목 차

제 77 회 원자력안전위원회

의안번호 제 1 호 보

고 사 항 보고일자 2018. 1. 25.

공개여부 공개

「내진보강 종합검증 특별위원회」 운영 결과 (국내원전 내진보강현황 검토 결과)

제 출 자 원 자 력 안 전 위 원 회 위원장 강 정 민

제출일자 2018. 1. 25.

제 출 문

원자력안전위원회 위원장 귀하

이 보고서를 원전 내진보강 종합검증 특별위원회의

『국내원전 내진보강현황 검토결과』 보고서로 제출합니다.

2018년 1월

원전 내진보강 종합검증 특별위원회

위 원 장 박 재 학 위 원 김 두 기 위 원 손 문 위 원 송 종 걸 위 원 양 준 언 위 원 이 진 한 위 원 정 성 훈 위 원 정 지 환 위 원 최 인 길

I 신월성 2호기 운영허가 개요

목 차

1. 개 요 1

2. 주요 검토결과 3

가. 가동원전 내진성능 보강의 적절성 ··· 3

나. 원전 핵심설비 내진능력 정밀평가의 적절성 ··· 6

다. 정책제안 등 기타분야 ··· 12

3. 종합 결론 13

1. 개 요

□ 추진 개요

○ 최근 대통령의 고리 1호기 영구정지 선포식(‘17.6.19) 기념사에서 가동 중 원전의 내진보강 적절성에 대한 재점검 필요성 강조

○ 안전전문위원회는 산하에 한시적으로 민간전문가로 구성된「내진검증 특별위원회」를 두어 원전의 내진보강 실적 및 계획 등을 독립적으로 점검 추진

* 운영기간: ‘17.8월 ∼ ’18.1월

** 후쿠시마 사고 이후 안전정지유지계통 내진보강(0.3g) 및 ‘16.9.12 경주지진 이후 대표원전의 핵심기능 내진성능정밀평가

▹(안전정지유지계통 내진보강) 노심냉각·잔열제거 등 설비에 대한 내진보강으로,

‘17년 말 현재 24개 호기 중 21기는 사업자 조치완료, 3개는 내진보강 진행 중

▹(내진성능 정밀평가) 노형별 대표원전을 선정하여 핵심기능(안전정지, 노심냉각, 방사능유출방지 등)의 최대 내진성능을 평가

□ 특별위원회 구성 및 임무

○ (구성) 지진·지질, 내진공학, 기계, 중대사고 등 관련분야 전문가 9명으로 구성하되, 위원장은 원자력안전전문위원인 박재학 교수 위촉

※ 전문위원회 이외의 위원은 지진공학회·지질학회 등 관련기관 추천자들로 위촉

내진공학(4명) 지진·지질(2명) 기계(2명 ) 중대사고(1명)

▹김두기(군산대)

▹송종걸(강원대)

▹정성훈(인하대)

▹최인길(KAERI)

▹이진한(고려대)

▹손 문(부산대)

▹박재학(전문위원)

▹정지환(전문위원)

▹양준언(전문위원)

○ (임무) 기존 내진보강(안전정지유지계통 0.3g 보강 + 내진성능 정밀평가) 절차· 방법·실적 등에 대한 적절성 점검, 자문 및 개선방안 도출

□ 특별위원회 활동 이력

○ (1차) 특별위원회 착수회의 (‘17.8.10.) - 원전 내진보강 종합검증 기본계획(안) - 원전 내진보강 절차·방법 개요

○ (2차) 「가동원전 내진성능 보강」검토(1) (‘17.8.28) - 설계지진(0.2g) 및 내진보강(0.3g) 설정 배경 - 후쿠시마 후속조치 1-2 조치결과 요약

