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우주식품은 몸에 이로운 젖산균 같은 미생물이라 할지라도 우주 공간에서는 우주인의 건강을 위협할 수 있기 때문에 무균 상태로 제조돼야 합니다.

또 국제우주정거장 내에서는 물의 최대 온도가 70℃에 불과하기 때문에 낮은 온도의 물로도 쉽게 복원해서 먹을 수 있어야 합니다.

한국형 우주식품 중 하나인 우주비빔밥 제조 기술이 우주식품 관련 기술로는 처음으로 민간에 이전돼 우주식품 제조 기술 상용화의 길이 열렸습니다.

 

■ 한국원자력연구원 방사선실용화기술부 이주운 박사팀이 개발한 우주비빔밥 제조 기술이 전주비빔밥생산자연합회에 이전됩니다.

우주비빔밥은 우리나라 전통 음식인 전주비빔밥의 조리법을 기초로, 비빔밥을 수분 6% 이하인 건조 블록 형태로 만들어 우주에서 섭취할 수 있도록 물만 부어 먹을 수 있게 만든 음식입니다.

한국원자력연구원은 지난 2010년 우주비빔밥을 개발해 러시아 연방 국립과학센터(SSCRF) 산하 생의학연구소(IBMP)로부터 우주식품 인증을 받은 바 있습니다.

비빔밥에 첨가되는 고추장에는 발효를 돕지만 부패를 유발할 수 있는 바실러스 균이 있기 때문에 우주식품으로 만들려면 살균 과정이 필수입니다.

그런데 비빔밥을 장기 저장하기 위해 건조된 블록 형태로 제조할 경우 가열 살균 처리가 어렵다는 문제가 발생합니다.

한국원자력연구원은 방사선 조사 기술을 이용해 블록 형태의 전주비빔밥에 감마선을 조사함으로써 고추장 및 밥, 야채 등에 존재하는 미생물을 제거했습니다.

또 밥을 지을 때 팽창제를 첨가해 쌀의 기공을 크게 함으로써, 70℃의 물에서도 15분 이내에 먹기 쉬운 형태로 복원되도록 만들었습니다.

전주비빔밥생산자연합회는 이전 받은 기술을 이용해 우주비빔밥을 기내식으로 만들어 공급하고, 향후 한국원자력연구원 및 ㈜코오롱인더스트리와 공동으로 장기 저장이 필요한 국가 재난 대비용 비상식량과 스포츠 레저용 식품으로 상품화를 추진할 계획입니다.

한편 지금까지 한국원자력연구원이 우주식품으로 개발한 식품은 김치, 라면, 비빔밥, 불고기 등 총 17종이며, 이 중 김치, 라면, 생식바, 수정과 등 4종이 지난 2008년 한국 최초의 우주인 이소연씨에게 제공됐습니다.

<관련글 : 우리나라가 만든 우주식품 http://daedeokvalley.tistory.com/252>

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얼마전 대한민국 원자력 연구개발의 시작을 알린 우리나라 최초의 원자로 TRIGA Mark-Ⅱ가 가동 50주년을 맞았습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 1962년 3월 가동을 시작한 우리나라 최초 원자로입니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 우리나라가 원자력 연구개발에 착수하기 위해 미국 General Atomic社로부터 도입한 연구용 원자로입니다.

1959년 7월 서울 공릉동(현 한국전력 중앙연수원 부지)에서 착공, 1962년 3월 첫 임계에 도달했습니다.

준공 당시 열출력 100㎾로 설계됐으나, 동위원소 수요 증가와 기초과학 연구 수행을 위한 높은 중성자속 요구에 부응하고자 1969년 250㎾로 출력이 증강 됐습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 1995년 1월 가동 정지될 때까지 33년 동안 총 출력량 3735㎿h, 총 운전시간 3만 6535시간을 기록했습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 원자로 계통 설비 및 시스템 연구 등과 같은 원자로 특성 연구에 활용됨으로써 원자로에 대한 이해 증진과 연구로 설계 및 운영에 필요한 기술 자립에 이바지했습니다.

또한 TRIGA Mark-Ⅱ는 1972년 완공된 TRIGA Mark-Ⅲ 원자로와 함께 원자력 기술요원 훈련, 전문 인력 양성 및 방사성 동위원소 생산 등에 이용돼 우리나라 원자력 기초 기술 발전에 공헌 했습니다.

특히 원자력 발전 요원 양성 과정 운영에 활용돼 우리나라의 원자력 발전 시대 개막에 기여했습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 연구로에 대한 이해 확립 및 원자력 기술 자립의 발판을 마련함으로써, 연구용 원자로 하나로(HANARO) 자력 설계 및 건조(1995년), 우리나라 사상 첫 원자력 시스템 일괄 수출로 기록된 요르단 연구용 원자로(JRTR) 건설 사업 수주(2009년) 등 우리나라가 연구용 원자로 기술 강국으로 발돋움하는 데 큰 역할을 했습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ, Ⅲ는 연구용 원자로 하나로가 가동을 시작한 1995년 1월과 12월에 각각 가동을 중지했습니다.

1997년 1월부터 해체 공사에 착수해 TRIGA Mark-Ⅲ는 지난 2005년 원자로 본체까지 완전 해체됐고, TRIGA Mark-Ⅱ는 지난 2007년 부속시설 및 주변시설 해체를 완료했습니다.

TRIGA Mark-Ⅱ는 국내 첫 원자로라는 상징성을 살려 원자로 본체 원형을 보존하려 했지만 지속적인 방사선 안전 관리의 어려움에 따라 방사화된 내부 구조물을 제거한 뒤 모형을 제작해 설치하는 작업을 2014년까지 진행할 예정입니다.

TRIGA 폐로 사업은 우리나라에서 최초로 시도하는 원자력 시설 해체 사업으로, 방사성 폐기물 처리 등 제염 관련 기술 실증 및 데이터 축적의 기회가 되고, 향후 확대될 것으로 예상되는 원자로 폐로 세계 시장 진출의 밑거름이 될 전망입니다.



posted by 글쓴이 과학이야기

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방사선 돌연변이 육종(radiation mutation breeding) 기술은 식물 종자나 묘목에 방사선을 조사해서 유전자나 염색체 돌연변이를 유발한 뒤 후대에서 우수한 형질을 갖는 돌연변이체를 선발, 유전적인 고정 과정을 거쳐 새로운 유전자원을 개발하는 기술입니다.

자연 상태에서도 낮은 빈도로 돌연변이가 발생하는데 방사선 자극을 통해 돌연변이 발생 빈도를 높여주는 육종 기술로, 인위적으로 외래 유전자를 집어넣는 유전자변형기술(GMO)과 달리 안전성이 입증돼 벼, 콩 등 식량작물 개량과 화훼류 및 과수류 신품종 개발에 활발하게 이용되고 있습니다.

한국원자력연구원 첨단방사선연구소가 방사선 돌연변이 육종 기술로 개발해 국가품종목록으로 등록한 신품종 벼 및 콩 종자를 전국 농가 및 기관에 무상 분양합니다.

품목은  벼 10종(원평, 원광, 원미, 원청, 원추, 원품, 원해, 원명, 흑선찰벼, 녹원찰벼) 1629㎏, 콩 1종(조생서리) 37㎏ 등 신품종 종자 11종 약 1.7t으로 전년 대비 60% 증가했습니다.

수혜 대상은 농가 170곳과 시군 농업기술센터 등 15개 기관입니다.

첨단방사선연구소는 육종시험장에서 자체 증식한 종자를 대상으로 지난해 12월부터 올 2월말까지 분양 신청을 접수 받았으며, 종자량의 제한 때문에 1개 농가 또는 기관 당 벼는 품종별 5㎏, 콩은 1㎏ 씩 분양합니다.

올해 분양 신청은 지역별로 보면 정읍, 김제 등 전북이 114건으로 절반 가량 차지했고, 다음으로 충남, 전남, 부산, 경기도 순이었습니다.

