 형태로 존재한다고 가정하였다^[128]. 그러나 TMI 사고 이후에는 약 60~70% 정도의 아이오딘이 격납건물 내부로 들어오고, 적어도 4~5시간 동안 격납건물에 존재하면서 95%가 세슘 아이오딘 (CsI) 형태로 존재한다고 연구되었다^[129].

1980년대 초반에는 연료봉에서부터의 20~50% 정도의 아이오딘만이 방출된다고 알려져 있었다. 하지만 90년대에 중대사고조건에서의 실험, 특히 고온에서의 실험을 통해 거의 100% 아이오딘이 방출된다는 것을 발견하였다. 대표적인 실험으로는 미국에서 수행한 VI 프로그램으로 2,300℃에서 실험을 수행하였고, 프랑스에서의 VERCORS^[130]실험 역시 2,300℃에서 수행하였다. 일본에서의 VEGA^[131]실험은 2,500℃에서 수행되었다. VERCORS의 실험결과에 의하면 연료봉이 녹기 시작하면 90% 이상의 아이오딘이 방출되는 것으로 나타났다. 이러한 실험결과들은 해석에도 많은 영향을 주어 아이오딘 해석 코드에서는 높은 온도에서 비교적 정확한 양의 아이오딘 방출량을 얻을 수 있다.

초창기 해석에서는 대부분의 아이오딘이 CsI의 형태로 용해성이 높은 에어로졸 형태로 존재한다고 가정하였다. 그 이유는 세슘의 양이 아이오딘의 양보다 10배 이상 많기 때문에 대부분 화학반응을 통해 CsI 형태로 존재한다고 믿었기 때문이다. 그리고 CsI 에어로졸이 냉각수에 용해되면 Cs⁺와 I^- 이온으로 존재한다고 가정하였다. PHEBUS-FP 결과 전에는 대부분의 아이오딘이 CsI 형태로 RCS 내에서 존재한다고 예상하였고, 핵연료봉 및 제어봉 내의 은 (Ag) 방출에 대해서는 전혀 고려되지 않았다. PHEBUS-FP 실험^[132]^[133]은 PWR 중대사고 시나리오 중 LBLOCA로 저온관 파열을 가정한 실험으로, 결과는 이전의 가정이 틀린다는 것을 보여주었다. 실험결과는 CsI뿐만 아니라 많은 다른 형태로 아이오딘이 방출되며, 상당히 많은 비율의 아이오딘이 사고 초반에 격납건물 대기에서 방출되는 것으로 나타났다. 이 원인에 대해서 정확히 알지 못하지만 지금은 150℃ 이상의 조건에서는 원자로 냉각계통 (RCS)에서 대부분 기체형태로 격납건물로 방출된다고 생각하고 있다.

고온관에 부착된 아이오딘은 시간이 지난 후에 I₂로 산화되는 조건에서 재휘발이 일어나는 것으로 관찰되었다. 이로 인해 사고시간이 흐른 후의 아이오딘 거동 해석에 대한 중요성이 강조되었다. 그리고 FPT3 실험과 일본에서 수행한 WIND project^[134]를 통해 600K 이상의 온도에서는 붕산이 CsI의 생성을 억제하며, CsI보다 더 휘발성이 강한 형태의 기체 아이오딘으로 존재할 수 있고, RCS 내에서 화학반응이 중요한 것을 알아냈다.

이와 같은 결과를 바탕으로 아이오딘은 휘발성이 커서 중대사고 시나리오 초반에 대부분이 격납건물 내로 방출되며, 기체와 분자상태, 화학적으로 결합된 상태 등 다양한 형태로 존재한다는 것을 알게 되었다. 이후, 격납건물 내에서의 아이오딘의 화학적 반응에 대한 연구가 지속적으로 진행되었으며, Wren et al.^[135]과 Krausmann^[136] 등이 정리한 반응을 현재 대부분의 해석모델에서 사용하고 있다. 격납건물 안에서의 화학적 반응의 간단한 개념도는 그림 3-4와 같다.

그림 3-4. 격납건물 안에서의 아이오딘 화학반응 개념도

격납건물로 방출된 아이오딘 중 용해성이 높은 에어로졸 형태로 들어온 아이오딘은 물에 용해되면서 I^- 형태로 존재하게 된다. 물에서 I^- 이온으로 존재할 때는 아이오딘의 휘발성이 낮아지지만, 특정 pH, 온도, 농도에서 감마선에 노출되면 I₂ (aq) 형태로 산화하게 된다. I₂는 수조 내 pH와 선량율, 온도에 따라 휘발되어 격납건물 대기에 존재할 수 있다. 또한 아이오딘이 수조 안에서 유기물과 반응하거나, 격납건물 벽면 페인트와 반응하면 유기 아이오딘 (RI)으로 존재할 수 있고, 대부분의 유기 아이오딘은 휘발성이 강하여 격납건물 대기의 아이오딘의 농도를 증가시키게 된다. 반대로 일부 유기 아이오딘은 방사선 조사에 의한 반응이나 방사선반응이나 가수분해반응에 의해 수조 내에 존재할 수도 있다. 그 외에도 pH, 방사선량, 불순물 등의 영향에 의해 아이오딘은 I₂와 I^-뿐 아니라 IO3^- 등 다양한 형태로 존재하게 된다. 이 경우는 매우 안정된 상태이지만 방사선의 영향으로 I₂ 생성반응이 일어날 수 있다. 핵연료봉 및 제어봉 내 은 (Ag)은 I₂와 I^-와 쉽게 반응하며 수조 내부에서 휘발하지 않고 안정적으로 존재할 수 있다. 그러나 중대사고조건에서 은이 이와 같은 반응을 보일지에 대해서는 많은 연구자들이 회의적이다.

그림 3-5. 아이오딘 화학 반응, 열수력 및 에어로졸 현상 개략도

아이오딘의 거동은 아이오딘의 화학 반응뿐만 아니라 열수력 조건 및 에어로졸 거동에 대해서도 영향을 받는다. 예를 들면, 열수력 경계조건, 특정 아이오딘 종의 에어로졸 거동, 다른 공간으로의 아이오딘 이동, 이러한 반응 후의 전체 아이오딘의 변화 등이 있다. 중요 반응에 대해서는 그림 3-5에 간략히 요약되어 있다. 온도와 압력 등의 열수력 조건에 따라 액체와 기체 경계에서 아이오딘이 이동하게 된다. 여러 모델이 존재하지만 일반적으로 수조에서의 온도가 중요하고, pH와 조사 선량에도 영향을 받는다. 아이오딘이 벽면에 붙게 되는 것은 기체의 속도에 영향을 받는다. 또한 격납건물 내에서의 시나리오에 따른 유동 분포와 위치에 따른 아이오딘의 농도도 큰 영향을 받고, 수조에 존재하는 다른 화학종, 예를 들면 은 (Ag)에 영향을 받게 된다. 그러므로 아이오딘 해석을 정확히 하기 위해서는 유동 분포와 분포별 화학반응물질의 농도에 관한 연구가 필요하다.

아이오딘의 양은 거의 6~15kg 정도로 전체 에어로졸 생성 양 (>200kg)에 비해 매우 적기 때문에 에어로졸 형태의 아이오딘은 이미 생성된 다른 에어로졸의 거동을 따른다. 에어로졸 거동으로 인해 표면 부착되거나 또는 물에 가라앉는 과정은 크게 두 가지로 나뉜다. 먼저, 에어로졸 형태의 아이오딘이 합쳐지면서 무거워져 표면 또는 물로 가라앉게 된다. 또는 대기 중에서 기체상태의 아이오딘이 다른 종과 합쳐져 에어로졸 형태가 되고 벽면으로 붙어 수조로 가라앉게 된다.

액체상에서의 아이오딘은 휘발성이 좋은 상태인 I₂와 유기 아이오딘 (RI)과 휘발성이 낮은 I^-, HOI, I₃^-, IO₃^- 등의 형태로 존재하게 된다. 중대사고조건의 환경은 휘발성이 낮은 아이오딘의 형태를 휘발성이 높은 상태로 만들어 기체상으로 쉽게 이동할 수 있게 한다. 그렇기 때문에 액체상에서의 I₂와 RI의 생성/소멸률이 기체상 아이오딘의 농도를 결정하는 데 중요한 변수가 된다. 그림 3-6은 액체상에서의 주된 아이오딘 반응을 나타낸 것이다.

그림 3-6. 액체상에서 아이오딘 주요 반응

액체상에서의 반응 중에서 가장 중요한 반응은 비휘발성 상태의 아이오딘이 휘발성 상태인 I₂가 되는 반응이다. 한편 물속에 방사성 물질이 녹아 있는 경우, 방사선 조사에 의해 물이 분해되어 과산화수소 (H₂O₂), · OH 라디칼 등과 같은 방사선 분해 생성물이 생긴다. I₂로 전환되는 비율을 결정하는 중요한 변수는 물 안에서의 방사선 분해 생성물과 아이오딘의 반응, 그리고 아이오딘의 열수력적 평형상태이다 (그림 3-7). 이들의 반응 속도에는 온도와 선량율, 그리고 물의 pH가 가장 큰 영향을 미친다.

그림 3-7. 비휘발성 아이오딘과 휘발성 아이오딘의 변환

그림 3-8. 유기 아이오딘의 생성

그림 3-8은 I₂가 유기 아이오딘 (RI)으로 변환되고, 유기 아이오딘이 다시 비휘발성 상태인 I^-로 되는 과정을 보여준다. 이 반응들은 비교적 잘 알려져 있으며, 물의 온도와 pH가 주요변수가 된다. 또한 유기 아이오딘 중에서도 휘발성이 낮은 종이 존재하기 때문에 유기물을 결정하는 방정식과 종들의 선택 또한 해석결과에 영향을 미치게 된다. 액체상에서의 반응들은 그림 3-7, 8에서 볼 수 있듯이 비교적 잘 정립되어 있다. 이러한 반응들은 방사선 조사선량과 물의 pH 영향을 받고, RI 종류의 영향을 크게 받기 때문에, 현재 이러한 변수들을 잘 예측하기 위한 실험적, 이론적 연구들이 진행되고 있다.

기체상에 존재하는 아이오딘의 형태를 보면 다음과 같다. 휘발성 아이오딘인 I₂와 RI, 에어로졸 형태의 아이오딘, 벽면 흡착되고 재휘발되는 형태, 기체상에서 비휘발성이 되는 반응 (또한 역반응), 수증기의 응축 및 냉각수에 의한 반응, 그리고 이 외에도 많은 반응들이 있다. 일단 기체상으로 I₂가 존재하면, 이것들은 벽면에 붙게 되거나, 에어로졸이나 액적에 붙게 되거나, 높은 농도로 뭉쳐지게 된다. 하지만 아직까지 이러한 현상들이 어떻게, 얼마나 빨리 일어나는지에 대해서는 연구 중에 있다. 기체상과 액체상 경계에서의 물질 이동 역시 기체상의 아이오딘 농도를 결정하는 데 중요한 인자가 된다.

중대사고 코드의 대부분은 이를 해석하기 위해 Two-film theory를 사용하고 있다. 이 해석방법은 경계면에서의 평형상태를 가정하고, 평형상태 상수는 Henry’s constant를 사용하거나 분배계수 (H, 기체 농도와 액체 농도의 비)를 사용하게 된다. Two-film theory의 경우 상변화가 없는 자연대류 현상에서 잘 맞는 이론이며, 중대사고조건에서 다양한 상변화가 일어나는 경우에 사용할 수 있는 개선된 모델이 필요하다.

3.4 격납건물 우회사고

중대사고 진행 중 방사성 물질의 방출을 막기 위한 가장 중요한 조치는 격납건물의 건전성을 확보하는 노력이다. 이를 위해 국내에서는 후쿠시마 사고 이후 가동 중 및 신규건설 원전에 대해 다양한 후속 조치가 진행된 바 있으며 이들 조치를 통해 원전의 안전성이 대폭 향상되었다.

하지만 (초기사건 또는 중대사고로 유발되어) 증기발생기 파단사고 (Steam Generator Tube Rupture: SGTR) 혹은 경계 부 냉각재 상실사고 (Interfacing System Loss of Coolant Accident: ISLOCA)가 일어나면 격납건물의 건전성이 확보되어도 방사성 물질이 격납건물을 우회하여 대기로 직접 방출되기 때문에 원자로 안전 측면에서 중요한 쟁점으로 여전히 남아 있다. 이 사고들을 격납건물 우회사고라고 한다. 따라서 이런 사고의 발생을 예방하려는 노력과, 또 만약에 우회 사고가 발생했을 때 적절히 대처할 수 있는 방안을 수립하는 것이 원자로 안전 측면에서 중요하다.

그림 3-9. 증기발생기 파단사고 시 우회사고 개념도

증기발생기 파손에 의한 방사성 물질 방출 거동이 그림 3-9에 설명되어 있다. 중대사고로 인해 노심손상이 발생한 경우, 핵연료로부터 방출되는 방사성 물질은 증기발생기 세관의 파단부를 통해 증기발생기 2차 측으로 방출된다. 에어로졸 및 기체 형태의 방사성 물질은 증기발생기 2차 측을 지나 외부로 방출될 수 있다.

방출될 수 있는 경로는 증기발생기에 설치된 주 증기관 안전밸브가 고착 개방되는 경우 혹은 운전원이 대기 방출 밸브를 여는 경우이다. 만약 증기발생기 2차 측에 물이 있는 경우 방사성 물질들이 물로 인해 제염이 되어 외부로의 방출이 미미하게 되지만, 증기발생기에 물이 없는 경우 방사성 물질의 대부분이 외부로 방출되게 된다. 한편 이 경우에도 주 증기관에 있는 우회밸브가 이용 가능할 경우, 이 우회밸브를 통해 응축기로 방출을 하게 되면 외부로의 방사성 물질 방출을 배제할 수 있다.

한편 경계부 냉각재 상실사고 (ISLOCA)는 원자로 계통과 연결된 고압 배관 계통에 저압 배관이 연결되었을 경우 그 경계부가 파손되는 사고이다. 이 격납건물 밖의 보조 건물에 배치된 경계부에서 파손이 일어날 경우를 ISLOCA라고 한다. 그림 3-10에 전형적인 경계부 냉각재 상실사고 경우에 대한 개념이 도시되어 있다.

자료: G. Bozoki, P. Kohut, and R. Fitzpatrick. “Interfacing Systems LOCA: Pressurized Water Reactors”, 1989, Report no. NUREG/CR-5102.

그림 3-10. 경계부 냉각재 상실사고

원자로 계통에 연결된 고압 배관에 설치된 밸브 730과 731이 운전원의 오작동 혹은 기기 고장 등에 의해 개방된 경우 고압의 냉각재가 저압 배관부로 방출된다. 그렇게 되면 저압 배관 계통의 압력이 증가하고, 저압 배관 계통에 설치된 밸브, 펌프 등의 기기는 설계압력이 저압이므로 고압 조건에서 고장 혹은 파손을 야기한다. 즉 펌프의 밀봉부가 파손되거나 배관이 파손된다. 이 경우 원자로 계통의 냉각재가 파손 부위를 통해 방출된다. 만약 고압 배관에 설치된 밸브가 오랜 기간 동안 닫히지 않는다면 원자로 계통의 냉각재가 모두 방출되고 결국 노심의 핵연료가 손상된다. 이러한 사고에서 지속적으로 운전원의 복구가 이루어지지 않으면 노심손상을 야기하는 중대사고가 발생한다. 그러면 격납건물 외부의 파손 부위를 통해 방사성 물질이 대기로 직접 방출된다. 보조건물 내부에 파단 부위가 있는 경우에는 방사성 물질의 방출이 다소 억제되기도 한다.

한편 위 사고들에 대응하기 위한 사고관리전략이 제시되었다. 중대사고 기인 증기발생기 파단사고의 경우에는 증기발생기 2차 측에 급수를 공급하고 원자로 계통은 감압한다. ISLOCA의 경우에는 파손된 경계부의 격리 밸브를 잠그고^[137], 일차 계통은 감압하는 것이다^[138]. ISLOCA의 경우 해당 격실을 침수시키는 방안이 제안되기도 한다.

미국의 규제기관인 USNRC는 격납건물 우회사고 특히 중대사고 기인 증기발생기 파단사고에 대해 관심을 가지고 지속적으로 연구를 수행하였다^[139]. 중대사고의 조건에서 가동 원전에서 증기발생기 파단 가능성에 대한 열수력 해석^[140], 구조 건전성 평가^[141] 등의 연구가 이루어졌으며 최근 미국에서 수행된 SOARCA 연구에서는^[142] TI-SGTR 및 ISLOCA를 대상사고로 선정하여 방사성 물질의 외부 방출량 해석을 수행하였다.

USNRC는 최근 중대사고 기인 증기발생기 파단사고에 대해 Westing-house 증기발생기와 CE형 증기발생기를 가진 원전에 각각에 대한 분석을 수행하였다^[143]. 왜냐하면 증기발생기의 형태에 따라 같은 중대사고 경위에 대해서 증기발생기가 파손될 확률이 다르기 때문이다. 증기발생기의 운전 기간 중 몇 개의 증기발생기 세관이 손상이 되는지, 손상의 크기는 어떤지, 이 손상된 부위가 중대사고조건이 되면 어느 정도의 크기로 몇 개가 파손될 것인지에 대한 평가를 하였다.

