[에너지데일리 송병훈 기자]
국내 원자력기술 총 집합체 'APR1400', 원전 '중심' 된다
각 계통별 설계 단계부터 안전성·경제성·편의성 고려
지진·중대사고 등 대비 안전성 제고… 10배 향상 목표
머지않아 우리나라 원전의 중심축이 기존의 한국표준형원전(OPR1000)에서 신형경수로 1400(APR1400) 노형으로 바뀔 전망이다.
국내 원자력발전소 건설 및 원자력기술개발의 산물인 APR1400은 국내 기술로 개발한 전기출력 1400MWe의 신형가압경수로를 의미한다.
국내 원전 건설 및 기술개발 시대는 크게 4단계로 구분된다. 1970년대는 국내 최초 원전 도입단계로 일괄건설인수방식으로 고리 1호기를 건설했으며, 1980년대는 원전기술 국산화 촉진단계로 원전건설에 분할계약 방식을 채택, 국내기업을 원전건설에 참여시켜 외국의 원전기술을 습득하는 방식으로 8개 호기 원전이 건설됐다.
1990년대는 원전기술 자립단계로, 국내 기업의 독자적인 한국표준형원전 설계를 통해 기술자립 목표를 달성했으며, 이 기간 중 7개 호기 원전이 건설됐다.
2000년대는 APR1400 개발단계다. OPR1000 건설 및 운영 경험을 통해 국제적인 경쟁력을 확보했다는 판단하에 이를 기반으로 미국 전력연구소와 유럽사업자협회의 사업자요건, 기타 신형경수로 요건을 포괄하는 한국사업자요건(KURD)에 부합되도록 했다.
향후 국내 원전의 중심축이이자 해외 수출의 선두에 서게 될 APR1400의 주요 특성들을 살펴본다.
APR1400은 2002년 5월 국내 규제기관으로부터 설계인증을 취득, 첫번째 건설프로젝트로 지난 2007년 신고리 3,4호기 건설에 착수했다. 신고리 3호기는 지난달 20일 본격적인 상업운전을 앞두고 간이정비에 들어가 있다. 준공을 앞둔 카운트다운 상태라고 할 수 있다. 현재 전 세계에서 정해진 공기대로 진행되고 있는 유일한 원전사업인 UAE 바카라 원전 역시 같은 노형이다.
APR1400은 OPR1000의 설계, 건설, 운영 및 정비를 통해 축적된 경험과 기술을 기반으로 신개념 기술 도입을 통해 안전성, 경제성, 운전 및 정비 편의성 등을 크게 향상시켰다.
세부적으로 보면 APR1400에는 4계열 원자로용기 직접주입 안전주입계통 및 안전주입탱크 내 유량조절장치, 원자로건물 내 재장전수탱크, 디지털 계측제어 설비 및 컴퓨터 기반 주제어실 등 여러 신개념 기술이 적용됐다.
▲ 어떻게 설계됐나…
⊙ 건물 및 구조물 = APR1400의 일반 배치설계는 양호기 개념과 평행이동형 배치를 기준으로 개발됐다. 건물배치는 크게 원자로건물군과 터빈건물군으로 구분된다.
원자로건물은 반구형 돔의 원통형으로 된 프리스트레스트 콘크리트 구조물로 보조건물과 동일한 공동기초 위에 건설되며 내진범주 I급으로 설계된다. 원자로건물 내부 표면에는 방사성 물질이 누출되는 것을 방지하기 위해 라이너 플레이트를 설치하고, 그 위에 보강 콘크리트를 덧씌운다. 원자로건물은 비산물 방호와 방사능 피폭에 대한 생물학적 차폐를 위해 원자로냉각재계통의 기기를 콘크리트 내부구조물로 완벽하게 둘러싸고 있다.
터빈건물군은 터빈건물과 스위치기어건물로 구성되며, 원자로건물에 대해 방사상으로 배치돼 있다. 종전의 건설사업에서는 옥외 지하매설을 공사할 때는 서로 다른 매설물간 터파기 및 되메우기 등의 작업이 중복되었기 때문에 공기가 지연됐다. APR1400은 공기단축을 위해 옥외 공동설비를 수용하기 위한 지하공동구를 터빈건물 바닥층에 배치하도록 설계했다.
원자로용기는 수직형 원통관과 여기에 용접되는 반구형 하부 헤드 및 분해조립이 가능한 상부덮개로 구성된 원통형 용기다. 원자로냉각재와 접촉하는 내부 표면은 부식방지를 위해 스테인레스강으로 덮여 있다. 원자로용기는 기본적으로 상부 헤드, 용기 플랜지가 설치된 중간부, 그리고 반구형태의 하부 헤드 세 영역으로 구성된다.
기존 발전소의 원자로 내부구조물은 상부 안내구조물, 노심 지지구조물 및 하부 지지구조물 세부분으로 이루어져 있지만, APR1400은 노심 지지구조물과 하부 지지구조물이 일체화돼 있어 건설 공기를 단축할 수 있다.
원자로 노심은 241개의 핵연료 집합체, 93개의 제어봉 집합체, 그리고 61개의 노내계측기 집합체로 구성돼 있으며, 핵분열 반응을 통해 열을 생산하고 그 열을 원자로냉각재로 전달한다. 18개월 이상의 재장전 주기, 6만MWD/MTU의 최대 연료봉 평균 연소도와 10% 이상의 열적 여유도를 갖도록 설계된 노심은 재장전 주기를 늘리고, 원자로 불시정지 횟수를 줄여 발전소의 경제성과 안전성을 향상시켰다.
