고리 4호기 원자로 수동정지 조사 및 정기검사 결과에 따른 재가동 심의(안)

제 80 회 원자력안전위원회

의안번호 제 1 호 ^심_의

의 결 사 항 의결일자 2018. 4. 12.

공개여부 공개

고리 4호기 원자로 수동정지 조사 및 정기검사 결과에 따른 재가동 심의(안)

제 출 자 원 자 력 안 전 위 원 회 위원장 강 정 민

제출일자 2018. 4. 12.

1. 의결주문

○ 고리 4호기에 대한 수동정지 조사 및 정기검사 결과 안전성을 확보한 것으로 확인됨에 따라, 고리 4호기의 원자로 재가동을 의결함

2. 제안이유

○ 2017.3.27. 고리 4호기 증기발생기의 수실 배수배관에서 누설이 확인되어 사업자는 운영기술지침서에서 요구하는 바에 따라 원자로 수동 정지 - 수동정지 사건조사와 함께 격납건물 라이너플레이트(CLP) 점검과

정기검사가 수행되었고, 현재까지 임계 전에 수행하여야 하는 모든 검사항목 검사 완료

○ 그동안 KINS가 수행한 사건조사 결과와 CLP 점검결과, 임계 전 정기 검사 결과를 확인하고, 원자력안전위원회 회의 운영에 관한 규칙 제7조 제2항에 따라 고리 4호기 원자로 재가동을 의결하고자 함

3. 주요내용

가. 수동정지 사건조사 결과

○ 누설원인 분석 결과, 원자로 운전 시 발생하는 진동으로 배수배관과 밸브 간 용접부에 균열이 발생하였고, 이를 통해 냉각재가 누설된 것 확인

○ 사업자가 수실 배수배관을 차단하고 대체 배수방안을 수립하였으며, 또한 이번 누설부와 유사한 부위의 건전성을 점검하였음을 확인 나. CLP 건전성 점검 결과

○ 장기 대기노출로 인한 CLP 배면부식과, 시공 과정에서의 작업관리 미흡으로 인한 CLP 두께감소 발견

○ CLP가 최소 요구두께보다 얇은 부위 중 배면부식 부위는 보수하고, 부식이 없는 부위는 안전성평가를 실시하여 그 결과가 적합함을 확인

다. 임계 전 정기검사 결과

○ 임계 전에 수행하여야 하는 모든 검사항목 검사 완료

○ 현재까지의 검사 결과, 원자로 및 관계시설의 성능이 관련 기술기준을 만족한 것을 확인

4. 검토사항 : [별지] 참조

5. 참고사항

○ 원자력안전위원회 회의 운영에 관한 규칙 제7조제2항 별표2 - 운영기술지침서의 요구사항에 따라 원자로를 정지한 경우

<별지> 고리 4호기 원자로 수동정지 조사 및 정기검사 결과

[별지]

고리

고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 고리 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4 4호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 호기 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 원자로 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 수동정지 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 조사 및 및 및 및 및 및 및 및 및 및 및 및 및 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 정기검사 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 결과 고리 4호기 원자로 수동정지 조사 및 정기검사 결과

Ⅰ. 개 요

□ 2017.3.27. 23:24 경, 정상운전 중이던 고리 4호기의 증기발생기 ‘A’

수실 배수밸브에서 원자로냉각재 누설 확인

○ 한수원은 운영기술지침서에서 요구하는 안전조치로서 원자로를 수동 정지(3.28, 05:11) [참고1]

○ 원안위는 사건을 보고받은 직후 조사단을 파견, 현장점검 착수(3.28)

□ 수동정지 사건조사 진행 중 고리 4호기 정기검사 주기가 도래하여, 원안위는 사건조사와 정기검사를 동시에 수행

○ 사건조사 및 임계 전 정기검사 결과 원전 안전성이 확보된 것으로 확인

□ 원자력안전위원회 회의 운영에 관한 규칙 제7조제2항에 따라 원자력 안전위원회 심의·의결을 거쳐 재가동 추진

< 사건 주요 경위 >

○ 3.26(일) 11:25 격납건물 배수조 수위증가율 증가 확인(60 → 166 L/일)