우리나라에는 두 가지 형태의 증기발생기가 모두 있기 때문에 이 연구 결과가 의미가 있다. 이 연구의 결론에 의하면 CE형 원전의 경우 방사성 물질의 조기 대량방출 빈도 (Large Early Release Fraction: LERF^[144])는 약 5×10^-7/Ry, Westinghouse 증기발생기의 경우 약 4×10^-8/Ry이었다. 우리나라 원전에 대해 분석을 할 경우 유사한 수치가 나올 것으로 생각된다.

중대사고 법제화의 목표치인 ¹³⁷Cs 방출량이 100TBq 이상인 사고의 누적 빈도수가 1×10^-6/Ry을 고려할 때 이 사고의 기여도가 높을 것으로 추정된다. 하지만, 이 사고들을 분석할 때 보수적인 해석을 수행하였기 때문에, 후쿠시마 사고 이후 우리나라 원전에 도입된 다양한 추가 안전 계통을 활용하게 되면 LERF가 낮아질 것으로 판단된다. 하지만, 이 확률을 가능한 더 낮게 할 수 있는 방안을 강구하는 연구 개발 노력이 계속되어 충분한 안전성을 확보하려는 노력이 이어져야 할 것이다.

후쿠시마 원전 1호기 수소폭발로 원자로 건물 상부가 파손된 모습 (동경전력 제공)

4. 중대사고 대처설비

1990년 이후부터 개발된 AP100, EPR, APR-1400 등의 개량형 경수로들은 중대사고에 대비한 설계 개선을 통해 안전성을 강화하였다. 즉 중대사고의 발생을 가정하고 그 경우에도 일반 대중이나 환경으로의 방사성 물질의 방출을 허용할 수 있는 수준으로 낮추는 것을 목표로 하여 중대사고 전용 공학적 안전 설비를 채택하였다.

이러한 노력은 후쿠시마 원전사고 이후 IAEA Safety Guide에서^[145] 제시하는 “실제적으로 대량방출을 배제하는 것”과, 일본과 우리나라의 안전법에서^[146] 요구하는 “중대사고가 발생하였을 경우에도 ¹³⁷Cs의 방출량이 100TBq 이상 되는 사고의 누적 빈도를 10^-6/Reactor Year^[147] 이하”로 하는 목표와 동일한 맥락이다. 각 원전의 대표적인 중대사고 대처 설계 개념을 살펴보기로 하자.

4.1 AP1000

AP1000은 모든 안전 계통을 피동 작동하도록 설계하였다. 즉, 안전 계통이 중력, 스프링, 압축가스 등으로 구동되어 후쿠시마 원전사고와 같이 전원이 완전히 상실된 경우에도 안전 계통이 작동하도록 하는 것이다.

자료: T.L. Schulz, Westinghouse AP1000 advanced passive plant, Nuclear Engineering and Design 236 (2006), pp.1547–1557.

그림 4-1. AP1000의 피동 안전 계통 개념도

그림 4-1에 주요한 안전 계통이 도시되어 있다. 재장전 수조 안에 열교환기를 배치하여 원자로에서 발생하는 증기를 응축시키고, 응축된 냉각수를 원자로로 다시 돌려 보낼 수 있도록 하였다. 이를 통해 원자로 안의 냉각재 양을 감소시키지 않고 노심에서 발생하는 붕괴열을 제거할 수 있도록 하였다. 한편 원자로 계통배관 파단 사고 등이 발생하여 원자로 안의 냉각재가 누설될 경우, 탱크에 저장된 냉각수가 압축 가스에 의해 원자로 내로 유입될 수 있도록 하였고, 동시에 격납건물 내 재장전 수조의 물이 중력에 의해 원자로 안으로 공급될 수 있도록 하였다.

이러한 피동 안전 계통의 도입을 통해 노심손상빈도는 4.2×10^-7/년, 대량방출 빈도는 3.7×10^-8/년 정도가 되게 하여, 가동 원전의 평균값보다 약 1/000 정도의 낮은 사고 확률을 가질 수 있도록 하였다^[148].

AP1000의 격납건물은 철제로 구형태이며, 격납건물의 외부 꼭대기에 수조가 설치되어 격납건물을 외부에서 냉각할 수 있도록 하였다. 즉 원자로 노심에서 발생하는 붕괴열에 의해 수증기가 발생하여 격납건물의 압력을 증가될 경우에도 격납건물의 압력을 설계압력 이하로 낮추기 위한 설계이다.

한편 노심손상이 대량으로 진행되는 중대사고의 경우에 대비한 설계 또한 갖추었다. 원자로보다 높이 위치한 재장전 수조로부터 중력에 의해 냉각수가 원자로 격실로 공급될 수 있도록 하였다. 따라서 원자로 내부에 용융된 핵연료로부터 발생되는 붕괴열이 원자로 외부의 냉각수에서 발생하는 비등 열전달에 의해 충분히 제거될 수 있도록 하는 설계를 구현하였다. 이러한 설계로 AP1000은 원자로 외벽냉각을 통한 노심 노심용융물의 노내 억제 전략이 가능하다.

그림 4-2에 노내 노심용융물의 거동 및 냉각 개념이 도시되어 있다^[149]. 이 그림은 원자로 하부에 관통부가 설치된 일반적인 가압경수로의 경우인데, 원자로 하부에 관통부가 없는 AP1000의 경우에도 유사한 원리로 작동한다. 즉 중대사고가 발생하면 원자로 격실에 물을 채워 원자로가 물에 침수되도록 한다. 그 사이 원자로 안의 핵연료가 녹아 노심용융물이 생성된다. 노심용융물이 원자로 하부에 모이게 되면 붕괴열에 의해 노심용융물 온도가 증가하고 원자로가 파손될 수 있다. 하지만 원자로 외부에 물이 존재하게 되면 비등 열전달에 의해 열이 제거되고 노심용융물의 외부는 고화되어 온도가 떨어진다. 이를 통해 원자로가 파손되지 않으며, 노심용융물은 원자로 안에 가두어지게 된다.

그림 4-2. 노내 노심용융물의 거동 및 냉각 개념도

4.2 EPR

한편 유럽에서 개발된 EPR 원자로에서는 피동 안전 계통의 도입보다는 중대사고 전용 대처설비를 강화하였다^[150]. EPR 원자로에서 중대사고에 대비한 성능목표는 격납건물 우회사고, 수소폭발, 높은 반응도 증가 사고, 고압 노심용융물 방출 사고 등 대량 방사성 물질 방출을 야기할 수 있는 사고들이 방지되어야 하며, 저압 사고를 포함하는 다른 사고의 경우에도 발전소 부근의 제한된 구역에서 짧은 시간 동안의 대처로도 충분히 사고에 대응할 수 있어야 한다는 것이다. 즉 가상의 중대사고에 대해 적절히 대비하여 주민의 안전과 식품 섭취에 대한 안전성을 적절히 확보하자는 구체적인 목표를 가지고 있어서 미국의 AP1000과 설계 개념이 다소 다르다. AP1000의 접근은 근본적으로 사고 확률을 낮추어 예방하자는 것이라면, EPR 원자로의 경우에는 예방과 대처를 동시에 하자는 것으로 중대사고에 대한 철학이 다르다고 하겠다.

EPR에서는 고압 노심용융사고를 방지하기 위하여 원자로 계통을 20기압까지 감압할 수 있는 수동 밸브를 가압기 상부에 설치하여, 운전원이 수동으로 원자로 계통을 감압할 수 있도록 했다. 원자로 계통의 감압을 통하여 증기발생기가 고온 변형 파손되는 것을 방지하고, 고압 노심용융물에 의한 격납건물 직접가열을 방지할 수 있다.

또한 수소폭발에 대처하기 위해서, 격납건물의 체적을 충분히 크게 하여 격납건물의 수소 평균 농도가 10% 이하가 되도록 하였다. 또 약 50여 개의 피동촉매결합기를 설치하여 수소를 제거하고 격납건물 내의 공기 혼합이 향상되도록 하였다.

노외로 방출된 노심용융물을 냉각 시키고 안정화시키기 위해 전용설비인 코어 캐처 (core catcher)를 구비하였다. 그림 4-3에 개념도가 제시되어 있다.

그림에서 보듯이 코어 캐처는 두 단계의 설비로 구성되어 있다. 첫 번째 설비는 원자로 하부에 희생 물질을 배치시켜서 노심용융물이 방출되면 이 희생 물질과 섞여서 모여있다가 충분한 양이 되면^[151], 노심용융물 플러그 (melt plug)가 파손되어 노심용융물이 퍼짐 격실 (spreading compartment)로 방출되게 된다. 퍼짐 격실은 바닥면의 면적을 넓게 하여 노심용융물이 넓게 퍼지면서 열전달이 증가하도록 한다.

그림 4-3. EPR 원자로의 Core Catcher 개념도

한편 퍼짐 격실의 하부에는 냉각재 유로가 배치되어 있어서, 냉각수가 퍼짐 격실의 하부를 냉각하게 된다. 퍼짐 격실의 하부는 금속 재질로 제작되어 냉각이 원활하도록 하는 구조이다. 이러한 코어 캐처 장치를 통하여 외부로 방출된 노심용융물을 적절히 냉각시킬 수 있다. 또한 장기적으로는 퍼짐 격실 하부로 공급되는 물의 양을 충분히 증가시켜 퍼짐 격실 상부까지 침수시킴으로써 노심용융물의 냉각 성능을 향상시키고 핵분열 생성물의 방출을 억제하게 된다.

이런 설계를 통하여 중대사고가 발생한 경우에도 격납건물의 파손을 방지하여 외부로의 대량 방사성 물질 방출을 배제하고자 하였다. EPR뿐 아니라 신형 원자로로 구분되는 각국의 원자로들은 각기 다른 개념의 코어 캐처를 구비하고 있다. 그 설계 특성이 표 4-1에 제시되어 있다.

표 4-1. 신형원자로의 Core Catcher 설계 특성

국가	프랑스	미국	러시아	독일¹⁾
원전	US-EPR	ESBWR	VVER-1000	없음
공급사	AREVA	GE	ROSATOM	FZK
건설원전	핀란드 (건설중)	없음	중국, 인도 등	없음
명칭	없음	BiMAC	없음	COMET
개념	냉각수- Corium 비접촉, 간접냉각방식	냉각수- Corium 비접촉, 간접냉각방식	단위체적당 열 생성량 감소+외벽냉각개념	냉각수-Corium 직접접촉 냉각방식
냉각 가능 노심용융물 높이	22cm	22cm	-	35cm
냉각한계	0.26 MW/m²	0.4 MW/m²	약 0.7 kW/m²	약 1.4 MW/m²

4.3 APR1400

신고리 3, 4호기, 신고리 5, 6호기 등 국내 건설 및 운영 중인 원전인 APR-1400을 중심으로 중대사고 대처설비에 대하여 기술한다. APR-1400에 설치된 주요 설비로는 안전 감압 및 배기 설비, 피동촉매결합기, 원자로 격실 충수 계통 등을 들 수 있다^[152]. 각각에 대해 아래에서 간단히 설명하기로 하자. APR-1400은 후쿠시마 원전사고 이전에 설계되었지만, 외국의 개량형 원전인 AP1000, EPR 원자로와 경쟁할 수 있는 수준의 중대사고 대처설비를 가지고 있다. 이런 우수한 기술력으로 APR1400이 UAE에 수출되기도 하였다.

▶ 안전감압 및 배기 설비 (Safety Depressurization and Vent System: SDVS): 원자로 계통의 가압기 상부에 설치된 SDVS 계통은 운전원이 개방할 수 있는 밸브들로 구성되어 있는데, 이 밸브들은 배터리 전원이 연결되어 있어서 모든 전원이 상실된 경우에도 작동할 수 있다. 따라서 중대사고조건에서도 운전원이 작동할 수 있도록 설계되어 있다. 그림 4-4에 가압기 상부에 설치된 안전감압 및 배기설비가 도시되어 있다.

그림 4-4. 안전 감압 밸브가 설치된 가압기

감압 기능은 중대사고 진행 중 중요한 역할을 한다. 특히 완전 전원상실 (Station Black Out) 같은 사고의 경우 원자로의 압력이 150기압 이상으로 유지되므로, 중대사고 진행 중 원자로 용기가 파손될 경우 150기압 이상의 압력으로 고온의 노심용융물이 원자로 밖으로 방출되어 격납건물의 건전성을 위협할 수 있다. 따라서 완전 전원상실사고와 같은 고압의 중대사고 경우에 원자로계통의 압력을 낮추어, 고온 고압의 노심용융물이 방출되지 않도록 한다. 또한 고온 고압의 증기에 의해 증기발생기의 세관이 파단되는 것을 방지하여, 중대사고로 인한 증기발생기 세관파단사고를 방지할 수 있다.

한편 이러한 감압 기능은 또한 원자로 계통의 압력을 낮추어 냉각수 주입 계통의 사용을 용이하게 한다. 손상이 진행되고 있는 원자로의 노심에 냉각수를 공급하기 위해서는 원자로 내부보다 높은 압력이 필요한데, 원자로를 감압함으로써 냉각수를 더 쉽게 주입하고, 이로 인해 중대사고 진행을 중지 및 지연시킬 수 있다. 따라서 안전 감압 및 배기 계통의 역할이 중요하다고 할 수 있겠다.

▶ 피동촉매결합기 (Passive Autocatalytic Re-combiner: PAR): 원자로 내부 핵연료의 냉각이 충분히 이루어지지 않고 가열이 되면 고온의 증기와 핵연료 피복재인 지르코늄이 서로 반응하여 수소가 발생하게 된다. 노심손상이 지속적으로 진행이 되면서 발생된 수소는 원자로 계통의 파단부 혹은 개방된 밸브 등을 통해서 격납건물로 방출이 된다. 격납건물 내부의 수소, 수증기, 공기의 혼합물의 조건에 따라 수소연소 혹은 수소폭발이 발생하게 된다. 그림 4-5에 가연한계가 표시되어 있다. 수소와 수증기, 공기의 양에 따른 가연 구역 (파란색 점선 안쪽 구역)과 폭발 구역 (빨간색 점선 안쪽 구역)이 표시되어 있다.

그림 4-5. 수소, 수증기, 공기 농도에 따른 수소연소 및 폭발 조건

따라서 중대사고 진행 도중 적절히 수소를 제거하여 수소연소를 완화하고 수소폭발을 방지해야 한다. 우리나라 원전에는 후쿠시마 원전사고 이후 모든 원전에 피동촉매결합기가 설치되어 있다. 피동촉매결합기는 전원이 완전히 상실된 경우에도 수소의 농도가 일정 농도 이상이 되면 화학 반응에 의해 수소를 제거하여 수소 농도를 낮추어 수소폭발을 방지한다. 따라서 개량형 원전에는 격납건물 내에 수소가 많이 발생하는 위치 부근들에 다수의 피동촉매결합기를 설치하여 중대사고에 대비하고 있다.

전형적인 PAR의 구조와 작동 원리는 그림 4-6과 같다. 촉매결합기의 입구로 수소, 수증기, 공기의 혼합 가스가 유입되면 수소가 촉매 부분에서 공기중의 산소가 반응하여 뜨거운 수증기가 되고, 뜨거워진 혼합기체는 부력에 의해 굴뚝 부분을 지나 출구로 방출된다. 또한 PAR 주변의 차고 무거운 혼합기체는 부력에 의해 출구로 방출된 뜨거운 기체를 따라 촉매결합기로 지속적으로 유입된다. 즉 별도의 구동력이 없이도 촉매와 중력에 의해 구동되는 피동 안전 계통이다.

그림 4-6. PAR 작동 원리

▶ 원자로 격실 침수계통 (Cavity Flooding System): 원자로 격실 침수계통 (CFS)은 중대사고 진행 중 원자로 격실로 방출된 노심용융물을 냉각하고 방사성 물질 방출을 방지하기 위하여 원자로 격실에 냉각수를 공급하는 계통이다. 노심용융물이 원자로 격실로 방출이 되면 원자로 격실 침수계통을 이용하여 이를 침수시켜서 노심용융물과 냉각수 사이의 열전달에 의해 노심용융물에서 나오는 붕괴열을 제거하고, 휘발성 핵분열 생성물의 방출을 억제하게 된다. 따라서 노심용융물이 원자로 격실로 방출되었을 때 열전달 면적이 넓어지도록 충분한 크기의 바닥면적을 가지는 것이 바람직하며, 또한 충분한 양의 물이 지속적으로 공급이 되어야 한다.

그림 4-7. APR-1400 원자로 격실 침수계통

중대사고조건에서는 전원이 상실되었을 수 있으므로, 전원이 없이 작동하는 밸브 및 계측기에 의해 침수계통이 작동하도록 설계되며, 냉각수의 공급도 펌프가 필요 없이 중력 및 수두 차이에 의해 공급될 수 있도록 설계되어 있다. 그림 4-7은 APR-1400에 설계된 원자로 격실 침수계통으로 격납건물 내 재장전 수조로부터 중력에 의해 원자로 격실로 냉각수가 공급될 수 있도록 설계되어 있는 것을 볼 수 있다.

쓰나미로 물이 들어찬 후쿠시마 원전 주변 (동경전력 제공)

5. 중대사고관리전략

5.1 중대사고관리지침서

원전에서 이상상태 혹은 사고가 발생하게 되면 운전원은 비상운전 절차서 (Emergency Operating Procedure: EOP)^[153]에 따라 사고 복구를 진행하게 된다. 노심의 손상이 발생하지 않는 사고들은 다양한 형태로 발생하게 되지만, 이들은 이미 설계기준 사고로 발전소의 설계에서 고려되었기 때문에 발전소의 안전계통 및 보조 계통의 자동적인 작동, 운전원의 개입 등으로 복구되게 된다. 비상운전 절차서는 사고를 진단하는 절차, 또 진단된 각각의 사고들에 대해 맞춤형으로 개발된 사고 복구 절차를 포함하고 있다.

