월성 1호기 스트레스테스트

검증보고서

2015. 1. 6

월성 1호기 스트레스테스트

전문가검증단

본 보고서는 한수원이 제출한 월성1호기 원전

스트레스테스트 수행보고서에 대한 한국원자력안

전기술원 검증단과 민간 검증단 각각의 검증보고

서를 주제별로 정리․편집한 것임

제 출 문

원자력안전위원회 위원장 귀하

본 보고서를 월성1호기 스트레스테스트 전문가검증단의 최종 검증결과보고서로

제출합니다.

2015년 1월 6일

한국원자력안전기술원 검증단 단장 : 성 게 용

민간검증단 단장 : 김 연 민

- iv -

( 공 백 )

- i -

요 약

동 보고서는 월성 원자력발전소 1호기 스트레스테스트 사업자 자체평가결과에 대한 전문

가 검증단의 검증결과를 문서화한 것이다. 월성 원자력발전소 1호기를 운영하는 한국수력

원자력주식회사는 원자력안전위원회의 행정공문(2013년 4월)에 따라 월성 원자력발전소 1

호기에 대한 자체평가 결과보고서를 2013년 7월 12일에 제출하였다.

스트레스테스트는 설계기준을 초과하는 자연재해와 이로 인해 발생할 수 있는 사고를 가

정하여 원자력발전소의 대응능력을 평가하고 안전성 증진사항을 도출하기 위해 수행하는

것으로서, 한국원자력안전기술원(Korea Institute for Nuclear Safety, KINS) 검증단과 민

간검증단으로 구성된 전문가 검증단에서 사업자 자체평가 결과를 검증하였다. 민간검증단

은 지자체 및 시민단체에서 추천한 지역주민, 관련 전문가, 시민단체 활동가로 구성되었

다.

전문가 검증단의 검증 목적은, 2013년 4월 원자력안전위원회에서 제시한 스트레스 테스트

가이드라인에 따라 설계기준 초과 자연재해 및 사고조건에서 월성 원자력발전소 1호기가

어느 정도까지 견뎌낼 수 있는지 확인하고(대응능력 한계 평가), 설계기준 초과 조건에서

도 안전성을 확보하기 위해 개선될 필요가 있는 사항(안전성 개선사항)들이 적절하게 도

출되었는지 확인하는 것이다. 또한, 스트레스 테스트 가이드라인에서 제시한 평가기준에

따라 설계기준을 초과하는 자연재해 및 장기 전원상실과 최종열제거원 상실이 발생한다

하더라도 월성 원자력발전소 1호기를 안전하게 유지시킬 수 있는 대처능력이 확보되어

있는지를 확인하는 것이다.

전문가 검증단은 월성 원자력발전소 1호기 스트레스테스트 사업자 자체평가결과에 대해

서면질의, 실무회의 및 현장확인 등을 통해 적절성을 확인하였다. 또한, 민간검증단은 스

트레스테스트 수행 가이드라인의 평가범위에는 포함되어 있지는 않지만 지역주민 수용성,

사회적․경제적 영향 등에 대한 검토도 수행하였다.

검토결과, KINS검증단은 ①만년빈도 수준의 자연재해(지진의 경우 0.3g), ②지진에 따른

화재, ③소내 모든 전력 상실, ④최종열제거원 및 대체열제거원 상실, ⑤자연재해로 인한

발전소 주변 인프라 손상으로 일정정도 시간 이내에는 외부지원 불가, ⑥야간 등 취약시

간 대의 사건발생을 가정한 소내 최소인력에 의한 대응, ⑦지진으로 인한 건물내 조명상

실, ⑧유독가스 및 연기 발생이라는 설계기준을 초과하는 극한 상황에서도 증기발생기에

- ii -

급수가 가능하도록 설비개선 및 전략이 마련되어 원자로 냉각 기능을 유지하는 대응능력

은 확보된 것으로 판단하였다. 스트레스 테스트의 목적을 위해, 상기 가정사항 이외 ⑨냉

각재상실, ⑩증기발생기세관파단, ⑪핵연료가 손상되고 격납건물 내부 압력이 상승하는

중대사고, ⑫주민소개 등 방재 및 비상대응 상황을 추가로 가정하여 검증하였다.

검증결과 ‘다수호기 동시사고 대응을 위해 각 호기에서 안전기능이 확보될 수 있도록 이

동형설비 확보․운영 등의 중장기 개선방안 마련’ 등 19건의 안전 개선사항을 도출하였

다.

따라서 월성1호기에 대한 KINS 검증결과, 재현주기 10,000년 빈도 수준의 자연재해에도 필

수안전기능이 유지될 수 있는 것으로 판단하였고, 이외 중대사고 등의 극한 사고에서의 한

계사항과 이에 대한 개선사항이 적절하게 도출되어 스트레스 테스트 가이드라인의 평가기

준을 만족하고 있는 것으로 판단하였다.

민간검증단은 ‘증기발생기 세관 파단에 의한 방사성물질 방출 평가 및 대책 마련 필요‘

등 32건의 안전개선사항을 도출하였고, 도출된 안전개선사항들이 이행되어야만 월성 원자

력발전소 1호기의 안전운전이 가능할 것으로 판단하였다. 또한 민간검증단은 지역주민 수

용성과 관련한 의견의 적극적 반영이 필요하다는 입장을 제시하였다.

- iii -

- 목 차 -

요 약 ················································································································································· i

목 차 ··············································································································································· iii

그림목차 ···············································································································································vi

표 목 차 ···············································································································································vi

1. 서론 ···································································································································· 1

1.1 개요 ········································································································································· 1

1.2 검증목적 ································································································································· 2

1.3 검증의 기본원칙 ················································································································ 2

1.4 전문가 검증단 구성 ············································································································ 3

1.5 주요 추진경과 ······················································································································· 3

2. 스트레스테스트 평가 주요내용 및 기준 ···································································· 4

2.1 지진에 의한 구조물․계통․기기 안전성(분야1) ························································· 4

2.2 해일 및 기타 자연재해에 의한 구조물․계통․기기 안전성(분야2) ··························· 4

2.3 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응능력(분야3) ················································ 5

2.4 중대사고 관리능력(분야4) ································································································· 5

2.5 방재 및 비상대응능력(분야5) ··························································································· 5

2.6 운영능력(공통분야) ·············································································································· 6

2.7 평가기준 ······························································································································· 6

3. 분야별 검증결과 ·············································································································· 7

3.1 지진에 의한 구조물․계통․기기 안전성 ····································································· 7

3.1.1 분야별 주요 검증내용 ····························································································· 7

3.1.1.1 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진규모 평가 ····································· 7

3.1.1.2 내진여유도 평가 ·························································································· 11

3.1.1.3 안전조치를 위한 설비․인력의 보호 및 활용가능성 평가·························· 15

3.1.1.4 설계기준 초과지진에 의한 화재영향 평가 ·········································· 18

3.1.1.5 부지 암반특성 평가 ···················································································· 21

3.1.2 분야별 주요 검증의견 ····························································································· 25

3.2 해일 및 기타 자연재해에 대한 구조물․계통․기기 안전성 ································ 26

- iv -

3.2.1 분야별 주요 검증내용 ··························································································· 26

3.2.1.1 해일 및 강우에 의한 홍수 영향 평가 ···················································· 26

3.2.1.2 강풍(태풍) 및 토네이도 영향 평가 ························································· 33

3.2.1.3 복합재난에 의한 원전부지 및 구조물 건전성 평가 ···························· 35

3.2.2 분야별 주요 검증의견 ····························································································· 38

3.3 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응능력 ··························································· 39

3.3.1 분야별 주요 검증내용 ··························································································· 40

3.3.1.1 발전소 초기 상태 및 사고경위 분석 조건 ·········································· 40

3.3.1.2 필수대처기능 유지 및 복구능력 ···························································· 43

3.3.1.3 교류 및 직류전원 확보 전략 평가 ······················································ 48

3.3.2 분야별 주요 검증의견 ·······························································································52

3.4 중대사고 관리 능력 ·········································································································· 53

3.4.1 분야별 주요 검증내용 ··························································································· 53

3.4.1.1 발전소 초기상태 및 사고시나리오 분석 ·················································· 53

3.4.1.2 칼란드리아 탱크 손상 전 대응능력(장기냉각전략 포함) ················· 61

3.4.1.3 칼란드리아 탱크 파손 후 대응능력 ······················································ 67

3.4.1.4 가연성기체 제어 능력 ·············································································· 73

3.4.1.5 격납건물 과압보호 능력 ·········································································· 76

3.4.1.6 제2제어실에서 발전소 상태파악 및 제어능력 평가 ·························· 81

3.4.1.7 사용후연료 냉각 및 손상 후 대응능력 ················································ 82

3.4.1.8 비상급수계통 관련 건전성 평가 ···························································· 85

3.4.1.9 중대사고 시 폐기물(오염수 등) 처리 전략 평가 ······························· 86

3.4.1.10 중대사고 관리지침 유효성 평가 ···························································· 87

3.4.2 분야별 주요 검증의견 ·······························································································88

3.5 방재 및 비상대응 능력 ······································································································90

3.5.1 분야별 주요 검증내용 ··························································································· 90

3.5.1.1 다수호기 동시사고 시 선량평가 능력 ···················································· 90

3.5.1.2 소내․외 접근성 확보 ················································································ 92

3.5.1.3 비상대응시설 거주성 확보 및 비상대응요원 방호조치 ······················ 95

3.5.1.4 비상대응계획 이행 가능성 ········································································ 99

3.5.1.5 비상시 의사결정권자 대응능력의 실효성 평가 ·································· 104

3.5.2 분야별 주요 검증의견 ··························································································· 105

3.6 인적성능 및 의사결정 등 운영능력 ··············································································107

- v -

3.6.1 KINS검증단 검증내용 ························································································· 107

3.6.1.1 발전소 상태 파악 능력 ············································································ 107

3.6.1.2 접근성 확보 등 안전조치 능력 ······························································ 109

3.6.1.3 이동형설비 및 운영인력 확보 ································································ 110

3.6.1.4 절차 및 지침의 유효성 ·········································································· 113

3.6.1.5 비상시 의사소통 및 의사결정 ································································ 115

3.6.2 민간검증단 검증내용 ··························································································· 119

3.6.2.1 원전 비상시 상황파악 및 의사결정, 조치능력 평가 ························· 119

3.6.2.2 개선사항 이행 이전의 안전확보 대책 ·················································· 120

3.6.2.3 개선사항 이행계획 ···················································································· 122

3.6.3 분야별 주요 검증의견 ·····························································································122

4. 기타사항(주민수용성 등) ·····························································································123

4.1 주민수용성 도출 의견 ······································································································123

4.1.1 원전 안전성에 대한 의견(계속운전 관련) ··························································123

4.1.2 원전(월성) 주변지역 갑상선암 관련 ····································································124

4.1.3 삼중수소 관련(TRF 등) ···························································································126

4.1.4 사용후핵연료 관련 ···································································································128

4.1.5 월성원전 주변지역 극한재해 영향 분석 관련 ···················································128

4.1.6 비상시 주민보호조치 ·······························································································128

4.2 주민수용성 확보 방안 ······································································································129

4.2.1 비상시 주민보호조치를 위한 방사능방재 교육 실시 ·······································129

4.2.2 원전 안전규제 활동에 지역 참여 ·········································································129

4.2.3 방사능방출 관리 대책 필요(정보공개) ································································130

4.3 경제성평가 등 ·················································································································· 130

4.4 주요 검증의견 ·····················································································································131

5. 종합검증의견 ··················································································································132

부록 A. 스트레스테스트 평가 기준 ············································································· 140

부록 B. 민간검증단에서 수행한

확률론적지진재해도 상세검증 결과(외부전문가 자문결과) ···················· 142

- vi -

그 림 목 차

그림 1. 월성1호기 스트레스테스트 전문가검증단 구성도 ·························································3

그림 2. 해수면 상승 및 폭풍해일(Storm Surge) 고려 해안 홍수심 개념도 ························30

그림 3. 정부간 기후변화위원회 해수면 상승 예측(안) ·····························································31

그림 4. 해수면 상승 시나리오별 수몰지도 ·················································································32

그림 5. 사용자인터페이스 및 제방취약성 평가 개념도 ···························································32

그림 6. 자연재해 피해의 원인별 빈도 ·························································································33

그림 7. 쓰촨성 지진과 호우에 의한 산사태 ···············································································37

그림 8. 한수원의 자체평가 사고시나리오를 KINS검증단에서 재구성한 시나리오 ············45

그림 9. 설계기준 초과 사고시 냉각운전 방법(한수원 제공) ···················································65

그림 10. 월성원전 및 타원전 삼중수소 년도별 기체 배출 현황 ··········································127

그림 11. 월성원전 호기별 삼중수소 년도별 기체 배출 현황 ················································127

그림 12. 원전 현안해결 시스템 도식화 ·····················································································132

표 목 차

표 1. 암반 종류에 따른 전단파 속도 ···························································································24

표 2. 암반 종류에 따른 포아송비 ·································································································24

표 3. 방사능방재 훈련 및 대상, 주기 ·························································································103

표 4. 개선사항 반영 이전의 극한상황 대응능력 ·····································································121

표 5. 원전 안전에 대한 국민인식조사 결과 ·············································································124

표 6. 방사선 관련 암 발병 상대위험도 결과 ············································································125

표 7. 부산시 기장군 갑상선암 대형병원 암 진단율 비교 ······················································126

표 8. 월성1호기 경제성 평가 자료 ·····························································································131

표 9. KINS검증단에서 도출한 안전 개선사항 ··········································································133

표 10. 민간검증단에서 도출한 안전 개선사항 ·········································································137

- 1 -

1. 서 론

1.1 개 요

동 보고서는 한국수력원자력주식회사(이하 ‘한수원’이라 함)에서 제출한 월성 원자력

발전소 1호기(이하 ‘월성 1호기’라 함) 스트레스 자체평가 결과 보고서에 대한 전문가 검

증단의 검증결과를 문서화한 것이다. 한수원에서 제출한 월성 1호기 스트레스테스트 자체

평가 결과 보고서의 검증은 한국원자력안전기술원(Korea Institute for Nuclear Safety,

KINS. 이하 ‘KINS’라 함) 검증단과 민간검증단으로 구성된 전문가 검증단에서 수행하였

다.

스트레스테스트는 설계기준을 초과하는 대형 자연재해에 대한 원자력발전소의 대응

능력을 평가하기 위한 것으로, 2011년 일본 후쿠시마 원전사고 이후 유럽연합(EU)에서

회원국의 원전 안전성 확인을 위해 처음으로 실시되었다. 우리나라는 후쿠시마 원전사고

이후 국내원전에 대한 안전점검을 실시하여 대형 자연재해 및 다수호기 동시사고 등에

대비할 수 있도록 50개 개선대책을 마련하여 시행하고 있으나, 스트레스테스트는 후쿠시

마 원전사고 이후 월성 1호기 및 고리 1호기 등 장기가동원전에 대한 국민 불안감이 큰

것을 고려하여 상기 원전의 폐기여부를 EU방식의 스트레스테스트를 거쳐 결정하겠다는

제18대 대통령 공약에 따라 추진되는 것이다. 스트레스테스트 실시는 2013년 5월에 확정

된 140개 국정과제에도 포함되어 있다.

스트레스테스트 가이드라인은 유럽연합의 스트레스테스트 수행지침을 기반으로 하

여 국제원자력기구(IAEA)에서 회원국에 제시한 극한 자연재해에 대한 원전 안전취약도

평가방법론(A Methodology to Assess the Safety Vulnerabilities of Nuclear Power

Plants against Site Specific Extreme Natural Hazards), 미국의 광역손상완화지침

(Extended Damage Mitigation Guideline; EDMG)과 극한 자연재해에 대한 완화전략

(Diverse and Flexible Coping Strategies; FLEX), 일본의 신 안전기준, EU의 스트레스테

스트 수행결과 및 국제 환경단체(그린피스)에서 제기한 EU 스트레스테스트 보완․지적사

항(Critical Review of the EU Stress Test performed on Nuclear Power Plants) 등을 반

영하고, 국내의 규제경험을 토대로 작성되었다.

또한, 스트레스테스트 추진체계에서도 스트레스테스트 결과의 신뢰성을 증진시키기

위하여 유럽연합의 회원국 규제기관 및 전문가의 심층검토 단계를 둔 것을 참고하여, 제

출된 한수원 자체평가결과의 적절성 검증을 위해 KINS 검증단과는 별도로 지역주민․학

계․시민단체로 구성된 민간검증단을 독립적으로 운영하도록 하여 전문가 검증결과의 투

명성과 신뢰성을 높일 수 있도록 하였다. 한수원은 자체평가결과의 객관성 확보를 위해

제3기관의 독립검토를 별도 실시하였다.

- 2 -

1.2 검증 목적

전문가 검증단의 검증 목적은, 2013년 4월 원자력안전위원회에서 제시한 스트레스테

스트 가이드라인에 따라 설계기준 초과 자연재해 및 사고조건에서 월성 1호기가 어느 정

도까지 견뎌낼 수 있는지 확인하고(대응 능력 한계 평가), 안전성을 확보하기 위해 개선

될 필요가 있는 사항(안전 개선사항)들이 적절하게 도출되었는지 확인하는 것이다. 또한,

스트레스테스트 가이드라인 평가기준에 따라, 설계기준을 초과하는 자연재해 및 장기 전

원상실과 최종열제거원 상실이 발생한다 하더라도 월성 1호기를 안전하게 유지할 수 있

는 대처능력이 확보되어 있는지를 확인하는 것이다.

또한, 민간검증단은 상기 목적뿐만 아니라 스트레스테스트 수행 가이드라인에 포함

되어 있지는 않지만 삼중수소 관련사항, 비상시 주민보호조치 및 비상대응능력(방사능방

재) 등 지역주민 수용성과 사회적․경제적 측면을 추가 검토하였다.

1.3 검증의 기본 원칙

제12회 원자력안전위원회(2013년 8월 12일) 보고자료에 기술된 바와 같이 KINS 검

증단과 민간검증단은 분리 운영하며, 민간검증단은 자율적으로 운영하는 것을 원칙으로

하였다. 그리고, 일정 및 보고서 양식 등에 대한 종합조정을 위해 각 검증단 4인으로 구

성된 총괄기술협의회를 별도 운영하였다.

KINS 검증단은 가이드라인에 기술된 세부평가 방법에 따라 월성 1호기의 대응능력

이 평가되고 대응능력 한계가 적절하게 도출되었는지 여부를 검증하였다. 또한 극한 환경

에서의 대응능력 증진을 위해 안전 개선사항이 적절하게 도출되었는지 여부를 검증하였

다.

민간검증단은 가이드라인에 기술된 세부평가항목 중 사회적으로 이슈가 될 수 있는

사항에 집중검토하는 방식으로 검증하였고, 월성1호기 스트레스테스트 사업자 수행결과에

대해 다양한 방법 및 시각으로 검증을 수행하고, 기술분야에서는 평가하기 어려운 정성적

인 측면과 주민수용성 측면에서 월성 1호기 안전에 대한 신뢰성을 제고한다는 차원에서

스트레스테스트 수행지침 이외에 사회적수용성 등 보다 폭 넓은 검증 범위를 설정하여

검증을 수행하였다

- 3 -

1.4 전문가 검증단 구성

월성 1호기 스트레스테스트에 대한 검증은 KINS검증단과 민간검증단으로 나누어

각각 독립적으로 운영되었다. KINS검증단은 단장․간사․검토위원․분야별 전문가 47명

으로 구성되었고, 민간검증단은 경주시청․경상북도청․시민단체의 추천인 19명으로 구성

되어 2013년 8월 20일부터 검증을 수행하였다. 전문가검증단 구성도는 <그림 1>과 같다.

<그림 1> 월성 1호기 스트레스테스트 전문가검증단 구성도

1.5 주요 추진경과

• 2013년 4월 30일, 원자력안전위원회는 월성 1호기 및 고리 1호기 스트레스테스트

가이드라인(기준)을 확정하고, 한수원(주) 자체평가를 요구

• 2013년 7월 12일, 한수원은 월성 1호기 스트레스테스트 자체평가결과보고서를 원

자력안전위원회로 제출. KINS검증단 검증착수(총 4회의 서면질의)

• 2013년 8월 9일, 민간검증단 구성(지역주민 7인, 관련전문가 9인, 시민단체 3인)

• 2013년 8월 20일, 민간검증단 검증착수(총 2회의 서면질의 및 36회의 자체회의

실시)

• 2013년 10월 10일, 총괄기술협의회 회의를 개최하여 검증일정 등을 논의(전문가

검증단 의견교환회의 포함 총 11회의 회의 실시)

• 2014년 6월 18일, 월성 1호기 스트레스테스트 검증현황에 대한 지역 중간보고회

• 2014년 12월 19일, 월성 1호기 스트레스테스트 검증결과 지역 최종보고회

- 4 -

2. 스트레스테스트 평가 주요내용 및 기준

2013년 4월 30일 확정된 스트레스 테스트 가이드라인은 한수원이 자체적으로 평가

해야 할 항목과 방법 등을 상세히 기술하기 위해 작성되었다. 극한 자연재해(분야 1, 분

야 2), 안전기능(분야 3), 중대사고(분야 4), 방재 및 비상대응(분야 5)과 같이 5개 분야로

구분하여 평가하고, 각 분야에서 인적오류 등 운영능력과 관련한 사항을 평가하도록 요구

하였다.

참고로, 극한 자연재해에서도 발전소를 안전하게 유지시킬 수 있는지 여부에 대한

평가를 위해서는 어느 정도 규모의 자연재해를 대상으로 평가할 것인지를 설정한 필요가

있었다. 유럽연합(EU)에서 발간한 스트레스 테스트 최종보고서(CON(2012) 571 final,

Communication from the Commission to the Council and the European Parlament) 에

따르면, 유럽연합에 소속된 국가의 원자력발전소는 만년빈도 수준의 외부재해(지진․침

수) 규모에 견딜 수 있어야 한다는 원칙이 제시되었는데, 월성 1호기 스트레스 테스트에

서는 유럽연합에서 정한 원칙을 도입하여 극한 자연재해의 규모를 재현주기 만년빈도 수

준으로 설정하였다.

각 분야별 평가항목과 방법의 주요 내용은 다음과 같다.

2.1 (분야 1) 지진에 대한 구조물․계통․기기 안전성

설계기준을 초과하는 대형지진에 원자력발전소가 견디는 정도를 확인하고, 하드웨

어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여, 지진에 대한 구조물․계통․기기의

안전성을 증진시키기 위한 목적으로 7개의 세부평가항목을 요구하였다.

• (1-1) 설계기준 지진에 대한 평가

• (1-2) 설계기준지진 조건에서의 발전소 보호 조치

• (1-3) 지진에 의한 간접영향

• (1-4) 주요 안전기능 상실 또는 연료의 심각한 손상을 유발시킬 수 있는 지진심

각도 범위

• (1-5) 격납건물 건전성을 손상시킬 수 있는 지진심각도 범위

• (1-6) 설계기준 초과 지진에 따른 내부 침수

• (1-7) 설계기준 초과 외부요인 등에 이어서 발생하는 화재

2.2 (분야 2) 해일 및 기타 자연재해에 대한 구조물․계통․기기 안전성

설계기준을 초과하는 대형 지진해일․폭풍해일 등 자연재해에 원자력발전소가 견디

는 정도를 확인하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여 자연재해

- 5 -

에 대한 구조물․계통․기기의 안전성을 증진시키기 위한 목적으로 3개의 세부 평가항목

을 요구하였다.

• (2-1) 설계기준 침수

• (2-2) 설계기준 침수 조건에서의 발전소 보호 조치

• (2-3) 주요 안전기능 상실 또는 연료의 심각한 손상을 유발시킬 수 있는 침수심

각도 범위

2.3 (분야3) 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응 능력

전력계통과 최종열제거원이 상실되는 상황에서 원자력발전소가 견디는 정도를 확인

하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여 원자력발전소의 안전성

을 증진시키기 위한 목적으로 3개의 세부 평가항목을 요구하였다.

• (3-1) 안전기능 유지 및 복구를 위한 설비

• (3-2) 전력상실, 최종열제거원 상실 시 발전소 대응 능력

• (3-3) 극한 자연재해에 따른 안전기능 상실을 고려한 발전소 대응 능력

2.4 (분야4) 중대사고 관리능력

극한 자연재해 상황을 고려하여, 중대사고 발생 시 대처가 가능한지 여부를 확인하

고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여 원자력발전소의 안전성을

증진시키기 위한 목적으로 5개의 세부 평가항목을 요구하였다.

• (4-1) 노심 냉각기능 확보 방안

• (4-2) 격납건물 건전성 확보 방안

• (4-3) 사용후핵연료 저장조 냉각기능 상실에서의 관리방안

• (4-4) 중대사고 관리방안 이행을 위한 설비

• (4-5) 극한 자연재해를 고려한 중대사고 완화조치 저해요소 평가

2.5 (분야5) 방재 및 비상대응 능력

비상대응 능력, 적절한 비상대응 판단, 비상대응시설의 거주성 확보 측면에서의 사

고 대응조치 및 주민 보호능력 확보 수준을 확인하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약

분야를 평가․보완하여 비상 시 주민보호조치 능력을 증진시키기 위한 목적으로 3개의

세부 평가항목을 요구하였다.

• (5-1) 비상대응 능력

• (5-2) 의사결정 적절성

• (5-3) 비상대응시설 거주성

- 6 -

2.6 (공통분야) 운영능력

극한 상황에서 다양한 설비들을 이용하여 대응하여야 하는 상황이므로, 인적오류 및

의사결정오류에 의한 영향 평가와 극한 상황에서 다양한 조직·인력 및 가용수단(절차서,

설비 등)을 활용한 사고 대응 방안의 실현 가능성에 대한 종합적 평가를 요구하였다.

• 사고 대응 과정에서 수반되는 다양한 업무가 명확하게 정의되어야 하며, 업무

이행을 위한 조직·인력 및 수행능력 확보 방안에 대해서 평가하여야 함.

• 업무 이행과정에서 발생 가능성이 있는 인적오류 및 의사결정오류를 평가하여

야 함. 또한 조치 수행을 방해할 수 있는 요소를 고려하여야 함.

• 조직·인력의 사고대응 업무와 관련하여, 상황 인지, 대응 방안 결정, 조치수행

등을 고려한 조치시간 여유도에 대한 평가를 수행하여야 함.

2.7 평가기준(별첨 1. 스트레스테스트 가이드 라인 참조)

원자력안전위원회는 스트레스 테스트 세부 평가항목 및 방법뿐만 아니라 평가기준

이 포함된 가이드라인을 작성하였는데, 가이드라인에 제시된 평가기준은 부록 A와 같다.

평가기준의 주요 내용은 아래와 같다.

• (분야1 및 분야2) 10,000년 재현주기에 해당되는 극한재해에도 주요 안전기능

상실 발생 방지

• (분야3) 안전기능 유지 및 복구와 관련한 대응능력 확보

• (분야4) 중대사고 대응능력 확보를 위한 보완방안이 수립되어야 함. 다만, 일본

후쿠시마 원전과 유사한 사고의 발생을 방지할 수 있는 대응능력 확보

• (분야5) 방재 및 비상대응과 관련한 대응능력 확보를 위한 보완방안 수립

• (운영능력) 소내․외 자원활용 전략 등 실행에 필요한 능력 확보, 다수호기 동

시사고를 고려하였을 경우에도 대응방안 실현가능성 확보

- 7 -

3. 검증결과

3.1 지진에 대한 구조물․계통․기기 안전성

3.1.1 분야별 주요 검증내용

3.1.1.1 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진동 평가

[KINS검증단]

가. 재현주기 10,000년 빈도의 지진동 평가

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침(1-4)의 고려사항에 따르면, 아래와 같

이 지진 확률론적 안전성 분석 방법(이하 ‘지진-PSA’라 함) 또는 내진여유도 분석(이하

‘SMA’라 함) 방법을 사용하여 재현주기 10,000년 빈도의 지진동을 평가하도록 되어 있다.

• 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진동을 평가기준지진으로 설정하여, 지진

-PSA 또는 PSA 기반 SMA를 이용하여 지진에 대한 내구성을 평가

• 설계기준을 초과하는 지진 영향 평가를 위해, 확률론적 방법을 사용하여 설계

기준을 초과하는 지진재해도를 평가함.

• 평가에 사용하는 지진동 값은 중앙값이 아닌 평균값 사용

한수원은 재현주기 10,000년 빈도 수준의 평가기준지진에 대하여 주요 안전기능이

상실되지 않고 견딜 수 있는지 여부를 평가하는 SMA 평가 방법을 선택하였다.

그리고 2009년 방폐장 부지에 대한 확률론적 지진재해도 분석(PSHA; Probabilistic

Seismic Hazard Analysis)에서 사용된 지진원을 활용하여 월성 1호기 부지에 대한 PSHA

를 수행하였고, 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진동(영주기 수평지반가속도 기준)은

0.28g인 것으로 제출하였다. 한수원은 PSHA 수행 시 면적지진원과 읍천단층․방폐장 부

지단층(Z21+Z31)을 지진원으로 설정하였고, FRISK88M 소프트웨어를 사용하여 평가하였

다.

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (1-4)의 고려사항에 따라 SMA 평가

방법을 선정하였으므로 한수원에서 적용한 설계기준 초과 지진에 대한 내구성 확보 여부

평가 방법 선정은 타당하다.

한수원에서 제출한 PSHA 결과는 방폐장 부지에 대한 PSHA를 기반으로 하고 있다.

이는 이미 검토한 사항(경주 중 저준위 방사성폐기물처분장 건설 운영허가 심사보고서(상

세), KINS/AR-878, 2008)이기 때문에 별도의 검증을 실시하지는 않았다. 다만, 2011년도

의 국내 원전 안전점검 결과로 도출된 안전개선사항의 일환으로 원전 부지에 대한 PSHA

- 8 -

수행 결과가 2013년 12월 제출되었고(원전 부지 최대지진 조사 연구, 한국수력원자력주식

회사, 2013), 소방방재청에서는 전 국토에 대한 PSHA를 수행하여 2013년 12월 국가위험

지도를 공표하였다(소방방재청 공고 제2013-179호, 국가지진위험지도 공표). 한수원에서

스트레스 테스트 결과로 제출한 PSHA 결과는 2009년에 수행된 것이고 상기 2건의

PSHA는 그 이후에 실시된 것이기 때문에, 질의․답변을 통해 한수원에서 제출한 PSHA

결과가 수정될 필요가 없는지를 확인하였다. 국내 원전 안전점검 결과로 2013년 제출된

PSHA 결과는 2014년 12월 현재 KINS에서 심사 중인 사항으로, 월성 부지의 10,000년 빈

도 수준의 영주기 수평지반가속도는 0.29g인 것으로 제출되었다. 한편 2013년 소방방재청

에서 공표한 국가위험지도에는 대구 지역을 기준으로 재현주기 4,800년 빈도 수준의 영주

기 수평지반가속도가 0.23g인 것으로 제시되었다.

또한 KINS는, 월성 1호기 부지의 PSHA 계산에 필요한 지진원, 각 지진원별 지진발

생변수, 감쇄공식 등의 입력자료가 관련 분야에서 지식 및 연구경력이 인정된 다수 전문

가에 의해 선정되어 가중치가 부여되었으며, 논리수목 과정을 거쳐 품질 보증된 소프트웨

어 FRISK88M로 계산 및 통계 처리되어 최종 결과가 제시되었음을 확인하였다. 지진원으

로는 지진발생구조로서 단층지진원을, 지진지체구조구로서 면적지진원을 사용하였으며,

단층지진원에 대하여는 상세한 지질조사가 이루어져 PSHA 입력자료로 사용 가능한 읍천

단층과 방폐장 부지단층(Z21+Z31)이 고려되었음을 확인하였다. 월성 1호기 주변의 양산

단층 및 울산단층 등은 오랜 기간에 걸친 지질 및 지진조사에도 불구하고 PSHA에서 요

구되는 신뢰성 있는 자료(단층의 연장성, 분절특성, 변위, 운동이력, 운동횟수 등)가 확보

되지 않아 단층지진원으로 고려되지 않았다. 하지만 PSHA 지질 및 지진전문가들이 이

단층들을 포함한 면적지진원에서 보수적인 규모(예. 최대규모 7.0)의 지진을 제시한 것으

로 추정할 때, 양산단층 및 울산단층 등이 PSHA 면적지진원에 고려된 것으로 판단하였

다. 다만, 향후 국가차원의 상세조사가 실시되어 추가적인 활동성단층(capable fault) 입력

자료가 도출되면 그 결과를 고려하여 PSHA 재평가를 검토하도록 중장기 안전성 개선사

항을 도출하였다.

월성 1호기 부지의 PSHA 분석 결과는 일련의 지진동에 대한 연초과확률로 표현할

수 있는 지진재해도 곡선이 평균값, 중앙값, 85 백분위 및 15 백분위로 제시되었음을 확

인하였다. 월성 1호기 부지에 대한 연초과확률 1×10-4(재현주기 10,000년)에 해당하는 지

진동(여기에서는 수평최대지반가속도)의 평균값은 0.28g로, PSHA 평가 절차 및 방법을

고려할 때 제시된 결과는 타당한 것으로 판단하였다. PSHA 결과와는 별도로, 월성 1호기

인근의 읍천단층에서 발생할 수 있는 최대잠재지진에 의해 월성 1호기 부지에 일으킬 수

있는 지진동을 확인하였다. 확인결과, 한수원은 월성 1호기 부지가 아닌 읍천단층에서 가

까운 월성 4호기(0.193g)부지에서의 지진동을 평가하고, 월성 1호기 월성 4호기 보다 작을

것이라 제시하였다. 근거리에서 발생한 지진에 대한 지진동은 거리 및 매질의 감쇄특성,

지진원의 단층면해, 부지와의 방향성 등이 조합된 영향을 크게 받을 수 있어 월성 1호기

- 9 -

에 일으킬 수 있는 지진동을 재평가하도록 요구하였다. 읍천단층에서 발생 가능한 최대잠

재지진에 대한 월성 1호기 부지에서의 지진동은 0.186g로 평가되어 재현주기 10,000년에

해당하는 지진동 평균값 0.28g 및 월성 1호기 스트레스 테스트 평가기준지진동 0.3g보다

작음을 확인하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

한수원에서 설계기준 초과 지진동에 대한 발전소 대응 능력을 평가하기 위해 선정

한 평가 방법과 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진동 평가 결과는 스트레스 테스트 가

이드라인에 따라 적합하게 수행된 것으로 판단한다. 다만, 향후 국가차원의 상세조사가

실시되어 추가적인 활동성단층(capable fault) 입력자료가 도출되면 그 결과를 고려하여

PSHA 재평가를 검토하도록 중장기 안전성 개선사항을 도출하였다.

• 향후 국가차원의 상세조사가 실시되어 추가적인 활동성단층(capable fault) 입

력자료가 도출되면 그 결과를 고려하여 PSHA 재평가 검토

[민간검증단]

민간검증단은 월성1호기 설계기준지진의 타당성과 재현주기 10,000년 빈도의 지진규

모 산정을 위한 확률론적지진재해도분석에 대한 신뢰성과 타당성 검증을 수행하였다(월

성원전 부지 인근 활성단층 및 역사지진을 고려한 평가의 적절성).

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 월성1호기 설계기준지진은 월성 부지 반경 320km 내의 14개 지체구조구로부

터 최대잠재지진을 평가하여 결정하였음. 또한 부지로부터 근거리에 읍천단층

과 방폐장부지단층이 존재하므로 이에 의한 영향을 평가하였음. 읍천단층의

최대잠재지진 규모는 6.0으로 평가되었으며, 근거리 지진원 영향 평가결과 월

성1호기에서의 최대지반가속도 값은 0.186g로 산정되었음. 또한 방폐장 부지의

Z21 및 Z31 단층에 대한 근거리지진원 효과 분석결과 부지에서의 최대지반가

속도는 0.130g로 산정되었음. 상기와 같이 두 단층으로 인한 부지에서의 최대

지반가속도는 모두 월성1호기 설계기준지진 최대지반가속도(수평 : 0.2g)보다

작은 것으로 평가되었음.

• 또한 월성1호기 설계기준지진의 타당성과 재현주기 10,000년 빈도의 지진규모

산정을 위하여 확률론적지진재해도분석을 수행하였음. 확률론적지진재해도분

석에는 입력자료 결정을 위해 3개 팀의 전문가 그룹이, 감쇠식 결정을 위해서

2인의 전문가가 구성되었고 재해도는 소프트웨어 FRISK88M을 이용해 계산하

였음. 계산결과 설계기준지진 값인 0.2g에 대한 연초과 확률은 중앙값에 대해

9.55×10-5/년이고, 평균값에 대해 2.51×10-4/년으로 계산되었으며 이를 재현주

- 10 -

기로 환산하면 중앙값은 약 10,000년, 평균값은 약 4,000년에 해당함. 또한 재

현주기 10,000년 빈도에 대한 확률론적지진재해도분석 결과 월성1호기 부지에

서 평균값이 0.280g, 중앙값이 0.195g로 계산되었음. 상기 확률론적지진재해도

분석에서는 면적지진원 뿐만 아니라 근거리에 위치한 단층지진원인 읍천단층

과 방폐장 부지단층(Z21, Z31)도 고려되었음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• (확률론적지진재해도 분석) 다수의 외부 전문가의 참여로 입력자료의 구성이

이루어졌다고는 하나, 이들이 기존의 지질학적 지구물리학적 조사자료들을 충

분히 활용한 증거를 찾기 힘들고, 더구나 동해 및 일본지역의 단층들과 지진

자료를 고려하려 하지 않은 점은 월성원전의 위치와 입지조건을 볼 때 이해하

기 어려움. 지진지체구조 모델을 지진원 측면에서 평가해야 하는데 역사지진

이나 계기지진의 분포도를 도시한 전문가는 전무하며, 이에 연관하여 지진원

의 지진발생특성을 평가하여 기재한 전문가도 없음. 지진재래율 및 재래모델

의 결정에 사용되는 Gutenberg-Richter 빈도식을 fitting하는 방법은 여러 가지

가 있는 바, 이들 중 어떤 것을 선택했으며 그 합리성이 무엇인지를 설명한

것도 없음. 따라서 입력자료의 a, b values에 신뢰성이 가지 않음. 확률론적

평가에서 결과의 신뢰성은 입력자료에 근거하는데, 사용한 지진동 감쇠식을

유도한 자세한 근거와 설명도 부족하며, 외부 전문가들이 제시한 입력자료의

차이 폭이 너무나 큰 경우가 많은데, 이는 제시된 각 입력값의 신뢰도를 떨어

뜨림.

• 월성원전 부지 인근 활성단층을 고려한 최대지반가속도 평가의 적절성

- 월성원전부지에서 각각 5km와 1.8km 떨어져 있는 활성단층인 수렴단층

과 읍천단층의 단층 활동시기는 약 6만년 전∼12만5000년 전으로 각 2회 활동

으로 추정된 매우 젊은 단층으로 지진 재발 확률이 높음.

- 읍천단층의 수직 변위량은 6m 가량으로, 보수적으로 평가했을 경우 규

모 9.0 이상의 지진까지도 예상할 수 있으므로 읍천단층의 최대잠재지진에 의

한 월성1호기의 지반가속도를 0.186g, 월성4호기 지반가속도를 0.193g로 평가

한 것은 검증이 필요함(지진규모 산정은 참여자의 성향에 따라 달라질 수 있

으나, 참여한 8인의 평균값이 아닌 보수적인 수치 고려해서 평가해야 함.

- 인근에 활성단층이 존재하는 경우는 원거리의 지진 발생에 의한 지반진

동으로만 평가해서는 안되며 지각이 뒤틀리고 단축되는 작용 등 지반의 움직

임에 따른 평가가 필요함.

• 설계기준 지진을 넘어서는 지진 규모 발생 시의 평가 부재

- 스트레스테스트는 예상치 못한 중대사고 발생 시의 원전의 상태를 확인

하는 것이므로 1만년 빈도의 0.28g를 넘어서는 지진이 발생했을 경우의 월성1

- 11 -

호기의 상태를 평가해야 하나 스트레스테스트 상 최대지반가속도를 1만년 빈

도인 0.28g와 큰 차이 없이 발생가능한 수준인 0.3g로 한정시킴. 하지만 월성1

호기는 특히, 주변에 활성단층이 다수 위치해 있으므로 더 보수적인 평가가

필요함(2-1-1 답변 내용 중 루마니아 체르나 원전은 만년빈도 수준 0.33g이나

0.4g까지 평가, 벨기에 티한지 원전은 1만년 빈도 0.21g이나 0.3g까지 평가

등).

• 최대지반가속도 평가가 현재 한수원이 고려(읍천단층, 방폐장단층)해서 평가한

것과 소방방재청이 고려(양산단층, 울산단층 등)해서 평가가 상이함. 이에 대

해 중장기적으로 양 기관에서 고려한 단층을 모두 포함하여 평가해야 할 것으

로 판단됨.

3.1.1.2 내진여유도 평가

[KINS검증단]

가. 내진여유도 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (1-4) 및 (1-5)에 따르면, 아래와 같이

지진-PSA 평가 방법 또는 확률론적안전성평가 기반 내진여유도분석(PSA기반 SMA)방법

으로 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진에 주요 안전기능이 유지되는지 여부를 평가하

도록 되어 있다.

• 지진-PSA 평가 방법 또는 PSA 기반 SMA 방법을 이용하여, 주요 안전기능의

상실, 연료의 심각한 손상을 유발시킬 수 있는 지진의 규모를 평가하고 그 결

과를 제시

• 지진-PSA 평가 방법 또는 PSA 기반 SMA방법을 이용하여, 격납기능 관련 설

비의 건전성 손상을 유발시킬 수 있는 지진의 규모를 평가하고 그 결과를 제

시

한수원은 평가기준지진(Review Level Earthquake)을 0.3g로 설정하여 PSA기반

SMA를 수행하였는데, 지진에 대한 구조물․계통․기기의 고신뢰도-저파괴확률값(High

Confidence of Low Probability of Failure; HCLPF)에 대하여는 CDFM(Conservative

Deterministic Failure Margin) 방법을 사용하여 평가하였다. 평가범위는 원자로 안전정지

와 관련한 설비, 사용후핵연료 저장조 냉각과 관련한 설비 및 격납기능과 관련한 설비로

설정하였다. 한수원에서 제출한 내진여유도 평가 결과는 다음과 같다.

• 안전정지 관련 설비 396개(335개 안전정지 기기, 61개 계전기) 기기에 대한 내

진적합성평가(2004년 7월 ~ 2006년 5월, 내진여유도분석과 연계) 결과, 도출된

75개 예외 기기(EPS, EPS 스위치기어․배터리․제어판넬, ECCS 펌프, EWS

- 12 -

펌프, HPECC 격리밸브 등)에 대해, 교체․정착부 보강․공학적 상세평가 등

을 통해 내진적합성 확보

• 안전정지 기기 335개 중 앵커로 고정되어 있는 172개 기기의 앵커시스템에 대

한 육안검사, 토오크검사 및 매입깊이 검사(2012년)를 통해 경년열화 관점에서

이상 없음을 확인

• 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통에 대한 평가(2013년) 결과, 열교환기

정착부의 지진내력이 0.2g 이하로 평가되어 예외 기기로 분류

• 격납기능을 수행하는 원자로건물 격리계통 기기에 대한 평가(2013년) 결과, 예

외 기기 없이 내진적합성 확보

• 2013년 수행된 PSA 기반 SMA 결과, 0.3g 지진동에 따른 기능상실은 발생되지

않음

SMA 평가의 대상기기는 PSA를 통해 선정하고, 선정된 기기의 내구성평가는

ASME/ANS PRA Standard-2009에 따라 CDFM 방법을 사용하였기 때문에, SMA 평가

방법은 타당하다. 한수원에서 제출한 내진적합성 평가 및 현장점검 결과는 계속운전 허가

신청 제출서류의 하나인 주기적 안전성평가(PSR) 결과 심사 등을 통해 확인된 사항이기

때문에 별도의 검증을 실시하지 않았고, 해당 심사 결과에 따르면 한수원에서 제출한 내

진적합성 평가 및 현장점검 결과는 타당하다. 또한 2013년에 수행된 PSA 기반 SMA에

대해서도 월성 1호기 확률론적 안전성평가 결과의 후속조치로 한수원에서 제출한 내진여

유도 평가보고서 심사(월성심사PM-683)를 통해 ①PSA 기법을 이용하여 노심손상에 도달

할 수 있는 사고 경위들을 파악하여 해당 경로상의 기기를 평가대상 기기로 선정하고, 지

진내력 평가자에 의한 현장답사 등을 병행한 선별 제거, ②CDFM 방법을 적용하고, 정상

운전하중과 지진하중을 고려하는 등의 파손내력 평가, ③재현주기 10,000년 빈도 수준의

지진규모를 상회하는 0.3g를 평가기준지진으로 결정, ④재료강도(물성치), 정적내력 또는

파손방정식, 비탄성에너지 흡수성능 등을 고려한 지진내력 평가 수행, ⑤자격을 갖춘 평

가팀에 의한 내진여유도 평가 수행, ⑥설계층응답 스펙트럼이 존재하지 않는 구조물에 대

한 층응답스펙트럼 작성 등 구조물 및 기기에 대한 내진여유도 평가가 적절하게 수행되

었음을 확인하였다.

한수원에서 제출한 원자로건물 격리계통 기기에 대한 평가의 경우, 안전정지 관련 설

비에 대해 수행한 내진적합성평가 방법을 이용하여 내진적합 여부를 확인하였고,

GIP(Generic Implementation Procedure for seismic verification of nuclear plant

equipment)에 제시된 평가 방법에 따라 GRS(Ground Response Spectrum)와

BS(Bounding Spectrum)의 상호비교를 통해 BS가 GRS보다 크다는 것을 입증함으로써 내

진여유도가 확보된 것으로 평가하였기 때문에 타당하다. 사용후핵연료 저장조의 경우, 한

수원은 저장조 내 유체와 지반 및 콘크리트 구조물의 상호작용을 고려한

FSSI(Fluid-Structure-Soil Interaction) 해석을 통하여 평가기준지진인 0.3g에도 안전성을

- 13 -

확보하는 것으로 제시하였고, 사용후핵연료 건식저장시설의 경우, 자유장해석 결과 얻어

진 지진 저항 값이 최소 0.342g로 평가되어 평가기준지진인 0.3g 보다 크므로 안전성이

확보되는 것으로 제시하였다. 한수원에서 제시한 사용후핵연료 저장조와 사용후핵연료 건

식저장시설의 내진여유도 평가 결과는 해석 방법이 적절하고 그 결과가 타당하므로 적합

하다고 판단한다.

이상의 결과를 종합하면 월성 1호기 스트레스 테스트 과정에서 수행된 내진여유도

평가 결과는 타당한 것으로 판단한다. 다만 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통의 전

원공급계통이 내진설계되지 않아 지진발생 시에 그 기능을 상실하나, 국내 원전 안전점검

결과 안전개선사항으로 신설된 사용후핵연료 저장조 외부냉각수 주입유로(2012년 설치)를

이용하여 필요한 냉각수를 공급할 수 있는 능력을 확보하고 있음을 확인하였다.

또한 질의․답변을 통해, 한수원은 비상급수저장조 사면의 안전성과 하부지반의 액

상화 가능성을 평가하고 매립투수층, 불투수층 및 맴브레인 라이너의 건전성은 별도 평가

하지 않았음을 확인하였다. 설계기준 초과 지진 발생 시 사면의 건전성이 유지된다 하더

라도 비상 냉각수가 외부로 유출되지 않기 위해서는 저장조 하부의 불투수층의 건전성이

확보되어야만 하기 때문에 추가 후속조치 마련을 요구하였다(불투수층 손상을 가정한 냉

각수 재고량을 평가한 결과, 발전소 안전성 확보에 필요한 냉각수는 확보됨). 이에 한수

원은 불투수층 점검방법 및 평가기준을 조사하고, 주기적 건전성 평가계획 수립 등의 안

전 개선사항을 제시하였다.

나. 예외 기기에 대한 보강 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (1-4) 및 (1-5)에 따르면, 아래와 같이

내진여유도 평가 결과에 따라 10,000년 빈도 수준의 지진에 견딜 수 있도록 보강하도록

되어 있다.

• 구조물․계통․기기의 내구성 평가 결과가 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지

진동보다 크거나 같은지를 평가하고, 작은 경우를 취약사항으로 정의함.

• 취약사항은 지지대 보강, 기기 교체 등을 통해 10,000년 빈도 수준의 지진에

견딜 수 있도록 보강함.

사용후핵연료 저장조 냉각설비의 내진여유도 평가 결과에서 예외 기기로 도출된 열

교환기(SFB Heat Exchanger, SF Aux, Bay Heat Exchanger)의 상세 해석과 관계없이, 사

용후핵연료 저장조 냉각설비의 전력은 비상전력설비로부터 공급되지 않고, 열교환기의 냉

각수도 비상급수계통로부터 공급되지 않기 때문에 설계기준 초과 지진 발생 시 이용은

불가능하다. 사용후핵연료 저장조 냉각과 관련하여서는 2011년의 후쿠시마사고 이후 국내

원전 안전점검 결과 안전개선사항으로 신설된 사용후핵연료 저장조 외부냉각수 주입유로

(2012년 설치)를 이용하여 필요한 냉각수를 공급할 수 있는 능력을 확보하고 있음을 확인

- 14 -

하였다.

다. 결론 및 안전 개선사항

설계기준 초과 지진에 대한 발전소 대응 능력을 평가하기 위해 한수원에서 수행한

내진여유도 평가는 스트레스 테스트 가이드라인에 따라 적합하게 수행된 것으로 판단한

다. 따라서 내진여유도 평가 방법 및 프로세스와 관련한 별도의 안전 개선사항은 도출되

지 않았으나, 비상급수펌프의 냉각수원인 비상급수저장조의 재고량을 유지하기 위한 안전

개선대책을 도출하였다.

• 비상급수저장조 불투수층 주기점검

[민간검증단]

민간검증단은 설계기준을 초과하는 지진에 대한 안정성을 평가와 0.2g로 설계된 구

조물·계통·기기가 0.3g의 지진에 견딜 수 있는 기술적 근거에 대한 검증을 수행하였다.

또한 국제수준에 부합하는 10,000년빈도 수준 이상의 지진에 대하 내진여유도를 검증하였

다.

이에 대한 한수원 의견은 다음과 같다.

• 확률론적지진재해도분석을 통하여 평가된 월성1호기 부지에서의 재현주기

10,000년 빈도 지진의 규모는 0.28g로 평가되었으며 내진여유도 평가에서는 이

를 초과하는 0.3g 지진동에 대하여 확률론적안전성평가 기반의 내진여유도평

가(PSA based SMA)를 수행하였음. 여기서 평가된 구조물 및 기기의 내진성

능은 고신뢰도-저파손확률값(High Confidence and Low Probability of

Failure; HCLPF)으로 표현되었으며, 각각의 내진성능(HCLPF)은 미국 전력연

구소 EPRI NP-6041의 절차에 따라 평가하였음.

• 내진여유도 평가는 발전소의 안전정지 및 유지, 노심냉각, 격납기능을 보증하

는 구조물(원자로건물, 보조건물, 제2제어실, 비상전력공급건물, 비상급수펌프

건물 등)과 기기(계전기 포함)를 대상으로 현장조사, 설계자료 검토, 구조물의

동적해석, 기기 정착부 상세 평가 등을 통하여 수행되었음. 평가결과 해당 구

조물과 기기는 모두 0.3g 이상의 내진성능(HCLPF)을 보유하고 있는 것으로

확인되었음. 또한 사용후연료저장조는 저장조 내 유체와 지반 및 콘크리트 구

조물의 상호작용을 고려한 FSSI(Fluid-Structure-Soil Interaction) 해석 등을 통

하여 0.3g 지진에도 안전성을 확보하는 것으로 평가되었음. 또한 캐니스터와

맥스터로 구분되는 사용후연료건식저장시설은 모두 설계기준지진(0.2g)을 고려

하여 설계되었으며 두 시설에 대한 내진설계 검토결과 최소 0.342g의 수평지

- 15 -

반가속도가 적용되어 0.3g 지진에도 안전한 것으로 평가되었음. 그리고 비상급

수저장조의 경우 부지에 0.3g의 지진동 발생시에도 저장조 사면의 안전율이

허용기준 이상이며, 지반의 액상화 발생 가능성이 없는 것으로 평가되어 0.3g

지진에 대하여 구조적 건전성을 유지할 수 있는 것으로 평가되었음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• (내진여유도) 월성1호기 스트레스테스트에서 재현주기 10,000년 빈도 지진의

수준에 대한 검증을 시도하였고, 확률론적지진재해도에 대한 입력 자료가 불

명확하고, 예상되는 지진의 규모에 대한 검증이 제대로 이루어지지 못하였음.

따라서 내진여유도에 대한 검증은 월성원전 부지를 대상으로 한 것이기 보다

는 개념적인 접근에 의한 내진여유도 평가로 판단됨.

• 월성1호기 최초 내진여유도를 바탕으로 최신의 기술기준 적용 내진여유도를

평가하는 것은 정당성이 없으며, 또한 원 자료가 없어 월성2,3,4호기의 구조

물에 대한 내진여유도 평가 수행으로 갈음하는 것은 월성1호기 구조물에 대한

내진여유도 평가라고 볼 수 없으므로 재평가가 필요함.

3.1.1.3 안전조치를 위한 설비․인력의 보호 및 활용가능성 평가

[KINS검증단]

가. 사고대응조치 방해요소 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (1-3), (1-6) 및 (1-7)에 따르면, 아래와

같이 사고 대응 조치를 방해할 수 있는 요소들을 평가하도록 되어 있다.

• 소외 지원인력 또는 장비의 소내 접근을 방해하거나 지연시킬 수 있는 상황을

평가하고 그 결과를 제시

• 극한 상황에서 다양한 설비들을 이용하여 대응하여야 하는 상황이므로, 인적

오류 및 의사결정 오류에 의한 영향을 평가하여야 함. 이를 위해 상황을 인지

할 수 있는 방안 및 소요시간, 대처방안 결정 소요시간, 설비설치 등 대처방안

이행 소요시간을 평가하여야 함. 다만, 소요시간 평가 결과의 불확실성이 클

경우에는 고정형 설비를 이용하여 8시간 동안 대처 가능(미국 원자력규제위원

회에서 제시한 기준)하다는 것을 입증하고, 상황인지/대처방안 결정/대처방안

이행을 적절하게 수행할 수 있는 수단과 방법을 제시.

또한, 가이드라인의 (3-2), (3-3), (4-5) 및 (5-1)에서도, 사고 대응조치를 방해할 수 있

는 요소들을 평가하도록 되어 있다.

• 각 사고 시나리오별로 인력 및 장비의 접근성 등을 평가할 수 있을 정도 수준

으로 검토되어야 함.

- 16 -

• (3-2)에서 평가된 대응 능력이 지진 및 해일 등의 조건에서도 유지 가능한지를

평가함. 만일 유지 불가능하다면, 이에 대한 대처방안을 마련해야 함.

• 극한 상황에서 부지 및 건물 내에 주어지는 제한적 상황을 도출․분석․평가

함. 예를 들어 부지 접근성, 발전소 내 건물 접근성, 통신․조명 등 기반시설

이용 가능성, 소내 작업과 외부에서의 지원을 방해할 수 있는 방사선 영향 등

을 고려할 수 있음.

• 사고 관리 시나리오 상의 복구조치 수행을 방해할 수 있는 상황과 수행하기

어려운 조치들을 평가함.

• 다수 호기 동시 사고 등 복잡한 상황에서는 타 부지 등 외부의 인력과 장비를

지원받아야 할 것인데, 이의 실효성을 평가함.

한수원은 SQUG(Seismic Quality Utility Group) GIP(General Implementation

Procedure)의 지진상호작용 여부 평가를 통해 비내진 구조물․계통․기기로 인한 주요

구조물․계통․기기 손상 유발 가능성을 평가하였고, 구조건전성 평가 등을 통해 지반 액

상화 가능성 여부를 확인하였다고 제시하였다. 한수원에서 제출한 도로손상 및 외부 지원

인력 접근성에 대한 평가 결과는 다음과 같다.

• SQUG GIP 지진상호작용 여부 평가를 통해 일부 주요 기기가 인접한 조적벽

체로 영향을 받을 수 있는 것으로 확인. 영향이 발생할 가능성이 있는 것으로

평가된 조적벽체에 대해서는 앵커를 이용한 상부구속 등을 통해 문제를 해결

• 설계기준 초과 지진에 의해 월성 원전 주변 도로의 균열 및 지반액상화에 의

한 도로 침하 등이 발생할 수 있으나 중장비를 이용하여 단기간 내에 복구 가

능

• 월성 부지 내 도로는 구조건전성 평가를 통해 지반 액상화 가능성은 거의 없

다고 판단하였음. 또한 부지에 인접한 진입도로의 토질은 부지 내 도로와 유

사할 것이고 원 지반 위에 도로가 시공되었으므로 액상화 가능성은 없음

• 발전소 사택에서 월성 원자력본부 남문까지의 도로변에는 경사면이 존재하지

않아 경사면 붕괴로 인한 도로차단 등의 가능성은 없음.

• 남문 앞 진입교량은 최대 0.3g 규모의 지진에도 견딜 수 있도록 보강 완료

• 방파제 및 물양장은 설계기준 지진에 견딜 수 있는 것으로 평가, 선박을 이용

한 부지 접근 가능

• 헬기 등을 이용한 공중지원도 가능

KINS 검증단은 질의․답변 및 현장 확인을 통해 한수원에서 제시한 사고대응조치

방해요소 평가 결과의 적절성을 확인하였다.

우선, 한수원에서는 부지 내․외의 도로손상과 부지 인근 주 진입로의 경사면붕괴 요

소만을 고려하고 부지 내 사면붕괴에 대해서는 평가하지 않았음을 확인하였다. 둘째, 도

- 17 -

로 균열 및 지반액상화에 의한 도로 침하가 발생할 경우 중장비를 이용하여 단기간 내에

복구 가능하다고 제시하였으나, 분야 5에서 민간 중장비 관리업체를 이용한다고 제시되었

을 뿐 구체적인 중장비 운영전략이 제시되지 않았음을 확인하였다. 셋째, 발전소 내․외

부의 도로․건물 등 인프라 손상으로 설비 및 인력 등 외부 지원이 일정 시간 동안 제한

될 수 있으나 거의 즉시 지원이 가능한 것으로 평가되었음을 확인하였다.

첫째, 스위치야드 사면, 취수구조물 배후사면 및 배후지 성토사면 붕괴 영향과 관련

하여 한수원에서 제시한 평가 결과는 다음과 같다.

• 스위치야드 사면 붕괴로 토사가 무너져내리는 수평거리는 30 m ~ 45 m(사면

수직높이 20 m, 사면의 기울기 35°에서 수평거리는 약 30 m로 평가)로, 원자로

건물 및 제2제어실 등의 주요 건물과 스위치야드 사면은 약 70 m ~ 100 m 이

상 이격되어 있어 사면붕괴가 발전소의 안전정지 및 노심 냉각 기능 유지에

영향을 끼치지 않음.

• 취수구조물 배후사면의 경우, 취수구조물 내에는 안전 관련 설비가 존재하지

않아 사면붕괴가 발전소 안전 유지에 영향을 미치지 않음.

• 배후지 성토사면의 경우, 지형의 특성상 비상급수저장조에 영향을 미칠 가능

성은 없음.

• 취수구조물 배후사면과 스위치야드 사면이 붕괴될 경우, 이동형 발전차 등 이

동형설비와 인력의 이동에 장애를 초래할 수 있으므로 월성 4호기 철조망 전

면 화단지역으로 진입한 후 발전소 내부 구내도로를 이용하는 대체 이동로 제

안(이를 위해 이동형설비가 이동할 수 있도록 화단 제거 등 조치 예정)

검토 결과, 이동형 발전기 보관건물 인근 및 이동경로의 사면붕괴 영향이 포함되지

않았음을 확인하였다. 이에 대해서는 분야 5의 검증결과에 포함하여 안전 개선사항으로

도출하였다. 이를 제외하고 한수원에서 선정한 평가대상은 현장 확인 및 도면을 통해 확

인한 결과 적절한 것으로 판단한다. 산업계의 경험, 사면과 주요 구조물․계통․기기와의

이격거리 등을 근거로 한수원의 평가 결과는 적절한 것으로 판단한다.

둘째, 장비 및 인력 이동을 제한하는 상황에서 중장비를 활용한 복구조치와 관련하

여, 한수원은 자연재해 종류별로 발생할 수 있는 장애(예; 지진의 경우 도로 상의 균열,

부지 내 잔해물, 폭풍해일의 경우 가로수, 가로등, 비산물 등)를 정성적으로 분석하고 기

보유하고 있는 소형지게차 외에 소형굴삭기 또는 휠로더 등을 구비할 예정임을 밝혔다.

또한 이들의 운영은 협력사, 청경대원 등 소내 인력이 운전 가능하도록 12시간 교육을 이

수하게 하여 활용할 예정이라 답변하였다. 검토 결과, 한수원에서 제시한 장애 발생 요소

는 주요 이동도로 인근의 인프라에 대한 현장 확인을 통해 적절하다고 확인하였다. 다만,

외부 인력 및 설비의 접근로 확보를 위한 전략과 함께 중장비 보유, 교육 및 사용전략에

대해서는 해외사례 등을 통해 구체적으로 마련해야 할 것이다. 이에 대해서는 분야 5에서

- 18 -

상세하게 기술하였다.

셋째, 일정 시간 동안 소내의 설비와 인력만으로 비상대응을 수행해야만 한다는 것

과 관련하여, 한수원은 극한 자연재해 발생 이후 8시간 동안 외부 지원은 불가능하다는

가정 하에 재평가한 결과를 제시하였다. 이에 대해서는 공통분야에서 상세하게 검증하였

다.

나. 결론 및 안전 개선사항

사고대응조치 방해요소와 관련하여, 질의․답변 과정에서 안전개선대책으로 1) 중장

비 운영계획, 2) 배후지 성토사면 평가, 3) 이동형 발전차 이동경로 확보, 4) 일정시간 외

부 지원 없이 비상대응조치 수행 전략 수립이 도출되었다. 이에 대해서는 분야 5와 공통

분야에 상세하게 기술하였다.

3.1.1.4 설계기준 초과지진에 의한 화재영향 평가

[KINS검증단]

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (1-7)에 따르면, 아래와 같이 설계기준

을 초과하는 지진에 의해 발생할 수 있는 화재에 의한 영향을 평가하도록 되어 있다.

• 발전소 위치․설계와 주요 설비의 위치를 고려하여, 설계기준 초과 지진에 따

른 내부 광역 화재 발생 가능성을 평가하고 그 결과를 제시

• 필수 대처기능의 상실을 초래할 수 있는 것으로 평가된다면, 이를 대처할 수

있는 방안을 제시

KINS 검증단은 설계기준 초과 지진에 대한 화재 발생 시, 필수 대처기능의 보호를

위한 화재 진압능력이 확보될 수 있는지에 대해 검증하였다.

가. 필수 대처기능 상실을 초래할 수 있는 화재 발생 지역 평가 결과

한수원은 ①제2제어실(FS230), ②비상발전기실(FS236), ③비상급수펌프실(FO408), ④

원자로건물 내 복도연결부(FR002)․⑤지하실(FR011)․⑥핵연료교환기 보조실#1(FR012)․

⑦사용전핵연료 반입 및 공급지역(FR110)․⑧감속재펌프실(FR111), ⑨기계공작실(FS223),

⑩중수승급탑(FS237), ⑪지하 비상통로(FS240)과 같이 11개 지역에서 화재가 발생하면 기

기 또는 케이블 등의 손상으로 인하여 필수 대처기능이 상실될 수 있다는 평가 결과를

제출하였다.

사고대응 시나리오 등을 검토한 결과, 비상대응조치를 위한 필수 기기들 중 주증기

안전밸브(MSSV), 고압안전주입(HPECC), 격납건물 여과배기설비(CFVS), 사용후핵연료 저

- 19 -

장조(SFP) 등이 포함되어 있지 않음을 확인하였고, 한수원에 필수 대처기능 상실을 초래

할 수 있는 화재발생지역에 대한 재평가를 수행하도록 요구하였다.

한수원은 ①사용후핵연료 저장조(FS215), ②발생가스 관리구역 및 종단차폐 냉각펌

프실(FS225), ③비상 노심 냉각펌프실 및 운전원출입구 지역(FS226), ④중수관리구역

(FS227), ⑤연료 교환기실 #2(FR108), ⑥Dearator Storage Tank Zone and MSSV &

ASDV Room(FT322), ⑦HPECC Accumulator Building(FO405), ⑧CFVS 실과 같이 8개

지역을 추가한 재평가 결과를 제출하였다.

필수 대처기능 상실을 초래할 수 있는 화재발생지역은 제2제어실 등 총 19개 지역

으로 평가되었다. 동 지역들은 성공경로 B에 해당되는 기기뿐만 아니라 기기 동작을 위

한 주요 케이블이 설치되어 있는 지역이며, 비상대응조치에 필요한 필수 기기들인 고압안

전주입 관련 설비(내진설계 설비) 등이 위치한 지역인 것으로 확인되었다. 따라서 한수원

에서 최종 제시한 필수 대처기능 상실을 초래할 수 있는 화재발생지역에 대한 평가는 적

절한 것으로 판단한다.

나. 화재진압능력 평가 결과

설계기준 화재평가에서는 지진 등 자연재해와 화재의 발생을 동시에 고려하고 있지

않으며, 다중화재가 아닌 단일화재를 고려하고 있다[화재위험도분석에 관한 기술기준, 고

시 제2014-28호, 원자로.32]. 월성 1호기의 경우 성공경로 A와 B의 독립성이 확보되어 있

어 특정지역에서 화재가 발생하더라도 필수안전기능은 상실되지 않고 유지되도록 설계되

어 있다. 그러나 스트레스 테스트에서는 지진으로 인한 화재를 고려하고 있다. 이에 따라

성공경로 A에 해당되는 설비는 내진설계가 되어 있지 않아 지진으로 인해 기능이 상실

되고, 성공경로 B에 해당되는 설비는 내진설계는 되어있으나 그 지역에 화재가 발생할

경우 해당 필수안전기능은 상실된다.

한수원은 제2제어실 등 11개 지역에서 지진으로 인한 화재가 발생할 경우 필수 대

처기능이 상실될 수 있다고 평가하였다. 이에 따라 지진으로 인한 화재발생 시 인한 필수

대처기능의 상실을 방지하기 위해 아래와 같은 개선대책을 제시하였다.

• 내진설계된 소화용수탱크, 펌프, 배관 등을 포함한 원자로건물의 옥내소화전

소화용수 공급 설비 신설(예정)

• 제2제어실 및 비상발전기실에 내진설계된 청정소화설비 설치(예정)

• 11개 화재발생 취약지역에 대형소화기 추가 비치(예정)

또한, 광역화재가 발생했을 때 운전원은 화재발생 상황을 제2제어실 또는 비상기술

지원실(TSC; Technical Support Center)에 보고하고, 소규모 화재일 경우 현장에 비치된

소화기를 사용하여 직접 소화하는 것으로 제시하였다.

- 20 -

화재진압능력의 대응 능력 한계 평가의 적절성 검토는 화재발생 인지․진압 수단

및 전략 관점에서 수행하였으며, 검토 결과는 다음과 같다.

1) 한수원에서 제시한 ‘운전원 순찰을 통한 화재 인지’의 경우, 화재 발생 시 수반

되는 유독가스 및 연기 등으로 인해 이동경로 파악이 어려울 뿐만 아니라, 지

진으로 발생할 수 있는 여러 종류의 장애들(방사선, 유독가스, 조명, 장애물

등)로 인해 불가능한 것으로 판단하였다. 또한, 내진설계된 청정소화설비를 설

치한다 하더라도 자동인지 및 진압은 불가능하기 때문에 필수 대처기능 상실

을 방지하기 어렵다고 판단하였다. 이에 대해 한수원은 화재발생여부 인지방안

으로 내진감지설비 및 자동진압설비의 설치를 제시하였다.

2) 월성 1호기에 설치된 비상조명등 중 지진에 견딜 수 있는 설비는 주제어실에

서 제2제어실로 이동하는 경로에 설치되어 있는 조명등뿐인 것으로 확인하였

다. 이에 따라 화재 순찰뿐만 아니라 발전소 상황 파악을 위해 순찰경로 등의

조명 보완이 필요한 것으로 판단하였다. 이에 대해 한수원은 순찰경로 등에 내

진설계된 비상조명등의 설치를 제시하였다.

3) 필수대처지역 중 보조건물에 위치하는 지하비상통로지역(FS240)에는 제2제어실

에서 제어되는 주증기 안전밸브 제어케이블을 비롯하여 증기발생기 수위감시

등 대부분의 계측․제어 케이블이 설치되어 있으므로, 동 지역에서의 화재는

조기에 진압될 필요가 있다고 판단하였다. 또한, 비상급수 기능을 수행하는 설

비들은 증기발생기 수위 확보 등을 위해 필수적으로 보호되어야 하는 설비이

기 때문에 동 설비들이 설치된 비상급수펌프지역(FO408)에서의 화재 또한 조

기에 진압될 필요가 있다고 판단하였다. 이에 대해 한수원은 자동소화설비

(FS240) 또는 내진소화전(FO408) 설치를 제시하였다.

4) 19개 필수대처지역에 내진화재감지설비가 설치되고 일부 지역에 자동소화설비

가 설치된다 하더라도, 인접 기기 또는 케이블로의 화재확산을 방지할 수 있

어야, 화재 발생․인지․진압 등 일련의 과정을 통해 필수대처기능상실을 방

지할 수 있다고 판단하였다. 이에 대해 한수원은 필수대처지역에 설치된 케이

블의 방화래핑을 제시하였다.

5) 신속한 화재 진압을 위해서는 본부소방대의 신속한 개입이 필요하다고 판단하

였다. 이에 대해 한수원은 내진 화재감지기를 통한 경보가 주제어실 제2제어

실 뿐만 아니라 본부소방대에도 자동 통보되도록 하는 별도의 경보시스템 구

축을 제시하였다.

6) 화재 발생 시 발생 위치에 따라 영향받는 설비들을 사전에 파악해야만 비상

시 적절한 대응이 가능할 것이라 판단하였다. 이에 대해 한수원은 화재 발생으

로 일부 기기의 손상이 발생할 경우를 대비하여 이에 대한 대응지침을 개발할

예정임을 제시하였다.

- 21 -

7) 케이블 래핑, 화재 자동인지 및 진압설비 설치에도 불구하고 제2제어실 계측․

제어 패널 내부 및 지하 비상통로 등의 케이블에서 화재가 발생할 경우 필수

대처기능의 상실을 배제하는 것은 불가능하다고 판단하였다. 특히, 지진에 의

해 주제어실의 기능이 상실된 상태에서 화재로 인해 필수기능이 상실된다면

이를 대체할 수 있는 방안이 없기 때문에 사고 대응에 심각한 문제를 초래할

가능성이 있다. 따라서 이에 대한 대응방안이 마련되어야 할 것이다.

가이드라인의 ‘평가기준’에 따른 설계기준 초과 화재의 대응 능력 확보 여부를 확인

한 결과, 필수 대처기능의 상실을 방지하기 위해 내진 화재감지설비 설치, 화재진압설비

보완, 화재 대응전략 수립 등의 추가 보완사항이 도출되었고, 한수원은 이에 대한 적절한

개선대책을 제시하였다. 제2제어실 및 지하비상통로 등의 경우, 화재조기진압을 위해 별

도로 내진설계된 자동소화설비가 설치될 예정이지만, 화재로 인한 일부 필수기능의 상실

을 배제할 수 없어 대응 능력 한계로 도출되었다. 그러나 상기의 대응 능력 한계에도 불

구하고 3.3.1.2절에 기술된 바와 같이 MSSV 개방 및 증기발생기로의 중력급수를 통해 원

자로를 냉각시키는 필수 대처기능은 확보할 수 있는 것으로 확인되었다.

다. 결론 및 안전 개선사항

설계기준 초과 화재의 대응 능력 확보와 관련하여, 한수원은 ① 19개 필수대처지역

에 내진 화재감지설비 설치, ② 원자로건물 내, 제2제어실, 비상발전기실, 보조건물 지하

비상통로지역(FS240) 및 비상급수펌프실(FO408)에 내진소화용수 탱크․펌프, 내진 소화전

또는 내진 청정소화약제 소화설비 등 설치, ③ 19개 필수대처지역의 케이블 배치 현황 파

악 및 래핑, ④ 본부소방대에 내진 화재경보시스템 구축, ⑤ 화재순찰구역 내 내진 비상

조명등 설치, ⑥ 화재 대응을 위한 별도의 절차 또는 지침 마련을 제시하였다. 상기 “화

재발생 인지․진압 수단 및 전략에 대한 검토 결과”에 기술된 바와 같이 동 안전 개선사

항은 설계기준 초과 화재를 인지하고 진압하는 데 적절한 조치라 판단한다. 그러나, ⑦

계측․제어판넬 내부 및 지하비상통로 등에서의 화재로 인한 일부 필수기능 상실 시 대

응 능력 확보를 위한 방안이 마련되어야 할 것이라 판단한다.

3.1.1.5 부지 암반특성 평가

부지암반특성 평가는 스트레스테스트 수행지침 상 평가범위는 아니나 원자로건물의

안전성 검토 차원에서 민간검증단에서 추가 검토한 항목이다.

[민간검증단]

지진으로부터 원전시설물의 건전성과 확률론적 지진재해도 작성을 위한 자료의 신

- 22 -

뢰성과 분석에 사용된 가정과 시뮬레이션 방법, 결과해석을 검증해야 한다. 한수원의 확

률론적 지진재해도 분석은 읍천단층과 방폐장단층만 고려한 평가를 수행하였지만 민간검

증단은 원전 주변에 분포하고 있는 모든 단층을 고려한 평가와 이루어져야 한다는 것이

기본 방향이다.

• 지진재해도 작성을 위한 입력자료의 타당성 평가

• 지질 및 지진에 관한 기초자료 조사의 객관성과 이에 토대로 한 원전부지 지

반의 안정성 평가

• 지질, 지진, 지구물리학적 조사 자료의 타당성

• 활동성 단층의 확인

부지암반특성과 관련한 한수원의 평가결과 및 의견은 다음과 같다.

• 월성 1호기 부지 암반특성과 관련하여 건설 당시 조사․작성된 ‘월성1호기 부

지 최종 조사보고서’ 및 월성 1호기 원자로건물 부등침하 측정결과 등에 근거

하여 평가하였음.

• ‘월성 1호기 부지 최종 조사보고서’에 따르면 원자로건물 기초지반의 압축파속

도(Vp) 및 전단파속도는(Vs) 시추공간탐사 결과 Vp에 대한 Vs의 비율이 45%

∼56%, 또한 하향탄성파탐사 결과에서도 Vs는 Vp의 48%∼58%임. 따라서 한

수원은 이들 파속도의 비는 정상범위였으며, 압축파속도 대비 전단파속도 비

에 근거한 포아송비는 0.3 정도로서 설계시 고려된 범위임을 확인.

• 또한 월성1호기 원자로건물 기초 하부의 암반과 같이 콘크리트 및 Structural

Backfill에 의해 보호되어 표면이 대기중에 노출되어 있지 않은 암반지반의 경

우 시간경과에 따라 지반특성이 변하지 않으며, 지하수위 변화에 큰 영향을

받지 않음. 따라서 월성 1호기 원자로건물 기초가 위치한 암반지반의 안전성

에는 이상이 없음.

• 원자로건물 기초 하부 암반지반은 집괴암과 석영안산암으로 구성되어 있는데

두 암의 물리적 특성이 서로 달라 설계 당시부터 원자로건물의 부등침하가 예

측되어 부등침하에 대한 예상치와 허용치 평가 및 이 경우에도 구조적 건전성

을 유지할 수 있음을 확인한 바 있음. 이와 관련하여 월성 1호기에서는 부등

침하량을 상시 계측하고 있으며 현재 부등침하량은 설계당시 평가된 허용기준

및 예측치 이내로서 안정된 상태를 유지하고 있음.

• 한편 월성 1호기 원자로건물 하부 암반지반의 극한 지지력은 암반의 불연속면

및 암석경계를 고려하여 과립상 토양(Granular Soil)이 퇴적된 것과 같은 특성

을 갖는 보수적인 평가방법을 채택하여 해석하였음. 그 결과 월성1호기 원자

로건물 하부 지반의 극한 지지력은 350 ton/m2으로 계산되었으며 이는 원자로

건물의 정적하중 약 48 ton/m2를 고려할 때 충분한 여유가 있음.

민간검증단 검증결과는 다음과 같다.

- 23 -

• 월성1호기 스트레스테스트의 지진, 암반에 대한 특성평가는 시공 당시 조사

자료가 아닌 현재 시점 부지의 상태평가가 미비함. 또한 내진성능에 대한 평

가로 지진동에 의한 내진여유도를 평가하고 있으나, 원전시설 또는 인접지역

의 지반 변위 발생 시 원전시설의 안정성 평가가 필요함.

• 월성원전의 기초지반은 지질학적 성인과 공학적 특성이 상이한 암반으로 구성

(암반 중첩)되어 있음. 시공시 이방성을 고려한 지반 보강이 수행되었다고 하

나 설계시 사용 기한이 종료된 것을 감안하면 재가동을 위한 기초지반의 안정

성 평가를 위한 객관적인 검토가 필요함. 기초지반의 안정성을 파악할 수 있

는 지속적인 모니터링, 또는 계측 자료가 제시 된 바 없어 현재 상태를 파악

할 수 있는 객관적 자료 제시와 검토가 필요함.

• 월성원전의 지반특성에 대한 자료는 월성1호기 설계문서 DC-0059-20000-01

(Foundation Design Criteria)에 의존하고 있고 부지 적합성에 대한 자료는 현

장시험(In-situ testing)을 통하여 얻은 지반의 전단파속도가 1km/sec 이상을

제시하고 있음. 또한 우리나라에서 원전의 안전관련 구조물 설계시는 AECL의

설계문서와 같이 기초 암반의 평균적인 전단파속도를 기준으로 하지 않으며,

기초 하부 모든 암반의 전단파속도가 약 1,050m/s(=3,500ft/sec) 이상이거나

그렇지 않을 경우 콘크리트로 부분적인 치환을 하여 시공하는 것으로 제시되

고 있음. 그러나 시공 당시 설계자료로 제시된 지반의 전단파속도는 평균값으

로 설계기준을 만족하지 못하는 수치와 지반의 동적 물성치를 나타내는 포아

송비 등이 비정상적인 값의 범위를 보이고 있어, 시공 당시의 자료로 지진에

대한 구조물의 안정성을 평가하는 것은 부적절함. 또한 시공 후 30년 이상 경

과되어 풍화에 의한 지반정수의 저감을 고려하는 것이 타당함. 원전시설물의

기초하부는 공학적으로 볼 때 단일한 경우가 가장 유리하며, 균질성

(Homogeneous)과 등방성(Isotropy)을 확보하여야 공학적인 거동을 판단하기

용이함. 월성1호기의 경우 기초지반은 여러 가지 암종으로 구분되어 있고 공

학적 견지에서 지반의 특성이 상이하므로 이에 대한 검토가 필요할 것으로 판

단됨. 예시적으로 지반기초로 사용된 금속재료와 콘크리트, 암반의 포아송비는

0.1∼0.35의 범위인 것에 비해 제시된 자료는 비정상적인 범위의 자료가 제시

되어 있음. 이는 시공 당시 부적절한 설계정수가 적용되었음을 짐작할 수 있

는 것으로 시공 이후 지반 특성에 대한 추가적인 자료가 제시되고 있지 않는

상황임을 감안하여 시공 당시 자료에 대한 정확한 분석이 필요함.

• 월성원전의 배후 사면은 시공 후 상당기간이 경과하였고, 설계 시 사면붕괴

저감설비의 기한이 종료되었으므로 지진과 강우에 의한 복합 재난시 산사태와

토석류 발생에 대한 안정성과 저감설비에 대한 대책이 필요함. 후쿠시마 원전

은 지진해일에 의한 침수가 주된 피해로 파악되고 있고, 월성원전은 북서 지

역으로 사면이 발달하고 있어 지진시 지반의 액상화와 호우기간과 중첩될 경

- 24 -

우 원전시설의 피해가 발생할 수 있으므로 이에 대한 검토가 필요함.

• 사업자는 지하수 유공관이 손상되더라도 트렌치 내의 필터재를 따라 집수되

고, 기초 지지력은 토양에서 사용하는 수치들을 보수적으로 평가한 결과 원자

로건물 하중의 7배까지 견딜 수 있고, 건설 당시 풍화 방지를 위해 mud-mat

콘크리트를 타설하였다고 함. 이러한 이유로 지반정수1)에는 아무런 문제가 없

는 것으로 판단한다고 하나, 발전소 건설이전에 측정한 암반특성자료가 40년

이 지난 시점에서 어떻게 변하였는지 제시되어야 함. 또한, 설계시 고려한 여

유도 범위내에 포함되는지, 포함된다면 어느 정도 수준인지 제시되어야 함.

• 영구배수계통의 건전성 유지를 위해 상시 모니터링 수행을 통해 성능이 유지

되고 있는지를 확인할 필요가 있으며, 해당 시스템으로 인해 부지 내 지하수

흐름에 변경이 생기고 이로 인해 추가 영향이 발생할 수 있기 때문에 이에 대

한 확인이 필요함.

표 1. 암반 종류에 따른 전단파 속도

표 2. 암반 종류에 따른 포아송비

Rock TypeVp

(m/s)

Vs

(m/s)ratio 밀도

동탄성계수

Ed(kg/cm2)

동전단계수

Gd(kg/cm2)

동체적계수

Kd(kg/cm2)

포아송비

υ

Tuff 1,800 1,000 56 2.5 65,142 25,510 48,639 0.28

Agglomerate 2,000 1,000 50 2.4 65,306 24,490 65,306 0.33

Dacite 3,000 1,500 50 2.5 153,061 57,398 153,061 0.33

Dacite Breccia 3,000 2,000 67 2.5 224,490 102,041 93,537 0.10

Andesite 2,500 1,300 52 2.6 117,893 44,837 106,034 0.31

basalt 2,500 1,800 72 2.5 158,990 82,653 49,235 -0.04

Argillite 3,000 2,200 73 2.2 199,546 108,653 57,170 -0.08

1) 지반정수 : 인공물 하중을 Foundation이 견딜 수 있는지 여부를 평가하는 포괄적 의미의 단어

- 25 -

3.1.2 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

스트레스 테스트 가이드라인에 따르면, 설계기준을 초과하는 대형지진에 원자력발전

소가 견디는 정도를 확인하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여

지진에 대한 구조물․계통․기기의 안전성을 증진하기 위한 목적으로 7가지 세부항목을

평가하도록 하였다.

평가 결과 재현주기 10,000년 빈도 수준의 지진이 발생하더라도 주요 안전기능 상실

발생을 방지할 수 있는 것으로 확인되었다. 지진과 더불어 설계기준 초과 화재가 발생한

다 하더라도 원자로를 냉각시키는 필수 대처기능은 확보할 수 있는 것으로 확인되었다.

따라서 가이드라인의 세부항목에 따른 대응 능력의 한계사항과 한계사항을 대처할 수 있

는 방안이 제시되었으므로, 가이드라인의 ‘평가기준’에 제시된 대응 능력은 확보된 것으

로 판단한다. 도출된 안전개선사항은 다음과 같다.

① 향후 국가차원의 상세조사가 실시되어 추가적인 활동성단층(capable fault) 입

력자료가 도출되면 그 결과를 고려하여 PSHA 재평가 검토

② 비상급수펌프의 냉각수원인 비상급수저장조 재고량 유지를 위한 불투수층 주

기점검

③ 19개 필수지역의 화재대응 능력 강화

- 19개 필수대처지역에 내진 화재감지설비 설치

- 원자로건물 내, 제2제어실, 비상발전기실, 보조건물 지하비상통로지역(FS240)

및 비상급수펌프실(FO408)에 내진소화용수 탱크․펌프, 내진 소화전 또는 내

진 청정소화약제 소화설비 등 설치

- 19개 필수대처지역의 케이블 배치현황 파악 및 래핑

- 본부소방대 건물 내진설계 및 내진 화재경보시스템 구축

- 화재순찰구역 내진 비상조명등 등 접근성 확보방안 마련

- 화재대응을 위한 별도의 절차 또는 지침 마련

- 계측․제어판넬 내부 화재로 인한 제2제어실의 일부기능 상실시 대응 능력

확보를 위한 방안 마련

설계기준 초과 지진에 따른 사고대응조치 방해요소에 대해서는 ‘3.1.1.3 안전조

치를 위한 설비․인력의 보호 및 활용가능성 평가’에 기술한 바와 같이 ① 중

장비 운영계획, ② 배후지 성토사면 평가, ③ 이동형 발전차 이동경로 확보,

④ 일정 시간 외부 지원 없이 비상대응조치 수행 전략수립이 안전성 개선사항

으로 도출되었고, 이에 대해서는 분야 5 및 공통분야에 기술되어 있음.

- 26 -

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 원자로건물의 안전성 검토 차원에서 부지암반 특성을 평가한 결과 다음과 같은

개선사항이 도출됨.

- 시공시 지반 보강을 수행했으나, 설계 사용기한이 종료된 점을 감안하여 기초지

반의 안정성을 확인할 수 있는 자료 제시와 검토가 필요함.

- 시공시 설계 자료로 제시된 지반 전단파속도와 지반 동적 물성치를 나타내는

포아송비 등이 비정상적인 범위를 보이고 있어 시공 당시의 자료로 지진에 대한

구조물의 안정성을 평가하는 것은 부적절하므로 재평가가 필요함. 또한 시공 후

30년 이상 경과되어 풍화에 의한 지반정수의 저감을 고려하는 것이 타당함.

- 지진시 배후사면의 지반의 액상화와 호우기간이 중첩될 경우의 사면붕괴에 대

한 재평가가 필요함.

- 지하수 흐름에 의한 지반 특성변화 파악이 필요하며, 영구배수계통의 상시 모니

터링이 필요함.

② 월성1호기 최대지반가속도 산정을 위한 확률론적지진재해도분석에 읍천단층과

방폐장 부지단층만 고려한 것은 신뢰성을 확보할 수 없으며, 확인된 양산단층,

울산단층 등 인근의 활성단층을 모두 고려한 자료조사 및 재평가가 필요함.

③ 경년열화를 고려하지 않은 내진여유도 평가는 정당성이 없으며, 또한 원 자료가

없어 월성2,3,4호기의 구조물에 대한 내진여유도 평가 수행으로 갈음하는 것은 월

성1호기 구조물에 대한 내진여유도 평가라고 볼 수 없으므로 재평가가 필요함.

3.2 해일 및 기타 자연재해에 대한 구조물․계통․기기 안전성

3.2.1 분야별 주요 검증내용

3.2.1.1 해일 및 강우에 의한 홍수 영향 평가

[KINS검증단]

가. 해일에 의한 침수 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (2-3)의 고려사항에 따르면, 아래와 같

이 지진해일 등 자연재해의 영향을 평가하여 제시하도록 되어 있다.

