📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 21일 (금)
- 러시아가 통제하는 Zaporizhzhia 원전이 고압선 손상으로 외부전원을 상실해 비상디젤발전기로 전환했으며, 6개 원자로가 발전을 중단한 상태에서도 핵연료 냉각을 위해 안정적인 전력공급 확보가 다시 핵안전 현안으로 부각됨.
- 한국 국방장관이 민간 연구기관 추정치를 인용해 북한의 핵탄두 보유량을 약 80~120기로 언급하면서도 군이 정확한 수치를 공식 확인할 수 없다고 선을 그어, 북핵 능력 평가와 비핵화 정책 사이의 불확실성이 재부각됨.
- 미국 Port of Corpus Christi가 MARAD와 SMR·마이크로그리드·첨단 선박 추진체계 활용을 검토하고 Core Power와 부유식 원전 및 원자력 추진 상선 수용을 위한 현장별 준비도 연구를 추진하며 해양 원자력 실증 기반을 넓힘.
- 두산에너빌리티가 중국 Shandong성 Laiyang 원전 5·6호기 증기발생기용 초대형 단조품 8개를 2029년까지 공급하는 계약을 체결해, 중국 신규 원전 건설 확대와 연계된 한국 원전 기자재 공급망의 수주 기반을 이어감.
- 캐나다 CNSC가 Bruce Power의 현장 hot cell 시설 운영을 승인해 전립선암 등 정밀의료에 쓰이는 Lu-177 생산 과정의 Target Carrier Removal을 원전 부지에서 수행할 수 있게 되면서 상업원전 기반 의료동위원소 공급망이 확대됨.
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].
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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