품종별로는 녹색 찹쌀인 녹원찰벼에 대한 신청이 가장 많았고, 흑갈색 찹쌀인 흑선찰벼와 내염성이 강한 원해벼가 그 뒤를 따르고 있습니다.

한국원자력연구원 첨단방사선연구소 방사선육종연구팀은 방사선 돌연변이 육종 기술을 이용해서 신품종 종자를 개발, 국가품종목록에 등재한 뒤 2006년부터 농가에 무상 보급하고 있습니다.

방사선육종연구팀은 벼, 콩 등 식량작물 이외에도 화훼류 및 신품종 자원식물을 비롯한 새로운 유전자원 보급도 진행 중입니다.

방사선 돌연변이 육종 기술로 개발한 분재용 무궁화 '꼬마'에 대한 품종실시권을 기업에 이전해 해당 업체에서 상업화를 추진하고 있으며, 신품종 국화(ARTI-queen, ARTI-purple 등)의 경우 올해 농가 실증 재배를 추진할 예정입니다.

최근 친환경 산업소재로 각광 받고 있는 케나프의 경우, 국내에서 채종 가능한 신품종 '장대' 개발이 완료돼 품종보호권 획득을 위한 품종심사가 진행 중으로, 품종 등록이 완료되면 종자 보급과 함께 대단위 재배단지 조성을 추진할 계획입니다.

<연도별 방사선육종 신품종 종자분양 현황(2006~2012)>

년 도

2006년

2007년

2008년

2009년

2010년

2011년

2012년

(kg)

원 평

40

60

65

55

5

20

20

265

원 광

25

20

10

15

5

45

120

원 미

25

10

5

25

15

65

145

원 청

105

95

65

100

135

25

85

610

원 추

30

55

190

40

50

20

385

원 품

25

40

30

25

25

45

190

흑선찰

165

185

100

225

125

245

357

1,402

녹원찰

450

610

540

360

355

512

770

3,597

원 해

240

165

187

592

원 명

35

35

865

1,075

975

850

935

1,012

1,629

7,341

(kg)

조생서리

53

1

32

37

123

비고 (건)

농가: 85

기관: 15

농가: 100

기관:7

농가:91

기관: 3

농가: 109

기관: 14

농가: 105

기관: 15

농가: 125

기관: 15

농가: 170

기관: 69

농가: 789


<2012년도 지역별 종자분양 현황>

도별

전북

충남

전남

부산

경기

경남

경북

강원

대구

대전

제주

합계

건수

84

33

24

14

5

3

2

2

1

168

종자량(kg)

794

420

260

70

40

15

15

10

5

1,629

조생서리

건수

30

2

1

1

1

1

1

37

종자량(kg)

30

2

1

1

1

1

1

37

합계

건수

114

35

25

14

6

3

2

2

1

1

1

204

종자량(kg)

824

422

261

70

41

15

15

11

5

1

1

1,666


방사선 돌연변이 육종 벼 생장 모습

 

방사선 돌연변이 육종 벼 신품종

posted by 글쓴이 과학이야기

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KAIST 원자력 및 양자공학과 장순흥 교수(현 한국원자력학회 회장)는 최근 일본 후쿠시마 원전사고 조사위 국제자문위원으로 임명되어 후쿠시마 사고 현장을 방문조사하고 왔습니다.
아래는 장순흥 교수가 작성한 후쿠시마 원전 조사 평가서입니다.


장순흥 국제자문위원과 다카하시 제1발전소장





        후쿠시마 사고의 종합적인 평가 및 향후 원전 안전성 향상 방안


 

Part I. 후쿠시마 사고의 종합적인 평가

 

1. 서론

 일본 후쿠시마 원전사고 조사위 국제 자문단은 후쿠시마 사고 조사위원회의 결과에 대해 독립적으로 자문 및 검토하는 기능을 수행하고 있다. 국제자문위는 리처드 메저브(Richard A. Meserve) 카네기연구소장(전 미국 원자력규제위원회 위원장), 앙드레 클라우드 라코스테(Andre-Claude Lacoste) 프랑스 원자력안전규제당국 의장, 라스 에릭 홈(Lars-Erik Holm) 스웨덴 보건복지청 사무총장 (전 국제방사선방호위원회 위원장), 차 궈한(Chai, Guohan) 중국 환경부 수석 엔지니어와 장순흥 교수 (현 한국원자력학회 회장)으로, 세계적인 원자력 전문가 5인으로 구성되어 있다.

 

2. 보고서 내용

 이번 국제 자문회의가 열리기 전인, 2011 12월에 일본 정부의 사고 조사 위원회는 중간 조사 보고서를 발표하였다. 이 보고서의 주요 결론은 다음의 세 가지였다.

 첫째, 쓰나미와 중대사고에 대한 예방 및 수단이 적절하지 않았다. 2006년에 쓰나미에 관한 개정이 완료되었는데, 쓰나미에 대한 대책은 포함되었지만, 그 대책은 특정한 방법 및 수단들의 실질적인 수행을 이끌지는 못하였다. 이는 규제 기관과 운영기관의 소통이 원활하지 않았음을 보인다. 중대사고의 대처에 대해서는 설계 기준을 초과하는 쓰나미에 대한 위험이 고려되지 않았기 때문에, 동시에 모든 전원이 상실 되는 사고에 대한 대비가 매뉴얼에 없었고, 그에 대한 직원들의 교육 또한 수행되지 않았다.

둘째, 전반적인 비상 방재 대책이 허술하였다. 이에 대하여 가장 처음에 나타난 문제는 사고 초기의 방사선 검출 측정의 문제였다. 또한, 검출 수치의 이용에도 정부와 대중 사이에서 상당한 혼란이 초래되었다. 그리고 후쿠시마 원전의 사고로부터 알 수 있는 방사선원으로부터 방사선의 확산에 대한 시뮬레이션이 SPEEDI라는 시뮬레이션 프로그램으로 가능하였다. 하지만, 지진으로 인하여 정보전달이 이루어지지 않음으로 인해서, SPEEDI 프로그램은 기본적인 정보들을 받을 수가 없었다. 그로 인하여, 주민들의 대피는 SPEEDI 프로그램의 정보를 통해서가 아닌, 공기 중 확산 방향의 예견을 통하여 이루어졌다. 주민 대피에 대한 의사 결정 과정에서 또한 혼란 점이 있었다.  비상 방재 대책 매뉴얼에는 내부사건뿐만 아니라 외부 사건에 대한 상세한 지침과 매뉴얼이 필요하다.

 셋째, 사고 시 후쿠시마 제1 원자력발전소의 각 호기에서 발생한 사고의 추이와 대처에 관한 문제들이다. 후쿠시마 제1 원자력발전소 1,2,3호기는 가동 중에 있었고, 4,5,6호기는 계획정지로 가동 정지 상태이었다. 1호기의 경우에는 쓰나미가 발전소를 덮치자마자 모든 전기가 사용 불가능해 졌었다. 비등 경수로에는 안전한 잔열제거를 위하여 격리응축기(Isolation Condenser, IC)라는 피동안전계통이 있다. 그런데, 이 격리응축기 계통의 작동을 위해서 열려야 할 격리 밸브가 닫혀 있었다. 이러한 이유는 주요 밸브에 대한 개폐 상황을 운전원이 제대로 파악하지 못함으로써, 올바른 운전원의 조치 및 관련된 지침이 없었던 것으로 파악된다. 이러한 상황은 현장 및 사고 본부에서 격리 응축기의 기능에 대한 이해가 충분하지 않았다고 보인다. 사고 현장에서의 격리 응축기 작동에 대한 잘못된 판단으로 대체 냉각수의 주입과 감압이 보증되지 않은 채로 지연되었고, 결과적으로, 노심 냉각이 냉각수 순환 및 주입의 모든 관점에서 실패하게 되었다.