※ 격납건물 방사능준위, 원자로냉각재 수위변화 등 관련변수 점검결과 변화없음

○ 3.27(월) 14:32 격납건물 내부점검 착수

23:24 증기발생기 수실 배수밸브 주위에서 증기누설 확인

※ 운영기술지침서 운전제한조건 3.4.13(원자로냉각재계통 누설 제한) 적용

○ 3.28(화) 00:20 원자로 출력감발 착수

03:30 정확한 누설부 확인(증기발생기 수실 배수배관과 밸브 간 용접부)

05:11 원자로 수동정지 완료(운전모드3)

○ 3.29(수) 03:45 원자로 저온정지 진입(운전모드5)

Ⅱ. 사건조사 결과

① 운전 및 대응조치의 적절성

□ 한수원은 격납건물 집수조 수위의 비정상 증가 인지 후, 보수적으로 원자로냉각재계통 누설 시 대응절차를 준용해 운전변수 감시 등 수행

○ 운전변수를 통한 누설부 확인이 불가^*하자 격납건물 내부점검을 통해 누설부 확인 후, 운영기술지침서에 따른 운전조치(수동정지) 수행

* 누설량이 미미함에 따라 1차계통의 온도, 압력, 수위 등 운전변수 변동 없음

□ 운영기술지침서에서 규정한 제한시간 이내에 조치를 완료하는 등, 한수원의 대응조치는 적절하였다고 판단됨

② 방사선 영향평가 및 작업자 피폭관리의 적절성

□ 사건 전후에 소내·외 방사선 준위가 평상시 범위를 유지^*하는 등 이번 사건으로 인한 방사선 영향은 미미한 수준으로 평가됨

* 격납건물 내 : 최대 1.66×10^-9μCi/cc (경보치 : 8.40×10^-4μCi/cc) 환경방사선 : 최대 14.3μR/h (우리나라 정상범위 : 5∼30μR/h)

※ (냉각재 누설량) 한수원은 집수조 수위증가율 등을 근거로 총 누설량을 413.78L로 평가(약 3.6일)하였고, KINS 검토 결과 타당한 것으로 확인

□ 누설부위 확인, 보수 등을 수행한 작업자 140명에 대한 피폭선량^*이 원안법에서 요구하는 기준을 만족함을 확인

* 2017년 기준 작업자 피폭선량은 최대 10.02mSv/y(타원전 작업 포함)

③ 원인분석 결과

□ 누설이 발생한 결함부위(배수배관과 밸브 간 용접부) 검사결과, 결함 원인은 배관진동에 따른 피로누적으로 확인 _[참고2]

○ 과거 두 차례의 배관형상 변경^*에 따라 배관의 진동특성이 변했고,

(고유진동수 변화), 이로 인해 배관진동 증대

* (`06.3월) 배수노즐 용접부를 응력부식균열에 강한 Alloy690 재질로 변경(기존 Alloy600) (`11.9월) 고리 3호기 배수배관 누설사건(`08년) 후속조치로 배수배관 길이 조절

④ 사업자 주요 후속조치

□ 증기발생기 배수방안 변경 (조치완료)

○ 누설 위험의 원천 제거를 위해 배수배관을 차단하고(설계사 권고), 이를 대신해 OH 시마다 별도 배수설비 설치·활용방안 수립 [참고3]

- 해외에서도 고리 4호기와 유사한 증기발생기를 사용하는 원전

(WH형)에서 배수배관을 막고 별도설비를 활용하는 사례^* 확인

* 미국 Surry 1·2호기, Catawba 2호기, salem 1호기 등

□ 유사 용접부 점검 (조치완료)

○ 2인치 이하 주요 소구경배관 소켓용접부를 점검(303개소)토록 하고, 발견된 용접불량 4개소를 적절히 보수하였음을 확인 [참고4]

□ 사업자 절차서 개선 (조치완료)

○ 한수원이 원전 관리절차 및 운전경험반영 절차를 개선토록 조치 - 습도 등 운전변수가 상시 값 초과 시 냉각재 누설점검 강화, 안전

관련 설비의 설계·형상변경 시 진동평가 수행 등

□ 과거사건 후속조치 이행상황 점검 (조치완료)

○ 지난 10년간 발생한 사건에 대한 후속조치(158건)의 이행상황 등을 점검한 결과, 적절히 이행되었음을 확인

□ 증기발생기 배수 변경방안 확대적용(~`18.11월)

