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러시아형가압수형원자로(VVER) 02-01-01-03
개요

    러시아형 가압수형원자로는 구소련에서 개발되어 구소련과 동구제국에서 발전로로서 운전하고 있는 가압수형원자로(PWR)이며 WWER라고도 표기한다. 이 에는 전기출력 440 MW의 VVER-440과 1000 MW의 VVER-1000이 있다. VVER-440은 제1세대 모델 V-230과 제2세대 모델 V-213으로 나누어진다. 이들 중 V-230는 특히 충분한 비상노심냉각계통(ECCS)과 원자로격납용기를 구비하지 않는 등 안전성 문제가 지적되어 국제원자력기구(IAEA)를 중심으로 안전설계의 검토가 실시되어 왔다. 이에 비하여 제3세대인 VVER-1000은 서구의 PWR과도 공통점이 많아 서구급의 안전성을 가지고 있다고 말하고 있다.

본문

1. VVER형로의 특징과 안전문제
    VVER형로의 운전 및 건설상황을 표-1에 표시한다(1997년 12월현재). VVER형로는 경수를 냉각재 및 감속재로 사용하는 가압수형원자로(PWR)이다. 노심에서 가열되어 고온이 된 1차냉각재를 증기발생기(SG)로 유도하여 그곳에서 열교환되어 SG의 2차측에서 비등을 일으켜 증기를 만드는 기구는 서구의 PWR과 기본적으로 다를 것이 없다. 다만 VVER에서는 SG가 가로 놓인 점에 특징이 있다. 서구의 PWR에서는 1차냉각계통의 루프(원자로압력용기로부터 SG를 거쳐 원자로용기로 되돌아오는 배관계통)의 수에 따라 2, 3, 4 루프의 형태가 있으나, 제1세대인 VVER-440/모델 V-230과 제2세대인 VVER-440/모델 V-213은 6 루프이고, 제3세대 VVER-1000은 4 루프이다. 연료 및 연료집합체의 형상이 정육각형인 것도 특징의 하나이다. VVER의 본래의 뜻은 다음과 같다(Nucl. Europe Worldscan, 11-12, 8(1997) 및 5-6, 10(1997)).
    VVER: VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR, WATER- WATER POWER REACTOR(WWER), 수-수형 동력로.
    베를린의 장벽 붕괴(1989년 11월)후 당시의 서독정부가 구동독의 구라이프봐르트원자력발전소(VVER-440/모델V-230)의 안전평가를 수행한 것이 동기가 되어 구소련과 동구의 원자력안전문제가 현실화되었다. 그리고 1991년에는 IAEA의 안전평가사절단이 불가리아의 코즐로도이(Kozloduy) 원자력발전소 등에 파견되면서 안전문제가 더욱 확대되었다. 특히 V-230에는 충분한 비상노심냉각계통(ECCS)과 원자로격납용기가 없는 것이 문제시되고 있다(표-2 참조). 원자로용기에 대하여는 후술하는 바와 같이 강재의 중성자조사취화가 문제되고 있으며 많은 원자로에서 어닐링(annealing)이 실시되고 있다. VVER-1000은 구소련에서 발효된 새 기술기준에 따라 설계, 건설된 것으로 서구급의 ECCS 및 콘크리트제 원자로격납용기가 설치되어 있다.
2. 원자로의 구조
    VVER 형로의 주요 설계 제원을 표-2에, 원자로용기 치수를 비교를 그림-1에 비교한다. VVER-440의 원자로용기를 그림-2에, 원자로용기 단면도를 그림-3에 표시한다. 원자로용기는 V-230과 V-213간에 큰 차이가 없다. 원자로용기는 서구의 PWR에 비하여 가늘고 긴 모양을 하고 있다. 이것은 제조공장에서 발전소까지 수송하는데 철도를 이용하기 때문에 노용기의 외경이 제약되기 때문이다. 이 때문에 서구의 PWR에 비하여 노심부부터 원자로용기 내벽까지의 거리가 짧아 원자로용기는 중성자조사를 많이 받는다. 원자로용기 강재는 중성자조사를 많이 받으면 취성천이온도(연성파괴로부터 취성파괴로 이동하는 온도)가 상승하여 취약해지는 성질이 있다. 원자로용기 벽면이 급격히 냉각되는 경우, 발생하는 열응력 때문에 취성파괴에 이를 염려가 높아진다. 이 때문에 이미 많은 VVER형로에서 원자로용기에 대하여 전기히터를 사용한 어닐링이 실시되어 취성천이온도의 회복을 도모하고 있다. VVER-1000의 원자로용기를 그림-4에 표시한다. VVER-1000은 VVER-440에 비하여 원자로출력이 2배 이상이 됨에 따라 원자로용기도 대형화되고 있다.