 3호기의 경우에는 고압냉각수주입(High Pressure Coolant Injection, HPCI)이라는 계통이 운전 터빈의 작동 범위 하에서 저 유량의 냉각수를 가압용기로 주입하고 있었다. 그런데, 교체된 운전원이 주입되는 냉각수의 유량이 적은 것을 걱정하여, 고 유량의 냉각수 주입을 위하여 대체 냉각수 주입계통의 작동이 필요함으로 잘 못 판단하였다. 가압용기의 압력 수치와 대체 냉각수 주입 계통의 확실한 수행에 대한 보증이 없었음에도 불구하고, 3 13일 새벽 3시경에 고압냉각수주입 계통의 작동을 정지시켰다. 이러한 악화된 상황은 긴급 대책 센터의 책임자들에게 매우 늦게 전달되었다. 게다가 파악된 바로는 대체 냉각수 주입 계통의 준비가 이루어져있지 않음에도 불구하고, 운전원의 조치가 이루어졌다. 운전원이 상황 및 계통 파악을 정확하게 하지 못한 것이 사고를 더욱 악화 시킨 주요 원인이다.

 

3. 자문위원 평가

 조사 위원회의 보고 및 현장 조사를 통하여, 국제 자문위원들은 아래와 같은 내용으로 문제점을 제기하였다.

 메저브 소장과 라코스테 의장은 사고 시에 규제기관과 운영기관 그리고 정부의 역할론에 대하여 문제점을 지적하였다. 일반적으로 발전소의 운영 시뿐만 아니라, 사고 시에도 원자력 발전소에 대한 규제와 운영은 명백히 구분되어야 한다. 후쿠시마 원전 사고 시에는 비상대책반이 규제기관과 운영기관 합동으로 비상 대책 센터를 구성하였다. 또한, 비상 대책 센터의 센터장은 총리가 맡게 됨으로 인하여, 명령 라인의 복잡성이 증대되고, 갖추어져 있던 안전 문화가 깨졌다. 한 예로, 노심용융사고가 진행되고 있었음에도 불구하고, 과냉각에 의한 재임계 방지를 위하여 냉각수 주입을 하지 않아야 한다는 주장에 대하여 상당히 많은 논란들이 이루어진 것을 알 수 있다. 발전소의 사고 시에는 정부의 불필요한 개입이 명령 라인 및 사태의 파악이 복잡해지고, 지연될 가능성이 매우 크다. 특히, 메저브 소장은 현 상황에서 일본 정부와 사업자에 대한 사회적 신뢰가 결여되어 있기 때문에 이를 회복하기 위해서는 투명성의 확보가 필요하다는 점을 지적하였다. 이에 대한 의사 결정을 위해서는 근거를 명확하게 밝히지 않으면 안 된다고 강조하였다.

 장순흥 교수는 다음의 세 가지에 대하여 문제점을 제기하였다. 첫째, 중대사고가 1호기의 경우에는 쓰나미로 인한 침수로부터 수 시간 후에, 2, 3호기의 경우에는 이틀 혹은 삼 일 후에 중대사고가 발생했음에도 불구하고, 일본 정부가 노심용융을 인정한 것은 5 10일이다. 이는 자국민들에게 불안감을 주는 것뿐만 아니라, 세계의 여러 나라에게 대외관계적으로 일본 정부에 대한 불신을 야기하는 것이다. 둘째, 1호기와 3호기에 대해서 사고의 경위와 주요 기술적인 원인에 대한 파악이 이루어진 것에 비해서, 아직까지 2호기에 대한 원인 분석 및 경과가 이루어지지 않은 것은 큰 문제이다. 셋째, 일본 정부가 지난해 12월 냉온정지를 선언한 것에 대해 원자로 내부에 어떤 문제가 일어났는지에 대하여 발표하지 않아 많은 사람들이 불안해 하고 있다. 이는 시뮬레이션 혹은 하드웨어적인 방법을 강구해서라도 현재의 실태 파악에 노력을 기울어야 한다.

 스웨덴의 라스 에릭 홈 사무총장도 사고 관리 및 안전 문화 측면에서 큰 문제가 있다고 지적하며, 정보 공개의 중요성을 강조하였다. 모든 정보는 공개되어야 하고, 적절한 정보가 공개되지 않아, 일부 후쿠시마 주변의 주민들이 잘못된 방향으로 대피한 것은 정말로 있어서는 안될 불행한 일이라고 비판하였다.

 

 

4. 선량률과 필자의 2호기 분석


후쿠시마 제1발전소 1, 2, 3, 4호기의 주요 계통 / (출처: Dr. Matthias Braun, 2012)

 

필자는 실제로 휴대용 방사선 측정기를 휴대하면서 방사선 선량률을 측정해보았다. 서울의 방사선 선량률은 약 0.2 µSv/hr 로 검출되고 있다. 그런데 이번 방문에서 놀라웠던 점은 일본 동경에서의 방사선 선량률은 약 0.15 µSv/hr 로 서울의 방사선 선량률보다 더 낮게 검출 되고 있었다. 한국의 방사선 선량률은 라돈 등의 이유로 조금 높은 편이다. 더욱 놀라웠던 점은 후쿠시마 사고현장의 30km 지점까지의 선량률 또한 크게 높아지지 않았다. 후쿠시마 원자력 발전소 반경 20km 이내 지역은 접근 제한구역으로 설정되어, 현재 후쿠시마 사고의 작업자들의 숙소와 회의실로 구성된 J-village 20km 지점에 있다. 20km 지점의 외부에서 약간 높게 나왔을 뿐, J-village의 건물 내부에서 또한, 상당히 낮게 검출되고 있었다.

 후쿠시마 원자력 발전소에 도착하여, 많은 주요 부분 및 건물들을 관찰할 수 있었다. 내진 설계가 되어 있는 발전소 상황실, 공동 핵연료 저장실, 1,2,3호기의 입구, 건식 캐스크 실, 비상전원실 등이다. 발전소 입구에서의 선량률은 약 10~20 µSv/hr 를 나타내고 있었고, 특히, 2호기 근처에서는 300~400 µSv/hr 의 높은 수치를 나타내었다.

 전반적으로 주요 방사성 동위원소 중에 하나인 세슘의 원자력 발전소 배출 및 누출양은 사고 직후의 8 x 1014 Bq/hour 에서 현재 6 x 107 Bq/hour 로 천만 분의 1로 떨어진 상태이다.

 

 사고의 경과 및 방사선 선량률과 관련하여, 후쿠시마 사고 보고서에 기술 되어 있지 않은 2호기에 대하여 필자는 다음과 같이 분석 및 평가한다.

 3 15일과 16일 사이에 2호기의 격납용기 내 압력이 약 7.3기압에서 1.5기압으로 갑자기 떨어졌으며, 그 기간 동안, 방사선량은 약 10 µSv/hr 에서 1000에서 10000 µSv/hr까지 증가하였다. 이는 2호기의 격납용기가 파손되면서 상당히 많은 양의 방사성 물질이 대기 중으로 배출되었음을 의미한다.

 2호기에서의 선량률이 높아진 이유는 3호기의 사고경위와 비교를 통하여 해석될 수 있다. 3호기의 경우에는 계통의 파손 또는 환기가 Wet Well (Condensation Chamber) 을 통하여 이루어졌다. 그에 따라, 가압용기로부터의 방사성 물질들은 대부분 물을 통하여 배출 되거나 물에 잔존하였다. 그런 반면에, 2호기의 경우에는 가압용기의 바로 바깥 쪽인 Dry Well에서 파손이 일어난 것으로 판단된다. 따라서, 방사성 물질의 액체 침투가 이루어지지 않고, 기체형태로 대기에 확산된 것으로 보이며, 이로부터 2호기의 방사선량이 큰 값을 나타내고 있는 것으로 판단된다. 이처럼 사고 시에 방사성 물질의 여과 및 냉각수를 통한 배출과 감압은 원자력 발전소 격납건물 밖으로의 방사선량에 상당한 영향을 미친다. 앞으로 이와 관련된 계통들이 현재 가동 중인 발전소 및 미래형 원전에 강화되어야 한다.

