시행규칙 제 12/2015/TT-BKHCN 핵발전소 안전분석에 관한 규정

시행규칙

핵발전소 안전분석에 관한 규정

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2008년 6월 3일에 제정된 원자력 에너지 법률에 근거함

정부가 2010년 6월 22일 제정한 제70호 정부령(원자력법에서 핵발전소 관련 세부사항과 지침을 규정함)에 근거한다.

정부가 2013년 2월 26일 제정된 과학기술부의 기능, 임무, 권한 및 조직 구성을 규정한 2013년 제20호 정부령;

방사선안전 및 핵안전국 국장과 법제실 실장의 건의에 따라

과학기술부 장관은 핵발전소에 대한 안전분석에 관한 규정을 선포한다.

장 1

총칙

조 1. 적용범위

이 통고는 안전분석 요구사항을 규정하며, 확정안전분석과 확률안전분석을 포함한다. 핵발전소(이하 "HPS"로 약칭함)에 대해 말한다.

본 통고에서의 안전분석 요구사항은 설계 단계별 투자 프로젝트 승인, 건설 허가, 운영 허가 및 운영 과정에서의 설계 상세도와 일치하는 수준으로 이해되어야 한다.

조 2. 적용대상

본 통고는 HPS에 대한 안전분석 보고서 작성 및 검토와 관련된 조직 및 개인에게 적용된다.

조 3. 용어 해석

본 통지에서 사용되는 용어는 다음과 같이 해석됨.

1. 확정안전분석 가정된 초기 사건 이후 발생할 수 있는 현상을 예측하기 위해 특정 규칙과 수용 기준을 적용하여 수행되는 분석 방법이다. 확정안전분석은 중성자, 열수역학, 방사선, 열기계, 구조물 분석을 포함하며 계산 도구를 사용한다.

2. 확률안전분석 시스템적인 접근법을 통해 발생할 가능성이 있는 손상과 위험을 계량화된 도구를 사용하여 결정하는 분석 방법이다.

3. 민감도 분석 입력 파라미터 조정에 따른 출력 결과 변화를 평가하기 위한 분석으로, 일반적으로 가장 큰 영향을 미치는 파라미터들에 대해 수행된다.

4. 불확실성 분석 입력 값과 계산 결과의 오차를 평가하기 위한 분석이다.

5. 보수적 접근 계산 프로그램, 모델, 입력 데이터 및 가정을 사용하여 안전성을 가장 신중하게 평가하는 것이다.

6. 안전 여유 안전 관련 분석 및 평가 결과와 권위 기관이 정한 안전 한계 사이의 차이다.

7. 검증 계산 방법, 프로그램 또는 모델의 정확성을 설명, 계획 또는 요구 사항에 따라 확인하는 과정이다.

8. 인증 계산 방법, 프로그램 또는 모델의 실험적 적합성을 정의된 기능에 따라 확인하는 과정이다.

9. 가정된 초기 사건 구조, 시스템, 부품의 손상 또는 운전 실수로부터 직접 발생하거나, HPS가 명시된 출력, 낮은 출력 또는 반응기 중지 상태에서 내부 및 외부 위험으로부터 직접 발생하는 가정된 사건이다.

10. 끓음 경계비율(DNBR) 연료 막대의 실제 국부 열률과 제한 열률 사이의 비율이다.

장 2

핵발전소 안전분석 방법에 대한

일반 요구사항

조 4. 안전분석 적용 범위

1. 핵발전소 안전분석은 확정안전분석과 확률안전분석 두 가지 방법을 모두 사용하여 다양한 운전 상태와 모드에 따른 발전소의 안전 수준을 평가해야 한다.

2. 핵발전소 안전분석은 정상 운전, 비정상 상태, 설계 기반 사고, 설계 외 사고, 심각한 사고 등 모든 상태에서 수행되어야 한다.

3. 핵발전소 안전분석은 가정된 초기 사건의 발생 빈도, 중요한 안전 시스템의 물리적 및 열역학적 매개변수, 물리적 격리층의 상태, 방사능 누출의 환경 영향 등을 결정해야 한다.

4. 안전분석은 내부 위험, 외부 위험 및 방사성 물질을 가두는 층을 손상시키거나 방사능 누출 위험을 증가시킬 수 있는 과정을 포함해야 한다. 외부 위험은 발생 빈도가 낮지만 심각한 사고로 인해 핵융합 지역을 녹일 수 있으므로 분석에 고려되어야 한다.

5. 사고 이벤트 및 그 후의 진행 선택은 체계적이고 논리적인 접근법을 기반으로 이루어져야 하며, 모든 안전 관련 사고 시나리오를 결정하는 충분한 근거를 제공해야 한다.