⊙ 2차 계통 = 2차 계통은 주증기, 터빈발전기, 복수, 급수, 추기증기 및 보조계통 등으로 구성된다. 2차 계통은 최소 4시간 동안 무리 없이 정격출력의 3~6%에 해당하는 소내부하운전이 가능하며, 회전자 예열시간을 제외하고 200분 내에 상온에서 기동해 전출력까지 출력증발이 가능하도록 설계됐다.
주증기공급계통은 증기발생기에서 생성된 증기를 동력변환계통으로 전달하고, 터빈 또는 원자로가 정지할 때 원자로냉각재계통의 열을 제거할 수 있도록 설계됐다. APR1400의 증기터빈은 복류형으로 정격속도 1800rpm의 6유로 직렬 형식이고, 1대의 복류 고압터빈과 3대의 복류 저압터빈으로 구성된다.
발전기계통은 주발전기 및 고정자 냉각수계통, 가스제어계통, 밀봉유계통 등의 발전기 보조계통으로 구성된다. 발전기의 고정자는 높은 신뢰도의 F-class Micapal Ⅱ 절연장치와 용접 기술을 적용했으며, 발전기의 회전자 역시 신뢰도 높은 절연 장치와 반경류 냉각 방식을 도입했다. 복수 및 급수계통은 복수기에서 응축되어 온수조에 수집된 응축수를 다시 증기발생기로 이송하며, 이 과정에서 추기증기를 이용해 급수가열기에서 응축수 온도를 올리고, 탈기기에서 산소 및 비응축성 가스를 제거한다.
⊙ 계측제어 및 전기계통 = 계측제어계통은 신뢰성과 유지보수성을 고려해 신기술을 쉽게 반영할 수 있는 개방형구조 개념이 적용됐으며, 엄격한 소프트웨어와 하드웨어의 설계검증 프로그램을 수립, 수명주기 동안에 이행된다.
APR1400 주제어실에는 컴퓨터기반의 워크스테이션으로 구성된 첨단 주제어실 개념을 도입했다. 이는 결과적으로 인적 오류가능성을 낮추어 발전소 안전성을 향상시키는 효과를 가져오게 된다.
주전력 계통은 발전기와 발전기차단기, 주변압기, 보조변압기 및 예비보조변압기로 구성된다. 비안전성 관련 부하는 발전정지 중에는 소외전원으로부터 주변압기를 통해, 그리고 발전 중에는 발전기로부터 소내보조변압기를 통해 전력을 공급받는다. 주변압기 및 소내보조변압기로부터 전력이 공급되지 않으면 대기보조변압기를 통해 전력이 공급된다. 소외전력공급이 상실되면 보조건물의 독립공간에 있는 4.16KV 안전급 모선에 연결된 2대의 독립된 안전등급 비상디젤발전기가 전력을 공급한다.
신형경수로 1400의 개발정책 중 하나는 안전성을 향상시키는 것이었다. 안전성 수준을 10배 개선한다는 목표가 수립됐으며, 설계 시 공공의 안전 뿐만 아니라 운영자 보호를 위한 추가적인 안전 여유도도 확보했다.
⊙ 안전계통 = APR1400은 안전주입계통과 정지냉각계통을 분리, 안전주입계통의 신뢰성 향상시켰다. 또한 고압안전주입, 저압안전주입 및 재순환 방식을 단일 안전주입방식으로 통합했으며, 재장전수탱크를 원자로건물 내부에 설치해 외부 위험으로부터 보호하도록 했다.
이와 함께 안전주입탱크 내 유량조절장치 설치, 원자로건물 내 재장전수탱크 설치 및 안전주입계통의 원자로용기 직접주입방식을 채택했고, 원자로건물 살수계통과 정지냉각계통을 연계시켜 살수계통의 신뢰성을 향상시켰다.
아울러 100% 용량의 모터구동 펌프 2대, 100% 용량의 터빈구동 펌프 2대 사용 및 보조건물에 2개의 안전등급 비상급수저장탱크를 공급원으로 사용함으로써 보조급수계통의 신뢰성 역시 제고했다.
⊙ 내진설계 = APR1400은 지반가속도 0.3g의 지진을 안전정지 설계기준 지진으로 설정, 건물과 구조물의 내진성능을 향상시켰다. APR1400 설계에 적용된 입력지진동은 미국 규제지침서 1.60 표준응답스펙트럼의 고주파수 영역을 보강한 지반응답스펙트럼이다.
또한 APR1400은 미국연방규제법 규정(10 CFR 50Appendix S)에 따라 운전기준 지진하중을 배제한 내진설계를 수행함으로써 내진해석 및 설계절차를 개선했으며, 지반-구조물 상호작용 효과를 고려한 설계를 통해 암반부지와 비암반부지에 모두 건설할 수 있도록 했다.
⊙ 중대사고 = APR1400은 원자로건물은 중대사고가 발생했을 경우 방사성 물질이 누설되는 것을 방지하고 구조건전성을 유지하도록 충분한 자유체적을 확보하고, 중대사고 발생 후 24시간 동안 미국기계학회 관련요건(ASME Section Ⅲ Service Level C)을 만족하도록 설계됐다.
원자로건물은 75% 핵연료 피복재-수증기 산화 반응이 일어날 때 수소제어계통의 도움 없이 수소농도를 13% 이내로 제한할 수 있는 충분한 자유체적을 확보하도록 설계됐으며, 원자로공동은 사고가 발생했을 때 노심용융물이 충분히 퍼질 수 있도록 0.02㎡/MW 이상의 열전달면적을 확보하고, 공동내부에 노심용융물이 냉각 및 응고되도록 했다.
이와 함께 APR1400의 중대사고 완화계통에는 수소완화계통, 대형 원자로 공동 및 노심파편 수집실, 원자로공동 충수계통, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물 노내억류 설비, 안전감압배기계통, 비상 원자로건물 살수보조계통, 중대사고 관리계획 등이 있다.
