📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 3월 28일(토)
- 대만전력이 마안산 원전 재가동과 운전면허 갱신을 위한 계획서를 원자력안전위원회에 제출하며, 탈원전 종료 이후 실제 재가동 여부는 18~24개월 추가 안전점검과 기술심사 결과에 좌우되는 단계로 진입함.
- 핀란드 정부가 의뢰한 보고서가 대형원전 2.4GW 증설과 SMR 열·전력 활용, 기존 원전 수명연장 옵션을 함께 제시하며 신규 원전은 국가 지원 없이는 시장성 확보가 어렵다는 평가를 내놓음.
- 인도 원자력규제위원회가 마히 반스와라 원전 1·2호기의 굴착 착수 준비를 승인하며, 700MWe급 PHWR 10기 일괄 확대 구상이 현장 착수 단계로 진입함.
- 켄터키주와 맥크래큰 카운티가 Paducah 레이저 농축시설에 최대 9,890만달러 인센티브를 제시하며, 미국의 고갈우라늄 재농축 기반 국내 핵연료 공급망 구축이 지역산업 투자와 결합되는 양상이 강화됨.
- IAEA가 이란 아르다칸 옐로케이크 생산시설 피격 뒤 외부 방사선 수치 상승이 없다고 밝히며, 핵연료 전단계 시설 타격이 직접 방사선 피해로 이어지지는 않았으나 추가 점검 필요성이 커짐.
발생빈도별 초기사건 분류
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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