제 38 회 원자력안전위원회
의안번호 제 1 호 심
의 의 결 사 항 의결일자 2015. 4. 9.
공개여부 공개
신고리 3호기 운영허가(안)
제 출 자 위원장 이 은 철
(원자력안전위원회)
제출일자
2015. 4. 9.
1. 의결주문
◦ 신고리 원자력발전소 3호기(이하 ‘신고리 3호기’) 운영허가(안)을 의결한다.
2. 제안이유
◦ 2011년 6월 1일 한국수력원자력(주)이 신청한 신고리 3호기 운영허가 건에 대해 ｢원자력안전법｣ 제111조에 따른 위탁기관인 한국원자력안전 기술원이 심‧검사를 수행한 결과, ｢원자력안전법｣ 제21조에 따른 허가 기준을 만족하는 것으로 평가되었고,
- 상기 심사결과에 대해 ｢원자력안전위원회의 설치 및 운영에 관한 법률｣
제15조에 따라 설치된 전문위원회에서 사전 검토한 결과, KINS의 심‧검사 결과는 적합한 것으로 확인되었음
◦ 이에, ｢원자력안전위원회의 설치 및 운영에 관한 법률｣ 제12조 제5호 및
｢원자력안전법 시행령｣ 제33조 제3항에 따라 원자력안전위원회의 심의를 거쳐 운영허가 여부를 결정하고자 함
3. 주요내용
가. 운영허가 신청개요
1) 신청자 : 한국수력원자력(주)
2) 원자로 : 열출력 3,983 MWt 신형경수로(APR 1,400) 3) 설계수명 : 60년
4) 심사대상 서류(원자력안전법 제20조 제1항, 동법 시행령 제33조 제1항 및 동법 시행규칙 제16조)
◦ 최종안전성분석보고서, 운영기술지침서, 운전에 관한 품질보증계획서, 방사선환경영향평가서, 원자로 운전에 관한 기술능력설명서, 핵연료 장전계획에 관한 설명서, 비상운전절차서 작성설명서(7종)
나. 주요 경위
◦ APR1400 표준설계 인가(’02.05/(구)과기부)
◦ 신고리 3 4호기 건설허가 신청(’03.09/한수원→(구)과기부)
◦ 신고리 3 4호기 건설허가 발급(’08.04/(구)교과부)
◦ 신고리 3 4호기 사용전검사 착수(’08.10/KINS)
→ ‘15.2월까지 총 185개 검사항목에 대한 현장확인 및 기준 만족여부 확인
◦ 신고리 3 4호기 운영허가 신청(’11.06/한수원→(구)교과부)
◦ 신고리 3호기 운영허가 심사 착수(’11.12)
→ ‘15.2월까지 총 13차, 1,551건의 자료 보완 및 질의 답변 등 검토
◦ 안전등급 케이블 기기검증보고서의 위조가 확인(’13.05)됨에 따라 해당 케이블을 철거하고, 성능이 확인된 신규케이블로 교체(’14.10)
◦ 전문위원회에 신고리 3호기 심 검사 현황 등 총 12회 보고(‘13.6.14~‘15.3.5)
◦ 원자력안전위원회 위원 신고리 3호기 현장점검(‘14.2.14) ◦ 원자력안전위원회 심 검사 결과 보고(‘15.3.19)
다 . 허가 사항
◦ 원자력안전법 제20조에 따라 한국수력원자력(주)이 2011년 6월 1일에 신청한 신고리 3호기의 운영을 허가함
4. 검토사항
: <별지 1>, <별지 2> 참조5. 참고사항
◦ 관련법령 : 원자력안전법, 동 법 시행령 및 시행규칙 등 하위법령 ◦ 기타 : 신고리 3호기 운영허가 심사보고서, 신고리 3호기 사용전
검사보고서, 원자력안전전문위원회 검토결과 등
<별지 1> 한국원자력안전기술원 심‧검사 결과
<별지 2> 원자력안전전문위원회 사전 검토 결과
별지 1 한국원자력안전기술원 심‧검사 결과
1. 심사 개요
￭ ’11.6월 한수원이 신청한 신고리 3호기 운영허가 건에 대해 ’11.12~’15.2 동안 1,551건의 질의답변, ’08.10~’15.2 동안 185개 항목의 사용전검사를 통해 안전성을 확인
① 법령에 따라 사업자가 제출한 서류*에 대한 적합성 심사(’11.12~‘15.2) * 최종안전성분석보고서, 운영기술지침서, 품질보증계획서, 방사선환경영향평가서, 기술