- 전문가 현장조사 및 지진취약도분석 사례 - 후쿠시마 후속조치 1-2 조치결과 검토현황

○ (3차) 「가동원전 내진성능 보강」검토(2) (‘17.9.11) - 내진성능값 평가 시연(특정 기기 추적계산) 및 검증

- 캐비넷 ICRS 산정 관련 보충설명(모델링, 비선형성, 동특성 실험 등) - 발전소별 수평 및 수직방향 응답스펙트럼 적용내역

○ (4차) 「원전 핵심설비 내진성능 정밀평가」검토(1) (‘17.9.25) - 내진성능 정밀평가 수행결과

- 내진성능 정밀평가 수행결과 검토현황

○ (5차) 「원전 핵심설비 내진성능 정밀평가」검토(2) (‘17.10.20) - 내진성능 정밀평가 수행결과

○ (6차) 월성1,3호기 현장 점검회의 (‘17.11.10-11, 월성원전본부) - 월성1호기 내진보강 사례 현장점검

- 월성3호기 평가대상기기 선정사례 현장점검

- 경주지진 진앙지 피해지역 및 지진계 설치지역(내남초) 방문

○ 특별위원회 결과보고서 초안 작성 및 검토 (‘17.12)

○ (7차) 특별위원회 결과보고서 검토 및 확정 회의 (‘18.1.3)

2. 주요 검토결과

내진검증 특별위원회_{(이하 특위)}는 국내 가동 중 원전에 대해 적용된 안전 정지 및 유지에 필요한 핵심설비의 내진보강 및 내진성능평가의 결과와 계획을 검토하였으며, 주요 점검내용은 다음과 같다.

1

○ 2011. 3월 후쿠시마 원전사고를 계기로, 한국수력원자력(주)(이하 한수원)은 최대지반가속도 0.2g 기준으로 설계된 원전에 대해 0.3g 수준에서 내진 성능을 재평가하여, 안전정지유지계통은 최소 0.3g의 내진성능을 확보할 수 있도록 취약한 설비에 대해 기기교체 및 보강 등을 수행하였음.

○ 특위는 한수원이 내진성능 보강을 위하여 적용한 평가방법론, 대상기기 선정을 위한 계통평가, 선정된 기기에 대한 내진성능분석, 취약한 설비에 대한 후속조치 등의 적절성을 검토하였음.

□ 평가방법론의 적절성

○ 한수원은 대상기기 선정을 위한 계통평가에 EPRI NP-6041 「원전 내진 여유도 평가방법」을, 선정된 기기의 내진성능 분석에는 EPRI TR-103959 「Methodology for Developing Seismic Fragilities」등을 적용하였음.

○ (검토의견) EPRI NP-6041 및 TR-103959는 원전 내진성능평가에 일반 적으로 적용되어왔으며, 평가 당시 국내에서 가용한 기술기준임.

□ 평가대상기기 선정을 위한 계통평가의 적절성

○ 한수원은 EPRI NP-6041에서 요구하는 2개의 성공경로 논리도 개발을 위하여 기존 확률론적안전성분석_(PSA)의 소외전원 상실사고 및 소형 냉각재 상실사고 사건수목을 이용하여 성공경로 및 각 성공경로에서 요구되는 안전계통과 보조계통을 결정하였고, 마지막으로 선택된 계통 이 성공적으로 기능을 하는데 필요한 설비목록을 확정함.

○ (검토의견) 한수원이 평가대상기기 선정 시 적용한 계통평가 절차와 그에 따라 선택된 계통 및 기기는 전반적으로 합리적인 것으로 보이나, 좀 더 실효성 있는 평가를 위하여 일부 개선이 필요함.

- (PSA의 유효성 확인) 평가대상기기 선정에 사용된 지진 PSA는 2000년대에 수행된 것이므로, 보다 진보된 방법이나 데이터를 사용한 최신 지진 PSA 결과가 가용한 경우 각 시나리오(소외전원 상실사고, 소형냉각재상실 사고)별로 모델링 된 기기가 현재 분석과 동일한 지 여부 및 동일 기기라도 기기의 취약도 평가결과에 변화가 있었는 지 여부를 검토할 필요가 있음.

