시행규칙 제 30/2012/TT-BKHCN 핵안전에 관한 원자력 발전소 설계 요구사항 규정

시행규칙

핵안전 요구사항에 관한 규정원자력 발전소 설계에 대해

2008년 6월 3일 제정된 원자력 에너지 법률에 의거함

정부가 2008년 3월 14일 제28호 2008년도 정부령으로 과학기술부의 기능, 임무, 권한 및 조직 구성을 규정한 것에 근거를 두고,

정부가 2010년 6월 22일 제70호 2010년도 정부령으로 원자력법에서 원자력 발전소에 대한 세부 규정과 지침을 제공한 것에 근거를 두고,

辐射与核安全局局长的提议；

과학기술부 장관은 원자력 발전소 설계에 대한 안전 요구사항을 규정하는 시행규칙을 발간한다.

장 1
총칙

조 1. 적용범위

본 시행규칙은 원자력 발전소 설계에 대한 일반적인 핵안전 요구사항을 규정한다 (이하 원자력 발전소 또는 NMĐHN으로 약칭한다).

조 2. 적용대상

본 시행규칙은 원자력 발전소 건설 투자자와 설계, 제작, 건설, 수리, 유지보수, 운전, 설계 검토 및 건설 허가 과정에 참여하는 기관 및 단체에 적용된다.

조 3. 용어 해석

본 통지에서 사용되는 용어는 다음과 같이 해석됨.

1. 원자력 발전소 상태 원자력 발전소의 모든 가능한 상태를 포괄하는 용어로, 정상 운전 상태와 비정상 상태 (운전 상태라고 통칭함), 설계 사고와 설계 외 사고 (사고라고 통칭함)를 포함한다.

2. 정상 운전 원자력 발전소가 특정 운전 한계와 조건 내에서 작동하는 상태를 말한다. 정상 운전에는 시작, 출력 운전, 반응기 중지, 유지보수, 점검 및 연료 교체가 포함된다.

3. 비정상 상태 (비정상이라고 약칭) 정상 운전 상태에서 벗어나지만 원자력 발전소의 중요한 안전 요소에 중대한 영향을 미치지 않으며 사고를 유발하지 않는 사건을 의미한다.

4. 설계 사고 설계가 원자력 발전소가 이러한 사고가 발생했을 때 이를 견딜 수 있도록 설계되어 있으며, 핵연료 손상과 방사성 물질 누출이 관할 기관이 설정한 한도 이하로 유지되도록 한다.

5. 설계 외 사고 설계 사고보다 심각한 사고이다. 이러한 사고가 발생하면 원자력 발전소가 손상을 입을 수 있으며, 그들의 견디기 능력을 강화하고 방사선 피해를 허용 수준으로 제한하기 위한 대책을 평가한다.

6. 가정된 사고 발생 구조물, 시스템, 부품의 손상이나 운전 오류로부터 직접 발생하거나, 원자력 발전소가 명시된 출력, 저출력 또는 반응기 중지 상태에서 작동할 때 내부 및 외부 위험으로부터 직접 발생하는 사고를 가정한다.

7. 확실한 안전 분석 특정 규칙과 기준을 적용하여 가정된 사고 발생 후 발생할 현상을 예측하는 방법이다. 확실한 안전 분석은 중성자, 열수, 방사선, 기구열 및 구조 분석을 포함하며 계산 도구를 사용한다.

8. 확률적 안전 분석 계산 도구를 사용하여 발생 확률을 측정하여 위험과 실패 시나리오를 체계적으로 완전하게 파악하는 접근법이다.

9. 중대 사고 는 설계 외 사고로 인해 반응기 활성화 지역에 중대한 파괴를 초래한다.

10. 사고 관리 설계 외 사고가 발생하는 동안 수행되는 일련의 행동으로 다음 목표를 달성한다:

a) 사고가 중대한 사고로 발전하는 것을 방지한다;

b) 중대한 사고가 발생할 경우 그 결과를 최소화한다;

c) 장기간 안정적인 안전 상태를 달성한다.

11. 안전 상태 원자력 발전소가 비정상 또는 사고가 발생한 후에도 주요 안전 기능이 유지되고 장기간 안정적으로 유지되는 상태로서 반응기가 제한 이하 상태에서 작동한다.

12. 제어 상태 원자력 발전소가 비정상 또는 사고가 발생한 후에도 주요 안전 기능이 유지되고 장기간 안정적으로 유지되는 상태로서 안전 상태를 달성하기 위해 필요한 조치를 취할 충분한 시간을 제공한다.

13. 부품 독립된 장비 또는 시스템의 구성품으로서 배관, 펌프, 밸브 등이다.

14. 시스템 하나 이상의 기능을 수행하도록 조립된 부품들로 구성되며, 반응기 시스템, 냉각 시스템, 제어 시스템 등을 포함한다.

15. 구조물 방호 및 보호 기능을 수행하는 건물, 반응기 용기, 연료 저장 탱크 또는 지지 구조물, 트레일러 프레임 등이다.

16. 안전 시스템 반응기를 중지시키거나 활성화 지역에서 열을 제거하거나 비정상 상태와 설계 사고의 결과를 제한하는 시스템을 말한다. 안전 시스템은 보호 시스템, 안전 기능 활성화 시스템 및 보조 시스템 (냉각, 윤활 및 전원 공급)을 포함한다.

17. 안전 시스템 보조 시스템 보호 시스템 및 안전 기능 활성화 시스템을 냉각, 윤활 및 전원 공급을 지원하는 장비로 구성된 시스템이다.

18. 안전 중요 요소 안전 그룹에 속하거나 잘못 작동하거나 손상되면 직원과 주민에게 방사선 노출을 초래할 수 있는 요소이다.

19. 최종 열 배출 환경 원자력 발전소의 여분 열을 배출하는 공기, 바다, 강 또는 호수 환경이다.

20. 냉각 매체 압력 부품 압력 부품은 다음과 같이 포함된다:

a) 압력 병, 배관, 펌프 및 밸브 (반응기 활성화 지역 냉각 시스템의 일부);

b) 반응기 냉각 시스템과 연결된 부품으로, 가장 바깥쪽 보호 캐빈의 배관을 통해 보호 캐빈 바깥쪽으로 연결되는 밸브, 보호 캐빈 바깥쪽 배관을 통해 보호 캐빈 안쪽으로 연결되는 두 번째 밸브, 냉각 시스템의 밸브 및 안전 밸브가 포함된다.

21. 은 법률에 따라 설립된 조직으로 자동차 설계 서비스를 제공한다. 자연적 또는 인간에 의한 조건, 과정, 요인은 원자력 발전소 설계 시 고려되며, 이러한 조건, 과정, 요인이 발생할 경우 원자력 발전소의 안전 시스템이 설계대로 작동하고 관할 기관이 허용한 안전 한계가 유지될 수 있도록 한다.

22. 안전 한계 원자력 발전소의 운영이 안전하다는 것이 증명된 운전 매개변수의 범위이다.

23. 동일 원인 실패 동일한 사고 또는 원인에 의해 두 개 이상의 구조물, 시스템 및 부품이 손상되는 실패이다.

24. 단일 실패 실패는 설계된 안전 기능을 수행할 수 없게 되거나 안전 기능 수행 불능으로 인한 추가적인 실패를 의미한다.

25. 단일 실패 기준 시스템에 적용되는 기준(또는 요구사항)으로, 해당 시스템이 단일 실패가 발생하더라도 기능을 수행할 수 있도록 보장한다.

26. 다양성 동일한 기능을 수행하기 위해 두 개 이상의 시스템 또는 부품이 존재하며, 이러한 시스템 또는 부품은 서로 다른 속성을 가지고 있어 같은 원인으로 인한 동시 실패 가능성을 줄일 수 있다.

27. 예비금 대체 가능한 구조, 시스템 및 부품(동일하거나 다름)들이 독립적으로 동일한 기능을 수행할 수 있는 상태로 존재하는 것을 의미한다. 이들 중 하나의 구조, 시스템 또는 부품이 작동상태나 실패 상황에서도 다른 것들을 대체하여 기능을 수행할 수 있다.

28. 물리적 분리 거리, 방향 또는 적절한 울타리 등으로 이루어진 기하학적 분리 또는 그 둘의 조합을 의미한다.

29. ALARA 원칙 방사선 보호를 위해 방사선 종사자와 일반 대중에게 가해지는 선량을 합리적으로 가능한 최저 수준으로 유지하는 원칙이다.

장 II
원자력 안전에 관한 일반적 요구사항 대하여

원자력 발전소 설계에 대한

조 4. 원자력 발전소 설계에 대한 일반적 요구사항

1. 원자력 발전소 및 중요한 안전 요소는 설계된 안전 기능을 필요로 하는 신뢰성 수준으로 수행할 수 있어야 한다. 원자력 발전소는 설계된 운전 범위 내에서 안전하게 운영될 수 있으며, 폐기물 처리 및 환경 영향을 최소화하면서 안전하게 해체될 수 있어야 한다.

