📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 19일 (수)
- IAEA가 Zaporizhzhia 원전 직원과 하도급 인력이 이용하는 버스정류장에서 드론이 폭발해 1명이 숨지고 다수가 다친 사건을 확인하고, 원전과 종사자를 겨냥한 군사행동이 핵안전·보안 위험을 키운다며 즉각 중단을 촉구함
- FANCO가 EAGL-1 고속 SMR과 타 첨단원자로용 HALEU 세라믹 연료를 제조할 Category II 시설의 규제협의계획을 NRC에 접수시키고 2027년 건설·운영 허가신청을 예고하며 원자로와 연료주기를 통합한 상용화 전략을 구체화함
- Radiant가 상업 설계와 동일 규모·연료구성을 적용한 1 MWe Kaleidos 마이크로리액터를 California에서 Idaho National Laboratory의 DOME 시험장으로 운송하며 임계·전출력·150시간 무인 연속운전 검증과 NRC 인허가 데이터 확보 단계에 진입함
- 싱가포르 통상산업부와 중국 국가원자력기구가 원자로 기술의 안전·기술 평가, 인력양성, 안전조치와 보안 등을 포괄하는 평화적 원자력 이용 협력 양해각서를 체결하며 싱가포르의 독립적 원전 도입 평가 역량 구축이 구체화됨
- NuScale Power·Nano Nuclear·Oklo 주가 급락으로 공매도 투자자가 지난 1년간 약 21억달러의 이익을 거둔 것으로 집계되며, AI 전력수요와 정책지원에 기반한 SMR 투자 기대가 수익화 지연·높은 자본비용·인허가와 연료 제약에 대한 재평가 국면에 진입함
발생빈도별 초기사건 분류
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개요
원자력발전소에서 발생할 수 있는 초기사건의 분류에는 다양한 방법이 있으나, 일반적으로 예상되는 발생빈도 또는 기능(유형)에 따라 분류할 수 있다[1][2].
여기에서는 예상되는 발생빈도별 사건분류, 그리고 분류별 정의와 사건사례를 살펴보기로 한다.
예상되는 발생빈도별 사건분류
예상되는 발생빈도별 사건분류는 나라마다 약간의 차이가 있으나, 우리나라에서 개념적으로 채택하고 있는 미국의 분류방식에 따르면 아래 그림에서 보는 바와 같다.
원자력시설의 인･허가에 대한 요건을 규정하고 있는 미국의 연방규제규칙(10CFR50)에서는 정상, 예상운전과도, 사고로 분류하고 있으며, 미국 원자력규제위원회(USNRC)의 규제지침 RG 1.70[3]에서는 정상, 보통빈도사건, 희귀빈도사건, 제한사고로 분류하고 있다.
또한 미국원자력학회(ANS)에서는 4개 또는 5개의 범주로 분류하기도 한다[4][5].
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예상되는 발생빈도에 따른 사건분류
그림에서 10CFR50의 분류는 발전소 상태분류와 큰 차이가 없으나, RG 1.70과 ANS(미국원자력학회)에서는 예상운전과도를 보통빈도사건과 희귀빈도사건으로 세분하고 있다.
이에 따른 발생빈도별 사건분류의 정의와 사건 사례는 다음과 같다.
- 정상운전(Condition I)
- 발전소가 규정된 운전 제한치와 조건에서 사전에 설정한 계획대로 운전되고 있는 상태로서, 발전소 출력운전, 원자로 기동과 정지, 보수, 시험, 핵연료 장전 등을 포함한다.
- 보통빈도사건(Condition II)
- 발전소의 수명기간 동안 여러 번 일어날 수 있는 사건으로, 터빈트립, 주급수유량상실, 원자로냉각재유량의 감소 등이 여기에 포함된다.
- 희귀빈도사건(Condition III)
- 발전소의 수명기간 동안 한번 일어날 수 있는 사건으로, 소형 원자로냉각재 상실사고, 핵연료집합체의 부적절한 장전과 운전, 핵연료취급사고 등이 포함된다.
- 제한사고(Condition IV)
- 발전소 수명기간 동안 발생하지 않을 것으로 예상되나 방사성물질의 심각한 유출 가능성 때문에 고려하는 가상적인 사건으로, 주급수관 파단사고, 주증기관 파단사고, 대형 원자로냉각재 상실사고, 원자로냉각재펌프 회전자 고착사고 등이 포함된다.
참고문헌
- ↑ IAEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
- ↑ IAEA, “Accident Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Reports Series, No. 23, 2002.
- ↑ USNRC, “Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants (LWR Edition)”, RG 1.70(Rev. 3), November 1978.
- ↑ American Nuclear Society, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants”, ANSI N18.2, 1973.
- ↑ American Nuclear Society, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants”, ANSI/ANS-51.1, 1983.
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr