용어집 — 원자력

경수로와 중수로는 원자로에서 중성자의 속도를 늦추는 감속재와 열을 실어 나르는 냉각재로 무엇을 쓰는지에 따라 나눈 분류입니다. 경수로는 일반적인 물(경수, H2O)을 쓰고, 중수로는 수소 대신 중수소가 들어간 중수(D2O)를 씁니다. 중수는 중성자를 덜 흡수하기 때문에 중수로는 천연우라늄을 그대로 연료로 쓸 수 있는 반면, 경수로는 우라늄을 일정 수준 농축한 연료가 필요합니다. 이 차이 때문에 연료 조달 방식, 연료 교체 방식(중수로는 운전 중 교체가 가능한 노형이 있음), 사용후핵연료 발생량과 형태가 서로 다릅니다. 국내에서 운영되는 상업용 원자로는 대부분 경수로이며, 중수로 노형도 함께 운영되어 왔습니다.

예시 — 같은 전기출력을 내더라도 경수로는 농축우라늄 연료집합체를 쓰고 보통 1~2년 주기로 원자로를 정지한 뒤 연료의 일부를 교체합니다. 반면 대표적인 중수로 노형인 CANDU는 천연우라늄을 쓰면서 운전 중에 연료봉 다발을 교체할 수 있어, 연간 배출되는 사용후핵연료 다발의 개수가 경수로보다 훨씬 많습니다.

관련: 농축도 · 사용후핵연료 · 원자로 냉각재

계속운전은 원전의 최초 운영허가 기간이 끝난 뒤 안전성 평가를 거쳐 허가를 갱신하고 운전을 이어가는 것을 말합니다. 설계수명은 설비가 물리적으로 못 버티는 한계 시점이 아니라 설계 단계에서 안전성을 입증한 기간을 뜻하므로, 기간이 지났다고 자동으로 폐쇄되는 것은 아니고 반대로 자동으로 연장되는 것도 아닙니다. 사업자는 주기적안전성평가와 주요 기기의 수명평가, 방사선환경영향평가 등을 제출하고 규제기관의 심사를 통과해야 하며, 심사 과정에서 설비 교체나 보강이 요구되기도 합니다. 발전사업자 입장에서는 이미 건설된 설비의 이용 기간을 늘리는 방식이라 신규 건설 대비 kWh당 비용 구조가 다르게 형성됩니다. 승인 여부와 연장 기간은 개별 호기의 평가 결과에 따라 달라지므로 일률적으로 정해져 있지 않습니다.

예시 — 설계수명 40년으로 허가받은 원자로에서 압력용기 재료의 중성자 조사 취화 정도는 감시시험편을 꺼내 파괴시험으로 확인합니다. 이 시험 결과와 배관 감육, 케이블 절연 열화 등을 종합해 추가 운전 기간 동안 안전 여유가 유지되는지를 평가하고, 그 결과가 계속운전 심사의 핵심 자료가 됩니다.

관련: 설계수명 · 주기적안전성평가 · 원전 해체

농축도는 우라늄에 들어 있는 핵분열성 동위원소 우라늄-235의 비율을 %로 나타낸 값입니다. 자연 상태의 우라늄은 우라늄-235가 약 0.7%뿐이고 나머지는 대부분 핵분열이 잘 일어나지 않는 우라늄-238이므로, 경수로에서 연쇄반응을 유지하려면 이 비율을 인위적으로 높이는 농축 공정을 거칩니다. 상업용 경수로 연료는 통상 3~5% 수준으로 농축하며, 20% 미만을 저농축우라늄(LEU), 20% 이상을 고농축우라늄(HEU)으로 구분합니다. 이 20% 경계는 핵비확산 관리상의 기준선이어서 농축도는 기술 사양인 동시에 국제 규제와 사찰의 핵심 관리 항목입니다. 최근 일부 SMR 설계는 5%를 넘고 20% 미만인 이른바 HALEU 연료를 전제로 하고 있어 관련 공급망이 논의되고 있습니다.

예시 — 농축도 4%인 연료란 우라늄 100 kg 중 우라늄-235가 4 kg, 우라늄-238이 96 kg이라는 뜻입니다. 천연우라늄의 0.7%를 4%로 높이는 과정에서는 우라늄-235 비율이 0.2~0.3% 수준으로 낮아진 열화우라늄이 부산물로 대량 발생합니다.