2. 확정적 안전 분석과 확률적 안전 분석 결과를 고려하여 설계가 사고를 예방하고 사고가 발생했을 때 피해를 최소화하도록 고려되어야 한다.

3. 방사성 폐기물 생성량과 방사성 배출량을 최소화해야 한다.

4. 다른 원자력 발전소 설계, 건설, 운영 과정에서 얻은 경험과 관련 연구 프로그램의 결과를 고려해야 한다.

5. 본 통지에서 규정된 안전 요구사항과 설계의 적합성을 평가할 때 논거가 필요한 경우, 정부 기관이 제정한 기준과 제조사 기준, 허용된 국제 기준을 적용해야 한다.

조 5. 주요 안전 기능 보장

1. 원자력 발전소의 주요 안전 기능은 반응성 제어, 반응기와 연료 보관 장소에서의 열 배출, 방사성 물질의 격리 및 방사선 차단, 설계된 방사성 배출 제어, 방사성 물질의 확산 제한을 포함한다.

2. 모든 상태에서 조 1 항에서 규정된 주요 안전 기능을 보장해야 한다.

3. 시스템 접근 방법을 사용하여 다음을 확인한다:

a) 주요 안전 기능을 보장하거나 모든 상태에서 주요 안전 기능에 영향을 미치는 주요 안전 요소;

b) 모든 상태에서 주요 안전 기능을 보장하거나 주요 안전 기능에 영향을 미치는 내재적 특성.

조 6. 방사선 보호

원자력 발전소 설계 시 방사선 보호 조건을 보장함으로써 다음을 포함한다:

1. 원자력 발전소에서의 종사자와 일반 대중에게 가해지는 선량은 정부 기관이 정한 한도를 초과하지 않아야 하며, 모든 상태에서 ALARA 원칙을 준수해야 한다.

2. 방사성 물질의 고선량 또는 대량의 환경 유출 가능성을 방지해야 한다.

3. 높은 발생 가능성이 있는 사고에 대한 방사능 피해 제한 조치를 강화해야 한다.

조 7. 다중방호요구

1. 다중방호요구를 적용하여 인명과 환경에 해를 끼칠 수 있는 사고를 예방하고 그 결과를 최소화한다.

2. 방호층은 항상 유지되어야 하며 가능한 한 독립적이어야 한다. 방호수준을 낮추려면 각 상태에서 안전성을 보장할 수 있음을 증명해야 한다.

3. 방사성 물질의 확산을 방지하기 위해 여러 물리적 방호층이 존재한다.

4. 정상 운전 모드에서의 장애 또는 오류 발생 가능성을 최소화하고 가능한 한 사고를 예방한다. 원자력 발전설비의 제반 지표에 대한 작은 오차는 갑작스러운 상승 효과를 일으키지 않는다.

5. 원자력 발전설비의 제어장치는 기술적 특징과 내재적 특성이 있어 정상 운전 모드에서의 장애 또는 오류로 인한 안전 시스템 작동을 최소화하거나 배제할 수 있다.

6. 안전 시스템은 사고가 발생했을 때 자동으로 작동할 수 있는 능력을 가져야 한다.

7. 장애 또는 오류로 인해 안전 시스템이 통제하지 못하는 결과를 최소화하기 위한 구조, 시스템, 부품 및 절차가 존재한다.

8. 안전 기능을 수행하고 방호층의 효율성을 보장하며 정상 운전 모드에서의 장애 또는 오류로 인한 결과를 최소화하기 위한 다양한 수단이 존재한다.

9. 다음 요소들을 가능한 한 방지함으로써 다중방호요구를 유지한다:

가) 물리적 방호층의 완전성에 대한 영향;

나) 하나 이상의 방호층의 장애;

다) 하나의 방호층의 장애가 다른 방호층의 장애로 인해 발생;

라) 운전 및 유지보수 중의 실수의 결과.

10. 정상 운전 모드에서의 장애 또는 오류로 인해 첫 번째 방호층이 손상되거나 두 번째 방호층까지 손상될 경우 최대한의 보호능력을 보장한다.

조 8. 가정 사고

1. 시스템 접근 방법을 사용하여 심각한 결과를 초래할 수 있는 가정 사고와 빈번하게 발생할 수 있는 가정 사고를 모두 확인한다. 이러한 사고들은 설계에 고려되어야 한다.

2. 가정 사고는 기술적 논증을 기반으로 확률적 분석과 결정론적 분석을 결합하여 결정된다. 결정론적 안전 분석과 확률적 안전 분석의 적용 범위에 대한 논증을 통해 예측 가능한 사고 목록의 완전성을 보장한다.

3. 가정 사고 분석을 통해 안전 기능을 수행하기 위한 필요한 예방 및 보호 조치를 설정한다.

4. 가정 사고가 발생하면 다음과 같은 우선 순위의 조건들이 충족되어야 한다:

가) 사고가 안전에 큰 영향을 미치지 않거나 안전 조건이 원자력 발전설비의 내재적 특성으로 인해 복구될 수 있는 변화만을 초래한다;

나) 사고 후 원자력 발전설비는 안전 상태로 돌아가야 하며 이는 안전 패시브 시스템 또는 가정 사고 제어 시스템의 지속적인 작동으로 인해 가능하다;

다) 사고 후 원자력 발전설비는 안전 시스템 작동으로 안전 상태로 돌아가야 한다;

라) 사고 후 원자력 발전설비는 미리 정의된 절차를 통해 안전 상태로 돌아가야 한다.

5. 설계 단계에서 가정 사고 목록에 포함되지 않은 가정 사고를 제거하기 위한 기술적 논증이 필요하다.

6. 신속하고 신뢰할 수 있는 반응이 필요한 경우 안전 시스템의 자동 작동 능력을 설계하여 가정 사고가 더 심각한 상태로 이어질 가능성을 방지해야 한다. 신속한 반응이 필요하지 않은 경우 안전 시스템 작동은 사람이 수행하거나 운영자가 안전 시스템 작동 대신 필요한 작업을 수행할 수 있으며, 다음 요구사항을 준수해야 한다:

가) 적절한 행정 절차, 운영 절차 및 사고 대응 절차를 정의한다;

나) 운영자의 필요 복구 과정을 잘못 판단하거나 잘못 수행하여 상황이 악화되는 가능성에 대한 장비 오류 또는 잘못된 조작을 평가하고 적절한 해결책을 마련한다;

다) 손으로 대응하고 복구 과정을 수행하기 위한 장비는 예상 환경에서 안전하게 접근할 수 있도록 적절한 위치에 설치되어야 한다.

7. 제어 불량 상태가 발생했을 때 전체 원자력 발전설비를 제어하고 결과를 최소화하기 위한 장비와 절차가 존재한다.

조 9. 내부 및 외부 위험

1. 원자력 발전소(NMĐHN)에서 발생할 수 있는 모든 내부 및 외부 위험을 식별하고 평가해야 하며, 직접적 또는 간접적으로 인간이 일으킬 수 있는 위험 가능성도 포함한다. 안전에 중요한 요소를 설계할 때는 위험 평가를 통해 가상의 사고 발생과 그 결과를 결정해야 한다. 이는 다음과 같은 내용을 포함한다:

a) 내부 위험은 화재, 폭발, 침수, 낙하물, 구조물 붕괴, 파이프 충격 등이다.

b) 자연적인 외부 위험은 기후, 수문, 지질, 지진 등이며, 인간에 의한 외부 위험은 군사 시설, 산업 시설, 유류 저장소, 화학 물질 저장소, 교통 운송 활동 등이다.

2. NMĐHN은 외부 지원 없이(전원, 소방 등) 단기간 안전을 보장할 수 있어야 하며, NMĐHN의 자체 안전 보장 시간은 외부 지원 조건에 따라 결정된다.

3. 진동 저항 설계는 지진 및 NMĐHN에 대한 갑작스러운 상승 및 하강 효과로부터 보호하기 위해 충분한 안전 여유를 가져야 한다.

4. 여러 대의 발전기 위치에 있을 경우, 설계는 여러 대의 발전기에 동시에 영향을 미치는 위험 가능성을 고려해야 한다. 또한 한 대의 발전기가 위험에 처했을 때 다른 발전기의 독립적인 안전성을 고려해야 한다.

조 10. 설계 사고

1. 가상의 사고 발생 조건을 바탕으로 NMĐHN의 경계 조건을 설정하기 위해 설계 사고 조건을 식별해야 한다.

2. 본 조항 제1항에서 언급된 설계 사고 조건을 사용하여 안전 시스템 및 안전에 중요한 요소의 설계 기준을 결정하고, 사고 발생 시 NMĐHN을 안전 상태로 되돌리고 피해를 최소화하는 것을 목표로 한다.

3. 설계 사고가 발생할 경우, NMĐHN의 주요 매개변수는 특정 설계 한계를 초과해서는 안 된다.

4. 설계 사고 분석은 안전 시스템의 일부 손상 가능성, 설계 기준 오류, 가정, 모델링 및 입력 매개변수를 고려해야 한다.

조 11. 설계 외 사고

1. 설계 외 사고 조건은 기술적 논증, 정확한 안전 평가 및 확률적 안전 평가를 기반으로 식별해야 한다.