하지만 다중 고장, 잠재적 설계 결함, 예측하지 못한 내부사건^[154] 및 외부사건^[155], 운전원 실수 등에 의해 비상운전 절차서가 효과적으로 사고 진행을 종결하거나, 사고 복구를 실패하여 노심의 핵연료가 손상되는 사고로 진입하게 될 수 있다. 이 경우 적절한 운전원의 조치가 없으면 대량의 노심손상과 연이은 방사성 물질 방출을 동반하는 중대사고로 진입하게 된다. 따라서 중대사고로 진입한 후, 중대사고의 진행을 저지하여 발고전소를 안정된 상태로 회복하고 방사성 물질의 방출을 완화하기 위하여 중대사고관리지침서 (Severe Accident Management Guidance: SAMG)가 개발되었다.

이미 노심이 손상된 후에 중대사고관리전략에 진입하게 되므로^[156], 중대사고관리전략은 노심손상 사고 결말을 완화하기 위해 운전원에게 필요한 절차에 대해 안내해주게 된다. 중대사고관리전략의 목표는 원전에서의 노심손상을 저지하고, 외부로의 방사성 물질 방출을 배제하거나 최소화하는 것이다. 또한 원전 근처의 주민 및 종사자에 대한 보호 조치를 수행하는 여유 시간을 벌어 주기 위한 것이다. 후쿠시마 원전사고에서 보듯이 방사능 대량방출로 인한 사회 경제 및 환경적인 피해를 배제시킬 수 없었지만, 주민 및 종사자에 대한 적절한 조치로 주민에 대한 직접적인 방사성 피폭을 최소화할 수 있었다.

노심손상을 동반한 중대사고인 TMI 사고 이후, 미국의 규제기관인 USNRC는 중대사고를 미해결 안전 현안으로 분류하고 이를 해결하기 위한 노력을 하여, 그 정책을 SECY 88-147 문건^[157]에서 규정하였다. 여기서, 중대사고관리는 종합 계획의 핵심요소로 고려되었으며^[158]^[159] 주요조치는 (1) 노심손상으로의 사고 진행 예방, (2) 노심손상 발생 시 추가적인 손상 진행 종결, (3) 격납건물 기능을 가능한 오랫동안 유지, (4) 발전소 소내 및 소외 방사능 방출 및 영향 최소화 등을 포함하였다.

하지만, 당시 미국 규제기관의 접근 방법은 중대사고 사고관리 계획을 구현할 때, 중대사고가 발생할 확률이 매우 낮으므로 경제적인 비용과 건강상 이득의 경중을 따지는 접근 방법을 택하였다. 따라서 중대사고 대처를 위한 경미한 설비 개선은 요구했지만, 중대사고 발생 빈도 감소를 위한 하드웨어 변경 혹은 중대사고 대처를 위한 설계 개선을 적극적으로 요구하지는 않았다. 하지만, 유럽에서는 중대사고관리전략을 개발하면서 중대사고 대처를 위한 설비 개선을 구현하였다.

미국의 전력연구소는 1992년 기술기반문건 (Technical Basis Report: TBR)^[160]으로 알려진 사고관리전략의 기술적 기반을 개발했는데, 중대사고 현상 및 중대사고로 인한 결말을 완화하는 방안에 대한 것이다. 이 보고서에서는 운전원이나 기술 담당자가 사용할 수 있는 잠재적 중대사고 완화방안 및 대처설비 사용에 따른 효과를 분석하였다. 미국에서는 전력사업자들에 의한 개별 발전소 고유의 절차서/지침서가 개발되어, 1998년 말에는 중대사고관리 이행이 완료되었다. 우리나라를 포함한 다른 국가들도 후쿠시마 원전사고 이전에 개별 원전에 대한 중대사고관리전략을 개발하였다.

2011년 3월 발생한 후쿠시마 원전사고 이후 초강진, 대형 쓰나미, 화재 등 극한 재해에 대한 대응방안 수립이 원자력 안전의 주요 쟁점으로 대두되었다. 물론 2001년에 발생한 911 테러사건 이후, 항공기 충돌 등에 대한 대응방안이 추진된 바 있다. 그러나, 후쿠시마 원전사고는 극한 자연재해에 의하여 동일 부지 내의 다수 호기가 동시에 영향을 받은 경우로서 911 테러와 같은 인위적 재해에 대한 대응전략과는 다른 개념의 전략이 요구되고 있다. 따라서 미국은 911 테러 이후 광역재해 완화 지침서 (Extensive Damage Mitigation Guideline: EDMG)를 개발하여 운영 중이고, 후쿠시마 원전사고 이후에는 다양하고 유연한 대응전략 (Diverse and Flexible Coping Strategy: FLEX)을 개발하여 운영 중에 있다.

광역재해 완화 지침서는 단일호기에 대하여 인위적인 공격 (테러)이 가해져 넓은 범위에 손상이 발생한 상황에 대응하기 위한 전략이다. 주요한 가정 사항은 테러로 인하여 주 제어실과 보조 제어실이 동시에 상실되거나, 교류 및 직류전원이 동시에 상실되는 경우이다. 따라서, 전원이 없는 상태에서 1차계통의 냉각을 도모할 수 있는 터빈구동 보조급수펌프의 역할이 매우 중요하며, 이동형 계측설비를 이용하여 현장의 신호 단자함에서 주요 안전변수를 직접 획득하는 절차가 포함되어 있다.

광역재해 완화 지침서와 달리 FLEX 전략은 극한 자연재해로 인하여 동일 부지의 다수 호기에서 교류전원의 장기간 상실과 최종 열제거원 상실과 같은 최악의 상황에 대응하기 위한 전략이다. 소내 또는 소외의 이동형 설비 (발전차, 급수펌프차 및 부대설비)를 이용하여 1차계통의 냉각, 사용 후 핵연료 저장조 냉각 및 격납건물 건전성 확보를 도모하는 지침을 주요 내용으로 한다.

5.2 중대사고관리지침 개발 방식

EPRI는 잠재적 대응수단 (countermeasures)의 선정 및 결정에 대한 기술적 기반을 개발하고, 이를 기술기반문건으로 발간하였다. TBR은 중대사고 진행 및 이로부터 예상되는 증상 및 현상을 기술하기 위해 다양한 발전소 손상 상태 (plant damage conditions)를 제공한다. 더불어, 상위조치 후보군 (Candidate High Level Actions: CHLA)으로 불리는 주요한 잠재적 대응수단을 밝혀내었다.

기술기반문건에 기술된 노심의 다양한 손상 상태는 아래의 3가지 주요 사태로 대별된다. (1) 노심은 건전하나 핵연료가 산화됨, (2) 심하게 손상된 노심 (노심의 일부 또는 전체가 하부용기로 재배치), (3) 상당량의 노심 파편물의 노외 방출. 한편 격납건물에 대한 손상 상태로는 (1) 격납건물 밀폐/냉각 상태 (즉, 건전하며 파손위협 없음), (2) 격납건물 밀폐나 파손위협 (예: 수소연소) 있음, (3) 격납건물 손상되었으나 건물구조는 유지, (4) 격납건물 우회 (예: 격납건물 외부에서 1차계통 파손 혹은 중대사고 기인 증기발생기 세관파단사고 등).

노심손상 및 격납건물 손상을 완화시키기 위해, 15개 CHLA 조치 전략이 정의되어 있으며 (표 5-1 참조), 각각의 CHLA에 대해서 노심 및 격납건물 손상상태의 결과가 기술기반문건에서 조사되었다. 이후 2가지 조치가 추가로 고려되었는데, 이는 원자로 용기 외부냉각 (및 결과로서 노심용융물 원자로 용기 내 억류), 수증기에 의한 격납건물 비활성화이다. 한편, 기술기반문건은 확률론적 안전성평가 (PSA)에서 취급하지 않는 대응수단의 효과를 본다는 측면에서 대부분의 PSA보다 취급 범위가 넓다.

표 5-1. 상위조치 후보군 (CHLA) 및 특별 고려 조치

상위조치 후보군
1.	원자로 용기/1차계통 냉각수 주입 혹은 보충
2.	원자로 용기/1차계통 감압
3.	원자로 용기 내 살수 (BWR 적용)
4.	원자로 냉각재 펌프 재 가동 (PWR 전용)
5.	증기발생기 이차 측 감압 (PWR 전용)
6.	증기발생기 이차 측 냉각수 주입 (PWR 전용)
7.	격납건물 내 살수
8.	격납건물 냉각수 주입
9.	팬 냉각기 (Fan Cooler) 작동
10.	수소 재결합기 (Recombiner) 작동
11.	수소점화기 (Igniter) 작동
12.	비응축성 기체로 격납건물 불활성화 (BWR 전용)
13.	격납건물 강제 배기
14.	이차 격납건물 내 살수
15.	이차 격납건물 충수 (flood)
특별 고려 조치
1.	원자로 용기/1차계통 외부 냉각
2.	수증기로 격납건물 불활성화

기술기반문건은 특정한 사건 또는 사고경위 (즉, 초기사건 및 이후 진전)가 대상이 아니고 사고로 발생하는 현상을 평가 대상으로 한다. 따라서 노심 및 격납건물 손상 상태가 기술된다. 이런 원칙은 IAEA’s NS-G-2.15 문건^[161]에도 포함되었다. 한편 중대사고관리전략의 적절한 운용을 위해서는 평가, 결정 및 이행과 같은 다중의 기능이 요구되는데, 평가 및 의사결정은 기술지원센터 (TSC)가, 조치 이행 (예로 특정 기기의 수동 조치)은 제어실 담당자가 주로 수행하게 된다.

발전소에서 중대사고관리전략 개발은 사전에 정의된 순서에 따라 수많은 고려와 조치를 이끌어내는 구조화된 접근방식으로 이루어진다. 주 목적은 중대사고라는 혼란스러운 상황 속에서 신중한 조치를 수행하기 위함이다. 조치는 알 수 없는 사고경위에 대한 지식보다는 발전소 변수를 따라 수행되기 때문에, 발전소 조치담당자는 사고의 원인 또는 중대사고 현상에 대한 전문적 지식이 필요치는 않다.

한편 조치에 대한 결정이 이루어지기 이전에 가능한 부정적 결과가 고려되어야 한다. 이러한 부정적 효과 추정이 가능하려면 상당한 훈련에 기반한 중대사고에 대한 실제적인 지식이 필요하며 이는 기술지원센터가 제공해야 한다.

5.3 우리나라의 중대사고관리전략 이행

후쿠시마 원전사고 이전에 우리나라는 2001년 8월 원자력안전위원회에서 의결한 정부의 ‘중대사고 정책 (안)’에 따른 이행계획을 수립하여 시행하고 있었다. 그 주요 내용은 확률론적 안전성평가 (PSA) 수행 및 중대사고관리계획 이행을 포함하고 있다. 여기서 중대사고관리란 원전 중대사고 시 노심의 손상 진행을 중단, 격납시설 능력 유지로 방사능 물질 소내외 방출 최소화 및 발전소를 안정상태로 회복하기 위하여 취하는 제반 활동을 의미한다.

중대사고관리는 4단계로 이루어지는데, 1단계는 설계기준 사고에 대비한 노심손상 방지, 2단계는 노심손상 완화 및 노심용융물을 원자로 용기 내부에 가두기, 3단계는 최대한 장시간 격납건물의 건전성 유지, 4단계는 방사성 물질 방출 최소화이다. 중대사고관리계획의 5대 요소로는 사고관리전략 및 이행계획, 의사결정체제, 필수기기 및 계기 사용성, 중대사고관리지침서 (기술배경 및 계산보조도구 개발 포함), 중대사고 대처 훈련 등이다.

한편 중대사고관리지침서는 중대사고 발생 시 사고를 완화하고 발전소를 복구하기 위해 작동이 요구되는 기기, 계통과 비상 운전팀이나 기술지원 조직이 취해야 할 조치 단계를 기술한 지침서로 원자로 형태별로 일반적인 지침서가 있으며, 국내 전 호기에 대한 지침서가 개발되었다.

후쿠시마 원전사고 직후 국내원전에서는 중대사고에 대한 실제적인 대처능력을 강화하기 위하여 다양한 중대사고 대처설비 설치 및 중대사고 대응 절차서가 개발되고 있는데, 그 내용은 다음과 같다. (1) 피동형 수소제거설비 설치 (수소감지기 포함): 전원 공급 없이도 작동 가능한 피동형 수소제거설비 (PAR)를 전 원전에 설치. 격납건물 내부의 수소를 실시간으로 감시할 수 있도록 수소 감시설비를 설치. (2) 격납건물 여과배기 설비 설치: 격납건물 내부의 과도한 압력상승을 막고, 방사성 물질의 외부 누출을 막기 위하여 여과배기 또는 감압 설비를 설치. (3) 원자로 비상냉각수 외부 주입유로 설치: 원자로에 냉각수를 공급하는 기존 설비가 작동하지 못하더라도, 외부에서 냉각수를 공급하는 유로를 설치하여 비상냉각수를 공급할 수 있도록 개선. (4) 중대사고 교육훈련 강화: 극한재해 및 사고에 대비할 수 있도록, 원전 운전원의 교육훈련을 강화하여 시행. (5) 사고관리전략 실효성 강화를 위한 중대사고관리지침서 개정: 극심한 자연재해에 의한 중대사고 발생 시 대처방안 및 전략, 우선순위에 근거한 전원 공급절차 마련 등을 중대사고관리지침서에 반영. (6) 정지 · 저출력 운전중 중대사고관리지침서 개발: 정지 · 저출력 운전중 중대사고가 발생할 경우를 가정한 대응 전략을 반영한 지침서를 개발. (7) 이동형 디젤구동펌프 확보: 침수 및 전원상실사고 발생 시 침수지역 배수, 냉각수 보충을 위한 이동형 디젤구동펌프를 확보. (8) 비상 충수용 장거리 호스 확보: 비상시 외부에서 냉각수를 보충하기 위한 장거리 호스를 확보. (9) 광역재해완화지침서 개발: 지진, 해일, 침수, 테러, 화재, 폭발 등 천재지변으로 유발된 광역부지 동시다발 사고를 완화/대처하기 위한 절차를 개발. (10) EOP-SAMG 연계지침서 개발: 비상운전 절차서 수행 후 중대사고관리지침서 진입 전 조치할 수 있는 지침서를 개발 등이다.

이 외에도 후쿠시마 원전사고 조치사항으로 전 원전을 대상으로 출력 운전모드뿐만 아니라 정지 저출력 운전모드를 포함하는 통합 사고관리전략을 개발할 예정이다.

한편 후쿠시마 원전사고 이후, 국내에서는 중대사고에 대한 효과적인 대처능력을 확보하기 위하여 2015년 6월 22일에 중대사고 관련 원자력안전법이 개정되고 법률안이 공포되었다. 여기서는 중대사고를 포함하는 사고관리를 규정하고, 건설허가 및 운영허가 시 사고관리의 내용이 위원회규칙으로 정하는 기준에 적합하도록 규정을 수립하였다. 개정안은 기존에 이루어지던 사고관리계획 체계를 법률 체계 내에서 명확히 함으로써, 보다 면밀한 사고관리가 이루어지도록 하는 것이었다. “사고관리 범위 및 사고관리 능력 평가의 세부기준에 관한 규정” 고시에는 고려해야 할 사고의 범위를 다중고장, 외부재해, 중대사고로 인한 위협요인 등으로 각각 구분하여 제시하고 있으며, 다음의 표 5-2에 제시된 바와 같은 중대사고로 인한 위협요인은 격납기능의 유지와 밀접하게 연관되어 있다. 또한, 표 5-3과 같이, 제8조에는 사고 영향의 평가결과로서 결정론적 방법으로 평가된 부지 인근 주민의 방사선 피폭선량에 대한 기준이 제시되어 있으며, 제9조에는 확률론적 안전성평가를 통해 확인해야 할 안전 목표치를 제시하고 있다.

표 5-2. 노심의 현저한 손상 이후 발생하는 위협요인

구분	위협요인
필수적으로 고려해야 하는 위협요인	가연성기체 연소 또는 폭발 원자로격납건물 고온 또는 과압 노심용융물과 콘크리트의 반응 노심용융물의 고압분출 원자로격납건물 직접가열 노심용융물과 냉각수의 반응 증기발생기 전열관 크리프 파손 등 원자로격납건물 격리경계 우회
추가적으로 고려해야 하는 위협요인	확률론적 안전성평가 등을 통하여 필수적으로 고려하여야 하는 위협요 인과 유사한 수준의 발생 가능성 및 영향을 가지는 것으로 평가된 위협 요인

표 5-3. 결정론적 안전기준 및 확률론적 안전목표치

구분	기준 및 목표치
결정론적 기준 (제8조)	250mSv (갑상선) 및 3000mSv (전신)
확률론적 안전목표치 (제9조)	사고로 인한 초기사망 위험도 및 암사망 위험도가 각각의 전체 위험도의 0.1% 이하이거나 또는 그에 상응하는 성능목표치를 만족할 것 (성능목표치: 노심손상빈도 1.0×10^-5/년 이하, 조기대량방출빈도 1.0×10^-6/년 이하) Cs-137 방출량 100TBq 초과 방출 빈도: 1.0×10^-6/년 이하

후쿠시마 원전 조성의 노심용융물이 고화된 형태의 단면

6. 중대사고 분석

6.1 분석 대상 원전

이 절에서는 우리나라 원전의 대부분을 구성하는 가압경수로 (Pressurized Water Reactor)를 대상으로 전형적인 중대사고 시나리오에 대한 분석결과를 소개하여 중대사고 진행에 대해 이해를 돕고자 한다.