□ 평가대상기기 선별제거의 적절성

○ 한수원은 EPRI NP-6041에 따라 계통평가를 통하여 선정된 평가대상 기기 중 배관, 펌프 등 내진성능이 높은 것으로 알려진 기기를 선별제거 하였으며, 기존 PSA, 경험자료, 계통전문가의 판단 등에 따라 다수의 기기를 추가로 선별제거 하였음.

○ (검토의견) EPRI NP-6041에 명시된 기준에 따라 평가대상기기를 선별 제거 하였으므로 방법상 문제는 없는 것으로 보이나, 불확실성 저감을 위하여 다음 사항을 고려할 필요가 있음.

- (선별제거기준 구체화) EPRI NP-6041 선별제거기준이 다소 개괄적 이어서 전문가에 따라 현장점검 결과의 차이가 발생할 수 있으므로, 평가에 중요한 부분을 차지하는 전문가의 자격, 판단기준, 의사결정 절차 등을 구체적으로 정의한 후 향후 평가에 적용할 필요가 있음.

□ 내진성능값(HCLPF^※) 분석의 적절성

^※ 고신뢰도저파손확률(High Confidence Low Probability of Failure)

○ 한수원은 계통분석을 통해 선정된 기기에 대하여 기존의 지진취약도 분석결과(지진 PSA, 내진여유도분석 등)를 활용하거나 EPRI TR-103959 등에 따라 추가적인 분석을 수행하여 기기별 내진성능값을 결정함.

○ (검토의견) 추가 내진성능값 분석은 EPRI TR-103959의 절차와 기준에 따라 적절히 수행된 것으로 보이나, 평가에 적용된 분산도, 구조물/기기 연성도, 파손모드 등은 구체화하여 불확실성을 최소화 할 필요가 있음.

- (분산도의 객관성 향상) 내진성능값 산정에 중요한 변수인 분산도 (^, _)는 전문가 판단에 따라 개괄적으로 선정된 것으로 보이므로, 국내실정을 고려하여 선정절차, 선택기준, 판단근거 등이 각 변수 별로 정의될 필요가 있음.

- (구조물/기기 연성도 구체화) 내진성능평가 결과에 영향을 미치는 구조물 및 기기의 연성도는 EPRI TR-103959에서 일반적인 기준만 제시하고 있으므로 보다 상세한 분류와 구체적인 근거를 통하여 불확실성을 낮출 필요가 있음.

□ 내진성능값 0.3g 미만 기기에 대한 후속조치의 적절성

○ 한수원은 한울 1·2호기와 고리 2호기를 제외하고 내진성능평가가 완료된 나머지 원전에 대하여 내진성능 검증시험, 보강 및 기기교체를 통하여 내진성능값을 0.3g 수준으로 향상시킨 것으로 평가하였음.

○ (검토의견) 안전정지유지계통 내진성능값이 0.3g 미만인 기기에 대한 후속조치의 경우, 내진성능평가 과정의 불확실성 등 앞에서 언급된 보완 필요사항들을 반영하여 후속조치가 필요한 기기가 추가적으로 확인될 경우 그에 상응하는 조치가 필요함.

2

○ 2016년 경주지진을 계기로, 한수원은 단기간(4개월) 동안 기존의 가용한 자료를 활용하여 설계를 초과하는 대형지진이 발생할 경우 원전의 개략 적인 상태(한계상황)를 확인하고 가능한 후속조치의 필요성을 점검하기 위하여 평가를 수행함.

- 평가를 통하여 가상의 대형지진(0.3g, 0.4g, 0.5g)에 대하여 노형별 대표 원전(한울3호기, 고리3호기 및 월성3호기)의 주요안전기능(안전정지, 노심 및 사용후핵연료 냉각, 격납건물격리)을 수행할 수 있는지 검토하였음.

○ 특위는 한수원이 내진성능 정밀평가에 적용한 평가방법론, 평가대상기기 선정, 현장점검, 내진성능값 및 시나리오분석의 적절성을 검토하였음.