2. 설계 외 사고를 방지하거나 그 결과를 완화하기 위한 특성 설계 분석을 수행하며, 이러한 특성은 다음의 성질과 능력을 가져야 한다:

a) 특히 자주 발생하는 사고에 대해 독립성.

b) 설계 외 사고, 중대한 사고 조건에서의 작동 유지 능력.

c) 설계 기능에 따른 신뢰성.

d) 반응로 보호 캐비닛의 경우, 설계 특성은 극단적인 시나리오, 즉 반응로 활동 지역의 용융까지 포함하여 저항하도록 해야 한다.

3. 설계 외 사고 시 방사성 물질의 대량 누출 가능성을 최소화해야 한다. 방사성 누출이 발생하면, 누출 공간과 시간을 제한하기 위한 조치를 취하여 주민을 보호하고 이를 시행하기에 충분한 시간이 필요하다.

4. 기술적 논증, 정확한 안전 평가 및 확률적 안전 평가의 결과가 운영 이상 또는 사고를 일으킬 수 있는 사건의 조합을 나타내면, 이러한 조합을 설계 사고 또는 설계 외 사고의 일부로 간주해야 한다. 이러한 조합을 초기 가상 사고 조건의 일부로 고려해야 한다.

조 12. 안전 분류

1. 각 항목의 기능과 안전 중요도를 기준으로 안전 관련 중요한 항목을 확인하고 분류한다.

2. 안전 관련 중요한 항목들 간의 상호 영향을 방지하며, 낮은 안전 등급의 항목의 결함이 높은 안전 등급의 항목에 영향을 미치지 않도록 한다.

3. 다수의 기능을 가진 장비는 가장 중요한 기능을 기준으로 분류한다.

조 13. 설계 제한

1. 각 안전 관련 중요한 항목에 대해 운용 상태와 사고 상태에서 물리적 주요 매개변수에 맞는 설계 제한을 결정한다.

2. 설계 제한은 기술 규범, 국가 표준 및 관할 기관의 규정과 일치해야 한다.

조 14. 설계 과정에 대한 규정

1. 원자력 발전소 설계 기관은 각 안전 관련 중요한 항목에 대한 설계 과정을 기술 규범, 국가 표준 및 검증된 기술 경험에 맞게 규정해야 한다.

2. 검증된 설계 방법과 기술 해법을 적용하여 운용 상태와 사고 상태에서 주요 안전 기능을 유지하도록 한다.

조 15. 설계 시 안전 기준

1. 장비 설계는 안전 관련 중요한 항목들의 공동 결함 가능성을 고려하고, 다양성, 예비성, 물리적 분리 및 기능 독립 요구사항을 정하고 적용한다.

2. 단일 결함 기준을 다음과 같이 적용한다:

a) 단일 결함 기준은 각 안전 그룹별로 적용된다.

b) 허용되지 않은 행동은 각 안전 그룹 또는 안전 시스템에 대한 가능한 결함 유형으로 간주된다.

c) 수동 부품의 결함도 고려되며, 수동 부품의 신뢰성이 단일 결함 분석에서 높게 평가된 경우를 제외한다. 수동 부품의 결함은 발생하기 어려워야 하며, 사고 가정 시 해당 기능이 영향을 받지 않아야 한다.

3. 안전 설계 원칙은 안전 관련 중요한 시스템과 부품에 적용되어, 이들이 결함이 있거나 지원 시스템이 결함이 있을 때에도 안전 기능을 수행하도록 한다.

조 16. 안전 관련 중요한 항목의 설계

1. 안전 관련 중요한 항목의 설계는 기술 규범, 국가 표준 및 관할 기관의 규정에 맞게 이루어져야 한다.

2. 검증된 설계를 안전 관련 중요한 항목에 적용한다. 이를 충족하지 못하는 경우에는 검증된 기술과 시험을 거친 고급 항목을 사용해야 한다.

3. 기술 규범, 국가 표준 및 이 조항의 항 1에 명시된 규정을 적용할 때, 해당 문서의 적용 가능성, 적합성 및 완전성을 확인하고 평가해야 한다. 필요하다면 이러한 문서보다 더 높은 안전 기능을 보장하는 설계를 적용한다.

4. 안전 관련 중요한 항목의 설계는 제작, 건설 및 설치 과정에 맞게 이루어져야 하며, 설계 특징과 안전 수준을 규정에 따라 달성하도록 한다.

5. 설계 기반은 관련 운용 상태, 사고 발생 시, 내부 및 외부 위험 발생 시 안전 관련 중요한 항목의 능력, 신뢰성 및 기능을 규정하고, 원자력 발전소의 수명 동안 규정된 기준을 준수하도록 한다.

6. 각 안전 관련 중요한 항목의 설계 기반은 체계적으로 논증되고 문서화되어야 한다.

7. 안전 관련 중요한 항목은 외부 위험의 결과 발생 가능성을 최소화하고 그 영향을 줄이기 위해 위치를 설계하고 설치해야 하며, 이는 다른 안전 요구사항과 일치해야 한다.

8. 안전 시스템 지원 시스템(전력 케이블 및 제어 케이블 포함)은 외부 위험이 발생할 때 안전 관련 중요한 항목을 포함하는 건물과 원자력 발전소의 다른 구조물 사이의 상호 영향을 최소화하도록 설계되어야 한다.

9. 설계에서 고려된 외부 위험에 대한 안전 관련 중요한 항목의 저항력을 보장해야 한다. 그렇지 않으면 원자력 발전소를 보호하고 해당 항목의 안전 기능을 수행하도록 하는 다른 특성, 예를 들어 피동 보호층을 포함해야 한다.

10. 동시에 작동하는 중요한 안전 시스템 간의 상호 작용으로 인해 발생할 수 있는 위험을 평가하고 방지해야 한다.

11. 중요한 안전 시스템 간의 상호 작용으로 인해 발생할 수 있는 위험을 분석할 때 물리적 연결 및 한 시스템이 다른 시스템의 작업 환경에 미칠 수 있는 영향을 고려하여 작업 환경의 변경이 시스템 신뢰성을 영향받지 않도록 한다.

12. 두 안전 관련 액체를 포함하는 시스템이 서로 연결되어 다른 압력에서 작동하는 경우, 두 시스템 모두 더 높은 압력을 견딜 수 있도록 설계하거나, 압력이 낮은 시스템의 설계 압력 초과를 방지하도록 규정해야 한다.

13. 안전 관련 중요한 항목의 신뢰성은 그들의 안전 중요도에 상응하는 수준으로 보장되어야 하며, 다음 요구사항을 준수함으로써 나타난다:

a) 안전 관련 중요한 항목은 구매, 설치, 인수, 운영 및 유지보수 단계에서 모든 과정에서 평가 및 품질 보장되어 설계상의 사고 발생 시 저항력을 갖추도록 한다.

b) 장비 선택 시 무의식적인 행동과 결함 발생 가능성도 고려해야 하며, 결함이 쉽게 수리 또는 교체 가능한 장비를 우선 선택해야 한다.

14. 안전 관련 중요한 항목은 전력망의 간섭, 특히 전압 및 주파수 간섭에 영향받지 않아야 한다.

조 17. 안전 시스템

1. 각 안전 시스템 간 또는 같은 시스템 내의 보조 장치, 부품 간 상호 영향을 방지하기 위해 물리적 분리, 전기적 격리를 하고 기능적 독립성과 데이터 전송 독립성을 확보해야 한다.

2. 안전 시스템의 장치는 원자력 발전소 내에서 각 안전 시스템의 보조 장치를 쉽게 식별할 수 있도록 케이블 및 배선관을 표시해야 한다.

3. 안전 시스템은 이를 통해 안전 수준을 높이지 않는 한 공유되어서는 안 된다.

4. 안전 시스템을 지원하는 시스템과 안전 관련 요소는 사고 발생 가능성을 증가시키거나 사고 결과를 악화시키지 않는 한 여러 발전기를 공유할 수 있다.

조 18. 안전과 보안 및 감독의 상호작용

원자력 발전소의 안전, 보안 및 핵물질 관리 감사 및 제어 시스템 구축 및 실행은 상호간에 영향을 미치지 않도록 통합되어야 한다.

조 19. 안전 운전 제한 및 조건

원자력 발전소 설계 시 안전 운전 제한 및 조건을 설정해야 하며 다음 사항을 포함한다:

1. 안전 제한 설정;

2. 안전 시스템에 대한 제한 설정;

3. 운전 상태의 운전 제한 및 조건 설정;

4. 모든 중요한 안전 과정에 대한 시스템 제한 및 제어 제한 설정;

5. 설계된 기능을 수행하고 최적화 요구사항을 충족하며 ALARA 원칙을 준수하도록 구조, 시스템 및 부품을 모니터링, 유지보수, 테스트 및 검사를 요구함;

6. 안전 시스템 또는 안전 관련 시스템에 대한 사고 상황에 대한 운전 제한을 포함한 운전 구성 설정;

7. 제한 또는 조건을 벗어난 경우의 조치와 그 조치의 종료 시간을 결정한다.