가압경수로는 물을 냉각재로 사용하며, 원자로의 압력을 150기압 정도로 가압하여 물이 고온으로 가열되어도 끓지 않고 액체 상태를 유지하면서 핵연료에서 발생되는 열을 이용하는 원자로이다. 가압경수로의 개념도는 그림 6-1과 같다. 가압경수로는 핵연료가 냉각수와 직접 접촉하고 순환하는 1차계통과 여기서 발생한 열을 이용해 증기를 발생시키고 이 증기로 터빈을 돌려 전기를 발생시키는 2차계통으로 나누어져 있다. 각각의 계통 내를 흐르는 냉각수를 일차냉각재와 이차냉각재라고 부르며, 일차냉각재와 이차냉각재는 완벽히 분리되어 있어 서로 섞이지 않는다. 이렇게 1차계통과 2차계통을 분리하는 이유는, 핵연료와 접촉한 일차냉각재를 1차계통 안에 완벽히 가둬둠으로써 외부로의 방사능 유출을 방지할 수 있기 때문이다.

그림 6-1. 가압경수로의 개념도

가압경수로 1차계통의 주요 기기들로는 원자로, 핵연료가 배치된 노심 증기발생기, 가압기, 원자로 냉각재 펌프를 들 수 있다. 이들 주요 기기내부는 일차냉각재인 물로 채워져 있는데, 예외적으로 가압기에만 증기와 물이 공존하여 원자로의 압력을 제어하게 된다. 핵연료가 배치된 노심 (reactor core)에 일차냉각재를 펌프로 순환시키면서 핵연료에서 핵분열 반응을 통해 발생한 열을 이용하여 물을 가열하고 이 가열된 물은 증기발생기로 보내진다. 증기발생기에서는 고온의 일차냉각재를 이용해 이차냉각재를 가열하여 증기를 발생시키고, 이 과정에서 증기발생기에서 증기가 발생하고 이 증기는 터빈으로 공급되어 전기를 생산하게 된다. 한편 증기발생기에서 이차 측^[162]으로 열을 전달하고 난 후 온도가 낮아진 물은 다시 원자로로 순환되게 되어, 원자로 안의 물은 폐쇄 회로를 구성하면서 원자로 냉각재 펌프를 통해 순환된다. 핵연료에서 핵분열 반응이 일어나기 때문에 원자로 안의 냉각수는 방사성을 띄고 있지만 원자로 계통 안에 가두어지게 되어 외부로의 방출이 없도록 설계되어 있다.

전형적이 가압경수로의 원자로 그림이 그림 6-2에 도시되어 있다. 2개의 증기발생기, 원자로에서 가열된 냉각수를 증기발생기로 보내는 2개의 고온관, 증기발생기에서 원자로로 냉각재를 보내는 4개의 저온관, 그리고 이 냉각재를 순환시키기 위한 4개의 냉각재 펌프로 구성되어 있다.

그림 6-2. 가압경수로의 주요 기기

증기발생기의 1차계통은 수많은 U자 형태의 세관으로 구성되어 있고 이차 계통은 물이 비등되는 부분과 습분을 제거하는 기기들로 구성되어 있다. 원자로 계통의 운전 압력은 약 150기압^[163]이지만, 증기발생기의 운전 압력은 약 70기압이다. 원자로에서 공급되는 고온의 물을 증기발생기의 세관을 통해 순환시키면, 증기발생기 2차계통으로 열이 전달되면서 물을 끓이게 된다. 증기발생기 이차 측에서는 발생하는 증기의 양만큼 물을 지속적으로 공급하게 된다.

주 기기들은 탄소강으로 제작되고, 원자로 용기의 내부는 stainless steel로 피복되어 있다. 고온관에는 가압기가 설치되어 원자로 및 1차계통의 압력을 제어하게 된다. 한편 증기발생기에는 2차계통의 냉각재 입출구가 연결되어 있어 터빈으로 증기를 공급한다. 원자로 용기는 약 150기압을 견디도록 20cm 정도의 두께로 설계되어 있다. 이 원자로는 콘크리트 구조의 격납건물 안에 설치되며, 설계압력은 약 5기압 정도이다. 격납건물의 벽 두께는 약 1m 정도이다.

6.2 일반적인 중대사고 진행과정

우리나라의 주력 원자로인 가압경수로에서 후쿠시마 원전사고에서와 같이 모든 전원이 상실되어 안전 계통이 전혀 작동하지 않고, 또한 운전원의 개입도 적절히 이루어지지 않았을 경우 원자로의 손상 거동과 방사성 물질 방출 거동을 살펴보기로 한다. 만약 중대사고가 발생한다면 운전원의 적절한 개입으로 중대사고 진행을 중지하기 위한 여러 조치가 가능하다. 하지만, 여기서는 중대사고가 진행되는 도중의 다양한 물리적인 현상들은 무엇인지, 또 가장 심각한 원전사고가 어떻게 진행되는지 보기 위해 운전원의 개입이 없는 것으로 가정하였다.

중대사고 진행 거동을 예측하기 위해서는 중대사고 주요 현상을 모의할 수 있는 모델들을 가진 중대사고 종합해석 전산코드가 필요하다. 현재 가장 널리 쓰이고 국제적인 신뢰를 받는 전산코드는 미국 USNRC가 개발하여 전세계적으로 사용되고 있는 MELCOR^[164]를 들 수 있다. 여기서는 이 전산코드를 이용하여 중대사고가 진행되는 동안 원자로 내부의 냉각수, 핵연료 사이의 열전달, 계통 전체의 열수력학적 거동, 핵연료의 손상, 핵연료와 수증기의 반응에 의한 수소 발생, 파손 부위를 통해 방출된 노심용융물과 방사성 물질의 격납건물 내 거동, 그리고 격납건물 내부에서의 수증기 수소, 방사성 물질의 혼합물의 거동, 격납건물의 손상 등을 모의하였다.

해석을 시작하려면, 우선 원자로와 격납건물을 적절히 모의하기 위한 모델을 구축해야 한다. MELCOR는 그림 6-1에 있는 가압경수로의 주요 계통을 여러 개의 체적 (volume)과 각 체적을 연결하는 유로 (flow path)들로 모의하게 된다. 그림 6-3에 본 해석에서 사용된 가압경수로의 MELCOR 해석모델^[165]이 도시되어 있다. 원자로와 증기발생기를 여러 개의 체적으로 나누고, 그 사이를 유로들로 연결한 것을 볼 수 있다. 이를 통해 체적간의 유체, 노심용융물, 방사성 물질의 이동과 열전달 현상을 모의하게 된다.

그림6-3.중대사고모의를위한MELCOR해석모델

한편 원자로를 둘러싸고 있는 격납건물도 모의해야 하는데, 그림 6-4에 격납건물의 모델이 나타나 있다. 격납건물은 원자로와 동일한 원리로 모델링되며, 사고 진행 중 원자로의 안전밸브를 통해서 격납건물로 수증기, 물, 방사성 물질이 방출된다. 또한 원자로가 파손되는 경우 손상된 핵연료가 노심용융물의 형태로 격납건물로 방출되며, 이와 함께 방사성 물질, 수증기와 액체도 방출되게 된다. 즉, 격납건물과 원자로계통은 평소에는 독립되어 있지만, 원자로 내부에서 사고가 진행되면서 격납건물과 원자로의 거동이 서로 연결되게 된다. 이 모델을 이용하여 MELCOR 코드를 완전 전원상실사고를 모의한 결과를 간단히 설명하도록 하겠다.

그림 6-4. 중대사고 모의를 격납건물 모델

표 6-1. 완전 전원상실사고 진행 중 주요 사건 발생 과정

주요 사건	발생 시점 (단위: 시간)
사고 개시	0.00
증기발생기 고갈	1.28
가압기 안전밸브 개방	1.69
핵연료 노출	2.17
노심 출구 온도 650℃ 도달	2.53
노심 내 냉각수 고갈	2.86
원자로 하부 파손 – 크립	5.33
원자로 하부 파손 – 관통부	5.96
안전주입 탱크 작동	6.03
원자로 격실 냉각재 고갈	10.72
격납건물 건전성 유지	72.00

표 6-1에는 사고 진행 중 주요 사건들이 표시되어 있다. 이 표를 보면 사고 개시 후 약 5시간 정도 되면 원자로가 파손되고, 격납건물은 3일이 지나도 건전성을 유지하고 있는 것을 알 수 있다.

격납건물 파손 이전에는 외부로의 방사성 물질 방출이 거의 없으므로 중대사고가 발생한 후 주변의 주민 소개, 방사성 물질의 방출에 대비할 수 있는 시간이 3일 이상 있는 것을 알 수 있다. 아래 사고 진행과정은 운전원이 개입하지 않은 최악의 상황으로, 만약 운전원이 개입하여 사고의 진행을 완화한다면 사고 진행 속도도 느려지고 그 피해도 줄어들 것이다.

물론 이 원자로에는 고압의 노심용융물이 방출되어 격납건물을 손상 시키는 것을 방지하기 위해 원자로 격실의 설계가 최적화되어 있고, 또 사고 진행과정 중 발생되는 수소를 제거하여 수소폭발이 일어나지 않도록 하기 위한 설계가 반영되어 있다.

완전 전원상실사고가 발생하게 되면 전기로 구동되는 안전 계통은 모두 작동되지 않는다. 원래는 전원이 상실되어도 안전 등급 디젤발전기가 작동하여 전원을 공급한다. 하지만 최악의 사정을 가정하기 위해 디젤발전기도 모두 구동되지 않는다고 가정하였다. 그러니까 전기의 도움도 운전원의 도움도 없이 원자로가 스스로 사고에 대응하게 되는 것이다.

그림 6-5는 가장 중요한 원자로의 압력 거동이다. 원자로는 정상 운전 중 약 150기압으로 유지된다. 이는 대기압의 150배로 아주 높은 압력이다. 정상 운전 중에는 핵연료에서 발생하는 열로 증기발생기의 물을 끓여서 증기를 발생시키고 그 증기로 터빈을 구동시켜서 전기를 발생하게 된다.

하지만 전원이 완전히 상실되게 되면 우선 펌프가 정지하여 증기발생기로 공급되던 물의 공급이 멈춘다. 뜨거운 원자로의 물로 증기발생기의 상대적으로 찬 물을 끓이는 중이었는데, 증기발생기에서 증기는 발생되지만 증기발생기에 찬물이 공급이 안 되니 증기발생기의 수위는 감소하게 되고, 결국에는 증기발생기의 물이 고갈된다. 전원이 상실되는 경우 원자로는 즉시 정지하게 되어 핵연료에서 발생하는 열은 급격히 줄어든다. 하지만 원자로가 정지되어도 핵연료에서 붕괴열이 지속적으로 발생하게 된다. 붕괴열의 크기는 원자로 정지 후 가장 크다가 시간이 지나면서 감소하게 된다. 원자로 정지 후 3일이 지날 때까지, 평균 초기 출력의 1% 이상이 발생하게 된다. 이 붕괴열이 원전 중대사고의 근본적인 원인이다. 원자로 정지를 해도 열이 계속 발생하니, 이 열을 적절히 제거해 주어야 하는데 사고가 나면 이 열을 제거하는 안전 계통들이 역할을 못해서 핵연료의 온도가 상승하고, 결국 핵연료가 녹는 초고온에 도달하게 되고 그 과정 중 원자로 파손, 격납건물 파손, 방사성 물질 방출이 일어나게 된다.

그림 6-5. 원자로 압력

사고 초기에는 원자로 정지에 의해 열 발생이 급격히 감소하므로 원자로의 압력도 감소하게 된다. 하지만 증기발생기의 냉각수는 원자로의 열에 의해 점점 감소하고 결국 사고 발생 1.28시간 후 고갈되게 된다. 그 이후에는 노심 붕괴열의 열제거원이 없어지므로 원자로의 압력이 증가하게 된다. 결국 원자로의 압력이 지나치게 높아지는 것을 방지하기 위해 달린 안전밸브 개방 설정치까지 원자로의 압력이 증가하게 되고, 안전밸브가 열리면서 원자로 안의 냉각재가 방출되기 시작한다. 그 이후에는 핵연료에서 발생하는 붕괴열로 인해 원자로의 냉각재 온도는 증가하지만, 냉각재의 일부는 비등이 되어 이상 유체가 가압기 안전밸브를 통해 빠져나가는 일종의 평형 상태에 도달하며, 원자로 내부는 물과 증기가 공존하는 이상 유체로 유지된다. 이 과정 중 그림 6-5에서 보는 것처럼, 원자로의 압력은 안전밸브의 개방 열림 설정치와 닫힘 설정치 사이에서 유지되지만, 그 사이 원자로 안의 냉각재는 안전밸브를 통해 방출되게 된다.

이상 유체가 원자로의 안전밸브를 통해 격납건물로 방출되는데, 그 양은 노심에서 발생하는 붕괴열과 균형을 이루는 수준에서 정해진다. 이 과정 중에 원자로 안의 냉각재가 점점 줄어든다. 물론 이 과정 중에 안전 계통이 작동하여 원자로 계통에 물을 공급할 수 있다면 원자로 안 냉각재의 양이 회복될 수 있다. 원자로 안의 냉각수가 줄어들면, 핵연료가 물속에 잠기지 않고 핵연료의 상부 부분부터 수증기에 노출이 되게 된다. 수증기에 노출이 되면 핵연료에서 발생하는 열이 충분히 제거되지 못한다.

자료: Hofmann K. (1999), Current Knowledge on Core Degradation Phenomena, A Review, Journal of Nuclear Materials, Vol. 270, pp.194-211.

그림 6-6. 핵연료 재료의 반응 온도

이렇게 되면 냉각재가 방출됨에 따라 핵연료는 과열된다. 핵연료가 과열이 되면 우선 핵연료를 감싸고 있는 지르코늄 금속으로 된 피복재와 수증기가 반응하여 열과 수소를 발생시킨다. 이 반응은 발열반응이어서 반응이 시작되면 핵연료의 가열은 가속된다. 냉각수가 없어서 계속 수증기에 핵연료가 노출이 되므로 수증기가 있는 동안은 피복재의 산화반응이 지속되고 그 과정 중에 핵연료의 재료인 UO₂도 가열된다. 한편 UO₂는 지르코늄과의 합금 반응에 의해 UO₂의 용융온도보다 훨씬 낮은 온도에서 용융이 진행된다. 그림 6-6는 온도에 따른 핵연료 재료의 반응 온도를 보여주고 있다^[166].

그림 6-6을 보면 지르코늄 피복재의 산화는 1,200℃ 정도에서 시작되고, UO₂는 1,760℃부터 녹아 나오기 시작한다. 핵연료가 약 2,600℃에 도달하게 되면 UO₂, ZrO₂의 노심용융물이 형성된다. 원자로 내부에는 핵연료뿐 아니라 stainless steel로 된 내부 구조물이 있어서, 이들이 핵연료의 용융 중에 함께 녹게 된다. 따라서 노내의 노심용융물은 UO₂, ZrO₂, Fe 등의 혼합물로 이 혼합물은 2,600℃보다 낮은 온도에서 노심용융물을 형성하게 된다.

원자로 내부에 이런 초고온의 노심용융물이 생기면 이 노심용융물이 액체 상태로 원자로의 하부로 이동하게 되며, 노심용융물의 온도는 탄소강의 용융온도보다 높으므로, 시간이 지나면 탄소강으로 되어 있는 원자로를 파손하게 된다. 위 그림을 보면 약 6시간이 지난 뒤 원자로가 파손되어 원자로의 압력이 급격히 감소한 것을 볼 수 있다. 그림 6-7을 보면 원자로 용기가 고온 고압이 되어서 원자로가 변형되는 크립 (creep)에 의한 파손이 먼저 일어나고, 연이어 원자로 하부에 있는 관통관 (penetration)이 용융되어 그 파손 부위를 통해 노심용융물이 방출되게 된다. 또 파손된 원자로에서 노심용융물 (corium)과 수증기, 물이 방출되는 것을 알 수 있다.

그림 6-8은 중대사고 진행 중 격납건물의 압력을 보여 주고 있다. 3단계로 사고가 진행되는 것이 도시되어 있다. 1단계는 사고 발생 직후부터 원자로가 파손되기까지, 2단계는 원자로 파손 이후부터 원자로 격실 (cavity)의 냉각수가 다 고갈되기까지, 그리고 3단계는 원자로 격실의 물이 다 고갈되어 노심용융물과 콘크리트 반응 (Molten Core Concrete Interaction: MCCI)이 본격적으로 진행되는 단계이다.