6. 확률안전분석의 범위와 세부사항에 대한 구체적인 요구사항은 다음과 같다:

a) 확률안전분석 1단계를 수행하여 핵융합 지역 녹음을 유발할 수 있는 이벤트의 발생 빈도를 결정하고, 핵융합 지역 녹음의 발생 빈도를 추정하며, 핵융합 지역 녹음을 방지하기 위한 안전 시스템 및 운영 절차의 강점과 약점을 평가한다.

b) 확률안전분석 2단계를 수행하여 심각한 사고 시 방사성 물질의 배출 경로를 결정하고, 배출의 정도와 발생 빈도를 추정하며, 환경으로의 방사성 물질 배출을 방지하고 최소화하기 위한 조치의 충분성을 평가한다.

c) 모든 운전 모드와 상태에서 반응기와 연료 용기에 대한 분석을 수행한다.

d) 초기 사건 분석은 공장 내부 이벤트, 인간 오류, 내부 및 외부 위험을 포함한다.

안전분석의 범위와 세부사항은 방사선 영향의 정도와 이벤트 발생 빈도에 따라 다르다.

조 5. 원자력발전설비 설계 시 안전성 분석

1. 안전에 중요한 요소들의 설계 기준을 결정하고, 그들이 가정된 발생 사건 및 사고 연쇄를 줄이는 역할을 하는지 확인한다.

2. 안전성 분석은 설계가 깊이 방어 수준을 충족하였다는 것을 증명해야 한다.

3. 안전성 분석은 설계에서 사용된 가정, 방법, 불확도, 보수적 수준을 논증해야 한다.

4. 안전성 분석 수행 시 적절한 품질 관리 프로그램을 적용해야 한다.

조 6. 확정안전성분석과 확률안전성분석 결과

1. 확정안전성분석 결과는 이 지침 제3장에 규정된 수용기준과 다음 내용을 포함한다:

가) 모든 안전 관련 요소에 대한 설계 기준의 적합성을 확인하고, 운전 한계와 조건, 그리고 운영자의 필요한 행동의 적합성을 확인한다.

나) 가정된 발생 사건이 위치 특성과 원자력발전설비 설계와 일치하는지를 확인한다.

다) 설계 기준 내에서 비정상 상태와 사고 관리를 위해 안전 시스템을 활성화하는 것이 수용기준에 부합하는지를 논증한다.

라) 설계 범위를 벗어난 사고를 관리하기 위한 안전 기능의 사용이 사고 연쇄에 영향받지 않도록 하는 것이 수용기준에 부합하는지를 논증한다.

2. 확률안전성분석 결과는 이 지침 제3장에 규정된 수용기준과 다음 내용을 포함한다:

가) 가정된 발생 사건이 전체 위험에 과도하게 기여하거나 분석 결과의 불확도에 크게 기여하지 않는 것을 논증한다.

나) 깊이 방어 계층 간의 독립성이 실제적으로 가능한 최대 수준으로 유지되는 것을 논증한다.

다) 입력 파라미터의 변동에 따른 안전성에 미치는 급격한 상승 효과를 방지하는 것을 논증한다.

조 7. 확정안전성분석에 대한 특별 요구사항

1. 확정안전성분석을 수행할 때 중요한 파라미터의 계산 값과 방사능 누출을 초래할 임계값 사이의 안전 여유를 충분히 확보해야 한다. 이는 최선 추정 방법을 사용하더라도 마찬가지이다.

2. 설계 목적으로 수행되는 확정안전성분석은 모델의 불확도를 합리적으로 고려하여 보수성을 확보해야 하며, 설계 기준 외 사고 분석은 제외한다.

3. 계산 데이터와 가정 선택 시 다음 요소의 불확도를 고려해야 한다:

가) 발전소 초기 운전 조건;

나) 안전 시스템의 운전 능력;

다) 운영자의 조작;

라) 안전 시스템을 작동시키기 위한 전력망의 준비 상태.

4. 각 사건을 분석할 때 다음 사항을 준수해야 한다:

가) 관련 수용기준과 물리적 한계 파라미터를 결정한다.

나) 각 수용기준에 대해 보수적인 초기 조건과 경계 조건을 선택한다. 필요하다면 분석 민감도를 수행하여 이러한 선택을 논증한다.

다) 설계되지 않은 상태에서 작동하도록 설계되지 않은 시스템과 장비에 대해서는 손상되거나 사건을 더욱 심각하게 만드는 방식으로 작동한다고 가정해야 한다. 그들의 운전 신뢰성이 높음을 입증할 수 있는 경우를 제외하고.