관련: 경수로·중수로 · 사용후핵연료 · 소형모듈원자로(SMR)

사용후핵연료는 원자로에서 일정 기간 연소된 뒤 더 이상 효율적으로 출력을 낼 수 없어 꺼낸 핵연료를 말합니다. 이름과 달리 에너지가 다 소진된 것은 아니어서, 우라늄과 새로 생성된 플루토늄 등 핵물질이 남아 있고 동시에 세슘·스트론튬 같은 강한 방사능을 띠는 핵분열생성물이 들어 있습니다. 원자로에서 꺼낸 직후에는 붕괴열과 방사선 준위가 높기 때문에 발전소 내 수조에 넣어 여러 해 동안 냉각·차폐하며, 열이 충분히 낮아지면 금속·콘크리트 용기에 넣는 건식저장으로 옮길 수 있습니다. 장기적으로는 재처리·재활용을 하거나 심지층에 처분하는 방안이 있으며, 어느 쪽을 택하든 관리 기간이 매우 길어 각국이 정책과 부지 확보 절차를 별도로 마련합니다. 발전소 운영 실무에서는 저장조의 남은 용량이 원전의 계속 운전 가능 여부를 좌우하는 제약 조건이 되기도 합니다.

예시 — 농축도 4%로 장전된 경수로 연료는 3년 남짓 연소 후 우라늄-235 비율이 1% 아래로 떨어지고 핵분열생성물이 쌓여 반응도가 부족해지면 교체됩니다. 이렇게 꺼낸 연료집합체는 보통 수년간 저장조에서 냉각한 뒤에야 건식저장 용기로 옮길 수 있을 만큼 붕괴열이 낮아집니다.

관련: 농축도 · 경수로·중수로 · 방사성폐기물 처분

삼중수소는 양성자 1개와 중성자 2개로 이루어진 수소의 방사성 동위원소로 기호는 T 또는 H-3이며, 반감기는 약 12.3년이고 투과력이 매우 약한 베타선을 냅니다. 핵융합에서 중요한 이유는 현재 가장 낮은 온도에서 반응이 일어나는 조합이 중수소와 삼중수소의 D-T 반응이기 때문입니다. 그런데 중수소는 바닷물에서 얻을 수 있는 반면 삼중수소는 자연에 거의 없고 반감기 때문에 비축해 두어도 매년 줄어들므로, 핵융합로는 연료를 스스로 만들어 써야 합니다. 이를 위해 반응에서 나온 중성자를 노 벽의 리튬 블랭킷에 흡수시켜 삼중수소를 생산하는 증식 방식이 설계에 포함되며, 소비량보다 생산량이 많은지를 나타내는 증식비가 핵심 설계 지표입니다. 원전 운영과 관련해서는 물 분자에 섞여 존재하는 성질 때문에 일반 필터로 걸러내기 어려워 배출 관리 대상 핵종으로 다루어집니다.

예시 — D-T 반응은 중수소와 삼중수소가 합쳐져 헬륨 원자핵 1개와 중성자 1개를 내놓습니다. 이때 나온 중성자가 리튬-6에 흡수되면 헬륨과 삼중수소가 만들어지므로, 반응 1회가 소모한 삼중수소 1개를 다시 채우는 순환이 성립합니다. 다만 중성자 일부는 구조물에 흡수되거나 빠져나가므로 실제 설계에서는 중성자 수를 늘리는 증배재를 함께 넣습니다.

관련: 핵융합 · 토카막 · 중수소

소형모듈원자로(SMR)는 전기출력이 대략 300 MWe 이하인 소형 원자로를, 공장에서 모듈 단위로 제작해 현장으로 옮겨 조립하는 방식으로 만드는 개념을 말합니다. 여기서 MWe는 열출력이 아닌 전기출력(메가와트-전기)을 뜻하며, 대형 상용 원전 1기가 보통 1,000 MWe 안팎인 것과 비교됩니다. 현장 콘크리트 공사 중심의 대형 원전과 달리 공장 제작 비중을 높여 공기와 품질 관리를 개선하려는 것이 설계 취지이고, 필요에 따라 여러 모듈을 나란히 설치해 용량을 늘릴 수 있습니다. 계통 규모가 작은 지역, 산업단지 열 공급, 기존 발전소 부지 대체 등 대형 원전을 세우기 어려운 곳이 주요 검토 대상입니다. 노형은 경수형, 고온가스형, 용융염형 등 다양하며 각국에서 인허가와 실증이 진행 중인 단계입니다.

예시 — 100 MWe급 모듈 4기를 한 부지에 설치하면 총 전기출력은 400 MWe가 됩니다. 이 경우 1기를 정비하기 위해 정지시켜도 나머지 3기가 계속 운전하므로 발전소 전체 출력은 0이 아니라 300 MWe로 유지되며, 이는 1,000 MWe 1기짜리 발전소가 정지할 때와 대비되는 운영상 특징입니다.

