원자력사건의 허용기준

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  원자력사건의 허용기준


개요

원자력사건에 대한 안전해석을 수행하기 위하여 안전을 판단할 수 있는 기준을 설정해야 하며, 이 기준은 원자력 안전목표의 달성, 안전원칙의 적용, 그리고 관련 설계기준과 규제요건에 충분히 부합해야 한다. 또한 안전목표, 안전원칙 등 높은 수준의 요건을 만족하는지를 평가하기 위하여 상세기준이나 지침을 설정할 수 있다. 대개의 기준은 법령의 형태로 규정하고 있으며, 규제기관이 사업자의 안전활동에 대한 규제의 판단기준으로 사용하기 때문에 규제기준이라고도 한다.

여기에서는 원자력사건에 대한 안전해석의 수행에서 안전의 잣대를 제공하는 허용기준의 개념과 형태, 허용기준과 안전여유도의 관계에 대하여 살펴보기로 한다.


허용기준의 개념

허용기준은 방사성물질의 유출을 억제하는 물리적 방벽의 손상을 예방하고 허용할 수 없는 방사성물질의 유출을 방지함으로써 적절한 수준의 심층방어가 유지되고 있음을 입증하기 위하여 각 사건에 적용되는 안전의 척도이다. 각 사건의 위험도(발생빈도 결말)가 동일한 수준이어야 한다는 일반적 원칙에 따라 예상되는 발생빈도가 높은 사건은 경미한 결말을 야기해야 하며, 심각한 결말을 야기하는 사건은 그 발생빈도가 매우 낮아야 한다[1].

따라서 발생빈도가 높은 사건은 그 결말을 작게 하기 위하여 엄격한 허용기준을 적용해야 하며, 발생빈도가 낮은 사건은 상대적으로 완화된 기준을 적용할 수 있다. 예로서 보통빈도사건(Condition II)에 대해서는 일반적으로 핵연료의 손상을 허용하지 않으나, 제한사고(Condition IV)에 대해서는 핵연료피복재의 일부 손상을 허용하고 있다. 또한 사건의 발생빈도에 따라 소외 방사선피폭선량의 제한치를 달리 설정하고 있으며, 다음 그림은 이를 개념적으로 예시하고 있다.


사건의 발생빈도에 따른 방사선피폭선량 제한치 예시

허용기준의 형태

허용기준은 일반적으로 일반 허용기준과 특정 허용기준으로 구분할 수 있다.

  • 일반 허용기준은 원자력작업종사자와 공중의 개인별 및 집단적 방사선 피폭선량, 방사성물질의 유출에 대한 물리적 방벽의 건전성, 그리고 기본안전기능의 수행에 요구되는 계통의 성능이나 운전원의 능력에 대한 기준이다.
  • 특정 허용기준은 안전해석에서 계산된 변수들의 제한치(예로서 핵연료피복재 온도, 핵연료피복재 산화율), 사고 전･후의 발전소의 상태(예로서 장기간 안전상태의 유지), 계통･기기 및 구조물의 성능요건(예로서 안전주입 유량), 사고환경을 고려한 운전원 조치요건(예로서 경보계통의 신뢰성, 제어지역의 거주성) 등을 포함한다[2][3][4].
  • 방사선피폭선량에 대한 허용기준으로 작업종사자의 경우 연간 50 mSv 그리고 5년에 100 mSv를 초과하지 않아야 하며, 일반인에 대해서는 연간 1 mSv로 제한하고 있다.
  • 사고 상황에서는 원자력발전소 부지의 제한구역경계에서의 사고의 발생빈도와 심각도에 따라 제한치로 설정된 사고 후 2시간 동안의 전신 피폭방사선량 0.25 Sv 및 갑상선 피폭방사선량 3 Sv의 10%~100%를 적용하고 있다.


핵연료의 건전성과 관련한 허용기준으로 핵연료의 임의 위치에서의 핵비등이탈률(Departure from Nucleate Boiling Ratio; DNBR) 또는 핵연료중심선 온도가 설계제한치인 핵연료 허용손상한계를 만족해야 한다. 여기서 핵비등이탈률은 임계열유속(Critical Heat Flux; CFR)과 실제 열유속과의 비율을 말하며, 핵비등이탈률이 제한치(대개 1.2~1.3) 이상이어야 한다는 것은 실제 열유속이 임계열유속보다 작아야 핵연료가 건전성을 유지한다는 의미이다. 핵비등이탈률 제한치는 열유속의 계산에서 존재하는 불확실도를 고려하여 95% 확률에 95% 신뢰도를 고려하여 설정한다. 원자로냉각재계통의 건전성과 관련한 허용기준으로 계통압력을 설계압력의 110~120%로 제한하고 있다.

이 외에도 원자로냉각재계통 배관의 파단에 의한 냉각재상실사고 시 비상노심냉각계통의 성능요건으로 핵연료피복재의 표면 최대온도(1,204oC), 핵연료피복재의 산화율(17%), 수소생성량(1%), 노심의 냉각형상 유지, 장기 노심냉각 등의 특정 허용기준을 설정하고 있다.


허용기준과 안전여유도

각 사건에 적용되는 허용기준은 물리적 방벽의 손상예방과 방사성물질의 유출방지를 위하여 충분한 안전여유도를 가지고 설정하여야 한다. 이는 물리적 방벽의 건전성과 방사성물질의 유출에 따른 영향을 예측하는데 상당한 불확실성이 존재하고, 사건에 따른 발전소의 거동과 현상을 수치적으로 해석하는데 있어 많은 불확실성이 수반되기 때문이다. 아래 그림은 허용기준과 안전여유도에 대한 관계를 개념적으로 보이고 있다. 임의 사건의 안전해석 결과는 허용기준을 만족해야 하므로 일차적인 안전여유도가 생기며, 허용기준은 방벽의 손상을 야기할 수 있는 한계보다 낮게 설정되기 때문에 이차적인 안전여유도가 확보될 수 있다.


허용기준과 안전여유도[5]


참고문헌

  1. ↑ IAEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
  2. ↑ tandards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009. 2. IAEA, “Accident Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Reports Series, No. 23, 2002.
  3. ↑ AEA, “Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors”, Safety Reports Series, No. 30, 2003.
  4. ↑ USNRC, “Sec. 15.0 Introduction – Transient and Accident Analysis”, NUREG-0800, Standard Review Plan, March 2007.
  5. ↑ 김효정, “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

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