    VVER-440/모델 V-213의 노심은 연료집합체 276개 및 가동식 제어봉집합체 73개로 구성되어 있다. 연료집합체는 단면이 정육각형이며, 연료봉 126개로 구성되어 있다. VVER-1000에서는 연료봉 312개로 구성된 연료집합체 151개와 109개의 제어봉으로 구성되어 있다. 제어봉의 재질에 대하여, 서구의 PWR에서는 중성자흡수재로서 통상 은-인듐-카드뮴 합금을 사용하고 있는 것과 달리 VVER-1000에서는 유우로퓸(Eu)을 사용하고 있는 것이 특징이다.
3. 1차냉각계통
    VVER-440에서는 6 루프, VVER-1000에서는 4 루프가 있어, 각 루프에 1대의 1차냉각재펌프가 설치되어 있다. VVER-440에서는 루프수가 많아 출력당 1차냉각재의 보유수량이 많은 것은 냉각재상실사고(LOCA) 등을 고려하였을 때 하나의 이점이 되고 있다. 각 루프마다 격리밸브가 구비되어 있어서 예컨대 증기발생기(SG)의 전열관에 누설이 발생할 경우 그 루프만을 격리하여 운전을 계속할 수 있는 설계로 되어 있다. 이에 비하여 VVER-1000에는 격리밸브가 없다.
    SG의 경우, 서구의 PWR에서는 세로로 설치된 U자형관식인데 비하여 VVER에서는 같은 U자형식이나 가로 놓인 것을 채용하고 있다(그림-5 참조). SG의 수는 각 루프에 1개이다. VVER-1000에서는 원자로출력이 증가하였음에도 불구하고 SG의 수는 감소하고 있다. 이것은 SG가 대형화되어 전열면적이 커졌음을 뜻한다. VVER-1000에서는 저온측 수실(콜렉터라고 부름)의 U자형관 지지부에 균열이 발생하는 사고가 연이어 발생하여 문제가 되었다.
4. 2차냉각계통
    SG에서 발생한 증기는 터빈발전기를 거쳐 복수기로 흘러들어가 그 곳에서 물로 응축된 후 다시 급수로서 SG로 되돌아 간다. VVER-440에서는 전기출력 220 MW의 터빈발전기 2기를 가지고 있다. VVER-440의 증기발생기그림-5에 표시한다. 이에 비하여 최근의 VVER-1000에서는 1000 MW의 터빈발전기 1대로 되어 있어 서구의 PWR과 같은 구성이 되고 있다.
5. 비상로심냉각계통(ECCS)
    ECCS는 1차냉각계통의 배관이 파단되어 LOCA에 이르는 경우, 1차냉각계통에 냉각수를 주입하여 노심의 냉각을 확보하는 것을 목적으로 한 설비이다. 서구의 PWR에서는 1차냉각계통의 소구경배관의 파단으로부터 대구경의 주배관의 양단파단(길로틴파단)까지를 설계상 가상하고 있으며, ECCS로서는 고압주입계통, 저압주입계통 및 어큐뮬레이터를 구비하고 있다.
    표-3에 VVER형로의 ECCS의 주요 설계제원을 표시한다. VVER-440/모델 V-230에서는 설계에서 소구경배관의 파단이 가상되고 있지 않기 때문에 고압주입계통은 2계통이 있으나 저압주입계통 및 어큐뮬레이터는 없으며, 따라서 ECCS는 설치되어 있지 않다. 한편 개량형의 V-213에서는 1차냉각계통배관의 양단파단을 가상하고 있어 고압주입계통, 저압주입계통 각각 3계통 및 어큐뮬레이터 4계통이 구비되어 있으며 따라서 ECCS가 설치되어 있다. VVER-1000/모델 V-320의 ECCS는 대체로 V-213과 같은 구성이다.
6. 원자로격납계통
    그림-6에 VVER-440의 원자로격납건물을 포함한 주건물의 수직단면도를 표시한다. 서구 경수로의 원자로격납용기는 LOCA 등의 사고시 방사성물질이 환경으로 방출되는 것을 방지하는 중요한 기능을 가지고 있다. VVER-440 모델 V-230 및 V-213에서는 원자로격납용기에 대응하는 것으로 사고시국소화계통이라고 부르는 원자로격납계통을 가지고 있다. 그러나 이것은 배관과 원자로용기를 구획화된 작은 건물로 덮은 것으로 원자로격납용기라고 부르기는 어렵다. LOCA가 발생하였을 때 원자로격납용기 내로 방출되는 고온고압의 증기를 바블링 콘덴서라고 부르는 설비(바블 응축탑 등으로도 불린다)에서 응축하여 원자로격납용기 내의 압력상승을 억제하는 설계로 되어 있다. IAEA 등에 의한 검토결과 어느 원자로격납계통도 내압설계가 약하며 기밀성에도 문제가 있다(누설율이 높다)고 지적되었다. 한편 VVER-1000에서는 서구의 PWR 수준의 콘크리트제 원자로격납용기가 설치되어 있으며 설계압력도 서구의 PWR 수준인 0.41 MPa로서 높다.