○ 고리 4호기와 유사한 증기발생기를 사용하는 원전(고리2·3, 한빛1·2)도 배수배관을 차단하고, 별도 배수설비 활용

□ 2인치 이하 주요 소구경배관 소켓용접부 관리방안 개선(~`18.12월)

○ 소켓용접부 별 위험도를 재평가해 점검주기와 방법을 개선하고, 고위험 배관은 설계변경을 추진하는 등 기존 관리방안 개선^*

* 또한, 한수원은 향후 관리대상 소켓용접부를 추가로 확대할 예정

○ 가동중검사 계획에 반영토록 해 정기검사를 통해 지속적 확인

Ⅲ. 임계 전 정기검사 결과

□ 정기검사 개요

○ (검사기간) 2017.05.03. ~ 2018.04.17. ^(350일간)

※ 재가동 승인 이후, 후속 정기검사 수행(11개 검사항목) 예정

○ (진행현황) 검사항목 90개 중 79개 완료, 11개는 임계 전·후 수행

※ 경수로 전체 검사항목 100개 중, 이번 정기검사는 검사주기 등 반영하여 90개 검사

□ 임계 전 정기검사 결과 요약

○ 임계 전까지 완료해야 하는 79개 검사항목에 대한 검사 결과, 고리 4호기는 원자력안전법이 요구하는 기술기준을 만족함을 확인

○ 검사 과정에서 발급한 3건의 지적사항은 한수원의 조치가 적절히 완료되었음을 확인하고 종결 처리 _[참고5]

□ 주요 현안사항

< 격납건물 라이너플레이트^(CLP) 점검결과 >

○ 개 요

- CLP 점검결과 2단에서 배면부식에 따른 두께기준미달 부위 확인(9개소), 전반적으로 부식은 없으나 기준보다 얇은 부위_(2149개소)도 확인 _[참고6]

○ 원인 분석

- (배면부식) CLP가 시공 과정에서 장기간 대기에 노출되는 동안 수분·염분이 유입되어 부식^* 진전 (旣 확인된 한빛 1·2, 한울 1과 동일)

* 대기에 장기 노출된 부위에서 CLP와 콘크리트 사이의 틈으로 ① 수분·염분 등이 유입되고, 콘크리트 타설 후 ② 산화(부식부위)·환원작용으로 CLP 배면 부식

- (부식없는 두께기준 미달) 고리 3·4호기는 국내 기술로 건설한 첫 원전으로, 건설 과정에서의 시행착오와 작업관리 미흡^* 발견

* 건설 시 설치한 임시부착물 제거, CLP 제작당시 표면처리 미흡으로 발생한 부식부위 제거 등 빈번한 그라인딩 작업으로 인해 국부적인 두께감소 발생

○ 후속조치 결과

- (부식부) 두께가 기준보다 얇은 CLP 부위를 부식이 없는 범위까지 절단한 후, 새로운 CLP로 적절히 보수하였음을 확인(47개소)

※ 부식 여부를 확인하기 위해 절단한 비부식 부위 등도 위 47개소에 포함

- (비부식부) 관련 기술기준에 따른 안전성 평가 결과, 불만족한 1개 부위는 육성용접 방식으로 보수토록 하고, 나머지는 기준 만족 확인 [참고7]

※ 비부식부의 경우 부식부와 달리 두께가 추가로 얇아질 가능성이 없고, CLP 교체 시 오히려 건전성에 악영향을 줄 우려가 있어 안전성평가 실시

○ 향후 계획

- 가동중검사 강화 차원에서 CLP를 지속적으로 확인·점검토록 조치하였으며, 향후 정기검사를 통해 확인 예정

< 기타 현안사항 점검결과 >

○ (구조물 특별점검) 철근 밀집부위·결함의심 부위 등 취약부 점검결과, 공극이 발견되지 않는 등 구조물^* 건전성이 유지되고 있음을 확인

* 격납건물, 보조건물 등 안전관련 콘크리트 구조물과 터빈건물

○ (격납건물 종합누설률 시험) 격납건물 기밀성 확인을 위한 종합 누설률 시험 결과, 0.33La로 허용기준(0.75La 이내) 만족 확인

○ (증기발생기) 결함이 확인된 세관 등 5개를 관막음토록 하고, 잔류 이물질(26개, 최대 약 1.8g)이 세관 건전성에 영향을 미치지 않음 확인

