Реактор большой мощности канальный (РБМК) · 1973–현재

RBMK 원자로

RBMK reactor

흑연 감속·경수 냉각·압력관형 비등수 원자로로, 소련에서 독자 개발되어 1973년 레닌그라드 원전에서 최초 가동되었다. 양의 보이드 계수와 제어봉 하단의 흑연 변위체(긍정 스크램 효과)라는 설계 결함이 체르노빌 참사의 주요 원인으로 INSAG-7 보고서에서 지목되었다. 사고 후 보이드 계수 저감, 제어봉 재설계, 비상정지 계통 신속화 등의 개선이 이루어졌으며, 현재도 러시아 내 7기가 가동 중이다.

상세

설계

RBMK(Реактор Большой Мощности Канальный, 고출력관형 원자로)는 흑연을 감속재로, 경수를 냉각재로 사용하는 압력관형 비등수 원자로다. 노심은 7m 높이·11.8m 직경의 흑연 블록 원통으로, 1,693개의 연료 채널과 170개의 제어봉 채널이 수직으로 관통한다. 각 연료 채널은 지르칼로이 압력관(내경 8.4cm)으로 구성되며, 내부에 18개 연료봉으로 이루어진 연료집합체 2개를 상하 직렬로 장전한다.

감속재(흑연)와 냉각재(경수)가 분리되어 있어 냉각수 비등 시에도 감속은 유지된다. 이것이 서방형 비등수형 원자로(BWR)와의 근본적 차이이며, 양의 보이드 계수의 원인이기도 하다.

주설계자는 니콜라이 돌레잘(НИКИЭТ), 과학적 책임자는 아나톨리 알렉산드로프(쿠르차토프 연구소)였다. 초기 농축도는 1.8%였으며, 이후 2.0%, 2.4%, 2.8%로 점차 높아졌다.

세대

  • 1세대: 레닌그라드 1·2호기, 쿠르스크 1·2호기, 체르노빌 1·2호기 (1973–1979년 가동). OPB-82 안전규정 도입 이전 설계.
  • 2세대: 레닌그라드 3·4호기, 쿠르스크 3·4호기, 체르노빌 3·4호기, 스몰렌스크 1·2호기 (1980년대). OPB-82 기준 적용.
  • 3세대: 스몰렌스크 3호기 (1990년 가동). 체르노빌 사고 후 OPB-88 기준으로 건설된 유일한 RBMK.

이그날리나 원전(리투아니아)에는 출력을 1,500MWe로 높인 RBMK-1500 2기가 건설되었다.

설계 결함과 체르노빌

INSAG-7(1992)은 다음 설계 특성을 사고의 주요 원인으로 지목했다.

  1. 양의 보이드 계수: 냉각수 비등으로 기포(void)가 증가하면 중성자 흡수가 감소하여 반응도가 상승한다. 체르노빌 4호기는 사고 당시 보이드 계수와 출력 계수가 모두 양의 값이었다.
  2. 긍정 스크램 효과: 제어봉 하단에 부착된 4.5m 길이의 흑연 변위체(displacer)가 제어봉 삽입 시 노심 하부의 물을 밀어내면서 초기에 반응도를 국소적으로 증가시켰다. 이 현상은 1983년 이그날리나 원전에서 처음 발견되었으나 사고 전까지 시정되지 않았다.
  3. 느린 비상정지: 제어봉 전삽입 시간이 18초로, 수력 댐핑 효과에 기인했다.

사고 후 개선

  • 노심에 80~90개의 추가 고정 흡수체 설치
  • 운전반응도여유(ORM)를 26~30봉에서 43~48봉으로 상향
  • 연료 농축도 2.0%에서 2.4%로 인상
  • 제어봉 재설계로 긍정 스크램 효과 제거
  • 비상정지봉 삽입 시간을 12초로 단축
  • 2.5초 내 2β 이상의 부반응도를 삽입하는 고속비상정지계통(FAEP) 설치

현황

2024년 기준 러시아에서 7기(레닌그라드, 쿠르스크, 스몰렌스크)가 가동 중이다. 체르노빌 4호기는 1986년 파괴되었고, 1~3호기는 순차 폐쇄되었다. 이그날리나 2기는 EU 가입 조건에 따라 폐쇄되었다. 쿠르스크 5호기는 85% 공정에서 건설이 중단되었다.

출처

  1. 위키백과 (러시아어) Russian Wikipedia: design details, reactor construction, generations, graphite displacer and positive scram effect, post-Chernobyl modifications, current operational status
  2. 위키백과 (영문) English Wikipedia: comprehensive design overview, void coefficient explanation, control rod design, positive scram effect discovery at Ignalina 1983, INSAG-7 conclusions
  3. www-pub.iaea.org INSAG-7 (IAEA Safety Series No. 75-INSAG-7, 1992): design features identified as primary causes of the Chernobyl accident, including positive void coefficient (§2.1), control and safety rod design (§2.2), and slow scram insertion speed (§2.3)
  4. world-nuclear.org World Nuclear Association: post-accident modifications to operating RBMKs, void coefficient reduction measures, FAEP system, current operational units
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