□ 평가방법론의 적절성

○ 한수원은 평가대상 발전소의 기존 「전출력 외부사건(지진) Level 1 PSA 보고서」와 EPRI NP-6041 등을 활용하여 주요안전기능 유지에 필요한 필수설비를 선정하고,

- 내진현장점검을 통하여 평가대상기기의 상태를 확인하고, 시나리오 분석을 통하여 각 안전기능이 유지되는 설계기준초과 지진단계별 (0.3g, 0.4g 및 0.5g) 최소 내진성능값^※을 도출함.

^※ 내진성능값(HCLPF)은 기존 PSA 보고서의 지진취약도 분석결과와 후쿠시마 후속 대책에 따라 수행한 안전정지유지계통 설비의 내진성능보강 결과에서 인용됨.

○ (검토의견) 한수원이 수행한 내진성능 정밀평가는 상기의 목적에 따라, 기존의 가용한 자료를 활용하여 짧은 기간 내에 평가방법을 수립하고, 계획에 따라 평가를 수행한 것으로 판단됨. 다만, 0.3g 이상 대형지진에 대한 원전의 지진안전성을 평가하기 위해서는 기존의 평가에 사용된 기술기준의 적용가능성에 대해 추가적인 검토가 필요함.

- (내진성능평가 기술기준의 적용한계 검토) 평가대상기기 선별제거 등의 기준으로 사용된 EPRI NP-6041은 0.3g 수준의 지진동에 최적화된 평가방법으로 알려져 있으므로, 0.4g 및 0.5g 수준의 지진동에 대해 적용할 경우 평가의 적절성을 검토할 필요가 있음.

□ 평가대상기기 선정의 유효성

○ 한수원은 평가대상기기 선정을 위해 안전정지 및 노심손상완화 기능에 대해서는 기존의 「전출력 외부사건(지진) Level 1 PSA 보고서」를 활용 하고, 격납건물 격리 및 사용후핵연료저장조(SFP) 냉각 기능에 대해서는 격납건물 격리계통 기기목록 및 SFP 계통도를 활용하여 해당 기능의 수행에 필요한 핵심설비를 목록화 한 후, EPRI NP-6041의 기술기준과 전문가의 판단에 따라 다수의 기기를 선별제거하여 평가대상기기를 최종 확정하였음.

○ (검토의견) 평가대상기기 선정은 가용한 기술기준에 근거하여 한수원이 사전에 수립한 평가기준과 범위에 따라 기존의 자료를 활용하여 수행 되었으므로 수용 가능함. 다만 평가에 고려된 대형지진에 대해 보다 실질적인 지진안전성 확보를 위해 일부 개선할 부분이 있는 것으로 판단됨.

- (PSA의 유효성 확인) 내진성능평가 대상기기 선정에 사용된 지진 PSA는 2000년대에 수행된 것이므로, 보다 진보된 방법이나 데이터를 사용한 최신 지진 PSA 결과가 활용 가능한 경우 선정된 기기가 현재 분석과 동일한지 여부 및 동일 기기라도 기기의 취약도 평가 결과에 변화가 있었는지 여부를 검토할 필요가 있음.

- (지진 PSA 주요 기기의 유효성 현장 확인) 평가에 사용된 지진 PSA에서 가용한 것으로 기술된 기기가 현재도 유효한지에 대하여 스트레스테스트 등을 통하여 전체적으로 현장 확인할 필요가 있음. - (SFP 냉각계통 기기결정 절차/기준 구체화) SFP 냉각계통의 경우, 전문가가 계통도를 검토하여 평가대상기기를 선정하였는데, 전문가에 따라 선정기기가 달라질 수 있다는 점을 고려하여 그 절차와 판단 기준을 구체적으로 정의할 필요가 있음.

- (주요안전기능 지원기능설비 선정의 적절성 재검토) 주요안전기능이 성공적으로 수행되는데 필수적인 지원기능설비가 평가에 누락되지 않았는지에 대해 상세한 검토가 필요함. 일례로, 노심냉각기능을 수행하는 원자로건물 썸프_(sump)의 경우, 썸프 스트레이너 등 썸프와 관련된 부속기기들이 평가대상에 없음. 또한 원자로 살수펌프와 살수 열교환기를 연결하여 붕산수를 공급하는 배관도 성능 이행에 중요 하나 평가대상에는 없음.