그림 6-7. 원자로 파손부를 통한 방출량

그림 6-8. 완전 전원상실사고 진행 중 격납건물 압력 – 초기 12시간

그림 6-8을 보면 격납건물의 압력이 2시간 후에 증가되기 시작하는 것이 보이는데 이것은 원자로의 안전밸브가 열려 고온 고압의 냉각수가 격납건물로 방출되기 때문이다. 방출되는 양은 원자로 안의 핵연료에서 발생되는 붕괴열, 피복재와 수증기의 산화반응에 의한 열량에 비례하게 되는데 핵연료에서 나오는 붕괴열이 시간에 따라 감소하기 때문에 격납건물의 압력 증가가 시간에 따라 다소 완만해지는 것을 알 수 있다. 이 과정 중에 원자로 내의 핵연료와 그 주변 구조물은 용융이 되어 원자로 안에는 고온의 노심용융물이 형성된다. 어느 정도 노심용융이 진행되는지는 원자로의 특성에 따라 달라진다.

2단계는 원자로가 파손되면서 시작된다. 우선 크립에 의해 원자로가 파손되어 원자로의 압력이 감소하게 되고, 크립에 의한 파손 부위는 그 면적이 크지 않아서 격납건물의 압력 증가가 다소 완만하다. 초고온의 노심용융물이 원자로 하부로 이동하여 원자로 하부에 설치된 관통부와 접촉하게 되면 관통부가 파손되면서 다소 큰 크기의 파손이 발생하게 되고, 그 파손 부위를 통해 원자로 안에 있던 노심용융물, 냉각수와 증기가 대량으로 방출되게 된다. 따라서 이 과정 중에 격납건물의 압력이 급격히 증가한다. 그 다음으로 원자로 격실 (reactor cavity)로 방출된 노심용융물과 냉각수가 상호 반응하여 증기가 발생하고 이로 인해 격납건물의 압력이 완만하게 증가하는 것을 볼 수 있다.

3단계는 원자로 격실의 냉각수가 모두 증발하여 본격적으로 MCCI 반응이 일어나는 단계이다. 이 단계에서는 노심용융물이 콘크리트와 반응하여 콘크리트를 침식하고 그 과정 중에 다양한 비응축성 가스를 발생시킨다. 이러한 가스들로 인해 격납건물의 압력이 지속적으로 증가하게 된다. 중대사고 진행과정 중 가장 관심이 있는 분야는 격납건물의 손상으로 인한 방사성 물질의 방출이다. 격납건물의 압력이 설계압력의 2.5배 정도 증가하게 되면 누설이 발생하고 압력이 증가할수록 누설량이 증가하게 된다. 이 사고의 경우에는 사고 후 약 3일이 지나기까지 격납건물의 압력이 누설이 발생하는 압력까지 도달하지 않는 것을 알 수 있다.

그림 6-9. 완전 전원상실사고 진행 중 격납건물 압력 – 초기 3일 동안

그림 6-10은 이 과정 중 콘크리트가 침식되는 과정을 보여주고 있다. 깊이 방향과 반경 방향 양쪽으로 침식이 되는데, 깊이 방향은 3일 사이에 약 2.5m 정도 침식되는 것을 볼 수 있다. 침식량은 시간에 따라 줄어들게 되는데, 그 이유는 노심용융물에서 발생하는 열인 붕괴열이 시간에 따라 감소하고, 침식물과 노심용융물이 섞이면서 온도가 낮아져 반응이 느려지기 때문이다. 붕괴열이 충분히 감소하거나 침식이 충분히 진행되어 노심용융물의 온도가 낮아지면 콘크리트 침식은 멈추게 된다.

이 사고 경위는 앞에서 설명한 것처럼 운전원의 사고 복구 노력이 고려되지 않았고, 모든 안전 계통이 작동하지 않는다고 가정하였기 때문에 실제 원전에서의 사고 진행은 훨씬 느릴 것이라는 것을 고려해야 한다.

MELCOR 전산코드는 방사성 물질의 거동에 대한 해석결과도 제공한다. 그림 6-11에는 손상된 노심용융물로부터 방사성 물질이 방출될 후에 원자로 계통, 격납건물 대기, 격납건물 내부의 구조물과 수조에 분포되어 있는 거동을 보여주고 있다.

그림 6-10. 원자로 격실 콘크리트 침식 과정

노심이 손상되는 과정 중 방출되는 방사성 물질은 원자로 계통 안에서 이송이 되고, 연이어 가압기 안전밸브를 통해 격납건물로 방출이 된다. 격납건물로 방출된 방사성 물질은 격납건물의 대기, 격납건물 내의 구조물과 수조 등에 분포하게 된다. 고온 크립 파손 혹은 관통부 파손 등으로 원자로 용기가 파손되면 손상된 노심 노심용융물은 원자로 용기 밖으로 방출되게 된다. 이 후에는 노심용융물과 콘크리트 반응에 의해 콘크리트 성분에 포함되었던 물질들이 방출이 되게 된다.

방사성 물질은 다양한 핵종으로 되어 있으므로 각 핵종의 종류에 다라 거동이 다르다. 특히 손상된 핵연료에서의 방출 거동이 다르게 된다. MELCOR 전산코드는 다양한 핵분열 생성물을 모두 다룰 수 없으므로 표 6-2처럼 16개로 분류하여 그룹의 전체를 다룬다.

Cs으로 대표되는 알칼리 금속군인 그룹 2는 Li, Na, K, Rb, Cs, Fr, Cu 등을 포함하고, I로 대표되는 할로겐 군인 그룹 4는 F, Cl, Br, I, At를 포함한다. 한편 16번째 그룹은 CsI로 요드가 방출되는 동안은 모두 CsI가 방출되고, 그 후에 남은 Cs가 그룹 2로 방출된다. 표 6-2는 전형적인 가압경수로에 대한 방사성 물질의 초기 재고량이다. 이 재고량은 핵연료의 종류, 원자로의 출력, 운전 이력 등에 따라 변하게 된다.

표 6-2. 방사성 물질 초기 재고량 및 종류

Class	Representative	Mass (kg)	Class	Representative	Mass (kg)
1	XE	3.995E+02	9	LA	4.760E+02
2	CS	2.226E+02	10	UO2	1.015E+05
3	BA	1.753E+02	11	CD	1.164E+00
4	I2	1.721E+01	12	AG	6.612E+00
5	TE	3.505E+01	13	BO2	0.0
6	RU	2.465E+02	14	H2O	0.0
7	MO	2.908E+02	15	CON	0.0
8	CE	5.130E+02	16	CSI	0.0

그림 6-11. 방사성 물질 분포

핵연료의 온도 또 방사성 핵종에 따라 손상된 핵연료로부터 방출되는 특성이 다르게 되는데, 그림 6-12에 그 특성이 도시되어 있다. 핵연료의 온도가 증가할수록 방출량이 많아지고, Xe, Cs, I₂, Te 등이 다른 핵종에 비해 많이 방출되는 것을 볼 수 있다. 후쿠시마 원전사고에서도 I₂와 Cs이 가장 많이 방출되었다.

그림 6-12. 온도에 따른 각 핵종의 방출량

하지만 주의할 점은 Cs로 대표되는 2그룹은 알카리 금속군의 여러 핵종을 포함하고, 또 각 핵종이 여러가지의 동위원소를 가지는 것이 고려되어야 한다. 예를 들면 Cs의 경우 ¹³⁴Cs 과 ¹³⁷Cs 등의 대표적인 동위 원소를 포함하고 있는데, 이 핵종들은 각각 초기 재고량이 다르고 또 다른 반감기를 가진다.

후쿠시마 원전사고 이후 우리나라에서는 원자력 안전법이 개정되어 Cs의 양을 제한하고 있다. 따라서 Cs의 거동이 관심이 있다. 그림 6-13에 Cs 그룹 핵종의 거동, 그림 6-14에는 CsI의 거동이 보여지고 있다.

Cs과 CsI의 경우 대부분 에어로졸 형태로 방출되기 때문에 시간이 지나면 대기 중에 있던 에어로졸이 격납건물의 수조나 내부 구조물 위에 침강되는 것을 볼 수 있다. 즉 손상된 핵연료에서 방출된 방사성 물질이 대부분 원자로 내부 혹은 격납건물 내로 침강되고 격납건물 대기에는 상대적으로 거의 존재하지 않게 된다.

그림 6-13. Cs 그룹 핵종의 거동

그림 6-14. CsI 그룹 핵종의 거동

만약 격납건물이 파손 혹은 손상될 경우 외부로 방출되는 방사성 물질은 대기 중에 존재하는 것들이 방출되게 된다. 격납건물 내 구조물 혹은 수조에 침강되었던 방사성 물질들은 그 방출이 제한되기 때문이다. 따라서 격납건물이 손상되어도 외부로의 방사성 물질 방출은 미미하게 되는 것을 알 수 있다.

초기 재고량 측면과 방사능을 고려하였을 때 가장 관심이 가는 핵종이 반감기가 30년인 ¹³⁷Cs과 반감기가 일주일인 ¹³¹I가 가장 관심이 가는 핵종이다. 이 두 핵종은 그림 6-11에서 보듯이 가장 외부로 잘 방출되는 핵종이기도 하다. 따라서 원전에서의 중대사고가 발생하면 이 두 핵종이 관심을 끌게 된다. ¹³¹I 의 경우 갑상선 암을 유발시킬 수 있어서 사람의 보건 측면에서 중요한 핵종이다. 하지만 반감기가 일주일 정도여서 시간이 지나면 그 양이 현격히 줄어들게 된다. 하지만 반감기가 30년인 ¹³⁷Cs은 후쿠시마 사고가 난 지 6년이 지난 지금도 그 방사능이 유지되고 있다. ¹³⁷Cs은 그래서 사람의 보건뿐 아니라 환경 오염 측면에서 중요하다.

후쿠시마 원전 조성의 노심용융물이 고화된 형태

7. 방사선학적 영향

7.1 방사선학적 영향 평가

중대사고에 따른 방사선학적 영향 평가는 원전 격납건물로부터 방출되는 선원항을 입력으로 방사능이 환경으로 확산되는 거동을 발전소 부지 고유의 기상 데이터 및 지형특성을 고려하여 평가하고, 이 자료를 바탕으로 주변 인구의 피폭 선량을 평가하며 최종적으로는 선량에 따른 건강 및 경제적인 위험도를 추정하는 것이다. 방사성 영향평가는 건강 및 경제사회적인 영향을 낮추기 위한 조치 결정에 필요한 방사선 피폭 예측에 사용되며, 사망, 암 발생, 소개 및 대피 지역, 식품 생산 등과 관련한 위험도 평가에 관련이 된다.

그림 7-1의 가운데 항목들은 방사선학적 영향을 평가하기 위한 주요 절차와 그 흐름을 나타내며 좌우에는 평가 단계별로 필요한 필수자료들이 표현되어 있다. 그림에서 나타난 바와 같이 주민 위험도 평가는 부지특성자료 (기상 자료, 인구 자료, 농축산물 자료, 지형 자료 등) 분석, 방사성 물질의 대기확산 분석, 방사성 물질의 지표면 침적 평가, 방사선량 평가, 비상계획 분석, 조기사망 및 암 사망 위험도 평가 등을 포함한다.

그림 7-1. 위험도 평가에서 방사선학적 영향 평가 절차

7.1.1 방사성 물질 대기 확산

대기로 방출된 방사성 핵종은 바람을 타고 이동하며 또 확산된다. 피폭선량 계산을 위해서는 방출지점부터 특정 지점까지 분포되는 핵종의 농도 계산이 이루어져야 한다. 이를 위해 대기로 방출된 핵종의 확산에 대한 모델들이 개발 및 이용되어 왔는데, 대표적으로는 ’60년대와 ’70년대에 개발되어 현재에도 사용되고 있는 Gaussian Plume Model, ’80년대와 ’90년대에 개발된 Puff and Particle Model, 그리고 최근의 전산유체역학 (CFD) 모델을 들 수 있다.23 여기서는 현재 원전의 방사선학적 영향 평가에 주로 적용되고 있는 Gaussian Plume 모델과 Gaussian Puff 모델에 대해 소개한다.

Gaussian Plume 모델

Gaussian Plume 모델은 확산 모델 중 가장 널리 이용되는 모델로써 경제적인 계산 시간, 입력에 필요한 기상변수 확보의 용이성, 민감도 및 불확실성 분석에의 응용 편의 등으로 인하여 가장 널리 사용된다. 이 모델에 의한 계산결과는 실험결과와 비교적 잘 일치하는 것으로 알려져 있으며, 필요한 계산 절차 또한 비교적 간단한 편이다. 그러나 이 모델을 사용하기 위해서는 다음의 가정들이 충분히 고려되어야 한다.

방출 지속시간이 고려 대상이 되는 지점까지의 이동시간보다 같거나 큰 경우 이동 방향으로의 확산을 무시할 수 있을 정도로 방출은 연속적이어야 한다.
확산되는 물질은 안정 상태의 기체나 20μm 이하의 에어로졸 입자로써 충분한 시간 동안 대기 내에 부유 상태로 존재하여야 한다.
방출 물질의 연속성이 유지되어야 한다. 즉, Plume이 바람 방향으로 이동하는 동안에 제거되는 양이 없어야 하며 지상에서 완전 반사가 이루어져야 한다.
Plume 구성 성분들은 바람 방향의 수직과 수평 방향으로 정규 분포를 이룬다.

이 모델의 두 가지 기본 요소는 물질의 이동과 대기 내 확산으로 구성되며 물질의 이동은 방출지점으로부터 지배적인 바람 방향으로의 직선으로 표현되며 방출된 물질은 풍속과 같은 속도로 이동된다. 대기 내 확산은 Gaussian 분포로써 표현되며 정규 또는 Gaussian 분포에 의해 일정 기간 동안 확률밀도가 주어지며 중심점에서 최대값을 갖는다.

Gaussian 분포에서 분산계수는 일반적으로 대기 안정도의 함수식으로 표현되는데 Pasquill은 대기 안정도를 A에서 F까지 6가지로 구분하고 Plume의 확산을 이 대기 안정도의 함수로써 제안하였다. 일반적으로 사고 결말 분석에서 가장 널리 이용되고 있는 분산 계수의 변수화는 Pasquill-Gifford 곡선군으로 대기 안정도 등급 및 이동거리의 함수로써 표시된다.

Gaussian Plume 모델을 이용한 대기 확산 및 침적 식은 확산 도중에 발생하는 여러 가지 영향을 고려하여 수정되는데, 필수적으로 고려해야 할 대표적인 영향은 방사성 붕괴, Plume 상승, 역전층 고도, 방출 지속시간 등이다.

대기로 방출되는 대기오염 물질은 수평면에서는 곧 풍속에 도달하지만 상승은 열이나 분자 중량 차이에 기인하는 수직 방향의 운동량이나 부력에 의해 결정되는데, Plume 상승은 공기와 혼합되면서 제한을 받으며 처음에는 Plume의 상대적 운동에 기인하며 이것이 소멸해 감에 따라 대기의 난류가 혼합을 지배하게 된다. 층화된 대기 내에서는 방출기체와 혼합된 공기의 부력은 고도에 따른 주변 공기의 상대밀도의 변화에 따라 달라지게 된다. 즉, 안정한 대기에서는 이 변화가 Plume에 대해 복원력으로 제한을 받지만, 불안정한 상태에서는 Plume 상승은 제한을 받지 않게 된다. 이런 Plume의 거동은 공기역학, 주위의 건물, 지형에 영향을 받으며, 이 Plume 상승을 계산하는 수많은 공식이 제안되었지만 광범위한 자료의 부족으로 인하여 전 세계적으로 인정받은 공식은 아직 없는 실정이다.

방사성 물질의 농도 변화에 가장 큰 영향을 미치는 침적은 건침적과 습침적으로 구분된다. 건침적은 중력에 의한 강하, 난류 및 분자확산, 관성 영향 등에 의해 발생하지만 입자들의 크기나 모양, 화학적 특성, 지표면 굴곡도, 작물의 특성, 대기 안정도 등과 같은 여러 가지 인자들에 의해 영향을 받으며 지표면의 농도와 침적속도를 이용하여 계산된다. 침적속도는 여러 가지 변수에 따라 서로 다른 값을 가지며 대기 안정도에 따라 서로 다른 값이 이용된다. 습침적은 방사성 에어로졸이 물방울을 형성하는 응축핵으로 작용하여 발생하거나 (rainout), Plume 위로부터 내리는 비로 인하여 방사성 에어로졸이 빗방울과 충돌하거나 흡수되어 발생한다 (washout). 이 습침적은 단위 시간당 Plume으로부터 제거되는 물질의 비율로 평가가 이루어진다.

Gaussian Plume 모델의 경우 Steady State를 가정하여 빠른 시간 내에 계산이 가능한 장점이 있으나, Plume 모델은 대륙 지형을 기반으로 실험을 하여 개발되었기 때문에 대부분의 원전이 해안에 위치하고 있는 국내의 경우에는 적합하지 않을 수도 있다. 해안지형의 경우 사고 후 낮과 밤에 따라 풍향이 해풍과 육풍으로 바뀌며, 이에 따라 Plume이 재순환되지만 Plume 모델의 경우 이러한 점을 적절히 고려하기가 힘들다는 단점이 있다.

Gaussian Puff 모델

Puff 모델에서는 연속적인 Plume이 일련의 여러 개의 Puff로써 모사되며, 방출되는 각각의 Puff는 각각의 선원강도 및 방출 고도를 가진다. 보통 15분 정도의 유한한 시간 구간에 있어서 풍향, 풍속, 혼합 높이, 대기 안정도 등이 새로운 값으로 대체되며 다음 시간 구간에서는 모든 Puff들은 이 새로운 기상 상태하에서 이동을 하게 된다. 이 이산 Puff (Discrete Puff)를 이용하면 방사선원 특성의 시간에 따른 변화와 기상 상태의 거리 및 시간에 따른 변화도 고려가 가능하다.