○ (후쿠시마 후속대책) 이행상황 점검 결과, 고리 4호기에 해당하는 46개 항목 중 42개 조치완료, 4건은 이행 중임을 확인

Ⅳ. 향후 계획

□ 고리 4호기 수동정지 사건조사 및 임계 전 정기검사 결과 원전 안전성을 확보한 것으로 확인됨에 따라, 고리 4호기 재가동 허용

○ 원자로 임계 전·후 및 출력상승 과정에서, 잔여 검사항목 점검 철저

참고1참고1 고리 4호기 운영기술지침서 관련내용

3.4 원자로냉각재계통

3.4.13 원자로냉각재계통 운전누설

운전제한조건 3.4.13 원자로냉각재계통 운전누설은 다음과 같이 제한된다.

1. 원자로압력경계 누설 없음 ;

2. 미확인 누설 0.227 m³/hr (1 gpm) ; 3. 확인 누설 2.27 m³/hr(10 gpm) ;

4. 어느 한 증기발생기의 1차측에서 2차측으로의 누설 0.567 m³/day (150 gpd)

5. 삭제(DELETE)

적용 운전모드 1, 2, 3, 4

불만족시 조치

불만족상태 조치요구사항 제한시간

1. 압력경계 누설 또는 1차측에서 2차측으로 의 누설을 제외한 그 이외의 원자로냉각재

운전누설이 제한치를 벗어날 때

1.1 누설을 제한치 이내로 감소시킨다.

4시간

2. 불만족상태 1의 조치 요구사항과 제한시간 을 불만족할 때

또는

압력경계 누설이 있을 때

또는

1차측에서 2차측으로의 누설이 제한치를 초과 할 때

2.1 운전모드 3으로 간다.

그리고

2.2 운전모드 5로 간다.

6시간

36시간

참고2참고2 배수배관 누설원인 분석결과 요약

□ 증기발생기 수실 배수배관 개요

○ (기능) 증기발생기 배수 이후에도 수실 내부에 남아 있는 일부 냉각재를 완전히 배수하는 역할(증기발생기 배수 이후 세관검사 가능)

○ (구성) 내경 3/4인치(1.9cm) 소구경배관에 밸브 2개 직렬 설치(WH형 원전)

○ (점검요건) 원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정과 관련 기술기준

(ASME Code Sec.Ⅺ등)에 따르면 배수배관은 검사면제 대상(4인치 이하 면제)

- 한수원은 자체계획을 수립하여 주요 소구경배관 소켓용접부 검사 중

* (누설 용접부 검사현황) `10.5월(교체, RT) → `11.9월(형상변경, RT) → `13.1월(PT)

< 누설부위 개략도 > < 누설부위 사진 >

□ 용접부 누설원인 : 고주기 진동피로에 의한 균열 (누설부 파면검사 결과)

○ (판단근거) 균열선단의 좁은 간격의 줄무늬, 균열입구의 마멸현상 및 균열 면에서의 산화물 눌림 등 반복하중에 의한 취성파면형상 확인

○ (결함크기) 폭 10∼20㎛, 깊이 6.0mm

○ (결함형상) 결함이 내면에서 시작해 외면으로 진전

< 시편 절단 > < 시편 단면 > < 균열 진전 형상 >

□ 진동피로 원인

○ 배수배관 형상을 변경(‘06년, `11년)함에 따라 배관이 저주파 진동에 더 많은 영향을 받게 되어(고유진동수 변화), 진동증폭에 의한 피로 발생

⇒

< `06.3월, 배수노즐 용접재질 변경 >

66

SG하부

⇒

SG하부

< `11.9월, 배수배관 길이변경 >

□ 증기발생기 배수방안 변경

○ 누설 위험의 원천 제거를 위해 배수배관을 차단하고, 이를 대신해 OH 시마다 별도 배수설비 설치·활용방안 수립

누설부위

⇒

< 설계변경 전 > < 설계변경 후 >

참고3참고3 배수배관 제거 이후 증기발생기 배수방안(안)