- (안전기능 조력설비 추가여부 검토) 주요 안전기능을 직접 수행하지는 않으나 안전성을 저해하는 환경을 제거 또는 완화시켜주는 기능을 하는 기기들을 평가대상에 포함시킬 필요가 없는지 검토가 필요함.

□ 내진현장점검(Seismic Walkdown)의 적절성

○ 한수원은 평가대상기기의 정착부 상태, 인접설비와의 지진상호작용 여부 등을 확인하기 위해 자격요건을 갖춘 전문인력을 활용하여 내진현장 점검을 수행하였음.

○ (검토의견) 서류검토, 면담 및 현장점검(월성3호기) 수행결과, 한수원이 내진현장점검에 적용한 기술기준, 점검절차, 전문가의 판단내용 등은 전반적으로 타당한 것으로 판단되나, 다음 사항에 대해 일부 보완이 필요함.

- (전문가의 자격 및 판단기준의 구체화) 평가대상기기 선별제거는 EPRI NP-6041을 근거로 전문가 그룹이 결정하고 있으므로, 평가에 중요한 부분을 차지하는 전문가 그룹의 구성, 자격, 판단절차 및 기준 등이 구체적이고 명확하게 정의되고 기술될 필요가 있음.

- (현장점검결과의 내진능력 반영기준 정량화) 현장점검에서 확인되는 콘크리트 균열 등 손상부위에 대해 내진능력평가 반영기준을 정량화 할 필요가 있음.

□ 내진성능값(HCLPF) 분석의 적절성

○ 한수원은 평가대상기기의 내진성능값을 결정하기 위하여 기존 지진 PSA 지진취약도 분석보고서, 후쿠시마 후속대책에 따른 평가결과 등 기존의 자료를 활용하였고, 필요한 경우 추가적인 분석을 수행하였음.

○ (검토의견) 한수원이 제한된 평가 기간 내 가용한 기존의 평가자료를 활용하여 내진성능값을 도출한데 대해서는 수용이 가능하나, 중장기적 으로는 입력자료, 평가방법 등을 최신화하여 보다 실질적인 내진성능 값을 확인할 필요가 있는 것으로 판단하며, 구체적인 개선 필요사항은 다음과 같음.

- (내진성능값 최신화) 평가대상기기 내진성능값은 대부분 2000년대 또는 그 이전의 평가결과로부터 차용하였는데, 중요도가 높은 핵심 설비와 Cliff-edge에 해당되는 기기^※에 대해서는 정밀한 재평가를 수행하여 내진성능값을 최신화하고, 이들 기기에 대해서는 원전 운영 중에도 지속적으로 관리하도록 하는 방안을 마련할 필요가 있음.

^※ 계통이나 발전소 수준에서 최저 내진성능값을 갖는 기기

- (평가모델의 신뢰성 향상) 대형 기기의 경우 대형지진에 의한 응답과 불확실성은 증가하고 관심 진동수 대역과 구조물의 동적 특성 및 경계조건도 변할 수 있음. 따라서 구조나 기기의 고유진동수 해석 시 대용량의 탱크 등에 대해서는 좀 더 정밀한 모델^※을 적용하여 평 가결과의 정확성과 신뢰도를 향상시킬 필요가 있음.

^※ 3차원 유한요소법(3-D FEM) 모델 적용, 재료의 비선형특성 고려 등

- (제3자 검증을 통한 객관성 제고) 수치모델을 사용할 경우 모델의 신뢰성 검증이 중요하므로, 최근 평가가 수행된 수출원전 등의 평가 결과 또는 가용한 실험결과와 비교 검토하거나 제3자 검토 등을 통하여 내진성능값 계산결과의 객관성을 제고할 필요가 있음.

□ 대형지진 대응 시나리오분석의 적절성

○ 한수원은 평가대상기기의 내진성능값을 이용하여 안전정지, 노심냉각, SFP냉각, 격납건물 격리 등의 주요 안전기능별로 0.3g, 0.4g, 및 0.5g 지진동에 대한 최저 내진성능값을 정의하였으며, 기존 설비를 활용할 경우 최소 0.3g의 내진성능을, 이동형 대체설비 적용 시에는 0.5g 이상의 내진성능을 갖는 것으로 평가함.