조 20. 중요한 안전 요소의 보정, 테스트, 유지보수, 수리, 교체, 검사 및 모니터링

중요한 안전 요소 설계는 다음 요구사항을 충족하도록 해야 한다:

1. 설계 기반에서 정의된 모든 조건에서 기능 수행 능력과 완전성을 모니터링, 유지보수, 수리, 교체, 검사 및 모니터링하기 쉬운 방법을 제공해야 한다.

2. 보정, 테스트, 유지보수, 수리, 교체, 검사 및 모니터링 활동이 수행하는 사람에게 과다한 방사선 노출을 초래하지 않도록 해야 한다.

3. 보정, 테스트, 유지보수, 수리, 교체, 검사 및 모니터링 활동이 안전 기능의 신뢰성을 저하시키지 않도록 해야 한다.

4. 직접적인 테스트, 검사 또는 모니터링을 원하는 수준으로 설계할 수 없는 중요한 안전 요소의 경우 다음 접근 방식을 사용하여 신뢰할 수 있는 기술적 근거를 제공해야 한다:

가) 참조 요소를 통해 간접적으로 테스트, 검사 또는 모니터링을 수행할 수 있는 계산 방법을 사용하여 이러한 요소를 대체할 수 있어야 한다.

나) 가능한 손상에 대비한 충분한 안전 여유를 제공해야 한다.

조 21. 안전과 관련된 중요한 항목들의 품질 보장

1. 안전과 관련된 중요한 항목들에 대한 품질 평가 프로그램을 수행하여 이러한 항목들이 현재 환경 조건 및 설계 기초에서 예측된 환경 조건 변화에도 불구하고 필요한 기능을 수행할 수 있음을 확인한다.

2. 안전과 관련된 중요한 항목들에 대한 품질 평가 프로그램은 환경 요인에 의한 노화 영향을 고려해야 하며, 이는 진동, 방사선, 습도 및 고온을 포함한다. 자연적 원인으로부터 위협을 받는 안전과 관련된 중요한 항목들은 그 위협이 발생한 유사한 조건에서 품질 평가 프로그램을 고려해야 한다.

3. 안전과 관련된 중요한 항목들에 대한 품질 평가 프로그램은 운영 과정에서 핵발전소(NMĐHN)에 발생할 수 있는 모든 불리한 환경 조건을 고려해야 한다.

조 22. 노화 관리

1. 설계 수명과 안전과 관련된 중요한 항목들의 여유량을 노화, 중성자 방사선 인화, 품질 저하를 고려하여 결정하고, 이러한 항목들이 설계된 운영 수명 동안 필요한 안전 기능을 수행할 수 있도록 보장한다.

2. 설계 단계에서 확인된 노화 메커니즘을 평가하기 위해 모니터링, 실험, 샘플링 및 검사를 수행하며, 동시에 핵발전소(NMĐHN) 운영 과정에서 발생하는 부정적인 변경 또는 품질 저하를 확인한다.

조 23. 운전원 작업 최적화 설계

1. 사람 요인, 특히 사람-장비 상호작용을 체계적으로 평가하여 설계에 반영한다.

2. 설계는 필요한 행동을 동시에 수행하여 이상 상황이나 사고 시 안전 상태로 핵발전소(NMĐHN)를 복귀시키기 위한 최소 인원 요구사항을 준수해야 한다.

3. 설계는 유사한 핵발전소(NMĐHN)에서의 운전원 경험을 반영하고, 운전원이 핵발전소(NMĐHN) 운영 및 장비 유지보수 시 상황 인식과 대응을 지원하도록 해야 한다.

4. 설계는 운전원의 책임을 최적화하고, 운전 오류로 인한 안전 위험을 최소화해야 한다.

5. 사람-장비 상호작용 설계에 있어서, 운전원에게 제공되는 정보는 결정을 내리고 필요한 행동을 수행하는데 충분하고 쉽게 관리 가능해야 한다.

6. 운전원에게 필요한 정보는 다음과 같다:

a) 발전소의 일반 상태;

b) 운전 제한 및 조건;

c) 안전 시스템의 자동 작동 정보;

d) 안전 시스템과 관련된 시스템의 작동 정보;

đ) 손동작 안전 작업의 필요성 및 시간 정보;

7. 작업 조건 및 환경은 운전원의 안전과 효율성을 보장하도록 설계되어야 한다.

8. 설계는 시간 제약과 심리적 영향이 있는 상황에서도 운전원이 성공적으로 작업을 수행할 수 있도록 하고, 운전원의 작업을 최소화하며, 필요한 경우 운전원의 작업 시간이 결정과 작업 수행을 위한 충분한 시간을 제공함을 증명해야 한다.

9. 설계는 사고가 핵발전소(NMĐHN)에 영향을 미쳐도 제어실, 보조 제어실 및 보조 제어실로 이어지는 통로의 안전을 운전원에게 위협하지 않도록 해야 한다.

10. 운전원의 행동을 정확하게 수행할 수 있는 특성을 확인하기 위해 사람의 특성을 평가하고, 필요하다면 시뮬레이션 장비를 사용하여 평가한다.

조 24. 핵분열물질 및 방사성물질 보관 시스템에 대한 요구사항

핵발전소 내에서 핵분열물질 또는 방사성물질을 보관하기 위해 설계된 시스템은 다음 기능을 가져야 한다.

1. 제어 불능 상태와 방사성 물질 누출로 이어질 수 있는 사고를 방지해야 한다.

2. 한계상태와 과열 상태를 방지해야 한다.

3. 모든 상황에서 규정한 한도 이하로 방사성 물질 누출을 유지하고 ALARA 원칙을 준수해야 한다.

4. 사고 발생 시 방사선 영향을 최소화해야 한다.

조 25. 방사성 폐기물 관리 및 핵발전소 해체에 대한 요구사항

핵발전소 설계 단계부터 방사성 폐기물 관리 및 해체 요구사항을 고려해야 하며, 다음 내용을 포함한다.

1. 방사성 폐기물을 최소화할 수 있는 재료 선택

2. 운영 과정과 해체 과정에서 발생하는 방사성 폐기물 처리 및 보관을 위한 필요한 시설이 있어야 한다.

3. 접근이 용이하고 필요한 처리 장비가 있어야 한다.

조 26. 안전 시스템 지원 시스템

1. 안전 시스템의 기능 수행을 보장하기 위한 서비스 지원 시스템은 중요한 안전 시스템의 일부로 분류되어야 한다.

2. 안전 시스템 지원 시스템은 그들이 지원하는 시스템의 안전 중요도에 맞는 신뢰성, 예비성, 다양성 및 독립성을 가져야 한다.

3. 안전 시스템 지원 시스템의 결함은 안전 시스템의 예비 부품이나 안전 기능을 수행하는 시스템에 동시에 영향을 미치지 않아야 하며, 이러한 시스템의 안전 기능 수행 능력을 손상시키지 않아야 한다.

조 27. 대피로 요구사항

1. 핵발전소는 긴급 상황에서 사용할 수 있도록 충분한 대피로, 명확한 안내 표지판, 조명, 환기 및 기타 필요한 조건을 갖추어야 한다.

2. 핵발전소에서의 대피로는 국가 관리 당국의 방사선 지역, 화재 폭발 방지, 산업 안전 및 핵발전소 보안에 대한 요구사항을 충족해야 한다.

3. 작업장 및 인원이 있는 구역은 사고 발생 시 사용 가능한 최소 한 개의 대피로를 갖추어야 하며, 특히 여러 사고가 동시에 발생하는 경우에도 해당된다.

조 28. 통신 시스템 요구사항

1. 다양한 통신 수단을 제공하여 내부 및 외부 연락이 가능하도록 하여야 한다. 이러한 수단은 모든 상황에서 사용될 수 있도록 적절한 위치에 설치되어야 한다.

2. 비상 상황 및 사고 발생 시 경보 및 지침을 제공하기 위한 적절한 경보 시스템이 있어야 한다.

조 29. 핵발전소 출입 및 불법 행위 차단 요구사항

1. 핵발전소는 적절한 계획에 따라 주변 지역과 격리되며, 핵발전소 출입을 제어할 수 있는 다양한 구조 시스템을 갖추어야 한다.

2. 본 조항 제1항에서 규정된 계획은 사고 발생 시 핵발전소 접근 및 긴급 대응 조치 수행을 고려해야 한다.

3. 본 조항 제1항에서 규정된 계획은 핵발전소 내 이동 제어 및 불법 접근 또는 시설 간섭, 특히 안전 관련 중요한 요소에 대한 방지를 고려해야 한다.

장 III
특정 시스템 설계 요구사항

파견, 조정, 임기 연장, 철수 절차
반응로 활동 영역 및 관련 특성

조 30. 연료 막대 및 연료 봉의 요구사항

1. 연료 막대 및 연료 봉은 모든 상황에서 완전성을 유지해야 하며, 반응기 운전 영역의 방사선 및 조건에 대한 내구성을 보장하며, 사용 후 품질 저하에도 불구하고 이를 견딜 수 있어야 한다.

