📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 2월 11일(수)
- 중국 국가전력투자공사(SPIC)와 중국핵공업집단(CNNC)이 하이양 4호기 외부 돔과 쉬다바오 1호기 내부 돔 설치 진척을 공개하며 CAP1000 건설이 설비 설치·시운전 단계로 전환 중임을 시사함
- 덴마크 Copenhagen Atomics가 용융염 펌프·시험루프를 2년간 연속 운전했다고 밝히며 MSR 핵심 부품 신뢰성 데이터 축적과 규제 수용성 논의가 동반될 필요가 부각됨
- 프랑스 Assystem 경영진이 원전 공기(기간)와 자금조달 비용이 LCOE에 직결된다고 설명하며 계약부터 계통연결까지 100~140개월 목표 범위와 인허가 효율화 필요성을 언급함
- 아르메니아 정부와 미국 정부가 원자력 평화적 이용 협력 합의 협상을 완료했다고 밝히며 향후 123 협정 체계 아래 민수 원전 프로젝트·연료·정비 계약 가능성이 거론됨
- 미국 에너지정보청(EIA)이 2026~2027년 전력수요가 추가 증가할 것으로 전망하며 재생에너지 비중 확대 속에서도 원전 발전 비중은 2025~2027년 18%로 유지될 것으로 제시함
발생빈도별 초기사건 분류
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].
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