○ (검토의견) 한수원 시나리오 분석결과에 대한 검토결과, 평가대상기기 선정, 내진성능값 분석 등 앞선 단계에서 보완필요성이 확인된 사항에 대한 적절한 조치를 통하여 결론의 타당성을 재검토할 필요가 있음.

특히 0.5g 이상의 내진성능을 보장해 줄 것으로 평가된 이동형 대체설비의 가용성에 대해 다음의 사항을 확인할 필요가 있다고 판단함.

- (이동형 대체설비 내진성능 확인) 최대지반가속도 0.5g에서도 안전 정지유지가 가능하다는 시나리오의 핵심근거인 이동형 대체설비 및 보관장소에 대하여 해당 수준의 내진성능 확보여부를 검토할 필요가 있음. 일례로, SFP 냉각 및 정화계통의 경우 이동형 대체설비를 사용 하면 0.5g 이상에서도 성능을 유지하는 것으로 평가하였는데, 이동형 설비가 SFP냉각을 유지하도록 하는데 필요한 연결기능 설비 역시 해당 지진동에서 성능을 유지하는지 검토할 필요가 있음.

3

○ 특위는 한수원이 수행한 「안전정지유지계통 0.3g 내진보강」 및 「내진성능 정밀평가」 결과의 검토 과정에서, 국내 가동원전에 적용된 설계기준지진, 설계초과지진, 응답스펙트럼 등의 설정 배경과 기술적 근거의 적절성을 추가로 검토하여 중장기적 정책제안을 하였음.

□ 설계기준지진(0.2g)의 적절성

○ (설계기준지진의 재평가) 경주지진과 경주지진 유발 단층의 실체 및 원전부지 인근에서 새롭게 보고되는 제4기 단층에 대한 면밀한 조사 결과를 토대로 설계지진과 내진성능값의 재검토가 필요함.

○ (지진유발단층 특성조사) 단층의 마찰특성 등에 따라 중․대규모 지진 시 발생되는 지진파의 주파수 특성이 다르기 때문에 중․장기적으로는 원전부지 인근의 잠재 지진유발단층에 대한 정밀한 지진원 특성분석이 필요함.

□ 내진성능 평가기준지진(0.3g)의 국내 적용성

○ (평가기준지진의 재검토) 최근 지진발생 동향을 고려하여 국내 원전에 대한 평가기준 지진에 0.3g 적용이 타당한지에 대한 검토가 필요함.

□ 설계 응답스펙트럼의 적절성 검토

○ (부지고유 지진파특성 개발) 국내원전 설계시 미국에서 개발한 표준응답 스펙트럼을 적용하고 있는데, 최근 경주지진 등의 지진파 특성 정보 (고주파영역 강화 등)를 이용하여 부지 고유특성이 반영된 지진 응답 스펙트럼을 개발·적용하여 내진성능을 평가할 필요가 있음.

3. 종합 결론

특위는 한수원이 제공한 관련 기술 자료에 대한 서면검토, 질의답변, 현장 점검 등을 통하여 내용의 적절성을 검토한 결과, 내진보강 및 정밀평가에 관한 절차, 방법 및 조치결과는 대체적으로 적절한 것으로 판단하였다. 다만, 평가과정의 불확실성을 줄이고 좀 더 정확도 높은 결과를 얻기 위하여 개선 또는 추가적인 검토가 필요한 부분이 검토과정에서 일부 확인되었으며, 이에 대한 단기 또는 중장기적인 후속조치가 적절히 취해진다면 한수원이 제시한 결론의 신뢰성을 증대시킬 수 있을 것으로 판단하였다. 끝.

〈 안건 담당자 〉

원자력안전위원회 원자력안전과 신종한 과 장 (02) 397 - 7281 김천겸 사무관 (02) 397 - 7288