2. 사용 후 연료 막대 및 연료 봉의 품질을 검토할 때 고려해야 하는 요소는 다음과 같다.

a) 팽창 및 변형;

b) 냉각제의 외부 압력;

c) 분열 생성물과 헬륨 축적으로 인한 내부 압력;

d) 방사선 노출의 영향;

đ) 핵연료 전환기 출력 변화로 인한 압력 및 온도 변화;

e) 화학적 영향;

g) 정적 및 동적 부하; 유동 및 기계적 진동;

h) 변형 또는 화학적 영향으로 인한 열전도성 변화.

3. 분열 생성물이 설계 한도 이하일 경우 연료가 계속 사용될 수 있도록 분열 생성물의 누설 한도를 설정한다.

4. 연료 막대 및 연료 봉은 설치, 해체, 운송 및 보관 과정에서 관련 영향을 견딜 수 있어야 한다.

조 31. 제어 막대의 냉각 능력 및 작동 요구사항

연료 막대, 연료 봉 및 지지 구조의 기하학적 설계는 정상 운전 시 및 사고 발생 시 제어 막대를 반응기 운전 영역으로 삽입하는 데 필요한 냉각 능력을 유지하고 방해하지 않아야 한다. 심각한 사고를 제외하고.

조 32. 반응기 운전 영역의 중성자 제어

1. 반응기 운전 영역의 중성자 통량 분포는 모든 운전 상태, 포함 멈춤 상태, 연료 적재 중 또는 이후, 비정상 및 사고 상태에서도 설계 한도 내에서 안정적이어야 하며, 반응기 운전 영역의 품질을 저하시키지 않아야 한다.

모든 운전 상태에서 중성자 통량의 모양, 수준 및 안정성을 설계 한도 내에서 유지하기 위해 중성자 제어 시스템의 사용을 최소화해야 한다.

2. 반응기 운전 영역의 중성자 통량 분포를 모니터링하기 위한 장치가 있어야 하며, 설계 한도를 초과하지 않도록 중성자 통량을 관리해야 한다.

3. 반응도 제어 장치의 설계는 방사선 노출, 연소 과정, 물리적 특성 변화, 생성된 가스 등에 의한 장비 품질 저하를 고려해야 한다.

4. 운전 중 및 사고 시 양의 반응도 극대화 및 증가 속도를 제한하거나 보완해야 한다.

핵연료 전환기의 전체 수명 동안 반응기 운전 영역의 품질을 유지하여 냉각제 경계면의 손상을 방지하고 냉각 능력을 유지하며 반응기 운전 영역의 중대한 손상을 방지해야 한다.

조 33. 반응기 중지

1. 모든 상황에서, 특히 반응기의 양의 반응도가 가장 높을 때, 반응기를 중지할 수 있는 수단이 있어야 한다.

2. 반응기 중지의 효율성, 속도 및 여유는 연료의 설계 한도를 초과하지 않도록 보장해야 한다.

3. 반응기 중지 수단의 효율성을 평가할 때 핵연료 전환기에서 일부 중지 수단을 무효화하거나 동일 원인으로 손상을 일으킬 수 있는 모든 결함을 고려해야 한다.

4. 반응기 중지 수단은 다음 요구 사항을 충족해야 한다.

a) 동일 원인으로 동시에 실패할 가능성을 배제하기 위해 적어도 두 개의 독립적인 시스템이 있어야 하며, 그 중 하나는 고장 없이 설계 한도 내에서 작동할 수 있는 여유와 신뢰성을 보장해야 한다.

b) 연료 적재, 반응기 중지 또는 반응기가 중지 상태일 때 원하지 않는 한계 상태로 반응도가 증가하는 것을 방지해야 한다.

5. 반응기 중지 수단을 항상 준비 상태로 유지하기 위해 전용 장치와 정기적인 점검이 있어야 한다.

절 2
반응기 냉각 시스템

조 34. 반응로 냉각계통에 대한 요구사항

1. 반응로 냉각계통의 각 부품은 설계 및 제작 품질, 재료 품질, 운전 과정 중 검사 요구사항을 충족해야 한다.

2. 농축물압 경계관로는 농축물 누설을 방지하고 농축물 방사능 누출을 방지하도록 설계 및 제작되어야 한다.

3. 균열 발생을 방지하고 균열이 발생하면 즉시 발견하며, 균열이 확산되지 않도록 해야 한다.

4. 농축물압 경계부 재질 변형으로 인한 경화를 방지해야 한다.

5. 농축물압 경계부 내부 부품의 손상, 예를 들어 펌프 팬 손상, 밸브 손상 등이 안전에 중요한 다른 부품의 파괴를 초래하지 않아야 하며, 이는 모든 운전 상태와 사고 상황에서 재료의 품질 저하를 고려하여 적용된다.

조 35. 농축물압 경계부 과압 보호

농축물압 경계부 모든 위치에서 과압을 방지하기 위해 압력 완화 장치의 작동을 보장하여 방사능 누출 없이 원자력 발전소 주변 환경으로 직접 방사능을 배출하지 않도록 해야 한다.

조 36. 반응로 냉매 관리

1. 반응로 냉매의 양, 온도, 압력은 모든 원자력 발전소 운전 상태에서 설계 한계를 초과하지 않도록 관리해야 하며, 이는 냉매 부족 또는 누설을 고려한다.

2. 금속 부식 생성물 및 연료로부터 방출된 핵분열 생성물을 제거하는 시스템이 있어야 한다.

3. 본 조항 제2항에 따른 시스템의 능력은 연료에 대한 설계 한계 누설률을 기반으로 하여 원차급 내 방사성 활성화 물질의 수준을 낮추어야 하며, 방사성 배출을 허용 한계 이내로 유지하고 ALARA 원칙을 준수해야 한다.

조 37. 반응로 활성부 열부하 제거

활성부가 정지된 상태에서도 연료, 농축물압 경계부, 안전에 중요한 구조물에 대한 설계 한계를 준수하도록 활성부 열부하 제거 방법이 있어야 한다.

조 38. 반응로 활성부 긴급 냉각

1. 활성부 냉각 방법은 사고 상황에서 농축물압 경계부의 완전성을 유지할 수 없는 경우에도 연료 냉각을 복원하고 유지해야 한다.

2. 본 조항 제1항에 따른 냉각 방법은 다음 요구사항을 충족해야 한다:

a) 연료 겉표면의 한계 값이 초과되지 않아야 한다.

b) 화학 반응은 허용 가능한 수준을 유지해야 한다.

c) 활성부 냉각 방법은 연료 및 활성부 내부 형상 변화를 효과적으로 처리해야 한다.

d) 활성부 냉각은 필요한 시간 동안 충분히 보장되어야 한다.

3. 누설 감지 시스템, 연결 부품, 격리 및 예비성, 다양성이 본 조항 제2항에 따른 요구사항을 각 사고 상황에서 신뢰성 있게 수행하도록 해야 한다.

조 39. 최종 열배출 환경으로의 열부하 전달

안전에 중요한 요소들로부터 최종 열배출 환경으로의 열부하 전달 시스템이 모든 원자력 발전소 상태에서 신뢰성 있게 있어야 한다.

목 3
보호각

조 40. 보일러 방호 시스템의 기능

보일러 방호 시스템은 다음의 기능을 설계해야 한다.

1. 모든 상황에서 방사성 물질을 가두고 방사선을 차단한다.

2. 자연적 또는 인위적인 외부 위험으로부터 원자로를 보호한다.

조 41. 보일러 방호 시스템에서 방사성 물질 누출 제어

1. 보일러 방호 시스템 설계는 핵발전소에서 방사성 물질이 환경으로 누출되는 것을 최소화하는 ALARA 원칙을 준수하며, 이 수준은 허용 한도보다 낮아야 한다.

2. 보일러 방호 시스템의 밀폐성을 영향을 미치는 구조물, 시스템 및 부품은 핵발전소 운영 기간 동안 설계 압력에서 누설 검사를 수행할 수 있도록 설계, 제작 및 설치되어야 한다.

3. 보일러 방호 시스템을 관통하는 점은 다음 요구 사항을 충족해야 한다.

a) 보일러 방호 시스템을 관통하는 점의 수는 최소화되어야 하며, 이러한 점에 대한 기능과 요구사항은 보일러 방호 시스템 설계와 동일한 수준이어야 한다.

b) 이러한 점들은 파이프 움직임, 충격 또는 방사성 물질 관련 내부 및 외부 위험으로 인한 힘에 저항할 수 있어야 한다.