Puff 모델에 의한 대기 내 확산의 공식화는 오랜 기간 동안의 연속적인 방출이나 매우 짧은 시간 동안에 발생하는 순간의 방출 모두에 대해서 가능하다. 또한 Puff 방출률은 기상상태의 변화에 따라 변화가 가능하며 방출지점에서의 풍속과 대기 안정도는 연속적인 Plume으로의 근사가 가능하도록 연속적인 Puff에 대한 충분한 중첩이 가능하다. 일반적으로 Puff들은 원형의 단면적을 가진 것으로 가정되며 Puff 내 임의의 지점에서의 방사능 동위원소의 지표면 농도를 Gaussian 분포함수로 나타낸다. 지표면에서의 방사성 동위 원소의 전체 농도는 모든 Puff들에 의한 값들의 합으로써 구해진다. 확산계수들은 대기 안정도와 Puff 이동거리의 함수로써 계산되며 이동거리에 대한 σy와 σz의 변화율을 얻기 위해서는 이동거리에 대한 미분을 통하여 상관관계가 구해지며 각각의 시간 구간 동안에 있어서 확산계수들은 각각의 Puff에 대한 현재의 대기 안정도에 대해서 계산된다. 이러한 방법을 방사선원으로부터 직선 거리와는 무관하게 Puff가 시간에 대한 함수로써 확산이 이루어지는 것을 보장해준다. 지표면 농도를 계산하는 식은 수직 방향 현재의 크기가 Mixig Depth를 초과하지 않아야 하며, 이 경우에도 수직 방향으로의 물질은 Gaussian 분포를 유지한다고 가정한다. 그러나 Puff의 수직방향의 크기가 Inversion Lid를 만나게 되는 경우 즉, Mixing Depth를 초과하는 경우에는 Puff 내 물질의 수직 방향의 분포는 균일하다고 가정한다. 일단 이 상태에 이르면 그 Puff 내의 물질은 수직 방향으로 균일하게 혼합되어 있다고 가정한다.

Puff 모델의 경우 Plume 모델과 비교하여 계산 수행에 시간이 더 소요되나 주변 기상정보를 이용한 확산 평가가 가능하므로 원거리 지점에 대해 상대적으로 정확한 결과를 제공한다. 따라서 대부분의 원전이 해안에 위치하고 있는 국내환경을 고려한 대기확산 모델의 검토가 필요하다.

7.1.2 피폭경로 및 선량 평가

사고로 인해 대기로 방출된 방사성 물질에 의해 인체가 영향을 받게 되는 주요 피폭경로는 다음과 같다. 그림 7-2는 아래 6가지 주요 피폭경로에 대한 개념도를 보여주고 있다.

방사성 Plume 또는 방사능 구름으로 인한 직접적인 외부피폭 (Cloudshine)
지표면에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭 (Groundshine)
피부 또는 의복에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭 (Skin and Clothing)
방사성 Plume 내 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 (Inhalation)
재부유된 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 (Resuspension Inhalation)
오염된 음식물 섭취에 의한 내부피폭 (Ingestion)

각각의 피폭경로 별로 방사성 핵종의 농도를 변환하기 위해 피폭 선량 평가모델이 사용되며, 만일 다른 핵주기 시설이 고려된다면 상기 주요 피폭경로는 바뀔 수 있다. 초기 영향을 평가하기 위한 주요 피폭경로는 방사성 Plume 또는 방사능운 내 방사성 물질에 의한 직접적인 외부피폭, 지표면에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭, 호흡으로 인한 내부피폭, 재부유된 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 등이 고려되며, 잠재적 건강 영향을 평가하기 위한 피폭 경로로는 단기 및 장기간에 걸친 오염된 지표면에 의한 외부피폭, 지나가는 방사성 구름 및 재부유된 방사성 물질에 의한 호흡, 오염된 음식물 섭취에 의한 내부피폭 등이 고려된다.

방사성 plume 또는 방사능운 내 방사성 물질에 의한 직접적인 외부피폭 (cloudshine)

방사성 plume 또는 방사능운 내 방사성 동위원소의 β와 γ선 모두 외부피폭에 영향을 미친다. 그러나 β선의 경우 대기에서 짧은 비정 (range)을 가지고 제한적인 투과력으로 인해 β선으로 인한 영향은 일반적으로 무시하며 γ선에 의한 영향만이 계산에 사용된다. 일반적인 피폭선량 계산은 방사성 plume의 크기가 무한대이고, 균일 농도를 가지며 피폭 받는 사람이 지상 1m에 존재한다는 가정 하에 이루어진다. 그러나 실제의 경우와 근사한 값을 얻기 위해서 plume 상승을 고려한 plume의 유효고도와 분산계수를 이용하여 보정이 이루어진다. 또한 피폭 받는 사람이 실내에 있는 경우 건물의 구조물에 의한 γ선의 감소를 고려하기 위해 차폐 계수를 이용하여 보정이 이루어지는데 이 값은 건물의 형태에 따라 다른 값을 갖게 되며 일반적으로 0.01~0.7 사이의 값을 가진다. 일반적인 선량평가에서는 계산의 편의를 위해 실내에 있는 사람의 수를 외부에 있는 사람들의 일정 비율로 계산하는 경우가 많은데, 선량이 저평가되는 것을 방지하기 위해 실내에 있는 사람과 외부에 있는 사람들을 각각 계산하는 것이 필요하다.

지표면에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭 (groundshine)

방사성 plume에 의한 외부피폭의 경우와 마찬가지로 β선에 의한 영향은 무시하며, γ선에 의한 피폭선량만이 계산된다. 침적된 방사성 물질에 의한 γ선의 크기는 γ선에 노출된 시간뿐만 아니라 침적된 핵종의 시간에 따른 거동 또한 고려된다. 지표면에 침적된 방사성 물질은 방사성 붕괴뿐만 아니라 자연적인 풍화현상에 의해서도 그 양이 감소한다. 이러한 방사성 물질의 양의 감소는 풍화인자 (weathering factor)를 이용하여 보정이 이루어진다. 방사성 plume에 의한 외부피폭의 경우와 마찬가지로 피폭 받는 사람이 실내에 있는 경우 건물의 구조물에 의한 γ선의 감소를 고려하기 위한 차폐 계수를 이용하며, 지표면에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭의 경우 0.1~0.5 사이의 값을 사용한다.

피부 또는 의복에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭 (skin and clothing)

상기 두 피폭 경로와 달리 피부 또는 의복에 침적된 방사성 물질에 의한 외부피폭의 경우 β선과 γ선에 의한 영향을 모두 고려한다. 일반적으로 피부나 의복에 침적된 방사성 물질의 양과 미리 계산된 특정 방사성 동위원소의 선량변환 인자 (dose conversion factor)의 곱으로 계산된다. 피부 또는 의복에 침적된 방사성 물질의 양은 종종 머리를 제외하고는 옷으로 인한 β선의 차폐계수가 고려될 수 있다.

방사성 plume 내 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 (inhalation)

방사성 물질의 호흡으로 인한 선량은 호흡률, 시간에 따른 공기 중 농도, 특정 방사성 동위원소의 선량변환인자들의 곱으로 산출된다. 호흡률은 나이와 물리적 활동량에 따라 서로 다르지만 일반적인 성인의 경우 2.66×10^-4m³/s의 값을 통상 사용한다. 호흡에 따른 선량 변환인자는 나이에 따라 서로 다른 값을 가지며, 신진대사 모델로부터 구해진다. 초기 방출의 경우 건물 내부 및 외부의 공기 중 농도가 다를 수도 있으며 대부분의 사고결말 코드들은 이러한 내 · 외부 농도차이의 보정을 위해 filtering factor를 사용하기도 한다.

재부유된 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 (resuspension inhalation)

초기 지표면에 침적된 방사성 물질들은 바람이나 인간의 활동에 의해 대기 중으로 재부유하게 되며, 이로 인해 재부유된 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 경로가 발생하게 된다. 이러한 재부유 과정은 초기 침적이 발생된 이후 상당기간이 지나서 발생할 수 있으며, 결말분석코드에서는 침적된 방사성 물질과 공기 중에 재부유된 방사성 물질의 농도의 관계식은 시간에 따른 재부유 계수 (resuspension factor)를 이용하여 분석을 수행하게 된다. 재부유 계수는 초기 지표면에 침적된 방사성 물질의 농도와 재부유된 농도의 비로써 정의되며, 이는 대부분 실험에 의해 결정된다. 재부유된 방사성 물질의 호흡으로 인한 내부피폭 선량은 방사성 물질의 호흡으로 인한 피폭선량 계산과 동일한 방법을 사용하여 산출하게 된다.

오염된 음식물 섭취에 의한 내부피폭 (ingestion)

인간은 다양한 식품을 소비하며, 원론적으로 각 식품은 별개의 방사성 물질전파경로를 갖게 된다. 일반적으로 섭취에 의한 선량은 식품에 침적된 방사성 물질의 양, 식품에 침적된 특정 방사성 물질의 농도, 식품 섭취율, 선량변환인자를 통해 계산을 수행한다. 섭취율과 선량환산인자는 나이에 따라 다르며, 식품에 침적된 방사성 핵종의 농도는 시간에 따라 다르다. 시간에 따른 방사성 핵종의 농도는 보통 dynamic food-chain transport 모델을 사용하여 평가하는데 이 모델은 복잡하고, 분석시간이 많이 소요되어 일반적인 결말분석코드에서는 사용하지 않고 데이터 베이스화하여 사용한다. 외부피폭이 단기간 인체에 영향을 주는 반면 오염된 식품의 섭취에 의한 내부피폭은 장기간에 걸쳐 인체에 영향을 미치며 작물의 직접적 오염에 의한 피폭과 토양에 침적된 오염 물질이 뿌리를 통해 작물에 흡수되어 받는 피폭으로 구분된다.

7.1.3 비상 대응

원자력 발전소의 중대사고 시 방출되는 방사성 물질로 인한 일반 대중의 피폭 및 재산의 보호를 위해 비상대응 또는 보호조치를 취하게 된다. 피폭선량의 실질적인 평가를 위해서는 이러한 비상대응 조치에 대한 적절한 평가가 있어야 한다.

다양한 보호조치들은 조치 이행시간 및 조치 방법에 따라 두 개로 구분할 수 있다. 초기 보호조치는 방사성 물질이 환경으로 방출되기 전 또는 방출 후 짧은 시간 동안 이루어지며, 초기 피폭 및 장기적인 위험도를 제한하기 위한 목적으로 수행되는 조치이다. 장기 보호조치는 침적된 물질에 의한 외부피폭, 오염된 음식의 섭취 등으로 인한 내부피폭 등 장기적인 피폭을 감소시키기 위한 목적으로 수행되는 조치를 일컫는다. 일반적인 초기 및 장기 보호조치에 대해 다음과 같이 간략히 정리하였다.

초기 비상대응 조치 (short-term countermeasures)

초기 피폭을 감소시키기 위한 비상대응 조치에는 발전소 부지에 비교적 가까운 지역에 거주하는 사람들에 대한 소개 (evacuation)와 대피 (sheltering), 안정 아이오딘 (stable iodine)의 복용, 사람에 대한 제염 등이 있다.

대피는 문과 창문이 닫히고, 환기시스템이 작동하지 않는 실내에 머무르며 초기 방사성 plume 및 침적에 의한 피폭, 호흡에 의한 피폭, 그리고 의복과 피부오염에 의한 피폭선량을 저감하기 위한 조치이다. 대피조치는 구조물의 재료 및 환기율, 실내 방사성 물질의 침적이 고려된다.

소개는 즉시 시행되거나 비상대응조치가 없는 경우 평가된 선량수준 (예상선량, projected dose)에 의해 조치가 시행되며, 이는 방사선 비상시에 수행되는 의사결정과 관련된 선량제한에 사용되는 회피선량 (avertable dose)에 기반하고 있다.

일부 국가에서는 비상계획으로 안정 아이오딘의 배포를 선택하고 있으며 이는 안정된 동위원소를 통해 갑상선을 포화시켜 방사성 동위원소의 흡수를 방지하기 위한 것이다. 그리고 초기 제염조치는 의복제거 및 목욕을 통해 피부에 침적된 방사성 물질을 제거하는 것이다.

장기 비상대응 조치 (long-term countermeasures)

장기 비상대응 조치에는 이주 (relocation), 토지에 대한 제염, 섭취량 제한 (food bans)등이 있다.

이주는 사고로 인해 상당한 기간 (수개월에서 수년) 동안 오염된 지역으로부터 이동하는 것을 의미하며 이는 토지 및 건물의 제염조치가 상당기간 필요하고 장기 피폭선량을 감소시키기 위해 이행된다.

장기 비상대응 조치에서의 제염은 토지, 건물, 기기 등의 제염을 의미하는데 이러한 조치에는 특정 제염기술에 따르는 비용 및 효과에 대한 방대한 정보가 필요하다. 일반적으로 결말분석코드에서는 이러한 제염조치를 제염계수 (Decontamination Factor: DF)로 단순하게 모델링하고 있으며, 제염계수는 제염 전후 오염물질의 비로써 정의된다. 일반적으로 높은 제염계수는 높은 제염비용이 필요함을 의미한다. 그리고 섭취량 제한에 대한 개입준위는 물과 식품의 방사선 준위 또는 최대 개별선량에 근거한다.

7.1.4 건강 영향

원자력 발전소 사고로 인한 방사선 피폭으로 개인이 받는 건강영향은 일반적으로 결정론적 (deterministic) 영향과 확률론적 (stochastic) 영향으로 구분된다. 결정론적 영향은 신체의 일부 또는 전신에 높은 선량의 방사선 피폭으로 인해 발생한다. 피폭선량이 증가할수록 그 영향은 증가하며 일반적으로 문턱선량 (threshold dose) 이하에서는 그 영향이 발생하지 않는다. 통계적 영향은 피폭된 사람의 암 발생과 후손의 유전적 질병을 포함한다. 확률론적 영향의 발생확률은 피폭선량에 근거한다. 피폭된 개인에게 발생하는 결정론적 영향과 암 등을 신체적 (somatic) 영향이라고 하는 반면, 후손에게서 발견되는 영향을 유전적 (hereditary) 영향이라고도 한다. 결정론적 영향과 확률론적 영향을 조기 (early)와 후기 (late)로 각각 구분하기도 한다.

7.2 식품 안전성

후쿠시마 원전사고 이후 일본으로부터의 수산물 수입, 그리고 그 수산물의 안전성에 대해 많은 관심이 있었다. 우리 정부는 일본으로부터의 수산물 수입을 금지하였는데, 이에 대해 일본 정부는 국제무역기구인 WTO (World Trade Organization)에 제소하기에 이르렀다. 본 장에서는 식품 방사능의 안전성에 대해 간단히 다루기로 하겠다. 이 장에 있는 내용의 작성을 위해 한양대학교 보고서^[167]를 참조하였다.

7.2.1 식품 방사능과 피폭

식품 방사능 안전과 관련 오염된 외국의 식품을 수입하는 경우는 개념상 계획피폭상황^[168]에 가깝다. 식품 수입원은 다양하므로 방사능에 오염된 식품을 회피할 수 있는 대안이 있음에도 수입한다면 의도적으로 선택한 것이기 때문이다. 후쿠시마 사고로 오염된 일본산 식품을 수입하는 우리나라 상황이 여기에 해당된다. 이때 다른 나라에서 수입하는 식품과 일본에서 수입하는 식품을 구별하는 것이 무역 제한적인가에 대해 WTO에서 판정을 내리는 것이다.

정당화 원칙^[169]에서만 본다면 방사능에 오염된 식품을 계획적으로 소비하여 피폭을 초래하는 것은 부당하다. 그러나 모든 식품에는 방사능이 있다는 사실이 고려되어야 한다. 육상의 식품, 바다의 어류는 천연 방사성 핵종들로 오염되어 있다. 예를 들면 바나나에는 자연방사선 핵종인 K-40가 포함되어 있다. 1950~1960년대의 핵실험과 체르노빌 사고로 인해 육지와 바다가 오염되었기 때문에, 많은 식품들이 인공 방사성 핵종인 Cs-137이나 Sr-90, 심지어 Pu 방사능도 미량 함유하고 있다. 따라서 식품이 방사능을 함유하고 있다는 사실만으로는 수입이나 소비를 제한할 수는 없으며 어떤 기준이 필요하다. 즉, 회피할 수 있는 계획피폭상황에 적절한 식품 방사능 기준을 설정할 필요가 있다.

두 번째 상황은 우리나라가 국내 혹은 인접국 원전사고의 영향으로 국토의 대부분이 오염된 경우이다. 이때에는 식품이 아니더라도 이미 국민의 피폭이 진행되고 있어 ‘기존피폭상황^[170]’에 해당하게 된다. 방사능에 오염되었다고 식품 모두를 포기하지는 못할 것이 예상되므로 결국 의사결정은 ‘어느 수준까지 피폭을 감내할 것인가’의 문제가 된다. 체르노빌 원전사고로 국토의 절반 이상이 상당한 수준으로 오염되었던 벨라루시가 이 상황에 해당된다. 후쿠시마 원전사고 이후 일본 상황은 오염된 국토의 면적이 제한되어 견해 차이가 있을 수 있지만 대체로 이 기존피폭상황에 해당된다고 볼 수 있다. 이 경우에 적용할 식품 방사능 기준은 사전에 설정하기 어렵다. 실제 상황이 어떤 수준인지 모르기 때문이다. 따라서 발생할 수 있는 기존피폭상황에 대해서는 어떤 경우에도 그 이상 오염된 식품을 소비하기는 어렵다고 보는 ‘상한’만 설정하고 실제 기준은 실제상황에 접했을 때 상황의 심각도를 고려하여 최선의 값을 선정하는 것이 현실적인 접근법이다.