능력설명서, 핵연료장전설명서, 비상운전절차서 작성 설명서(총 7종)
② 원자로 시설의 공사 및 성능 확인을 위해 각 공정별 사용전검사 및 품질보증검사(’08.10~‘15.2)
③ 후쿠시마 후속조치 등 행정조치 이행사항에 대한 확인
④ 품질검증서, 시험성적서, 기기검증서 등 품질서류의 위조조사 및 기기 건전성 확인 등 수행
2. 심‧검사 결과 총괄
￭ 100만kWe급 원자로인 OPR1000(설계수명 40년)의 기본설계를 바탕으로 ’02년 표준설계 인가를 받은 140만kWe급 원전(설계수명 60년)임을 고려하여
- 설계 변경된 사항에 대하여 심층 확인하였으며, 심사과정에서 37건의 개선보완 사항을 요구하여 조치완료 확인(붙임 2 참조)
◦ 주요 기기․설비가 출력용량 및 설계사양에 부합하고, 사고 시 노심보호 능력을 확보하고 있으며, 관계시설의 성능도 기술기준에 만족함을 확인 ◦ 동일 부지 다수시설의 정상운전 및 가상사고 시 제한구역 경계에서 최대
피폭선량은 제한치를 만족함을 확인
◦ 발전소의 운영조직 및 인력, 비상시 조치사항, 핵연료 장전 방안 등 발전소의 운영과 관련한 기술능력을 확보하고 있음을 확인
◦ 원자로시설의 설계, 제작, 운전 및 보수 등 모든 단계에서 품질에 영향을 주는 활동이 관련 요건에 만족하고 있음을 확인
3. 심･검사 과정에서 심층 검토･확인한 사항
가. 설계변경에 따른 검토 내용
□ (원자로 용기) 설계수명 증가(40년→60년)와 핵연료다발 증가(177개→
241개)에 따라 원자로 용기가 적합하게 설계･제작･설치되었는지 확인 ◦ 원자로 용기에 사용되는 주요 페라이트 재료가 적절히 선정되었고,
설계수명 만료일에서의 가압열충격 기준온도도 요건을 만족
* 모재 15.6℃(<132℃), 용접재 11.2℃(<149℃)
◦ 중성자 조사에 의한 원자로 용기의 손상 정도를 확인하기 위해 원자로 용기 감시시험계획이 관련 요건에 적합함을 확인
□ (격납 건물) 내부직경은 150ft로서 OPR1000 보다 6ft 크고, 단면 두께는 동일, 설계수명 60년동안 예상되는 하중 등을 검토
◦ 격납 건물에 사용된 철근 직경(35→57mm) 및 포스트텐셔닝(261→295개)이 증가하였고 설계압력(4.01→4.21kg/㎠)이 적절히 설정되었음을 확인 ◦ 아울러 설계압력의 115%까지 가압하여도 격납건물이 건전함을 확인 □ (증기발생기) 세관 증가(8,340→13,102개), 높이(20.8→23.0m)와 내부직경
(5.39→5.89m)이 커짐에 따른 진동마모 가능성 등을 확인
◦ Vertical strip(5→7개) 및 Partial Eggcrate(3→4개)을 추가 설치하여 진동을 흡수할 수 있도록 조치
* 세관다발의 지지간격을 한울5･6호기보다 좁히고, 신고리 1･2호기와 동일
◦ Alloy 600 보다 응력부식균열에 대한 저항성이 큰 열처리된 Alloy 690을 세관 재료로 사용
◦ 제작 전･중･후의 비파괴 검사, 수압시험, 누설시험이 허용기준을 만족함을 확인
□ (비상노심냉각계통) 원자로용기 직접주입방식의 4계열 안전주입 계통과 1개의 격납건물 내 재장전수 저장탱크(IRWST)로 구성된 설계 ◦ 저온관 파단 시에도 안전주입 효과를 유지하도록 기존 저온관 주입
방식에서 원자로용기 직접주입 방식으로 변경
- 냉각재상실사고 해석을 수행한 결과, 사고를 적절히 완화시킬 수 있도록 설계되었음을 확인
◦ 사고 시 냉각수 공급의 신뢰성을 높이기 위해 재장전수 저장탱크를 핵연료 건물에서 격납 건물 내부로 변경
- 격납건물 내 재장전수 저장탱크의 냉각수 용량 및 열 제거 성능 등이 기술기준에 만족함을 확인
□ (디지털 계측제어 설비) 국내 최초로 적용된 디지털 인간-시스템연계 설비(MMIS)의 적합성과 사이버보안에 대한 안전성 확인
◦ 안전등급 계측제어계통 소프트웨어가 관련 기술기준에 따라 적합 하게 설계되었고, 고장 시에도 아날로그 방식 제어반에서 안전정지 기능이 유지됨을 실증시험을 통해 확인
◦ 계측제어계통은 인터넷/사무용 통신망과 물리적으로 분리되어 있고, 발전소 정보계통은 단방향 전송장치를 채용하여 인터넷을 통한 제어 및 침입이 불가하도록 설계되어 있음을 확인
◦ 사업자로부터 운영단계 사이버보안 이행계획서를 제출받았으며, 이에 대해 검토하여 적합성을 확인
- USB 등 매체관리, 악성코드로부터 보호, 결함개선, 보안경보, 심층방호, 공격완화 및 사고대응 등 총 65건의 통제방법 포함 ◦ KINS-KINAC 공동 사이버보안 현장점검을 실시하여 일부 미비점을
개선토록 조치하여 완료하였음을 확인
- 외부직원 I&C룸 출입장부 등 통제절차 마련, 클린PC가 백신서버에만 연결되도록 지침 개정, CD/DVD 리더기 통제지침 마련 등
나. 중대사고 현안관련 주요 확인내용
□ (확률론적 안전성 평가) 전출력 운전에 대한 내부/외부 사건 1,2,3 단계 PSA와 정지저출력 운전에 대한 내부/외부사건 1단계 PSA 실시
※ 건설원전에 대해서는 가동원전의 1/10에 해당하는 기준을 강화하여 심사에 적용
◦ 심사과정에서 사업자에게 PSA에 대한 제3자 검증을 실시토록 하여 PSA 품질확보를 요청하였고, 그 결과를 반영한 개정본을 재접수 - 1단계 침수사건 사고경위의 선별기준을 강화(1.0E-7/yr →
1.0E-9/yr)하여 재평가
◦ 비상살수보조계통(ECSBS)은 외부수원과의 연결배관, 펌프가 비내진 설비인데 지진 PSA 분석 시 성공기준으로 평가된 것을 확인
- 성공기준에서 ECSBS 계통을 제외하고 재평가토록 하여 적절히 개정된 것을 확인
⇨ 신고리 3호기는 안전목표를 만족하고 있는 것으로 평가
구 분 1단계 2단계 3단계
CDF LERF 조기사망빈도 암사망빈도
합계 7.54E-6 6.65E-8 2.15E-8 4.04E-9 안전목표 1.00E-5 1.00E-6 5.00E-7 1.00E-6
□ (중대사고 관리전략) 한수원은 중대사고시 원자로용기 외벽냉각전략
(IVR-ERVC*)으로 노심용융물을 원자로 내에 가두는 보고서를 제출
* In-Vessel Retention through External Reactor Vessel Cooling
※ 우리나라와 미국의 허용기준은 원자로용기 외벽냉각전략의 적합성과 실패 시에도 격납 건물 건전성이 유지됨을 보여야 함
◦ 사고경위에 따라 총 61개의 안내관 관통부 중 11~47개 안내관 관통부가 파손되는 것으로 분석되어 IVR-ERVC 전략만으로 원자로 용기 건전성 유지 가능성이 낮은 것으로 평가됨
◦ 이에 따라, 비상냉각수 외부주입과 원자로 용기 외벽냉각을 결합한 전략(IVI-ERVC*)을 채택토록 함으로써 원자로 용기 건전성 유지가 가능한 것으로 평가됨
* In-Vessel Injection with External Reactor Vessel Cooling
다. 기타 개선보완 조치한 주요 내용
□ (원자로 용기재료 감시시험계획) 운전환경에서 중성자조사 등에도 원자로 용기가 건전함을 보여주는 용기재료의 시험계획을 검토하여 보완
※ 원안위 고시, 미국 10CFR 50, ASTM E185-82 등 관련 규정에 대한 적절성 검토
◦ 감시시험편의 개수는 요건을 만족하나, 추가로 장입되는 시험편이 감시목적에 부합되지 않음을 확인하고 개선토록 조치
* 당초 사업자는 추가시험편을 원자로 용기재료(ASME SA508)가 아닌 재료(ASME A533)로 제작된 미국 NRC 표준참조재로 계획하였으나, 이를 원자로 용기 재료로 제작토록 조치
□ (원자로공동 바닥 보강) 중대사고시 노심용융물이 원자로공동 바닥 으로 노출되는 경우 콘크리트 침식을 저감토록 보완