□ 증기발생기 배수방안

○ (개요) 배수호스와 펌프를 사용해 증기발생기 맨웨이를 통해 잔류 냉각재 배수

○ (배수절차) ①열관 및 냉관을 통해 원자로냉각재 배수 ②맨웨이 개방

③맨웨이를 통해 수실에 배수호스 설치 ④배수펌프를 작동시켜 배수

* 배수된 냉각재는 원자로건물 바닥의 배수구를 통해 격납건물 집수조로 이동

< 수실 배수배관 차단 전 > < 수실 배수배관 차단 후 >

○ (노즐댐 누설 시 배수절차) 배수용 물받이^(30L)를 증기발생기 고온관, 저온관 맨웨이 하부에 각각 설치(총 6대) : 물받이→배수구→집수조로 배수

< 노즐댐 누설 시 배수 경로 >

□ 종사자 피폭영향

○ 매 계획예방정비 시마다 배수작업을 위한 시간 및 인원 증가로 인해 총 외부피폭이 약 0.9 man-mSv/호기 증가할 것으로 예상

○ 작업방법 개선 등 피폭관리 강화 시 합리적으로 관리될 것으로 판단됨

참고4참고4 고리 4호기 유사 용접부 점검결과 요약

□ 점검대상 : 2인치 이하 안전등급 소켓용접부

○ (기존 한수원 관리대상) 정상운전 중 압력경계를 이루면서 냉각재 누설 시 차단 불가능한 2인치 이하 소켓용접부로 첫 번째 차단밸브

○ (추가 점검대상) 원자로냉각재계통에 연결된 2인치 이하 소켓용접부 중 누설 시 원자로 수동정지가 유발될 수 있는 부위(고방사선 구역에 위치하거나 상시 운전되어야 하는 화학 및 체적제어계통 등)

□ 점검방법

○ 초음파검사(PAUT), 표면검사(PT) 등을 통해 점검대상 용접부 전수점검

□ 점검결과

○ 지시(용입불량) 4개소 발견, 정기검사 기간 중 보수/교체 완료

< 점검결과 요약 >

점검대상 점검방법 점검개소 점검결과(개소)

합격 불합격 비 고

303개소 PAUT 263개소 259 4 PAUT 우선 적용, 적용불가 부위(*)는 PT로 점검

PT 40개소(*) 40 0

< 이상지시 확인 밸브 >

원자로 헤드 배기라인 밸브(V1045)

가압기 하부 수위전송기 라인 밸브(V090) - 2개소

원자로냉각재펌프 B 밀봉주입수 라인 밸브(V1065)

참고5참고5 정기검사 지적사항 및 조치결과

연번 지적내용 조치결과

1

<화재방호관리 미흡>

· 허가 없이 방화문을 개방하고, 승인받지 않은 가연성물질을 보관 하는 등 화재방호와 관련한 사항 들이 미흡하게 관리됨

· 방화문 및 가연성물질 관리 미흡 사항에 대해 허가 및 승인을 받아 적절하게 조치

· 관련 교육 및 현장감시 강화 등 재발방지방안을 마련하고 적절히 이행함을 확인

2

<경년열화관리 교육훈련 관리 미흡>

· 경년열화관리 프로그램 운영절차서에 따라 경년열화관리 교육훈련이 연간 교육훈련 계획에 반영되어야 하나, 해당 교육훈련이 반영되어 있지 않음

· 경년열화관리 직무수행 능력양성을 위한 교육훈련 계획이 적절히 반영 되었음을 확인

· 경년열화관리 담당자에 대한 교육 이수 조치가 적절하게 이행됨 확인

3

<터빈 베어링 조립절차 미흡>

· 터빈 베어링 하우징 최종조립 시 기준 체결력까지 조인 후 상·하부 하우징 사이 간극을 확인하여야 하나, 해당 절차서에 기준 체결력과 하우징사이 간극 확인절차가 누락 되어 있음