7.2.2 식품 방사능 기준

넓은 지역에 방사능 오염을 동반하는 원자력사고가 발생하면 오염식품의 소비통제를 어떤 기준으로 시행할 것인가가 중요한 의사결정 대상이 된다. 따라서 원전사고 위험이 현실적으로 인식된 1979년 미국 TMI 원전사고 이후 원전 운영국은 이러한 기준의 필요성을 인식해 왔다. 그러나 당시의 접근은 방사능을 함유한 식품의 소비를 통제함으로써 달성할 수 있는 방사선량의 감축으로 인한 이득 (국민보건상 이득)과 소비를 통제함으로써 초래되는 경제사회적 비용을 비교하여 이득이 비용을 상회하는 선에다 기준을 맞추는 개념이었다.

ICRP는 1984년 발행한 간행물 ICRP 40^[171]에서 그 이상에서는 식품통제가 거의 필연으로 보는 상한과 그 이하에서는 식품통제가 합당하지 않다고 보는 하한선으로서 전신선량 (현재의 유효선량과 유사한 개념)과 조직 선량 당량 (현재의 등가선량에 상당)을 제한하였다. 1986년 발생한 체르노빌 원전사고로 유럽의 광범한 지역이 오염됨에 따라 식품 방사능 관리문제가 당면과제로 되었다.

따라서 ICRP는 1993년에 발간한 간행물 63^[172]에서 과거 권고를 개정했는데 식품통제가 거의 정당화되는 선량기준을 연간 10mSv로 낮춰 잡고 이에 따라 방사성핵종을 선량계수가 큰 알파방출체와 선량계수가 작은 베타/감마핵종으로 대별하여 조치준위를 설정할 범위를 표 7-1과 같이 권고했다.

표 7-1. ICRP가 1993년 권고한 식품 방사능 조치준위 범위

방사성핵종 범주

조치준위 (Bq/kg)

선량계수가 작은 핵종

(예: Cs-137, I-131과 같은 대부분 베타/감마 핵종)

1,000 - 10,000

선량계수가 큰 핵종

(예: Pu-239와 같은 알파방출핵종)

10-100

체르노빌 사고로 동유럽 국가가 오염되자 국제교역 질서 차원에서 기준의 필요성에 많은 나라가 동의했다. 그 결과 국제식품규격위원회 (Codex Alimentarius Commission: CAC)가 기준안을 만들었으나 몇 년 동안은 권고사항으로 운영되다 1995년에 약간의 수정을 거쳐 기준으로 채택되었다. 표 7-2는 현재 CODEX 기준인 1995년 기준값^[173]을 보이고 있다. CODEX 기준은 원자력사고 등의 방사선 비상사태 이후 소비통제가 필요할 것으로 보는 방사능 농도에 대한 지침으로서 실제로 취식하는 식품을 위한 것이다.

CODEX 기준값은 연간 1mSv를 근거로 도출된 값으로서 연간 총 취식량 (성인 550kg, 유아 200kg)의 1/10이 오염된 것을 가정하여 산출한 농도이다. 일반적 방사선방호 관점에서 이 값을 초과하지 않는 식품은 안전한 것으로 간주한다.

표 7-2. CODEX 식품 방사능 기준 (CAC/STAN 193-1995)

식품 및 핵종	방사능 지침¹⁾ (Bq/kg)
유아식²⁾
Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241	1
Sr-90, Ru-106, I-129, I-131, U-235	100
S-35²⁾, Co-60, Sr-89, Ru-103, Cs-134, Cs-137, Ce-144, Ir-192	1,000
H-3⁴⁾, C-14, Tc-99	1,000
기타 식품
Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241	10
Sr-90, Ru-106, I-129, I-131, U-235	100
S-35³⁾, Co-60, Sr-89, Ru-103, Cs-134, Cs-137, Ce-144, Ir-192	1,000
H-3⁴⁾, C-14, Tc-99	10,000

주 1) 이 지침값은 사태 후 첫 1년 동안 예탁선량 1mSv, 총 취식량 (성인 550kg/y, 유아 200kg/y)의 10%가 수 입식품이며 모든 수입식품이 같은 수준으로 오염된 상황을 가겅하여 산출된 것임. 같은 그룹 내 핵종의 방사능은 합산하되 각 그룹은 독립적으로 간주함. 조미료처럼 소량 사용되는 식품에 대해서는 지침값 의 10배를 적용할 수도 있음.

2) 유아식으로 사용하려 할 때.

3) 유기물결합황에 대해 적용.

4) 유기물결합삼중수소에 대해 적용.

ICRP, IAEA 또는 CAC가 권고, 지침 또는 기준을 제공함에 따라 많은 나라는 국제기구의 지침이나 기준을 자국 제도에 반영했지만 일부 국가는 따로 기준^[174]을 정하기도 했다. 이들 기준을 살펴보면 기준값의 바탕에 위에서 논의한 식품 방사능 관리의 여건, 즉 회피 가능한 계획피폭상황과 회피 곤란한 기존피폭상황에 대한 개념이 혼재하는 것으로 보인다. 관리 개념이 혼재하기 때문에 수치기준도 큰 편차를 보인다. 예를 들어 생선의 Cs 방사능 기준이 EU 기준은 500Bq/kg임에 비해 CAC CODEX나 캐나다는 1,000Bq/kg, 중국은 800Bq/kg, 미국은 1,200Bq/kg으로 크게 차이가 있다. 이러한 차이가 후쿠시마 사고 직후부터 소비자나 대중매체를 혼란스럽게 만들었다. 따라서 합리적이고 설명 가능한 식품 방사능 기준을 설정하기 위해서는 그 논거를 분명히 하는 것이 중요하다.

국제기구와 개별 국가가 식품 방사능 기준을 산출하는 과정은 기본적으로 동일하게 다음 식을 따른다.

여기서 C_f: 산출하는 식품 방사능 농도 (Bq/kg)

D_c: 식품 방사능 기준 도출의 기반이 되는 선량기준 (mSv/y)

m: 해당 식품의 연간 취식량 (kg/y)

f_c: 해당 식품 중 오염식품의 비율

e: 주어진 방사성핵종 단위 방사능 섭취당 선량계수 (Sv/Bq)

산출하는 방식은 같음에도 결과 값이 다른 것은 각 인자의 값을 달리 적용하기 때문이다. ICRP는 원자력사태라는 특수성을 감안하여 용인할 수 있는 수준 관점을 따르기 때문에 연간 10mSv를 선량기준으로 권고하고 있음에 반해 WHO는 음용수 기준을 설정할 때 일반인 선량한도인 연간 1mSv의 1/10인 0.1mSv를 적용한다.

식품 취식량은 문화에 따라 다소 차이가 있지만 큰 차이는 아니다. 예를 들어 CAC는 성인의 연간 취식량을 550kg으로 채택하고 있는데 우리국민 취식량은 520kg으로 평가되고 있다. 식품의 오염비율 적용에도 입장차이가 현저하다. CAC는 전체 식품의 1/10이 오염된 것으로 가정함에 비해 어떤 나라는 모든 식품이 오염될 것으로 간주한다. 핵종의 선량계수는 ICRP가 기준값을 제공하는 것이므로 동일하다.

표 7-3에는 우리나라의 식품 방사능 기준이다. 원자력방재법규와 식품기준에서 정한 값이 차이가 있다. 예로 든 생선의 Cs 방사능 기준을 보면 방재법규에서는 2,000Bq/kg임에 반해 식품규정에서는 370Bq/kg이다.

한편 2012년 4월 일본이 식품 Cs 방사능 기준을 기존의 370Bq/kg에서 100Bq/kg으로 낮추었다. 일본이 새로운 기준을 Cs 방사능 기준을 100Bq/kg으로 정한 근거는 전체 수산물의 50%가 오염이 되었고, Cs외에 다른 핵종의 기여도가 약 12% 정도라고 가정하고 수산물을 일년간의 내부 피폭이 1mSv/yr 이하가 유지되도록 할 수 있도록 식 (7-1)을 따라 선정한 것이다^[175].

표 7-3. 우리나라 식품 방사능 지침

핵 종	대상식품	기준 (Bq/kg, L)
¹³¹I	영아용 조제식, 성장기용 조제식, 영 · 유아용 곡류조제식, 기타 영 · 유아식, 영 · 유아용특수조제식품	100 이하
	유 및 유가공품	100 이하
	기타 식품¹⁾	300 이하
¹³⁴Cs ＋ ¹³⁷Cs	모든식품	370 이하

자료: 식품공전, 식품의약 안전처, 2016.

주 1) 기타식품은 영아용 조제식, 성장기용 조제식, 영 · 유아용 곡류조제식, 기타 영 · 유아식, 영 · 유아용 특 수조제식품, 유 및 유가공품을 제외한 모든 식품을 말한다.

하지만, 일본의 새로운 기준이 후쿠시마 원전사고가 발생한 이후에 육지 및 해상 환경에 대한 조사, 식품 및 어류에 대한 조사 후에 선정된 것임을 주목할 필요가 있다. 즉, 후쿠시마 사고는 이전의 체르노빌 사고 등 여타의 원자력 사고와 달랐기 때문에, 그 사고의 방사성 물질의 방출 특성 및 환경, 생태계 오염 특성을 정확히 평가한 후에 적절한 방사능 기준을 세워야 했던 것이다. 따라서 사고 직후, 후쿠시마 원전의 사고 진행과 그로 인한 방사성 물질의 방출, 환경 및 식품 오염에 대한 충분한 과학적 증거가 평가되지 않은 상태에서, 우리나라가 일본 수산물 수입을 중지한 부분은 적절한 조치라고 할 수 있겠다.

부록: 주요 용어 설명

주요 용어 설명

중대사고 [Severe Accident]

[요약] 설계 기준 초과 사고로 노심의 현저한 손상을 초래하는 사고.

다양한 원인에 의해 원자로에서 사고가 발생하고, 노심 (원자로내의 핵연료)에서 발생하는 붕괴열 (원자로가 정지되지 않는 사고의 경우는 노심출력)을 제거할 수 없는 조건이 지속적으로 유지될 경우 중대사고가 발생하게 된다. 붕괴열은 원자로가 정지되면서 초기에 전 출력의 6~7% 정도가 발생하며, 시간이 지나면서 감소하는 특성을 지니고 있다. 핵연료 가열의 원인은 노심에서 생성되는 붕괴열이며, 냉각수가 있는 동안은 냉각수가 붕괴열을 제거하게 된다. 하지만 냉각수 공급이 이루어지지 않을 경우에 원자로 내부의 냉각수 수위가 낮아지고 핵연료봉 상부가 노출되기 시작한다. 원자로 노심의 열을 충분히 제거하지 못하면, 핵연료봉의 온도가 상승하여 피복재의 용융 및 파손이 일어나게 된다.

이러한 경우를 설계기준 사고를 초과하여 노심의 현저한 손상을 초래하는 중대사고라 정의한다. 설계기준 사고란 발전소의 안전 계통 등 모든 설비가 적절히 작동하여 방사성 물질 방출의 방호가 적절히 이루어질 수 있도록 설계하기 위해 고려되는 사고로 냉각재 상실사고, 비냉각재 상실사고 등이 포함되게 된다.

중대사고 시 발생하는 주요 현상들로는 노심용융, 노심용융물 풀 형성 및 재배치, 고압 노심용융물 분출, 격납건물 직접가열, 수소폭발, 노심용융물과 냉각수 반응, 노심용융물과 콘크리트 반응 등이 있다.

노심용융 [Core-melt]

[요약] 핵연료봉의 온도가 상승하여 피복재의 산화, 핵연료봉의 파손 및 용융이 일어나고 이 과정이 노심 내 핵연료의 일부 혹은 전체로 전파되는 과정.

어느 원인에 의해서 냉각재로 사용되는 물이 노심을 식히지 못하여 끓게 되면, 노심 내에서 물의 수위가 감소하게 되며, 열이 제거되지 않는 핵연료봉의 온도는 계속해서 상승한다. 핵연료를 감싸고 있는 피복재인 지르코늄합금의 온도가 매우 높아지면 끓어오르는 증기에 의해 지르코늄합금 피복재가 급격히 산화되게 된다.

피복재인 지르코늄합금은 물질 특성상 고온의 영역에서 물 (수증기)과 반응하여 급격하게 산화되면서 수소를 발생하고 발열반응을 동반한다. 이때 발생되는 산화열은 붕괴열의 수십 배에 해당하여 피복재와 연료봉의 온도상승을 주도한다. 온도가 올라감에 따라 결국 지르코늄합금 피복재와 UO₂ 핵연료가 용융되기 시작한다.

핵연료인 UO₂, 제어봉 및 여러 성분들로 이루어진 노심은 각 물질들의 용융온도에 따라 용융되는데, 공융 혼합 반응에 의해 핵연료나 피복재의 용융온도보다 훨씬 낮은 온도에서 노심 구성 물질이 용해되기도 한다.

격납건물 파손 [Failure of Containment]

[요약] 중대사고 진행 중 안전 설비가 적절히 작동하지 않을 경우 격납건물의 파손이 발생할 수 있으며 이로 인해 방사성 물질이 외부로 누출됨.

원자력발전소에는 사고가 발생할 경우 방사성 물질이 발전소 외부로 누출되는 것을 방지하기 위하여 여러 층의 방호벽이 설치되어 있다. 방호벽은 연료 피복관, 원자로 용기, 격납건물로 구성된다. 중대사고가 발생하면 핵연료 피복관의 용융 및 파손이 유발되므로 첫 번째 방호벽은 원자로 용기가 된다. 핵연료가 녹으면 원자로 용기 내부에 초고온의 노심용융물이 발생하게 된다. 이 노심용융물을 적절히 냉각시키지 못할 경우 초고온의 노심용융물에 의해 원자로 용기가 파손된다. 원자로 용기가 파손되어 노심용융물이 격납건물로 방출될 경우 다양한 원인에 의해 격납건물의 건전성이 위협받게 된다. 주요 위협요인들은 아래와 같다.

첫째, 격납건물 내 기체 압력의 상승으로 인한 격납건물 과압 파손이다. 냉각재로 사용되는 물이 기화하여 생성된 증기는 격납건물 내부의 압력을 높인다. 또한, 노심 노심용융물과 격납건물 하부의 콘크리트가 반응하여 발생하는 혼합기체로 인해 격납건물 압력이 상승하게 된다.

둘째, 격납건물로 방출된 수소연소 혹은 수소폭발로 인한 파손가능성이다.

셋째는 격납건물 내의 냉각수와 노심용융물이 반응하여 증기폭발현상을 일으킬 수 있는데, 그때 발생한 동압에 의해 격납건물이 손상될 수 있다.

넷째, 고압 노심용융물 분출로부터 야기되는 격납건물 직접가열로 인한 파손이다. 원자로 파손에 의해 노심용융물은 원자로 공동으로 고압으로 분출된 후, 격납건물 상부로 이송되어 격납건물 내 대기와 구조물에 열을 전달한다. 대기 중에 방출된 냉각수가 증발하면서 대기 중의 열을 제거하는 효과는 있지만, 증발에 의한 대기 중 증기 양의 증가 및 금속 노심용융물의 산화반응을 촉진시켜 대기 압력을 가중시킬 수 있다.

이 외에 격납건물의 내부와 외부로 연결된 배관의 파손, 혹은 중대사고로 인하여 증기발생기 파단 사고 등의 격납건물 우회사고가 있다. 이 경우에는 원자로 용기에서 발생된 핵분열 생성물이 외부의 대기로 직접 방출되게 된다.

중대사고 대처설비 [Severe Accident Mitigation System]

[요약] 원자력발전소에서 중대사고 진행을 완화하기 위해 노심의 붕괴열제거, 원자로 용기 건전성 확보, 격납건물 건전성 확보

의 기능을 도와주는 설비들.

중대사고 대처설비는 원자로 노심이 손상되더라도 사고 영향을 완화하는 것을 목적으로, 원자로 격납건물의 구조적 건전성의 확보 및 핵분열 생성물의 방출 방지를 달성해야 한다.

중대사고가 진행되는 경우에도 가장 우선시 되어야 하는 것은 원자로 노심에서 생성되는 붕괴열을 제거하는 것이다.

노심용융이 계속해서 진행되어 원자로 용기 하부반구에 노심용융물 풀을 형성한 경우에는 원자로 용기 외벽냉각을 통한 용융노심 노내보존 전략을 수행한다. 이 전략은 원자로 용기 외부의 공동에 물을 충수하여 원자로 용기 외부 벽에서 원자로의 붕괴열을 제거하여 용융노심이 원자로 용기 외부로 방출되는 것을 방지하는 것이다.

위의 전략이 수행되지 않거나 실패한 경우에는 용융된 노심이 원자로 용기의 외부로 방출된다. 원자로 공동으로 방출된 노심용융물의 냉각가능성을 확보하기 위해 공동침수계통이 있으며, 노심용융물의 냉각을 위하여 원자로 공동 바닥면적이 일정 이상 확보되어 있어야 한다. 중대사고 시에 산화반응으로 생성되는 수소의 농도를 낮추기 위해서는 수소점화기와 피동촉매 재결합기가 주요 지점에 설치되어 수소를 제거한다.