※ 허용기준은 원자로공동 바닥의 라이너 및 콘크리트 구조물이 보호되어야 함
◦ 노심용융물-콘크리트 반응에서 붕괴열 제거기능을 하는 0.3m(1 ft)
두께의 석회암질 콘크리트를 추가로 타설토록 조치
* 당초 격납건물 바닥 라이너 하부에 3.353m(11 ft), 상부에 0.914m(3 ft)의 현무암질 콘크 리트를 설치한 상태에서 추가로 열제거 기능이 우수한 석회암질 콘크리트를 추가 타설
라. 후쿠시마 원전사고 후속조치 이행사항 확인(붙임 3 참조)
◦ 건설원전에 조치중인 총 33개 대책 가운데 이동형 발전차량 확보 등 운영허가 이전에 조치해야 할 23개 항목이 완료되었음을 확인
◦ 추가로 이행된 주민보호용 방호장비 추가 확보 등 4개 항목도 적합하게 조치되었음을 확인
마. 품질서류 위조조사 실시(붙임 4 참조)
◦ 국내발행 시험성적서 72,334건, 기기검증서 594건에 대해 조사하여 시험성적서 위조 329건/확인불가 105건, 기기검증서 위조 14건 확인 - 상기 위조 및 확인불가 시험성적서가 포함된 부품에 대해서는 교체
또는 성적서 재발행 등 후속조치가 적합함을 확인
* 위조가 확인된 안전등급 케이블 등 교체를 완료하고 안전성을 확인
◦ 외국업체 시험성적서에 대해서는 원안위 의결사항(`14.5.9)에 따라 사용전검사 결과 재확인 및 기기단위의 정‧주기 시험을 통해 안전성 확인
별지 2 원자력안전전문위원회 사전 검토 결과
가. 총 괄
◦ 총 12차례의 회의를 개최하여 신고리 3호기 운영허가 심‧검사 사항을 검토
- 심․검사 현황 및 결과 검토(‘14.5～’15.3, 5차), 품질서류 조사 및 후속 조치 사항 검토(‘13.6~’13.7, 2차), PSA 심사 결과 검토(‘14.6~’14.11, 5차)
◦ 두 개의 실무검토위원회를 별도로 구성하여 디지털 계측제어분야와 중대사고 분야에 대해 심층 검토
- (디지털 계측제어분야) 국내 최초로 컴퓨터 기반 인간-시스템 연계 설비를 적용한 부분과 사이버보안 등에 대해 상세 검토
* 단국대 오승록 교수 등 10명으로 구성
- (중대사고 분야) 중대사고 대처설비 및 대처능력에 대해 집중 검토
* 한국원자력연구원 백원필 박사 등 8명으로 구성
나. 검토 결과
◦ 운영허가를 위한 신청서류 7종에 대한 심사 결과와 원자로 시설의 성능에 대한 사용전검사 결과가 법령이 정한 기술기준에 만족하는 것으로 평가 - APR1400 표준설계인가 시 부과하였던 이행 요구사항이 적절히 조치
되었으며, 후쿠시마 후속조치도 적합하게 조치되었음을 확인
- PSA 수행결과가 기준에 만족하는 것을 확인하고, 노심손상 빈도를 낮출 수 있는 방안 대해 논의하여 개선중인 사항*을 확인
* 이동형발전차량 설치, 비상살수보조계통 내진 설계 보강 등
◦ 디지털 계측제어계통 불능 시에도 안전제어반에서의 안전정지기능이 유지되며 단방향 전송장치 사용 등 사이버보안 대책이 적정함을 확인 - 컴퓨터 기반 인간-시스템 연계 설비의 최초 도입에 따른 주제어실
운전조 구성, 대처능력 등을 인간공학 검증 등을 통해 적합함을 확인
◦ 선행호기에 비해 중대사고 대처능력이 크게 향상되었고, 국내 중대사고 정책 및 후쿠시마 후속대책에서 요구하는 대처능력을 확보한 것으로 평가 - 노심용융물 고압분출에 의한 격납건물 직접가열을 방지하기 위해
POSRV 4대를 통해 RCS 급속감압을 수행할 수 있도록 설계되어 있음을 확인
- 비상냉각수 외부주입과 원자로 용기 외벽냉각을 결합한 전략(IVI-ERVC)을 채택함으로써 원자로 용기의 건전성 유지 가능성이 향상되었음을 확인 - IVI-ERVC 전략의 실패로 원자로 용기가 파손되고 노심용융물이 방출되어
원자로공동내의 냉각수와 반응하는 증기폭발이 발생하더라도 격납건물의 구조적 건전성이 유지됨을 확인
◦ 신고리 3호기를 참조모델로 하여 UAE에 수출한 Baraka원전의 건설허가 단계에서 논의되었던 사항에 대해서도 검토･확인
* 비상디젤발전기 호기 간 교차설계 타당성 등 건설허가 심사질의 73개 항목 등에 대해 검토하여 신고리 3호기 관련사항 확인
◦ 품질서류 위조조사 결과 위조 및 확인불가 품목에 대한 교체 또는 안전성 확인이 관련 기술요건에 따라 적합하게 조치되었음을 확인
다. 종합결론
◦ 전문위원회 검토결과 한국원자력안전기술원이 수행한 신고리 3호기 운영허가 심사 및 검사결과는 타당한 것으로 판단
◦ 다만, 추가적인 안전성 확보를 위해 세 가지 개선조치를 권고 - 국내 최초 MMIS가 적용된 원전이므로 운영허가 이후에도 운전원
교육훈련을 지속적으로 강화해야 함
- 사이버 침해에 대비하기 위해 사이버보안계획의 이행에 대한 주기적 점검이 철저히 수행되어야 함
- 새롭게 채택된 중대사고 대처전략(IVI-ERVC)과 운전원의 대응능력이 관련 절차서 및 지침서에 현실적으로 반영될 필요가 있음
붙임 1 신고리 3호기 설계 특성
○ 100만kWe급 OPR1000(신고리 1 2, 신월성 1 2)의 기본설계를 바탕으로
‘02년 표준설계 인가를 받은 140만kWe급 신형경수로(APR1400)
주요 제원 신고리 3,4호기(APR1400) 신고리 1,2호기(OPR1000)
설계수명 60년 40년
출력 노심출력 398.3만kWt 281.5만kWt
전기출력 140만kWe 100만kWe
원자로
크기(높이×내경) 14.83m×4.68m 14.64m×4.16m 두께 23.01cm～24.28cm 20.47～21.74cm
핵연료다발 개수 241개 177개
1차 냉각
냉각재 유량 75.6×106kg/hr 55.1×106kg/hr 냉각재 온도/압력 323.9°C/158.2kg/cm2 327.3°C/158.2kg/cm2 증기
발생기
크기(높이×내경) 22.95m×5.89m 20.8m×5.39m
전열관수 13,102개 8,340개
안전 설비
비상노심냉각계통 원자로용기 직접주입방식(4개) 저온관 주입방식(2계열) 비상노심냉각계통
수원
격납건물 내 재장전수 탱크 채택 (재순환 집수조 역할 겸용, 재순환
작동신호 제거)
격납건물 외 재장전수탱크 채택 (별도의 재순환 집수조 설치 및
재순환 작동신호 존재) 보조급수펌프 터빈구동 100% 용량 2대
모터구동 100% 용량 2대 터빈구동 50% 용량 2대 모터구동 50% 용량 2대 가연성기체
제어 피동촉매형수소재결합기 : 30대
수소점화기 : 10대 피동촉매형수소재결합기 : 21대 수소점화기 : 20대 비상원자로건물
살수보조설비 원자로 건물 살수계통
Back-up 설비 채택 -
원자로공동
충수 원자로 및 공동 내 노심용융물
냉각으로 원자로건물 건전성 확보 -
격납건물
(높이×내경×두께)크기 76.66m×45.72m×1.22m 66.75m×43.89m×1.22m 설계압력 4.21kg/cm2 4.01kg/cm2
설계기준 지진 0.3g 0.2g
제 목 주요 개선내용
① 원자로용기 감시 용기내 SRM 시편 설계 개선
표준참조재 대신 원자로용기 재료로 제작된 샤르피 충격시편을 추가 장입하도록 개선
② 원자로공동 바닥 석회암질의 콘크리트 추가 타설
MCCI 불확실성 저감을 위해 원자로공동 바닥에 한국형 석회암질의 콘크리트 1 ft 추가 타설
③ 안전주입계통 유량계 위치 변경
안전주입유량 측정의 신뢰성 확보를 위하여 유량제한 오리피스와 유량계 상호 위치 변경
④ ECCS 충수 배관 설계개선
Cask Loading Pit 사용이 어려운 경우를 감안하여 붕산수보충펌프 (BAMP)를 이용한 ECCS 배관 충수라인 신설 (161B)
CLP 충수부분에 스트레이너 설치하여 이물질 유입을 차단
⑤ 계수하중범주(FLC) 조합의 하중입력문서 불일치 수정
신고리 3호기의 FLC설계 반영을 위해 수소연소 압력하중입력 값(105 psig)을 수정 반영
⑥ MSIV Room 증기방출구 설계개선
신고리 3,4호기 MSIV Room EQ 온도제한치 (360oF) 만족하도록 MSIV Room 증기방출구 Opening 격벽 제거
⑦ EDG 비상 기동/멈춤 제어 스위치 채널 변경
주제어실의 EDG 비상 기동/멈춤스위치 채널(Ch. C/Ch. D)이 현장제어반의 채널((Ch. A/Ch. B)과 불일치하여 인간공학적 측면 에서 EDG 비상 기동/멈춤 스위치 채널을 Ch. A/Ch. B로 변경
⑧ 스마트전송기 교체
DBA와 스마트전송기 공통유형고장 동시 발생 시 사고완화 과정 에서 발전소 운전에 영향을 줄 수 있는 12개의 안전등급 스마트 전송기를 아날로그 전송기로 교체
⑨ 인간공학결함사항 반영
운전원 정보화면을 인간공학 설계기준에 적합하도록 종합적으로 개선 운전원 간 의사소통을 원활하게 수행할 수 있도록 주제어실 소음 수준 개선 등
⑩ 주제어실 사무집기 낙하방지 지진발생 시 주제어실 운전원의 안전확보를 위하여 천정 조명설비 낙하방지 및 사무집기 고정
⑪ 원수조 탱크 내진성능 향상 설계
후쿠시마원전사고 후속조치 개선사항(4-2, 격납건물 배기/감압설비) 으로 원수조 탱크의 내진등급을 I급으로 개선
⑫ ESF-HVAC 계열내 다중성 확보를 위한 ACU 전원분리 개선방안
계열내 공기정화기 전원 다중성 확보를 위해 동일계열의 다중 전원 모선으로 전원을 분리
⑬ 국지적 호우의 영향 추가
반영 현장 관측자료를 반영하여 2차원 침수 깊이 평가 결과 추가
⑭ 댐파괴 가능성 추가 평가 누락된 부지 인근 화산저수지를 홍수 평가에 추가
⑮ 구조건전성시험 내용 추가 신형격납구조로 분류됨에 따라 총 78개소에 철근 변형률 계측기 설치 내용 추가
⑯ 전류 계측에 사용되는 변류기의 정확도 확보
전력계통 단락사고 시, 변류기의 포화 가능성을 고려한 잔류자속제거 절차 개발
⑰ 공기정화기내 공간가열기
제거 공기정화기내 유동개선을 위하여 공간가열기 제거
붙임 2 운영허가 심‧검사 중 개선보완 사항(37건)
○
최종안전성분석보고서(30건)제 목 주요 개선내용
⑱ ESWIS 비상배수로 체크 밸브 가동중 시험
후쿠시마 후속조치에 따라 설치된 ESWIS 비상배수로 체크밸브의 가동중 시험 추가
⑲ PSAR/FSAR 불일치 사항 개선
고온 영출력 RCS 저온관 온도 표기일치 (4장 및 15장) 등의 불일치 사항반영
⑳ LBLOCA 2 채널 UGS 모델링 변경
LBLOCA 해석에서 재관수 PCT에 영향을 미치는 핵연료 냉각재 온도 거동을 보수적으로 평가하기 위하여, 유로 모델링 방법을 1개의 채널에서 2개의 채널로 정하여 LBLOCA 방법론 개선
원격정지계통 계측제어설 비 설계개선
최종안전성분석보고서 및 운영기술지침서에 명시된 원격정지실 계측 제어 변수가 일치하도록 개선
지진원자로자동 정지계통
추가 후쿠시마 후속조치 사항을 반영하여 ASTS를 설계에 추가
유출열교환기-유출 오리피스 배치 설계개선
냉각전 오리피스에서 감압을 하는 배치가 적절한 것으로 평가되어 유출 오리피스-유출열교환기 순으로 설계변경
정지냉각계통 과압보호 설계
개선 격리배관 과압방지를 위해 방출밸브(Relief Valve) 설치
피로감시시스템 구축 설계 개선
환경영향을 포함한 피로평가 결과의 반영을 위한 피로감시시스템 구축
환경피로평가 방법론 개선 1등급 기기 및 배관의 피로해석시 규제지침 RG 1.207을 적용한 환경영향 평가 수행
주요변수 지시 및 경보계통 -N(QIAS-N)의 Trouble/ Disable 경보 추가
발전소 비상운전 및 안전정지 수행 시 필요한 제어 기기의 Trouble/Disabled 관련 경보를 QIAS-N에 추가하여 운전원의 인지 향상
원자로보호계통 트립설정치 설계개선
설정치 분석결과를 반영하여 최종안전성분석보고서의 원자로보호계통 트립설정치 반영
디지털 계측제어계통(MMIS) 공통유형고장 대응 신규 운전 절차서 개발
인간공학 통합시스템검증을 통해 공통유형고장에 따른 운전원 대처능력 검증과정에서 미비점을 확인하고, 그에 따른 비정상운전절차서/경보 절차서 신규 개발
노외중성자속감시계통 기동채 널 설계개선
노외중성자속감시계통 기동채널에서 전송되는 신호 측정범위 확대 및 BDAS 신호추가로 인한 성능 개선
제 목 주요 개선내용
① PAR의 촉매제에 대한 기능 점
검시 시험장비내 수소 농도 변경 보수적 시험환경을 모사하기 위해 점검요구사항의 개선
② 사고시 순환수에 대한 pH 점검 절차 변경
신고리3,4호기 설계특성을 고려한 pH 분석방안을 반영하여 점검요구 사항 개선
③ 비상디젤발전기용 연료유, 윤활유 및 기동용 공기
기존 운기침상의 비상디젤발전기 연료유탱크 제고량 기준은 상세설계 이전에 확정된 값이므로 실제 값을 반영한 제고량 재산정 반영
④ 수동 개별 제어봉집합체 운전 제한
안전성이 확보되지 않은 운전범위의 수동 개별 제어봉집합체 운전 제한
⑤ 안전제어반 운전가능상태 유지
운영기술지침서 3.3.15에 안전제어반에 설치된 기기에 대한 점검요구 사항 추가
⑥ 공학적안전설비작동계통 개시 논리 시험 설계 개선
운영기술지침서 3.3.2절에 31일마다 수동으로 시험되는 채널기 능시험에 ESF-CCS의 작동논리시험이 포함되도록 함
⑦ 원자로보호계통 트립채널 우회 방법 개선
각 운전변수에 대해 부분우회 방법개선을 통한 운전원 실수유발 가능성 개선
○ 운영기술지침서(7건)
조치기한 개 선 사 항 비 고
신고리3 운영허가
이전
① 안전정지유지계통 내진성능 개선 (1-2)
② 예비변압기 앵커볼트 체결 (3-3)
③ 피동형수소제거설비 설치 (4-1)
④ 격납건물 배기 또는 감압설비 설치 (4-2)
⑤ 비상대응시설 개선 (5-8)
기반영 기반영 기반영 기반영 기반영
① 지진 자동정지 설비 설치 (1-1)
② 주제어실 지진 발생 경보창 등의 내진 성능개선 (1-4)
③ 이동형 발전차량 및 축전지 등 확보 (3-1)
④ 대체비상디젤발전기 설계기준 개선 (3-2)
⑤ 스위치야드 설비관리 주체 개선 (3-4)
⑥ 사용후핵연료 저장조 냉각 기능상실시 대책확보 (3-5)
⑦ 소방계획서 개선 및 협력체계 강화 (3-9)
⑧ 화재방호설비 및 자체 소방대 대응능력 개선 (3-10)
⑨ 원전 성능위주 소방설계 도입 (3-11)
원자로 비상냉각수 외부 주입유로 설치 (4-3)
중대사고 교육 훈련 강화 (4-4)
다수호기 동시 비상발령 등 방사선비상계획서 개정 (5-2)
장기 비상발령 대비 비상장비 추가확보 (5-3)
방사선 비상훈련의 강화 (5-5)
장기전원상실시 필수정보의 확보방안 강구 (5-6)
보수작업자 방호대책 확보 (5-7)
방사선 비상시 정보공개 절차 개정 (5-9)
비상경보시설의 성능강화 (5-11)
완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료 완료
추가 반영
① 최종열제거설비 침수방지 및 복구대책 마련(3-6)
② 사고관리전략 실효성 강화를 위한 중대사고관리지침서 개정(4-5)
③ 주민보호용 방호장비 추가 확보(5-1)
④ 비상계획구역 밖의 주민보호 조치평가(5-10)
완료 완료 완료 완료
붙임 3 후쿠시마 원전사고 후속조치 이행사항(27건)
붙임 4 품질서류 위조조사 결과
1. 일반규격품 품질검증서
○ (조사대상) 신고리 3,4호기 전체 납품 패키지(package) 총 321건 중 일반규격품이 사용된 패키지 31건
○ (조사결과) 일반규격품 품질검증서에 위조가 없음을 확인
구 분 총
패키지수
CGID 대상 패키지(품목수)
검증 수행(패키지 수) 공급사
자체
국내 검증업체
해외 검증업체 보조기기
(BOP) 189 22 (487) 12 9 1
주기기
(NSSS) 132 9 (56) 7 2 -
합 계 321 31 (543) 19 11 1
2. 국내업체 시험성적서 위조조사
○ (조사대상) 국내업체에서 발행한 시험성적서 총 72,334건
○ (조사결과) 434건의 위조 및 확인불가 확인
(단위 : 성적서 건수)
조사대상
조사결과
위조1) 확인불가2)
72,334 329 105
1) 위 조 : 발행이력이 없거나 시험결과 등이 수정된 경우
2) 확인불가 : 발행기관 폐업, 소재불명 및 원본폐기 등으로 시험성적서의 진위여부를 확인할 수 없는 경우
- 위조 주요 부품 : 볼트, 너트, 배관 피팅(fitting), 클램프(clamp), 플레이트(plate), 앵글(angle), 형강류(beam) 등
○ (후속조치) 위조 및 확인불가 품목에 대해서는 교체, 시험성적서 재발행 또는 부품의 건전성이 확인된 경우 현상 사용
[단위 : 시험성적서 건수]
구 분 조치 대상 교체 현상 사용 폐기(잉여자재)
위조 329 45 281 3
확인불가 105 26 78 1
총 계 434 71 359 4
3. 국내 업체 기기검증서
○ (조사대상) 기기검증서 총 594건
○ (조사결과) 안전등급 케이블, 전압조정변압기 등 14건 위조확인
(단위 : 보고서 건수)
내진검증 내환경검증 계
점검대상 위조 확인불가 점검대상 위조 확인불가 점검대상 위조 확인불가
511 7 39 83 7 21 594 14 60
○ (후속조치) 재검증을 통해 성능을 확인하거나, 성능이 검증된 기기로 교체하고, 안전성평가 결과 이상이 없는 경우 기기검증서 개정 후 사용
<위조 후속조치 결과(14건)>
- 전력/제어/계장 케이블 4건은 성능이 검증된 신규 케이블로 교체 - 소화수 펌프 제어반 및 나비형 밸브 2건은 내진/내환경 시험을
재수행하여, 구조적 건전성 및 성능이 유지됨을 확인
- 조립케이블(RSPT II Cable) 등 3건은 LOCA 환경에서의 재시험 수행 하여, 케이블 성능이 내환경 검증요건(IEEE 383 및 IEEE 572)을 만족함을 확인 - 변압기/공조기/히터/냉동기/충전기 5건은 원시자료(Raw Data)
검토결과 안전성이 확보됨을 확인함
<확인불가 후속조치 결과(60건)>
(단위 : 보고서 건수)
조치 대상 조치 현황
재시험 재해석 보고서 보완 등 비 고
내 진 39 1 2 36
내환경 21 2 0 19
합 계 60 3 2 55
4. 외국 업체 기기검증서 적합성 검토
○ (점검대상) 외국 업체와 직접 계약하여 구입한 기기의 기기검증보고서(총 199건)
주기기 보조기기
내진 내환경 내진 내환경 합계
69 22 72 36 199
○ (점검결과) 총 199건에 대한 점검결과, 관련 요건을 만족함을 확인 5. 사용전 성능시험결과 재확인
○ (점검대상) 사용전검사 관련 절차서 284건 중 안전성 품목(Q 등급)이 사용된 기기 및 계통 106건에 대한 사용전검사 결과
○ (점검결과) 기기 성능이 최종안전성분석보고서 및 설계 요구조건에 적합하며, 수압시험결과가 관련 성능 요건에 만족함을 확인
6. 정·주기 시험 선행 수행
○ (점검대상) 정·주기 시험 중 운영허가 이전에 가능한 103건에 대하여 전량 시험수행
○ (점검결과) 운영기술지침서 및 정·주기 시험 절차서에서 요구하는 성능 기준에 만족함을 확인
- 시험 중 특이사항(총 7건)이 발생하였으나, 외국 업체 부품과 관련이 없으며, 후속조치 후 재시험결과가 성능기준을 만족함을 확인
〈 안건 담당자 〉
원자력안전위원회 원자력심사과 손명선 과장 (02) 397 - 7216 손화종 사무관 (02) 397 - 7225