7. 안전성을 향상한 차세대형원자로
    러시아는 국가 클린에너지 기술계획하에 차세대형 640 MWe급의 개발을 추진하였다. 러시아의 차세대형 원자로는 국내외의 최신 안전기준을 충족시킴과 동시에 기술적, 경제적으로도 경쟁력을 가진 세계에서 매우 우수한 원자로의 하나이다(표-5 참조).
7.1. VVER-640형 원자로
    VVER-640의 개발은 원자로종합설계를 시험설계연구소 기드로프레스, 플랜트종합설계를 아톰에네르고프로에크트·상페테르브르그연구소, 과학적 감독을 쿠르챠토프연구소가 수행하였다. 이 개발은 VVER-440 및 VVER-1000의 건설·운전경험을 최대한 활용하여 안전성의 개선을 도모하고 있다. 또 기기, 계통을 최적화하여 노심의 출력밀도를 내린 결과 연료의 이용효율과 안전성을 향상시킬 수 있었다. 또 연료, 배관·기기, 철근콘크리트 등이 기술적, 경제적으로 개선되고 있다. 원자로압력용기는 철도수송이 가능한 VVER-1000/모델 V-320의 압력용기와 같은 치수로 하고, 내용(耐用)년수를 60년으로 연장하고 있다.
    1995년에 연방정부와 지방정부는 러시아에 8기의 VVER-640, 즉 소스노비볼의 북서부원자력발전과학센터내에 1기, 콜라에 3기, 극동에 4기를 건설할 것을 결정하였다. 또 1995년 11월에 구비밀도시 톰스쿠프에 있는 플루토늄생산로대신 VVER-640의 건설을 결정하였다. 1998년 현재의 최신정보에 의하면 소스노비볼 1호는 2001년부터 2005년에 건설을 개시하여 2010년에 송전을 개시한다고 말하고 있다. 러시아의 경제사정 악화에 의한 자금난 때문에 원자로의 건설계획은 별로 진척되고 있지 않다.
    VVER-640은 현재 운전중인 VVER로와 비교하여 다음의 특징을 가지고 있다.
  ·안전기준의 대폭적 향상(중대사고의 발생확률을 1/100∼1/1000로 저감하였다)
  ·경제성의 향상(비용을 30 %∼50 % 삭감)
  ·운전원의 감축
  ·기기·부품의 삭감과 금속부품에 사용되는 금속량의 삭감
  ·설계수명을 50∼60년으로 연장
  ·원자력발전소의 환경영향을 저감
    그림-7에 VVER-640의 원자로건물 단면도, 그림-8에 VVER-640 원자로 수직단면도와 VVER-640용의 가로놓인 증기발생기 단면도를 표시하였다. 표-4에 VVER-640 (V-407형)과 다른 대표적 경수로를 비교하였다.
7.2 1000 MWe급 및 600 MWe급 개량형 VVER
    이 개발은 원자로설계를 시험연구소 기드로프레스, 플랜트종합설계를 아톰에네르고프로에크트·모스코바연구소, 과학적 감독을 쿠르챠토프연구소가 수행하였다. 기본적 특징으로는 안전성과 경제성의 향상, 원자로사고에 대한 위험의 감소, 통상운전 및 설계기준외를 포함한 가상사고시에도 주민 및 환경에 대한 방사능영향을 최소로 하는 것을 설계개선의 기초로 하고 있다. 또한 이 개량형이 퍼블릭 억셉탠스(PA)를 얻는데 충분한 특징을 가져야 할 것을 염두에 두고 설계되어 있다. 개량형 VVER-1000은 주로 러시아의 유럽부, 북코오카사스 및 우랄지방에서의 건설을 목적으로 하고 있으며, 이들 지방의 전력수요 증가에 대응하도록 원자력발전소의 신규건설과 폐로되는 원자력발전소의 대체용으로 고려하고 있다.
7.2-1. NPP-92/모델 V-392 플랜트
    이 프로젝트는 국가 클린에너지기술계획의 테두리 안에서 NP-1100/모델 V-410원자로(1,100∼1,200 MWe)의 프로젝트의 제1단계로서 개발이 추진되었다. 즉 현재 운전중인 VVER-1000/모델 V-320 원자로에 기초를 두고 개발된 모델 V-392 원자로 설계가 채용되었다.