 
 
 

Part II. 향후 원전 안전성 향상을 위한 5대 방안

 

 후쿠시마 원자력 발전소 사고는 환경에 피해가 아주 큰 사고였지만, 사망자가 하나도 없었던 사고이다. 또한, 방사선 누출량이 체르노빌 사고의 20% 수준으로, 심각한 인명피해가 야기되지 않을 것으로 판단된다. 따라서, 후쿠시마 사고의 가장 큰 피해점은 11만 명이라는 다수의 주민들을 이주시킴으로 인하여 생기는 문제였다. 삶의 터전을 잃어버린 이주민들은 정상적인 생활이 불가능해짐으로 인하여, 굉장히 큰 피해를 보았다.

 일본은 전반적으로 중, 대 규모의 원자력 관련 사고들을 많이 겪으면서, 안전 의식에 대한 고취는 이루어지고 있는 반면에, 원전 운전원의 피드백 및 실제적인 조치들은 충분히 이루어지지 않은 것이 주요 요점이라 판단된다.

 

 후쿠시마 사고의 교훈을 바탕으로, 앞으로 원자력 안전 증진을 위한 5대 방향은 아래와 같다.
 

1. 하드웨어 개선후쿠시마 사고가 일어난 직후, 한국의 원자력 규제기관은 50여 가지의 추가적인 설계 개선 방안을 발표하였다. 후쿠시마 사고를 통해, 우리가 얻은 교훈의 핵심은 중대사고가 일어나지 않도록 하는 설계개선이 필요하다는 것이다. 이에 더 나아가 설사 중대사고가 일어난다고 하더라도, 방사능 물질이 격납용기 밖으로 나가지 않도록 설계 개선할 수 있다. 예를 들어 중대사고 시, 여과식 격납용기배기 시스템(filtered containment venting system)을 설치하여 방사선의 격납건물 외부로의 누출을 막을 수 있고, 후쿠시마 사고에서와 같이 전원이 상실되는 상황에서, 안전 계통이 작동하지 않아 사고가 일어나는 것을 원천적으로 막을 수 있도록, 전원이 없이도 작동하는 피동형 안전계통이 향후 새로운 개선 방안에 핵심 이슈이다. 이러한 안전성 강화를 통하여 사고가 혹 발생하더라도, 비상 대피가 필요 없는 안전한 원전 개념을 달성할 수 있다.
 

2. 소프트웨어 강화이는 매뉴얼 및 절차서의 강화에 있다. 상상 가능한 모든 사고를 고려하고, 이에 대비할 수 있는 매뉴얼과 절차서를 개발 하는 것이 현시점에서 반드시 필요하다. 여기서 모든 사고는 그 요인이 원자력 발전소 밖에 있는 외부 사건과 원자력 발전소 내에 있는 내부 사건인 경우를 모두 포함하는 것이다.


3.
원자력 인력 강화완벽에 가까운 사고 대비 매뉴얼이 있다고 하더라도, 고려되지 않은 상황이 실제 발생할 가능성이 있으므로, 이에 대해 순발력 있게 대처할 수 있는 원자력 안전 전반의 기본기를 갖춘 발전소 인력들이 필요하다. 이를 위해서 충분한 안전 교육과 반복적인 훈련이 지속적으로 이루어져야 하고, 고급 인력의 확충을 위해, 산학연이 함께 협력해나가고, 특히 원자력 안전 연구에 대한 투자, 고급 인력 양성에 대한 투자가 적극적으로 이뤄져야 할 시점인 것이다.


4.
안전문화 관리안전 문화란원자력 발전소에 있어서 안전 문제가 무엇보다 최우선의 관심사임을 스스로 다짐하는 조직과 개인의 자세와 품성이 결집된 것이라고 정의할 수 있다. 이는 안전을 최우선 과제로 두는 것이다. 또한, 원자력에서 안전은 곧 경제이다. 안전을 잃었을 때에 발생하는 막대한 경제 손실은 후쿠시마 사고에서도 잘 나타났다.


5.
정책, 제도, 기준의 보완거시적인 정책 확립의 필요에 의해서 우리나라에서는 후쿠시마 사고 후, 원자력안전위원회가 출범했다. 제도 및 기준의 측면에서는, 후쿠시마 사고를 통해 얻은 교훈들을 반영할 사안 들이 있다. 실제 일본 정부는 국제방사선방호위원회(ICRP)가 긴급 상황에서 외부인 소개 기준으로 권고한 20-100mSv의 범위에서 20mSv의 낮은 기준을 적용함으로써, 11만 명의 주민을 대피시켰다. 하지만 초기에 소개에 응하지 않고 머물러 있다가 늦게 대피를 한 사람 중 신체 건강에 이상이 생긴 경우는 아직까지 없었다. 또한, 100mSv 피폭 역시, 인체 영향을 정확히 규명하기 힘든 보수적인 권고이기 때문에, 후쿠시마 사고에서도 옥내 대피 권고만으로 충분했을 것으로 판단한다. 오히려 대거 주민 대피에 따른 재산적, 심리적 피해가 컸기 때문에 보다 실질적인 기준으로 완화 개선시킬 필요가 있다. 또한, 환경 피해의 핵심은 방사능 물질이 격납건물 외부로 유출되었다는 데에 있다. 사고 시, 격납건물 밖으로의 방사능 누출을 줄이기 위하여, 관련 규정의 방출 수치를 줄일 필요가 있다.

 결론적으로, 첫째, 격납건물 밖으로의 방사선 누출을 줄이기 위하여 관련 계통 및 규정을 강화해야 하고, 둘째, 주민의 비상 대피 관련 규정은 완화할 필요가 있음으로 평가된다.

 



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현재 원자력은 우리나라를 비롯한 대부분의 나라에서 주요 에너지원으로 활용되고 있습니다.

그러나 이 원자력 역시 연료인 우라늄 매장량 등을 토대로 볼 때 앞으로 약 60년 가량 밖에 사용할 수 없는 유한 에너지원입니다.

그럼에도 원자력에 대한 기대가 사라지지 않는 것은 현재 원자로 가동 방식과 다른 고속증식로에 대한 기대 때문입니다.

이는 고속중성자를 이용하여 핵분열반응을 일으켜 에너지를 생산함면서 동시에 비핵분열성 물질인 우라늄238을 핵분열성 물질인 플루토늄 239로 변환시키는 것이 핵심입니다.

기존 방식은 우라늄23를 분열시키는 것으로 중성자 속도가 저속이지만, 고속증식로는 중성자 속도가 고속인데다 우라늄238이 보다 많은 플루토늄239를 생성시키기 때문에 우라늄 이용 효율을 60~100배까지 높일 수 있습니다.

즉 현재 사용연한 60년인 매장 우라늄을 6000년까지 사용할 수 있는 것입니다.

그러나 고속로는 냉각재 등 기술적 난제가 있어 실용화를 위해 세계 원자력 선진국들이 연구 중에 있습니다.

이 제4세대 원자력 시스템은 현재 가동 중인 3세대 원전보다 지속가능성과 안전성, 경제성, 핵비확산성을 획기적으로 향상시킨 미래형 원자력 시스템으로, 각국이 2030년대 상용화를 목표로 개발 중입니다.

□ 소듐냉각고속로(SFR)는 제4세대 원자력 시스템 중에서도 가장 실현 가능성이 높은 것으로 평가되는 노형으로, 열 중성자를 이용하는 경수로와 달리 고속 중성자(fast neutron)를 이용해서 핵분열을 일으키고 이 때 발생하는 열을 물이 아닌 액체 소듐으로 전달해서 증기를 발생시키고 이 증기로 전기를 생산하는 원자로입니다.

소듐냉각고속로(SFR)는 경수로 사용후핵연료를 재활용하는 기술인 파이로프로세싱(pyroprocessing, 건식처리공정) 기술과 연계해서 독성이 높은 장수명 핵종을 반감기가 짧거나 안정된 핵종으로 변환시킴으로써 사용후핵연료의 방사성 독성 감소 기간을 1000분의 1로 줄이고, 소모한 핵연료보다 더 많은 핵연료 물질을 생산함으로써 경수로보다 100배 이상 우라늄을 활용할 수 있는 '꿈의 원자로'입니다.

□ 한국원자력연구원이 제4세대 소듐냉각고속로 기술을 실증하기 위한 종합효과시험시설(ITL) 1단계를 건설했습니다.

소듐냉각고속로(SFR; Sodium-cooled Fast Reactor)는 현재 사용되고 있는 원자로보다 우라늄 홀용도를 100배 이상 높일 수 있어 꿈의 원자로로 불리웁니다.

종합효과시험시설(ITL)은 실제 원자력 발전소의 주요 계통을 축소 모사한 것으로, 원자로에서 사고와 고장 발생시 일어날 수 있는 상황들을 시뮬레이션함으로써 신형 원전의 안전성을 실증하는 대형 실험시설입니다.

한국원자력연구원은 오는 2028년 원형로 건설을 목표로 개발 중인 소듐냉각고속로(SFR)의 성능을 종합적으로 실증하는 소듐 열유체 종합효과시험시설 STELLA-1(Sodium Integral Effect Test Loop for Safety Simulation and Assessment-1)을  최근 구축했습니다.

STELLA는 SFR 원형로의 원자로계통 및 핵심 안전계통인 잔열제거계통의 열용량을 1/9로 축소 제작한 것으로, 실제 원자로에서 일어날 수 있는 다양한 현상을 약 600 ℃이 실제 온도와 압력으로 모의할 수 있는 종합 효과시험 시설입니다.

STELLA는 실제 핵연료 대신 전기를 이용해서 고속로 내부와 같은 조건을 구현함으로써 방사성 물질의 유출 위험 없이 고속로에서 일어날 수 있는 각종 현상 및 사고들을 정밀하게 모의할 수 있습니다.

이번 소듐 열유체 종합효과시험시설(STELLA)의 구축으로 '제4세대 원자력 시스템'의 핵심 노형인 소듐냉각고속로(SFR)의 특정설계인가 획득에 필요한 실험 데이터를 생산, 그동안 설계 중심의 SFR 기술개발 능력을 하드웨어적인 검증 단계로 발전시킬 수 있게 됐습니다.

STELLA는 SFR 설계기술 및 전산체제, 소듐기술 등 지난 1997년 본격적으로 SFR 연구개발에 착수한 이래 축적해온 연구결과들을 종합적으로 실증함으로써 SFR 원형로 건설을 위한 경험과 기반기술의 수준을 향상시키는 역할을 수행하게 됩니다.

소듐 열유체 종합효과시험시설 STELLA-1 구성도


□ 1단계로 구축된 STELLA-1은 잔열제거 계통의 주요 열교환기기 성능 검증과 1차계통 기계식 펌프의 열유체 성능 시험 등 개별효과 실험을 수행할 수 있는 시험시설입니다.

한국원자력연구원은 이어 2단계로 STELLA-1을 확장한 STELLA-2를 2016년까지 구축하고 SFR 안전계통의 성능검증과 안전계통과 1차 열전달 계통과의 상호영향에 의한 잔열제거성능 종합효과시험을 수행할 예정입니다.

한국원자력연구원은 지난 2001년 고유 개념의 150 MWe 급 소형 소듐냉각고속로 KALIMER-150의 개념설계를 완료하고, 2006년 600 MWe 급의 중형  KALIMER-600 개념설계를 완료했습니다.

이어 2008년 12월 22일 제255차 원자력위원회에서 국가 정책으로 확정된 '미래 원자력 시스템 개발 장기 추진계획'에 따라 2020년까지 SFR 원형로의 특정설계인가를 획득하고, 2028년까지 원형로를 건설할 계획입니다.



 용  어  설  명

종합효과시험시설(ITL) :
실제 원자력 발전소의 주요 계통을 축소 모사, 원자로에서 사고와 고장 발생시 일어날 수 있는 상황들을 시뮬레이션함으로써 신형 원전의 안전성을 실증하는 대형 실험시설.
한국원자력연구원은 우리나라 상용 원전의 대부분을 차지하는 경수로의 종합효과시험시설인 '가압경수로 열수력 종합효과실험장치'(ATLAS)를 2007년 구축, 신형 경수로 APR1400의 안전성을 실증함으로써 APR1400의 UAE 원전 수출에 기여한 바 있다.

잔열제거계통 :
소듐냉각고속로(SFR)에서 원자로의 열을 식히는 기능이 상실되는 정상 열 제거 기능 상실사고 발생시 노심에서 발생하는 잔열을 자연순환 유동 특성을 이용해서 공기 중으로 제거하는 계통.
'노심→원자로 풀→잔열제거계통→대기'로 이어지는 비상 열 제거 경로를 통해 자연적으로 열을 공기 중으로 제거함으로써 SFR의 안전성을 획기적으로 향상시키는 핵심 안전계통이다.

개별효과실험(Separate Effect Test) :
단독 기기나 부품의 기능이나 성능을 검증하는 실험

종합효과시험(Integral Effect Test) :
다수의 기기와 부품으로 구성된 계통 내에서 기기나 부품 상호간의 영향이나 계통 차원의 성능을 검증하는 시험

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우리나라의 100대 국정과제의 하나로 추진되고 있는 '그린홈 100만호 프로젝트'에 따라 해안이나 도서지역을 중심으로 10㎾급 소형 풍력 발전기 수요가 꾸준히 증가하고 있습니다.

소형 풍력 발전기 시장은 미국의 경우 연 15% 이상의 성장률을 보이는 등 세계적으로 연구개발 및 투자가 증가하고 있습니다.

소형 풍력 발전기에 장착되는 회전날개는 가벼우면서도 내구성이 강한 탄소섬유 강화 플라스틱(CFRP)이나 유리섬유 강화 플라스틱(GFRP)을 사용해서 제작됩니다.

이 날개 제작은 성형틀에 탄소섬유 또는 유리섬유와 화학 경화제를 넣고 1차적으로 24시간 상온에서 경화시킨 뒤, 2차적으로 열을 이용해서 경화시키는 방법을 이용하는데, 제작에 많은 시간과 비용이 소모됩니다.

□ 한국원자력연구원이 첨단방사선연구소 공업환경연구부 강필현 박사팀이 방사선 조사 기술을 이용해 10㎾급 소형 풍력 발전기 핵심 부품인 날개를 더 가볍고 더 저렴하고 더 빨리 만드는 방법을 개발했습니다.

이 기술을 이용할 경우 제작 시간은 기존의 1/50로 줄이고, 비용도 기존의 65% 수준의 비용으로 감소기키면서도 고강도의 날개를 생산할 수 있습니다.

연구팀은 방사선이 투과성과 에너지 전달 능력이 높아 섬유강화 복합소재 경화에 적합한 점에 착안해 탄소섬유와 유리섬유를 이용해서 성형한 발전기 날개에 100 k㏉(킬로그레이)의 전자선을 조사한 결과 그동안 만 하루가 넘게 걸렸던 날개 경화 시간을 30분으로 대폭 단축시켰습니다.

방사선 조사 중인 소형 풍력 발전기 날개


이번에 개발된 기술은 화학 경화공정을 생략함으로써 기존 대비 생산비용을 35% 절감했고, 경화 시간 단축을 통해 성형틀의 사용 횟수를 늘림으로써 추가적인 비용 절감 효과도 기대할 수 있습니다.

또한 방사선이 조사된 소형 풍력 발전기 날개는 섬유 분자 내부의 결합이 단단해져 기존 대비 인장강도가 10%, 압축강도는 90% 향상돼 운전 과정에서의 변형 및 균열 발생 위험을 줄일 수 있게 됐습니다.

한국원자력연구원은 이번에 개발한 소형 풍력 발전기 날개를 실제 풍력 발전 시스템에 적용하기 위해 한국에너지기술연구원 제주 글로벌신재생에너지연구센터에서 피로 시험평가를 거친 뒤 인증 절차를 진행할 예정입니다.

또 관련 기술을  기업에 이전시켜 항공기 이착륙이나 회전시 앞날개를 움직이게 하는 탄소복합소재 페널 제작에 활용하고, 향후 방사선 조사 기술을 자동차 부품이나 건축 소재 등 기타 섬유복합소재 제작에도 확대 적용할 계획입니다.

방사선 조사 기술 이용해서 제작한 소형 풍력 발전기 날개


 용  어  설  명

전자선 :
텅스텐 등을 고온으로 가열해서 발생한 전자에 고압의 전기를 가해 빛의 속도에 가깝게 가속함으로써 높은 에너지를 띄도록 한 것. 전자선의 에너지를 이용하면 물질의 구조를 바꾸고 화학반응이 선택적으로 일어나게 할 수 있다.

<강필현 박사>

 

인적사항
 ○ 성    명 : 강필현 (姜弼鉉, 45 )
 ○ 소속기관 : 한국원자력연구원
 
  학    력
  ○ 1986년 ~ 1990년  충남대학교 공과대학 화학공학과 학사
  ○ 1990년 ~ 1994년  충남대학교 대학원 공업화학과 석사
  ○ 1994년 ~ 1998년  충남대학교 대학원 공업화학과 공학박사

  주요경력
  ○ 2011년 ~ 2012년 2. 현재 한국원자력연구원, 공업환경연구부장
  ○ 2000년 ~ 2012년 2. 현재 한국원자력연구원, 책임연구원
  ○ 2007년 ~ 2009년 2. 전북대학교 화학공학부 겸임교수
 
  주요연구업적
<연구 주제>
  - 방사선 이용 원자력, 항공우주, 자동차 산업에 필요한 첨단 복합신소재 개발
  - 방사선 융합기술이용 풍력블레이드 탄소복합소재 및 메트릭스 고분자 개발

<연구 성과>
  - 연구논문 : 「전자선 가공기술을 이용한 탄소 폴리아크릴로 니트릴(PAN) 탄소나노섬유 특성연구」등 107건
  - 특허출원 : '방사선 기술을 이용한 풍력블레이드용 섬유강화 복합소재의 제조방법' 등 32건
  - 특허등록 : '방사선 조사에의한 탄소섬유의 제조방법 및 이를 이용하여 제조되는 탄소섬유' 등 14건

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한국원자력연구원이 2016년까지 부산 기장에 20MWt급 연구용 원자로 1기와 동위원소 생산 시설을 건설하기로 하면서 암으로 고통받고 있는 환자들에게 희망이 되고 있습니다.

그렇다면 원자로가 암 환자들과 무슨 관계가 있는 것일까요?

□ 2009년, 우리나라 종합병원에서 암세포 전이 여부를 확인하는 뼈 스캔 검사가 대폭 축소되면서 암 환자들이 발을 동동 굴러야 했습니다.

그 이유는 세계 몰리브덴(Mo)-99 생산의 약 38%를 담당하던 캐나다의 원자로(NRU)가 노후로 가동이 중지되면서 전 세계적으로  공급이 급감했고, 가격도 최고 5배까지 폭등했기 때문입니다.

몰리브덴-99는 자연 상태에서는 존재하지 않는 방사성 동위원소입니다.

원자로를 통해 생산된 몰리브덴-99는 2차 가공을 통해 테크네튬(Tc)-99m이라는 새로운 방사성 동위원소를 만드는데, 이 테크네튬이 PET를 이용한 암 진단에 사용됩니다.

이에 한국원자력연구원은 보유한 연구로인 하나로를 이용해 테크네튬(Tc)-99m를 긴급 생산하기도 했습니다.

□ 일반적으로 인체에 쪼이면 해로운 방사성 물질이 오히려 암 등 특수한 질병의 진단이나 치료에 이용됩니다.

기본 원리는 원자핵이 불안정한 방사성 동위원소의 성질을 이용해 인위적으로 방사선을 방출함으로써 특정 암 세포를 추적하거나 파괴하고, 어떤 물질의 원자 성질을 목적에 맞도록 변화시키는 것입니다.

테크네튬의 경우 방사성 동위원소 붕괴 과정에서 떨어져 나온 전자가 암 세포와 특이 반응을 합니다.

이를 이용해 테크네튬을 인체에 주입한 후 PET를 이용해 테크네튬에서 방출하는 감마선을 추적하면 암의 위치를 파악할 수 있습니다.

또 방사선 요오드(I-131)를 인체에 투여하면 갑상선암 조직에서 방사선을 방출해 암 세포를 파괴합니다.

우리나라의 경우 한국원자력연구원이 가동하고 있는 하나로(HANARO)에서  국내 I-131 수요의 약 70%를 공급하고 있는데, 이는 1주일간 300∼400명의 환자를 치료할 수는 있습니다.

□ 방사성 동위원소는 첨단 반도체 소자 생산이나 비파괴검사 진단기에도 사용됩니다.

한국원자력연구원 하나로의 핵도핑 변환 장치(NTD)는 부도체인 고순도 실리콘(Si) 단결정을 원자로에 넣고 중성자를 쪼여 실리콘 원자핵 중 극미량을 인(P)으로 핵변환 시킴으로써 n-형 반도체로 변환시키는 장치입니다.

이는 실리콘에 인을 직접 확산시키는 화학 공정보다 인의 분포를 매우 균일하게 할 수 있는 장점이 있으며, 하이브리드 자동차, 전기 자동차, 고속전철, 자기부상열차, 전기자동차, 풍력발전소 설비 등에 사용됩니다.

하나로는 전 세계 NTD 반도체 수요의 약 15%를 담당하고 있습니다.

□ 한국원자력연구원이 부산 기장에 건설하는 신형 연구로는  하부구동 제어장치, 판형 핵연료 등의 최신기술을 적용하여 연구로 수출 역량을 획기적으로 강화하고, 핵의학 진단 및 치료에 필수적인 방사성 동위원소의 국내 수급 안정과 수출산업화 등에 활용될 전망입니다.

<사 업 개 요>

사업 위치 
부산광역시 기장군 장안읍 임랑리 산94-1번지  원자력 의과학 특화단지 내 130,000 ㎡

구축 시설
 ○ 20 MWt 급 연구용 원자로 1기
 ○ 활용 시설 :
   - 동위원소 생산 및 연구개발 시설,
   - LEU(저농축 우라늄) 표적 및 Fission Mo 생산 시설
   - 중성자 조사 시설

연구로 기본 특성 및 조건
 ○ 성능 요건
   - 연구로 열출력 : 약 20 MW     (최대 열 중성자속: 3x1014 n/cm2?s 이상)
   - 핵연료 : 저농축 우라늄 (농축도 20% 미만)
   - Fission Mo 표적 : 저농축 우라늄 사용
   - 중성자 핵변환 도핑 조사공 크기 : 6, 8, 12 인치
 ○ 기능 요건
   - 의료 및 산업용 방사성 동위원소 생산 및 연구
   - 중성자 조사 서비스

사업 기간
 ○ 총 사업기간 : 2012~2016년 (5년) 

사업 목적
연구용 원자로 수출역량 강화를 위한 국내 실증
 ○ 경쟁력 있는 연구로 모델 개발과 국내 건설을 통해 신규 해외 연구로 사업 발주 시 적기 대처
 ○ 일부 미확보된 연구로 핵심 기술 개발 및 실증을 통한 연구로 경쟁력 강화로 연구로 2대 공급국으로 부상
   - 하부 구동 제어장치
   - U-Mo 판형 핵연료
   - LEU 표적 제조 기술을 통한 Fission Mo 생산 공정
    (Ⅳ. 핵심 기술 개발 및 실증 계획 참고)

의료용 및 산업용 방사성 동위원소 국내수급 안정화와 수출
 ○ 테크네튬(Tc)-99m 등 절대량을 수입에 의존하는 의료용 방사성 동위원소의 고질적 수급난 해소
 ○ 주요 동위원소의 100% 자급을 통한 국민의 삶의 질 향상
 ○ 동위원소 국제시장 공급을 통한 수출산업화
   ※ Tc-99m : 암 등 질병의 영상진단에 사용되는 방사성 동위원소로서 몰리브덴(Mo)-99의 방사성 붕괴를 통해 생성

관련 연구개발 증진 및 신산업 창출
 ○ 방사성 동위원소 이용 고부가가치 의료 및 산업 활성화
 ○ 중성자 핵변환 도핑(NTD) 서비스를 통한 전력 반도체 산업 성장 유도
 ○ 방사성 동위원소의 의료?신소재산업 등과의 융합을 통한 신기술 창출

핵심 기술 개발 및 실증 계획

1. 판형 핵연료 

 필요성
 ○ 호주 OPAL, 미국 ATR, 프랑스 OSIRIS, 네덜란드 PALLAS, 중국 CARR 등 세계 대부분 연구로는 넓고 납작한 형태의 판을 여러개 조립해서 만든 판형 핵연료 사용(하나로는 다발 형태의 봉형 핵연료 사용)
 ○ 신규 건설되는 연구로도 대부분 판형 핵연료를 요구함(프랑스 JHR, 네덜란드 PALLAS, 요르단 JRTR 등)
 ○ 연구로 수출 경쟁력 강화를 위해서는 판형 핵연료 설계, 제작, 시험 자료 확보 필요

기술 현황
 ○ 연구로 수출 경쟁국인 프랑스, 아르헨티나 등은 자체 설계, 제작 및 성능 시험 자료 확보 보유
 ○ 원자력硏은 봉형 핵연료에 대한 경험을 보유하고 있으며, 판형 핵연료에 대한 설계 능력은 프랑스, 아르헨티나의 70% 수준
 ○ 판형 핵연료 제작 기술은 일부 공정(분말, 혼합)만 보유하고 있지만, 국내 개발 경험은 그동안 필요성이 없어 전무한 실정임
 ○ 원자력硏은 연구로 핵연료 핵심 원천 기술인 원심분무 핵연료 분말 제조기술을 독점적으로 확보하고 있어, 단기간 내에 판형 핵연료 개발이 가능

※ 수출용 신형 연구로는 성능이 뛰어난 U-Mo(우라늄-몰리브덴 합금)을 세계 최초로 핵연료로 사용할 계획임

2. 하부 구동 제어봉 장치

필요성
 ○ 제어봉은 원자로의 출력을 조절하는 장치로, 이를 구동하는 장치가 원자로 노심 상부에 위치하는 경우 동위원소 생산 등을 위해 조사물을 원자로에 삽입하기 위한 공간에 제약이 따름
 ○ 하부 구동 제어장치는 노심 상부에 위치하는 상부구동 방식에 비해 노심 상부에 넓은 이용 공간을 제공하므로 운전중 동위원소 시료 교체가 빈번하게 일어나는 연구용 원자로에서는 하부구동 방식을 채택하고 있음
 ○ 지속적인 연구로 수출을 위한 국제경쟁력 확보를 위해서는 하부 구동 제어장치 개발과 기술력 확립이 필요함

기술 현황
 ○ 해외의 많은 연구로는 하부구동장치를 사용하고 있으며 최근에 완공한 호주와 중국, 건설 중인 프랑스의 연구로 등도 하부구동장치를 채택하였음
 ○ 주요 연구로 공급국은 모두 자체 기술을 보유하고 있음
 ○ TRIGA, HANARO 등 국내 연구로는 상부구동 방식을 택하고 있어, 국내에서는 하부 구동 제어봉장치가 개발되지 않았음
 ○ 네덜란드 PALLAS 연구로 및 남아공 DIPR 사업 입찰 참가시 하부 구동 제어 장치에 대한 개념설계 경험이 있음

신형 연구로용 하부 구동 제어장치 기술 개발
 ○ 2011년부터 연구에 착수, 신형 연구로 건설 사업보다 1년 앞서 진행되고 있음
 ○ 연구 개발 내용
   - 하부 구동 제어봉장치 개념, 기본 및 상세설계
   - 핵심 부품 제작 및 부품 성능 검증
   - 종합시험시설 설계 및 구축 
   - 제어봉장치 시제품 제작
   - 설계검증시험(성능, 내진, 내구성 시험) 

3. LEU 표적을 이용한 Fission Mo 생산

 Fission Mo  표적 제조 기술이란?
 ○ 의료용 방사성 동위원소 수요의 80%를 차지하는 Tc(테크네튬)-99m은 Mo(몰리브덴)-99의 붕괴 과정에서 발생하는 핵종으로, Mo-99의 대부분은 원자로 안에서 우라늄의 핵분열 과정에서 생성되는 핵분열 생성물에서 분리해낸 Fission Mo임
 ○ Fission Mo 생산에는 농축도 90% 이상의 고농축 우라늄(HEU, 핵폭탄용으로 전용 가능한 우라늄)이 사용됐으나,  '90년대 후반부터 미국으로 중심으로 HEU 대신 농축도 20% 이하의 저농축 우라늄(U-235 농축도: 20% 이하, LEU)을 사용하도록 하는 정책이 추진됨
 ○ LEU 표적 제조 기술이란 Fission Mo의 원료인 LEU를 한정된 공간에 최대한 넣어 생산성을 높이고 폐기물량을 줄이면서 높은 안정성을 보장할 수 있도록 설계 제작하는 기술임

기술 현황
 ○ 연구로 수출 경쟁국인 아르헨티나가 소규모로 LEU 표적을 이용 Fission Mo를 생산하고 있음
 ○ Mo-99 주요 공급국인 남아공은 미국에 주당 4,000 Ci(큐리) 공급을 목표로 HEU에서 LEU로 표적 변경 중
 ○ Mo-99 세계 수요의 50%를 차지하는 미국은 향후 LEU 표적에서 생산되는 Fission Mo만 구매할 예정으로, 주요 생산국들이 LEU 이용 생산을 시작할 것으로 판단됨
 ○ 우리나라는 Fission Mo 분리 기술은 보유하고 있지 않으나, 원자력硏이 Fission Mo 생산용 LEU 박판 제조 기술을 보유하고 있으며 박판 시제품을 여러 국가에 공급한 바 있음

개발 계획
 ○ 상용 생산에 적합한 LEU 표적과 이에 맞는 Mo-99 추출 공정 개발 (2012~2016)
  - LEU 표적 제조 기술 개발
    LEU 물질에 적합한 Fission Mo 생산 후보 표적 선정 
    후보 표적에 대한 제조공정 기술 개발, 시설 확보 및 시제조
    후보 LEU 표적 노내 조사 기술 및 평가 기술 개발 
    품질관리 기술 개발 및 품질보증 체계 확립 
  - Fission Mo 생산기술 개발
     LEU 이용 Fission Mo 대량생산 공정 연구
     Mo-99 추출공정 평가 및 고효율 분리기술 개발 
     최적 대량생산 시스템 설계 및 구축
     국제 및 국내 인허가 추진