조 42. 보일러 방호 시스템 격리

1. 보일러 방호 시스템을 관통하는 파이프가 냉각재 압력 경계의 일부 또는 보일러 방호 시스템 내부 공기와 직접 연결된 경우 다음 요구 사항을 준수해야 한다.

a) 사고 발생 시 고도의 신뢰성을 갖춘 자동 밀폐 기능이 있어야 한다.

b) 본 항 a 점에서 규정된 밀폐 기능은 적어도 두 개의 보일러 방호 시스템 격리 밸브 또는 일방 밸브를 연속적으로 설치하여 달성되며, 이들 밸브는 누설 감지 시스템과 함께 사용된다. 격리 밸브 또는 일방 밸브는 보일러 방호 시스템에 가장 가까운 위치에 설치되어야 하며 각 밸브는 독립적으로 신뢰할 수 있게 작동하고 정기적으로 검사되어야 한다.

c) 측정 장비를 포함하는 파이프 또는 보일러 방호 시스템을 관통하는 점을 통과하는 시스템의 안전성을 저하시키는 경우, 본 항 a 점과 b 점에서 규정된 요구 사항을 준수하지 않아도 된다.

2. 보일러 방호 시스템을 관통하는 파이프가 냉각재 압력 경계의 일부가 아니거나 보일러 방호 시스템 내부 공기와 직접 연결되지 않은 경우, 보일러 방호 시스템 외부에 가장 가까운 위치에 적어도 하나의 격리 밸브가 설치되어야 한다.

조 43. 보일러 방호 시스템 출입구

1. 운전원을 위한 보일러 방호 시스템 출입구는 공기 밀폐형이며, 이 출입구는 항상 적어도 하나가 닫혀 있는 상태를 유지하도록 연동되어야 한다. 출입구 및 통로 설계에는 감시 시스템이 포함되어야 하며, 직원의 안전을 보장하기 위한 설계 요구 사항이 적용되어야 한다.

2. 보일러 방호 시스템을 열어 장비나 물자를 운송하는 경우, 필요할 때 보일러 방호 시스템을 격리할 수 있도록 신속하고 신뢰성 있게 닫을 수 있는 설계가 이루어져야 한다.

조 44. 보일러 방호 시스템 내부 조건 제어

1. 보일러 방호 시스템 내부의 압력, 온도 제어 및 분열 생성물 또는 다른 기체, 액체, 고체의 축적 제어를 위한 시스템이 있어야 한다. 이러한 물질은 중요한 안전 시스템의 작동에 영향을 미칠 수 있다.

2. 보일러 방호 시스템 내부의 분리된 챔버 사이에는 충분한 연결 통로가 있어야 하며, 이는 사고 시 압력 균형으로 인해 발생할 수 있는 압력 차이가 구조물이나 중요한 사고 감소 시스템에 심각한 손상을 초래하지 않도록 설계되어야 한다.

3. 보일러 방호 시스템에서 열을 제거하여 고 에너지 해방 사고 후 보일러 방호 시스템 내부의 압력과 온도를 가능한 한 낮은 수준으로 줄이고 유지할 수 있는 능력을 보장해야 한다. 이러한 열 제거 기능을 수행하는 시스템은 신뢰성이 높아야 하며 예비성이 있어야 한다.

4. 분열 생성물을 제어하는 시스템이 있어야 하며, 이는 사고 시 환경으로 분열 생성물의 누출을 최소화한다.

5. 사고 시 보일러 방호 시스템 내부의 수소, 산소 및 기타 물질의 농도를 제어하는 시스템이 있어야 하며, 이는 폭발을 방지한다.

6. 보일러 방호 시스템 내부의 부품 및 구조물에 적용되는 코팅, 단열재 및 도금은 이러한 안전 기능이 손상되더라도 영향을 받지 않도록 설계되어야 한다.

절 4
측정 및 제어 시스템

조 45. 측정 시스템

1. 측정 시스템은 분열 과정, 활성화 영역의 완전성, 원자로 냉각 시스템 및 원자로 격납 용기의 상태에 영향을 미칠 수 있는 주요 파라미터 값들을 측정하여 신뢰하고 안전하게 핵발전소(NMĐHN)를 운영하고, 사고 발생 시 NMĐHN의 상태를 확인하며, 관리 목적으로 결정을 내릴 수 있어야 한다.

2. 기록 장치는 NMĐHN의 상태를 모니터링하고 사고의 진행 상황을 추적하며, 방사선이 발생하는 위치와 양을 예측하고 사고 후 분석을 수행할 수 있도록 충분한 정보를 제공해야 한다.

조 46. 제어 시스템

제어 시스템은 정해진 운전 범위 내에서 관련 과정 변수를 제한하기 위해 충분한 신뢰성을 갖추어야 하며 적합해야 한다.

조 47. 보호 시스템

1. 보호 시스템은 다음 요구 사항을 충족해야 한다:

가) 안전하지 않은 조건을 감지하고 안전 시스템을 자동으로 작동시키는 능력이 있어야 하며, 이는 NMĐHN의 안전 조건을 달성하고 유지하기 위함이다;

나) 제어 시스템에 대한 위험한 조작을 극복할 수 있는 우월한 능력이 있어야 한다;

다) 보호 시스템 자체가 손상된 경우에도 NMĐHN의 안전 조건을 복원할 수 있는 능력이 있어야 한다;

라) 이상이나 사고 발생 직후부터 인력 개입이 필요할 때까지 적절한 시간 동안 안전 시스템의 활동을 활성화하고 자동 활동을 유지할 수 있는 능력이 있어야 한다;

마) 인력에게 자동 행동의 영향을 모니터링할 수 있는 정보를 제공해야 한다.

2. 인력의 행동이 보호 시스템의 효율성을 해치지 않도록 설계되어야 하며, 사고 발생 시 인력의 올바른 행동을 방해하지 않아야 한다.

조 48. 측정 시스템과 제어 시스템의 신뢰성 및 검사 가능성

1. 안전에 중요한 항목에 대한 측정 시스템과 제어 시스템은 해당 항목의 안전 기능에 상응하는 높은 신뢰성과 정기적인 검사 가능성을 갖추어야 한다.

2. 측정 시스템과 제어 시스템은 검사를 용이하게 하고, 시스템 오류의 자동 알림 및 자동 복구, 기능과 원리 운용의 다양성을 통해 모든 상황에서 안전 기능을 보장하도록 설계되어야 한다.

3. 안전 시스템은 NMĐHN이 운전 중일 때도 포함하여 안전 시스템의 기능을 정기적으로 검사할 수 있도록 설계되어야 하며, 각 채널의 독립적인 검사를 통해 결함을 발견하고 예비성 보장을 위한 검사를 수행할 수 있도록 해야 한다. 또한 센서, 입력 신호, 시작 메커니즘 및 디스플레이 장치의 기능 검사를 수행할 수 있도록 해야 한다.

4. 안전 시스템 또는 그 일부를 검사하기 위해 중단될 때는 이러한 중단을 명확히 표시해야 한다.

조 49. 안전에 중요한 시스템에서 컴퓨터 기반 장치의 사용

1. 안전에 중요한 시스템이 컴퓨터 기반 장치에 의존하는 경우, 시스템의 전체 수명 동안 하드웨어와 소프트웨어의 개선 및 테스트에 대한 규정이 있어야 하며 특히 소프트웨어 개선 프로세스에 대해 그러하다. 이러한 개선 프로세스 전반에 걸쳐 품질 관리 시스템이 있어야 한다.

2. 안전 시스템과 안전과 관련된 시스템에서의 컴퓨터 기반 장치는 다음 요구 사항을 충족해야 한다:

가) 시스템의 안전에 대한 중요도에 따라 고급 하드웨어와 소프트웨어를 사용해야 한다;

나) 설계 변경 시 검토, 검사 및 운전 테스트를 포함한 전체 설계 프로세스에 대한 체계적인 문서화가 있어야 하며, 이 문서는 지속적으로 검토되어야 한다;

다) 설계 그룹과 공급업체와 독립적으로 전문가가 평가하여 높은 신뢰성을 보장해야 한다;

라) 안전에 중요한 장치에 대해 명확한 논거로 높은 신뢰성을 확보할 수 없는 경우 다중 설계 원칙을 적용해야 한다;

마) 컴퓨터 소프트웨어에서 유래한 같은 원인의 결함을 고려해야 한다;

바) 시스템 운전 중 또는 사고 발생 시 간섭에 의해 손상될 가능성을 방어해야 한다.

조 50. 보호 시스템과 제어 시스템의 분리

1. 보호 시스템과 제어 시스템은 기능적으로 독립되어야 하며, 그들 사이의 영향을 방지하기 위해 분리 방법을 적용해야 한다.

2. 보호 시스템과 제어 시스템이 공용 신호를 사용하는 경우, 이러한 신호는 보호 시스템의 일부로 그룹화되어야 하며, 이 경우 두 시스템 간의 분리는 명확한 근거를 제공해야 한다.

조 51. 제어실

1. 제어실 설계는 모든 운전 상태에서 안전하게 자동 또는 수동으로 운전할 수 있도록 하고, 원자력 발전소(NMĐHN)를 안전 상태로 유지하거나 이상 및 사고 후 안전 상태로 되돌릴 수 있는 조치를 포함해야 한다.

2. 제어실과 외부 환경 사이에는 벽체와 적절한 분리 조치가 있어야 하며, 사고 발생 시 제어실 근무 직원을 방사선 농도 상승, 방사성 물질 누출, 폭발 또는 독성 가스 확산 등 위험으로부터 보호하기 위한 충분한 정보를 제공해야 한다.

3. 제어실 내외부에서 발생할 수 있는 제어실 연속 운영에 영향을 미칠 수 있는 사고를 분석하고, 실제적이고 합리적인 조치를 취하여 사고 발생 시 결과를 최소화해야 한다.

조 52. 보조 제어실

1. 본 통지의 조 51에 따른 제어실과 물리적, 전기적, 기능적으로 분리된 측정 및 제어 장비를 갖춘 보조 제어실이 있어야 한다.

2. 보조 제어실은 주 제어실의 관련 기능 수행 능력 상실 시 원자로 정지 상태 유지, 열 잔여량 관리 및 관련 매개변수 변화 감시를 할 수 있어야 한다.

3. 본 통지의 조 51 항 2에 따른 직원 보호 요구사항을 보조 제어실에도 적용한다.

조 53. 비상 운영 센터

1. NMĐHN은 주 제어실과 보조 제어실과 분리된 위치에 비상 운영 센터를 설치해야 한다.

2. NMĐHN 내 중요 매개변수, 방사선 조건 및 주변 환경 정보가 센터에 표시되어야 한다.

3. 센터는 주 제어실, 보조 제어실, NMĐHN 내 중요한 위치, 그리고 긴급 대응 단위와의 통신 수단을 갖추어야 한다.

4. 긴 시간 동안 센터에서 근무하는 직원을 사고 시 위험으로부터 보호하기 위한 조치를 취해야 한다.

5. 긴급 대응 직원의 작업 시간을 연장할 수 있도록 센터에 필요한 시스템, 장비 및 조건을 갖추어야 한다.

절 5
긴급 전력 공급 시스템

조 54. 긴급 전력 공급 시스템

1. NMĐHN 내 긴급 전력 공급 시스템은 외부 전력 공급 손실로 인한 이상 및 사고 시 필요한 전력을 제공할 수 있어야 한다.

2. NMĐHN 내 긴급 전력 공급 시스템 설계 기준은 가정된 사고와 관련된 안전 기능을 고려하여 요구되는 능력, 준비 상태, 필요 전력 공급 시간, 출력 및 지속성을 결정해야 한다.

3. 긴급 전력 공급원의 조합, 예를 들어 증기 터빈, 디젤 발전기 또는 배터리의 신뢰성은 안전 시스템의 전력 공급 요구사항에 맞게 선택되어야 하며, 각 시스템 기능에 대한 검사를 용이하도록 설계되어야 한다.

4. 안전 관련 중요한 항목을 위한 디젤 엔진과 긴급 전력 공급 시스템의 설계는 다음 요구사항을 충족해야 한다:

a) 연료 저장 용량과 공급 시스템은 특정 기간 동안의 사용 요구를 충족해야 한다.

b) 발전기가 모든 상황과 시간에 시작되고 작동할 수 있는 능력이 있어야 한다.

c) 발전기의 보조 시스템, 예를 들어 냉각 시스템이 있어야 한다.

목 6
지원 시스템 및 보조 시스템

조 55. 지원 시스템 및 보조 시스템의 대응 능력

지원 시스템 및 보조 시스템은 해당 시스템 또는 부품의 안전 중요도에 따라 이러한 시스템의 대응 능력을 보장하도록 설계되어야 한다.

조 56. 열 부하 시스템

원자력 발전소 내 항상 운전 중인 시스템과 부속(사고 발생 시 포함)은 열 부하 보조 시스템을 갖추어야 하며, 열 부하 시스템의 일부는 격리되어야 한다.

조 57. 과정 샘플링 시스템 및 사고 후 샘플링 시스템

1. 방사성 핵종 농도를 결정하기 위해 시스템이 처리하는 액체, 기체 및 액체 샘플에서 방사능 농도를 확인할 수 있는 과정 샘플링 시스템 및 사고 후 샘플링 시스템이 있어야 한다. 모든 운전 상태와 사고 상황에서 이 시스템이 작동해야 한다.

2. 방사능 활동을 모니터링하고, 액체 및 기체 저장 시스템에서 방사능 감염 가능성을 제거하기 위한 적절한 조치가 있어야 하며, 샘플링 방법이 있어야 한다.

조 58. 공기 압축 시스템

설계 단계에서 공기 압축 시스템에 공급되는 공기의 품질, 유속 및 청정도를 정확히 결정해야 한다.

조 59. 공기 조절 시스템 및 환기 시스템

1. 원자력 발전소 내 모든 구역에서 시스템 및 중요한 안전 부품을 유지하기 위해 적절한 공기 조절, 난방, 냉각 및 환기 시스템이 있어야 한다.

2. 건물 내 환기 시스템은 다음 요구 사항을 충족하도록 공기 필터링 능력을 보장해야 한다.

가) 원자력 발전소 내 방사선 확산을 규정된 한도 이내로 유지한다.

나) 직원들이 출입해야 하는 구역의 공기 중 방사선 농도를 규정된 한도 이내로 유지한다.

다) 원자력 발전소 내 공기 중 방사선 수준을 규정된 한도 이내로 유지하고 ALARA 원칙을 준수한다.

라) 방사선을 통제하는 능력을 손상시키지 않도록 무기질 가스나 독성 가스를 포함하는 방의 환기를 수행한다.

마) 방사선 가스의 환경으로의 확산을 규정된 한도 이내로 유지하고 ALARA 원칙을 준수한다.

2. 방사선 노출이 높은 지역은 방사선 노출이 낮은 지역보다 낮은 압력(국부 진공 상태)을 유지해야 하며, 직원들이 출입하는 구역에서는 이 원칙이 적용되어야 한다.

조 60. 소방 시스템

1. 원자력 발전소 내 모든 위치에는 화재 감지 시스템, 소화 시스템, 화재 격리 울타리 및 환기 시스템이 있어야 하며, 이는 화재 위험 분석 결과를 고려하여 설계되어야 한다.

2. 원자력 발전소 내 소방 시스템은 모든 화재 시나리오에 대응할 수 있어야 한다.

3. 소화 시스템은 필요한 위치에서 자동으로 작동할 수 있어야 하며, 설계 및 설치 위치는 시스템의 이상이 발생했을 때 중요한 안전 요소에 큰 영향을 미치지 않도록 해야 한다.

4. 화재 감지 시스템은 화재 발생 초기에 직원들에게 화재의 위치와 규모에 대한 정보를 신속하게 제공해야 한다.

5. 예상 사고 발생 시 화재를 억제하기 위한 화재 감지 시스템 및 소화 시스템은 이러한 사고로부터의 영향을 저지할 수 있는 능력을 가져야 한다.

6. 원자력 발전소 내 모든 가능한 위치에 불연 재료 및 절연 재료를 사용해야 하며 특히 반응기 보호 캐비닛 및 제어실에서 이를 적용해야 한다.

조 61. 조명 시스템

원자력 발전소 내 작업 구역은 모든 운전 상태와 사고 상황에서 조명이 이루어져야 한다.

조 62. 부양 설비

1. 안전에 중요한 항목과 안전 항목 근처의 다른 항목들은 부양 설비를 통해 부양되어야 한다.

2. 부양 설비는 다음 기능을 갖추어야 한다.

가) 과부하 부양을 방지하는 기능;

나) 추락 사고를 방지하는 기능;

다) 자체와 부양된 항목을 안전하게 이동할 수 있는 기능;

라) 안전 연동 잠금 장치가 있는 기능;

마) 안전 항목이 설치된 지역에서 사용될 경우 충격 저항 설계가 되어 있어야 한다.

절 7
에너지 전환 시스템

조 63. 증기 공급 시스템, 수 공급 시스템 및 터빈 발전기 시스템

1. 증기 공급 시스템, 수 공급 시스템 및 터빈 발전기 시스템 설계는 모든 상황에서 냉각 매체의 압력 범위를 초과하지 않도록 해야 한다.

2. 증기 공급 시스템은 검사된 질량 보증을 받은 분리 밸브를 포함하고 적절한 속도로 작동하며 모든 상황에서 규정에 따라 작동할 수 있도록 설계되어야 한다.

3. 증기 공급 시스템 및 수 공급 시스템은 적절한 용량으로 설계되어야 하며 운영 중 이상이 사고로 발전되는 것을 방지할 수 있어야 한다.

4. 터빈 발전기는 진동 및 과속을 방지하도록 설계되어야 하며 터빈에서 발생 가능한 물체의 영향을 중요한 안전 항목에 미치는 것을 방지하기 위한 조치가 있어야 한다.

절 8
폐기물 처리 및 방사선 방출 시스템

조 64. 폐기물 처리 및 관리 시스템

1. 원자력 발전소에는 방사성 고형 및 액체 폐기물을 처리하여 방출되는 방사선 양과 농도를 규정한 한도 이내로 유지하고 ALARA 원칙을 준수하도록 시스템이 있어야 한다.

2. 방사성 폐기물 처리 시스템, 관리 및 보관 시설은 처분 계획에 따른 적절한 시간 동안 원자력 발전소 내에 설계되어야 한다.