    기술적 특징으로는 다중방호의 원칙, 반응도사고시 원자로의 내부자기보호기능의 확보, 연료로부터의 열제거 실패시 외부안전계통에 의한 안전확보 등 많은 특징을 가지고 있으며, 서구 제국에서 개발되고 있는 차세대설계의 원자력발전소와 비교할 때 같은 정도, 또는 종합적인 안전성에서 오히려 우수하다고 평가하고 있다.
7.2-2. NP-1100/모델 V-410 플랜트
    이 플랜트는 NPP-92/모델 V-392 플랜트의 출력증강형으로 생각된다. 원자로는 2중 격납용기 내에 들어 있다. 주요기기의 수명은 50년으로 연장되고, 원자로용기의 내용년수는 60년으로 되어 있다. 대직경 원자로용기를 채용하여 노심의 출력밀도를 20% 감소시키어 중성자에 의한 조사영향을 낮추었다. 또 노심의 출력밀도를 내려 연료의 이용효율을 높이는 등 많은 특징을 가지고 있다. 그러나 러시아에서 최초의 세로 놓인 형의 증기발생기를 채용하기 위하여는 상당한 계산, 실험 및 공학적연구가 필요하다. 그림-9에 NP-1100/모델 V-410형 원자로의 조감도 및 증기발생기의 구성을 제시하였다.
7.3. 중형로 VPBER-600 플랜트
    전기출력 600 MW인 VPBER 1기와 터빈발전기 1대로 구성된 열병합발전의 파일럿 플랜트를 건설할 계획이다. 1989년에 계획이 승인되어 1999년에 운전개시를 목표로 하고 있었는데 임금문제 등 때문에 현실적으로는 상당히 지연되고 있다. 현재 운전중인 원자력발전소에 비하여 높은 안전성을 가지고 있어 대도시 근처에 설치하여 전력과 열을 공급할 수 있다. 이 원자로는 1차냉각계통을 원자로 내에 일체로 수용함으로써(일체형가압수형로) 주배관을 제거하고 냉각재 상실사고의 가능성을 적게 하고 있다. 기기배치의 최적화에 의하여 현재 운전중인 VVER-440에 비하여 금속, 콘크리트, 배관 등의 사용량이 30∼40% 감소한다고 말하고 있다. 그림-10에 중형로 VPBER-600의 원자로를 제시하였다.

그림 / 표
그림표 목록
표-1 VVER형로의 운전상황과 건설상황 일람(1997년 12월 31일현재
표-2 VVER형로의 주요 설계제원 일람
표-3 VVER형로의 비상노심냉각계통 주요제원 일람
표-4 VVER-640(V-407)과 다른 대표적 원자로의 비교
표-5 개량형 VVER의 주요 기술데이터
그림-1 VVER 각형의 원자로용기 치수 비교
그림-2 VVER-440의 원자로용기(노보보로네즈스키 3/4호기)
그림-3 VVER-440의 원자로용기 가로단면도
그림-4 VVER-1000의 원자로용기
그림-5 VVER-440의 증기발생기
그림-6 VVER-440의 주건물 수직단면도
그림-7 VVER-640 원자로건물 단면도
그림-8 VVER-640 원자로의 수직단면도와 가로 놓인 증기발생기
그림-9 NP-1100(V-410형) 원자력발전 소조감도와 증기발생기의 구성
그림-10 중형로 VPBER-600의 원자로
참고문헌
참고문헌
(1) 高橋, 中西: 舊蘇聯型爐의 特徵과 現狀(3)-VVER의 現狀과 特性-, 原安協소식 第140號 (平成6年 6月)
(2) (日本)原子力安全硏究協會: 舊蘇聯型爐데이터북(資料編) (1993年 3月)
(3) (日本)原子力安全硏究協會: 舊蘇聯型爐데이터북(資料編) (1993년 4月)
(4) (日本)科學技術廳原子力安全局:체르노빌(事故後의 放射線의 影響과 原子爐의 구조, (1995年 3月)
(5) 日本原子力産業會議(編): 世界의 原子力發電所開發의 動向 1994年次報告, (1995年 3月)
(6) IAEA: Directory of Nuclear Reactor, Vol. X, (1976)
(7) 森谷 淵: VVER의 安全性과 國際協力, 日本原子力學會誌, 35(10), pp. 905-915, (1993)
(8) 藤井 晴雄, 森島 淳好: 詳細原子力發電플랜트 데이터북 1994, 日本原子力情報센터, (1994年 3月)
(9) (日本)社團法人러시아東歐貿易會(러시아東歐經濟硏究所): 舊蘇聯原子力情報收集事業報告書, (1996年 3月)
(10) Jacques Leclercq: The Nuclear Age, Published by Le Chene, p. 112, (1986)
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