세계 연구로 시장 현황
○ 수요 예측은 기존 연구로의 대체 수요와 신규 건설 수요로 구분
○ 대체 수요 중 수출 가능 시장
- 전 세계에서 운전 중인 240여기의 연구용 원자로 중 63% 이상이 30년 이상 운전
- 연구로의 수명을 40년으로 가정하는 경우 향후 2050년까지 110여기의 연구로 대체 수요 발생 전망
- 이 중 자체 건설 능력이 있는 국가와 구공산권 등 공급자 선정에서 특수관계가 영향을 미칠 것으로 예상되는 국가를 제외한 연구로 대체 수요는 34기
- 그 절반을 한국이 수주하고 나머지 반을 아르헨티나, 프랑스가 수주한다고 가정하면 17기 수출 가능
○ 신규 연구로 건설 수요
- 연구로 미보유국 중 발전용 원자로 도입에 대비한 인력 및 기술 양성 또는 연구로 이용 확대를 위하여 연구로를 도입하려는 경향이 늘고 있음
  연구로 도입이 이미 도입이 결정된 요르단을 제외하면 아제르바이잔, 수단, GCC(Gulf Country Cooperation) 국가 중 사우디아라비아, 쿠웨이트, 레바논, 필리핀, 튀니지아, 탄자니아 등이 연구로 도입을 고려하고 있으며,
 이외에 싱가폴도 연구로 도입을 고려하고 있어 현재 신규로 연구로를 도입할 것을 고려하고 있는 나라는 9개국임.
- 향후 50년간 15~16기 정도의 신규 연구로 수요 발생 예상
- 이 중 한국 수주 가능 연구로 수는 5기로 추정
○ 따라서 한국은 향후 50년간 약 22기(17+5)의 연구로를 수주할 수 있을 것으로 전망하며, 이는 약 2년마다 1기를 수주하는 것에 해당


<국내 연구용 원자로 현황>

 

TRIGA Mark-Ⅱ

TRIGA Mark-Ⅲ

AGN-201K

하나로

(HANARO)

수출용

신형연구로

위치

서울(공릉동)

서울(공릉동)

서울(경희대)

대전

부산 기장군

가동 시작

1962.3

1972.4

1982.12

1995.2

건설 예정

 (2016년)

운전 현황

영구 정지

해체 중

(1995.1)

영구 정지

해체 완료

(1995.12)

가동중

가동중

-

열출력

100 kW

(250 kW로 증강)

2 MW

0.1 W

(10 W로 증강)

30 MW

20 MW

최대 열중성자속

(n/cm2ㆍsec)

1x1013

7x1013

4.5x108

4.5x1014

3x1014

원자로 형식

개방수조형

개방수조형

공기냉각형

개방수조형

개방수조형

냉각 방식

상향 자연 대류

상향 자연 대류

자연 대류

상향 강제 냉각

하향 강제 냉각

핵연료

UZrH

UZrH

UO2

U3Si-Al, 봉형

U-Mo, 판형

제어봉 구동방식

상부 구동

상부 구동

핵연료 양으로 출력 제어

상부 구동

하부 구동

냉각재/감속재

반사체

H2O

흑연

H2O

H2O

-/폴리에틸렌

흑연

H2O

D2O

H2O

Be

활용 분야

중성자빔 이용, 동위원소 생산,

교육 훈련

중성자빔 이용,

동위원소 생산,

조사 시험,

교육 훈련

학생 교육

(영출력 임계 시험로)

다목적 

(중성자빔 이용,

동위원소 생산,

NTD 반도체 생산,

핵연료노내조사시험,

비파괴검사 등)

동위원소 생산,

NTD 반도체 생산

설계 및 건설 주체

턴키 공급

(미국)

턴키 공급

(미국)

무상 기증

(미국)

자력 설계 건설

자력 설계 건설


<주요 Mo-99 공급 연구로 운영 현황>

국가

원자로

가동년도

출력

(MW)

열중성자속

(n/cm2.s)

세계시장 점유율(%)

가동현황

캐나다

NRU

1957

135

4×1014

38

유지보수로 운전중지 

(‘09.05.- ‘10.08.)

네덜란드

HFR

1961

45

2.7×1014

26

유지보수로 운전중지 

(‘10.03.- ‘10.08.)

벨기에

BR2

1961

100

1×1015

16

 

남아공

SAFARI-1

1965

20

2.4×1014

16

 

프랑스

OSIRIS

1964

70

-

3

 


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현재 배관 검사는 10m 이내의 범위에서 수동으로 내시경을 배관 내부에 진입시켜 육안 검사를 하거나, 결함이 예상되는 부분 외부에서 X-선, 초음파를 이용하고 있습니다.

이는 정확성이 떨어질 뿐만 아니라 검사 거리가 짧아 배관의 극히 일부로 검사 범위가 한정되는 단점이 있습니다.

발전소나 상하수도 같은 좁은 배관 속을 스스로 이동하며 1㎜ 이하의 미세 결함까지 탐지해 낼 수 있는 로봇이 개발됐습니다.

□ 한국원자력연구원 원자력융합기술개발부 김승호 박사팀이 화력발전소 내부의 지름 10㎝ 배관 속을 100m까지 자유롭게 이동하면서 레이저를 이용해 배관 내부에 존재하는 1㎜ 이하의 이물질, 파임, 돌출 등 미세 결함을 탐지해 낼 수 있는 비파괴 검사 로봇을 개발했습니다.

지름 10㎝ 배관 내부 결함 비파괴 검사 로봇


배관 내부를 3차원으로 재현한 모습

투명 배관에 넣고 작동하는 모습




김승호 박사팀이 개발한 로봇은 4방향에서 발사되는 레이저 주사를 이용, 배관 내부의 모습을 3차원으로 복원한 다음 고화질로 전송함으로써 1㎜ 이하(탐지 가능 최소 크기 0.47㎜) 크기의 미세 결함까지 정확하게 탐지할 수 있습니다.

이동시 0.1㎜ 간격으로 레이저를 발사해서 이동 거리를 측정함으로써 로봇의 위치 좌표와 결함의 발생 위치를 정확히 알아낼 수 있습니다.

특히 크기 대비 출력이 높은 모터를 선택함으로써 소형이면서도 충분한 구동력을 확보하고, 로봇이 배관에 접촉해서 나선형으로 이동하는 나사 구동 방식을 채택, 30㎏의 물체까지 견인할 수 있는 강한 추진력을 얻음으로써 배관 내부를 최대 100m까지 이동할 수 있습니다.

이번에 개발된 로봇은 이물질, 파임, 용접 부위 불량 등 미세 결함으로 인한 배관 파손 및 폭발 가능성을 사전에 탐지할 수 있어, 일차적으로는 화력 발전소 비 가동 기간에 투입돼 배관 안전성 검사에 활용될 예정입니다.

아울러 김 박사팀은 배관 내부의 세 축을 지지점으로 삼아 전진하며 지름 50㎝ 중구경 배관을 검사할 수 있는 로봇도 개발했습니다.


지름 50㎝ 배관 내부 결함 비파괴 검사 로봇

<김승호 박사>

 

○ 성    명 : 김승호 (金承鎬, 만 58세)
 ○ 소속기관 : 한국원자력연구원 원자력융합기술개발부
 
  학    력
  ○ 1972년 ~ 1979년  연세대학교 기계공학과 학사
  ○ 1979년 ~ 1982년  연세대학교 기계공학과 석사
  ○ 1982년 ~ 1988년  연세대학교 기계공학과 박사

  주요경력
  ○ 1982년 ~ 1983년 미국 원자력규제위원회(US NRC) 실무연구원
  ○ 1988년 ~ 2005년 한국원자력연구원 원자력로봇연구실 실장 
  ○ 1995년 ~ 1996년, 2003년 ~ 2004년 제어자동화시스템공학회 이사
  ○ 2007년 ~ 2008년 뉴욕주립대학 교환 과학자
  ○ 2011년 ~ 현재 한국원자력연구원 원자력융합기술개발부장

  주요연구업적
<연구 주제>
    - 원자력 산업용 첨단로봇 기술개발
    - 원자력 산업용 내방사선 로봇 기술개발
    - 화재진압 및 화점탐사 로봇 기술개발
<연구 성과>
    - 연구논문 건수 : 60건
    - 특허출원 : 30건
    - 특허등록 : 50건

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