라) 설계 기준 내에서 사고를 분석할 때 안전 시스템의 운영 중 가장 심각한 단일 손상을 가정한다.

조 8. 불확도 분석 및 민감도 분석

1. 안전 분석 결과는 불확도 분석 결과와 민감도 분석 결과를 포함해야 한다.

2. 불확도는 불확도 요인들의 원인과 본질을 고려하여 정량화하고 처리 방법을 명확히 해석해야 한다.

조 9. 안전 분석에서의 계산 프로그램

1. 중요한 현상과 시스템의 작동을 가장 실제적으로 모사할 수 있는 최적의 추정 계산 프로그램을 우선 사용해야 한다.

2. 안전 분석에서 사용되는 계산 방법, 계산 프로그램 및 계산 모델은 검증되고 확인되어야 한다.

조 10. 운영 경험의 안전 분석 활용

1. 안전 분석에 사용 가능한 운영 활동 데이터를 수집하고 평가하며, 유사한 원자력 발전소에서 발생한 비정상 상태와 사고 상황도 고려해야 한다.

2. 운영 경험 데이터는 다음을 포함한다:

가) 운영 과정에서 발생한 비정상 상태 및 사고 기록;

나) 운영 인원의 실수;

다) 안전 시스템의 작동;

라) 안전 관련 주요 항목의 신뢰성;

마) 방사선 용량;

바) 방사성 폐기물 생성.

3. 원자력 발전소 운영 기간 동안 안전 지표를 기반으로 데이터를 수집해야 하며, 운영 경험 데이터를 적절하게 활용하고, 안전 분석 방법과 관련 연구 결과를 통해 안전 분석 결과와 관리 시스템 평가를 업데이트해야 한다.

장 III

안전 분석에 대한 수용 기준

조 11. 수용 기준 설정 요구사항

1. 모든 운전 상태와 사고 조건에 대한 수용 기준이 설정되어야 하며, 이러한 기준은 충분한 보호 수준을 유지하고 인간과 환경에 대한 수용할 수 없는 위험을 초래하지 않아야 한다.

2. 수용 기준은 다음 요소를 기반으로 설정된다:

가) 가정된 사건 특성, 특히 발생 빈도;

나) 반응로 기술 종류;

다) 발전소의 실제 조건, 특히 자체 전력 공급 능력;

라) 각 기준의 적용 범위와 조건. 발생 빈도가 높은 사건에는 더 엄격한 기준을 적용해야 한다.

3. 각 운전 상태 또는 사고 조건에 대한 수용 기준은 다음과 같이 구성된다:

가) 방사능 확산 결과에 대한 일반적인 기준;

나) 방사능 확산 방지 보호층의 완전성에 대한 특정 기준으로, 연료 핵심, 연료 막대 겉면, 반응로 냉각재 압력 경계, 반응로 보호 층을 포함한다.

조 12. 방사능 확산 결과에 대한 안전 분석의 수용 기준

1. 발전소의 전체 운영 기간 동안 직원과 주변 지역 주민에게 미치는 방사선 용량은 ALARA 원칙을 준수해야 하며, 한 사람당 연간 방사선 용량 제한은 1 mSv 이하여야 한다.

2. 설계 기반 내의 모든 사고는 해당 위치나 그 외 지역에서 방사능 영향을 일으키지 않으며, 그 외 지역에서의 대응 조치 없이 해결되어야 한다. 설계 기반 내 사고로 인한 주민 방사선 용량 제한(식품 섭취를 통한 방사성 물질 흡수를 고려하지 않음)은 5 mSv 이하여야 한다.

3. 설계 기반 외에서 방사능 대량 확산을 초래할 수 있는 사고는 실제로 배제되어야 하며, 다른 설계 기반 외 사고는 일정 시간과 범위 내에서 확산 제한 조치를 취하여 주민 보호 조치를 시행할 충분한 시간을 확보해야 한다.

4. 심각한 사고로 인한 방사능 확산은 다음 결과를 초래해서는 안 된다:

가) 원자력 발전소 근처 주민들에게 급성 방사선 피해를 일으키는 것;

나) 광범위한 지역에서 장기간 토양과 수질 사용을 제한하는 것;

다) 환경으로 방출되는 Cs-137 양이 30 TBq를 초과하는 것;

라) 사고 발생 후 3개월이 지난 시점에서, Cesium의 제한된 방출보다 더 큰 위험을 초래하는 다른 방사성 동위원소의 조합이 침착되는 것.

