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비등수형 원자로(BWR) 02-01-01-01
개요

    비등수형 원자로(BWR)는 경수를 감속재 및 냉각재로서 이용하며 이것을 비등시켜 직접
발전기의 터빈을 구동하는 증기를 얻을 수 있는 원자로이다. 비등에 의해 생기는
감속재 중의 증기보이드는 음의 반응도효과를 가지고 있으며 이 작용에 의해 어떤
원인으로 과도의 양(陽)의 반응도가 가해져도 출력상승을 억제할 수 있다. 원자로의
출력억제는 제어봉에 의한 것 외에 냉각수의 유량을 변하여 재순환유량제어방식에
의해서도 이룬다. 이 때문에 BWR발전플랜트는 계통이 단순하며 운전제어가 용이한
플랜트라고 말할 수 있다.


본문

1. 원자로출력의 제어
    BWR은 경수를 감속재 및 냉각재로 사용하여 이것을 비등시키는 것에 의해 직접 압력
약 70 kg/cm2의 증기를 발생시키는 외에 비등에 의해 감속재 중에 생긴
증기기포(보이드)를 핵반응의 제어에 이용하고 있다. 제어봉을 인출하면 원자로의
반응도가 증가하여 출력이 증가한다. 비등이 촉진되어 보이드가 증가하면 감속재
밀도가 작아져 중성자의 감속효율이 저하하여 음(陰)의 반응도가 가해진다. 제어봉의
인출에 의해 생긴 양의 반응도와 음의 반응도가 평형되었을 때 원자로출력은 안정된다.
    제어봉을 삽입한 경우에는 이 역의 현상이 생긴다. 보이드가 감소하여 감속재의
밀도가 증대하면 중성자를 감속하는 효율이 커져 원자로에 양의 반응도가 가해진다.
제어봉에 의해 가해진 음의 반응도와 평형되었을 때 원자로는 새로운 출력에서
안정된다. 이와 같이 BWR에는 보이드에 의한 자기제어성이 있다.
    노심 중의 연료봉 내에 발생한 열은 냉각재에 전달된다. BWR에서는 비등영역의
열전달을 이용하고 있다. 전열면과 냉각재의 온도차에 의해 흐르는 열유속의 크기는
많은 실험에서 구해지고 있으며 비등이 격렬한 천이비등영역에서는 오히려 열전달이
저하하여 연료피복재를 소손(燒損)시킬 우려가 있다. 이 때문에 통상 운전중 및
운전시의 이상과도병화시는 천이비등영역에 이르지 않도록 운전을 제한하고 있다.
    연료봉에서 발생한 열은 냉각재로 전달된다. 냉각수를 재순환시켜 노심을 흐르는
유량을 증기시킴으로써 보다 많은 열을 빼낼 수 있기 때문에 원자로에는 재순환펌프
또는 유량제어밸브로 구성된 냉각재재순환계통을 설치하고 있다(그림-1).
    원자로를 터빈발전기와 결합할 때 중요한 것은 원자로출력이 터빈부하에 추종할 수
있는 것이다. BWR에서는 최종단의 부하변동이 있으면 제어봉의 인출·삽입 또는
재순환유량의 증감으로 최초에 원자로출력을 조정한다.
    이 상태에서 또한 원자로출력과 부하가 어긋났을 때는 원자로압력의 증감이 나타난다.
그래서 원자로압력을 터빈 가감밸브의 열림을 조정함으로써 일정하게 제어한다. 이
방식을 "Reactor Master/Turbine Slave(원자로우선방식)"라고 부른다.
    터빈이 이상정지되었을 때는 증기의 흐름이 차단되어 원자로압력이 상승하나
터빈바이패스밸브가 열려 원자로압력의 상승을 억제한다.
2. 원자로의 구조
    다음에 1100 MWe급 BWR 원자로압력용기 내의 주요 구조를 설명한다(그림-2).
원자로압력용기 내에는 연료집합체와 제어봉으로 구성된 노심을 중심으로 하여 노심
상부에 기수분리기와 증기건조기 등이 있고 노심 하부에는 제어봉가이드튜브와
제어봉구동하우징 등이 있고 노심주위에는 노심슈라우드와 제트펌프 등이 있다.
    BWR의 연료집합체는 예를 들면 62 개의 연료봉과 1 개의 스페이서지지용 워터로드와 1
개의 워터로드 등 합계 64 개를 8×8의 정방격자로 배열하여 주위를 지르칼로이제의
채널박스로 둘러 싼 것이다(그림-3).