관련: 경수로·중수로 · 설비용량 · 계통

원전 해체는 운전을 영구 정지한 원자력발전소의 방사성 물질을 제거하고 시설과 부지를 정해진 기준까지 정화하는 전 과정을 말합니다. 사용후핵연료 반출과 냉각, 계통 제염, 방사화된 구조물 절단과 철거, 폐기물 처분, 부지 복원 순으로 단계가 이어지며 통상 수십 년 단위의 기간이 걸립니다. 해체 방식은 정지 직후 바로 철거하는 즉시해체와 방사능이 자연 감쇠하도록 수십 년 관리한 뒤 철거하는 지연해체로 나뉩니다. 원자로 출력이 MW 단위인 것과 달리 해체에서 다루는 핵심 지표는 발생 폐기물의 부피(m³)와 방사능(Bq)이라는 점이 중요합니다. 국내에서는 사업자가 해체계획서를 제출하고 원자력안전위원회의 승인을 받아야 착수할 수 있으며, 해체 비용은 운전 기간 동안 충당금 형태로 미리 적립됩니다.

예시 — 가동을 멈춘 원전에서 나오는 폐기물은 전량이 고준위가 아닙니다. 예를 들어 원자로 압력용기 내부 구조물처럼 중성자를 직접 받아 방사화된 금속은 고준위 또는 중준위로 분류되지만, 터빈 건물의 배관과 콘크리트 대부분은 방사능 농도 측정 후 자체처분 기준 이하로 확인되면 일반 폐기물처럼 처리할 수 있어 최종 처분장으로 가는 부피가 크게 줄어듭니다.

관련: 사용후핵연료 · 방사성폐기물 처분 · 계속운전

토카막은 도넛 모양의 진공 용기 안에 자기장으로 플라스마를 가두는 핵융합 장치 방식입니다. 핵융합이 일어나려면 연료를 1억 도 수준의 플라스마 상태로 만들어야 하는데, 이 온도에서는 어떤 고체 용기도 견딜 수 없으므로 전기를 띤 입자가 자기력선을 따라 움직이는 성질을 이용해 공중에 띄워 가둡니다. 도넛을 감싸는 코일이 만드는 토로이달 자기장과 플라스마 자체에 흐르는 전류가 만드는 폴로이달 자기장이 합쳐져 나선형 자기장 구조를 이루고, 이것이 입자가 벽으로 빠져나가는 것을 억제합니다. 현재 세계적으로 핵융합 실증에서 가장 많이 채택된 형태이며 한국의 KSTAR, 국제공동 프로젝트인 ITER가 모두 토카막입니다. 다만 플라스마 전류를 유지해야 하므로 연속 운전이 기술적 과제이고, 이 때문에 실험에서는 유지 시간을 초 단위로 기록합니다.

예시 — 토카막 성능은 흔히 '1억 도 플라스마를 몇 초 유지했는가'로 보고됩니다. 유지 시간이 20초에서 300초로 늘어난다는 것은 순간적으로 조건을 맞춘 수준을 넘어 열과 입자가 계속 빠져나가는 상태에서도 균형을 유지했다는 뜻이어서, 상시 운전하는 발전소로 가는 데 필요한 단계로 평가됩니다.

관련: 핵융합 Q값 · 플라스마 · 삼중수소

핵융합 Q값은 핵융합 반응으로 생성된 에너지를 플라스마를 가열하는 데 투입한 에너지로 나눈 비율입니다. Q = 1이면 반응으로 나온 에너지와 넣은 가열 에너지가 같은 상태로 과학적 손익분기점이라 부르고, Q > 1이면 투입보다 더 많은 에너지가 나온 것입니다. 이론적으로 외부 가열 없이 반응 자체가 만든 알파입자의 열로 플라스마 온도가 유지되는 상태를 자기점화라 하며 Q가 무한대에 해당합니다. 실무에서 주의할 점은 이 Q가 보통 플라스마에 실제로 전달된 가열 에너지만을 분모로 삼는다는 것입니다. 발전소 전체 관점에서는 가열장치의 전력 변환 손실, 자석 냉각, 진공 설비 등 부대 설비 소비전력까지 분모에 넣은 공학적 Q를 따로 보며 이 값은 같은 실험에서도 훨씬 낮게 나옵니다.

예시 — 플라스마에 50 MW를 투입해 핵융합 출력 500 MW가 나왔다면 Q = 500 / 50 = 10입니다. 다만 그 50 MW를 만들기 위해 가열장치가 벽면 전력 150 MW를 소비했다면 공학적 기준으로는 500 / 150 = 약 3.3이 되어, 어느 Q를 말하는지 구분하지 않으면 성능을 크게 오해할 수 있습니다.

관련: 토카막 · 핵융합 · 플라스마