APR+

원자력공학 Nuclear Engineering
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APR+ Advanced Power Reactor +

<colbgcolor=#2364AA><colcolor=#fff> 노형	가압경수로
용량	1500 MWe
설계수명	60 년
내진설계기준	SSE 0.3g

1. 개요2. 개발 역사3. 설계 특징

3.1. 안전성3.2. 국산화

4. 참고 문헌5. 관련 문서

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1. 개요

APR+는 OPR1000, APR1400에 이은 한국형 원자로로, 대한민국의 신형 3세대 가압경수로이다.

2. 개발 역사

2007년 8월: 개발 착수
2014년 8월: 원자력안전위원회로부터 표준설계인가 취득
2015년 7월: 제7차 전력수급기본계획에 따라 천지 1,2호기에 적용, 2028-2029년 준공 예정
2017년 12월: 제8차 전력수급기본계획에 따라 천지 1·2호기 건설 백지화

3. 설계 특징

APR+의 구조도

APR+는 APR1400을 기반으로 안전성과 성능을 개선한 모델이다. 또한 핵심기술의 완전한 국산화를 달성하여 순수 국내기술로 개발되었다.

APR+의 출력은 APR1400 대비 100 MWe 상승한 1500 MWe다. 한국원자력연구원과 한전원자력연료가 개발한 수출선도형 고성능 고유연료(HIPER)를 연료로 사용하고, 핵연료 집합체를 APR1400 대비 16개 추가해 총 257개로 늘린 데 따른 결과다.

공기단축의 핵심기술인 SC구조 및 복합모듈이 적용되어 건설공기가 APR1400보다 1년 가량 단축되었다. 또한 화력발전소처럼 전기 생산량을 유연하게 줄일 수 있어 전력수요에 탄력적으로 대응할 수 있다.

APR1400과의 비교
	APR1400	APR+
노형	가압경수로
용량	1400 MWe	1500 MWe
설계수명	60 년
내진설계기준	SSE 0.3g
핵연료 재장전 주기	18개월
핵연료 집합체 수	211	257
제어봉 집합체 수	93	109
원자로건물 벽 두께	107 cm	122 cm
보조건물 벽 두께	122-137 cm	152 cm

3.1. 안전성

후쿠시마 원자력 발전소 사고 이후에 설계되어 정전에 의한 냉각설비 정지와 노심용융으로 인한 수소 폭발 등 후쿠시마 사고의 결정적인 원인을 막을 수 있는 설비가 설계에 반영되었다. OPR1000, APR1400이 스리마일 섬 원자력 발전소 사고와 유사한 유형의 사고를 막을 수 있도록 설계된 것과 같은 맥락이다.

원자로건물 (돔 모양 구조물) 외벽의 두께가 기존 107 cm에서 122 cm로 두꺼워지고, 보조건물의 외벽 또한 기존 122-137 cm에서 152 cm로 두꺼워져 항공기 충돌 등 대규모의 외부 충격도 견딜 수 있다.
주제어실(Main Control Room)과 원격제어실(Remote Shutdown Room) 등 주요 설비 또한 항공기 충돌 등 대규모 외부 충격으로부터 안전하게 보호될 수 있도록 배치, 설계되었다. 항공기 충돌, 화재 등 돌발상황에 대비하여 안전설비를 4중으로 구성하고 물리적으로 4분면 격리설계를 적용하여 피해확산을 막을 수 있도록 설계되었다.
노심용융 등 중대사고의 발생 빈도가 기존 10만년당 1회 미만에서 100만년당 1회 미만으로 설계되었다.
OPR1000과 APR1400에 추가 설치중인 피동형 수소제어계통 및 방수문을 표준설계에 반영했다. 피동형 수소제어계통은 원자로 내부에서 별도의 전원 없이도 수소를 제거하는 설비로, 노심용융으로 인한 수소 폭발을 막을 수 있다.
피동보조급수계통을 갖춰 원자로가 갑자기 정지한 상태에서 원자로냉각에 필요한 전기가 끊겨도 최대 3일간 냉각수가 공급되도록 설계되었다.

3.2. 국산화

기존 원자로인 APR1400는 원자로냉각재펌프(RCP), 원전계측제어설비(MMIS), 원전설계용핵심코드 등 일부 기술을 해외에 의존했으나, APR+는 위 마지막 미자립 핵심기술을 확보해 순수 국내 기술로 개발되었다. APR1400은 핵심 설비의 국산화 미비로 인해 수출 시 로열티로 인한 손실이 발생했으나, APR+는 이러한 손실을 줄여 기존 원전보다 더 큰 이익을 낼 수 있다.