📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 18일 (화)
- 인도 원자력부가 제한적 민간 참여와 AERB의 법적 지위 강화를 포함한 SHANTI Act 하위 규정의 공개협의에 착수하면서, 원자로 전 생애주기 단일 복합허가와 연료주기·우라늄 및 토륨 사업 허가를 통합하는 규제체계 개편이 본격화됨.
- NexGen Energy가 캐나다 Saskatchewan의 Rook I 우라늄 프로젝트 건설을 시작하고 향후 9개월 동안 USD 10억을 조달하는 방안을 추진하면서, BHP의 잠재적 지분 참여와 전력회사 선급금·부채·프로젝트 지분을 결합한 공급망 금융 전략이 부각됨.
- Blue Energy와 GE Vernova Hitachi Nuclear Energy가 Texas Victoria의 2.5 GW 가스·원자력 복합발전 프로젝트를 다음 단계로 진전시키는 협정을 체결하면서, 1 GW 가스터빈을 먼저 투입하고 최대 5기의 BWRX-300으로 1.5 GW를 추가하는 단계적 데이터센터 전력공급 모델이 구체화됨.
- SPIC가 중국 Shandong의 Haiyang 3호기에서 원자로냉각재계통과 안전계통의 고온기능시험을 2026-08-13 완료하고 주요 과도시험을 첫 시도에 마치면서, CAP1000 원자로의 연내 연료장전과 최초 계통연계를 위한 핵심 시운전 단계가 마무리됨.
확률론적 안전성평가 개념
개요
원자력발전소의 설계기준사고에 대한 안전성 평가방법으로 사용되고 있는 심층방어 기반의 결정론적 안전성평가(Deterministic Safety Assessment) 방법은 원자력발전소의 계통･기기 및 구조물 각각에 대하여 안전기능에 따른 성능과 건전성을 평가할 수 있으나, 원자력발전소의 총체적인 안전에 미치는 개별적인 영향을 정량화할 수 없으며 또한 총체적인 안전도(위험도)를 산출할 수 없다. 따라서 원자력발전소의 운영으로 인한 위험도를 평가하기 위한 방법으로 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA) 방법이 사용되고 있다. 확률론적 위험도평가(Probabilistic Risk Assessment; PRA)라고 표기하기도 하지만 동일한 의미이다.
확률론적 안전성평가는 원자력발전소에서 발생할 수 있는 모든 초기사건을 파악하여, 사건별 전개 시나리오와 영향을 근간으로 모든 사고에 수반되는 총체적인 위험도(Risk)를 종합적⋅체계적으로 분석하는 안전성 평가방법이다. 이 방법은 중대사고에 이르는 사고경위와 이에 따른 노심손상빈도, 격납건물 파손확률과 사고로 인한 주민의 피폭선량 및 환경피해 등을 정량적인 수치로 제시함으로써 구체화된다. 확률론적 안전성평가는 결정론적 안전성평가로 제공되지 않는 원자력발전소의 총체적인 안전도와 더불어 안전에 대한 통찰력(Insight)을 제공하며, 원자력발전소의 안전취약점을 파악하여 설계와 운영에서의 개선방안과 사고관리 방안의 도출에도 활용된다. 그러나 계통･기기의 신뢰도 데이터의 신뢰성과 해석 모델 및 결과에 존재하는 불확실도 등의 문제가 있기 때문에, 안전의 절대적인 척도보다는 상대적인 척도로서의 정량적 기법으로 활용되고 있다.
배경
확률론적 안전성평가 방법이 원자력발전소에 처음으로 적용된 것은 1975년 미국 MIT 대학의 라스무센(Normann C. Rasmussen)교수의 주도로 수행된 원자로 안전성 연구보고서(WASH-1400)[1]가 출간되면서 부터이다. 이 보고서에서는 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사건의 전개 시나리오를 나타내는 사건수목(Event Tree)과 각 계통･기기의 고장을 나타내는 고장수목(Fault Tree)을 구성하고, 이를 종합하여 개별 사건의 발생확률과 함께 발전소의 총체적인 위험도를 평가하는 방법을 제시하고 있다.
이 기법은 운전원 조치능력의 정량화에 대한 어려움, 공통원인고장의 부적절한 처리, 계통･기기 신뢰도 자료의 결여, 계산결과에 내재하는 불확실도 정량화 등의 문제점이 제기되어 그 활용 여부에 많은 논란이 있었다. 그러나 1979년 발생한 미국의 스리마일아일랜드 원자력발전소 사고가 WASH-1400 보고서에서 다루었던 과도상태로 부터 원자로냉각재 상실사고와 운전원 실수 등으로 진행되는 중대사고 시나리오의 가능성을 현실적으로 나타냄으로써, 확률론적 안전성평가의 가치에 대한 인식을 새롭게 하였으며 그 활용이 본격화되었다[2].
위험도의 정의와 정량적 안전목표
일반적으로 위험을 논할 때는 어떠한 위험인가 하는 위험의 종류와 어느 정도의 위험인가 하는 위험의 크기(Consequence), 그리고 위험의 발생가능성이 어느 정도인가 하는 확률(Probability) 또는 발생빈도(Frequency)를 고려해야 한다. 따라서 위험에 대한 평가에서 그 지표로 사용하는 것이 위험의 발생가능성과 크기를 함께 고려하는 위험도(Risk)라는 개념으로 다음과 같이 표현된다.
위험도(Risk) = 사고발생가능성(Frequency) 사고결말(Consequence)
확률론적 안전성평가는 원자력발전소에서 발생가능한 각 초기사건과 그 사건을 시작으로 전개되는 다양한 사고경위의 발생가능성(Fi)을 추정하고 사고경위에 따른 결말(Ci)을 추정하는 것이다. 원자력발전소의 운영으로 인하여 궁극적으로 나타나는 위험도 수치는 모든 발생가능한 초기사건에 대하여 이 세 가지 요소를 종합적으로 처리하는 과정의 결과물로서 다음과 같은 계산식으로 표현된다.
위험도(Risk) =
국제원자력기구(IAEA)는 현재 운전중인 기존의 원자력발전소에 대한 정량적 안전목표로서 위험도의 척도인 노심손상빈도(Core Damage Frequency; CDF)를 10-4/RY 이하로, 대규모 조기 방사능유출빈도(Large Early Release Frequency; LERF)를 10-5/RY 이하로 설정하고 있다. 여기서 RY(Reactor Year)는 원자로의 운전년수를 의미한다. 또한 신규 발전소에 대한 안전목표로서 노심손상빈도를 10-5/RY 이하로, 대규모 조기 방사능 유출빈도를 10-6/RY 이하로 설정하고 있다.
수행 단계 및 범위
확률론적 안전성평가 수행단계는 그림 1에서 보는 바와 같이 크게 3단계로 구분된다.
- 1단계(Level 1) : 다양한 사고경위에 대한 노심손상 여부를 분석하여 노심손상빈도(CDF)를 평가
- 2단계(Level 2) : 노심손상 후 방사성물질의 거동과 격납건물의 기능상실을 분석하여 격납건물 외부로의 대규모 조기 방사성물질의 유출량, 유출시점 및 그 발생빈도(LERF)를 평가
- 3단계(Level 3) : 격납건물 외부로 유출된 방사성물질에 의한 주민의 방사선 피폭량과 환경피해를 평가
확률론적 안전성평가의 분석범위는 원자력발전소 출력의 크기와 사건발생의 원인에 따라 구분할 수 있다.
- 출력의 크기에 따라 전출력(Full Power) PSA와 정지･저출력(Shutdown & Low Power) PSA로 분류
- 사건발생의 원인에 따라 펌프나 기기 등의 고장과 같은 내부사건(Internal Event) PSA와 지진이나 홍수와 같은 외부사건(External Event) PSA로 분류
참고문헌
- ↑ Rasmussen, Norman C., “Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants”, WASH-1400(NUREG-75/014), USNRC, 1975.
- ↑ WASH-1400(NUREG-75/014), USNRC, 1975. 2. USNRC, “Use of Probabilistic Risk Assessment Methods in Nuclear Activities: Final Policy Statement”, Federal Register, 60 FR 42622, 1995.
- ↑ “원자력 안전해석”, 정기획출판사. pp.842, 2016. 6.
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr