설계기준초과사고 개념

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▼ 설계기준초과사고
  설계기준초과사고 개념
  원자로정지불능 예상과도
  전원완전상실사고

개요

국제원자력기구(International Atomic Energy Agency; IAEA)는 안전기준문서인 “원자력발전소의 안전: 설계(Safety of Nuclear Power Plants: Design)[1]”에서 원자력발전소의 상태를 크게 운전상태와 사고조건으로 구분하며. 사고조건은 설계기준사고(Design Basis Accident)와 설계확장조건(Design Extension Condition)으로 구분하고 있다[1]. 여기서 설계기준사고는 발전소의 계통･기기 및 구조물의 설계기준이 되는 사고를 의미하며, 설계확장조건은 설계기준을 초과하는 사고(‘설계기준초과사고’로 칭함)로서 심각한 노심손상(노심용융)을 초래하는 중대사고(Severe Accident)를 포함한다. 설계확장조건은 유럽의 원전사업자 설계요건(European Utility Requirements)[2]에서 원전의 안전성을 증진시키기 위하여 설계기준의 확장을 통하여 다중고장으로 야기하는 일부 사고경위를 정의하기 위하여 처음으로 사용한 용어이다.

배경과 개념

원자력발전소의 설계에서 설계기준을 초과하는 사고의 고려는 1979년 미국의 스리마일아일랜드 원전사고 이후 심각한 안전현안으로 부각되어 왔다. 설계기준초과사고(beyond Design Basis Accident)는 안전계통의 다중고장(Multiple Failures)과 이에 수반하는 다양한 시나리오를 갖기 때문에 설계기준의 고려에서 그 범위와 안전기준의 설정에 어려움이 있어, 대부분의 국가에서는 안전계통의 다중고장에 대하여 극히 제한적인 시나리오를 설계에 반영하여 왔다. 예로서 원자로정지불능 예상과도(Anticipated Transients without Scram), 전원완전상실사고(Station Blackout Accident), 급수완전상실사고(Loss of Total Feedwater Accident)가 있다. 이들 사고들은 설계확장조건의 범주에 속하면서 심각한 노심손상(노심용융)을 초래하지 않는 사고로서, 발전소의 설계에서 추가적인 안전설비의 설치 등으로 대처하고 있다. 반면에 심각한 노심손상(노심용융)을 초래하는 중대사고에 대하여는 소프트웨어적 성격의 확률론적 안전성평가를 통한 위험도의 관점에서 다루고 있으며, 중대사고관리절차서와 방사능 방재대책(소외 비상대응)을 통하여 대처하고 있다.

근래에는 설계기준초과사고와 특히 노심용융을 야기하는 중대사고의 예방과 완화를 위한 발전소 대처능력을 강화하고, 안전계통의 다중고장에 따른 안전의 취약성을 근원적으로 보완함으로써 원자력의 안전 수준을 증진시켜야 한다는 필요성이 지속적으로 제기되어 왔다. 특히 2011년에 발생한 일본의 후쿠시마 원전사고는 노심냉각과 방사성물질의 격납기능 상실로 인한 중대사고의 발생가능성을 재확인하였으며, 중대사고의 설계에의 고려를 재조명하게 하는 계기가 되었다.

국제원자력기구의 개념

국제원자력기구는 안전기준문서[2]”에서 “설계확장조건은 설계기준사고로 고려하지는 않으나, 최적평가방법에 따라 설비의 설계프로세스에 고려하여 방사성물질의 유출을 허용할 수 있는 제한치 이내로 유지해야 하는 사고조건으로서 중대사고조건을 포함”하는 것으로 정의하고 있다. 설계확장조건의 안전요건으로 설계에서 다루어야 할 추가적인 사고시나리오를 도출하고, 이러한 사고시나리오의 예방과 사고가 발생하는 경우 그 결말의 완화를 위한 실질적인 수단을 구비하도록 규정하고 있다. 따라서 설계확장조건에 대한 해석을 수행하여야 하며, 설계확장조건을 위한 추가적인 안전설비가 필요하거나 격납건물의 건전성을 유지하기 위하여 기존 안전계통의 능력 확장이 필요할 수 있다.

또한 국제원자력기구의 안전기준문서에서 원자력발전소는 심각한 방사능 유출을 야기할 수 있는 설계확장조건을 설계에서 실질적으로 배제(Practically Eliminated)할 수 있도록 규정하고 있다. 실질적으로 배제할 수 없는 설계확장조건에 대하여는 일반대중의 보호를 위하여 지역 및 시간 관점에서 제한된 규모의 보호조치를 수립하여야 하며, 이러한 보호조치를 이행할 수 있는 충분한 시간을 확보하여야 한다. 여기서 실질적 배제(Practically Eliminated)란 물리적으로 불가능하거나 또는 높은 신뢰도 수준에서 매우 낮은 발생 가능성을 의미한다.


참고문헌

  1. ↑ IAEA, “Safety of Nuclear Power Plants: Design”, Safety Standards Series, Specific Safety Requirements, No. SSR-2/1(Rev. 1), 2016.
  2. ↑ 2.0 2.1 “European Utility Requirements for PWR Nuclear Power Plants”, Revision D, October 2012.


이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr

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