    연료봉은 지르칼로이 피복관에 2산화우라늄 펠릿, 플레넘 스프링 등을 장전하고
헬륨을 가압봉입하여 양단을 플러그로 용접밀봉한 구조로 되어 있다. 플레넘은 연소에
따라 연료펠릿에서 방출되는 핵분열생성물가스를 수용하고 연료봉의 내압이 과대가
되지 않도록 설정한 공간이다(그림-3).
    BWR의 제어봉은 4 체의 연료집합체로 형성된 간극부를 이동하기 때문에 十자형의
블레이드를 가지고 있다. 제어봉에는 중성자흡수재로서 보론카바이드(B4C) 또는
하프늄(Hf) 또는 이들을 조합하여 사용한 형들이 있다. 제어봉의 하부에는 제어봉
낙하사고 시의 낙하속도를 작게 제한하기 위해 우산형의 구조를 가진 낙하속도
리미터가 있다. 또 제어봉구동기구와 결합하기 위한 소켓을 두고 있다(그림-4).
    제어봉구동기구로서는 수압러킹식과 전동구동식이 있는데 두 방식 모두 제어봉의
급속삽입에는 어큐뮬레이터에 저장된 질소가스압력을 이용한다. 원자로에 이상이 발생
또는 발생의 우려가 있는 경우는 전 제어봉이 일제히 노심 하부에서 노심에 삽입되어
원자로는 정지된다(원자로스크램). 전 제어봉을 삽입할 수 없을 때에도 원자로를
정지시킬 수 있는 붕산수주입계통을 설치하고 있다(그림-1). 붕소는 중성자를 잘
흡수하는 재료이며 붕산수는 탱크에 저장되어 펌프로 노심으로 주입된다.
3. 공학적안전계통
    이와 같이 원자로는 이상시 확실하게 정지되는데 만일 원자로냉각계통의 배관 등에
파단사고가 발생하여 노심의 냉각수가 상실하는 경우(냉각재상실사고)를 상정하여
연료의 파손을 방지하기 위해 비상노심냉각계통(ECCS)을 설치하고 있다. 이 계통은
고압노심살수계통, 자동감압계통, 저압노심살수계통 및 저압주입수계통으로 구성되어 있다(그림-1).
    만일 연료파손이 생긴 경우에는 노심으로부터 유출된 고온고압의 냉각수에는
방사성물질이 함유되어 있으므로 이 방사성물질을 외부로 유출시키지 않도록
원자로격납용기를 설치하고 있다.
    BWR의 원자로격납용기는 모두 압력억제식이다. 이 방식은 유출된 증기를 압력억제실의
풀로 유도하여 증기를 냉각·응축하여 격납용기의 압력상승을 억제하는 기능을 가지고
있다. 사고 후 연료의 붕괴열에 의해 격납용기 내의 온도·압력이 상승한다.
격납용기를 냉각하는 동시에 격납용기 내에 부유하고 있는 요드와 같은 방사성물질을
제거하기 위해 격납용기 상부에서 냉각수를 살수하는 격납용기살수계통을 설치하고 있다(그림-1).
    격납용기 내의 방사성물질이 누설된 경우에 대비하여 비상용 가스처리계통을
원자로건물에 설치하여 방사성물질의 대기 중으로의 직접 방출을 방지한다.
    또한 냉각재상실사고에 수반하여 연료피복재의 온도가 상승하고 물-금속 반응에 의해
수소가 발생할 가능성이 있으며 수소가 급격히 연소한 경우에는 격납용기의 건전성을
손상할 가능성이 있기 때문에 BWR에서는 통상 운전 시에 원자로격납용기에 질소를
봉입하고 있다(질소봉입이 불필요한 설계인 MARK-3은 일본에서는 채용하고 있지
않다). 또한 발생한 수소와 산소를 재결합시켜 급격한 연소를 방지하기 위한
가연성가스농도제어계통을 설치하고 있다.
4. 연료취급
    일정기간의 운전 후 발전소는 정기검사를 위해 정지한다. 이 정기검사와 병행하여
연료의 교체를 실시한다. 연료교체조작은 원자로의 운전을 정지하고 원자로냉각수의
온도를 내린 후 원자로압력용기의 윗 덮개를 벗기고 원자로압력용기 및 원자로웰 내에
물을 충만한 후 수중에서 실시한다. 연료교체는 연료교체기를 사용한다(그림-5).
    이상 BWR원자로의 제어, 공학적 안전성의 구성, 연료취급성 등 BWR의 핵이 되는
사항에 대하여 기술하였다. 현재 일본 BWR의 주류는 비용의 이점을 추구한 대형
원자로인 ABWR이며 각 BWR이용의 전력회사는 다음 호기로서 ABWR을 상정하여 검토 중이다.
    그러나 한편 대형화하는 것에 의한 발전소운영, 보수유지관리, 계통관리, 이들
발전소와 관련한 인재확보 등 고려하여야 할 문제가 있는 것도 사실이다. 그래서
장래의 원자력의 장기적 과제로서 노동자원부족대응, 사회적 수용성을 염두에 두어
시람에 친밀한 원자력발전소 개념의 구축이 차세대 원자로에 필요하다는 생각도
생기고 있다. 즉 단순화 BWR(SBWR)이다. 여기서 단순화 BWR개념에 대하여 기술한다(그림-6).
5. 단순화 BWR
    단순화 BWR의 연구는 미국 GE사가 제안하고 있는 SBWR(Simplified BWR)(600
MWe급)설비개념을 기초로 하여 일본 내 BWR전력회사의 공동연구로서 출력규모를 1000
MW급으로 확대할 것을 포함하여 정적(靜的) 격납용기냉각계통, 중력낙하식 ECCS 등의
정적 안전계통과 자연순환노심을 조합한 단순화 BWR의 주요한 요소기술에 관하여
일본에서의 성립성을 중심으로 검토한 것이다.
  (1) 대형 자연순환노심
    단순화 BWR이 갖는 가장 큰 개념은 대형 자연순환노심이다. 현재의 BWR 재순환계통을
삭제할 수 있으면 운전원의 심리적 부담이 줄어 든다. 재순환펌프, MG세트 및 이것에
연결된 전원, 보조설비 등의 삭제에 의해 이것에 관한 보수가 없어지는 등 큰 이점이
생긴다. 실현하기 위해서는 자연순환성립성에 관한 과제, 필요성과의 합치, 즉
출력제어대응에 관한 과제가 남아 있다.
  (2) 정적 격납용기냉각계통
    정적 격납용기냉각계통은 사고 후의 노심붕괴열을 장기에 걸쳐 계통 외로 제거하는
것이며 여러 가지 고안이 제안되었으나 제열성능이 우수한 대형화로의 적용성이 높은
수침식(水侵式) 단열관을 사용한 응축열전달방식인 I/C(Isolation Condenser) 등이
선정되어 제열 특성 등 실증시험이 실시되어 성립성이 있음을 확인하고 있다.
  (3) 중력낙하식 ECCS
    만일의 사고 시 노심으로의 긴급주수를 중력을 이용한 계통으로는 펌프 전원이 없어
힘이 강하지 않다. 그러나 계속적인 구동방식이고 상기의 정적 격납용기냉각계통과
함께 종래의 펌프, 모타, 밸브, 배관, 보조기계계통의 복잡한 네트워크가 대폭으로
간소화되어 운전에 관련한 인적요인을 저하시키고 있다. 급수배관파단 등의 사고를
상정하여 해석한 결과를 풀용량 등에 반영하여 노심관수가가능하다는 것을 확인하고
이 방식의 적용성이 제시되었다.
6. 단순화 BWR의 금후 방향성
    단순화 BWR에서는 ECCS의 수원으로서의 풀 등 대량의 물을 격납용기 상부에 설치하기
때문에 중심이 높아져 격납용기 내진성이 엄격해져서 여러 가지 검토를 실시하고
있으며 해석에서는 실현성도 확인하고 있다.
    이와 같이 단순화 BWR의 요소기술에 관해서는 그 성립성을 거의 확인할 수 있는 좋은
단계가 되고 있다. 정적화·단순화는 사람에 친밀하다는 기존개념에서 출발하고
있으며 장래 일본의 사회정세에 적합할 수 있는 유력한 기술이라고 생각된다.


그림 / 표
그림표 목록
그림-1 비등수형(BWR) 원자력발전소 주요계통개요
그림-2 BWR원자로 압력용기내 구조도
그림-3 BWR연료집합체 구조도
그림-4 BWR의 제어봉 및 제어봉구동기구 단면도
그림-5 BWR의 연료취급 및 저장설비
그림-6 단순화BWR의 개념
참고문헌
참고문헌
(1) (일본) 通商産業省 資源에너지廳 公益事業部 原子力發電課(編): 原子力發電便覽 1997年版, p. 299, 電力新報社 (1997年8月25日)
(2) (일본) 原子力安全硏究協會(編): 輕水爐發電所의 개요(改訂版), pp. 11-115, 原子力安全硏究協會 (平成4年10月)
(3) 田畑廣明, 吉岡 謙: 大型單純化BWR의 技術的 特徵, 火力原子力發電, pp. 46-54, (1995年2月)
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