고압 노심용융물 분출을 방지하기 위해서는 원자로냉각재계통에 있는 안전감압계통으로 감압을 시키고, 격납건물 직접가열 현상을 완화하기 위하여 원자로 공동으로부터 이탈되는 노심용융물의 양을 줄일 수 있는 원자로 공동 배치 설계 특성을 갖추어야 한다.

노심용융물과 콘크리트 반응에 의한 기체 발생으로 야기되는 격납건물의 과압 파손을 방지하기 위한 격납건물 여과배기계통은 격납건물 내부의 기체를 배기하는 설비로, 기체에 포함된 핵분열 생성물을 모두 여과한 후 배기하게 된다.

비상운전 절차서 [Emergency Operating Procedure]

[요약] 원자력 발전소에서 사고가 발생하였을 경우 안전 방호벽들을 건전한 상태로 유지하기 위하여 운전원은 비상운전 절차서의 조치사항들을 수행하여 원자로를 안정 상태로 복구함.

원자력발전소에는 사고 시 방사성 물질이 발전소 외부로 누출되는 것을 방지하기 위하여 여러 겹의 다중방호벽이 설치되어 있다. 원자력발전소의 다중방호벽인 핵연료 펠렛, 피복재, 원자로 용기, 격납건물이 방사성 물질의 외부 누출을 방지하는 물리적인 방벽들이다. 따라서 비상운전 절차서의 기본 목적은 이러한 안전방호벽들의 건전성을 유지하여 발전소 상태를 안정된 상태로 유지하는 것이다.

안전방호벽들의 건전성 상태를 사고 시에 판단하기 위하여 필수안전변수들이 안전방벽 감시변수로서 존재한다. 비상운전 절차서는 최적복구 절차서와 기능회복 절차서로 나뉜다.

사고의 유형 혹은 초기사건이 명확히 나타나는 경우에 대해서는 최적복구 절차서에서 그 사고에 대한 최적의 대응을 위한 지침들이 기술되어 있다. 각 사고들은 사고의 심각성 및 필수안전변수의 기능저하에 미치는 영향의 정도에 따라 구성된다. 사고에 대한 파악 및 유형이 명확히 보이는 사고들에 대한 것이므로 사건유형별 절차서라고도 한다.

사고 진단이 어렵거나 사고의 유형이 최적복구 절차서에 포함되지 않아 발전소를 안정 상태로 복구가 불가능한 경우에는 기능회복 절차서의 지침들을 수행한다. 원인 파악이 명확히 되지 않더라도 나타나는 변화들로부터 사고의 경과를 파악할 수 있으므로 징후별 절차서라고도 한다.

중대사고관리 [Severe Accident Management]

[요약] 중대사고가 발생하여 노심이 손상되고, 격납건물의 건전성이 위협받을 경우 사고의 진행을 완화하고 격납건물의 건전성을 유지하여 방사성 물질의 외부 방출을 최소화하며, 원전을 안정된 상태로 회복시키기 위하여 취하는 제반 조치.

중대사고관리지침서는 노심물질이 용융되는 중대사고 발생 시 노심의 손상으로 인한 사고의 진행을 완화하고 발전소를 안정된 상태로 복구하기 위해 작동되어야 하는 기기 및 계통에 대하여, 운전원 및 비상대응팀이 취해야 할 조치를 기술한 지침서이다.

중대사고관리전략은 단계적인 목표를 가지게 되는데 첫 번째 조치로는 노심손상을 완화하기 위하여 원자로를 감압하고 원자로에 냉각수를 공급하는 노력을 하게 된다. 사고 복구가 잘 되지 않아 노심용융이 계속 진행되는 경우에는 노심용융물을 원자로 안에 억류시키는 전략을 추구한다.

노심용융물이 원자로 용기 외부로 방출된 경우에는 최대한 장시간 동안 격납건물 건전성을 유지해야 한다. 격납건물의 건전성을 확보하기 위해 가연성기체 연소 또는 폭발 방지, 원자로격납건물 고온 및 과압 방지, 노심용융물과 콘크리트의 반응 저지, 노심용융물의 고압분출 방지, 원자로격납건물 직접가열 방지, 노심용융물과 냉각수의 폭발적인 반응 방지, 증기발생기 전열관 크리프 파손 등 격납건물 격리경계 우회 방지 등을 위한 제반 조치를 취하게 된다.

마지막으로, 격납건물에서 방사성 물질의 누출이 발생하는 경우에는 부지 내 대처와 소외 대피 전략 등으로 소외 방출 및 그로 인한 피해를 최소화한다.

대한민국 정부는 2001년 원자력발전소 중대사고 정책을 공표하며, 원자력발전소 중대사고에 대한 관리계획을 명확히 하였다. 발전용 원자로 운영자는 중대사고 발생에 대비하여 중대사고관리계획을 수립하고 이를 이행해야함을 공표하였고, 이 계획에는 사고관리전략, 사고관리, 수행조직, 사고관리지침서, 교육, 훈련, 계측기 및 필수정보 분석 등에 관한 사항들이 포함된다.

2015년 6월 22일에 중대사고 관련 원자력안전법이 개정되고 법률안이 공포되었다. 중대사고를 포함하는 사고관리를 규정하고, 건설허가 및 운영허가 시 사고관리의 내용이 위원회규칙으로 정하는 기준에 적합하도록 규정을 수립하였다. 개정안은 기존에 이루어지던 사고관리계획 체계를 법률 체계 내에서 명확히 함으로써, 보다 면밀한 사고관리가 이루어지도록 하는 것이었다. 사고관리 범위 및 사고관리 능력 평가의 세부기준에 관한 규정 고시에는 고려해야 할 사고의 범위를 다중고장, 외부재해, 중대사고로 인한 위협요인 등으로 각각 구분하여 제시하고 있으며, 다음의 표 1에 제시된 바와 같은 중대사고로 인한 위협요인은 격납기능의 유지와 밀접하게 연관되어 있다. 또한, 표 2와 같이, 제8조에는 사고 영향의 평가결과로서 결정론적 방법으로 평가된 부지 인근 주민의 방사선 피폭선량에 대한 기준이 제시되어 있으며, 제9조에는 확률론적 안전성평가를 통해 확인해야 할 안전목표치를 제시하고 있다.

표 1. 노심의 현저한 손상 이후 발생하는 위협요인

구분	위협요인
필수적으로 고려해야 하는 위협요인	가연성기체 연소 또는 폭발 원자로격납건물 고온 또는 과압 노심용융물과 콘크리트의 반응 노심용융물의 고압분출 원자로격납건물 직접가열 노심용융물과 냉각수의 반응 증기발생기 전열관 크리프 파손 등 원자로격납건물 격리경계 우회
추가적으로 고려해야 하는 위협요인	확률론적 안전성평가 등을 통하여 위의 필수적으로 고려하여야 하는 위협요인과 유사한 수준의 발생 가능성 및 영향을 가지는 것으로 평 가된 위협요인

표 2. 결정론적 안전기준 및 확률론적 안전목표치

구분	기준 및 목표치
결정론적 기준 (제8조)	250mSv (갑상선) 및 3000mSv (전신)
확률론적 안전목표치 (제9조)	사고로 인한 초기사망 위험도 및 암사망 위험도가 각각의 전체 위험도의 0.1% 이하이거나 또는 그에 상응하는 성능목표치를 만족할 것 (성능목표치: 노심손상빈도 1.0×10^-5/년 이하, 조기대량방출빈도 1.0×10^-6/년 이하) Cs-137 방출량 100TBq 초과 방출빈도: 1.0×10^-6/년 이하

방사선량과 단위

피폭 방사선량은 등가선량과 유효선량으로 나타낸다. 두 선량 모두 기본 단위는 시버트 (Sv)인데, 1Sv는 매우 큰 선량이므로 통상 피폭선량은 밀리시버트 (mSv)로 표현한다. ‘등가선량 (equivalent dose)’은 체내 특정 조직의 선량을 나타낸다. 예를 들면 갑상선 선량 120mSv 등과 같이 사용한다. ‘유효선량 (effective dose)’은 조직별 암 유발 위험을 가중하여 평균한 전신선량으로서 피폭자의 위험을 근사적으로 지시하는 양이다. 선량의 종류나 피폭 조직을 밝히지 않고 ‘철수의 지난 달 선량이 1.5mSv’라고 썼다면 이는 유효선량을 의미하게 된다.

내부피폭과 선량계수

방사성 핵종을 사람이 섭취하여 이들 핵종이 체내에서 붕괴할 때 내는 방사선에 의해 피폭되는 것을 내부피폭 (internal exposure)”이라 부른다. 내부피폭은 흡입 혹은 식품을 섭취할 경우에 발생하게 된다. 방사능이 인체에 섭취된 후 방사성 핵종은 붕괴 및 배설작용으로 인해 그 방사능이 감소한다. 하지만 체내 방사능이 붕괴나 배설로 소멸될 때까지 지속되므로 핵종의 섭취 직후부터 소멸될 때까지 선량을 모두 고려해야 한다. 선량을 모두 합한 양을 “예탁선량”이라 부른다. 예탁선량을 산출하는 기간은 성인은 50년, 아동은 70년을 고려한다. 즉 예탁선량이란 방사능 섭취로 인한 “생애선량”에 해당한다.

단위 방사능 섭취로 인한 생애선량 값을 “선량계수”라 하는데 선량계수는 국제 방사선방호 위원회 (ICRP, International Commission on Radiological Protection)가 핵종별로 그리고 섭취하는 사람의 연령군별로 기준값을 산출하여 제공하였다. 따라서 연간 섭취하는 식품의 양과 그 식품 중 방사성 핵종의 농도를 알면 연간 방사능 섭취량을 알 수 있고 그 값에 선량계수를 곱하면 생애선량을 얻을 수 있다.

ICRP가 제공하는 음식물 섭취로 인한 선량계수의 예를 다음 표에 나타냈다. 동일한 방사능 (예: 1Bq)을 섭취하더라도 핵종에 따라 그리고 피폭자의 연령에 따라 생애선량이 차이가 있다. 일반적으로 아동에 대한 선량계수가 성인보다 큰데 이는 더 긴 잔여수명으로 인해 생애선량을 산출하는 기간이 길어지는 데서 주로 기인한다.

표 3. 선량계수

핵종	환산계수 (10^-8 Sv/Bq)
핵종	유아	1~2세	2~7세	7~12세	12~18세	성인
Cs-137 (인공)	2.1	1.2	0.96	1.0	1.3	1.3
K-40 (천연)	6.2	4.2	2.1	1.3	0.76	0.62

방사선량과 보건에 대한 영향

사람이 방사선에 피폭하면 건강을 유지하고 보호하는 데 악영향을 미칠 수 있다. 사람이 단기간에 많은 방사선에 피폭한 경우에 나타나는 급성 방사선영향은 인과관계가 명확하지만 ‘문턱선량^[176]’을 넘는 높은 선량 피폭에서만 발현하므로 식품 방사능과는 다소 무관하다. 식품 방사능에서 주된 관심은 낮은 선량에서의 영향이다. 낮은 선량 (통상 100mSv 미만을 의미한다)에서 우려되는 방사선 보건영향은 암이나 유전 결함 위험의 증가이다. 이러한 보건영향은 ‘확률론적 영향’으로 다루어진다. 유전결함 위험은 암 위험보다 상대적으로 크게 낮기 때문에 주된 관심대상은 암 위험 증가이다.

상대적으로 높은 선량을 받은 일본 원폭피해생존자 집단에서 암의 증가는 지난 반세기 동안의 역학적 추적연구 결과로 확인되었다. 그러나 100mSv 미만의 낮은 선량에서는 역학자료의 통계적 분석력 한계로 인해 실제로 암이 증가하는지 여부는 과학적으로 입증되지 않았다. 그러나 ‘방사선방호’를 위한 목적으로는 보다 높은 선량에서 관찰된 선량 크기와 암 위험 사이 상관관계가 낮은 선량까지 연장될 것으로 가정한다. 이를 ‘문턱 없는 선량비례 모델 (linear non-threshold model; LNTM)’이라 부른다. 방사선방호에서 LNTM을 채택하는 것은 불확실하면 안전한 방향의 정책을 따른다는 ‘예방원칙’ 개념이 적용된 것이다.

암은 체내 조직의 종류마다 위험이 다르고 인종이나 생활습관은 물론 성별이나 연령, 개인의 유전소인에 따라서도 차이가 있으므로 특정 개인에 대해 암 위험을 평가하기는 어렵다. 따라서 방사선방호에서는 평균적 위험의 관점에서 접근한다. 방사선량과 암 위험 증가 사이의 상관도는 주로 일본 원폭피해생존자에 대한 역학연구 결과에 의존하지만 원자력 종사자에 대한 통합 역학연구 결과도 유의하게 다르지 않다.

낮은 선량 방사선피폭에 대해 ICRP가 현재 평가하고 있는 명목 위험은 표 4와 같다. 표에서 총 인구집단과 종사자 집단의 위험이 다른 것은 총 인구집단에는 보다 민감한 아동을 포함하고 있기 때문이다. 이 평가 결과를 바탕으로 일반적으로 말할 때 낮은 선량 방사선 피폭으로 인한 암 위험은 Sv당 약 5%가 증가할 것이라고 말한다.

표 4. 위해도 조정된 확률론적 영향의 명목 위험계수 (10^-2/Sv)¹⁾

피폭집단	암	유전결함	총 위험
총인구집단	5.5	0.2	6
종사자	4.1	0.1	4

자료: ICRP 103 (2007).

주 1) The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 103, Ann. ICRP 37 (2-4), 2007.

감사의 글

원자력 발전소의 안전은 모든 분들의 관심사이다. 특히 후쿠시마 원전사고와 같은 중대사고에 의한 피해, 특히 원전에서 방출될 수 있는 방사성 물질에 의한 피폭에 어떻게 대처할 것인가 하는 문제는 만인의 관심사이다. 중대사고 현상에는 초고온으로 방사성을 띤 노심용융물의 물리화학적인 거동, 노심용융물이 원자로 용기, 격납건물 내 콘크리트 또는 물 등과 반응하는 현상, 방사성 물질이 핵연료로부터 생성되고 방출되는 거동 등 다양한 물리현상이 포함되어 있다. 그래서 기계공학과 원자력, 재료, 화학 등 다양한 분야의 전문 지식이 필요하고 각 분야에 많은 시간을 투자해야 전반적인 내용을 이해할 수 있다. 이런 연유로 일반인은 물론 원자력 분야 종사자들조차 중대사고 현상을 이해하려는 엄두를 내기 어려웠다. 하지만 지피지기 (知彼知己), 즉 적을 알아야 적을 물리칠 수 있다. 따라서 다소 많은 노력이 필요하더라도, 중대사고 현상을 잘 파악해서 만약의 사태에 대비하는 것이 현명한 선택일 것이다.

이 책은 중대사고에 관심을 지닌 분들을 돕기 위해 중대사고 현상 전반을 이해할 수 있도록 구성되어 있다. 이 책의 집필진은 지난 20~30년 동안 중대사고 분야 연구의 참여자들로서, 각 분야의 전문가들이다. 원자로 노심손상 부분은 김동하 박사, 노심용융물 노내 억제와 원자로 용기 하반구 파손은 박래준 박사, 수소연소 및 폭발은 김종태 박사, 격납건물 직접가열은 김상백 박사, 증기폭발은 홍성완 박사, 노심용융물과 콘크리트 반응 및 냉각 성능은 김환열 박사, 방사성 물질의 거동은 하광순 박사, 사고관리전략 부분은 송용만 씨가 맡아 집필했다. 전체적인 구성과 나머지 내용은 필자가 집필하였다. 책의 전체적인 균형과 기술적인 완결성을 검토해주신 한국원자력 안전기술원의 전 부원장 류용호 박사님께 깊이 감사드린다. 또한 이 책의 출판을 맡아 주신 집문당의 임동규 사장님께도 감사드린다. 그리고 삽화를 도와준 김영성 군, 원고를 읽어주신 이병희 박사에게도 감사의 마음을 전하고 싶다.

필자는 1987년 기계공학 박사 학위를 받고 원자력연구원에 입원한 직후, 미국 Combustion Engineering에 파견되어 영광 3, 4호기 공동설계에 참여하였다. 그 이후 지난 30여 년간 원자로 안전해석 기술 자립, 국제 수준의 중대사고 실증 실험 장치 구축 및 실험, 중대사고 해석 코드 개발 분야의 연구를 수행해왔다. 이 책의 저술에 참여한 다른 동료들도 유사한 여정을 밟았다. 우리나라는 1986년부터 미국의 Combustion Engineering과 협력하여 영광 3, 4호기 공동 설계를 시작으로 울진 3, 4호기 독자 설계, 후속 호기의 설계ㆍ건설에 매진하는 단계에 이르렀다. 드디어 2009년에는 아랍에미리트에 원자로를 수출하게 되었는데 이는 우리나라의 원자로 설계와 제작, 그리고 운영기술이 국제적으로 인정을 받은 경사라고 하겠다. 이런 발전은 1950년 후반부터 싹튼 국가의 원자력 기술 개발 의지와 이름없는 수많은 분들의 피와 땀이 이룬 성과이다. 아무쪼록 우리의 노력이, 원자력을 막연히 두려워하는 대신 지혜롭게 활용하는 데 기여할 수 있기를 진심으로 바라는 바이다.

대전 연구단지에서

2018년 7월

송진호