3. 원자력 발전소 설계는 방사성 폐기물의 운송 및 처리를 용이하게 하는 특성을 가져야 하며, 폐기물의 운송, 부상, 포장 등을 고려해야 한다.

조 65. 액체 및 가스 폐기물 처리 및 관리 시스템

1. 방사성 액체 및 가스 폐기물 처리 시스템은 방사성 폐기물의 잔류량을 규정한 한도 이내로 유지하고 ALARA 원칙을 준수하도록 설계되어야 한다.

2. 원자력 발전소 내에서 방사성 액체 및 가스 폐기물을 처리하여 이러한 폐기물이 환경 외부로 배출되었을 때 주민에게 발생하는 선량을 ALARA 원칙에 따라 관리해야 한다.

3. 원자력 발전소 설계는 방사성 액체 폐기물의 환경 외부 배출을 규정한 한도 이하로 유지하고 ALARA 원칙을 준수하도록 적절한 조치를 취해야 한다.

4. 가스 형태의 방사성 물질 필터링 장치는 필요 한도 이상의 방사성 물질 확산을 방지하도록 설계되어야 하며, 필터링 시스템의 효율성을 확인할 수 있어야 한다. 이 시스템의 작동 및 기능은 필터의 수명 동안 지속적으로 모니터링되어야 하며, 필터 교체가 공기 유속을 유지하면서 가능해야 한다.

절 9
연료 처리 및 보관 시스템

조 66. 연료 처리 및 보관 시스템

1. 원자력 발전소 내에서 연료 처리 및 보관 시스템이 있어야 하며, 처리 및 보관 중 연료를 통제해야 한다.

2. 원자력 발전소 설계는 사용 전 및 사용 후 연료의 부상, 이동 및 처리를 용이하게 하는 특성을 가져야 한다.

3. 원자력 발전소 설계는 연료의 이동 또는 연료, 용기의 추락 사고 시 중요한 안전 항목에 대한 중대한 영향을 방지해야 한다.

4. 사용 전 및 사용 후 연료 처리 및 보관 시스템은 다음 요구 사항을 충족해야 한다.

가) 물리적 방법, 물리적 과정 또는 안전 여유를 통해 제한치 도달을 방지해야 하며, 가능한 경우 적절한 기하학적 구성으로 수행해야 한다;

나) 연료 점검을 용이하게 해야 한다;

다) 중요한 안전 부품의 정기 점검 및 유지보수를 용이하게 해야 한다;

라) 연료 손상을 방지해야 한다;

마) 운송 중 연료의 추락을 방지해야 한다;

바) 각 연료 봉의 식별 표시가 있어야 한다;

사) 방사선 보호 조치가 있어야 한다;

아) 핵 연료의 적절한 운전 절차와 감사, 감독 시스템이 있어야 한다.

5. 사용 후 연료 처리 및 보관 시스템은 다음 요구 사항을 충족해야 한다.

가) 모든 상황에서 연료의 열을 제거할 수 있어야 한다;

나) 규정된 한도를 초과하지 않는 스트레스를 연료 막대 또는 봉에 가하지 않아야 한다;

다) 운송 중 연료의 추락을 방지해야 한다;

라) 다른 무거운 물체의 추락으로 인한 연료 손상을 방지해야 한다;

마) 손상되거나 의심스러운 연료 막대 또는 봉을 안전하게 보관해야 한다;

바) 중성자 흡수제 용액의 양을 제어하여 안전한 상태를 유지해야 한다;

사) 연료 처리 및 보관 장비의 유지보수 및 해체가 용이해야 한다;

아) 연료 처리 및 보관 장비, 구역의 방사선 제거가 용이해야 한다;

자) 예정된 활성 구역 관리 계획에 따라 활성 구역에서 제거된 모든 연료를 저장할 수 있는 적절한 용량이 있어야 한다;

차) 연료의 저장 장소에서의 제거 및 운송 전 준비가 용이해야 한다.

6. 수조를 사용하여 연료를 보관하는 원자력 발전소의 설계는 다음 기술적 해결책을 포함해야 한다.

가) 사용 후 연료 처리 또는 보관을 위해 수온, 화학적 성질, 활성도를 제어해야 한다;

나) 수조의 수위를 모니터링하고 누출을 감지하는 조치를 취해야 한다;

다) 파이프가 파손될 경우 수조 내 연료 막대 및 봉의 노출을 방지해야 한다.

절 10
방사선 보호

조 67. 방사선 보호 설계

1. 직원에게 노출되는 선량을 제한 수준 이하로 유지하고 ALARA 원칙을 준수하기 위해 필요한 규정을 준수한다.

2. 원자력 발전소 내의 방사성 물질 출처와 관련된 방사능 위험을 정확히 파악하고, 이러한 출처로부터의 선량을 ALARA 원칙에 따라 관리하며, 연료봉의 겉면을 보호하고, 마모 제품과 활성화 제품의 생성, 진행 및 영향을 관리한다.

3. 구조물, 시스템 및 부품을 구성하는 재료를 선택하여 재료 활성화 가능성을 최소화한다.

4. 방사성 물질, 방사성 폐기물 및 방사능 오염의 확산을 방지하기 위한 기술적 조치를 취한다.

5. 원자력 발전소 설계는 직원이 방사선 노출 위험이 있는 지역 또는 방사능 오염 가능성 있는 지역으로 접근할 때 입구 및 출구를 통제하도록 하며, 적절한 제어 방법과 환기 시스템을 사용하여 방사선 노출 또는 방사능 오염을 방지하거나 최소화한다.

6. 원자력 발전소 운영 중, 연료 교체, 유지보수 및 점검 활동 중 발생 가능한 방사선 노출 및 오염 수준에 따라 원자력 발전소를 구역별로 분류하고, 사고 시 발생 가능한 노출 및 오염 수준을 결정하며, 방사선 노출을 방지하거나 최소화하기 위한 보호 조치를 취한다.

7. 원자력 발전소 설계는 일반적인 운영, 연료 교체, 유지보수 및 점검 과정에서 직원이 받는 방사선 노출이 ALARA 원칙을 준수하도록 하며, 이를 위해 필요한 전문 장비를 사용한다.

8. 높은 선량을 받을 가능성이 낮은 구역에서 자주 유지보수가 필요하거나 수동으로 작동하는 장비를 설계 및 설치하여 직원의 선량을 최소화한다.

9. 원자력 발전소 내 직원과 장비를 세정하기 위한 시설을 갖추어야 한다.

조 68. 방사선 감시 조치

1. 정상 운전 및 사고 상황에서 방사선 감시 장비를 설계 및 설치한다. 설계 외 사고 상황에서도 방사선 감시 장비를 작동시키도록 설계 및 설치할 수 있다.

2. 직원들이 자주 이동하는 위치와 허용된 상태에서 방사능 수준이 변동될 수 있는 위치에서 방사능 선량을 측정하기 위한 고정형 선량 측정기를 설치한다.

3. 고정형 선량 측정기는 다음 기능을 가져야 한다:

a) 사고 시 원자력 발전소 내 필요한 위치에서 방사능 수준을 표시한다.

b) 제어실 및 제어 위치에서 직원이 필요한 조치를 취할 수 있도록 충분한 정보를 제공한다.

4. 고정형 방사선 감시 장비는 직원들이 일하는 구역과 방사능 수준이 보호 조치가 필요한 구역에서 공기 중 방사능 활동을 측정해야 한다. 방사능 인공물질 농도가 높아지면 제어실과 필요한 다른 위치에서 표시되어야 한다. 장비나 시스템의 결함이나 비정상 상황으로 인해 방사능 오염이 발생할 가능성이 있는 구역에는 방사능 감시 장비를 설치한다.

5. 액체 처리 시스템, 기체 및 액체 샘플, 원자력 발전소의 시스템 또는 운영 상태 및 사고 시 환경에서 방사능 농도를 신속하게 확인하기 위한 고정형 장비와 실험실을 갖추어야 한다.

6. 방사능 배기 가스 또는 방사능 오염 가능성이 있는 배기 가스를 환경으로 배출할 때 방사능 측정 장비를 설치한다.

7. 방사능 표면 오염을 측정하는 장비를 설치한다. 제어 구역과 감시 구역의 출구에서 방사선 검출 게이트, 손과 발 측정기를 설치하여 직원과 장비의 방사선을 관리한다.

8. 직원의 누적 선량을 평가하고 기록하기 위한 방사선 및 방사능 오염 감시 시설을 갖추어야 한다.

9. 원자력 발전소 주변 지역의 방사선 노출 및 기타 방사능 영향을 관찰하여 환경 방사능 활동 수준을 측정하고, 다음 요소를 고려한다:

a) 식품 체인을 포함한 대중에게 방사선 노출 방식;

b) 지역 환경에서의 방사능 영향(있을 경우);

c) 환경에서의 방사능 축적 가능성;

d) 예상치 못한 방사능 확산 가능성.

장 IV
시행규정

조 69. 효력 발생

1. 본 고시는 발효일로부터 45일 후에 효력이 발생한다.

2. 시행 중 문제점이 발생하면 과학기술부에 즉시 보고하여 수정 또는 보완을 검토한다.