조 13. 확정 안전 분석에 대한 공통 수용 기준

1. 설계 특성, 안전 시스템의 자동 작동 능력과 운전원의 필요한 행동은 다음을 보장하기 위해 충분히 효과적이어야 한다:

가) 공장 상태를 악화시키지 않음

나) 단일 손상을 발생시키지 않음

다) 안전 시스템의 운전 능력 또는 사고 결과를 최소화하기 위한 필수 안전 기능을 상실하지 않음

2. 사고 결과를 감소시키기 위해 사용되는 시스템은 분석된 사건에 해당하는 최대 부하, 응력 및 환경 조건을 견딜 수 있어야 함

3. 원자로 주급 및 차급 시스템 내의 압력은 공장의 특정 상태에 따른 설계 제한을 초과해서는 안 됨

4. 가상의 사건 발발이 일부 연료 막대의 겉표면 손상을 초래할 수 있으나 방사성 물질 누출의 결과에 대한 수용 기준(본 통지 제12조 참조)을 충족해야 함

5. 설계 기반에서 모든 사고는 반응성을 제어하고 냉각 영역의 냉각 능력을 유지하도록 형상화되어야 함

6. 설계 기반에서 발생하는 사고는 원자로 보호 케이스에 미치는 온도, 압력, 압력 차이 또는 다른 부하가 설계 기반으로 사용된 값보다 높아서는 안 됨

조 14. 확정 안전 분석에 대한 구체적 수용 기준

1. 안전 여유를 충분히 보장하고 방사성 물질 누출을 방지하는 데 필요한 구체적 수용 기준을 결정해야 하며 다음의 구체적 수용 기준 적용을 고려해야 함:

가) 연료 구조물의 완전성에 관련된 기준에는: 연료 막대 내부의 최대 온도, 평균 연료 엔탈피의 최대값(반경에 따른) 및 그들의 연소 깊이와 연료 구성에 대한 의존성 포함

나) 연료 막대 겉표면의 완전성에 관련된 기준에는: 끓음 벗어남 비율(DNBR)(압력수 원자로) 또는 출력 제한 비율(CPR)(증기수 원자로)의 최소값, 연료 막대 겉표면 온도의 최대값, 연료 막대 겉표면의 최대 산화 수준 포함

다) 반응기 냉각 영역의 완전성에 관련된 기준에는: 제한 출력 아래의 수준, 연료 막대 겉표면 산화에 의해 생성된 최대 수소 양, 손상된 연료 막대 및 연료 뭉치의 최대 수량 포함

라) 반응기 냉각 시스템(주급)의 완전성에 관련된 수용 기준에는: 냉각제의 최대 온도 및 압력, 반응기 냉각제 경계면에서 발생하는 온도 및 압력 변화, 응력, 가정 결함이 있는 반응기 용기에 발생하는 봉인, 균열 또는 변형 없음 포함

마) 차급의 완전성에 관련된 수용 기준에는: 차급 장치 내의 작업 매체의 최대 온도 및 압력, 차급 장치 내의 작업 매체의 온도 및 압력 변화 포함

바) 원자로 보호 케이스의 완전성 및 방사성 물질의 환경으로의 누출 제한에 관련된 수용 기준에는: 원자로 보호 케이스 내부의 최대 및 최소 온도 및 압력, 두 겹의 보호 케이스 사이의 최대 압력 차이(두 겹의 보호 케이스 설계 경우), 누설률, 폭발성 가스 농도, 시스템 운영을 위한 허용 환경 조건 포함

2. 원자로 중지 중 발생하거나 보호 계층의 완전성을 저하시키는 가상의 사건 발발에 대해서는 연료 뭉치 노출을 방지하기 위해 더 엄격한 수용 기준을 적용해야 함

조 15. 확률 안전 분석 수용 기준

1. 확률 안전 분석 수준 1에 대한 경우, 핵 연료 용융 영역의 총 발생 빈도는 10/lò.년 이하여야 한다.^-5년.

2. 확률 안전 분석 수준 2에 대한 경우, 환경으로 방출되는 세슘-137의 총 발생 빈도가 30TBq를 초과하는 경우는 10^-6년.

장 IV

시행규정

조 16. 이행 조항

단, 본 통지가 효력이 발생하기 전에 과학기술부에 안전 분석 보고서를 제출한 조직 또는 개인은 본 통지의 규정을 적용받지 아니한다.

조 17. 효력 발생

1. 본 통지는 2015년 9월 5일부터 효력을 발생한다.

2. 시행 중에 문제가 발생하거나 새로운 사항이 발생한 경우에는 해당 기관, 조직 또는 개인은 과학기술부에 신속히 보고하여 수정 또는 보완을 검토하도록 요청한다./.