· 터빈 베어링 볼트 기준 체결력 및 상·하부 하우징사이 간극을 확인하는 절차를 반영하여 절차서 개정

· 개정된 절차서에 따라 터빈 베어링 체결 및 상·하부 하우징사이 간극 점검에 대한 재작업이 적절하게 수행되었음을 확인

참고6참고6 CLP 두께측정 및 보수현황

□ CLP 두께측정 결과

○ 최소두께기준(5.4mm) 미달 총 2158개소 확인

- 두께기준 미달 중 배면부식 : 2단 9개소 / 비부식 : 총 2149개소

CLP 단 CJ/CJ외 CLP 용접선최소두께(mm) CJ부 점검 위치CJ외 CLP 용접선 합계

13 5.28 4.61 1 - 215 216

12 5.23 4.41 - 2 89 91

11 5.80 4.72 - - 50 50

10 5.06 4.46 2 2 382 386

9 5.62 4.36 - - 312 312

8 4.83 4.64 14 17 244 275

7 5.05 4.47 - 2 150 152

6 5.60 4.61 - - 182 182

5 5.17 4.27 - 2 155 157

4 5.60 3.87 - - 104 104

3 4.92 4.26 3 9 115 127

2 3.31 4.82 10(부식9) - 33 43

1 4.78 4.82 8 8 47 63

합계 - 38 42 2,078 2,158

※ 2단·13단에서 최소두께기준 이상이나 배면부식이 있는 부분도 발견(각 2·3개소)

□ 보수 및 안전성평가 결과

○ CLP 배면부식부, 샘플절단부 등 총 47개소 보수교체

CLP 단 부식 CJ 부비부식 부식 CJ 외비부식 표면결함^* 합계

13 3 3 1 7

12 0

11 0

10 1 1 2

9 0

8 2 1 3

7 0

6 0

5 0

4 1 2 3

3 5 2 7

2 11 6 1 1 19

1 5 1 6

합 계 14 23 7 3 47

총 계 37 7 3

* 가동중검사에 의한 표면결함 발견부(NCR 발행)

○ CLP 비부식부 안전성평가 결과, 부적합 1개소 보수 완료(나머지 부위 적합 확인)

참고7참고7 고리 4호기 CLP 안전성평가 결과 요약

□ (개요) 고리 4호기 CLP 점검 중, 부식은 없으나 두께가 최소요구치

(5.4mm, 공칭두께 6.0mm의 90%)보다 얇은 부위(최소값 3.87mm) 발견

○ 시편분석 및 건설기록 확인 결과, 두께가 얇은 원인은 과도한 그라인딩 작업 등 건설 과정에서의 작업관리 미흡 등으로 추정

※ (주요 발견부) ① 임시부착물 부착부 ② CLP 용접부 ③ NCR(불일치사항) 발행부 등

○ 비부식부의 경우 부식부와 달리 두께가 추가로 얇아질 가능성이 없고, CLP 교체가 건전성에 불리할 수 있어, 관련 기술기준^*에 따른 안전성평가 실시

* ASME Sec.XI, Div.1, IWE-3122.3 (KEPIC MIE 3122.3 및 3511.3) : 결함이나 열화로 CLP 모재의 국부적인 두께감소가 호칭두께의 10%를 초과할 경우, 공학적 평가를 통해 구조적 건전성을 확인하거나 보수·교체하여야 함

□ (안전성평가) CLP는 격납건물의 기밀성을 유지해야 하므로, 기술기준 에서 요구하는 허용변형률 기준을 만족하는지 여부를 중점 확인

○ (평가방법) 정상하중 및 사고하중 조건에서 해석 프로그램 평가결과가 CLP 허용변형률이 기준을 만족하는지 여부 확인

- CLP와 콘크리트 사이 앵글이 하나 없다고 가정하고, 재료 특성값은 최소값을 선택하는 등 해석조건을 최대한 보수적으로 적용해 평가

○ (평가결과) CLP가 가장 얇은 부위(3.87mm) 주변에서는 허용변형률을 불만족해, 보수가 필요한 것으로 평가됨

- CLP가 두 번째로 취약한 부위(4.36mm)부터는 허용변형률 만족 확인

□ (후속조치) 안전성평가 결과 기술기준에서 요구하는 변형률 기준을 만족 하지 못하는 부분을 보수토록 조치하였고, 보수완료 확인

○ 격납건물 기밀성 확인을 위한 종합누설률 시험 결과 만족함 확인

□ (결론) 얇은 부위가 CLP 건전성에 미칠 수 있는 영향을 기술적으로 검토한 결과, 고리 4호기 CLP 건전성에는 문제가 없음을 확인

〈 안건 담당자 〉

원자력안전위원회 원자력안전과 오맹호 과 장 (02) 397 - 7281 공병문 사무관 (02) 397 - 7284