- 27 -

• 지진해일, 폭풍해일, 강풍, 강수, 수온상승을 기본으로 하고 다른 자연재해의

영향 여부를 고려하여 구조물․계통․기기의 안전성 평가를 실시

• 사고 시나리오를 기반으로 설계기준 자연재해를 기준값으로 하여, 자연재해의

심각도를 단계적으로 상승시켜 대응 능력 평가

한수원은 재현기간별 지진규모 결정을 위해 Tapered G-R(Gutenberg-Richter) 분석

방법을 사용하였으며, 10,000년 빈도 지진규모는 모멘트규모(Mw) 8.2로 평가하였다. 또한

지진해일 유발 지진의 거동은 1983년 동해 중부 지진해일(Mw=7.9)과 1993년 북해도 남

서외해 지진해일(MW=7.7)을 유발한 단층들의 동시 거동(연동)하는 것으로 가정하였다.

선형천수방식(전파 모델)과 비선형 천수방정식(처오름 모델)을 이용하여 해당 단증거동에

의한 지진해일에 의해 부지 전면해역에서 최대해수면 상승고는 1.67m로 평가되었고, 가

능최고해수위는 최극고조위(0.767m)와 최대해수면 상승고(1.67m)를 합한 EL-IMSL(+)

2.437m로 평가하였다. 그리고 재현주기 10,000년 빈도 태풍에 의한 폭풍해일은 USNRC의

JLD-ISG-2012-06에서 기술된 Kerry Emanuel 등(2006, 2008)의 제안 방법을 적용하여 평가

하였다. 이를 위해 월성 부지 반경 100km 이내를 통과하는 20,026개의 인공태풍을 작성

하였고, 2차원 비선형 천수방정식과 선형천수방정식을 이용하여 해당 인공태풍에 의한 최

대 폭풍해일고(1.01m)를 평가하였다. 그리고 Coastal Engineering Manual(2003)에서 제시

한 방법을 이용하여 파수위 상승량(1.74m)을 산정하였다. 또한 해당 해일에 의한 처오름

높이는 5.20m로 산출되었다. 이러한 결과를 토대로, 재현주기 10,000년 빈도 태풍에 의한

가능최고해수위는 최극고조위, 폭풍해일고, 파수위 상승과 처오름 높이를 합한

EL-IMSL(+)8.717m로 도출하였다. 평가된 지진해일과 폭풍해일에 의한 가능최고해수위는

월성 1호기 안전 관련 구조물이 위치한 부지 정지고 EL-IMSL(+)12.0m 보다는 낮고, 취수

펌프건물의 부지정지고 EL-IMSL(+)6.7m 보다는 높아 취수펌프건물 침수로 최종열제거원

인 기기냉각해수계통의 기능이 상실될 수 있다. 그러나 발전소는 살수탱크와 대체 열제거

원인 비상급수계통으로부터 증기발생기로의 보충수 급수로 노심 냉각 기능을 유지할 수

있으므로, 발전소의 안전정지 및 유지에는 문제가 없는 것으로 평가하였다.

검토 결과, 한수원에서 제시한 지진해일 산정을 위한 지진규모(Mw 8.2)는 일본 원

자력규제위원회에서 2013년 4월 선정한 일본 서측해역에서의 최대지진(Mw 7.9)을 상회하

며, 지진해일에 의한 가능최고해수위 평가는 지진의 규모, 최대 수면변위, 지진원단층의

길이 및 폭, 기준해수면, 해안선 영향 등 원자로시설 부지의 수문 및 해양특성에 관한 조

사․평가 기준[참고문헌. 고시 제2012-20호]에 적합하게 수행되었음을 확인하였다. 또한

폭풍해일에 의한 가능최고해수위 평가는 후쿠시마 원전사고 이후 USNRC에서 제시한 기

준과 고시 제2012-20호의 기준에 적합하게 수행되었음을 확인하였다. 이러한 결과를 종합

하면 지진해일 및 폭풍해일에 의한 가능최고해수위 평가는 타당한 것으로 판단한다. 결과

적으로 재현주기 10,000년 빈도 수준의 해일 발생 시 가능최고해수위는 안전 관련 구조물

의 부지 정지고인 EL-IMSL(+)12 m 보다 낮기 때문에 가이드라인에 제시된 평가기준을

- 28 -

만족하고 있는 것으로 판단한다.

나. 강우에 의한 침수 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (2-3)의 고려사항에 따르면, 아래와 같

이 강우 등 자연재해의 영향을 평가하여 제시하도록 되어 있다.

• 지진해일, 폭풍해일, 강풍, 강수, 수온상승을 기본으로 하고 다른 자연재해의

영향여부를 고려하여 구조물․계통․기기의 안전성평가를 실시

• 사고 시나리오를 기반으로 설계기준 자연재해를 기준값으로 하여, 자연재해의

심각도를 단계적으로 상승시켜 대응 능력 평가

한수원은 울산관측소의 시간별 강우자료를 기준으로 확률가중모멘트법을 적용하여

재현주기 10,000년 빈도의 강우량을 140mm로 제출하였다. 그리고 가이드라인에 따라, 필

수 대처기능의 상실을 초래할 수 있는 침수는 재현주기 2,000만년 빈도의 강우량인

232.4mm로 산정하여 제출하였다. 가능최대강우로 인한 가능최대홍수량 평가는 미육군공

병단의 HEC-HMS(Hydrologic Engineering Center-Hydrologic Modeling System) 모형을

이용, Clark 유역추적법과 SCS(Soil Conservation Service) 단위도법으로 산정하였고,

XP-SWMM의 내부 2D 모형인 TUFLOW모형을 사용하여 부지의 각 지점별 최고수위를

산정한 후 안전 관련 구조물의 1층 출입구의 문턱 표고를 비교함으로써 침수 영향을 평

가하였다고 제시하였다.

검토 결과, 한수원에서 제시한 가능최대강우량과 가능최대홍수량 및 부지내 최고수

위 평가 방법은 주기적안전성평가에서 사용한 방법으로서, 주기적안전성평가 심사 시 평

가 방법의 적절성을 확인하였기 때문에 강우에 의한 부지침수최고수위 평가는 타당한 것

으로 판단한다. 결과적으로 강우에 의한 대응 능력 한계는 최대강우량이 232.4 mm일 때

발생하여 재현주기 10,000년 빈도 수준의 강우(140 mm)보다 크기 때문에 가이드라인에

제시된 평가기준을 만족하고 있는 것으로 판단한다.

다만, 질의․답변을 통해 강우를 동반한 태풍이 발생할 경우 조적벽으로 설치되어

있는 사용후핵연료 저장조 건물 상부는 수밀성이 확보되기 어렵다고 판단하였다. 이에 대

해 한수원은 사용후핵연료 저장조 건물 상부 조적벽 외부 표면에 방수도장을 시공하였다.

다. 결론 및 안전 개선사항

설계기준 초과 해일 및 강우에 대한 발전소 대응 능력을 평가하기 위해 한수원에서

선정한 평가 방법, 재현주기 10,000년 빈도 수준의 규모 평가 및 영향평가 결과는 스트레

스 테스트 가이드라인의 평가 기준을 만족하는 것으로 판단한다.

[민간검증단]

- 29 -

민간검증단은 지진해일, 폭풍해일, 최대강우와 같은 자연재해로부터 원전부지의 침

수, 방파제의 건전성을 확인하고 분석에 사용된 가정과 시뮬레이션 방법, 결과해석을 검

증하였다.

이에 대한 한수원의견은 다음과 같다.

• 월성부지는 일본 서쪽해안(우리나라 동해 동연부)에서 발생하는 해저지진으로

인한 지진해일의 영향을 받게 되므로, 이 지역 단층의 동시거동을 가정하고,

10,000년 빈도의 해저지진 발생빈도 분석을 통하여 지진 규모를 평가하여 이

로부터 지진해일 수치모의(시뮬레이션)를 수행하였음. 평가결과 동해 동연부의

10,000년 빈도 해저지진규모는 Mw=8.2로 평가되었음. 상기 지진발생시 지진

해일에 의한 월성부지 전면 해역에서의 최대 해수면 상승고는 수치모의 결과

1.67m로 평가되었으며 이때 가능최고해수위는 EL-IMSL(+)2.437m로 평가되었

음.

• 월성1호기 부지에 영향을 줄 수 있는 재현주기 10,000년 빈도 태풍을 USNRC

의 JLD-ISG-2012-06(Guidance for Performing a Tsunami, Surge, or Seiche

Hazard Assessment)에서도 기술된 바 있는 Kerry Emanuel 등이 제안한 방법

을 적용하여 확률론적 분석으로 수행하고, 이로부터 폭풍해일 수치모의(시뮬

레이션)를 수행하였음. 이 평가에서는 확률분석의 신뢰도를 향상시키기 위하

여 부지 반경 100km를 통과하는 약 20,000개 인공태풍의 진로를 작성하였음.

상기 20,000여개의 인공태풍을 바탕으로 부지 주변에서의 최대풍(1분 평균 최

대풍속)에 대한 빈도분석을 수행한 결과 재현주기 10,000년 빈도의 최대풍속

은 약 115knot(≒60m/sec)임을 확인하였고, 이에 따라 월성1호기 주변에서 재

현주기 10,000년 빈도 최대풍 풍속(약 60m/sec)을 발생시키는 4개의 태풍을

선정하여 수치모의를 수행하였음. 또한 상기 4개의 태풍은 미국의 합동태풍경

보센터의 태풍분류에 있어서 슈퍼태풍으로 분류될 수 있는 것으로 확인되었

음. 상기 4개 태풍에 대한 수치모의 결과 부지 전면 해역에서의 가능최고해수

위는 EL-IMSL(+)8.717m로 평가되었음. 이 값은 안전관련 구조물이 위치한 본

관의 부지정지고 EL-IMSL.(+)12.0m 보다 낮으므로 월성1호기는 폭풍해일(태

풍)에 의한 영향이 없음.

• 월성 부지에서의 가능최대강우량을 수문기상학적 방법, 포락선 방법 및 통계

학적 방법으로 검토하고 이로 인한 침수영향을 2차원 시뮬레이션 하였음. 또

한 시간별 강우자료를 분석하여 재현주기별로 검토하고 상기 가능최대강우량

보다 큰 강우에 대해서도 1차원 및 2차원적으로 침수영향을 평가하였음. 평가

결과 월성1호기 안전관련 구조물의 침수영향 평가를 위하여 보수적으로 적용

한 지속시간 1시간의 가능최대강우량 225.1mm은 재현주기가 약 1,000만년에

해당하는 것으로 평가되었으며 이 경우에도 안전관련 구조물에는 침수가 발생

- 30 -

하지 않는 것으로 확인되었음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 원전시설은 해안에 위치하고 세계적으로 기후온난화와 해수면 상승 등의 영향

으로 해안지역 재난시스템의 중요성이 대두되고 있음.

• 온실가스효과는 온난화로 인한 세계기후변화를 야기 시켜 지구의 평균해수면

을 상승시키고 있으며, 싱가포르 정부는 해수면 상승에 따른 도시침수를 막고

자 다양한 국가정책 및 Hazus-MH 등과 같은 재난관리시스템 도입을 추진하

고 있음. 정부 간 기후변화위원회(Intergovernmental Panel Climate Change)는

전 세계해수면 예측과 관련 A1B, A1T, A1FI, A2, B1, B2 등 해수면상승시나

리오에 기초 2,100년까지 20세기대비 2.2∼4.4배 수준인 9∼88cm 상승할 것으

로 예측하고 있음.

• 극한 조건을 대상으로 한 검증은 단순한 조건을 가정한 것이 아니라 예측 가

능한 시나리오에 기준하여 자연재해의 위험성을 평가하는 것이며, 싱가포르의

경우 해수면 상승조건에 따라 수몰되는 지역의 범위를 정확하게 예측하고 이

에 대한 대응을 마련하고 있음.

• 네덜란드는 하천과 제방관리에서 기후, 시민재난인식, 환경, 제방의 공학적 특

성 등의 지속적 변화를 토대로 재난 시나리오를 마련하고 이를 기반으로 실시

간 제방취약도평가시스템을 마련하여 운용 중에 있음. 이를 위해 지역의 여건

에 부합하는 1) 실시간 예측, 2) 특정 시기의 안전율 평가, 3) 보강방안, 4) 정

책입안자를 위한 재난시나리오 등을 위한 자동화한 제방취약도 평가시스템인

DAM(Dike strength Analysis Module)시스템을 개발하였음.

<그림 2> 해수면 상승 및 폭풍해일(Storm Surge) 고려 해안 홍수심 개념도

- 31 -

<그림 3> 정부간 기후변화위원회 해수면 상승 예측(안)

• 자연재해에 대한 원전시설의 안정성을 효과적으로 판단하기 위해서는 1회성

분석을 지양하고 싱가포르나 네덜란드와 같이 지속가능한 유지관리 방안이 필

요함. 국내의 경우도 2006년 이전 태풍에 의한 자연재해 피해가 많았으나 이

후 국지성 호우에 의한 피해가 증가되고 있음.

• 예로 민간검증단은 최근 고리2호기가 150mm의 강우에 침수된 사실로 미루어

보아 최대강우에 이용된 모델의 신뢰성에 의문을 가지며, 고리 2호기가 부실

시공에 의해 침수되었다면 모든 원전에서 침수 관련 시설의 점검과 더불어 자

연재해에 대한 대응능력을 평가하는 가이드라인 설정이 필요할 것임.

• 설계기준을 초과하는 10,000년 빈도의 폭풍해일 발생 시에는 가능최고 해수위

가 방파제의 높이를 초과할 것으로 예상되며, 이를 객관적 자료에 기초하여

시나리오의 구성이 필요함. 건전성을 상실하여 취수펌프가 그 기능을 상실하

므로 이때 대체 열제거원의 이용에 차질이 없도록 조치해야 할 것임.

- 32 -

B1 시나리오 B2 시나리오

A2 시나리오 A1FI 시나리오

<그림 4> 해수면 상승 시나리오별 수몰지도

1) 사용자 인터페이스 2) 제방취약성 평가 개념도

<그림 5> 사용자인터페이스 및 제방취약성 평가 개념도

- 33 -

<그림 6> 자연재해 피해의 원인별 빈도

3.2.1.2 강풍(태풍) 및 토네이도 영향 평가

[KINS검증단]

가. 강풍 및 토네이도 영향 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (2-3)의 고려사항에 따르면, 강풍 등

자연재해의 영향을 평가하여 제시하도록 되어 있다.

• 지진해일, 폭풍해일, 강풍, 강수, 수온상승을 기본으로 하고 다른 자연재해의

영향 여부를 고려하여 구조물․계통․기기의 안전성 평가를 실시

• 사고 시나리오를 기반으로 설계기준 자연재해를 기준값으로 하여, 자연재해의

심각도를 단계적으로 상승시켜 대응 능력 평가

한수원은 IAEA Safety Series No. 50-SG-S11A(Extreme Meteorological Events in

Nuclear Power Plant Siting, Excluding Tropical Cyclones)의 Annex I에서 제시된 검벨-

쵸우(Gumbel-Chow) 방법 및 기상 관측자료(포항은 1949년~2012년, 울산은 1932년~2012

년)를 이용하여 포항지방 및 울산지방의 10,000년 빈도 최대풍속을 각각 62.8 m/s와 44.4

m/s로, 최대순간풍속을 각각 52.5 m/s와 47.4 m/s로 평가하였다. 이를 토대로 최대풍속과

국내 건축법규(대한 건축학회, 건축물 하중기준 및 해설, 2000)를 이용한 설계풍압 계산결

과는 452 kg/m2이며, 최대순간풍속과 ASCE 7-98(Minimum Design Loads in Buildings

and Other Structures, 1998)를 이용한 계산결과는 117 kg/m2으로 제출하였다. 최대풍속

에 따른 풍압이 월성 1호기 설계풍압(160 kg/m2)보다는 크지만 안전 관련 구조물 설계

시 고려하는 지진하중의 50 % 수준이므로 안전 관련 구조물의 안전성에는 영향을 끼치지

않는다고 제시하였다.

토네이도 발생빈도에 대하여는, 연구결과를 근거로 하여 발생빈도를 1.6×10-6/km2․

- 34 -

y로 평가하였으며, 10,000년을 초과하는 토네이도는 EF1급(풍속 39~49 m/s이며 나무가

꺾이고 창문이 깨지는 단계)으로 선정하였다. 또한 EF2급(풍속 50~60 m/s) 토네이도에 의

한 비산물이 월성 1호기 구조물에 충돌할 경우 강재패널이 설치된 제2제어실, 비상급수펌

프건물 내부의 기기가 손상될 가능성은 있으나, 주제어실 등 성공경로 A에 해당되는 설

비를 이용하여 발전소를 안전하게 정지․유지시킬 수 있는 것으로 제시하였다.

KINS 전문가 검증단에서는 질의․답변 과정에서 재현주기 10,000년 빈도 강풍 평가

결과의 불확실성을 줄이기 위해 이용 가능한 모든 관측자료를 활용하고 미래 기후변화

영향을 고려할 것을 요구하였다. 이에 한수원은 이용 가능한 모든 기상자료를 활용하여

최대풍속과 순간최대풍속 간의 상관관계를 도출하고, 미래 기후변화에 의한 영향을 고려

하여 계산결과에 10 %를 할증하여 재평가하였다. 그리고 스트레스 테스트 평가에 적용한

10,000년 빈도 최대풍속과 순간최대풍속은 각각 69.1 m/s와 87.3 m/s라고 재평가 결과를

제출하였으며, 이로 인한 풍압은 각각 547 kg/m2과 324 kg/m2 로서, 설계풍압(160 kg/m2)

의 3.4배 및 2배 수준이나 설계 시 고려한 지진하중 이하이기 때문에 안전 관련 구조물의

안전성에는 영향이 없는 것으로 제시하였다. 검토 결과, KINS 검증단에서 요구한 사항들

을 적절하게 반영하여 평가하였다고 판단한다. 다만, 제2제어실과 비상전력실의 외부 강

재패널은 강풍에 의해 박리가 발생할 가능성이 있기 때문에 이에 대한 대책을 요구하였

다. 이에 대해 한수원은 해당 건물 외부 마감재인 강재 사이딩이 박리되지 않도록 보강할

계획임을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

설계기준 초과 해일 및 강우에 대한 발전소 대응 능력을 평가하기 위해 한수원에서

선정한 평가 방법 및 재현주기 10,000년 빈도 수준의 규모 평가와 영향평가 결과는 스트

레스 테스트 가이드라인에 따라 적합하게 수행된 것으로 판단한다. 다만, 제2제어실과 비

상전력실의 외부 강재패널이 강풍에 의해 박리되지 않도록 보강할 예정이다. 동 안전 개

선사항은 성공경로 B 해당 설비의 이용 신뢰도를 강화하기 위한 것으로서, 주제어실 등

성공경로 A 해당설비가 이용 가능하여 주요 안전기능은 상실되지 않고 유지되므로, 가이

드라인의 평가기준을 만족하는 것으로 판단한다..

[민간검증단]

민간검증단은 최근 지구온난화의 영향으로 태풍의 강도가 점차 세어지는 경향이 있

어 만년 빈도 최대 풍속의 계산 방식을 검증하고, 설계기준초과 강풍(=62.8m/s)에 대한

재평가, 강풍 발생 시 현재 설치된 발전소 건물 지붕 및 벽재분리 가능성과 안전관련 구

조물의 안전성을 검토하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

- 35 -

• 부지에서 발생가능한 재현주기 10,000년 빈도의 풍속을 평가하는데 있어 정확

성을 향상시키기 위해서는 가능한 오래전부터의 풍속 측정 자료가 필요하므로

부지의 북쪽인 포항과 부지의 남쪽인 울산에서 기상관측 이래 2012년까지 관

측된 풍속자료를 평가에 사용하였음. 10,000년 빈도의 최대풍속은 IAEA

Safety Series No. 50-SG-S11A의 Annex I에서 제시된 검벨-쵸우

(Gumbel-Chow) 방법으로 계산하였음. 이렇게 평가된 부지에서의 재현주기

10,000년 빈도 최대풍속은 62.8m/s 이었음.

• 이 풍속은 재현주기 10,000년 빈도 태풍의 최대풍속(약 60m/sec)과 유사한 것

으로 확인되었음. 한편 상기 최대풍속이 설계풍속을 초과하므로 구조물 설계

에 적용되는 풍압 또한 월성1호기 설계풍압에 비해 클 것으로 예상되어 이로

인한 영향을 평가하였음. 평가결과 재현주기 10,000년 빈도의 최대풍속으로 인

한 풍압은 월성1호기 설계풍압에 비해 약 2.8배 큰 것으로 검토되었음. 그러나

‘슈퍼태풍 발생관련 원자력시설의 안전성 검토결과’에 따르면 원전의 안전관련

구조물은 지진하중이 설계하중을 결정(풍하중은 지진하중의 약 5～15% 정도)

하므로 설계풍압이 2.8배 증가하더라도 이 때 풍하중은 지진 하중의 최대

50% 수준으로서 안전관련 구조물의 안전성에 끼치는 영향은 없는 것으로 평

가되었음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 사업자 재평가 결과 설계풍압이 2.8배 증가하더라도 지진하중의 최대 50% 수

준으로서 안전관련 구조물의 안전성에 끼치는 여향은 없는 것으로 평가되었으

나, 이는 스트레스테스트 목적상 복합 자연재해가 동시에 발생한다는 가정하

에 평가해야하므로 안전하다는 평가는 타당성에 문제가 있음.

• 사업자는 해안침식의 영향이 우려할 수준이 아닌 것으로 제시하고 있으나

2013년 대경권 연구개발테마발굴 기획연구에서 대구 및 경북지역의 지형, 지

질, 산업적 특성을 고려한 연구의 필요성에서 동해안의 해안침식이 지역의 중

요한 환경적 문제로 제시되고 있고, 국토해양과학기술연구개발계획에서 우리

나라 해안의 연안침식 대응기술이 필요한 기술로 인식되어 연안침식 위험도

해석기술 모니터링, 관측시스템, 위험도 대응 및 저감기술 연구가 진행 중에

있음. 이러한 상황을 고려하면 태풍과 강풍에 의한 원전시설물 안전뿐만 주변

지역의 피해저감을 위한 대책 마련이 필요함.

3.2.1.3 복합재난에 대한 원전부지 및 구조물 건전성 평가

[KINS검증단]

KINS검증단은 지진에 따른 화재 등 연속적으로 발생할 수 있는 재난과 지진 및 강

- 36 -

우에 의한 사면영향 등 동시에 발생할 것으로 판단한 재난에 대해 검증을 실시하였다. 검

증결과는 3.1.1.4 및 3.1.1.5절에 기술하였다.

[민간검증단]

민간검증단은 지진과 호우가 중복되는 경우, 태풍과 집중호우 등과 같이 2가지 이상

의 재해가 복합적으로 발생할 경우에 대비하여 원전시설물의 건전성을 평가하고 분석에

사용된 가정과 시뮬레이션 방법, 결과해석을 검증하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 스트레스테스트 수행지침 상 복합 자연재해는 지진해일 발생으로 부지에 지진

과 해일이 동시에 발생하는 상황임. 월성부지와 같이 우리나라 동해안에 영향

을 줄 수 있는 지진해일은 일본의 서쪽해안에서 발생하며, 이러한 재현주기

10,000년 빈도의 지진해일을 일으킬 수 있는 일본 서쪽해안의 해저지진(단층

의 동시거동으로 인한 규모 8.2 지진을 가정) 진원지는 부지와 멀리 떨어져

(700km 이상) 있는 것으로 평가되었음. 따라서 월성1호기 부지는 상기 지진해

일의 진원지와 상당히 멀리 이격되어 있으므로 1.67m의 수위 상승 외에 지진

에 의한 영향은 미미한 것으로 평가되었음

• 그럼에도 불구하고 스트레스테스트의‘(분야 3) 전력계통 등 안전기능 상실에

대한 대응능력’에서는 극한 자연재해에 대한 대응능력 평가를 위하여 재현주

기 10,000년 빈도의 지진해일 발생시 월성1호기 부지에 설계기준지진 수준인

0.2g의 지진동이 발생하는 상황을 가정하여 평가를 수행하였으므로 극한의 복

합 자연재해가 평가에 반영되었음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 세계적으로 이상기후와 더불어 복합피해에 의한 피해 규모가 세계적으로 증가

하고 있음. 예로 2008년 중국 쓰촨성에서 발생한 산사태는 강우와 지진이 복

합적으로 수반된 재해로 집중호우가 발생한 후 리히터 규모 8.0의 지진이 수

반되어 44만명 이상의 사망자와 부상자가 발생하였고, 재산 피해자 수가 4,600

만 명 이상, 가옥의 피해는 216,000동으로 직접적인 경제적 피해액만 1,500억

위안이며, 경제 전반에 걸친 피해는 추정이 불가할 정도의 영향을 미쳤음.

• 원전시설물의 중요도를 고려하면 복합재해의 유형별로 대응할 수 있는 신뢰성

있는 예측지도의 제작 및 관리방안이 제시되어야 함. 지진시 산사태(토석류)

예측지도와 지반액상화 위험도에 대한 수치화된 평가기술 및 관리방안 등은

월성원전의 입지적 조건을 고려하면 반드시 마련되어야 할 사항으로 볼 수 있

음. 어떠한 복합적인 재해에 대해서도 시설물의 안정성이 확보되어 있다는 설

명은 이미 미국의 911사태와 미시시피제방의 붕괴 이후 방재선진국에서 조차

가치가 없음을 인식하고 시스템의 방재력을 강화할 수 있는 보완대책이 제시

- 37 -

되어야 할 것임.

<그림 7> 쓰촨성 지진과 호우에 의한 산사태

상기 검증의견을 종합하여 다음의 결론을 도출하였다. 2000년 이후 세계적으로 기상

이변이 속출하고 있어 2010년 한 해 동안 자연재해로 인한 사망자와 경제적 피해 규모가

최근 20년 사이에 사상 최대였으며 373건의 자연재해 발생으로 인한 사망자 수는 29만

7000명, 재산피해는 총 1,090억 달러(약 122조원)에 달한다(EM-DAT: The OFDA/CRED

International Disaster Database). 기후변화에 따른 집중호우의 빈도는 지속적으로 증가하

여 설계기준 초과 재난이 빈번하게 발생하고 있다. 관련기관들은 시설물 정비만으로는 예

방대책에 한계가 있음을 인지하고 자연재해로부터 피해를 경감하기 위한 기술개발과 대

응방안 마련에 총력을 기울이고 있는 실정이다.

• 집중호우일수(80mm/일) : 70년대) 22회 → 80년대) 27회 → 90년대) 31회 →

2000년대) 34회 → ’12년) 48회

2010 재해연보(소방방재청)에 의하면 2010년도 재해에 의한 재산피해의 대부분이 호

우 및 태풍에 의한 피해로서 전체 피해액의 82%를 차지하고 있어 방재 분야의 선제적

대응의 필요성이 요구되고 있다. 현재 우리나라의 재해복구비:예방비의 비율이 6:4인데 반

하여 일본의 경우 복구비:예방비는 1:9에 달하는 것을 감안하면 재해예방에 대한 관심이

필요하며, 기상이변에 대한 대책이 실행되지 않을 경우, 우리나라는 2100년에 연간 약 58

조원(최소2조원에서 최대328조원)정도의 피해가 예상된다.

자연재해에 대응하기 위해 댐, 도로, 철도, 항만 등 대다수의 SOC 시설물에 대하여

자연재해에 대한 피해를 줄이기 위한 다각적인 노력이 진행되고 있다. 이에 반해 원전시

설은 국민의 안전과 직결되어 있음에도 시설물 자체의 안정성에 대한 평가에 집중되고

있고 기상이변과 자연재해 발생의 위험성이 증가되는 것에 대한 대비책은 거의 이루어지

- 38 -

고 있지 않고 있다. 예로 민간검증단 기간 중 150mm의 누적강우에 고리2호기가 침수되

었고, 이는 설계 강우에 미치지 못한 것을 고려하면 유지관리와 대응 방안 부재를 짐작케

한다.

하수도시설기준의 경우 우수관거의 설계빈도를 10∼20년으로 상향 조정했지만, 최근

강우특성과 같이 100년 빈도를 상회하는 강우가 발생하여 관거의 용량부족으로 인한 침

수피해가 지속적으로 발생하고 있으며, 최근 들어 저수지의 붕괴, 지반침하 등과 같이 강

우에 의한 피해는 사회 전반에 걸쳐 위험적 요소가 되고 있다. 월성원전이 시공된 시점을

고려하면 당시의 설계기준만을 만족하는 것이므로 관점의 전환이 필요하다.

소방방재청, 국토교통부, 기상청, 산림청 등 국내의 다양한 기관에서 재해관측 및 평

가, 대응기술에 대한 연구와 성과가 나타나고 있고, 제도적 장치의 보완도 이루어지고 있

는 것을 감안하면 원전시설의 유지관리와 안정성의 평가기술은 과거의 기술적 수준에 머

물러 있고, 선재적인 대처를 위한 기술개발과 대응능력 증진을 위한 노력은 전무한 실정

이다. 안정성 평가의 방법과 기준이 변화되고 있는 것과 국가 R&D에서 도출되고 있는

성과들을 주의 있게 검토하고 선진적인 방법을 적용한 평가와 검증이 이루어져야 할 것

으로 생각한다.

자연재해에 대한 대응방안에 대한 검토 의견도 전문가 자문을 여과 없이 수용한 결

과로 원전시설 관리주체의 전문 인력 확보와 지속적인 양성이 필요한 것으로 판단된다.

재난에 대한 시설물과 시스템의 안정성 확보를 위해 방재선진국들은 재난의사결정

시스템 등과 같은 장치를 마련하고 있고, 여기에는 시설물의 중요도(Criticality), 위험도

(Vulnerability)등의 정량적인 지표를 이용하여 SOC 구조물, 지역산업, 지역 공동체 등의

위협이나 실질적인 위험 등을 제시하고 대응방안을 마련하고 있다. 자연재해의 피해를 줄

이기 위해 제도적 장치와 더불어 국외 사례를 비교 검토하여 국내 원전시설에 맞는 취약

도 평가시스템의 마련이 절실하다.

3.2.2 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

스트레스 테스트 가이드라인에 따르면, 설계기준을 초과하는 대형 지진해일․폭풍해

일 등 자연재해에 원자력발전소가 견디는 정도를 확인하고, 하드웨어․절차․운영 측면의

취약분야를 평가․보완하여 자연재해에 대한 구조물․계통․기기의 안전성을 증진하기

위한 목적으로 3가지 세부항목을 평가하도록 하였다.

평가 결과 재현주기 10,000년 빈도 수준의 대형 지진해일․폭풍해일 등 자연재해가

- 39 -

발생하더라도 주요 안전기능 상실 발생을 방지할 수 있는 것으로 확인되었다. 따라서 가

이드라인의 세부항목에 따른 대응 능력의 한계사항과 한계사항을 대처할 수 있는 방안이

제시되었고, 가이드라인의 ‘평가기준’에 제시된 대응 능력은 확보된 것으로 판단한다. 도

출된 안전개선사항은 다음과 같다.

• 제2제어실 및 비상전력실 외부 강재 패널의 박리발생 방지

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 원전시설 관리주체의 전문 인력 확보와 지속적인 양성이 필요하며, 자연재해의

피해를 줄이기 위해 제도적 장치와 더불어 국외 사례를 비교 검토하여 국내 원전

시설에 맞는 취약도 평가시스템의 마련이 절실함.

- 원전시설은 시설물 자체의 안정성에 대한 평가에 집중되고 있고 기상이변과 자연

재해 발생의 위험성이 증가되는 것에 대한 대비책은 거의 이루어지고 있지 않음.

- 강우에 의한 피해는 사회 전반에 걸쳐 위험적 요소가 되고 있음. 월성원전이 시공

된 시점을 고려하면 당시의 설계기준만을 만족하는 것이므로 관점의 전환이 필요

함.(민간검증단 기간 중 150mm의 누적강우에 고리2호기가 침수되었고, 이는 설계

강우에 미치지 못한 것을 고려하면 유지관리와 대응 방안 부재)

3.3 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응능력

스트레스 테스트 평가지침서 항목별 세부지침 (3-1)에 따르면, 필수 대처기능별 해당

기능 유지에 필요한 설비 및 보조설비들을 도출하도록 되어 있다. 또한 세부지침 (3-2) 및

(3-3)에 따르면, 소내정전조건과 자연재해조건 등을 고려하여 다음의 사고 시나리오를 평

가하도록 되어 있다.

• 고정설비, 소내 이동형설비 및 소외자원을 모두 고려하여, 필수대처 기능별 해

당 기능 유지에 필요한 설비와 보조설비들을 도출하고 극한 자연재해 및 장기

소내 정전사고에서의 이용 가능성 평가

• 소내 정전조건을 고려하여 사고 시나리오를 평가

• 지진과 지진해일 등 자연재해 조건을 추가로 고려하여 사고 시나리오를 평가

KINS 검증단은 전력계통 및 최종열제거원 상실 조건에서의 안전기능 확보 가능성

을 우선 검증하고, 필수 안전기능의 유지를 위해 제시된 설비들이 극한 자연재해 조건에

서도 이용 가능함을 검증하였다.

- 40 -

3.3.1 분야별 주요 검증내용

3.3.1.1 발전소 초기 상태 및 사고시나리오 검토

[KINS검증단]

한수원은 필수 대처기능을 ① 원자로정지 및 미임계 유지, ② 노심 열제거 및 냉각

재 재고량 유지, ③ 원자로건물 건전성 유지, ④ 필수안전변수 감시로 구분하여 주요설

비와 보조설비를 정리하고, 극한 재해에서 설비들의 생존 가능 여부를 평가하였다.

극한 재해로는 0.2g 지진과 해일(6.7m), 안전 관련 구조물 1층 이하 침수, 0.3g 지진

을 고려하였다. 전력상실 등 안전기능상실에 따른 발전소 대응 능력 평가는 CATHENA

(Canadian Algorithm for Thermal Hydraulic Network Analysis) 열수력 전산코드를 사

용하였다. 사건 발생 전 원자로는 정격열출력 대비 100 %로 운전되고 있으며 원자로 및

원자로냉각재계통과 증기발생기 등의 압력, 온도, 수위는 정상 범위를 유지하고 있는 것

으로 가정하였다. 이용 가능한 설비로는 고정형 설비와, 진단 후 2시간 이내에 전원을 공

급할 수 있는 이동형 발전기 및 이동형 펌프를 고려하였다.

사고 시나리오 평가를 위해서는 월성 1호기 스트레스 테스트에 적용되어야 하는 재

해와 재해에 의한 발전소 상태가 적절하게 정의되고 반영되어야 한다. 분야 1과 분야 2에

기술된 바와 같이, 월성 1호기 스트레스 테스트의 안전기능 상실 및 중대사고 평가를 위

한 사고 시나리오에는 지진과 지진에 대한 침수 및 화재, 지진 및 태풍, 해일, 강풍, 강우

와 같은 재해가 고려되어야 한다. 한수원에서 제출한 자체평가 결과보고서를 검토한 결

과, 한수원에서는 지진과 침수 조건만 고려하고 지진에 대한 화재는 고려하지 않았음이

확인되었다. 또한 재해로 인한 발전소 상태와 관련하여, 지진 및 침수재해로 인한 구조

물․계통․기기의 직접적인 영향만을 고려하고 소내외 인프라의 손상조건은 평가에서 제

외하였음을 확인하였다. 이에 따라 아래와 같이 여섯 가지 조건을 추가하도록 요구하였

다.

① 자연재해로 인한 소내외 인프라 손상조건(최종열제거원 및 대체열제거원 자체

는 상실되지 않고, 열제거원을 이용할 수 있는 수단의 상실 고려)

② 재해조건에서 제외된 화재로 인한 발전소 상태를 평가하여 거주성을 포함한

접근성 및 기기생존성

③ 다수 호기에서 동시에 사고가 발생할 수 있다는 조건

④ 휴대용 계측기를 통한 발전소 상태 파악의 한계사항

- 한수원에서는 절차서가 보완되었고 휴대용 계측기로 발전소를 감시할 수 있

기 때문에 인적 오류 및 의사결정 오류를 배제할 수 있다고 제시하나, 일정시

- 41 -

간 간격으로 측정되는 변수값을 기반으로 사고 초기의 발전소 진단 및 초기

대응 판단과 주요 복구조치를 위한 의사결정을 실시할 경우에는 오류가 발생

할 가능성이 있음

- 사고 초기에는 압력․수위 등이 급격하게 변화하고 의사결정을 위해서는 여

러 가지 변수들을 종합하여 판단하는 것이 필요함

⑤ 사고 장기화 및 저온정지까지의 냉각조건

- 한수원에서는 고온대기 조건까지만 평가하였으나, 사고는 장기화될 수 있고

저온정지까지 냉각시켜야만 안전성을 보장할 수 있음

⑥ 원자로 냉각재 재고량이 상실될 수 있는 조건

- 0.3g 지진에는 견디도록 설계되어 있는 것으로 확인되었지만 그 동안의 운전

경험을 토대로 소구경배관 또는 증기발생기 세관의 손상을 완전하게 배제시

킬 수는 없음

한수원에서는 상기에 제시한 여섯가지 보완필요사항들을 반영하여 <그림 8>과 같이

사고 시나리오를 재구성하여 접근하였으며, 동 사고 시나리오 구성에 따른 필수대처기능

유지 및 복구 능력에 대한 검토결과를 3.3.1.2절에 기술하였다.

[민간검증단]

민간검증단은 극한자연재해 및 전력상실 조건에서의 사고 전개과정(시나리오)이 적

절하게 평가되었는지에 대한 검증을 수행하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 스트레스테스트의 사고 시나리오는 지침서에 따라 소내 정전사고를 시작으로

사고 단계를 악화시키면서 극한자연재해를 동반한 설계기준 초과사고에 대한

9가지 사고시나리오를 분석하여 발전소의 대응 능력과 필수 대처 기능의 확보

가능성을 평가하였음. 또한 검증과정에서 증기발생기 세관파손과, 냉각재펌프

밀봉누설사고를 추가로 평가함으로서 모든 발생 가능한 설계기준초과 사고에

대한 대응능력의 한계를 확인하였음.

• 고려된 사고 시나리오는 다음과 같음.

- 소외전원상실(LOOP) 조건

- 소내정전(SBO) 조건

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전 조건

- 최종열제거원상실 조건

- 최종열제거원과 대체열제거원 상실 조건

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 조건

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한

- 42 -

지진해일

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고가 동반되

고 원자로건물을 제외한 모든 안전관련 구조물 1층 이하 침수

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한

0.3g 지진

• 검증과정 중 추가 평가된 사항은 다음과 같음.

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한

0.3g 지진과 원자로냉각재펌프 밀봉 누설

- 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한

0.3g 지진과 증기발생기 전열관 파손

• 또한, 각 시나리오 중 대응능력의 한계가 발생하는 경우 대응능력 확보를 위

한 개선사항을 도출 하여 대응능력의 한계를 극복하였음. 그럼에도 불구하고

대응 능력의 한계가 발생한다고 가정한다면 중대사고로 진입하게 되며 이 경

우에도 중대사고 관리를 통해 대응능력을 확보하고 있음을 확인함.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 사고 시나리오에서 사업자가 고려한 내용은 극한 자연재해 즉, 지진, 지진해일

등에 대한 직접적인 영향만을 고려했고 그로 인한 추가적인 복합 영향(화재,

도로파손 등 주변환경 손상, 인명피해(필수 운전원 근무중 안전사고) 등) 에

대한 평가는 부실함.(다시 말해 자연재해에 의해 부지내 영향은 무시하고 원전

계통, 설비 중심으로 대응전략을 수립함)

- 소내외정전과 최종/대체열제거원상실, 침수사고, 0.3g 지진 등의 극한자

연재해에 대해서는 잘 평가되었으나, 상기 극한자연재해와 지진화재(ST지침서

상 시나리오에 없음)가 복합적인 경우에 대해서는 검토가 미비하므로 대비책

이 요구됨.

• 사고 시나리오에서 고려한 원전 상태는 기 설비의 불능 조건을 가정한 것인데

가정 사항 중 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전, 최종열제거원상실 사

고를 고려하였으나 대체열제거원(EWS) 상실을 고려한 시나리오는 부재함. 극

한 재해시 대체열제거원 상실 조건도 가정해야 함.

• 시나리오 8의 경우 지시/논리회로의 기능이 상실될 경우 그 영향과 대처방안

을 확인한 결과, 시나리오 8은 만년빈도를 초과하는 가상사고로 원자로 정지

는 제1/제2정지계통으로 수행되며, 제2제어실이 침수되는 가상 상황(부지정지

고 12.0m의 지하1층 침수 가정)에서도 제2정지계통은 고장안전설계(Fail Safe

Design)으로 원자로가 안전 정지되며, 침수에 무관한 주제어실의 제1정지계통

의 작동으로 원자로정지가 보장되나, 관련 지시/논리회로는 침수로 MCR 등

에서 확인이 어려움. 단, 지시/논리회로의 건전성을 확보하기 위해 제2제어실

- 43 -

에서 발전소 안전필수기능을 수행할 수 있도록 방수문을 설치(2015년 예정)는

반드시 시행되어야 함.

3.3.1.2 필수대처기능 유지 및 복구능력

[KINS검증단]

한수원에서 평가․제시한 발전소 안전성 유지 전략은, 제1정지계통(제어봉) 또는 제

2정지계통(독물질)에 의해 원자로가 자동 정지되며, 증기발생기(SG; Steam Generator)로

의 급수를 유지하고, 주증기 안전밸브(MSSV ; Main Steam Safety Valve)를 통해 증기를

대기로 배출시켜 1차 열수송계통(원자로냉각재계통)을 냉각시키는, ‘자연대류에 의한 노심

냉각기능 유지’이다. SG로의 급수는 보조급수펌프를 이용(전원상실 이전)하거나 살수탱크

로부터 중력을 이용(전원상실 이후)하는 것으로 평가하였다. 검토결과, 중력급수를 위해서

는 MSSV를 자동(전원상실 이전) 또는 현장 수동개방(전원상실 이후)할 수 있도록 관련

절차를 개정하고, MSSV 구동용 질소병 설치 등 설비를 보강하였다. 또한, 모든 전원계통

이 상실되거나 지진을 동반한 전원상실이 발생할 경우에도 발전소를 안전하게 유지할 수

있도록 관련 비상운전절차서(냉각수계통 상실사고, EOP-009), 주제어실 상주 불가능

(AOP-66600), 모든 전원상실 조치절차서(비정상1-25000A) 등의 절차서와 비상대체설비 운

영지침서 등 지침서들을 보완하였다. 한수원에서 평가한 사고 시나리오의 주요 내용은 다

음과 같다.

• 소외전원이 상실될 경우, 예비디젤발전기(SDG; Standby Diesel Generator)가

30초 이내에 자동 기동되고 180초 이내에 필수부하가 순차적으로 작동되어

SG를 통한 냉각 및 정지냉각계통을 통한 냉각운전이 가능하게 되므로, 발전소

를 안전하게 유지시킬 수 있다고 평가

• 소외전원이 상실되고 SDG 및 EPS의 기능이 상실될 경우, SG 자동감압 신호

(급수모관압력이 4.93 MPa(g) 이하이고 SG 2개 이상의 수위가 –2.3 m 이하로

20분간 지속되면 자동감압 신호 발생)에 의해 MSSV가 개방되고 SG 압력이

감소하여 살수탱크로부터 SG로 중력급수가 가능함. 이로 인해 SG 급수는 유

지되고 자연대류에 의해 노심 냉각기능을 유지시킬 수 있다고 평가. 또한 2시

간 이내에 설치할 수 있는 이동형 발전기의 전원을 이용하여 비상급수펌프를

수동 기동함으로써 비상급수저장조의 냉각수를 SG 급수원으로 사용할 수 있

는 것으로 평가

• 발전소 교류전력 상실과 극한 재해가 동시에 발생할 경우, 증기발생기 재고량

이 고갈(사고 발생 후 약 5,000초)되기 이전에 주증기 안전밸브를 현장에서 수

동으로 개방하여 증기발생기를 감압시킴으로써, 살수탱크로부터 증기발생기로

중력급수가 가능하도록 함. 증기발생기로의 급수가 유지되고 주증기 안전밸브

- 44 -

를 통해 고온의 증기가 대기로 방출되어 1차 열수송계통을 냉각시키는 노심

냉각기능은 유지할 수 있는 것으로 평가

한수원의 자체 평가 결과에 대한 KINS 검증단의 검토는 1) 0.3g 지진 등 재해조건

에서의 발전소 안전성 확보 가능성, 2) 운전경험을 고려한 냉각재 재고량 상실 조건에서

의 필수 대처기능 유지의 한계성 및 대처 방안 측면에서 수행되었고, 검토 결과는 아래와

같다.

가. 0.3g 지진 등 재해조건에서의 발전소 안전성 확보 가능성

0.3g의 지진 등 재해의 직접적인 영향으로 증기발생기 세관을 포함하여 1차 열수송

계통(원자로냉각재계통) 내 배관과 비상급수저장조 및 관련 배관의 손상은 발생하지 않도

록 설계되어 있음을 확인하였다. 다만, 지진으로 인해 유발되는 화재로 인하여 과도사건

의 완화․종결 조치에 제한이 발생할 수 있다는 측면과 지진과 같은 자연재해로 인해 일

정시간 동안 외부 지원이 불가능하고, 소내의 이동형설비 이동에 제한이 발생할 수 있다

는 측면을 고려하여 사고 시나리오의 재평가를 요구하였다.

<그림 8>은 한수원에서 평가․제시한 사고 시나리오를 KINS 검증단에서 재구성한

결과를 보여준다. 스트레스 테스트 평가 지침서에 따르면 최악의 사고를 유발하는 극한조

건은 자연재해(0.3g 지진 등)와 EPS 상실 조건이다. 이러한 조건에서 원자로 미임계 유지,

원자로냉각재 재고량 유지, 원자로냉각 등의 필수 대처기능은 상실되지 않는다. 그러나

모든 계측․제어기능과 증기발생기 급수기능은 상실되므로, 1시간 이내에 복구조치를 수

행하지 않으면 자연대류에 의한 원자로 냉각기능이 상실되고 중대사고로 확대될 수 있다.

자연대류에 의한 원자로냉각기능을 유지시키기 위해서는 증기발생기가 고갈(1시간 23분)

되기 이전에 급수기능을 복구시켜야 한다. 따라서, 증기발생기가 고갈되기 이전에 주증기

안전밸브를 개방하여 증기발생기를 감압함으로써 살수탱크에서 증기발생기로의 중력급수

가 가능하도록 조치하여야 한다. 주증기 안전밸브가 개방되고 약 15분이 경과하면 대기압

수준으로 감압되기 때문에 복구조치는 약 1시간 이내에 수행되어야 한다.

월성 1호기가 가지고 있는 대응 능력의 한계는 약 1시간 23분이 경과하면 나타나는

데, 약 1시간 이내에 아무런 조치가 없다면, 증기발생기가 고갈되어 2차측을 이용하여 1

차측을 냉각하는 자연대류 냉각 기능이 상실되면, 핵연료에서 생성되는 잔열(decay heat)

을 제거 할 수 없게 되어 중대사고로 확대되게 된다. KINS 검증단의 검토 결과, 한수원

에서 제시한 대응 능력한계 평가 결과는 적절한 것으로 판단하였다. 하지만 한수원에서

제시한 대처방안에는 보완이 필요한 것으로 판단하였다. 즉, 한수원에서 제시한 대처방안

은 운전원 2인이 보조건물 5층에 위치한 주증기 안전밸브실 현장으로 이동하여 개선대책

의 일환으로 설치된 질소병과 주증기 안전밸브를 임시호스로 연결하고, 질소가 주증기 안

전밸브로 주입될 수 있도록 하는 수동조치이다. 이에 대한 현장 확인 결과, 임시호스를

- 45 -

주증기 안전밸브로 연결해서 개방시킨다는 현장 수동조치를 다음의 네 가지 조건으로 인

해 정해진 시간(약 1시간 이내)에 수행하기 어렵다고 판단하였다.

① 취약시간(야간)에 극한 자연재해가 발생할 수 있다는 조건

② 보조건물 내 어느 장소에서 화재가 발생하든지 화재 시 연기는 주증기 안전밸

브실로 모이게 된다는 조건

③ 주증기 안전밸브는 약 5.11 MPa(a)에서 열림․닫힘을 계속 반복하게 되므로,

밸브 및 배관 주변의 온도는 상당히 올라간 상태를 유지하게 된다는 조건

④ 주증기 안전밸브가 열림․닫힘을 반복하는 과정에서 고온․고압의 증기가 밸

브 외부로 분출될 수 있다는 조건

<그림 8> 한수원의 자체평가 사고시나리오를 KINS 검증단에서 재구성한 시나리오

이러한 판단을 기반으로 주증기안전밸브(MSSV)의 현장 수동개방에 대한 보완을 요

구하였다. 이에 대하여 한수원은 원격 수동개방을 우선으로 하고, 화재 등으로 원격개방

실패 시 현장 수동개방을 실시하는 전략을 제시하였다. 원격개방을 위해서, 제2제어실에

내진 축전지를 설치하여 MSSV를 원격수동 개방할 수 있는 개선사항이 제시되었고, 개선

사항이 이행되기 전까지는 MSSV에 공급되는 제어용공기를 차단하는 솔레노이드밸브의

전원공급용 휴대용 축전지를 제2제어실에 비치하여, 개방이 필요하다고 판단될 때 제2제

어실에 위치한 판넬(66611-PL50번) 내 MSSV 별 솔레노이드밸브 터미널블록 양단에 휴대

용 축전지의 48 V전원을 공급하여 MSSV를 개방할 수 있도록 하였다. 현장 수동개방을

- 46 -

위해서, MSSV 인근의 케이블 연결함(junction box)내부의 MSSV 솔레노이드 밸브 전원케

이블을 절단한 후 휴대용축전지로 솔레노이드 밸브를 개방하는 방법과 설치된 질소병을

이용하여 우선 4대를 개방하고 이후 4대를 순차적으로 개방하는 전략을 마련하였다. 한수

원은 MSSV를 원격으로 개방할 수 있는 장기 개선사항을 마련하였고, 단기조치로는 휴대

용 축전지를 이용하여 개방할 수 있는 전략과 화재로 인하여 원격개방 불가 시 현장에서

수동 개방할 수 있는 보완대책을 마련(설비, 관련 절차 및 훈련실시)하였으므로 이를 종

합하면 한수원의 개선사항은 타당한 것으로 판단한다.

이러한 결과를 종합하면 가이드라인에 제시된 극한 재해조건에서의 발전소 안전성

확보를 위한 대처능력은 확보된 것으로 판단한다.

나. 필수 대처기능 유지 전략 검토

질의․답변을 통해, ‘3.3.1.1 발전소 초기 상태 및 사고경위 분석 조건’에 기술된 잠

재적 위험요소들을 고려한 설계기준 초과 조건에서의 필수 대처기능 유지․복구 전략이

적절하게 수립되었음을 확인하였다. 필수 대처기능별 상세 검토 결과는 다음과 같다.

첫째, 발전소 상태 확인과 관련된 대응 능력 한계는 실시간으로 변수를 확인할 수

없다는 것과 화재로 인해 관련 케이블이 손상되어 측정할 수 없다는 것이 도출되었다. 이

에 대한 대응 방안으로 사고유형 진단을 위한 필수변수 감시용 내진 레코더를 설치하기

로 하였다. 또한 화재에 대한 저항성을 강화하기 위하여 내진 화재감지기를 설치하고 자

동진압설비를 설치하며, 자동진압설비가 설치되지 않은 지역에서의 효율적 화재 진압을

위해 소방대건물에 화재 경보를 신설, 본부소방대가 신속하게 투입될 수 있도록 보완하기

로 하였다. 화재를 감지하고 진압하는 동안의 케이블 손상을 방지하기 위하여 케이블을

재설계․재배치하거나 1시간 성능의 방화재로 래핑하기로 하였다. 이를 종합하여 발전소

상태 확인과 관련된 대응 능력 한계는 해결될 것으로 판단한다.

둘째, 원자로 정지 및 미임계 유지는 제1정지계통 정지봉의 자유낙하와 제2정지계통

격리밸브의 고장 열림으로 독물질이 감속재로 자동 주입되기 때문에 가능한 것으로 검토

되었다. 원자로 정지 및 미임계 유지의 확인은 앞에 제시한 개선대책으로 가능할 것으로

판단한다.

셋째, 초기 노심 냉각과 관련된 대응 능력 한계는 MSSV 원격개방을 통해 해결될

것으로 판단한다. 급수원인 살수탱크의 재고량(총 2,059톤 중 500톤을 증기발생기 급수용

으로 사용할 경우)을 고려한다 하더라도 외부 인력의 지원이 가용할 때까지 증기발생기

로의 급수가 가능할 것으로 판단한다. 대체열제거원 상실이라는 초기가정에 따라 비상급

수펌프는 이용불가능한 것으로 하였기 때문에 소내 초기비상대응 인력은 소방차를 이용

한 외부주입을 통해 증기발생기로의 급수기능을 유지․복구하여야 한다. 증기발생기로의

급수를 위한 배관에는 전력으로 구동되는 차단밸브는 없고, 수동으로 제어할 수 있는 공

- 47 -

기구동밸브가 설치되어 있어 이동형발전기가 설치되지 않아도 소방차만으로 급수가 가능

함을 확인하였다. 본부소방대에서 월성 1호기 사이의 도로에는 사면 또는 언덕 등이 존재

하지 않아 토사로 인한 소방차 이동을 방해할 가능성은 적은 것으로 판단하였다. 따라서

살수탱크 재고량 중 500톤의 보충수를 증기발생기로 급수되기 이전에 소방차를 이용한

외부주입으로 노심냉각기능은 계속 유지될 수 있을 것으로 판단한다. 그리고 다중사고를

고려하여 소방차와 동일한 기능을 수행하는 3대의 이동형 펌프차가 배치될 예정이다. 이

를 종합하여 볼 때 노심 냉각과 관련된 대응 능력 한계는 해결될 것으로 판단한다.

넷째, 원자로 냉각재 재고량 유지와 관련된 대응 능력 한계는 고압안전주입 등 비상

노심 냉각설비들이 전력상실로 인해 이용할 수 없기 때문에 발생하는 것으로 도출되었다.

냉각재 재고량이 상실될 수 있는 조건으로는 증기발생기 세관 손상, 소구경배관 손상, 1

차 열수송펌프 축 밀봉누설, 1차 열수송계통 격리밸브의 누설 등을 고려할 수 있다. 이에

대한 보완대책으로 내진축전지를 설치하여 발전소 전력상실시에도 고압안전주입 격리밸

브 중 4개의 밸브를 개방할 수 있도록 하였다. 내진 축전지를 이용하는 전략이므로, 외부

지원 없이 소내 인력만으로도 조치가 가능하므로 대응 능력 한계는 해결될 것으로 판단

한다.

다. 결론 및 안전 개선사항

전력계통 상실 등 안전기능상실로 인한 극한 상황에서의 대응 능력을 평가한 결과,

극한상황에서의 MSSV 개방을 위한 단기조치 이행으로 살수탱크로부터 증기발생기로의

중력급수를 통해 핵연료에서 발생하는 붕괴열을 제거할 수 있는 안전기능은 확보한 것으

로 판단한다. 다만, 냉각재 상실 등의 잠재적 위험에 대한 대비를 위해 내진축전지 설치

및 고압ECC 밸브․계측기 등 필수대처설비 전력공급 가능방안 마련이 필요하다.

[민간검증단]

민간검증단은 극한 자연 재해시 원자로 냉각을 위한 1,2차 계통 감압능력 및 증기발

생기 급수전략을 검증하였다.

이에 대한 사업자의 의견은 다음과 같다.

• 정상운전중 월성1호기는 원자로가 정지되었을 때 1차측은 원자로 냉각재계통

과 정지냉각계통을 통해, 2차측은 주증기공급 계통과 급수계통을 통해 감압

및 냉각이 가능함. 그러나 극한의 자연재해를 동반한 복합사고 시에는 1차 측

과 2차 측의 정상적인 감압 및 냉각은 어려우며 이때 발전소의 가장 효과적인

감압 및 냉각 방법은 주증기 안전밸브를 이용한 증기발생기 급속냉각(자연대

류)임. 즉 주증기안전밸브를 개방하면 2차측 압력이 1차측 보다 낮게 유지되

어 원자로건물내의 살수탱크의 냉각수가 중력에 의해 증기발생기로 주입됨.

이 방법에 의해 2차측은 물론 1차측의 감압과 냉각도 동시에 이루어지게 되는

- 48 -

데 이럴 경우 1차측의 압력과 온도는 약 2.0bar(g), 120℃ 정도를 유지 할 수

있고 2차측은 대기압을 유지하여 원자로의 냉각에는 문제가 없음. 이와같은

방법을 통한 자연대류 냉각은 사고발생 후 9시간까지 사용 가능함.

• 살수탱크의 냉각수가 고갈되면 이동형 펌프를 이용하여 비상급수저장조의 냉

각수를 증기발생기로 급수하여 자연대류 냉각을 지속할 수 있고 최소 4.4일까

지 사용 할 수 있음. 또한 비상급수 저장조가 고갈될 경우에도 정수장에서 냉

각수를 보충할 수 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 주증기안전밸브 가용성 확보를 위해 수동개방 설비(질소탱크)를 보강중임을

설명하였는데 이 설계변경의 타당성과 안전성 증진효과, 부작용을 정성적 및

정량적으로 평가한 결과를 제시토록 요구한바 그 결과는 극한 자연재해 시 주

증기안전밸브가 개방되어야 증기발생기가 감압되고 살수탱크 보충수가 중력에

의해 증기발생기로 공급되어 노심의 잔열을 제거할 수 있음. 주증기안전밸브

가 자동으로 개방되기 위해서는 신호용/제어용 전원 등급2/1전원이 필요하며

지진으로 인해 무정전전원이 상실된 경우, 등급1/2 전원과 제어용공기도 상실

됨. 따라서 이때에 주증기안전밸브를 수동으로 개방하기 위해 질소탱크를 솔

레노이드 후단에 연결하여 질소압력으로 동 밸브를 개방할 수 있도록 설계 변

경함. 모의결과 주증기안전밸브가 개방되지 않은 경우 원자로출구헤더와 증기

발생기 압력 거동 설명은 타당하며, 본 설계 변경시 충분한 목적 달성을 기할

수 있어 타당성과 안전성 입증이 확인되고 부작용은 없음을 확인함. 그러나

설계기준 초과하는 지진사고 시 수동조작을 위해서는 운전원이 주증기안전밸

브실까지 실제 접근이 필요한데 접근이 용이치 않은데 대해 개선방안을 제시

해야 할 것임.

• 극한 자연 재해시 1차측은 전원 공급이 모두 상실되므로 원자로 냉각재계통과

정지냉각계통은 작동하지 않을 것으로 판단함. 그렇다면 2차측 증기발생기 자

연대류를 통한 냉각이 수행되어야 하나 증기발생기 고갈 시점까지 1시간 23분

으로 평가결과 감압을 위한 MSSV 개방은 그 전에 이루어져야 할 것으로 판

단됨. 사업자는 MSSV 개방을 위한 적절한 조치(현장 및 원격 개방)를 취했으

나 이는 너무 MSSV에만 의존하는 대응전략임.

• 2차측 감압을 위한 복수기 계통을 적절히 설계 변경(전원 없이 감압능력 변경)

하여 다수의 대응전략이 수립되어져야 할 것으로 판단됨.

3.3.1.3 교류 및 직류전원 확보 전략 평가

[KINS검증단]

- 49 -

가. 축전지를 이용한 대응능력

현재 월성 1호기 축전지 전원공급 시간은 1시간 용량이나, 한수원은 비필수 축전지

부하를 차단하는 전략을 통해 교류전력상실 시 가용한 축전지 용량을 8시간까지 사용 가

능한 것으로 평가하였다. 그리고 2시간 이내에 이동형 발전기를 이용하여 축전지를 충전

시킬 수 있기 때문에 대응 능력 한계는 발생하지 않는다고 평가하였다.

이와 관련한 질의․답변 및 국내원전 안전점검결과 개선사항에 대한 심사결과, 비필

수 축전지 부하 차단 전략을 통해 가용한 축전지 용량은 최소 2시간 25분으로 재평가되

었다. 따라서 한수원에서 제시한 바대로 2시간 이내에 이동형 발전기를 이용하여 축전지

를 충전시킬 수 있다면 축전지를 연속해서 사용 가능할 것이나, 극한 자연재해 조건에서

이동형 발전기가 2시간 이내 가용할 수 있는지 여부가 이동경로 손상상태, 가용인력 상

황, 운전원 수행능력 등의 요소들을 고려하여 입증되지 않았고, “소요시간 평가 결과의

불확실성이 클 경우에는 고정형 설비를 이용하여 미국원자력규제위원회에서 제시한 8시

간 동안 대처 가능하다는 것을 입증하고, ……”라고 기술되어 있는 스트레스 테스트 수행

지침에 따라 고정형 설비인 축전지의 공급시간을 확대시킬 수 있는 방안이 마련되어야

할 것으로 판단되었다. 이에 따라 KINS 검증단은 SBO 상황에서 이동형 발전기로 필수대

처설비에 전원을 공급해야 하나 극한 자연재해의 조건에서 이동형 발전기 가용시점이 불

확실할 수 있으므로 고정형 전원설비인 축전지로 최대한 대처 가능해야 한다고 판단하여,

축전지 전원공급 시간 증대(최소 8시간) 방안을 요구하였다.

나. 내진설계 축전지 설치

한수원은 극한 자연재해에 의해 SBO 발생 시 필수 계측 및 제어설비에 전원을 공

급하는 수단으로 이동형 발전기를 2시간 이내에 설치․운영하는 것을 제시하였다. 이동형

발전기가 설치되기 이전에는 휴대용계측기를 이용하여 필수변수를 계측함으로써 비상대

응이 가능하다고 제시하였다.

이와 관련한 질의․답변을 통해 일정시간(최소 8시간) 동안 외부 지원이 불가능하여

이동형 발전기를 2시간 이내에 설치․운영하는 것은 어렵고, 휴대용계측기를 이용한 필수

변수 계측으로는 사고진단 및 판단에 적절하지 않으므로 별도의 내진설계된 축전지 설치

를 요구하였다.

이에 대하여 한수원은 4.5시간 용량의 내진축전지를 설치하고, 호기별로 확보할 예

정인 소형 이동형 발전기를 이용하여 사고 후 4시간 이내 대응하며, 8시간 이후부터 대형

이동형 발전기를 준비한다는 전략을 제시하였다. 이와 같은 전략은 비상전원을 연속적으

로 이용 가능하도록 하는 조치라고 판단되지만, 4시간 이내 소형 이동형 발전기가 대응할

수 있는 것인지를 분석 또는 입증하지 않았고, 극한 자연재해의 상황, 이동경로 손상상태,

- 50 -

가용인력 및 수행능력 여부 등의 변수에 따라 소형 이동형 발전기의 가용시점이 불확실

할 수 있으므로 내진축전지 용량은 충분히 확보될 필요가 있다. 따라서 소형 이동형 발전

기 가용시점의 불확실성을 고려하여 설치예정인 내진축전지 용량을 증대(최소 8시간)하여

야 한다. 내진축전지에 대한 용량, 공급부하, 그리고 자연재해로부터 영향을 받지 않는 위

치에 설치되는지 등에 대해서는 이행단계에서 검토할 예정이다.

다. 다수 호기 전원상실을 고려한 비상전원 확보

극한 자연재해에 의한 영향은 월성 1호기에만 국한되지 않고 부지 전체에 동시영향

을 미치므로 다수 호기 동시 사고에 대처할 수 있는 능력의 확보가 요구된다. 다수 호기

SBO 발생 시 현재 부지당 한 대의 이동형 발전기만으로 다수 호기 동시 사고에 대처하

기에는 한계가 있다.

이에 대해 한수원은 다수 호기 동시 사고에 대비하여, 월성 부지에 소형 이동형 발

전기를 추가 확보(n+1)하는 개선대책을 제시하였다. 검토 결과, 월성 부지에 운영되는 발

전소 호기 숫자보다 1대를 더 운영하는 전략은 타당한 것으로 판단한다. 다만, 소형 이동

형 발전기 추가 확보를 위해서 다수 호기 SBO에 대처하기 위한 사고대응 전략이 우선

설정되어야 하며, 그 전략에 부합될 수 있는 비상전원(고정형 또는 이동형)의 전압(480 V

또는 4.16 kV) 및 용량(필수대처설비를 고려한 용량)이 결정되어야 한다. 이와 같은 사항

은 소형 이동형 발전기의 대응전략과 용량이 확정되는 이행 단계에서 검토할 예정이다.

라. 결론 및 안전 개선사항

교류 및 직류전원 확보 전략을 검토한 결과, 모든 전원상실을 가정한 평가이므로 전

원공급 측면의 대응 능력한계는 바로 나타나게 된다(물론 모든 전원이 상실된다 하더라

도 자연대류에 의해 발전소를 안전하게 유지시킬 수 있는 것으로 검토되었다). 이에 대한

개선방안으로 4.5시간 용량의 내진축전지를 설치하고, 호기별로 확보 예정인 소형 이동형

발전기를 이용하여 사고 후 4시간 이내에 대응하며, 8시간 이내에 대형 이동형 발전기를

준비한다는 전략을 마련하였다. 이와 같은 전략은 비상전원을 연속적으로 이용 가능하도

록 하는 조치라고 판단되지만, 4시간 이내에 소형 이동형를 이용하여 발전기가 대응할 수

있는 것인지를 분석 또는 입증하지 않았고, 극한 자연재해의 상황, 이동경로 손상상태, 가

용인력 및 수행능력 여부 등의 원인으로 소형 이동형 발전기의 가용시점이 불확실할 수

있으므로 내진축전지 용량은 충분히 확보될 필요가 있다.

그리고, 다수 호기 동시 사고에 대비하여, 소형 이동형 발전기 추가 확보와 필수 대

처기능 유지 및 복구 전략평가에 기술된 이동형 펌프 추가 확보 등 각 호기에서 안전기

능이 확보될 수 있도록 개선방안을 마련할 필요가 있다.

[민간검증단]

- 51 -

민간검증단은 비상발전차량의 전원공급능력과 여유도, 비상시 인력 운용 등 적절한

대응능력을 검증하였다.

이에 대한 사업자의 의견은 다음과 같다.

• 현재 월성원전 부지에는 극한사고를 대비하여 공용으로 대형 이동형발전차

(3,200kW급)가 내진 설계된 장소에 보관 중이며 다수호기 사고시 인근 타원전

에서 이동형발전차를 지원받을 수 있음. 또한 지진 등 극한재해 시 비산물이

나 도로파손 등으로 접근성이 제한될 경우 이동형발전차량의 이동을 위해 부

지 내 중장비를 비치하여 운영함으로써 접근성을 확보할 수 있음.

• 추가적으로 다수호기 동시사고를 고려하여 소형 이동형발전차(1,000kW급)를

각 호기별로 구비하기 위해 적정 용량검토 등 설비보강을 계획하고 있음. 설

비가 보강되면 동일부지 내에서 호기별로 이동형발전차를 보유하게 되어 다수

호기 동시사고를 대비할 수 있으며 기존의 대형 이동형발전차는 예비용으로

비치하여 다중개념으로 운영할 예정임.

• 이와 병행하여 사고 후 4시간 이상 사용할 수 있는 축전지를 신설하여 이동형

발전차의 가용 준비시간을 충분히 확보할 예정임.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 이동형발전차량의 경우 별도의 내진설계된 장소에 대기중이나 비상시 이동 경

로상의 도로파손 등에 의해 정해진 시간내 접근이 불가능할 것으로 판단되며,

또한 차량 특성상 야간 또는 휴일에 사고 발생시 대응을 위한 전문인력 구성

(소집) 및 활용 계획에 대한 제시가 필요함.

• 사업자의 추가 보완대책으로 이동형발전차 확대 방안(n+1)이 최종 2019년 완

료는 현실성이 떨어짐.

• 이동형발전차의 장기시험(47시간)계획에 대해 검토한 결과, 현재 원전의 비상

디젤발전기(Q등급) 엔진에 적용하는 기술기준인 IEEE-387에 따라 5시간 연속

운전 시험을 수행하여 확인하였으며, 제작사의 동일모델의 72시간 연속운전시

험 수행과 제작사의 200시간 연속운전 보증으로 장기시험 계획은 없다고 하나

제작사의 공장시험과 현장의 실제시험조건은 다를 수 있으므로 현장에 맞는

정기시험계획을 수립하여 시행함이 권고됨.

• 이동형발전차량 투입 시 실제적인 불시훈련으로 적절히 대응여부를 확인한 결

과, 실제 실증시험을 80분만에 완료하여 2시간이내 전원공급이 가능한 것이

확인됨. 단, 발전소의 실제모선 정전과 이동발전차로 부터 직접전원 공급하여

부하운전 등은 사전조건 형성, 운전성 위험 등 검토와 여건 미비로 미실시 했

으므로 실부하운전 시험절차서를 개발하여 적정 주기로 정기시험 할 것을 권

고함. 또한 관련계통의 보호계전기의 보호협조(Relay Coordination)가 확인되

- 52 -

지 않으므로 추가 시행할 것이 요구됨.

• 비상발전차량의 현실성과 실효성 평가에서 다수호기 동시사고를 고려한 전력

설비 보강 여부와 소내외 교량, 도로 파손 등으로 비상발전차량을 검증한 결

과, 다수호기 사고시 인근 타원전에서 지원은 교량, 도로 등이 충분히 내진 설

계되어 있지 않은 점을 고려하여 보완책이 필요하며, 추가적인 소형이동발전

차량을 호기별로 두는 방안과 현재 용량의 이동형 발전기를 적정댓수로 확보

하는 방안을 면밀히 검토하여 추진함이 필요하며, 추가 이동형발전차와 추가

축전지 설비 설치계획을 제시함이 필요함.

• 다수호기 동시사고에 대해, 1. 이동형발전차 1대로 충분한 근거와, 2. 제2제어

실의 축전지 신설시 용량을 검토한 결과, 아래의 개선사항이 필요함.

- 이동형발전차 용량이 3.2MW, 비상전원 모선에 연결할 경우 1,2호기의 필수

안전기기에 전원 공급이 가능하나, 다수호기 상황에서는 타원전 이동형발전

차의 지원이 필요함. 증기발생기의 자연대류 운전으로 14일간의 여유와, 발

전소 중대상황에서도 7시간의 시간 여유가 있다고 설명하나, 호기별 추가

전원 설치가 검토되어야 함.

- 제2제어실 축전지 신설 용량은 최소한 2시간이상 운전 가능토록 검토 중에

있지만, 조기에 용량 확정과 설치로 현재의 축전지(1시간 설계용량)가 완전

방전되는 완전정전 시에도 충분한 원자로 안전성이 확보되도록 해야 함.

- 이동발전차의 투입조건에 2시간 산정 근거를 확인한 결과 현 축전지의 설계

시간이 1시간이지만 필수기기만을 사용하는 방식으로 2시간 사용이 가능한

것으로 분석 되었으나, 제2제어실 축전지 용량 증설은 시급함.

• 사업자는 등급 4+3 전원상실시 축전지가 8시간 이상 가용하다고 한 당초 평가

와는 달리 현재 위의 사업자 전략을 보면 4시간 이상으로 기술되어 있어 축전

지 가용 시간의 적절한 평가가 수행되었는지 의문(재평가 후 적절한 축전지

용량 확보 필요).

• 전력계통 안전기능 상실에 대한 대응 능력 평가에서 펌프, 밸브 등 대형설비

작동을 위한 교류전원 확보 (설비중심)와 필수계측기기의 생존성과 연계된 직

류전원 확보 (설비중심)에 대해 검증한 결과, 펌프, 밸브 등 대형설비 작동을

위한 교류전원 확보는 설비 추가 시 적절하다고 판단되나, 필수계측기기의 생

존성과 연계된 직류전원 확보를 위해 제2제어실에 추가 축전지 설치가 시급히

시행되어야 할 것임.

3.3.2 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

- 53 -

주증기안전밸브(MSSV)들의 개방을 위한 개선대책의 이행으로, 재현주기 10,000년

빈도 수준의 지진 등 설계기준을 초과하는 자연재해가 발생하더라도 노심을 냉각시킬 수

있는 안전기능의 상실을 방지할 수 있는 것으로 확인되었다. 따라서 평가 지침서의 ‘평가

기준’에 제시된 대응 능력은 확보된 것으로 판단한다.

또한, 질의․답변을 통해 원자로냉각재 재고량 유지 및 발전소 상태 확인 등 필수

대처기능 유지의 한계사항과 이를 대처할 수 있는 방안이 적절하게 제시되었음을 확인하

였다. 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응 능력 검증 결과로 도출된 개선대책은 다음

과 같다.

① 내진축전지 설치 및 고압안전주입계통 밸브․계측기 등 필수대처설비 전력공

급 가능방안 마련

② 다수 호기 동시 사고 대응을 위해 각 호기에서 안전기능이 확보될 수 있도록

이동형설비 확보․운영 등 중장기 개선방안 마련

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 지진, 지진해일, 지진화재 등 극한 자연재해에 의한 영향(도로파손, 인명피해, 접

근 제한 등)을 고려하여 MSSV 개방조치 및 이동형발전차 투입 실효성에 대한 재

평가 필요

② 냉각수 주입을 위한 2차측 MSSV 개방 조치와 아울러 추가적인 복수기 계통(설

계변경을 통한 전원없이 감압능력 부여)으로의 감압 방법이 제시되어져야 함.

③ 다수호기 동시사고를 고려한 호기별 전원공급 대책(사고시 접근성 검토 포함) 및

내진 설계된 축전지 설치 필요

3.4 중대사고 관리 능력

3.4.1 분야별 주요 검증내용

3.4.1.1 발전소 초기상태 및 사고시나리오 분석

[KINS검증단]

스트레스테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (4-1), (4-2), (4-3) 및 (4-5)에 따르면, 방

벽이 손상되는 중대사고 진행 단계별로 사고시나리오를 분석하도록 되어있다. 중대사고

- 54 -

관리능력은 분석된 사고시나리오를 기반으로 평가한다.

• 연료손상 발생전, 압력관 손상 후, 칼란드리아 탱크 손상 이후의 중대사고 관

리능력 평가

• 격납건물 격리, 우회방지, 수소폭발 방지, 격납건물 과압방지, 격납건물 바닥

용융관통 방지측면의 중대사고 관리능력 평가

• 사용후연료저장조 내 연료 손상 전․후의 중대사고 관리능력 평가

• 극한 자연재해 조건에서의 중대사고 관리능력 평가

가. 사고경위 분석

한수원은 중대사고 관리능력 평가를 위해, 우선 극한 자연재해가 발생하지 않은 조

건에서의 중대사고 진행 단계별 사고시나리오를 분석하고 중대사고 관리능력을 평가하였

다. 그리고, 설계기준을 초과하는 지진(0.3g)과 72시간동안 전원이 상실되는 조건을 가정

하여 극한 자연재해를 고려한 중대사고 관리능력을 평가하였다. 결과적으로, 원자로비상

냉각수 외부주입설비, 이동형발전기, 원자로건물 여과배기계통, 사용후연료저장조 외부주

입설비와 같은 핵심설비를 이용하여 대처 가능한 것으로 평가하였다. 한수원에서 제시한

주요 사고시나리오 평가결과는 다음과 같다.

• 모든 전원 및 열제거원 상실을 가정하여 아무런 조치가 수행되지 않았을 경우

의 중대사고 진행과정 : 노심노출 → 압력관손상 → 중대사고 진입 → 원자로

냉각재 고갈 → 노심붕괴 → 감속재 고갈 → 원자로건물 손상 → 칼란드리아

탱크 손상 → 원자로격실 냉각재 고갈

• 중대사고 관리지침서에 따라 원자로 냉각재가 고갈되는 시점에서부터 감속재

가 고갈되는 시점 사이에 CFVS, 외부주입을 이용하여 냉각수 주입 등의 대응

조치를 수행하였을 경우의 노심붕괴 및 원자로건물 손상을 방지할 수 있음 :

노심 노출 → 압력관 손상 → 중대사고 진입 → 원자로 냉각재 고갈 → 격납

건물 여과배기계통 작동 시작 → 원자로 비상 냉각수 외부주입 시작 → 격납

건물 여과배기계통 작동 정지

• 사용후핵연료 저장조의 경우, 극한 자연재해로 인한 사고 초기부터 대응조치

가 수행되지 않았을 경우, 방사선 차폐기능의 상실은 54.1시간(2.3일)에서 103

시간(4.3일)이 경과한 시점에 발생

• 비정상운전절차서(발0-5-301, AOP 34410, 사용후핵연료 저장조 비상충수 절차)

에 따라 극한 자연재해 발생 후 2일 이내에 비상충수가 실시되면 사용후핵연

료의 노출을 방지할 수 있음

사고시나리오 평가를 위해서는 월성 1호기 스트레스테스트에 적용되어야 하는 재해

와 재해에 의한 발전소 상태를 적절하게 정의되고 반영되어야만 한다. 분야 1과 분야 2

에 기술된 바와 같이, 월성 1호기 스트레스테스트의 안전기능 상실 및 중대사고 평가를

- 55 -

위한 사고시나리오에는 지진과 지진에 의한 침수 및 화재, 지진 및 태풍 해일, 강풍, 강우

와 같은 재해가 고려되어야 한다. 한수원에서 제출한 자체평가결과보고서를 검토한 결과,

한수원에서는 지진과 침수 조건만 고려하고 지진에 의한 화재는 고려하지 않았음이 확인

되어 화재조건을 추가토록 하였다. 이에 따라 아래와 같이 네가지 조건을 추가하도록 요

구하였다.

① 자연재해로 인한 소내외 인프라 손상으로 일정시간 동안 외부지원 불가능

② 재해조건에서 제외된 화재로 인한 발전소 상태를 평가하여 거주성을 포함한

접근성 및 기기생존성

③ 다수호기에서 동시에 사고가 발생할 수 있다는 조건

④ 정전사고 뿐만 아니라 원자로냉각재 재고량 상실 조건

한수원에서는 KINS 검증단에서 제시한 보완 필요사항들을 반영하여 중대사고 단계

별로 시나리오를 재평가하였다. 재평가된 시나리오 중 소형냉각재 상실 조건이 추가된 사

고 시나리오는 다음과 같다. 상기의 전력상실 조건에 소형냉각재 상실 조건이 추가되어도

핵심설비(외부주입, CFVS)를 이용하여 사고를 완화시킬 수 있는 것으로 평가되었다.

• 대응조치가 수행되지 않을 경우 : 노심 노출 → 압력관 손상 → 중대사고 진

입 → 원자로 냉각재 고갈 → 노심 붕괴) → 감속재 고갈 → 원자로건물 손상

→ 칼란드리아 탱크 손상 → 원자로격실 냉각재 고갈

• 중대사고 관리지침서에 따라, 원자로 냉각재가 고갈되는 시점에서부터 감속재

가 고갈되는 시점 사이에 CFVS, 외부주입을 이용하여 냉각수 주입 등의 대

응조치를 수행하였을 경우 : 노심 노출 → 압력관 손상 → 중대사고 진입 →

원자로 냉각재 고갈 → 격납건물 여과배기계통 작동 시작 → 원자로 비상 냉

각수 외부주입 시작 → 격납건물 여과배기계통 작동 정지

한수원에서 재평가한 사고 시나리오는 최초 시나리오에 소형 냉각재상실 조건을 추

가한 것이다. 확률론적 안전성평가에서 고려된 사고 시나리오들이 모두 고려되지 않은 한

계는 있지만 전반적인 경향을 확인하는 시나리오로서는 타당한 것으로 판단한다. 또한,

3.4.1.2절에 기술한 바와 같이 칼란드리아 탱크 외벽냉각 가능성 확인을 위해 별도의 사고

시나리오(냉각재상실사고 등)를 추가하는 등 한수원에서는 다양한 사고 시나리오를 고려

하였기 때문에 사고 시나리오 평가는 적절한 것으로 판단한다. 다만, 극한 상황에서의 중

대사고 대응 전략을 종합적이고 체계적으로 마련하기 위해서는 확률론적 안전성평가 평

가 방법론을 활용하여 대처능력의 적절성을 평가하는 등의 별도의 대책이 마련될 필요가

있는 것으로 판단한다.

나. 중대사고 관리방안 이행설비 및 저해요소 평가

한수원은 원자로냉각재계통 냉각수 주입, 칼란드리아 냉각수 주입, 원자로격실 냉각

수 주입, 핵분열생성물 방출제어, 원자로건물 상태제어, 원자로건물내 수소제어 전략별로

- 56 -

전략수행에 필요한 설비 및 감시설비와 보조설비를 정의하였다. 펌프․밸브 등 능동설비

의 구동전원과 제어전원은 이동형발전기에 의해 공급 가능한 것으로 평가하였다.

• 원자로냉각재계통 냉각수 주입 : 원자로 출구 및 입구모관의 수위감시가 필요

하며, 비상급수펌프, 비상노심냉각펌프 및 원자로 비상냉각수 외부주입설비를

이용. 극한재해에 모두 사용 가능함

• 칼란드리아 냉각수 주입 : 감속재 수위 감시가 필요하며, 비상급수펌프, 비상

노심냉각펌프 원자로 비상냉각수 외부주입설비를 이용. 극한재해에 모두 사용

가능함

• 원자로격실 냉각수 주입 : 원자로격실 수위 감시가 필요하며, 종단파폐냉각계

통펌프 및 순수공급펌프를 이용하거나, 원자로 비상냉각수 외부주입설비, 종단

차폐냉각계통의 배관에 임시호스로 소방펌프차를 이용하여 파손된 칼란드리아

탱크를 통해 원자로격실로 냉각수 주입이 가능함

• 핵분열생성물 방출제어 : 격납건물, 보조건물 및 증기발생기 지역의 공기방사

능감시기, 기체유출방사선감시기 및 이차계통방사선감시기가 필요하며, 격납건

물여과배기계통, 지역공기냉각기 및 비상노심냉각펌프를 이용한 살수를 이용

하여 제거 가능

• 원자로건물 상태제어 : 격납건물여과배기계통의 압력계를 이용하여 격납건물

내 압력감시가 필요하며, 지역공기냉각기, 살수계통 및 격납건물여과배기계통

을 이용하여 압력 감소 가능

• 격납건물 수소제어 : 수동 시료채취를 통해 수소농도를 감시할 수 있으며, 피

동촉매형수소재결합기를 이용하여 수소제어 가능. 수소농도감시기를 신설할

예정

또한, 한수원은 분야1에 기술된 바와 같이 외부에서의 접근은 가능한 것으로 평가하

여 방사선비상계획에 따른 방사선비상조직은 2시간 이내에 운영가능하므로 극한 사고대

응에 필요한 인력․장비는 충분하게 지원 가능한 것으로 평가하였다. 방사선준위가 높은

구역에서의 긴급조치는 정해진 절차(방0-6-753, 비정상상태 및 긴급시 방사선안전관리 절

차서, 방재-1-001, 월성원자력본부 방사선비상계획수행 절차서)에 따라 비상대응능력의 안

전을 보장할 수 있고, 조명계통의 이상이 발생하였을 경우에는 손전등 및 휴대용 조명기

구를 통해 대응조치를 수행할 수 있는 것으로 평가하였다. 이를 통하여, 극한 자연재해로

인한 중대사고 환경에서 핵심 사고관리 조치인 2시간 이내 이동형발전기를 이용한 소내

전원공급, 4시간 이내 원자로 비상냉각수 외부주입에 의한 원자로냉각기능 회복할 수 있

고, 격납건물여과배기계통을 이용한 원자로건물 감압조치는 개방 설정압력(124 kPa(g)) 도

달 후 10분 이내에 수행할 수 있는 것으로 평가하였다.

질의․답변을 통해 한수원에서 제시한 중대사고 대응설비 들 중 비상급수계통, 비상

노심냉각계통, 피동촉매형수소재결합기, 격납건물여과배기계통, 살수계통을 제외하고 나머

- 57 -

지 설비들은 0.3g 지진으로 인해 이용할 수 없는 것으로 확인되었다. 또한 이들 중에서

비상급수계통과 비상노심냉각계통은 이동형발전기에 의해 전원이 공급되지 않으면 이용

할 수 없는데, 일정시간동안 외부지원은 불가능하기 때문에 비상급수계통과 비상노심냉각

계통은 이용불가능한 것으로 판단한다. 그리고, 원자로 비상냉각수 외부주입 전략이 수행

되기 위해서는 이동형발전기가 투입되어 격리밸브들이 개방되어야만 하기 때문에 이 또

한 일정 시간동안은 불가능한 것으로 판단한다. 이에 따라 한수원은 내진 축전지를 신설

하여 비상냉각수 주입유로에 설치되어 있는 격리밸브들을 개방할 수 있는 개선방안을 마

련하였다. 보다 상세한 사고경위 및 중대사고 관리방안 이행설비 및 저해요소 평가는 아

래 절에 기술하였다.

추가로, 질의․답변을 통해 사용후연료저장조에 내진설계된 계측기(온도, 수위, 방사

능 감시기)를 설치하고, 제2제어실에서 중대사고 대응을 위해 해당 변수를 확인할 수 있

도록 조치할 계획임을 확인하였고, 1차 열수송계통 압력계 보완 등의 계획을 확인하였다.

이로써 극한 재해로 인한 중대사고 진입시의 효과적인 관리가 가능할 것으로 판단한다.

이에 대한 상세 검증결과는 공통분야에 기술하였다.

다. 결론 및 안전 개선사항

칼란드리아 탱크 외벽냉각 가능성 확인을 위한 냉각재상실사고 시나리오를 추가 하

는 등 다양한 사고 시나리오를 고려하였기 때문에 사고 시나리오 평가는 적절한 것으로

판단한다. 다만, 극한 상황에서의 중대사고 대응 전략을 종합적이고 체계적으로 마련하기

위해서는 확률론적 안전성평가 결과를 활용하여 대처능력의 적절성을 평가하는 등의 별

도의 대책이 마련될 필요가 있는 것으로 판단한다. 이에 따라 아래의 안전 개선사항이 도

출되었다.

• 확률론적 안전성평가 평가방법론을 활용하여 중대사고 대처능력의 적절성 평가

- 극한 상황에서의 중대사고 대응 전략을 종합적이고 체계적으로 마련하기 위

해 확률론적 안전성평가 결과를 활용하여 대처능력의 적절성을 평가

- 환경오염 및 주민․작업자 피폭 방지와 격납건물 극한 파손내력을 종합적으

로 고려하여 격납건물 과압 방지와 관련한 중대사고 관리전략 보완(3.4.1.5,

격납건물 과압보호 능력 검토시 확인된 사항)

[민간검증단]

가. 사고시나리오

민간검증단은 극한 자연재해시 설계기준초과 사고 이후의 노심손상을 동반한 중대

사고 시나리오의 적절성 평가와 아울러 사업자 중대사고 대응능력평가를 수행하였다.

이에 대한 사업자의 의견은 다음과 같다.

- 58 -

• 스트레스테스트 중대사고 대응능력 평가에서는 원안위의 스트레스테스트 수행

지침에 따라 노심냉각기능 확보방안, 격납건물 건전성 확보방안 등 중대사고

심화 진행과정에 따라 완화방안을 평가하였음. 특히 일본의 후쿠시마 원전사

고와 같이 극한 자연재해 조건(비상전원공급계통 상실을 포함한 소내정전,

0.3g 지진, 가능최고해수위 9.0m인 해일이 동시에 발생)에서 결정론적으로 중

대사고가 발생하는 경우에 운전원 조치가 없는 상황에서 사고전개과정을 평가

하였음. 이러한 극한상황에서 핵심 중대사고 대처설비를 운용할 경우 중대사

고 완화가 가능함을 확인하였음.

• 중대사고는 항목별 요건 불명확화, 다양한 사고경위의 조합 등 많은 불확실성

이 존재하여 전세계적으로 중대사고의 불확실성을 해소하기 위한 다양한 장기

연구가 진행중임. 따라서 증기폭발 등 현상 위주의 관리보다는 중대사고 관리

는 연료손상 이후 용융물 냉각 기능 및 원자로건물의 건전성을 유지하기 위해

중대사고 현상 발생방지를 목적으로 모든 가용한 설비 및 방안을 활용하는 것

임. 따라서 월성1호기 중대사고 대응능력 평가는 극한상황에서도 가용한 중대

사고 대처설비를 사용하여 대응하고, 장기적으로는 외부지원이나 소내자원 복

구를 통해 해당 기능을 유지할 수 있는지를 평가하였음.

• 중대사고 대처설비로 연료 용융물 냉각기능용의 외부주입유로와 격납건물 건

전성 유지용의 격납건물여과배기설비 및 피동촉매형 수소재결합기가 있으며

보조기능으로 전원공급 및 감시 기능을 위해 이동형발전차가 있음. 중대사고

대처설비는 극한조건에서도 가용하여 중대사고 대응방안이 있는 것으로 평가

됨. 또한 냉각수원이나 디젤연료 공급측면에서도 일정시간 경과 후에는 외부

지원을 통해 장기 대응이 가능함.

• 월성1호기는 독립된 2가지 원자로정지계통(정지봉 및 액체독물질주입계통)이

있어 원자로정지가 보장됨. 제1정지계통의 정지봉은 전원상실시에도 자유낙하

에 의해 동작하여 원자로를 정지할 수 있으며, 만약 정지봉의 낙하가 불능인

상황에서도 제2정지계통의 고농도 독물질이 전원상실시에도 자동으로 주입되

어 원자로정지는 보증됨. 뿐만 아니라 사고 시 냉각수로 주입되는 경수 자체

도 중수로에서는 부반응도 효과를 줄 수 있으므로 재임계 및 핵폭주 가능성은

없음.

• 또한, 증기폭발 가능성에 대한 평가결과 1차측 비상냉각수 외부주입을 통해

노심냉각이 가능하여 칼란드리아 탱크의 건전성이 유지되는 것으로 확인됨.

따라서 칼란드리아 탱크손상에 의한 증기폭발을 방지할 수 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 중수로 원전의 특성상 냉각재가 상실되었을 경우 핵분열반응이 급격히 진행되

는 핵폭주 현상이 발생하는데 이에 대한 중대사고 시나리오를 평가하지 않음.

- 59 -

압력관 파손으로 냉각재와 감속재가 섞이는 현상 외에 냉각재 끝단에서 캡이

손상되면서 냉각재만 빠지는 사고가 발생할 수 있음. 내진설계를 넘어서는 지

진이 발생하면 기계적인 삽입은 불가능한 상태가 될 수 있으며 이때 제어봉과

독물질 주입에 실패할 수 있다. 1∼2초 안에 핵폭주에 의한 원자로 폭발을 막

을 수 없음.

- 사업자의 중대사고 한계상황을 보면 노심노출 시작(3.6시간) 이후 원자로

격실 냉각재 고갈(48.8시간)으로 평가하였고, 사용후핵연료 저장조 차폐기능상

실(54.1시간)까지 평가함. 사고 진행 단계 중 증기폭발, 핵폭주의 가능성에 대

한 시나리오 평가는 수행되지 않음.

• 발전소 정전과 함께 증기발생기 세관 파단이 다수 발생할 경우에 대한 시나리

오 평가 없음. 운전 중에 갑작스러운 사고로 정지를 시키는 과정에서 증기발

생기 세관이 다수 파단이 발생했을 경우 습분 분리기가 작동하지 못하면서(증

기 나가는 것이 자동으로 닫힌다?) 증기발생기는 고수위를 넘어서 오버필

(overfill) 상태가 될 수 있고 이때 고 압력을 해소하기 위해 주증기안전밸브가

열리면 물이 섞여 나가면서 주증기안전밸브가 개방고착이 될 수 있음. 수동으

로 주증기안전밸브를 닫을 수 없으므로 이때 대기 중으로 다량의 방사성물질

이 방출되는 사고가 발생할 수 있으나 이에 대한 시나리오 분석과 대비책이

없음. 이때는 기존 LOCA 시나리오와 달리 사고와 함께 방사성물질 대량 방

출이 거의 동시에 이루어지므로 주민 대피 시간도 확보되지 않은 상황이라 방

재 계획에도 대비책이 필요함.

• 사용후핵연료 방출 통로의 압력경계가 이중화 되어 있지 않아서 사용후핵연료

교체 시에 냉각재 상실사고가 발생하면 CFVS가 작동하기 전에 사용후핵연료

수조로 방사성물질이 다량 방출될 수 있음. 교체한 사용후핵연료를 저장수조

까지 이동하는 통로에 볼 밸브(ball valve)가 두 개 설치되어 있는데 사용후핵

연료를 이동시키는 과정에서 볼밸브를 둘 다 열어야 하는 상황이 발생함. 이

때 중대사고가 발생하면 격납용기 압력이 높아지면서 사용후핵연료 방출 통로

를 통해서 다량의 방사성물질이 사용후핵연료 수조를 통해 대기로 방출됨. 압

력경계의 이중화가 되어 있지 않은 것은 AECL의 지적사항이기도 해서 월성

2∼4호기는 볼 밸브 뒤쪽에 차단게이트를 설치했지만 월성 1호기는 차단게이

트가 없어서 압력경계가 이중화되어 있지 않음. 이로 인해 발생할 수 있는 방

사성물질 대량 방출사고 시나리오 평가가 없으며 이에 대한 대비책도 없음.

• 사업자의 중대사고 한계상황을 보면 노심노출 시작(3.6시간) 이후 원자로격실

냉각재 고갈(48.8시간)으로 평가하였고, 사용후핵연료 저장조 차폐기능상실

(54.1시간)까지 평가함. 사고 진행 단계 중 증기폭발, 핵폭주의 가능성에 대한

시나리오 평가는 수행되지 않음.

- 60 -

• 중대사고 진입 후 이동형발전차 전원연결(7시간 이내), CFVS 작동(7.2시간 이

내), 비상냉각수 외부주입(8.1시간 이내), 사용후핵연료 저장조 비상충수(55.1시

간 이내)로서 모든 설비가 계속 가용한다하더라도 이후의 구체적인 대응전략

이 제시되어져야 할 것임. 예로 비상냉각수 공급을 위한 비상급수저장조의 경

우 용량의 한계시간이 112시간 정도로서 이후의 외부지원에 대한 구체적인 계

획이 제시되어져야 함.

• 사업자가 고려한 시나리오는 설계기준사고에 초점을 맞추고 있으며 단기적으

로 72시간내에 충분한 노심 냉각 및 원자로 건물 건전성유지 기능을 확보하고

있다고 판단하기 때문에 장기적인 사고에 대한 시나리오와 사고 대응이 미흡

함.

• 미션타임 선정시 문제점은 극한재해로 인한 접근조차 어려운 외부환경과 극도

의 스트레스 상황에서의 운전원의 행동과 오류 가능성이 고려되지 않고 있음.

또한 사업자는 모든 조치는 절차서 등을 통해 100% 이루어진다고 보고 있으

나 실제 상황에서 어느 정도 대응능력을 확보할 수 있을지는 확신할 수 없음.

나. 중대사고 시 양의 반응도 영향

한수원은 중수로형 원전의 정지 기간 혹은 저출력 운전 중 발생할 수 있는 양의 반

응도를 충분히 제어할 수 있는 두 개의 독립된 원자로정지계통(정지봉 및 액체독물질주

입계통)이 있고 중대사고 발생시에는 노심내 냉각수(경수) 주입으로 재임계 가능성이 없

다고 제시하였다.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 정지·저출력 운전중 양의 반응도에 대해 두 개의 독립된 원자로정지계통(조절

봉, 액체독물질주입계통)이 있고 반응도 제어를 위해 다양한 반응도제어 설비

(조절봉, 독물질 첨가계통, 경수영역제어, 흡수봉)가 구비되어 있다고 한수원은

평가하였으나 이는 분야 3의 극한 시나리오(지진, 지진해일 등) 전개시 설비의

파손에 의해 작동 불능을 배제할 수 없음

• 상기 설비가 작동하지 않을 경우 출력폭주, 핵연료 손상 등에 대한 한수원 평

가가 필요함.

3.4.1.2 칼란드리아 탱크 손상 전 대응능력(장기냉각 전략 포함)

[KINS검증단]

가. 노심냉각을 위한 냉각수 주입

- 61 -

한수원은 3.4.1.1절에 기술한 바와 같이, 2시간 이내에 이동형발전기가 투입되어 비

상냉각수주입 유로에 있는 격리밸브들을 개방하고, 4시간 이내에 원자로 비상냉각수 외부

주입을 통해 노심냉각을 위한 냉각수를 주입할 수 있는 것으로 평가하였다.

질의․답변을 통해, 일정시간동안 이동형발전기를 이용할 수 없다는 조건에서의 격

리밸브 개방을 위한 조치가 필요하다는 것이 확인되었다. 이를 위해 한수원은 비상냉각수

외부주입유로에 설치되어 있는 밸브들의 특성을 확인하여, 수동개방이 필요한 밸브

(3432-V132 등), 고장시 열리는 밸브(3461-PV7 등), 구동전원을 공급해서 개방시켜야 하는

밸브(3432-MV31 등)를 도출하였다. ① 수동개방이 필요한 밸브들은 이동형펌프차를 통한

외부주입 설비가 설치되는 비상급수펌프실에 위치하고 있기 때문에 개방을 저해하는 요

소는 없는 것으로 확인되었다. ② 구동전원을 공급해서 개방시켜야 하는 밸브들의 경우,

분야 3에서 기술한 바와 같이 이동형발전기 이외 내진 축전지를 이용하여 해당 밸브들을

개방하는 개선대책이 마련되었다. 이상의 결과를 종합하면 노심냉각을 위한 냉각수 주입

전략은 타당한 것으로 판단한다.

다만, 외부비상냉각수를 계속 주입할 경우에는 안전관련 기기가 설치된 위치(최소

2.6m) 이상까지 침수될 가능성이 있기 때문에 이에 대한 상세평가 및 대책 마련이 필요

하다고 판단하였다. 이에 대해 한수원은 발전소정전사고, 완전급수상실사고, 대형냉각재상

실사고(5% RIH 파단), 냉각재분배관파단사고를 가정하고, 격납건물 살수가 수행되고 고

압 ECC 탱크의 냉각수(214 m3)가 모두 주입되며, 1차측 비상냉각수 외부주입은 설계유량

(19.8 kg/s)으로 지속된다고 가정하였을 때 사고 발생 1일 이내에 안전관련 기기가 위치

한 2.6 m 이상으로 수위가 상승하는 것으로 평가(최소 시간은 대형냉각재상실사고의 경우

17.2시간)하였다. 따라서, 격납건물 수위(집수조 수위) 및 원자로출구모관 과냉각여유도 등

의 발전소 정보를 참조하여 중대사고관리지침서(완화-01, 원자로냉각재계통 냉각수 주입)

에 따라 비상냉각수 외부주입 유량을 제한함으로써 침수를 방지할 수 있다고 할 수는 있

으나 격납건물 침수 측면에서 노심냉각을 위한 장기수단은 될 수 없다. 그리고, 1차 냉각

재 상실 정도 등에 따라 2.6 m 이상의 침수발생시간은 변경될 수 있고, 기타 중대사고의

불확실성으로 인해 여러 가지 저해요소들이 발생할 가능성이 있기 때문에 장기노심냉각

을 위한 장기개선대책 마련을 위한 연구 수행시 극한 상황 조건이 충분히 반영되어 실질

적이고 효과적인 대책이 마련될 수 있도록 할 필요가 있다.

나. 칼란드리아 탱크 보호 전략

한수원은 칼란드리아 탱크 보호가능성 평가를 위해, ISAAC(Improvement of severe

accident analysis computer) 4.03 전산코드를 이용하여 대형냉각재상실사고 시 모든 노심

이 용융되는 시점에서의 100% 붕괴열이 칼란드리아 탱크 바닥 접촉면을 통해 전달된다

는 가정한 평가를 수행하였다. 그 결과 접촉면의 평균 열속은 0.28 MW/m2으로 산출되어

- 62 -

AECL(Atomic Energy of Canada Limited)의 평가결과[참고문헌, coolability of secvere

degraded CANDU cores, AECL-11110]에서 제시된 임계열속(2 MW/m2)보다 작기 때문에

원자로격실에 냉각수가 존재하는 한 칼란드리아 탱크는 손상되지 않는다고 평가하였다.

질의․답변을 통해 1) 노심용융물의 성층화 가능성, 2) 상향 및 하향 열전달 특성,

3) 열속 및 임계열속에 대한 상세평가를 요구하였다.

첫 번째, 노심용융물 성층화 가능성과 관련하여, 한수원은 2012년 COG(CANDU

Owners Group)의 연구결과를 토대로 CANDU의 노심용융물 중 철(steel)의 비율은

0.6~1.2 wt%(경수형원전의 경우 약 30 wt%)로 매우 작으며, 탄소 비율도 0.05 wt%로 매우

작아 성층화 발생 가능성은 없는 것으로 평가하였다. 검토결과, 탄소비율이 0.1 wt% 보다

적은 경우에는 성층화가 관찰되지 않는다는 실험(OECD 주관 RASPLAV 실험)결과와

COG의 연구결과를 근거로 한수원의 성층화 발생 가능성은 없다는 평가는 타당한 것으로

판단한다. 다만, 월성 1호기 고유의 노심용융물 조성비에 대한 연구 수행이 필요하다고

판단한다.

두 번째, 상향 및 하향 열전달 특성과 관련하여, 한수원은 CANDU-6 노심용융물 열

전달 조건에 대한 AECL 보고서(AECL-11110, Coolability of Severe Degraded CANDU

Core)와 2010년 연구결과(Adapting and applying SCDAP/RELAP5 to CANDU in-vessel

retention studies)를 근거로 노심용융물과 칼란드리아 탱크 접촉면을 통한 열전달은 전체

열전달의 30% 수준임인 제시하였다.

세 번째, 한수원은 발전소정전사고를 가정하여 노심이 완전 재배치되는 시점에서의

칼란드리아 탱크 접촉면 위치별 열속을 평가하여 제시하였다. 그리고 임계열속과 관련하

여, 미국 UCSB에서 수행된 ULPU 실험(1994~2003) 중 중수로 칼란드리아 탱크 구조와

가장 유사한 기하구조에서 실험된 Configuration I과 II의 결과를 인용하여 제시하였다.

Configuration I 실험의 임계열속은 0.3~0.68 MW/m2으로, Configuration II 실험의 임계

열속은 0.45~1.6 MW/m2 이다.

중대사고 현상의 불확실성 및 전산코드의 불확실성을 고려하여 KINS검증단에서 요

구한 민감도분석 결과, 발전소정전사고 후 노심 완전재배치 시점에서 칼란드리아 탱크 접

촉면 위치별 열속의 200% 값을 고려하더라도 ULPU Configuration I의 임계열속보다 낮

은 것으로 확인되었다. 따라서, 원자로격실 내 냉각수가 존재하는 한 칼란드리아 탱크가

보호될 것이라는 한수원 평가는 타당한 것으로 판단한다.

이와는 별도로 국내원전 안전점검 결과의 개선사항 중 하나인 비상 냉각수 외부주

입유로 신설에 따른 적절성 심사에서 비상 냉각수 외부주입이 가능하기 위해서는 유로내

에 존재하는 격리밸브들을 개방해야 한다는 조건이 있지만 비상 냉각수가 주입되면 칼란

드리아 탱크를 보호할 수 있는 것으로 확인되었다. 다만, 노심용융물 조성비 등 중대사고

- 63 -

의 불확실성과 분석 및 실험의 한계는 여전히 존재하기 때문에, 중대사고 사고 시나리오

및 중대사고 환경 등 중대사고 현상에 대한 지속 연구는 필요한 것으로 판단한다.

다. 결론 및 안전 개선사항

이동형 발전기 이외에 내진 축전지를 이용한 외부주입유로의 격리밸브 개방과 관련

한 설비개선(분야 3.3.1.2에 기술)으로 노심 냉각을 위한 냉각수 주입전략은 타당한 것으

로 판단한다. 다만, 외부 비상냉각수를 계속 주입할 경우, 격납건물 침수가 발생할 수 있

기 때문에 장기 노심냉각을 위한 개선사항이 마련되어야 할 것으로 판단한다. 그리고, 활

용할 수 있는 국내외 정보를 토대로, 칼란드리아 탱크 외벽냉각은 가능할 것으로 판단되

나 중대사고의 불확실성 등을 고려하여 외벽냉각 가능성에 대한 지속 연구는 필요한 것

으로 판단한다. 이에 따라 아래의 안전 개선사항이 도출되었다.

• 대응전략을 포함하여, 장기노심 냉각을 위한 연구 수행

- 격납건물 침수 측면에서 1차측 비상 냉각수 외부주입설비는 노심 냉각을 위

한 장기수단이 될 수 없기 때문에 장기노심 냉각 수행 방안 마련

- 노심용융물 조성비 등 중대사고의 불확실성과 분석 및 실험의 한계는 여전

히 존재하기 때문에, 월성 1호기 고유의 노심용융물 조성비에 대한 연구 등

칼란드리아 탱크 외벽냉각에 대한 연구

- 칼란드리아 탱크 파손 시 MCCI에 의한 장기냉각 측면의 부정적 영향에 대

해 종합 평가(3.4.1.3에 기술된 내용 참조)

[민간검증단]

가. 1차 계통 비상냉각수 주입 전략 평가

설계기준초과사고 및 중대사고시 1차 계통 감압능력 평가와 감압에 따른 비상냉각

수 주입 전략의 타당성을 평가하였다.

한수원은 1차 계통 비상냉각수 주입 전략과 관련하여 다음의 의견을 제시하였다.

• 후쿠시마 후속조치로 설치된 월성1호기 원자로 비상냉각수 외부주입유로는 기

설계된 노심냉각용 설비가 불능일 경우를 대비하여 냉각수주입을 위해 설치

됨. 설치된 1차계통 비상냉각수 주입유로를 통해 냉각수를 주입하면 노심 용

융물을 냉각할 수 있으며, 노심용융물의 냉각으로 인해 중대사고의 진행을 완

화하여 칼란드리아 탱크의 건전성을 유지할 수 있음.

• 1차계통 비상냉각수 주입 가능성 측면에서 평가한 결과, 압력관 손상에 의해

야기되는 중수로 중대사고 시에는 1차계통의 압력이 대기압으로 감압됨. 따라

서 별도의 감압설비가 필요하지 않음을 중수로 중대사고 분석코드(ISAAC)로

확인하였음. 또한 주입 가능성 강화측면에서 1차계통에 주입할 수 있는 예비

주입유로(비상노심냉각계통에 별도 연결)가 추가적으로 설치되어 있음. 1차계

- 64 -

통 비상냉각수 주입유로를 형성하기 위한 전동구동밸브의 전원은 이동형발전

차에서 공급받을 수 있음.

• 1차계통 비상냉각수 냉각수원은 비상급수저장조를 이용함. 비상급수저장조는

9,100ton의 냉각수를 보유하고 있음. 화재 및 다수호기 대응을 위한 수량을 제

외한 비상냉각수로 가용한 수량은 최소 3,400ton임. 사고후 일차측의 노심 수

위 및 이차측 증기발생기의 수위 복구를 위해 초기 3시간가량 총 453.6ton을

공급함. 이후에는 붕괴열 제거를 위해 시간당 18ton을 지속적으로 공급하면

약 6.8일까지 노심냉각을 수행할 수 있음. 또한 추가적으로 내진설계의 정수장

(10,000ton)과 외부지원을 통하여 장기적인 1차계통 비상냉각수 주입 수원을

확보할 수 있음.

이에 대한 민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 1, 2차계통의 외부냉각수주입은 소방차에 의존하는데, 소방차의 이동 및 배관

연결이 곤란한 환경을 감안하여 예상되는 소방차 수의 타당성과 접근 신뢰도

를 평가할 필요가 있음. 원자로격실 비상냉각수 주입유로 신설계획은 중대사

고 방지 측면에서 바람직하나 2015년 설치 당길 필요가 있음.

• 비상급수저장조가 동이 난 7일 후의 냉각수 공급의 실질적인 대비책을 세워야

함.

• 전체 계통 압력이 대기압으로 빠른 시간 안에 감압되는 경우는 완전히 압력관

이 손상되는 극히 제한된 상황임. 중단 규모의 압력관 손상(Small Break

LOCA) 인 경우 압력은 높고 노심의 물은 끓어 넘치고 있으면서 증기로만 가

득할 수 있음. 충수의 요건을 만족시킬 수 없으므로 외부 주입유로를 통한

냉각수 주입이 불가능해질 수 있음. 사업자의 가정은 극한 상황의 중대사고가

될 때까지 아무런 대책이 없음을 자인하는 것임.

- 65 -

<그림 9> 설계기준 초과 사고시 냉각운전 방법(한수원 제공)

나. 장기냉각 전략 평가

민간검증단은 중대사고 발생시 대응설비의 적절한 가용성 확인 및 사업자의 대응전

략의 타당성을 확인하고 검증하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 극한 자연재해로 인한 중대사고 발생시 월성1호기는 극한 자연재해조건에도

가용한 중대사고 대처설비(이동형발전차, 비상냉각수 외부주입유로, 격납건물

여과배기계통, 피동촉매형 수소재결합기)를 통해 노심냉각 및 원자로건물 건

전성 유지 기능을 확보하고 있는 지를 평가함.

• 중대사고 전산코드를 이용하여 대응능력 한계상황에서의 중대사고 전개과정을

분석함. 증기발생기 이차측 고갈 및 노심노출이 발생된 이후, 원자로냉각재계

통 및 원자로건물 압력이 상승함. 원자로건물 압력이 계속 증가하여 격납건물

여과배기계통 격리밸브가 개방되는 설정치(124kPa(g))에 도달함. 설정치 도달

후 운전원 조치에 의해 격납건물여과배기계통 격리밸브가 개방되면 압력이 감

소함. 그리고 노심냉각을 위한 비상냉각수 외부주입이 수행됨. 외부주입으로

인하여 압력이 다소 상승하나 노심 냉각이 적절히 이루어지면서 다시 원자로

건물 압력이 감소하여 격납건물여과배기계통 격리밸브가 닫힘. 이 후 원자로

건물 압력은 50kPa(g) 이하에서 안정화되어 원자로건물의 건전성이 유지되는

것으로 나타남.

• 사고가 장기화되는 경우 외부지원을 통해 사고완화에 요구되는 자원을 확보하

고 전원 회복 등의 설비의 복구를 통해 대응함. 특히 노심냉각을 위해 비상노

심냉각계통 및 비상급수계통은 극한 자연재해조건에도 가용성이 있으며 외부

자원을 활용하여 전원이 복구된다면 비상노심냉각계통 재순환 운전을 수행할

수 있음. 비상노심냉각계통 재순환 운전시 노심의 열제거는 비상노심냉각계통

열교환기를 통해 이루어지며, 열교환기의 수원은 비상급수계통으로부터 공급

받아 열을 지속적으로 제거가 가능함. 다만 비상노심냉각계통 재순환 운전의

종합적인 실효성 측면에서 면밀한 검토가 필요하여 장기연구를 수행할 예정

임.

• 장기 격납건물 과압방지 측면에서도 비상노심냉각계통 재순환운전을 통해 노

심 냉각이 이루어지면 원자로건물 압력도 서서히 감소하여 안정화되는 것으로

나타남. 또한 회복 절차 및 외부지원을 통해 격납건물여과배기계통(CFVS)의

전원 및 스크러버탱크 내의 냉각수가 확보되면 장기적인 원자로건물 과압방지

기능을 수행할 수 있음.

- 66 -

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 비상시 노심냉각을 위한 최우선의 대응은 비상노심냉각계통(ECCS)의 건전성

을 확보하는 것으로 판단됨. 사업자는 비상노심냉각계통 재순환 운전의 종합

적인 실효성 측면에서 면밀한 검토가 필요하여 장기연구를 수행할 예정인바

실효성 있는 대책이 수립되어져야 할 것으로 판단됨.

다. 중대사고 시 노심용융물에 의한 칼란드리아탱크 및 격실 건전성 평가

민간검증단은 중대사고시 노심용융물에 의한 칼란드리아 탱크 및 격실 건전성을 확

인하고 비상급수에 의한 열제거의 타당성을 검증하였다.

이에 대한 사업자의 의견은 다음과 같다.

• 월성1호기에는 중대사고시 외부에서 원자로냉각재계통(PHTS)으로 비상냉각수

를 주입할 수 있는 내진등급의 비상주입유로가 설치되어 있으며 중대사고 진

입 후 6시간 이내에 비상냉각수 주입을 수행하면 노심재고량이 회복되고 노심

냉각이 적절히 이루어지는 것으로 나타남. 또한 증기방출 분석결과에서도

PHTS에 비상냉각수 주입되면 노심재고량이 회복되고 노심냉각이 적절히 이

루어져 칼란드리아 탱크 건전성이 유지되는 것으로 평가되었음.

• 또한 칼란드리아 탱크 외부의 원자로격실에는 약 530ton의 냉각수가 존재하여

추가적인 열제거가 가능함. 만약 원자로냉각재계통으로의 비상냉각수 주입이

실패한다면 핵연료가 용융되어 칼란드리아 탱크 하부로 노심용융물이 재배치

됨. 재배치 이후 노심용융물의 에너지는 칼란드리아 탱크 벽을 통해 원자로격

실 냉각수로 전달됨. ‘AECL-11110, Coolability of Severly Degraded CANDU

Cores’ 보고서에 의하면 칼란드리아 탱크 외부에 냉각재가 존재하는 경우 칼

란드리아 탱크 벽면 실제 열속이 탱크 파손을 발생시킬 수 있는 임계열속

(Critical Heat Flux)을 초과하지 않기 때문에 칼란드리아 탱크는 파손되지 않

음을 제시하고 있음. 또한 중대사고 전산코드를 이용한 분석결과도 칼란드리

아 탱크 벽면 열속이 임계열속 이하인 것으로 평가되었음.

• 증기폭발은 고온의 노심용융물이 미포화 상태의 냉각수와 만나면서 순간적으

로 대량의 수증기를 생성하여 순간적인 압력 증가, 즉 폭발을 일으키는 현상

임. 월성1호기는 극한재해에 의한 중대사고 시에도 외부에서 1차측으로 비상

냉각수 주입을 통해 지속적 노심냉각이 가능하여 상기와 같은 증기폭발 조건

이 형성 되지 않음. 따라서 탱크 내부에서 증기폭발로 인한 칼란드리아 탱크

파손 현상은 발생하지 않음. 만약 원자로냉각재계통으로의 비상냉각수 주입이

실패한다하더라도 원자로격실의 냉각수에 의한 칼란드리아 탱크 외벽 냉각으

로 노심용융물이 냉각되어 칼란드리아 탱크 파손이 방지됨. 탱크가 손상되지

않으면 탱크 외부 즉 원자로격실에서도 증기폭발 가능성은 없으므로 이로 인

- 67 -

한 원자로격실 손상도 발생하지 않음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 원자로격실 건전성은 칼란드리아 탱크로 노심용융물이 재배치됨에도 건전성을

확보한다는 가정은 칼란드리아 탱크 벽면 열속이 임계열속 이하의 전산코드

해석은 격실의 열속 수용능력이 보장되어야 할 것으로 판단되며 이는 격실 냉

각수가 충분히 열교환 순환이 되어져야 가능할 것으로 판단. 이에 대한 근거

제시가 필요함.

3.4.1.3 칼란드리아 탱크 파손 후 대응능력

[KINS검증단]

가. 노심용융물-콘크리트 반응 평가

한수원은 칼란드리아 탱크 냉각이 실패할 경우, 원자로격실로 노심용융물이 재배치

되고 원자로격실에 남아 있는 냉각수가 고갈될 때까지는 사고가 확대되지 않는 것으로

평가하였다. 또한 경수로형 원전에 대한 중대사고 분석 결과를 근거로 할 때, 노심용융물

이 냉각되지 않을 경우 원자로격실 바닥에서의 노심용융물-콘크리트 반응(MCCI ;

Molten Core Concrete Interaction)이 사고 발생 후 1.5일 이상 경과한 시점에 시작되고,

원자로격실 바닥의 콘크리트가 완전히 침식되기까지 적어도 3일 이상이 소요되므로, 사고

완화를 위해 필요한 조치시간을 충분히 확보할 수 있다고 평가하였다. 이에 따라 중대사

고 관리지침서(완화-03 등)에 제시된 수단인 종단차례 냉각펌프 등을 이용하여 원자로격

실에 냉각수를 주입하거나 원자로 냉각재계통에 냉각수를 주입함으로써, 압력관 파손부

및 칼란드리아 탱크 손상부를 통해 원자로격실로 냉각수를 주입할 수 있다고 평가하였다.

또한, 원자로격실에서의 노심용융물 냉각 능력을 향상시키기 위하여 전원이 가용하지 않

은 상태에서 원자로격실에 냉각수를 직접 주입하는 설비를 설치할 예정임을 제시하였다.

질의․답변을 통해, 한수원에서 사용한 ISAAC 전산코드의 불확실성과 MCCI의 복

잡성 등을 고려하여 평가 결과의 신뢰성 확보를 위해 민감도분석을 통한 재평가를 요구

하였다. 한수원은 노심용융물과 냉각수와의 열전달 정도, 노심용융물과 콘크리트 간의 열

전달, 상부 냉각수 풀로의 용융물 분출률을 매개변수로 하여 민감도분석을 수행하였다.

민감도분석 결과, 냉각수와의 열전달은 최소, 콘크리트와의 열전달은 최대가 되었을 경우

의 원자로격실 콘크리트 침식은 1.288 m로 격실 벽 두께(2.438 m)보다 작아 원자로격실

내 냉각수가 존재한다면 MCCI에 의해 원자로격실 관통은 발생하지 않을 것으로 평가되

었다. 만일 냉각수가 존재하지 않는다면, ISAAC 전산코드 분석 결과 모든 전력이 상실되

는 시나리오에서 원자로격실 바닥은 원자로격실 냉각수가 고갈되는 52.5시간부터 침식이

시작되어 96시간이 경과한 148.5시간에 관통될 수 있는 것으로 평가되었다. 이는 극한 사

- 68 -

고 발생 후 아무런 조치를 취하지 않았을 경우에 해당되는 시간으로, 사전에 준비되고 훈

련되었다면 1차 열수송계통 등에 냉각수 주입 등 운전원이 충분하게 대응할 수 있을 것

으로 판단한다. 그러나, 가정한 시나리오를 토대로 분석된 것으로 칼란드리아 탱크 외벽

냉각 가능성 검증에서 기술한 바와 같이, 중대사고 현상은 불확실성이 크므로 칼란드리아

탱크 파손 시 MCCI에 의한 장기냉각 측면의 부정적 영향(격실 관통 이외 격납건물 과

압, 가연성기체 생성 추가 등)에 대해 종합적 평가가 필요한 것으로 판단한다.

나. 칼란드리아 탱크 파손에 따른 증기과압 영향

질의․답변을 통해, 칼란드리아 탱크 파손 시 발생하는 다량의 증기로 인해 격납건

물이 파손될 가능성에 대해 확인하였다. 한수원은 아무런 대응조치가 없는 경우, 1차 열

수송계통(PHT; Primary Heat Transportation)에 비상 냉각수가 주입되는 경우, CFVS 운

전을 수행하는 경우, 1차 열수송계통에 비상 냉각수가 주입되고 CFVS 운전을 수행하는

경우를 구분하여 상세 평가를 수행하였다. PHT에 냉각수가 주입되지 않는 경우, CFVS를

통해 격납건물 과압보호조치를 수행하더라도 칼란드리아 탱크 파손 시 격납건물이 손상

될 수 있다는 한계사항이 도출되었다.

한수원은 KINS 검증단의 요구에 따라 내진축전지를 통해 비상 냉각수 주입유로에

설치된 격리밸브들을 개방할 수 있도록 조치할 예정으로, 이동형 발전기 투입 이전에 외

부 지원 없이 비상 냉각수를 공급할 수 있는 개선방안을 마련하였으므로 PHT에 냉각수

를 주입할 수 있는 신뢰도는 확보할 수 있고, 칼란드리아 탱크 파손을 방지하고 격납건물

파손 가능성을 최소화할 수 있을 것으로 판단한다.

다. 격납건물 우회 가능성 평가

질의․답변을 통해, 주감속재 계통, 냉각재 중수 시료채취 계통 등에서 약 200개의

배관을 선별하고, PHT와 연결된 배관 15개 중 저압으로 설계된 배관은 1개가 있음을 확

인하였다. 따라서 한수원에서 평가한 저압경계부 냉각재상실사고 발생 가능성이 있는 배

관 선정은 타당한 것으로 판단한다. 한수원은 저압경계부 냉각재상실사고가 발생할 경우

에 대처하기 위한 중대사고 관리지침서(완화-04, 핵분열생성물 방출제어)가 마련되어 있어

대처가 가능하다고 평가하였으나, 저압경계부 냉각재상실사고가 발생하였는지 여부를 확

인하기 어렵다는 특성(보조건물 오염 정도로 확인할 수 있으나, 실제 사고의 경우 어떤

경로로 보조건물이 오염되고 있는지 여부를 판단하기는 어려움)과 차단하기 어렵다는 특

성으로 인해 장기노심 냉각 전략 마련에 동 사항을 포함하여 대응전략 및 대책을 개선할

필요가 있다고 판단한다.

한수원은 증기발생기 세관파단사고(SGTR; Steam Geserator Tube Rupture)가 발생

하고 추가적으로 압력관이 파손되는 중대사고로 진행되더라도, 중대사고 시 압력관 파단

으로 1차냉각재가 감속재계통으로 방출되어 1차측 압력이 급격하게 감소하기 때문에 핵

- 69 -

분열생성물이 파열된 증기발생기 세관을 통하여 대기 중으로 방출될 가능성은 낮다고 평

가하였다. 그러나 질의․답변을 통해 증기발생기 세관파단사고 발생 여부를 확인할 수 없

고, 중대사고 진입이 확인되지 않은 상태에서 MSSV를 통한 2차측 감압 및 증기발생기

중력급수 조치를 수행할 가능성 등 불확실성이 존재하기 때문에, 환경으로의 방사성물질

방출 최소화를 위해서는 SGTR 발생과 중대사고 진입을 확인하여 MSSV를 닫는 조치를

수행하는 것이 우선 적용되어야 할 것으로 판단한다. 이에 따라 공통분야에 기술한 바와

같이 SGTR 발생여부를 확인할 수 있는 계측설비 보강이 필하다. 이에 대해서는 공통분

야에 상세하게 기술하였다.

라. 결론 및 안전 개선사항

ISAAC 전산코드를 이용한 분석결과, 노심용융물-콘크리트 반응에 의한 원자로격실

콘크리트 침식에 의한 관통까지는 충분한 여유가 있어 1차 열수송계통 등에 냉각수 주입

등 운전원이 충분하게 대응할 수 있는 것으로 평가되었다. ISAAC 전산코드의 불확실성

이 존재하고, 중대사고 현상의 불확실성이크므로 MCCI에 의한 장기냉각 측면의 부정적

영향에 대한 종합 평가가 필요한 것으로 판단한다(3.4.1.2의 안전개선사항에 포함함).

격납건물 과압을 방지하기 위해서는 CFVS 작동 뿐만 아니라 1차 열수송계통에 비

상냉각수가 주입되어야만 하는데, 분야 3에서 도출된 내진축전지를 통한 비상냉각수 주입

유로의 격리밸브 개방을 위한 개선사항이 이행되면, 비상냉각수의 외부주입 전략 이행의

신뢰도는 증가하게 되고, 결과적으로 격납건물 과압방지조치의 신뢰도도 증가하게 될 것

이라 판단한다.

저압경계부 냉각재상실사고 및 증기발생기 세관파단사고 등의 격납건물 우회 사고

가 발생할 가능성을 완전하게 배제할 수는 없는 것으로 평가되었다. 이와 관련한 중대사

고관리지침서가 마련되어있어 사고를 완화․종결시킬 수 있는 체계는 갖추고 있다고 판

단되나, 정전 등으로 일부 계측기의 이용이 제한되기 때문에 해당 사고의 발생여부를 확

인할 수 있도록 계측설비 보강이 필요하다고 판단한다(공통분야의 안전개선사항에 포함).

[민간검증단]

가. 극한 조건에서의 증기발생기 세관 파단 대응전략

월성1호기의 증기발생기는 0.3g까지 내진건전성을 확보하고 있으며, 모든 전원이 상

실된 상태에서도 주증기 안전밸브를 개방하여 자연순환 냉각을 수행하면 증기발생기 세

관은 손상 허용기준 아래로 온도가 유지되어 증기발생기 손상가능성은 없다고 한수원은

평가하였다. 그럼에도 불구하고 민간검증단은 발전소정전사고(SBO)와 증기발생기 세관

파단사고가 동시에 발생한다는 것을 가정하여 추가로 평가를 수행하였다.

- 70 -

한수원의 의견은 다음과 같다.

• 전원 상실 시 증기발생기세관 파단사고가 발생하면 파단부위를 통하여 냉각재

가 증기발생기로 방출되어 증기발생기의 수위 편차가 나타나며, 운전원은 주

제어실 또는 제2제어실에서 증기발생기 수위 감시를 통해 세관 파열여부를 확

인할 수 있음. 파열여부 확인 후 약 3,600초에 주증기안전밸브 및 비상노심냉

각계통 고압 전동구동밸브 개방으로 급속냉각 및 노심냉각방안을 수행하면 냉

각재계통 압력이 약 1MPa(a) 이하로 감압되어 안정화됨. 주증기안전밸브 개방

후 연료피복관의 온도는 약 100℃로 유지되어 연료의 건전성이 확보됨. 약

12,000초 이후에는 파손부위의 냉각재 압력과 증기발생기의 압력이 평형상태

가 되어 전열관 누설부위를 통한 냉각재 방출이 없으며, 건전한 증기발생기를

통한 노심냉각운전 수행이 가능한 것으로 평가됨.

• 한편, 중대사고 상황에서 증기발생기 세관파단사고가 발생할 경우 중대사고관

리지침서(SAMG)에 따라 방사성 물질의 방출제어, 사고완화, 복구절차에 따라

수행함. 월성1호기 중대사고관리 전략에 따르면 중대사고 시에는 증기발생기

를 이용한 노심냉각전략은 수행하지 않으므로 주증기안전밸브를 개방하지 않

음. 그리고 증기발생기 2차측을 통한 핵분열생성물의 방출을 방지하기 위해

중대사고관리지침서 완화-04 ‘핵분열생성물 방출제어 전략’에 따라 증기발생기

2차측을 격리하여 방사성물질의 유출을 억제하도록 함. 즉 중대사고시에는 주

증기안전밸브를 개방하지 않으며 개방되어 있는 경우에는 닫는 전략을 수행하

게 됨. 그러므로 극한재해로 인한 중대사고시 증기발생기 세관 파단에 의한

핵분열생성물의 우회 방출을 충분히 억제할 수 있는 것으로 평가됨.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 전원 상실 시 증기발생기세관 파단사고가 발생하면 파단부위를 통하여 냉각재

가 증기발생기로 방출되어 증기발생기의 수위 편차를 바탕으로 파단 여부를

판단하는 것은 냉각재가 일정 수준 이상이라는 결과가 되며, 이로 인한 방사

능 방출 평가가 이루어져야 할 것으로 판단됨.

• 내진여유도 이상의 지진 발생 등 다양한 원인으로 인해 증기발생기 다수관 파

단사고 발생가능성이 있음. 이때 증기발생기 오버필(overfill) 현상에 의한 주

증기안전밸브(MSSV) 개방고착으로 인한 다량의 방사성물질 대기방출에 대한

대비책이 없음.

나. 중대사고시(수소 및 증기폭발 고려) 격납건물 파손 건전성 평가

수소폭발과 증기폭발이 발생할 경우 그 강도와 이에 대한 격납건물의 건전성을 평

가하였다.

- 71 -

한수원은 수소 및 증기폭발 등으로 인한 격납건물 파손 건전성과 관련하여 다음의

답변을 제시하였다.

• 원자로건물은 중대사고를 포함한 모든 사고 기간 동안 방사성 물질이 환경으

로 누출되는 것을 제한함으로써 대중 및 환경을 보호하기 위한 최종 물리적

방호벽임. 중대사고시 원자로건물 건전성과 관련된 평가 요소는 원자로건물

격리기능 및 우회 실패, 수소 폭발, 원자로건물 과압, 재임계, 바닥 용융관통

등이 있음.

• 원자로건물 격리는 원자로건물 외부로 방사성물질의 방출을 초래하는 사고시

그 양을 최소화하도록 원자로건물 대기를 외부환경으로부터 격리시키는 기능

을 수행함. 원자로건물 격리계통은 원자로건물 내부 대기압력 또는 방사능준

위가 설정치를 초과할 경우 격리밸브를 자동으로 차단함. 원자로건물 격리밸

브들은 전원이 공급되지 않거나 고장시 자동으로 닫히도록 설계되어 있음. 따

라서 중대사고시 격리밸브 자동작동 실패 시에도 고유 안전특성에 의하여 원

자로건물의 격리기능을 확보하고 있음.

• 월성1호기는 중대사고시 수소연소에 의한 원자로건물 건전성 확보를 위하여

국내 계속운전 고시에 따른 중대사고 연소안전성평가 결과에 의거하여 수소

제어계통인 피동촉매형수소재결합기(PAR)가 설치되어 있음. PAR는 작동시 전

원공급 없이 동작하며, 가연한계 미만의 낮은 농도에서 수소를 자동적으로 제

거함으로써 중대사고시 수소폭발에 의한 원자로건물 손상을 방지함.

• 중대사고시에는 붕괴열뿐만 아니라 금속산화반응에 의한 발열 등 다양한 에너

지원들에 의해 생성되는 증기로 인하여 원자로건물내 압력이 상승함으로써 원

자로건물 건전성을 위협할 수 있음. 이러한 원자로건물내 압력은 원자로건물

살수계통, 지역공기냉각기 및 격납건물여과배기계통을 통해 제어 가능함. 특히

격납건물여과배기계통(CFVS)는 극한재해로 인한 중대사고 발생시에도 가용하

여 원자로건물 대기의 방사성물질을 여과하여 원자로건물 외부로 방출함으로

써 원자로건물 과압을 방지하고 환경으로 핵분열생성물의 방출을 억제하는 기

능을 수행할 수 있음.

• 월성1호기는 극한재해에 의한 중대사고 시에도 외부에서 1차측으로 비상냉각

수 주입을 통해 지속적 노심냉각이 가능하여 증기폭발 조건이 형성되지 않음.

따라서 칼란드리아 탱크 내부에서 증기폭발로 인한 탱크 파손 현상은 발생하

지 않음. 만약 원자로냉각재계통으로의 비상냉각수 주입이 실패한다하더라도

원자로격실의 냉각수에 의한 칼란드리아 탱크 외벽 냉각으로 노심용융물이 냉

각되어 칼란드리아 탱크 파손이 방지됨. 탱크가 손상되지 않으면 탱크 외부

즉 원자로격실에서도 증기폭발 가능성은 없으므로 이로 인한 원자로건물 건전

성 손상요인은 없음.

- 72 -

• 중수로는 천연우라늄을 연료로 사용하며, 중수(Heavy Water)로 중성자를 감속

시키는 설계특성으로 인하여 중대사고시 사고완화를 위하여 경수(Light

Water)를 사용함으로써 재임계는 원천적으로 불가능함. 또한 용융된 노심 상

태에서 다량의 중원소로 인해 중성자 감속비가 감소되어 미임계 상태를 유지

함. 그리고 노심용융물이 원자로격실로 빠져나올 경우에도 격실 내에 있는 경

수와 접촉하므로 재임계에 도달하지 않음. 따라서 월성1호기에서는 중대사고

환경에서의 재임계 가능성은 없는 것으로 평가됨.

• 월성1호기는 원자로건물 바닥 용융관통 방지를 위한 고유한 설계 특성과 여러

단계의 완화 대책을 갖추고 있음. 첫째, 칼란드리아 탱크 내 감속재와 칼란드

리아 탱크를 둘러싸고 있는 원자로격실 냉각수의 피동적인 열제거 특성에 의

해 중대사고가 발생하는 경우에도 칼란드리아 탱크의 파손이 지연됨. 둘째, 칼

란드리아 탱크가 파손되어 노심용융물이 원자로격실로 유입되더라도 원자로격

실에 채워져 있는 냉각수로 인해 노심용융물이 냉각되어 원자로격실에서의 노

심용융물-콘크리트 반응이 지연됨. 셋째, 노심용융물에 의해 비등이 발생하여

원자로격실 수위가 감소하게 되는 경우에도 중대사고관리지침서 전략에 따라

냉각수를 원자로격실로 지속적으로 주입이 가능함. 노심용융물-콘크리트 반응

으로 인해 원자로격실 바닥이 파손되어 노심용융물이 원자로건물 최하층 바닥

으로 방출되는 경우에도 살수 및 사고시 방출되어 원자로건물 바닥을 채우고

있는 냉각수에 의해 노심용융물이 냉각됨. 따라서 이러한 다중의 사고 완화

대책에 의해 원자로건물 바닥의 용융관통은 발생하지 않음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 지속적인 노심냉각이 가능하다는 가정은 중대사고 가정이 아님. 스트레스 테

스트 시나리오로 상정하지 않은 핵폭주, 감압 실패 시나리오 등(4.1)으로 인해

지속적인 노심냉각이 가능하지 않아서 증기폭발로 갈 수 있는 가능성이 있음.

• 중수로는 경수로 보다 격납용적이 작지만 냉각재 밑 냉각계통의 수량이 거의

같으므로 증기압 효과가 경수의 수 배가 된다는 의미임. 게다가 스틸라이너

플레이트도 없고 두께도 20센티미터 얇아서 격납견물의 내압능력도 1/3밖에

되지 않으므로 중대사고 시 격리 역할을 제대로 수행한다고 보기 어려움.

• 증기발생기 세관 다수 파단사고가 발생했을 경우 안전밸브로 방사성물질이 다

량 방출되므로 주증기관의 격리밸브는 의미 없음.

3.4.1.4 가연성기체 제어 능력

[KINS검증단]

- 73 -

가. 가연성기체 제어능력 평가

한수원은 월성 1호기의 중대사고 시 수소연소에 의한 원자로건물 건전성 확보를 위

하여 국내 계속운전 고시(원자로시설의 계속운전 평가를 위한 기술기준 적용에 관한 지

침, 원안위 고시 제2012-25호)에 따른 중대사고 연소안전성평가 결과에 의거하여 2011년

7월에 수소제어계통을 설치하였다. 동 계통은 전원공급이 필요하지 않은 피동촉매형수소

재결합기(PAR)로 구성되어 있으며, 가연한계 미만의 낮은 농도에서 수소를 자동적으로

제거함으로써 중대사고 시 수소 폭발에 의한 원자로건물 손상을 방지할 수 있는 것으로

평가하였다. 또한 월성 1호기 중대사고 관리지침서에서는 피동설비인 피동촉매형수소재결

합기에 의한 수소제어 방법뿐만 아니라, 비상조치에 의한 능동적인 완화전략으로 월성 1

호기 중대사고 관리지침서 완화-06(원자로건물내 수소제어)에서는 수소 폭발을 방지하기

위한 격납건물 대기 불활성화 전략과 저농도 수소에서의 인위적인 수소연소 전략 및 각

각의 전략이행을 위한 수단을 기술함으로써 수소 폭발을 방지하기 위한 대응 방안을 제

공하고 있다.

월성 1호기 중대사고 시 가연성기체 제어설비의 적절성은 피동촉매형 수소재결합기

(PAR) 설치심사 및 계속운전심사를 통해 검토되었다. 중대사고를 위한 수소제어계통 설

계는 설계요건, PAR의 대수 및 용량, 설치위치, 중대사고 시 수소제어 분석의 사고경위

선정과 수소발생량, 중대사고 수소제어 분석 결과 및 PAR 성능 관점에서 검토되었다. 월

성 1호기에는 27대의 PAR가 설치되어 있으며, PAR 설치 및 계속운전심사 시 중대사고

수소분석 안전성 평가 결과, 원자로건물 각 격실의 가연성기체 농도가 다수의 격실들에서

의 광범위한 화염가속이나 연소폭발 천이가 발생하지 않도록 충분히 낮게 유지되는 것으

로 분석된 한수원의 중대사고 시 수소제어 분석 결과는 적합한 것으로 검토되었다.

나. 결론 및 안전 개선사항

월성 1호기에는 중대사고 시 수소연소에 의한 격납건물 건전성 확보를 위해 전원공

급이 필요하지 않은 피동촉매형수소재결합기(PAR)가 설치되어 있어, 중대사고 시 수소를

제어할 수 있는 대응능력은 확보된 것으로 판단한다.

[민간검증단]

후쿠시마 원전 사고를 통해 수소폭발의 발생이 확인된 바 있다. 따라서, 스트레스테

스트에서는 중대사고 대처 능력 검증이 핵심인 바, 월성1호기의 중대사고시 수소폭발 방

지 능력을 검토한 결과, 수소제어 설비 설계는 아래와 같은 한계점을 가지는 것으로 판단

된다.

• PAR에 대한 연구 및 실험결과에 따른 기술적 쟁점, 부작용 등에 대한 면밀한

검토가 미흡하였음.

- 74 -

- PAR의 본래 목적은 전원의 불필요성뿐만 아니라 근본적으로는 점화(Ignition)

를 방지하는 데 있으나 2011년 6월 발행된 IAEA 보고서에 따르면 PAR는

10% 이상에서 점화를 일으킴을 설계자가 예측하지 못하였으며, 수소발생이

과다한 지역에 설치된 PAR는 수소제거 속도가 뒤떨어져 주변 수소량을 감

소시키지 못한 상태에서 고농도에서 점화에 의해 주변 기기와 격납건물을

위협할 수 있다고 지적하였다. ("A number of plants have installed passive

catalytic recombiners. Under elevated hydrogen concentrations (above

about 10%), they may become igniters and initiate combustion, which

may not have been foreseen by the designers. Their exhausts can be quite

hot, as the recombination generates much heat, so that they can damage

nearby equipment or even, if not properly located, the containment itself."

IAEA, Mitigation of Hydrogen Hazards in Severe Accidents in Nuclear

Power Plants, IAEA-TECDOC-1661, 2011. 6)

- 따라서, 이러한 지역에서는 수소 제거율이 우수한 점화기(스파크 배터리 채

용으로 SBO시 사용 가능토록 함)로 수소를 조기에 제거하도록 함이 최선의

수소제어 설계 방법이라 판단되며, 월성2,3,4호기, 신고리3,4호기나 신형중수

로 ACR-1000는 이미 PAR(촉매식)와 점화기(가열식) 혼용 설계를 채택하고

있음에도, 월성1호기에서는 이러한 점이 충분히 고려되지 않은 것으로 판단

됨

- 실질적으로 수소 제거 능력이 우수한 점화기(가열식)를 완전히 배제함으로서

TMI-2 사고에서와 같이 SBO가 아닌(전원이 가용한) 중대사고시나, 심지어

SBO시에도 배터리나 외부 발전차 공급의 신뢰도가 확보되면 점화기 사용이

가능함을 간과함.

- 한수원은 PAR의 설치 용량이 실제 수소제거 요구량의 약 2배에 달하여 PAR

만으로도 충분하다고 설명하고 있으나, 중대사고시 수소의 제어는 전체적인

양의 중요성보다 수소가 흘러가는 정확한 위치에 설치하는 것이 타당함. 월

성1호기에 사용된 GOTHIC 코드는 Lumped 코드로서 수소가 흘러가는 상세

한 국부적인 농도 분석이 불가능함.

• 성능시험의 문제점

- 좁은 공간에서 1대의 PAR에 대한 개별 성능만 시험하는 등, 이상적인 개별

성능시험으로 실제적으로 매우 다양하고 복잡하며 장기적인 중대사고 환경

을 정확히 모의하지 못하였으며, 여러 대의 PAR의 상호작용이나 대기 혼합

특성 조차 검증하지 못함. 이에 대해 한수원은 소규모로 수행된 실험으로도

PAR의 성능을 보장할 수 있으며 규제요건을 충족하고 있다고 주장하고 있

음.

- PAR에 의한 폭발 가능성 (고농도 수소 제거 실패 후에 점화로 인한 폭발 가

- 75 -

능성)을 배제하지 못함.

- PAR에 침적되는 에어로졸 양과 그 장기적인 영향이 검증되지 않음.

- 해외 기관의 THAI 실험에서 제기된 PAR에 의한 CsI 분해시 추가 발생되는

요오드 재휘발에 대한 평가도 수행하지 않았음. (이는 격납건물여과배기 설

비와도 연계되는 문제임.)

• 성능해석 방법론의 문제점

- PAR를 설치한 유럽 원전에서는 대부분 GASFLOW와 같은 정밀한 3차원 해

석을 수행하여 수소제거 성능을 평가하였으나, 월성1호기에 대해서는 완전혼

합을 전제한 단순한 셀을 채용한 성능해석으로 국부 수소농도가 저평가되었

으며, 이 경우 폭발 가능성을 제대로 예측하지 못함.

- 수소 발생 시나리오의 경우에도 유럽 원전은 수소가 가장 많이 발생하는 사

고 시나리오를 임의로 가상하여 분석하고 설계하였으나, 월성1호기의 경우에

는 단순히 PSA의 결과에 따라 사고시나리오를 선정한 점은 중대사고의 불

확실성과 극한적 상황의 스트레스테스트 조건을 반영할 수 없음을 보여주고

있음.

• 원전부지별 설계 및 성능시험/검증 방법론의 비일관성

- 신고리3,4/월성/영광의 설계 및 검증 방법 상이, 성능시험 결과 상이로 일관

성이 부재한 것으로 판단됨.

- 한수원은 원전별 설계특성을 반영하여 PAR의 성능요건을 제시하였고 이에

따라 기기공급자는 다양한 방법을 통해 성능요건이 충족됨을 입증하였으며

성능요건의 충족을 입증하기 위한 세부적인 방법과 절차 등은 제한을 두지

않는다고 주장함.

월성1호기는 중대사고시 수소제어를 위해 충분한 용량의 피동촉매형수소재결합기

(PAR)가 설치되어 전반적으로는 설계 여유도를 확보하고 있다고 판단되나, 중대사고와

국부적인 수소 농도의 불확실성을 감안하고, 유럽 원전의 설계 및 검증 사례를 반영하여

추가적인 안전성확보를 위해 다음과 같은 보완조치가 필요하다.

• 유럽 원전의 사례와 같이 수소가 가장 많이 발생하는 사고 시나리오를 임으로

가상하여 정밀한 3차원 분석을 통해 수소의 방출, 농도 분포를 확인하고, 이에

대해 PAR와 점화기의 성능을 최대화할 수 있는 조합을 고려한 설치 위치 등

의 설계를 수행하며 이에 대한 적합성 및 보수성을 입증하고, 합리적인 중대

사고관리지침을 수립

• 중대사고시 수소 생성 및 거동에 대한 3차원 상세분석을 통해 PAR의 설치 위

치 및 제거용량 등의 적정성을 검증하고,

• 검증결과를 토대로 수소점화기(Ignitor) 설치 등 필요시 필요한 후속조치 수행

• 현재 국내의 신뢰성 있는 연구기관에서 추진 중인 중대형 실증실험 장치를 이

- 76 -

용한 PAR의 성능 검증

3.4.1.5 격납건물 과압보호 능력

[KINS검증단]

가. 격납건물 관통부 내압능력

한수원은 2010년 수행된 극한내압능력 평가 결과를 근거로 격납건물 파손압력을

426 kPa(a)로 설정하고, 사고 후 약 21.5시간(대응조치 없을 경우)이 경과하면 해당압력에

도달한다고 평가하였다.

질의․답변을 통해, 관통부 내압성능을 포함하여 격납건물 파손모드별 손상압력 재

평가를 요구하였다. 한수원은 3차원 유한요소방법을 이용하여, 격납건물 파괴모드를 원통

형 수직법 기저부 휨/전단 파손, 장비반입구 및 직원 출입구의 파손 등 7개로 선정하여

격납건물 극한내압능력을 재평가하였다. 파괴기준으로는 더 이상 압력증가가 이루어지지

않는 규모의 개방이 발생(<0.028 m2)하는 누설(leak), 격납건물의 급격한 감압이 이루어지

는 규모의 개방이 발생(0.028 ~ 0.047 m2)하는 파손(rupture)으로 정의하고, 누설은 에어락

팽창성 밀봉재(Airlock Inflatable Seal)를 통한 누출로 AECL의 2007년 평가 결과를 토대

로 내압하중은 38.0 psi(262 kPa(g))으로, 파손은 격납건물 외측 콘크리트 변형률이 0.003로

내압하중은 48.2 psi(332.3 kPa(g))인 것으로 평가하였다.

나. 칼란드리아 탱크 및 원자로격실 내 과압 발생 가능성

질의․답변을 통해 칼란드리아 탱크 및 원자로격실에서의 증기 폭발 가능성을 확인

하였다. 한수원은 용융된 노심이 재배치되는 과정에서 입자성 파편(Particulate Debris)이

지배적이라는 조건, 감속재는 포화상태를 유지하여 상당량의 증기기포가 존재할 것이라는

조건을 토대로 칼란드리아 탱크 내부에서의 증기 폭발은 발생하지 않을 것이라 평가하였

다. 그리고 외벽냉각을 통해 칼란드리아 탱크의 손상 없이 대처할 수 있기 때문에 원자로

격실 내에서의 증기 폭발은 발생하지 않을 것이라 평가하였다.

검토 결과, 사고 시나리오에 따라 달라질 수는 있으나 일정 정도의 시간이 경과되어

야만 노심용융물의 재배치가 완료된다는 한수원 평가는 타당하다. 따라서 한수원에서 이

를 근거로 칼란드리아 탱크 내부에서의 증기 폭발 가능성은 없다고 평가한 것은 적절한

것으로 판단한다. 또한, 원자로격실 외부주입유로 설치와 함께 파열판을 추가 설치할 예

정이며, 격실 내부 벽면에 1/4인치의 스틸라이너가 설치되어 있어 급격한 압력상승에 의

한 격실 파손이 발생할 가능성은 적을 것으로 판단한다.

다. 격납건물 여과배기설비 수동개방 지연 영향

- 77 -

질의․답변을 통해 한수원은 모든 전력 상실로 인해 중대사고로 진입하는 사고 시

나리오에서 격납건물 압력이 가장 빠르게 상승하는 초기 시점에서의 상승률은 약 20

kPa/hr로서 에어락 팽창성 밀봉재 파손압력인 262 kPa(g)까지 도달하기까지 사고 발생

후 약 6시간 이상 소요되는 것으로 평가하였다. 그리고 살수계통이 작동되는 경우, 사고

발생 후 약 10시간 정도 소요되었을 때 200 kPa(g)에 도달하는 것으로 평가하였다. 이를

토대로, 한수원은 CFVS이 지연 개방되더라도 격납건물의 손상을 초래할 수 있는 압력까

지 상승하기까지 시간 여유가 있으므로, 격납건물 보호조치에는 문제가 없을 것으로 평가

하였다.

현재의 CFVS 개방설정치는 격납건물 누설률 시험 설정치로서 해당 압력에서는 과

압에 의해 격납건물의 누설이 발생하지 않는다는 것을 보장할 수 있기 때문에 개방설정

치로 설정되었다. 다만, 상기에 기술된 격납건물 관통부 내압능력 평가 결과, 극한 사고에

서의 압력상승률, 아래에 기술된 CFVS 개방에 따른 환경영향 등을 고려하여 최적의 개

방설정치 및 개방전략을 마련해야 할 것이다.

라. 격납건물 과압보호조치로 인한 방사선 영향

이번 스트레스 테스트에서 한수원은 극한 자연재해로 인한 중대사고 시에 원자로건

물 과압방지를 위한 핵심설비로 여과배기계통을 선정하였다. 질의․답변 과정에서 CFVS

운전으로 방사성물질이 환경으로 방출되어 부지 반경 2 km 이내 지역주민이 영향을 받을

수 있으나, 비상발령에 따라 부지 반경 2 km 이내 지역주민은 모두 소개되기 때문에 영

향은 없을 것으로 제시하였다. 여과배기계통 외부로 방출되는 핵종에 대한 사항과 이로

인한 소외 방사선영향은 관련 기술수준을 고려하여 불확실성이 높은 분야로, 한수원은 관

련분야 동향 파악 및 지속적인 연구개발이 필요하다고 판단한다. 따라서 여과배기계통 운

전은 후쿠시마 원전사고와 같은 최악의 상황에서 소외 영향을 최소화하는 최후의 수단으

로 고려하는 것이 바람직하며, 이러한 상황과 함께 격납건물 우회 사고 등 극한 사고환경

에서의 방사선영향 평가를 수행하고, 원자로건물 과압방지 전략 및 중대사고 관리전략을

보완할 필요가 있다.

마. 결론 및 안전 개선사항

노심용융물 재배치 과정 등을 고려하여 칼란드리아 탱크 내부에서의 증기폭발 가능

성, 원자로격실 내에서의 증기폭발에 의한 격실파손이 발생할 가능성은 매우 작을 것이

며, CFVS의 개방설정치를 일정 정도 초과하여 개방한다 하더라도 격납건물 보호에는 지

장이 없을 것으로 판단한다. 다만, 격납건물 관통부 내압능력 등에 대한 평가와 CFVS 개

방에 따른 환경영향 등을 고려하여 최적의 CFVS 개방설정치 및 개방전략을 마련해야 할

것으로 판단한다(3.4.1.1의 안전 개선사항 참조).

- 78 -

[민간검증단] CFVS 실효성 평가

월성1호기의 격납건물여과배기가 후쿠시마 사고와 같은 극한 조건에서 제대로 성능

을 발휘하는지 세부 검토가 필요하다. 그러나, 극한사고 시 최후의 방벽인 격납건물의 파

손 메커니즘에 대한 정밀한 평가가 수행되지 않아 격납건물 여과배기 설비에 의한 안전

성 증대 효과를 판단하기는 어렵다.

또한, 격납건물여과배기 설비 구매시방서에 따르면 불활성기체, 삼중수소는 전혀 제

거하지 못하는 것으로 기술되어 있으며 특히 유해한 유기요오드 제거율 요건으로 80%를

적용하고 있음. 참고로, 독일의 Containment Hydrogen Control and Filtered Venting

Design and Implementation, Bernd A. Eckardt, Michael Blase, Norbert Losch,

Framatome ANP, Offenbach 자료에 제시된 JAVA 실험에 따르면, “Iodine Retention (중

략) Furthermore, as a result of the capability of the measuring techniques to

discriminate between elemental iodine and organic iodide, it was possible to verify an

average organic iodine removal efficiency of 85% to 95%”로, 유기요오드 제거율을 85∼

95% 기술하고 있다. 격납건물여과배기 설비의 구매시방서에 제시된 유기요오드 80% 제

거율에 대한 기술적인 근거가 확보되어 있지 않다. 대기로 배출되는 20%의 유기요오드가

주민에 미치는 영향이 평가되어 있지 않다.

향후 설치될 타호기의 경우는 CFVS 후단에 방사성물질 모니터링 설비를 구축한다

고 하나, 현재 월성1호기에는 모니터링 설비가 구축되어 있지 않다. 사고시를 대비해 모

니터링 설치를 함으로써 향후 주민피폭선량의 정량적 평가가 가능할 것으로 판단된다.

CFVS 개방 압력이 격납건물 설계기준압력으로 설정되어 있으며, 이는 LOCA 시 최

대 격납건물 압력과 같다. 따라서, LOCA 시 최대 격납건물 압력의 불확실성을 고려하고

살수펌프의 유량이 부족하게 되면 LOCA 후에도 격납건물 압력이 설계압력을 상회하나

노심의 상태가 중대사고 진입조건에 도달하지 않은 상태에서는 EOP(비상운전절차서)로는

수행할 조치가 없으며, CFVS도 개방할 수 없으며, SAMG의 진입도 안되는 애매한 상태

가 존재하게 된다. 이러한 상태는 설계적으로는 격납건물의 누설에 해당된다.

또한 CFVS가 예정된 setpoint에서 정확히 개방된다는 보장은 없으므로 지연된 개방

(delayed opening)을 고려해야 한다. 즉, CFVS가 적절한 시점에 열리지 않고 지연되어

중대사고가 더 진전된 이후에 개방되는 경우에는 20% 제거율로도 총량으로는 더 많은

양의 방사성 물질 방출을 초래할 수 있다. 그럼에도 지연 개방시의 소외피폭량에 대해서

는 더욱이 평가가 되어 있지 않으며 중대사고 관리방안에서 조차 고려되어 있지 않았다.

참고로, 미국의 피동형 원전인 AP1000원전의 표준설계인가 안전성분석보고서를 제출한

웨스팅하우스(사)는 AP1000 원전이 중대사고시 원자로용기 외벽냉각에 의해 용융물을 원

자로용기 내에 가둘 수 있다는 결론에 대해 미국규제위원회는 이를 수용하지 않고 원자

- 79 -

로용기가 그래도 파손될 경우 증기폭발, 용융물과 콘크리이트 반응 등에 대해 얼마나 안

전도가 확보되는지를 평가하여 설계에 반영할 것을 요구하였고 웨스팅하우스는 이에 따

라 추가적인 설계 안전도 평가를 수행하여 제출한 바 있다.

수소연소와 연관되어 동 설비가 지닌 부작용을 파악하지 못하였다(수소농도가 높은

상태에서 여과배기 작동 시 수소 폭발 발생이 가능함).

중대사고 진입 후 격납건물의 압력이 증가하여도 CFVS 작동이 지연될 수 있으나,

이러한 개연성에 대한 고려가 중대사고 관리지침에는 없다.

이에 대한 사업자의 의견은 다음과 같다.

• 격납건물여과배기계통(CFVS)은 중대사고 대응 시 원자로건물의 압력이 제한치

를 초과할 경우 밸브 개방을 통해 추가적인 원자로건물의 압력 상승을 방지함

으로써 원자로건물의 건전성을 유지하기 위한 설비임. 중대사고 기간 중

CFVS 제어를 수행해야 하는 원격제어실은 보조건물 내부 제2제어실 내부에

위치하고 있어 접근 조작이 용이함. CFVS 운전시 원격제어실의 방사선영향은

시간당 1mSv 미만 피폭이 이루어지는 것으로 분석되었음. 만약의 경우, 비정

상적인 방사능 누출로 보조건물의 방사능 오염이 발생하더라도 CFVS 원격제

어실과 발전소 제2제어실과는 5m 정도 떨어져 있기 때문에 CFVS 운전원이

조작 후 제2제어실로 신속히 대피할 수 있음.

• 후쿠시마와 같은 극한 자연재해 발생에 의한 중대사고 발생과 함께 운전원의

회복조치가 모두 실패했다고 가정할 경우, 월성1호기는 사고 발생 약 21.5시간

후에 원자로건물의 건전성이 손상되는 것으로 평가됨. CFVS 개방 설정값(124

kPag)과 격납건물 손상압력(326 kPag)은 약 200 kPag 이상의 차이가 있어, 만

약 운전원 조치가 지연되더라도 약 14.5시간정도의 충분한 여유시간을 확보하

고 있음.

• CFVS는 중대사고시 발생하는 대부분의 방사성핵종을 여과하며, 일부 가스형

태의 비활성기체 및 삼중수소 등이 대기로 배출될 수 있음. 그러나 비상감압

을 위한 비상 배기시간이 단기간이며, 제거가 되지 않는 방사성물질의 분율과

이로 인한 영향이 낮음. 또한 대기로 방출 전 주민대피 등 방사선비상대책을

통해 영향을 최소화할 수 있으며, 전 세계적으로 유사한 전략과 기준을 적용

하고 있음. CFVS의 국제적인 성능요건은 에어로졸과 요소 아이오다인에 대한

제염계수(여과효율)를 적용중이나, 월성1호기는 구매규격으로 유기 아이오다인

제염계수(여과효율)를 추가 반영하였음.

• 격납건물여과배기설비(CFVS) 개방에 따른 소외 방사선 영향을 확인하기 위해

개방시 1일부터 30일까지의 누적방출량에 대해 평가하였음. 방사선 비상시 주

민보호조치 권고기준(대피, 소개 및 갑상선 방호약품 복용)과 비교하기 위해

- 80 -

방출 후 2일 동안의 유효선량, 7일 동안의 유효선량, 그리고 2일 동안의 갑상

선 선량을 미국 NRC에서 개발한 전산코드 MACCS II를 이용하여 계산하였

음. 평가 결과, 방호 조치가 없는 최악의 경우에 2km 이내 일부 지역은 대피

권고 대상에 포함되는 것으로 나타남. 그러나 2km 이내 지역은 중대사고 발

생시 적색비상 발령으로 예방차원에서 즉시 소개되는 지역이므로 주민의 방사

선 피해는 없을 것으로 예상됨.

민간검증단의 검증결과, 다음의 개선사항이 도출되었다.

• 후쿠시마원전 사고 이후 국내원전의 안전성 확보 차원에서 격납건물 배기설비

가 도움이 될 것으로 판단하나, 그 성능과 부정적인 영향이 충분히 평가, 보완

되지 않은 상태에서의 운영은 바람직하지 않음. 따라서 위에 제기한 문제점을

반영한 격납건물 여과배기 설비 설계 타당성을 재평가하고 이에 대한 재검증

이 필요함.

• 월성1호기에 추가로 설치된 격납건물여과배기설비(CFVS)는 극한 자연재해 등

에 의한 중대사고 발생 시 격납건물의 파손이라는 최악의 상황을 막기 위한

비상 대책으로 후쿠시마 원전 사고 이후 국내 원전의 안전성확보 차원에서 신

속한 설비보강의 필요성은 인정되나 보다 안정적인 설비운영과 중대사고 대처

능력을 한층 제고하기 위하여 다음과 같은 보완조치가 필요한 것으로 판단됨.

- 현재 설정된 격납건물여과배기설비(CFVS) 개방 운전압력이 설계기준사고시

첨두압력과 동일함에 따라 중대사고가 아닌 설계기준사고시에도 개방 운전

의 우려가 있으므로 중대사고시에 한정하여 개방 운전을 실시하도록 명확

히 기술하여 행정절차를 보완하고,

- 월성 1호기 격납건물에 대한 극한내압능력과 참조발전소(캐나다 포인트레프

르 원전)의 운영사례 등을 종합적으로 검토하여 가능한 한 방사성물질이 소

외로 방출되지 않도록 격납건물여과배기설비(CFVS) 개방 압력 적합성에 대

한 재평가를 수행하고, 이를 반영하여 설계기준사고에 적용되는 EOP(비상운

전절차서) 및 중대사고관리지침 등에 대한 종합적인 보완이 필요함.

3.4.1.6 제2제어실에서 발전소 상태파악 및 제어능력 평가

[KINS검증단]

KINS검증단에서 수행한 발전소 상태파악에 관한 검토결과는 운영능력분야에 기술

하였다.

[민간검증단]

- 81 -

스트레스테스트에서 가정한 극한 상황시 주제어실 상실에 따른 제2제어실의 원자로

안전정지 기능을 수행할 수 있는 실효성 평가를 수행하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 제2제어실은 주제어실 거주성이 상실할 경우 원자로의 안전정지 기능을 수행

할 수 있도록 설계되었음. 제2제어실에서 운전이 가능한 설비는 비상노심냉각

계통(ECCS)과 비상급수계통(EWS)이며, 제2제어실 바로 옆에 비상전원공급계

통(EPS)가 위치하고 있어서 소내전원이 모두 상실되더라도 비상전원공급계통

(EPS)을 기동하여 비상노심냉각계통(ECCS)과 비상급수계통(EWS)을 사용할 수

있도록 되어 있음. 비상전원공급계통(EPS)까지 상실되는 경우에도 비상전원공

급계통(EPS)의 모선에 이동형발전차를 연결하면 동일한 설비의 동작이 가능

함.

• 미임계 유지 측면에서는 지진자동원자로정지 설비 작동에 의해 원자로는 자동

정지되며 운전원은 이를 초기에 주제어실에서 확인할 수 있음. 이후 제2제어

실에서는 가돌리늄 탱크 수위 및 헬륨탱크 압력 감시를 통하여 원자로 정지

여부를 재확인할 수 있음.

• 노심 냉각기능 유지 측면에서는 비상전원공급계통(EPS)이 상실된 상태에서도

제2제어실에서 지시계 또는 휴대용 계측기를 사용하여 필수 안전변수를 확인

및 사고를 진단할 수 있음. 또한 사고 초기에 휴대용배터리로 주증기안전밸브

를 원격 개방함으로써 최소 9시간 동안 원자로 냉각이 가능하며, 9시간 이내

에 비상냉각수 외부주입을 통하여 지속적인 냉각이 가능함. 좀 더 효과적인

사고 진단, 감시 및 제어 능력 확보를 위해서 내진 축전지와 연속 감시를 위

한 기록계를 설치하여 대응능력을 증진할 예정임.

• 원자로건물 건전성 유지 측면에서는 상기에 기술한 노심 냉각기능 유지를 통

하여 원자로건물 건전성을 확보할 수 있음. 만약, 노심 냉각기능이 확보되지

않을 경우에는 제2제어실에서 원자로건물 압력 감시를 통해 과도한 압력 증가

를 확인하고 원자로여과배기계통 운전 여부를 결정할 수 있음. 원자로여과배

기계통의 원격제어실은 제2제어실과 5m 이내에 위치하여 운전원 접근 및 조

작이 용이함. 또한 제2제어실에서는 원자로건물 격리밸브들의 상태 파악 및

조작이 가능하여 원자로건물을 수동으로 격리시킬 수 있음.

• 따라서, 제2제어실은 극한재해사고 시 미임계 유지, 노심냉각 및 원자로건물

건전성 유지에 필요한 상태감시 및 제어 능력을 갖추고 있음.

민간검증단 검증결과, 다음의 개선사항의 이행이 필요한 것으로 판단하였다.

• 제2제어실에서 운전이 가능한 설비는 비상노심냉각계통(ECCS)과 비상급수계

통(EWS)으로 이 계통이 가용하면 안전 정지에 문제가 없는 것으로 평가하였

- 82 -

으나, ECCS와 EWS가 가용하지 않을 경우의 평가가 필요함.

• 초기 완전 정전으로 인한 대응능력향상을 위해 제2제어실의 내진 축전기를 추

가 설치할 계획에 대한 구체적인 이행방안 제시 필요

• 제2제어실 거주성 확보를 위해 2016년 12월말까지 디젤발전기가 장착된 이동

형공기정화기를 설치한다는 구체적인 이행 방안이 제시되어져야 함(분야 5 방

재 및 비상대응능력에서 제시)

• 제2제어실에서의 대응은 분야 3의 시나리오 7번2)과 9번3)의 경우로서 제2제어

실은 필수안전변수를 측정 및 조치가 이루어져야 하나, 지진 등에 의한 화재

발생시 전기 및 신호 전달용 케이블 손상으로 인해 다중 오작동, 즉 잘못된

데이터를 제공하거나 예기치 않은 방향으로 전환되는 신호를 발생할 수 있음.

이에 대한 평가가 이루어져야 함. 이 경우 휴대용계측기도 가용하지 않을 것

으로 판단됨.

• 필수안전변수를 취득하기 위한 제어계측계통의 제어케이블은 난연케이블로 설

치되어 있으나, 지진 화재시 제어케이블이 기능을 상실하기 까지는 약 30분

정도 소요되는 것으로 평가함. 이는 초기 대응을 위한 데이터 취득의 한계를

나타내며 사업자는 설비개선 및 방화재 피복(Wrapping) 대책은 부실함. 특히

설비개선 중 대형 소화기 추가 설치는 실효성에 의문이 듦

- 화재감지기는 내진 설계된 제품이 없으므로 월성1호기에 설치된 화재감지기

또한 내진설계가 되어 있지 않음. 이에 대한 보완책으로 사업자는 화재시 순

찰조를 편성하여 30분내 관리가 가능하다고 평가함. 이는 지진 화재시 30분

내 조치는 현실적으로 불가능할 것으로 판단됨.

3.4.1.7 사용후연료 냉각 및 손상 후 대응능력

[KINS검증단]

가. 사용후핵연료 냉각 및 손상 후 대응 능력 평가

한수원은 사용후핵연료의 붕괴열이 지속적으로 감소하기 때문에 저장조가 건전할

경우, 연료가 손상되기까지 걸리는 시간은 냉각기능 상실로부터 10.7일 ~ 18.7일 이상이

소요되는 것으로 평가하고, 순수계통, 소화수계통 및 소방펌프차를 이용하여 사용후핵연

료 저장조에 비상보충수를 공급하는 조치를 수행함으로써 연료의 손상이 발생하기 이전

에 사용후핵연료 저장조 수위를 회복하는 데 충분하다고 평가하였다. 따라서 월성 1호기

사용후핵연료의 손상은 방지할 수 있고, 연료가 손상되지 않는다면 수소 발생량 또한 미

2) 시나리오 7 : 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한 지진해일3) 시나리오 9 : 비상전원공급계통상실을 포함한 소내정전과 최종열제거원상실 사고를 동반한 0.3g 지진

- 83 -

미하여 별도의 수소제어기능을 필요하지 않다고 평가하였다. 그럼에도 불구하고 사용후핵

연료가 손상되어 사용후핵연료 저장조 건물 내 방사선 준위가 증가할 경우 사용후핵연료

저장조 배기계통을 통하여 핵분열생성물을 여과한 뒤에 보조건물로 방출하도록 되어 있

어 환경영향을 최소화할 수 있다고 평가하였다. 이때 사용후핵연료 저장조 지역 내에 존

재하는 수소도 함께 보조건물로 방출시킴으로써 수소연소를 방지할 수 있다고 평가하였

다.

질의․답변을 통해, 사용후핵연료 저장조 비상 냉각수 주입을 통해 사용후핵연료가

손상되는 중대사고로 진입할 가능성은 적은 것으로 확인되었으나, 사용후핵연료 저장조에

서 중대사고 발생 시 완화전략 수행을 위해 실효성 있는 수소농도 감시방안 확보가 필요

하며, 수소배출 및 핵분열생성물 제어 관점에서 최적의 관리방안이 마련될 필요가 있는

것으로 판단한다.

나. 결론 및 안전 개선사항

극한 상황에서 사용후핵연료 손상이 발생할 수 있을 정도로 사용후핵연료 저장조

수위가 감소되는 데는 많은 시간이 소요되어 외부주입유로를 통한 냉각수 보충으로 수위

를 회복하는 데 충분한 여유가 있는 것으로 판단한다. 그럼에도 불구하고, 사용후핵연료

가 손상되어 저장조 건물 내 방사선 준위가 증가할 경우를 대비한 중대사고 관리방안은

마련되어야 할 것으로 판단하여 안전개선사항으로 정의하였다.

• 사용후핵연료 저장조의 중대사고 관리를 위한 설비보강 및 전략마련

- 사용후핵연료 저장조에서 중대사고 발생 시 완화전략 수행을 위해 실효성

있는 수소농도 감시방안 확보

- 수소배출 및 핵분열생성물 제어 관점에서 최적의 중대사고 관리방안 마련

[민간검증단]

사용후핵연료가 극한 재해시 어떤 영향을 주는지 분석하기 위해서 사용후핵연료 습

식저장조의 냉각재 누출, 건식 저장조(사일로-캐니스터) 파손 가능성, 및 사용후핵연료

저장조의 비등에 대한 분석이 필요하다.

한수원의 상기의 민간검증단 의견에 대해 다음의 의견을 제시하였다.

• 고 비등이 시작되어 수위가 사용후연료 상부까지 감소되는 시점까지 분석하였

음. 사용후연료 저장조의 냉각기능 상실시 시간당 비등발생량은 사용후연료

저장조에 저장된 연료의 상태에 따라 0.75∼1.28kg/sec임. 극한자연재해 시에

는 이동형펌프를 이용하여 사용후연료 저장조에 비상보충수를 공급함. 이동형

펌프의 설계유량은 500gpm(31.4kg/sec)으로 사용후연료 저장조의 시간당 비등

발생량보다 훨씬 큼. 따라서 일단 비상보충수가 주입되면 사용후연료 저장조

의 수위는 즉시 회복됨. 사용후연료 냉각기능 상실 후 방사선 차폐기능이 상

- 84 -

실되기까지의 시간은 저장된 연료 상태에 따라 77.3시간(3.2일)∼143.3시간(6.0

일)이 소요될 것으로 분석됨. 해당 소요시간 이내에 비상충수를 시행함으로써

냉각기능을 유지하여 사고 진행을 방지할 수 있음.

• 사용후연료 건식저장시설은 EL.(+)30m 이상의 부지에 위치하고 있어 해일 등

의 극한 재해에 대해서는 안전성을 확보하고 있음. 또한 사용후연료 건식저장

시설은 크게 콘크리트 사일로인 캐니스터와 M/K-400 모듈인 맥스터로 구분

되며, 두 시설 모두 설계기준지진(0.2g)을 고려하여 설계되었음. 두 시설에 대

한 내진설계 검토결과 최소 0.342g의 수평지반가속도가 적용되었으며, 이 값은

재현주기 10,000년 빈도 지진인 수평지반가속도 0.3g 보다 크므로 사용후연료

건식저장시설은 0.3g 지진에도 안전함. 따라서 사용후연료 건식저장시설에 보

관된 사용후연료의 구조적 건전성이 유지되고 자연대류에 의한 사용후연료의

냉각이 보장되어 연료손상 등의 사고 발생 가능성은 없음.

민간검증단 검증결과, 다음의 개선사항이 도출되었다.

• 사용후핵연료 방출 통로의 압력경계가 이중화 되어 있지 않아서 사용후핵연료

교체 시에 냉각재 상실사고가 발생하면 CFVS가 작동하기 전에 사용후핵연료

수조로 방사성물질이 다량 방출될 수 있음. 교체한 사용후핵연료를 저장수조

까지 이동하는 통로에 볼 밸브(ball valve)가 두 개 설치되어 있는데 사용후핵

연료를 이동시키는 과정에서 볼밸브를 둘 다 열어야 하는 상황이 발생함. 이

때 중대사고가 발생하면 격납용기 압력이 높아지면서 사용후핵연료 방출 통로

를 통해서 다량의 방사성물질이 사용후핵연료 수조를 통해 대기로 방출됨. 압

력경계의 이중화가 되어 있지 않은 것은 AECL의 지적사항이기도 해서 월성

2∼4호기는 볼 밸브 뒤쪽에 차단게이트를 설치했지만 월성 1호기는 차단게이

트가 없어서 압력경계가 이중화되어 있지 않음.

• 사업자의 사용후핵연료 저장조 수위 감소는 냉각기능을 상실하여 비등의 경우

만을 평가한 것으로 극한 재해시 저장조 균열 등 파손에 의한 수위 감소에 따

른 영향 평가가 이루어지지 않음.

• 건식저장시설의 경우 내진설계가 되어 있다고 하나 극한 복합 자연재해시 일

부라도 파손에 의한 방사선량 평가가 수행되어져야 할 것으로 판단되며, 또한

복구 시나리오도 수립되어져야 할 것으로 판단됨.

3.4.1.8 비상급수계통(EWS) 관련 건전성 평가

[KINS검증단]

KINS검증단에서 수행한 비상급수계통 건전성에 관한 검토결과는 분야1에 기술하였

다.

- 85 -

[민간검증단]

민간검증단은 설계기준초과 및 중대사고시 비상냉각수 주입전략, 관련 비상냉각수

주입수단 및 성능평가, 관련 비상냉각수 주입 배관 파손 및 비상급수저장조 기능 상실에

대한 대응책에 대한 평가를 수행하였다.

한수원은 비상급수계통과 관련하여 다음의 의견을 제시하였다,

• 비상급수(EWS) 관련 시설은 크게 비상급수펌프건물, 비상급수저장조 및 비상

급수계통 배관으로 구분되며, 모두 설계기준지진인 0.2g 지진에도 견디게끔 설

계된 안전관련 구조물 및 안전등급 배관임. 이 중 비상급수펌프건물은 내진여

유도 평가결과 내진성능이 최소 0.3g HCLPF(High Confidence and Low

Probability of Failure, 고신뢰도-저파손확률값) 이상인 것으로 확인되었으며,

비상급수저장조의 경우 부지에 0.3g의 지진동 발생시에도 저장조 사면의 안전

율이 허용기준 이상이며, 지반의 액상화 발생 가능성이 없는 것으로 평가되었

음. 또한 비상급수계통의 배관은 0.2g 지진에도 견디게끔 설계된 안전등급 배

관으로서 내진성능은 최소 0.3g HCLPF 이상임. 따라서 비상급수(EWS) 관련

시설은 모두 재현주기 10,000년 빈도의 지진동인 0.3g에도 건전성을 상실하지

않음.

• 비상급수저장조는 월성1호기와 2호기의 공용설비로서 9,100ton의 물을 수용하

고 있음. 그중 2,300ton은 화재 시 소화수원으로 사용되며, 6,800ton은 발전소

노심 냉각에 사용할 수 있음. 또한 사고가 장기화되어 비상급수저장조의 수위

가 내려가더라도 정수장(약 10,000ton)으로부터 추가적으로 용수를 공급받아

보충이 가능함. 따라서 화재시에도 사고 대응이 가능한 충분한 수원을 확보하

고 있음.

민간검증단 검토결과, 다음의 개선사항이 도출되었다.

• 비상급수저장조의 2,300ton의 소화수를 구비하고 있는데 2,300ton의 수량에 대

한 평가 결과와 소화수 부족시에 대한 대응 방안이 마련되어져야 할 것임.(사

업자는 외부지원을 받는다고 하나 지진 발생, 다수 호기, 다수 부지 동시 사고

등으로 외부 지원불가능 시를 고려한 평가가 이루어져야 함)

• 비상급수배관계통의 펌프, 배관은 내진설계가 되어 있다고 하나 극한 재해시

주변 비내진 설계된 펌프 및 배관의 간섭영향에 의해 건전성에 확보가 어려울

것으로 판단됨. 이에 대한 재평가가 필요함.

3.4.1.9 중대사고 시 폐기물(오염수 등) 처리 전략 평가

[KINS검증단]

- 86 -

중대사고 시 폐기물 처리와 관련한 사항은 스트레스테스트 가이드라인 범위에 포함

되지 않았기 때문에 KINS검증단은 별도의 검토를 수행하지 않았다.

[민간검증단]

2011년 일본 후쿠시마 원전 사고에 따른 사고 및 사고 수습과정에서 발생한 저농도

및 고농도의 폐기물(오염수)이 발생하였다. 이에 국내 원전 사고시를 대비한 폐기물(오염

수) 처리 대책을 평가하였다.

한수원은, 중대사고시 적절한 노심냉각 및 원자로건물 건전성 유지 전략을 수행함으

로써 원자로건물 손상에 의한 방사성 물질의 외부 유출 가능성은 없는 것으로 평가하였

다. 그리고 월성1호기에서는 오염수 외부 유출 시 ‘비방사성계통, 지역점검 및 방사능 오

염시 조치’절차서에 따라 오염수를 처리 및 조치하도록 되어 있다고 답변하였다. 특히,

후쿠시마원전 사고경험과 관련, 비상시 신속 대응 가능한 액체폐기물 처리기술 확보를 위

해 ‘모듈형/이동식 액체방사성폐기물 처리기술 개발’ 연구과제를 수행하고 있고, 연구과

제가 완료되면, 사용후핵연료 저장조 냉각수의 외부 유출 등 비상상황을 가정하여 고농도

액체폐기물 오염에 따른 조치방안을 마련하여 오염수 처리에 대한 방사선안전관리 능력

을 향상시킬 예정임을 제시하였다.

민간검증단 검토결과, 다음의 개선사항이 도출되었다.

• 중대사고시 격납건물 손상에 의한 고농도 방사성물질이 유출될 수 있으며 사

용후핵연료 저장조 냉각수의 외부 유출 등에 신속히 대응할 수 있는 대책이

필요함.

• 중대사고시 폐기물(저농도 및 고농도 오염수) 처리는 작업자 보호 및 향후 원

전 안정화 및 부지복원 차원에서도 중요함. 사업자는 현재 연구중(비상시 신속

대응 가능한 액체폐기물 처리기술)이며 향후 연구결과를 활용할 계획이라 하

나 좀 더 구체적인 대안 제시가 필요함.

3.4.1.10 중대사고 관리지침 유효성 평가

[KINS검증단]

중대사고 관리지침의 유효성과 관련하여 앞의 각 절에서 검토하였다.

[민간검증단]

민간검증단은 중대사고 관리 지침 개정 사항이 무엇인지 확인하고 이의 실효성을

점검하였다.

- 87 -

한수원은 중대사고 관리지침 유효성과 관련하여 다음의 답변을 제시하였다.

• 국내 중대사고관리지침서는 WOG(Westinghouse Owners Group) 중대사고관

리지침서를 기반으로 개발되었으며 이는 캐나다 중대사고관리지침 개발시에도

마찬가지로 적용되었음. 또한 중수로 중대사고관리지침은 원자력연구원 등 중

대사고 전문가들이 참여하여 개발하였음. 월성1호기의 중대사고관리지침은

IAEA 지침(Technical Reports Series No. 368 Accident Management

Programmes in Nuclear Power Plants)에 따라 발전소 운전원 및 종사자가 확

인 및 검증평가를 수행하여 검증하였으며 규제기관 심사를 통해 유효성을 확

인하였음.

• 또한 후쿠시마 후속조치(관리번호 4-5: 사고관리전략 실효성 강화를 위한 중대

사고관리지침서 개정)에 따라 후쿠시마와 같은 극한사고를 고려하여 설치된

설비(외부주입유로, 이동형 발전차, 격납건물 여과배기설비)에 대해 활용할 수

있는 내용을 포함하여 월성1호기의 중대사고 관리지침이 개정되었음. 규제기

관의 심사 중 도출된 보완사항 및 국내외 연구결과 등 보완이 필요한 사항에

대해서는 지속적으로 반영하고 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 후쿠시마 사고 이후에 현재 세계적으로 중대사고 관리지침을 어떻게 개선해야

할지에 대해 논의가 진행 중이며, 국내에서도 현재 원자력안전위원회의 요구

에 의해 중대사고 관리지침 및 그 개선 방향, 유효성 평가에 대한 규제체계를

개발하는 안전센터 연구도 막 착수된 상황임.

• 후쿠시마 후속조치의 안전관련 설비 보완이 완료되지 않았으며, 이를 통해 설

치된 PAR, 격납건물 여과배기 설비 등과 같은 중대사고 대처 설비들의 설계

적합성도 확인되지 않은 상태임.

• 중대사고 관리지침 개발 시 민간검증단의 전문가를 포함한 관련 전문가들의

충분한 검토와 국내외 연구 결과를 확보하여 그 개발 방향/전략이 수립되어야

함.

3.4.2 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

스트레스테스트 가이드라인에 따르면, 극한 자연재해로 인해 중대사고 대처에 필요

한 설비들이 작동되지 않아 사고가 확대되는 상황이 발생한 일본 후쿠시마 원전 사례를

교훈으로, 극한 자연재해 상황을 고려하여 중대사고 발생시 대처가 가능한지 여부를 확인

하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약분야를 평가․보완하여 중대사고 관리능력을 증

진하기 위한 목적으로 5가지 세부항목을 평가하도록 하였다.

- 88 -

평가결과, 국내원전 안전점검 결과로 설치된 피동촉매형수소재결합기, 비상냉각수

외부주입설비 및 격납건물여과배기설비 등 핵심설비를 이용한 필수 중대사고 관리능력은

확보되어, 일본 후쿠시마 원전과 유사한 사고의 발생을 방지할 수 있다고 판단한다. 따라

서 가이드라인의 ‘평가기준’에 제시된 대응능력은 확보된 것으로 판단한다. 다만, 보다 종

합적인 중대사고 대응능력 확보를 위해 다음의 안전개선대책이 도출되었다.

① 확률론적 안전성평가 평가방법론을 활용하여 중대사고 대처능력의 적절성 평가

- 극한 상황에서의 중대사고 대응 전략을 종합적이고 체계적으로 마련하기 위

해 확률론적안전성평가 결과를 활용하여 대처능력의 적절성을 평가

- 환경오염 및 주민․작업자 피폭 방지와 격납건물 극한 파손내력을 종합적으

로 고려하여 격납건물 과압방지와 관련한 중대사고 관리전략 보완

② 대응전략을 포함하여, 장기노심냉각을 위한 연구 수행

- 격납건물 침수 측면에서 1차측 비상냉각수 외부주입설비는 노심냉각을 위한

장기수단이 될 수 없기 때문에 장기노심냉각 수행 방안 마련

- 노심용융물 조성비 등 중대사고의 불확실성과 분석 및 실험의 한계는 여전

히 존재하기 때문에, 월성 1호기 고유의 노심용융물 조성비에 대한 연구 등

칼란드리아 탱크 외벽냉각에 대한 연구

- 칼란드리아 탱크 파손 시 MCCI에 의한 장기냉각 측면의 부정적 영향에 대

해 종합 평가

③ 사용후연료저장조의 중대사고 관리를 위한 설비보강 및 전략마련

- 사용후연료저장조에서 중대사고 발생 시 완화전략 수행을 위해 실효성 있는

수소농도 감시방안 확보

- 수소배출 및 핵분열생성물 제어 관점에서 최적의 중대사고 관리방안 마련

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 중대사고 시나리오 상정시 핵폭주, 증기폭발, 증기발생기 세관 파단 등을 고려한

시나리오 평가가 수행되어져야 하며, 사고 후 72시간 이후의 장기 시나리오를 수

립한 장기 대응전략이 제시되어져야 함.

- 설계기준초과사고 및 중대사고시 사업자는 사고가 무조건 완화된다는 개념을 적

용하여 사고해석을 통해 원전 안정화 조치계획을 수립하고 있으나 민간검증단 의

견은 사고완화 조치 실패시를 고려한 대응전략이 수립되어져야 할 것으로 판단됨.

- 장기 노심 열제거를 위한 ECCS 재순환운전의 실효성 측면에서 사업자는 장기연

구를 수행할 예정인바 이에 대한 구체적인 연구목적, 방향 등이 제시되어져야 함.

- 89 -

- 비상급수저장조가 동이 난 7일 후의 냉각수 공급의 실질적인 대비책을 세워야 함.

② 지진 화재 등 복합재해 상황을 고려해서 외부냉각수 주입 대책 보완 필요.

③ 증기발생기 세관 파단에 의한 방사성물질 방출 평가 및 대책 마련 필요.

④ 칼란드리아 탱크의 건전성을 확보할 수 있다는 근거 제시

- 칼란드리아 탱크 벽면 열속이 임계열속 이하라는 해석은 격실의 열속 수용능력이

보장되어야 할 것으로 판단되며 이는 격실 냉각수가 충분히 열교환 순환이 된다라

는 평가 결과를 제시해야 함.

⑤ 격납건물여과배기설비(CFVS)의 개방 압력 등 운영전략 보완 및 방사성물질 모니

터링 설비 설치 등 필요.

⑥ 피동촉매형수소재결합기(PAR)의 설치에 대한 수소 생성 및 거동에 대한 상세분

석과 성능 재평가가 필요하며, 추가 보완대책으로 수소점화기 설치를 고려해야 함.

⑦ 제2제어실에서의 필수안전변수 취득시 화재로 인한 신호케이블의 오신호 취득

가능성에 대한 재평가가 필요함. 또한 거주성 확보를 위한 이동형공기정화기 도입

시기를 앞당길 필요가 있음.

⑧ 사용후핵연료 방출 통로와 저장조 사이 압력경계 이중화가 필요하며, 저장조 균

열(파손)에 의한 수위 감소 평가와 아울러 복구 시나리오가 수립되어져야 함.

⑨ 중대사고시 방사성폐기물 관리 대책이 필요함.

⑩ 중대사고 관리지침 개발 시 민간검증단의 전문가를 포함한 관련 전문가들의 충

분한 검토와 국내외 연구 결과를 확보하여 그 개발 방향/전략이 수립되어야 함.

- 90 -

3.5 방재 및 비상대응 능력

3.5.1 분야별 주요 검증내용

3.5.1.1 다수호기 동시사고 시 선량평가 능력

[KINS검증단]

가. 다수 호기 동시 사고 시 선량평가 능력 평가 결과

스트레스 테스트 가이드라인 항목별 세부지침 (5-1)에 따르면, 다수 호기 동시 사고

에도 주민 예상피폭선량을 평가할 수 있는지, 소내 정전이 장기화되더라도 비상대응에 필

요한 통신 기능을 유지하는 등의 비상대응 능력 유지 여부를 평가하도록 되어 있다.

한수원은 단일 호기 사고에 따른 방사선 비상 시 주민 예상피폭선량을 예측하기 위

한 K-REDAP(KHNP’s Radiological Emergency Dose Assessment Program)을 개발․운영

하고 있으나, 다수 호기 동시 사고 발생 시에는 주민예상피폭선량 예측에 한계가 있어 다

수 호기 동시 사고 및 다중 방출선원을 고려한 선량평가 능력 확보를 위해 S-REDAP

(Smart-Radiological Emergency Dose Assessment Program)을 개발할 예정임을 제시하였

다. 한수원은 기상탑 기능이 상실되는 경우를 대비하여 무선 송수신 방식이 설치된 이동

형 환경감시 차량에서 실시간으로 기상정보를 측정․활용할 수 있는 체계를 갖추고 있고,

발전소 상태변수 및 기상정보 등의 자료수집이 모두 불가능할 경우에도 감마방사선량률,

대기 중 방사성옥소 농도 등 측정결과에 기반을 둔 유효선량 수계산 체계도 갖추고 있어,

극한 상황에서도 선량을 평가할 수 있다고 평가하였다. 그리고, 주민 예상피폭선량 평가

프로그램은 방사선평가조와 방사선관리조에서 운영하는데, 관련 절차(표준기술행정절차서

방사-8800, 방사능방재교육)에 따른 교육 및 주기적인 연합훈련 등 방사능방재훈련을 통

해 전문성을 확보하고 있는 것으로 평가하였다.

검토 결과, 한수원의 다수 호기 동시 사고 대비 주민 예상피폭선량 평가를 위해

K-REDAP 프로그램의 개선 필요성 도출은 적절한 것으로 판단하였다. 그러나, 실질적인

선량평가가 가능하도록 아래의 개선이 필요한 것으로 판단하였다.

① 한수원에서 계획 중인 S-REDAP은 대형 냉각재상실사고를 기반하는 프로그램

이기 때문에 일본 후쿠시마 원전사고와 같이 사고 진행기간이 긴 장기 정전사

고에 의한 중대사고 발생 시 주민예상피폭선량평가 예상이 어려울 것이므로

이에 대한 개선대책 마련

② 실제 사고에서는 누설률을 파악하기 어려울 가능성이 높아 보수적으로 평가할

경우(격리 실패 시 100 %/day, 파손의 경우 100 %/hr) 과도한 주민보호조치를

권고할 수 있는 가능성이 있어 실질적인 평가가 가능하도록 개선 필요

- 91 -

③ 질의․답변을 통해 유효선량 수 계산 방법은 타당한 것으로 확인되었으나

K-REDAP을 운영할 수 있고, 수 계산이 가능한 비상요원은 방사선관리조와

방사선평가조의 각 1인에 한정되기 때문에 이에 대한 개선 필요

이에 따라 한수원은 KINS 검증단의 의견을 반영하여 최근 미국 원자력규제위원회

에서 발간한 NUREG-1935(State-of-the-Art Reactor Consequence Analysis; SOARCA)의

평가 방법론을 반영하여 장기 전원상실 시나리오에 대한 선원항 평가가 가능하도록

S-REDAP 개발계획을 변경하였다. 두 번째 격납건물 파손 등에 의해 방사성물질이 누설

될 경우에는 격납건물 압력이 감소하는 특성이 있기 때문에 ‘누설의 크기–격납건물 압

력 간의 상호관계’를 활용하여 방출량을 계산하는 방법론을 S-REDAP에 반영할 예정임을

제시하였다. 마지막으로 주민 예상피폭선량 평가능력 제고를 위해 복수(2인 이상)의 방사

선 평가요원을 확보하여 운영할 수 있도록 하는 개선대책을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

이상의 결과를 종합하면, 한수원에서 최초 계획한 K-REDAP 개선계획에 실질적인

선량평가가 가능하도록 개선할 예정이므로, 다수 호기 동시 사고를 대비한 실질적인 주민

예상피폭선량 평가가 가능할 것으로 판단한다.

• 다수호기 동시사고 및 다중 방출선원을 고려한 선량평가프로그램 개발

[민간검증단] : 단일호기 및 다수호기 동시사고 시 사고대응전략 평가

민간검증단은 다수호기 동시 사고시 주민피폭선량 평가의 실효성을 확인하고, 극한

적 재난상황에서 원전 인근지역의 도로, 통신, 전기공급체계 등의 총체적인 파손에 의한

접근성의 유효성을 평가하였다(타부지 및 외부지원기관의 지원 포함).

한수원은 상기와 관련하여 다음의 답변을 제시하였다.

• 다수호기 동시사고에 대비하여 월성본부는 단일호기, 동 발전소 2개호기, 3개

이상호기 사고시에 대비한 비상조직을 운영하고 있음. 그러므로 다수호기 동

시사고가 발생하더라도 조직 구성상의 문제는 없으며, 특히 다수호기 동시사

고시 많은 인원이 필요한 방호 및 선량평가 조직에 대해 다음과 같은 대응 전

략을 가지고 있음.

• 다수호기 동시사고를 가정하더라도 선량평가 및 환경방사선․능 감시를 위한

장비는 단일호기 사고에 비하여 크게 수량이 많이 필요한 것이 아니므로 현

대응 상황은 적절하며, 개인 방호장비도 부지 내 비상요원 정수의 2배수 이상

확보하고 있음. 다수호기 동시사고시 주민피폭선량 평가를 원활하게 수행하기

위하여 S-REDAP(다수호기 동시사고시 주민예상피폭선량평가프로그램)도 개발

하여 시범운영 중임.

• 환경방사능 감시를 위한 열형광선량계(TLD)는 방위 및 거리별로 37개 지점에

- 92 -

설치되어 공기중 집적선량을 조사하며, 비상시에는 방위 및 거리별로 추가 설

치될 수 있음. 환경방사선감시기(ERMS)는 환경방사능 준위를 감시하기 위해

방위 및 거리별로 16개 지점에 설치하여 공간선량율을 측정함. 또한 극한 자

연재해에 의한 침수 및 전원상실을 대비하여 총 6대의 이동형 환경방사선감시

기를 추가로 확보하여 운영하고 있음. 이동환경감시차량(EML)은 비상시 주변

환경방사선(능) 측정 및 시료채취를 위한 장비를 갖추고 있으며 기상정보 수

집장치 및 통신장비도 탑재하여 운영함.

• 비상시 환경감시 인력현황은 다음과 같음. 현장지휘센터 발족 전에는 환경감

시조는 총 8명으로 구성됨.[조장 1명(환경방사능차장), 소외탐사 4명, 방사능분

석 2명, 상황정리 1명] 현장지휘센터가 발족되면 원전 환경감시조는 합동방사

선감시센터 조직에 편입되어 센터의 지시 및 감시계획에 따라 환경감시활동을

수행함. 환경감시조장(원전탐사팀)은 추가 소요인원을 타 원전본부에 요청하여

환경감시조의 조직을 총 15명으로 확대 편성하여 운영할 수 있음.(팀장 1명,

육상탐사조 4명, 현장감마조 4명, 환경감시차량조 2명, 방사능분석조 4명)

• 환경실험실의 거주성 상실시 예비환경실험실인 경북대학교 방사선과학연구소

로의 이동 및 환경감시 활동에 참여함. 백색비상 발령부터 환경실험실 거주성

상실에 대비하여 지정된 예비환경실험실이 원활히 운영될 수 있도록 사전준비

태세를 갖춤. 청색비상이 발령되면 이동형환경감시차량과 환경시료 채취차량

을 환경실험실 앞에 출동 대기시키고 측정 및 분석요원과 탑재장비 등을 점검

함. 또한 예비환경실험실과 비상대책실(EOF)간 통신상태를 확인하고 점검함.

적색비상발령이 예상되거나 발령시에는 거주성평가 결과에 따라 예비환경실험

실로 신속히 이동함.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 다수호기 사고시 주민피폭선량 평가는 단일호기 평가용 프로그램을 사용하여

대체한다는 의견을 제시했고 2014년 12월까지 다수호기 평가용 프로그램을 개

발한다는 계획이 있음.

• 그러나 이는 수치모의에 의한 평가로서 검증의 절차가 필요하고, 또한 실제

실측 데이터를 이용한 평가가 수행되어져야 할 것으로 판단. 이에 대한 향후

구체적인 계획이 제시되어져야 할 것임.

• 타부지 및 사업자지원기관(중앙연구원 등)의 접근성이 용이하지 않을 경우를

대비한 자체 조직만으로 운용 가능한 대응시스템을 구축해야 함.

3.5.1.2 소내․외 접근성 확보

[KINS검증단]

- 93 -

가. 소내·외 접근성 확보 평가 결과

한수원에서는 외부 지원인력은 지진발생 시 가용한 모든 접근로를 활용하여 월성

부지 소내로 접근이 가능하고, 해일이 발생한 후에도 인근 군부대 및 지자체 협조를 통하

여 도로 복구가 가능하므로 월성 부지로의 접근성은 보장된다고 평가하였다. 또한, 방사

선비상계획서에 따른 초기 접근성 확보를 위한 조치는 초기 비상대응조직의 긴급정비조

가 수행하도록 기술되어 있으나 포괄적으로 기술되어 있어, 비상운영지원실 인력을 활용

하여 소내 비상대응시설의 접근성을 확보하도록 개정하였기 때문에 극한 자연재해가 발

생하더라도 월성 1호기는 타부지 및 외부 지원 기관으로부터 비상요원 및 비상장비의 지

원이 가능한 것으로 평가하였다.

KINS 검증단의 검토 결과, 설계기준사고 시 고정형 비상교류전원을 통해 안전부하

에 전원을 공급할 수 있으므로 이동형 발전차 등과 같은 비상대체 설비는 별도로 필요하

지 않을 것이나, 지진이 동반된 SBO 발생 시에는 이동형 설비(이동형 발전기, 이동형 펌

프차, 지게차 등)를 이용한 비상대응 조치방안 이행을 위하여 이 설비의 운영 인력은 요

구되는 시간 내 발전소(On Site)에 도착해야 할 것을 제시하였다. 또한 설계기준을 초과

하는 지진이 발생한 상황에서는 발전소 주변 사면 붕괴로 인해 진입도로가 손실될 가능

성이 있어, 소외에 거주하는 운영 인력이 제한시간 안에 발전소에 진입하여 비상대응 조

치를 이행하는 것이 불가능 할 수 있음을 제시하였다. 이에 대해 한수원은 전술한 사고상

황 시(즉 설계기준 초과사고 시) 필요한 모든 인력이 2시간 안에 발전소에 진입하여 이동

형 설비를 운영할 수 있다고 평가하였으나, 이는 지진 등으로 인한 발전소 접근성 상실,

사고 당시 운영 인력의 소재 위치 및 분야3.1.1.3에 기술한 소내 사면붕괴 등을 종합적으

로 고려할 때 현실적이지 못한 가정인 것으로 판단한다. 따라서 휴일 및 야간 등 취약시

간에 지진 발생 시, 이동형 발전기 등의 비상대응설비 운영에 투입될 비상대응 인력을 확

보하기 위한 구체적인 계획 수립 및 이행이 필요하며 일정시간 동안 외부 지원이 없을

경우를 가정하여, 사고 초기대응 단계에서 비상대응 단계까지 요구되는 업무 및 필요인력

에 대한 재평가와 후속조치가 필요한 것으로 판단하였다. 이에 대한 상세검증 결과는 공

통분야에서 상세하게 기술하였다. 그리고, 부지 외부 재해에 대해서는 군부대 및 지자체

등 국가 차원에의 복구조치가 수행될 것이라는 한수원의 의견은 적절한 것으로 판단한다.

그러나, 소내의 경우는 소내 이동형설비 및 비상대응인력의 이동 등을 보장하기 위한 긴

급조치가 필요한데, 한수원에서 제시한 민간중장비 업체는 야간 등 취약시간 대에는 지원

받기가 어려울 것이며, 월성 1호기에서 보유하고 있는 중장비(지게차 1대)로는 잔해물 등

의 제거가 불가능할 것으로 판단하여 이에 대한 개선을 요구하였다.

이에 따라 한수원은 자연재해의 종류에 따라 이동형 발전기 및 이동형 펌프차를 설

치야 할 위치나 이동경로 상에 장애물이 있을 수 있는 것으로 평가(지진의 경우 도로상

의 균열, 부지 내 잔해물, 폭우의 경우 토사, 나무 등 잔해물 등)하여 소내에 상주하는 협

- 94 -

력사 및 청경대원 등 소내 인력이 운전 가능한 소형 중장비(소형 굴삭기 등)를 추가 비치

하는 개선대책을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

한수원에서 제시한 중장기 개선대책은 일정시간 외부 지원 없이 소내 상주인력 및

자원을 활용하여 소내외 접근성을 확보하기 위한 방안이므로 수립된 계획은 타당한 것으

로 판단한다.

[민간검증단] : 비상시 외부지원 실효성 평가

다수호기 동시 사고시 타부지 및 본부로부터 지원 가능성을 평가하였다. 원전 사고

시 사고대응은 사업자 단독으로 수행하지 못할 것으로 판단, 이에 따라 다양한 기관(소방

서, 경찰, 통신회사, 군부대, 의료기관 등)과의 업무협조가 중요한데 비상시 협조기관과의

우선 대응을 할 수 있는 협조체계(강제성)의 실효성을 평가하였다.

한수원은 상기와 관련하여, 다음의 의견을 제시하였다.

• 비상상황이 발생할 경우 외부 지원인력과 발전소의 운전원은 울산에서 포항을

연결하는 31번 국도를 통하여 월성원자력본부 북문과 남문으로 진입하게 됨.

설계기준지진인 0.2g 또는 재현주기 10,000년을 초과하는 0.3g의 지진이 발생

할 경우 일반적으로 차량통행에 제한을 줄 수 있는 도로의 피해형태는 도로상

균열발생과 같은 것이 있으나 이 경우 균열부위에 중장비를 이용하여 흙을 채

움으로써 단시간 내에 복구가 가능함. 특히 규모 9.0의 동일본대지진시에도 지

진 발생 다음날부터 긴급차량의 통행이 가능해진 바 있었음. 또한 남문 앞의

진입교량에 대해서는 후쿠시마 후속조치를 통하여 최대 0.3g 규모의 지진에서

도 교량의 기능을 유지하는데 문제가 없도록 내진보강을 완료한 상태임.

• 재현주기 10,000년 빈도의 가능최고해수위 EL-IMSL.(+)8.7m와 비교하여 발전

소 구내도로의 표고는 EL-IMSL.(+)12.0m 이므로 침수영향은 없음. 한편 발전

소 운전원 및 외부 지원인력의 주진입로인 월성 본부 남문 앞 나아리 방향 31

번 국도의 도로 표고는 발전소 사택까지의 구간에서 EL-IMSL(+)4.53m～

EL-IMSL(+)14.2m로서 도로의 일부 구간이 침수영향을 받을 수 있음. 그러나

일반적으로 해일에 의해 외부로부터의 발전소 진입로가 침수되더라도 범람된

물이 다시 빠져나가는 데에 시간이 많이 소요되지 않기 때문에 접근성을 확보

할 수 있음. 일본 후쿠시마원전의 경우 일련의 지진해일이 발생하였지만, 최고

수위에 도달한 후 물이 빠지는 시간은 1시간이 채 걸리지 않은 것으로 보고된

바 있음. 실제로 매우 긴 파장을 갖는 지진해일의 경우에도 주된 파동이 발생

한 이후 30분 내지 1시간 이내에는 물이 빠지는 것으로 알려져 있음. 그러나

설계기준초과 태풍 발생시 강풍의 영향으로 가로수나 잔해물이 도로의 통행을

- 95 -

막을 수 있으므로 이 경우에는 중장비를 이용한 복구가 필요함.

• 월성1호기에서는 상기와 같이 지진에 의한 도로 균열이나 강풍 등에 의한 비

산물에 의하여 도로의 통행이 제한되는 경우에 대비하여 이동형발전차 및 지

원인력(장비)의 접근성 확보를 위한 굴삭기 또는 휠로더 등의 중장비 도입을

검토중임. 또한 호기별 소형 이동형발전기 도입도 추진함으로써 극한 자연재

해로 인하여 대형 이동형발전차의 접근이 어려울 경우 대응능력에 이상이 없

도록 조치할 예정임.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 다수호기 동시 사고시 사업자 특성상 타부지로부터 인력 및 장비의 적절한 지

원이 어려울 것으로 판단. 왜냐하면 사고 이외 부지 사업자는 원전 상태 확인

및 사고의 전파 가능성을 고려하여 비상 대기 중이므로 충분한 지원이 힘들

것으로 판단.

- 사업자는 비상인력 및 비상장비를 적절히 지원받을 수 있을 것으로 확인하

였다고 하나 이는 문서상의 절차일 뿐이고 실제적으로 확인했다는 근거를

제시하지 못함

- 그러므로 본부 차원의 비상대책조직이 상시 구성되어 훈련 등을 통해 대비

태세를 갖추는 게 필요.(사고 대응 전문인력 양성 필요)

• 원전 비상시 단순 절차서 기술 및 MOU 체결로는 유관기관의 비상시 우선 대

응에 대한 강제성이 결여되는 바, 현실적인 협조 체계를 구축해야 함(우선 비

상대응절차 및 강제성 부여 등)

- 방재유관기관(소방서, 한국통신 등)과의 업무협조체계가 다수호기 사고 발생

등 극한상황 발생시에는 원전뿐만 아니라 주변지역도 영향을 미치는 바 유

관기관의 원전 안정화를 위한 우선 대응시스템이 확립되어 있지 못함.

- 또한 경주지역은 원전과 방폐장이 공존하는 지역으로서 사업자는 상호간에

지원협약서를 체결하고 있고, 지진 및 해일 등 자연재해로 인해 간섭현상은

예상되지 않는다는 추상적인 예상은 현실성이 없음

- 원전과 방폐장과의 단일 및 동시 비상발생시 실제적이고 명확한 비상대응시

스템 구축 필요(인적, 물적자원 확보 및 절차 마련)

3.5.1.3 비상대응시설 거주성 확보 및 비상대응요원 방호조치

[KINS검증단]

가. 비상대응시설 거주성 확보 및 비상대응요원 방호조치 평가 결과

한수원은 극한 재해로 비상대응시설 중 주제어실의 기능이 상실하게 되면 제2제어

실로 이동하여 필요한 조치를 수행하는데, 제2제어실은 방사능 누출에 의한 운전원의 안

- 96 -

전 및 적절한 보호가 보장되도록 설계되어 있으며 연기 및 화재경보 기능을 갖춘 공기조

화계통, 2명의 인원이 4시간 동안 사용 가능한 휴대용 호흡장비, 휴대용 방사선감지기를

통해 거주성이 확보된다고 평가하였다. 비상대책실 발족 전까지 비상대책실의 기능을 수

행하는 기술지원실(TSC)은 극한 자연재해에 견딜 수 있는 구조물 내부에 설치되어 있고,

사고기간 중 전신피폭선량이 50 mSV를 초과하지 않도록 설계되어 있으며 비상요원의 공

기흡입으로 인한 내부피폭을 방지하기 위해 HEPA 필터를 포함한 비상환기시설을 갖추

고 있어 거주성이 확보된다고 평가하였다. 다만, 설치된 공기조화계통이 전력상실로 인해

기능이 상실될 경우를 대비하여 디젤발전기를 장착한 이동형 공기정화기를 확보할 계획

임을 제시하였다.

비상 시 비상요원에 대한 피폭평가를 고리원전에서 수행하는 경우, 오염 확산방지

측면에서 적절하지 않을 수 있고, 이동장애 등으로 피폭평가가 불가능할 수도 있는 것으

로 판단한다. 이에 따라 한수원은 사택 내 환경실험실 또는 비상대책실 내에 TLD 판독실

및 WBC 분석실 확보방안을 마련하는 개선대책을 제시하였다. 한수원의 개선대책은 이동

장애 등으로 인한 영향을 해소시킬 수 있으나, 오염 확대로 인한 영향은 여전히 해결되기

어려울 수 있는 것으로 판단한다. 이에 대해 한수원은 2014년 3월 14일자로 원자력안전위

원회에서 의결된 소내 비상대응거점 재검토의 검토요소로 추진할 것임을 제시하였다.

체르노빌이나 후쿠시마 원전사고의 비상대응과 같이 최악의 원전사고와 같은 극한

상황에서 비상대응을 수행하는 요원들인 소방요원 및 보수요원들의 방호조치는 정해진

절차(방0-6-753, 비정상상태 및 긴급시 방사선안전관리 절차서)에 따라 가능할 것이라는

한수원 답변은 극한 상황이 반영된 절차가 아니기 때문에 개선이 필요한 것으로 판단하

였다. 이에 한수원은 INPO와 IAEA에서 후쿠시마 원전사고의 교훈으로 제시한 사항을

검토하여, 1) 사고 발생 후 환경오염으로 작업자가 착용하지 않더라도 TLD가 오염될 수

있으므로 이에 대한 조치방안 마련, 2) 정전에 대비하여 작업자별 피폭량을 산정․관리할

수 있는 방안 마련, 3) 피폭제한치를 상황에 맞게 다소 유연하게 설정할 수 있는 근거를

마련하고 작업자들의 교육을 실시하는 방안 마련, 4) CFVS 개방에 따른 방사성물질 환경

방출 등 복구조치 수행 중 방사성물질 방출․누출을 작업자에게 공지할 수 있는 방안 마

련, 5) 이동형 환경감시기를 활용한 부지 내 방사능오염지도를 운영하는 방안은 극한 자

연재해로 인해 통신기반시설이 마비될 경우 이용할 수 없기 때문에 무인비행체를 이용한

공중 원격방사선 감시 및 소내오염지도 작성 방안 마련 등의 계획을 제시하였다. 또한,

6) 소방 및 보수요원 등이 사고 현장 투입 전 방사선(능) 감시를 위해 비상발령 후 방사

성물질 방출이 우려되는 장소에 무선 원격 방사선감시기(WRMS)의 전송기와 수신기를

설치하고, 비상운영지원실 또는 발전소 정문에는 실시간 감시 모니터를 설치하여 방사선

준위를 측정․감시하는 방안, 비상대응시설에 비치된 공기시료채취기에 휴대용 무정전 전

원공급장치 전원을 공급하는 방안을 제시하였다.

- 97 -

나. 결론 및 안전 개선사항

한수원에서 제시한 비상대응시설 거주성 확보 방안 평가 결과, 비상기술지원실(TSC)

의 공기조화계통 설비 전원상실시 장착 계획 및 제2제어실 거주성확보 계획은 비상요원

의 내부피폭 방지에 적절한 방안으로 판단된다. 또한 한수원이 제시한 비상대응요원 방호

조치 및 환경감시 방안은 극한 재해 시 활용에 적합하다고 판단한다.

• 다수 호기 동시 사고를 고려한 소내 비상대응거점 추가 확보 방안 마련

- 소내 비상대응거점 재검토

- 전원상실 시 방사선감시 및 비상대응요원 방호조치 개선

- 부지 출입자 피폭관리 방안 개선

[민간검증단] : 비상대응시설 거주성 확보

비상대응시설 및 이에 대한 거주성의 확보는 원전 안정화를 위해 다른 어떤 설비

보다 우선적으로 확충되어야 한다. 한수원은 주제어실, 비상기술지원실, 비상운영지원실,

비상대책본부 등이 비상시 거주성 및 전력공급, 작업자 보호조치 등이 구비되어 있다고

하나, 스트레스테스트 목적상 극한사고, 다수호기 사고를 고려한 평가이기 때문에 위의

사항이 불능이라고 판단하고 추가적인 대응책이 필요한 것으로 판단한다.

한수원은 비상대응시설 거주성 확보와 관련하여 다음의 의견을 제시하였다.

• 비상대응시설은 방사선비상 사고시 비상대응활동을 원활히 수행하기 위하여

설계된 장소 또는 시설로서 월성1호기 비상대응시설에는 주제어실(MCR), 제2

제어실(SCA), 비상기술지원실(TSC), 비상운영지원실(OSC), 비상대책실(EOF),

환경실험실(EL) 등이 있음.

• 주제어실은 사고시 종사자의 피폭방지를 위해 비상환기계통을 갖추고 있음.

소외전원 상실시 주제어실의 비상환기계통은 2대의 예비디젤발전기(SDG)로부

터 전원을 공급받을 수 있음. 또한 운전원 10명이 7일간 거주에 필요한 비상

식량 및 비상용품(구급용구, 비상약품 및 위생용품)을 비치하고 있음.

• 제2제어실은 화재, 지진 등에 의해 주제어실을 사용할 수 없는 경우에 주제어

실 이외의 장소에서 원자로의 운전을 정지시키고 안전한 상태로 유지시킬 수

있도록 되어 있는 장소임. 내진 축전지에 의해 8시간 사용가능한 조명시설(비

상조명등 17개), 운전원 2명에 대해 4시간 동안의 거주성을 보장하는 휴대용

호흡장비 및 방사선 감시장비를 구비하고 있음. 또한 화학식 간이 화장실 장

비를 비치하고 있으며, 주제어실에서 비상식량을 가져와서 사용할 수 있음.

• 비상기술지원실은 호기당 최소 200m2 이상의 면적을 가지고 주제어실과 동일

한 비상환기계통에 의해 거주성이 보장되며 전원상실 사고 시 2시간 동안 사

- 98 -

용할 수 있는 무정전전원공급장치가 비치됨.

• 비상운영지원실은 호기당 최소 150m2 이상의 면적을 가지고 있으며 전원상실

사고 시 2시간 동안 사용할 수 있는 무정전전원공급장치가 비치됨. 공간선량

률을 상시 감시하여 0.1mSv/h 이상일 경우 월성2호기 비상기술지원실로 이동

하는 절차를 수립하고 있음.

• 비상대책실은 현 법적요건에 의하여 발전소에서 약 10km 떨어진 방사선비상

계획구역 외부에 설치되어 있으며 최소 400m2의 면적과 자체 디젤발전기를

갖추고 있음. 2개 이상의 접근통로를 보유하여 접근성을 확보하고 있음.

• 극한 자연재해로 인하여 각 비상대응시설의 거주성이 상실되더라도 방사선비

상계획구역 밖에 있는 비상대책실의 경우 사용이 가능할 것으로 평가되었음.

주제어실의 거주성이 상실되었을 경우 제2제어실을 사용할 수 있으며, 제2제

어실과 비상기술지원실의 거주성 향상을 위하여 이동형 공기정화기를 설치할

계획임. 한편, 교대 근무자 및 일반 종사자의 대기 및 소내 지휘본부 구축을

위하여 후쿠시마 사고 경험을 반영한 소내거점시설 보완을 검토 중에 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 한수원은 사고시 주제어실의 거주성은 전단여과기, 고성능입자여과기 등으로

구성된 비상환기계통에 의해 유지되며, 환기계통은 예비디젤발전기로부터 전

원을 공급받는다고 하나, 스트레스테스트는 극한 자연재해를 고려한 것이기

때문에 주제어실의 기능은 상실된다고 보아야 함

• 비상기술지원실의 경우 주제어실과 근접하여 위치해야 하고 동일 건물내에 위

치하는 것은 현실적으로 주제어실 불능시 비상기술지원실도 불능 가능성이 있

음.

• 비상운영지원실의 경우 사고시 공간선량률이 0.1mSv/h 이상일 경우 거주성이

상실된다고 보고 2호기 TSC로 이동하는 절차도 다수호기 사고시에는 2호기

이동도 문제가 있다고 고려됨.

• 비상대책본부의 경우 10km 이내 위치하여야 하며 방사선비상계획구역으로부

터 10km내에 설치되었을 경우에는 방사선비상계획구역 외부로부터 10km 이

내에 예비비상대책실을 지정하도록 되어 있음. 극한 방사능 비상시를 대비한

다면 예비비상대책실을 지정하여 대비할 필요성이 있음. 비상대책본부(EOF)의

경우 사고시 종합상황실의 역할을 수행해야 하나 방사능 확산의 영향에 의해

대응을 못할시 대응책이 전무(원전과의 거리 10km 이내 위치)

• 사업자는 다량의 방사성물질이 방출되면 거주성에 문제가 있을 것으로 판단하

여 여러 장소에 예비 EOF를 설치할 필요성이 있다고 하나 구체적인 계획이

없음.

- 99 -

• 제2제어실 이동시 지하 비상통로로 접근이 가능하다하나 이는 복합 재난(지진

에 의한 화재 등)시 이동이 현실적으로 불가능할 것으로 판단.

• 제2제어실 상주 인원 2명이 모든 기능을 수행한다하나 심리적인 요인에 의해

상황 대처를 못할 우려가 있음. 추가 인원 배치 필요

• 현재 제2제어실은 내진 검증된 축전지에 의해 비상전원이 8시간 공급 가능한

조명시설을 갖추고 있고 원자로 안전정지를 수행하는 운전원 2명에 대해 4시

간동안의 거주성을 보장하는 휴대용 호흡장비 및 방사선 감시장비를 구비하고

있으나, 장기대응전략을 고려한다면 거주성 보장용 장비 파과(破過) 수명의 초

과, 필수요원 및 일반종사자 보호조치(대기장소 부재, 식량 및 식수 부족)가

부족하다고 판단됨.

• 또한, 사고가 장기화되는데 대비하여 제2제어실의 경우 거주성을 장기적으로

확보하기 위해 디젤발전기를 장착한 이동형 공기정화기를 2016년 12월까지 설

치할 계획이라 하는데 우선 순위를 높이는 대책이 필요함.

• 추가적으로 디젤발전기가 장착된 이동형 공기정화기의 경우 제2제어실 뿐만

아니라 동일 부지, 동일 호기에 있는 비상기술지원실, 비상운영지원실의 추가

설치 여부에 대한 검토가 필요함. 극한 자연 재해시 공기조화 계통이 전면 가

용하지 않을 것으로 판단해야 함.

• 월성1호기는 경주에서 28km, 울산에서는 북구청과 18km 밖에 거리가 떨어져

있고 울산 경계와는 6km에 지나지 않아 방재계획 및 시나리오 평가시 울산광

역시에 대한 평가도 이루어져야 함.

3.5.1.4 비상대응계획 이행 가능성

[KINS 검증단]

가. 정전을 고려한 비상발령 가능성

한수원은 등급 3 및 4 전원이 완전 상실되거나 등급 1 전원이 완전 상실될 경우 백

색비상이 발령되므로, 설계기준 초과 지진에 의해 소내정전사고가 발생하면 바로 백색비

상이 발령(상황 5번)되도록 비상발령계획이 수립되어 있고, 전원상실 상태가 15분 이상

지속될 경우 청색비상이 발령(상황 5번)되도록 하고 있으므로, 극한 재해가 발생하고 전

원상실 등의 영향이 지속될 경우 청색비상까지 확대 발령할 수 있는 것으로 평가하였다.

그러나 적색비상으로 확대 발령되기 위해서는 기체 핵분열생성물 감시계통 고경보 발생

이 확인되어야만 가능(상황 4D)하도록 되어 있어, 전원상실 시 해당 경보를 확인할 수 없

기 때문에, 등급 1 및 2 전원 동시 상실과 함께 비상급수설비 등의 이용불가 상태가 확인

될 경우에 적색비상이 발령될 수 있도록 개선하였다.

- 100 -

나. 본사 비상대응 조직과의 연계

질의․답변을 통해, 한수원은 극한 자연재해 발생 시 통신설비의 부족과 대응시간의

부족으로 발전소에서 방사선비상 발령 상황을 외부 다양한 기관에 전파하지 못할 가능성

이 있어, 본사 비상대책본부에서 수행할 수 있는 체계를 갖추고 있다고 답변하였다. 그러

나 본사 방사선비상조직 구성 및 운영 관련 절차(표준기술행정절차서 표준방사-8810)를

검토한 결과, 방사선비상조직 및 임무, 보고 및 정보공개 절차 등에서 월성 본부 비상계

획서와 본사 비상계획서 간의 연계 미흡이 확인되었고, 한수원은 관련 절차(표준기술행정

절차서 표준방사-8810, 본사 방사선비상조직 구성 및 운영)를 개정하여 비상발령 종류에

따른 비상대책본부장의 역할을 명확하게 하고, 비상대책 보좌역의 임무 및 정보공개, 그

리고 주민 홍보를 위한 상황반의 역할과 방법 등을 명확하게 하였다.

다. 통신설비 가용성

사고 발생 시 발전소 상태를 정확하게 파악하기 위해서는 주요 계통 및 설비의 이

용 가능성 등이 현장에서 직접 확인되어야 하며, 그 상황을 원활하게 전달할 수 있는 통

신 설비가 구비되어야 한다. KINS 검증단은 지진을 동반한 극한 상황에서 월성 1호기 제어

실과 현장 지역에 설치된 페이지폰 또는 운전용 전화 등의 이용 가능성이 보장되지 않으므

로 개선대책을 요구하였다. 이에 대해 한수원은 기존 통신설비를 내진 보강하고 위성전화

를 추가로 신설하는 등 현장 운전원과 제어실 운전원 간의 원활한 의사소통이 가능하도록

하는 단기 및 장기 개선방안을 제시하였다.

라. 결론 및 안전 개선사항

정전을 고려한 비상발령 가능성을 검토하기 위하여 백색․청색․적색 비상을 발령

할 수 있는 상황조건들을 확인한 결과, 한수원에서 제시한 청색비상까지의 확대 발령은

가능한 것으로 판단하였다. 또한, 적색비상 발령 조건의 한계사항을 확인하고, 이를 해결

하기 위해 소내 및 소외 전원상실사고와 동시에 비상급수가 상실되는 경우에 등급 1, 2

전원 동시 상실조건을 추가하는 조치를 완료하였음을 확인하였다. 따라서, 장기 정전이

발생하는 상황에서도 비상발령조건에 해당되는지 여부를 결정할 수 있다는 한수원 평가

는 타당한 것으로 판단한다.

본사 비상대응조직과의 연계 검토 결과, 한수원의 관련절차(표준기행행정절차서 표

준방사-8810, 본사 방사선비상조직 구성 및 운영) 개정을 통해 비상발령 상황에 따른 비

상대책 본부장 및 본사 비상요원의 임무를 명확히 하고, 정보 공개 및 주민 홍보를 위한

상황반의 역할 및 방법을 명확히 하였다. 또한 비상보고·연락 체계를 현행화하여, 본사

비상대응 조직은 비상대응 수행에 적합한 것으로 판단한다.

통신설비 가용성 평가 결과 한수원은 기존 통신설비를 내진 보강하여, 극한 재해 시

- 101 -

가용성을 확보할 계획이고, 위성 전화를 신설하여 현장 운전원과 제어실 운전원 및 각 비

상대응시설(TSC, OSC, EOF) 간의 통신 가용성을 확보하였으므로, 비상 시 통신 가용성이

적절히 확보되었다고 판단한다. 통신설비의 보강은 공통분야에서 현장 접근 조치와 함께

개선사항으로 도출․정리하였다.

[민간검증단]

가. 비상통신설비 가용성 평가

월성본부 소내 비상통신설비는 자료를 보면 비상용전화, 비상용 팩스 등 모두 유선

용으로 되어있으나, 장기전원 공급의 현실성이 떨어지는 측면이 있고, 유선용을 대체한

위성전화를 구축하는 것으로 계획되어 있으나 구체적이지 못하다. 현 법적 요건상 반경

2km 이내 비상방송망을 확보하여야 한다고 하나 주변 여건을 적절히 고려하여 설치했는

지의 여부 등을 확인하였다.

한수원은 비상통신설비 가용성과 관련하여 다음의 의견을 제시하였다.

• 장기 소내정전을 가정하고 이 때 사용 가능한 통신 및 감시 시스템과 가동 가

능 시간을 평가함. 추가 전원이 필요할 경우 공급 가능성에 대해서도 평가하

였음. 평가결과, 기존 설치된 비상통신 설비 중 유선 비상 전화 및 팩스, 인터

넷 등에 지속적인 전원 공급을 위하여 본부 내 비상통신설비 용 축전지 및 무

정전 전원공급장치를 설치하였으며 이 예비전원을 통하여 이동형발전차 연결

시점까지 약 8시간 이상 통신이 지속될 수 있음.

• 또한 극한 자연재해에 대비하여 내진 비상전화가 주제어실, 제2제어실, EPS실,

EWS 펌프실에 각각 2회선씩 연결되어 있으며 전원 상실시에도 자체 배터리로

6~7시간 사용 가능한 것으로 확인되었음. 여기에 추가적으로 외부와의 통신을

위하여 위성전화를 주제어실, 비상기술지원실(TSC), 비상운영지원실(OSC), 제2

제어실 등 비상대응시설에 설치하였음.

• 비상시 원전 주변 2km 이내 지역에 방사선비상 내용을 청취할 수 있는 방송

망을 확보하고 있음. 장기정전사고 또는 지진발생 등 자연재해로 인한 전원상

실에 대비하여 원전 주변 2km 이내 경보방송설비 전체를 대상으로 모두 별도

의 무정전전원공급장치를 설치하였으며 주기적인 설비점검을 통해 설비의 건

전성을 확인하고 있음. 또한 태양광으로 전원공급이 가능한 무선경보방송설비

를 나산들 공원 등에 설치하였음.

• 월성부지 주변 총 30곳에 설치된 비상경보방송설비는 주기적인 설비점검을 통

해 건전성을 확인하고 있지만, 이들의 기능이 정상적으로 동작하지 않을 경우

까지도 대비하여 경주시 재난방송설비와 마을회관 방송 등 다양한 방송경로를

통하여 비상상황을 전파할 수 있음. 이와 관련하여 경주시와 방송에 관련한

- 102 -

협약도 맺고 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 사업자는 고정형 14대, 이동형 6대의 위성전화기를 구매하고, 고정형의 경우

향후 발전소 안테나 케이블 시설 일정에 따라 설치할 예정이라고 함. 현재 일

시적 대책으로 구매만 완료한 상태로 시설 설치에 대한 구체적인 계획이 없

음. 또한 원활한 사고대응을 위하여 추가 도입을 검토하고 있으나, 추가 도입

에 대한 구체적인 계획이 수립되어 제시되어져야 할 것임. 또한 설비 완료 후

원활한 통신의 가용성도 확인해야 할 것으로 판단됨.(절차서 준비 등)

• 월성원전 및 신월성원전 주변 2km 이내에 30곳의 비상방송망이 설치되어 있

으나 주변 인구밀도 등을 고려해서 배치했는지에 대해 평가를 수행해 볼 필요

성 있음.

나. 비상대응계획 및 훈련의 실효성 평가

현 한수원의 비상시 대응능력을 보면 모든 설비가 갖추어져 있고, 절차서가 완비되

어 있기 때문에 충분한 비상대응능력이 확보되어 있다고 판단한다. 그러나 비상시 설비작

동, 인력의 운용, 의사결정권자 및 운전원에 대한 훈련 등 비상대응능력의 실효성을 평가

하였다.

한수원은 비상훈련과 관련하여 다음의 의견을 제시하였다.

• 비상대응계획 실행에 대한 훈련은 다음과 같은 종류의 훈련이 있음.

• 전체훈련(매년), 합동훈련(4년마다) 및 연합훈련(5년마다)의 각 시나리오는 부

지외 방사능 방출로 인하여 여러 기상조건하에서 방사선비상계획구역내의 주

민이 소개, 대피해야 할 정도의 비상상황을 가정하여 작성함.

• 월성1호기 및 동 부지의 최근 훈련 내용을 평가한 결과, 의사결정권자 및 비

상요원에 대하여 적절한 교육 및 훈련이 이루어지고 있으며 최근 발전소 내

전 비상조직이 참여하는 방사능방재 전체훈련에서는 후쿠시마 사고와 같은 극

한 상황에서의 운전원 대응능력 및 현장조치능력을 평가하기 위하여, 후쿠시

마 사고와 같은 극한 자연재해를 가정한 사고 시나리오와 이동형발전차를 이

용한 비상전원공급, 소방차를 활용한 비상냉각수 주입을 포함한 대응에 관련

훈련을 수행하였음. 또한 이러한 훈련을 사전 공지 없이 불시에 수행하는 불

시훈련을 시행함으로써 훈련의 실효성을 극대화하고 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 현재 월성1호기는 시뮬레이터가 없어 원자로계통특성을 반영한 실제적인 훈련

이 이루어지지 않을 것으로 판단. 또한 2018년 도입은 시기상으로 적절하지

- 103 -

못한 것으로 판단됨.

• 시나리오에 의한 정기훈련이 아닌 불시훈련을 수시로 실시하여 작업자의 대처

능력 및 절차서의 적절성을 수시로 확인해야 함.(불시훈련을 위한 다양한 시나

리오 개발 필요). 불시훈련의 상시화 필요

• 3분야(전력계통 등 안전기능상실) 시나리오 및 중대사고 시나리오를 바탕으로

교육, 훈련을 수행하고 유효성 평가 결과 모두 적합한 것으로 나타났으나, 유

효성 평가과정에서 사고대응능력 향상을 위한 추가적인 개선 권고사항이 도출

된 것에 대한 구체적인 이행계획이 제시되어져야 함.

• 현장 최고의사결정권자의 설계기준초과사고 및 중대사고에 대한 이해 및 대응

능력의 중요성을 감안하여 유효하고 적절한 사고대응을 위해 중앙연구원 등에

중대사고 대응 전담조직을 신설하여 비상시 기술적 판단을 보좌할 수 있도록

조치하는 것이 바람직함.

• SBO 상황에서 증기발생기 세관 다수 파단사고 시 LOCA와 동시에 방사성물

질이 대량 방출되는 상황을 가정할 수 있는데 이때 주민 대피의 충분한 시간

이 확보되지 않을 수 있음. 이에 대한 대비책이 필요함.

<표 3> 방사능방재 훈련 및 대상, 주기

훈련

구분대상 주기

최초

훈련

- 기존 부지에 원자력시설을 건설하는 경우

최초 정격열출력 5% 이전에 전체훈련 실시

- 신규 부지에 원자력시설을 건설하는 경우

최초 정격열출력 5% 이전에 합동훈련 실시

-

부분

훈련

한수원(주)의 주관하에 제1, 제2, 제3

발전소별로 실시되며 발전소내

비상조직별로 특정 주제를 선정하여

부분적으로 실시하는 훈련

분기 1회

(단, 전체, 합동, 연합훈련을

실시한 분기에는 당해 분기의

부분훈련 면제

전체

훈련

한수원(주)의 주관하에 제1, 제2, 제3

발전소별로 실시되며 각 발전소 내 전

비상조직이 참여하는 훈련

1년 1회

(단, 합동, 연합훈련을 실시한

연도에는 당해 연도의 당해

발전소에 대한 전체훈련 면제

합동

훈련

지방자치단체의 주관하에 지정기관,

한수원(주)가 참여하여 부지별로 실시되는

훈련

4년 1회

연합

훈련

원자력안전위원회 위원장의 주관하에

방사능방재훈련계획에 의거, 관련

중앙행정기관, 지방자치단체, 지정기관,

한수원(주)가 함께 참여하는 훈련

5년 1회

- 104 -

3.5.1.5 비상시 의사결정권자 대응능력의 실효성 평가

[KINS검증단]

KINS검증단에서 수행한 비상시 의사결정자 대응능력의 실효성 확보와 관련한 검토

결과는 운영능력분야에 기술하였다.

[민간검증단]

비상시 주요 의사결정권자인 비상대책본부장, 비상기술지원실장 등이 중대사고를 이

해하고 대응능력을 보유하고 있는지에 대한 적절성을 평가하였다.

한수원은, 비상대응 전단계에 걸쳐 중요한 의사결정권자는 발전팀장, 비상기술지원

실장 및 비상대책본부장이며 각각은 비상대응능력을 다음과 같이 보유하고 있다고 평가

하였다.

• 발전팀장(비상운전반장)은 초기 비상조직의 의사결정권자로서 최초 비상발령과

초기 비상조직의 총괄지휘를 하며 정규 비상조직 발족 전까지 비상대책본부장

의 임무를 대행함. 발전팀장은 원자로조종감독자면허(SRO)를 보유하고 있으며

정기적인 방사능방재훈련과 중대사고 교육훈련을 통해 실전적인 비상대응능력

을 항상 숙지하고 있음.

• 비상기술지원실은 백색비상발령시 발족되며 비상대책실 발족 전에 해당 부지

의 비상대응을 총괄함. 비상기술지원실장(발전소장)은 중대사고 관리 전반의

중요사항에 대한 최종결정을 하며 중요 의사결정시 비상기술지원실 산하 기술

지원반장, 안전분석조, 방사선대책반장, 비상운전반장 등과 긴밀한 협조체계를

유지하면서 의사결정을 내림. 비상기술지원실장의 중대사고 대응능력 강화를

위하여 최근 관련 표준절차서에 비상기술지원실장을 교육대상으로 포함시켰으

며, 향후 중대사고 시뮬레이터를 이용한 중대사고 실습교육도 병행할 계획임.

• 비상대책실은 청색비상발령시 발족되며 단일호기 및 다수호기 동시사고시 해

당부지의 비상대응을 총괄함. 비상대책본부장(월성원자력본부장)은 외부 방재

대책기관과 긴밀한 협조체계를 유지하며 비상등급의 변경 및 해제 결정, 종사

자 및 주민보호조치 권고 등 본부내 비상상황 파악과 대책 수립을 총괄 운영

함. 비상대책본부장은 비상대책실장(운영실장)과 비상대책보좌역(4명)의 도움을

받아 최종 의사결정을 수행함. 최근 사외공모 신임 원전 본부장에 대해서는

부임 후 2주 이내 18시간의 방사능방재 집중 심화교육을 실시하고 있으며 심

화교육 실시 후 6개월 이내에 추가 교육과 부임 후 계획된 훈련일정 중 가장

먼저 시행하는 방사능방재훈련을 참관토록 하고 있음.

- 105 -

또한, 한수원은 각 조직의 조직 시기, 조직 구성, 소집 방법, 상세 역무는 방사선비

상계획서 및 방사선비상계획수행 절차서에 명시되어 있고. 운전원 및 의사결정권자의 대

응능력은 정기적인 교육 및 4가지 종류의 방재훈련(연합, 합동, 전체, 부분)을 통하여 지

속적으로 향상시키고 있다고 평가하였다.

그리고, 중대사고를 동반한 비상시를 대비하여 중앙연구원에 STAG (Severe

accident Technical Advisor Group) 조직을 구성하여 중대사고 관련 교육훈련 지원 및 발

전소 중대사고 발생 시 대응조치를 강구 및 지원할 예정이라 답변하였다.

민간검증단 검토결과, 다음의 개선이 필요한 것으로 판단한다.

• 비상대책본부장의 경우 현 사업자 인사체계상 전문가가 아닌 외부 인사 영입

에 따라 전문성이 결여될 것으로 판단. 사업자는 발령 후 2주 이내 18시간의

교육을 통해 충분한 의사결정이 가능하다고 판단하나 실효성에 의문이 듬

- 18시간 교육 내용 : 관련법, 규정, 절차서, 방재일반, 방사선비상계획구역, 방

사선이론, 주민보호조치권고, 원전계통이해, 유관기관 협조체계, 비상조치 결

정 사항, 비상대책실 발족 후 비상등급 변경 및 해제 결정 등

• 원전 비상시 의사결정권자의 사고완화를 위한 부적절한 이행 조치시 책임론에

대한 대책 필요(지난 고리 SBO 사고의 예)

• 의사결정권자의 의사결정과정에서의 과중한 스트레스 해소를 위한 정신적인

(인성 교육 등) 교육 프로그램 개발 및 적용이 필요함.

3.5.2 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

스트레스 테스트 가이드라인에 따르면, 비상대응 능력, 적절한 비상대응 판단, 비상

대응시설의 거주성 확보 측면에서의 사고 대응조치 및 주민 보호능력 확보 수준을 확인

하고, 하드웨어․절차․운영 측면의 취약 분야를 평가․보완하여 비상 시 주민보호조치

능력을 증진하기 위한 목적으로 3가지 세부항목을 평가하도록 하였다.

평가 결과, 다수 호기 동시 사고 및 다중사고 상황에서 보다 종합적인 방재 및 비상

대응 능력 확보를 위해 다음의 안전개선 대책이 도출되었다.

① 다수 호기 동시 사고 및 다중 방출선원을 고려한 선량평가 프로그램 개발

② 중장비 보강, 내진설계된 보관장소 및 상세 장비운영계획 마련

③ 다수 호기 동시 사고를 고려한 소내 비상대응거점 추가 확보 방안 마련

- 소내 비상대응거점 재검토

- 106 -

- 전원상실 시 방사선감시 및 비상대응요원 방호조치 개선

- 부지 출입자 피폭관리 방안 개선

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 비상대응시설의 실효성 및 거주성에 대한 재평가가 필요함

- EOF는 극한 방사능사고를 대비한 예비 EOF 지정이 필요함

- TSC 및 OSC는 원전 내부에 있으므로 주제어실과 같이 불능일 경우를 고려한 평

가가 이루어져야 하며, 만약 가용하다면 제2제어실에 설치할 이동형공기정화기를

설치하여야 함.

- 극한 재해시 제2제어실로의 지하이동 경로의 불확실성 및 거주 인원(2인)에 대한

심리적 안정 대책 및 추가 인원 배치 필요

② 비상통신설비의 경우 위성전화의 도입 시기를 앞당길 필요가 있으며 또한 위성

전화의 실효성 평가가 필요함. 원전 주변지역에 30곳의 비상방송망이 설치되어

있으나 주변 인구밀도 등을 고려해서 배치했는지에 대한 재평가가 필요함.

③ 비상시 외부지원(타원전, 중앙연구원 등 사업자 지원기관)은 불가능할 것으로 판

단되며, 자체 인력만으로 대응 가능한 매뉴얼을 구축해야함. 또한 방재유관기관

(소방서 등) 지원은 법적 구속력을 갖춘 지원체계가 이루어져야하며, 인접지역에

있는 방폐장과의 비상대응 공조체계가 확립되어야 함.

④ 다수호기 사고용 주민피폭선량 평가 프로그램 개발과 아울러 프로그램 검증, 실

측데이터 적용 등 단계적 선량평가 계획이 제시되어야 함.

⑤ 훈련용 시뮬레이터 조기 도입 및 사고대응능력 배양을 위한 불시훈련 강화 필요.

⑥ 사고시 의사결정권자의 기술적 보좌조직 신설 필요 및 교육 훈련 강화, 스트레스

완화를 위한 전문 인성교육 프로그램 개발 및 적용 필요.

⑦ 분야 3 및 분야 4의 경우처럼 극한 재해시 내부 및 외부지원 접근성 확보를 위

한 각 예상 방재시나리오를 개발, 적용하여 신속한 대응이 가능하도록 하여야 함.

⑧ LOCA 사고와 동시에 방사성물질 방출되는 상황에 주민 대피 시간 확보가 불가

능함. 이에 대한 대비책이 필요함.

- 107 -

3.6 인적수행도 및 의사결정 등 운영능력

3.6.1 KINS검증단 검증결과

3.6.1.1 발전소 상태 파악 능력

가. 발전소 상태 파악 능력 평가 결과

월성 1호기는 지진으로 인해 주제어실의 감시 및 제어기능이 상실되므로, 운전원은

제2제어실로 이동하여 사고감시 및 대응 조치를 수행하여야 한다. 한수원은 소내 모든 교류

및 직류 전원이 상실될 경우 제2제어실에 설치된 계측설비는 이용 불가능하지만, 휴대용

계측기를 이용하여 필수 안전변수를 감시할 수 있다고 평가하였다. 이에 따라 한수원은

인간공학 유효성 평가에서 도출된 단기개선조치로 비정상운전절차서(비정상1-25000A,

발전소 전원상실) 개발, 휴대용계측기의 가용전원 6~7시간 확보방안 수립 및 계측기의 제2

제어실 비치, 휴대용 계측기를 이용한 변수 취득방법에 대한 운전원 교육 등을 이행하고,

이러한 일련의 조치를 통해 인적오류와 의사결정 오류를 배제할 수 있다고 제시하였다.

사고대응의 기본 전략은 특정 상황 발생 시 복구해야 할 필수 대처기능은 무엇이며,

복구 과정에서 운전원 조치에 대한 의사결정과 수행은 적절한지 등을 확인하면서 사고를

조기에 완화 및 종결시키는 것이다. KINS 검증단은 현장실사를 통해 사고대응전략의 효과적

이행을 위한 필수 대처기능 관련 주요 안전변수들의 계측 가능성을 확인하였다. 한수원은

운전원이 주제어실에서 제2제어실로 이동할 경우, 운전원 2인 중 1인이 휴대용계측기를

이용하여 주요 변수들을 측정하고, 이를 통해 발전소 상황 및 필요한 복구조치를 판단할

수 있음을 평가 결과로써 제시하였다. 그러나 휴대용 계측기를 이용한 주요 변수 감시전략은

지시계를 통한 감시수단이 완전히 상실된 상황에서의 최후 수단이 될 수 있으나, 사고 초기

급격하게 변화하는 변수값의 추이를 파악해야 하는 초기진단 및 적절한 대응조치의 수행

여부를 확인하기에는 부적절한 방안으로 평가하였다. 그러므로 KINS 검증단은 시의적절한

운전원 조치를 보장할 수 있고, 운전원 조치의 효과성 여부를 확인하고 전반적인 사고 전개

과정을 감시할 수 있는 개선대책 수립을 요구하였다.

제2제어실에 설치된 계측설비는 내진설계되어 지진발생 시 그 기능은 상실되지 않으나,

계측설비에 전원을 공급하는 직류전원은 비내진설계이므로 비상전원공급계통(Emergency

Power Supply; EPS)이 상실되는 경우에는 이용할 수 없다. KINS 검증단은 제2제어실 계측

설비에 대한 전원 가용성 문제를 제기하였으며 직류전원을 내진 축전지로 보완하더라도,

제2제어실의 경우 주제어실과는 달리 연속적인 변수값을 지시하고 저장할 수 있는 기록계가

설치되지 않아 발전소 상태변수의 추이 분석을 통한 사고 진단에 한계가 있으므로 개선을

요구하였다. 이에 대해 한수원은 내진 축전지를 신설하여 제2제어실 계측설비에 안정적으로

전원을 공급하고, 동 제어실에 내진 기록계를 추가 설치하여 발전소 상태 확인 및 사고

- 108 -

진단이 가능하도록 하는 장기 개선방안을 제시하였다.

KINS 검증단은 현장검증을 통해 제2제어실에서는 일부 필수안전변수(급수 중수농도,

원자로건물 방사능)를 확인할 수 없으며, 원자로출구모관압력의 경우에도 50 bar 이하를

감시할 수 없음을 확인하였다. 즉 증기발생기 세관 손상여부, 방사능 누출여부 및 중대사고

진입여부 등을 포함한 발전소 상태를 운전원이 정확하게 파악하기 어려울 수 있음을

확인하였다. 이에 대해 한수원은 증기발생기 손상 여부는 증기발생기 수위, 원자로 냉각

재압력, 원자로건물 압력 등을 통해 간접적으로 확인할 수 있으며, 원자로건물 방사능은 원

자로건물 여과배기설비 배관에서 수동 샘플을 통해 확인 가능한 것으로 평가하였다. 그러

나 설계기준을 초과하는 사고 상황에서 제2제어실에 제한적으로 설치된 필수 안전변수만

으로는 정확한 상황 판단이 불가능할 수 있어 개선대책을 요구하였으며, 이에 대해 한수원

은 원자로출구모관 압력계 개선 등의 장기 개선방안을 제시하였다.

사고발생 시 발전소 상태를 정확하게 파악하기 위해서는 주요 계통 및 설비의 이용

가능성 등이 현장에서 직접 확인되어야 하며, 그 상황을 원활하게 전달할 수 있는 통신

설비가 구비되어야 한다. KINS 검증단은 지진을 동반한 극한 상황에서 월성 1호기 제어실과

현장 지역에 설치된 페이지폰 또는 운전용 전화 등은 이용가능성이 보장되지 않으므로 개선

대책을 요구하였다. 이에 대해 한수원은 기존 통신설비에 대한 고정 및 위성전화 추가

(주제어실, 제2제어실, 비상기술지원본부(TSC), 비상운영지원실(OSC))를 통한 현장운전원과

제어실 운전원과의 원활한 의사소통이 가능하게 하는 단기 및 장기 개선방안을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

전술한 내용을 종합적으로 고려하면 한수원이 제시한 발전소 상태 파악 능력 평가

결과와 그에 따른 개선대책 수립은 “극한 상황에서 다양한 가용수단을 활용한 사고대응

방안의 실현가능성에 대해 종합적 평가할 것”을 명시한 스트레스 테스트 가이드라인에

적합한 것으로 판단한다.

스트레스 테스트 심사 및 현장검증을 통해 확인된 개선방안은 다음과 같다. 한수원은

설계기준 초과사고 발생 시 발전소 상태파악능력 확보와 관련하여 비정상운전절차서의

개발, 휴대용계측기의 제2제어실 비치, 휴대용계측기 전원의 6~7시간 가용성 확보방안 수립,

휴대용 계측기를 이용한 변수 취득방법에 관한 운전원 교육 등 단기개선대책을 2014년 12월

까지 완료하는 이행계획을 제시하였다. 또한 장기개선대책으로 계측설비 보강 및 필수변수

연속감시를 통한 발전소 상태파악능력 강화, 현장 접근 및 조치를 위한 필수대처지역에

위성전화를 통한 통신설비 보강, 극한 조건에서의 사고진단 및 초기대응을 위한 관련 절차서

보완을 조치일정과 함께 제시하였다. 이러한 단기 및 장기 개선대책은 설계기준 초과사고

발생 시 발전소의 상태파악능력을 확보하는데 있어 적합한 것으로 판단한다. 다만 대응전략

이행에 필요한 필수 계측설비 목록을 종합적으로 도출할 필요가 있으며, 증기발생기 세관

- 109 -

손상 인지 수단, 사용후핵연료저장조 계측설비, 1차열수송계통 압력계 등 계측설비 보강

및 필수변수 연속감시를 통한 발전소 상태파악능력 강화 등에 대해서는 이행단계에서

검토할 예정이다.

• 증기발생기 세관 손상 인지 수단, 사용후핵연료저장조 계측설비, 1차열수송계

통 압력계 등 계측설비 보강 및 필수변수 연속감시를 통한 발전소 상태파악능

력 강화

3.6.1.2 접근성 확보 등 안전조치 능력

가. 현장 순찰 및 조치를 위한 접근성 확보 가능성 평가

한수원은 설계기준 초과 지진에 의해 월성 원전 주변 도로의 균열 및 지반액상화에

의한 도로 침하 등이 발생할 수 있으나 중장비를 이용하여 단기간 내에 복구 가능하고,

부지에 인접한 진입도로의 토질은 구조건전성 평가를 통해 지반 액상화 가능성이 거의

없는 월성 부지 내 도로와 유사할 것이므로, 액상화 가능성은 없다고 제시하였다. 또한,

발전소 사택에서 월성 원자력본부 남문까지의 도로변에는 경사면이 존재하지 않아 경사

면 붕괴로 인한 도로차단 등의 가능성은 없고, 월성 원전 부지 남문 앞 진입교량은 최대

0.3g규모의 지진에도 견딜 수 있도록 보강완료되어 외부로부터의 지원은 가능할 것으로

평가하였다. 이 이외로 방파제 및 물양장은 설계기준 지진에 견딜 수 있는 것으로 평가되

어 선박을 이용한 부지접근 및 헬기 등을 이용한 공중지원도 가능할 것으로 평가하였다.

건물 내부의 접근성 확보와 관련하여, 한수원은 중대사고로 확대되지 않을 경우에는

평상시와 동등한 수준의 방사선영향을 가정할 수 있고, 화재조건은 고려하지 않았기 때문

에 접근성에 제한은 없는 것으로 평가․제시하였다. 또한 전력상실에 따른 제한된 조명은

휴대용 랜턴으로 대체 가능한 것으로 평가․제시하였다.

‘3.1.13 안전조치를 위한 설비․인력의 보호 및 활용가능성 평가’와 ‘3.5.1.2 소내․외

접근성 확보’에서 기술한 바와 같이 한수원은 부지 내 사면붕괴에 대한 평가를 수행하지

않았다. 또한 도로 균열 및 지반 액상화에 의한 도로 침하가 발생할 경우 중장비를 이용

하여 단기간 내에 복구 가능하다고 제시하였으나, 분야 5에 기술한 바와 같이 민간 중장

비 관리업체를 이용한다고 제시되었을 뿐 구체적인 중장비 운영전략이 제시되지 않았다.

마지막으로, 발전소 내․외부 도로․건물 등 인프라손상으로 설비 및 인력 등 외부 지원

이 일정 시간동안 제한될 수 있으나 이에 대한 평가가 포함되어 있지 않음을 확인하였다.

이에 대해서 한수원은, 사면붕괴영향 평가, 중장비 운영전략 마련, 일정시간 동안 외부 지

원이 불가능한 상황에서의 대응 능력 평가 결과를 제시하였다. 사면붕괴 영향 평가를 포

함한 중장비 운영전략에 대한 검토 결과는 분야 5 검토 결과에 자세하게 기술하였고, 일

정시간 외부 지원 불가능한 조건에서의 대응 능력에 대해서는 아래 절(3.6.1.3 이동형설비

- 110 -

및 운영인력 확보)에서 자세하게 기술하였다. 결론적으로 외부에서의 접근성과 소내에서

의 이동 가능성 확보를 위한 개선대책은 적절하게 수립된 것으로 판단한다.

건물 내부에서의 접근성 및 이동성 확보를 위해, 우선 평상시 닫힘상태를 유지하는

방화문 등이 극한 상황에서 개폐가 가능한지를 확인하였다. 확인 결과 닫힘상태의 유지는

전자석을 이용하고 있기 때문에 전력상실시 고장닫힘이 아닌 고장열림 상태로 변경됨을

확인하였다. 또한, 내진구조물에 부착되어 있는 문은 0.3g 지진에 뒤틀림 등이 발생하지

않아 정상적인 개폐에 지장을 초래하지 않음을 확인하였다. 다만, 비내진 구조물에 부착

되어 있는 문의 개폐는 보장할 수 없다.

주제어실에서 제2제어실로 이동하는 경로를 제외하고 나머지 지역에는 내진 비상조

명등이 설치되어 있지 않아 주증기안전밸브(MSSV) 개방을 위한 조치, 이동형발전설비를

보관장소에서 이동․설치하는 조치 등 현장 순찰 및 조치를 위해 비상조명등이 설치될

필요가 있음을 확인하였다. 이에 대해 한수원은 KINS 검증단에서 요구한 바대로 이동형

발전설비 보관장소 및 설치장소에 비상조명 또는 가용한 조명설비 설치, MSSV 룸을 포

함한 주요 순찰경로에 내진 조명등을 설치하는 개선방안을 제시하였다. 또한, 지진으로

누출된 유독가스 및 화재로 인한 연기가 시의적절한 현장 순찰 및 조치의 장애요소가 될

수 있기 때문에 이에 대한 개선방안을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

지진 및 화재 등으로 인해 외부에서의 인력 및 장비 지원과 소내의 이동형설비 이

동이 일정시간동안 제한될 수 있다. 외부 지원 및 소내 이동형설비 운영을 위해서는 사면

붕괴 영향 평가를 포함한 중장비 운영전략이 마련되어야 한다(분야 5에서 안전성 개선사

항으로 도출). 그리고, 극한 자연재해와 화재로 인한 영향으로 건물 내부에서의 접근성

및 이동성에도 장애를 유발할 수 있는 것으로 평가되었다. 이에 따라 효과적 조치를 위한

조명확보, 유독가스 및 연기를 제거할 수 있는 방안이 안전개선사항으로 도출되었다.

• 현장 접근 및 조치를 위한 조명․통신설비 보강 및 유독가스와 연기 제거방안

마련

3.6.1.3 이동형설비 및 운영인력 확보

가. 이동형 설비 및 인력 운용 평가 결과

KINS 검증단은 월성 1호기의 경우 지진을 동반한 소내정전사고(Station Black Out;

SBO) 상황에서 소내 고정형 비상교류전원 설비만으로는 사고에 대응할 수 없고, 이동형

설비의 가용성에도 제한이 있을 수 있어서 이에 대한 개선대책을 요구하였다. 이 사항은

해외 규제기관이 일정시간(미국의 경우 8시간, 일본의 경우 24시간) 동안 소내 고정형

- 111 -

설비만으로 사고대응이 가능하도록 요구하는 바와 같다. 국내의 경우 이동형 설비 및 외

부 지원인력 없이 초기비상대응을 수행하는 기준시간은 제시되지 않았으나, 스트레스 테스

트 가이드라인에서 미국의 요건과 동일하게 최소한 8시간을 기준으로 평가하도록 제시하

였다.

설계기준사고 발생 시에는 고정형 비상교류전원을 통해 안전부하에 전원을 공급할

수 있으므로 이동형 발전차와 같은 비상대체 설비는 불필요하다. 그러나 지진을 동반한

SBO 발생 시에는 이동형 설비(예, 이동형 발전차, 이동형 펌프차, 지게차 등)를 이용한 비상

대응 조치방안이 수립되고, 해당 설비의 운영 인력이 요구되는 시간 내 발전소(On Site)에

도착해야 한다. 한수원은 2013년 7월에 제출한 스트레스 테스트 평가 결과에서 설계기준

초과사고 시에도 필요한 모든 인력이 2시간 안에 발전소에 진입하여 이동형 설비를 운영

할 수 있다고 평가하였다. 그러나 설계기준을 초과하는 지진발생의 경우에는 발전소 주변

사면 붕괴로 인해 진입도로가 손실될 가능성이 있어, 소외에 거주하는 운영 인력이 제한

시간 안에 발전소에 진입하여 비상대응 조치를 수행하는 것이 불가할 수 있다. 즉 이 경우

부지내 사면, 화단, 철조망 등으로 인해 작업환경이 열악하여, 소내 이동형 설비의 이동과

설치를 방해받을 수 있다. 또한 부지외부의 도로, 교량, 사면이 붕괴 또는 유실될 수

있으며, 대부분의 건축물이 0.3g 지진에 견딜 수 있도록 설계․시공되지 않았을 가능성이

높아 부지외부에서 소내로의 접근을 방해할 가능성이 크다. 일례로 2007년 일본 가시와

자키가리와 원전에서 설계기준 초과 지진이 발생하였을 때, 평상 시 소외 인력이 발전소

내로 진입하는데 15분이면 충분히 도달할 수 있는 거리를 약 3시간이 소요되었다.

KINS 검증단은 현장검증을 통해 설계기준을 초과하는 지진 발생 시 발전소 접근성

상실, 사고당시 운영인력의 소재 위치 등을 종합적으로 고려할 경우, 소외 인력이 2시간

이내에 소내에 진입하는 것은 비현실적인 가정인 것으로 판단하였다. 즉 한수원은 스트레

스 테스트 평가 과정에서 일정시간 동안 외부 지원이 불가능한 상황을 고려하지 않았고,

평소 방재훈련 상황과 동일하게 2시간 이내 비상기술지원조직이 구성․발족되는 것으로

가정하였다. 이에 KINS 검증단은 휴일 및 야간 등 취약시간에 지진 발생 시, 이동형 발전차

등 비상대응설비의 운영에 투입될 소내 인력을 확보하기 위한 구체적인 계획 수립 및 이행

의 필요성을 제기하였다. 또한 일정시간 동안 외부 지원이 없을 경우를 가정하여, 사고

초기대응단계에서 비상대응단계까지 요구되는 업무와 필요인력에 대해 재평가하고, 그에

따른 후속조치이행이 필요하다고 평가하였다.

상기 현안에 대해 한수원은 별도의 평가를 실시하고, 그 결과로 가정사항의 개정을

포함한 대응조치 개선계획을 제시하였다. 우선 한수원은 사고 초기대응에서부터 요구되는

업무를 다음과 같이 정의하였다: (1) 원자로 정지 확인과 사고 진단, (2) 노심 냉각(노심 냉

각 실패 시 중대사고로 진행되지만 그 상황에서 지속적으로 노심을 냉각할 수 있도록 조

치), (3) 원자로건물 건전성 유지, (4) 사용후핵연료 저장조 냉각. 한수원이 제시한 사고

- 112 -

대응전략은 다음과 같다:

(1) 원자로 정지 및 사고 진단. 지진 발생 등으로 인해 주제어실의 기능 상실 시

제2제어실을 이용한 감시 및 조치 과정에서 직류와 교류 전원이 모두 상실되면, 휴대용

계측기를 이용하여 주요 변수의 추이를 분석하여야 한다. 이를 위해 한수원은 직무수행시간을

단축하기 위해 내진설계된 기록계를 추가하고, 계측설비의 구동전원 확보를 위해 내진 축

전지를 신설하며, 호기별 소형 발전기(약 700 kW)를 구비하는 등의 개선계획을 제시하

였다.

(2) 노심 냉각. 증기발생기 재고량이 고갈되기 전에 살수탱크의 보충수로 냉각을 유지해

야 한다. 이를 위해 한수원은 살수탱크로부터 증기발생기로의 중력급수를 위해 현재 수동

으로 개방할 수 있는 주증기 안전밸브(Main Steam Safety Valve; MSSV)를 제2제어실에

서 원격으로 개방시킬 수 있도록 개선하고, 여기에 필요한 전원은 신설될 내진 축전지를

활용하는 방안을 제시하였다. 또한 살수탱크 보충수 고갈 후에는 비상급수저장조의 냉각수

를 주입해야 한다. 이를 위해 한수원은 현재 대용량 발전기(3.2 MW) 이외 호기별 소형발

전기와 이동형 펌프 및 소내 중장비를 배치하는 계획을 제시하였다. 또한 소형 발전기, 이

동형 펌프, 소내 중장비의 운용을 사전에 가정된 소내 상주 인력이 수행할 수 있도록 소

형발전기의 전원 케이블 연결방안, 이동형 펌프 활용방안, 소형 발전기 및 펌프차 접근성

확보방안(중장비를 이용한 장애물 제거 등)을 제시하였다.

(3) 원자로건물 건전성 유지. 사고 상황에서 격리밸브 미작동, 수소 폭발 등으로 원자

로건물의 건전성이 상실되지 않도록 해야 한다. 이를 위해 한수원은 격납건물 격리밸브 작

동감시에 필요한 전원확보를 위해 제2제어실에 내진 축전지를 신설하고, 격납건물내 수소

폭발 방지를 위해 피동형수소제거설비(Passive Autocatalytic Recombiner; PAR)를 설치하였

다. 또한 원자로건물 감압을 위해 원자로건물 내 살수, 원자로건물여과배기설비

(Containment Filtered Venting System; CFVS) 운영 등의 방안을 제시하였다.

(4) 사용후핵연료 저장조 냉각. 스트레스 테스트 평가 결과 약 77시간까지 사용후핵

연료의 차폐가 가능할 것으로 계산되었으므로, 사용후핵연료 차폐 손상 이전에 외부주입 수

행이 필요하다. 이를 위해 한수원은 사용후핵연료 저장조용 외부주입 유로 설치, 이동형펌

프 확보 등의 방안을 제시하였다. 또한 필요한 운영 인력은 외부 지원을 통해 확보가 가

능할 것으로 제시하였다.

이러한 일련의 사고대응전략은 고정형 설비, 소내 이동형 설비 및 소내 근무인력으로

극한 상황에서 8시간을 대처하고, 그 이후에 소외 자원(인력 및 장비 등)을 단계적으로

확보하여 활용하는 전략이다. 한수원은 KINS 검증단의 평가 결과를 반영하여 설계기준

초과사고 상황에서 발전소 외부 인력의 지원이 사고 후 8시간이 경과한 시점에 가능하며,

외부인력 지원이전까지 발전소 근무인력 중 16인(운전원 10인, 화학실험실 등 4인, 협력사

- 113 -

대기자 2인)만으로 대처하는 것으로 가정 사항을 변경하였다. 이와 같은 기본 가정의 변경

으로 인해 설계기준 초과사고 발생 시 발전소 초기대응에서 요구되는 업무수행을 위해 설

비를 보강하도록 하는 개선방안을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

전술한 내용을 종합적으로 고려하면 한수원이 제시한 이동형 설비 및 인력 운용 평가

결과와 그에 따른 개선대책 수립은 “극한 상황에서 다양한 가용수단을 활용한 사고대응

방안의 실현가능성에 대해 종합적 평가할 것”을 명시한 스트레스 테스트 가이드라인에 적합

하다고 판단한다. 다만 내진축전지와 소형발전차를 이용하는 8시간 이내 전원확보 전략의

타당성은 3.3.1.3절(교류 및 직류전원 확보 전략 평가)에서 평가하였다.

스트레스 테스트 심사 및 현장검증을 통해 확인된 개선방안은 다음과 같다. 한수원

은 8시간 동안 외부지원이 불가능한 것을 가정하여 사고대응 조치를 위한 업무 및 인력

평가를 수행하고, 제2제어실에 내진으로 설계된 기록계 및 축전지 신설, 호기별 소형 발전

차 확보, 이동형 펌프, MSSV 원격 개방 설비 추가, 이동형 발전차와 펌프차 접근성 확

보방안 등을 조치일정과 함께 제시하였다. 이러한 개선대책은 설계기준 초과사고 상황에

서 이동형 설비 및 운영인력 확보를 위해 반드시 필요한 조치라고 판단한다. 다만 사고대

응과 관련하여 MSSV 개방 조치를 제외한 나머지 주요 조치들을 수행하는데 소내 가용인

력만으로 충분한지, 또한 이러한 인력수준이 다수호기 사고 상황에서도 적합한지에 대하

여 입증할 필요가 있다. 따라서 장기개선대책으로 계획된 설비개선사항들을 이용한 종합

대응전략에 대한 재평가가 필요하며, 그 결과는 향후 이행단계에서 검토할 예정이다.

• 계획된 설비개선사항들을 이용한 종합 대응전략 재평가

3.6.1.4 절차 및 지침의 유효성

가. 절차 및 지침의 유효성 평가 결과

KINS 검증단은 극한 조건에서의 사고진단 및 초기대응 조치를 신뢰할 수 있는지 확인

하기 위해 절차 및 지침의 인간공학 적합성 및 유효성 평가를 수행할 것을 요구하여, 월성

1호기 운영 절차서간 그리고 중대사고 관리지침과의 연계성을 확인하고 비상 및 비정상 운

전절차서 등의 관련 절차서의 개선필요사항을 규명하도록 하였다.

한수원은 절차 및 지침의 인간공학 적합성 및 유효성 평가를 통해 발전소 상황인지,

대처방안 판단, 설비설치 등에 필요한 소요시간을 평가하고, 기능상실, 연료손상 또는 격

납건물 손상 발생 가능시간 내 대처방안 이행 가능성을 평가하였다. 또한 다양한 설비활

용과 관련한 장비․도구의 비치여부, 활용전략, 업무 이행조직․인력 확보여부 및 업무수

행에 필요한 절차, 그리고 인적오류․의사결정오류 발생가능성을 종합적으로 평가하였

- 114 -

다. 2013년 9월부터 11월까지 수행된 인간공학 적합성 평가(Suitability Verification)에서는

비상 및 비정상 운전절차서, 중대사고 관리지침서 등의 문서검토와 현장실사를 통해 조직 및

인원, 작업절차, 인간-기계연계, 환경조건, 작업도구, 교육훈련 조건 등이 직무수행에 적

합한지 확인되었다. 또한 2013년 10월부터 11월까지(총 2회) 수행된 인간공학 유효성 평

가(Effectiveness Validation)에서는 스트레스 테스트 보고서에 명시된 사고 시나리오에 근

거하여 사고 대응 능력이 적합한지 확인되었다. 이상과 같은 인간공학 평가과정에는 한수

원의 운전 및 정비 전문가, 인간공학 전문가, 협력업체 정비원 등이 참여하였다. 또한

KINS 검증단은 제2차 인간공학 유효성 평가(2013년 11월)에 입회하여 가정사항 및 사고

시나리오의 대응 능력을 확인하고, 현장검증(2014년 7월 7일~10일)을 통해 극한 상황에서

의 대처능력을 확인하였다. 또한 스트레스 테스트 심사 시 질의·답변을 통해 한수원 평가

결과 및 개선계획의 적절성을 검토하였다.

KINS 검증단은 한수원의 절차 및 지침의 인간공학 적합성 및 유효성 평가와 관련하

여 극한 상황 하에서 인적오류 및 의사결정오류 개연성이 충분히 규명되지 않았다고 판단하

여, 인적오류 및 의사결정오류에 대한 추가적인 분석을 요구하였다. 그에 따라 한수원은 스트레

스 테스트 평가과정에서 인간공학 현안(Human Engineering Discrepancy; HED)이 가장 많

이 규명된 ‘비상전원공급계통 상실을 포함한 소내 정전과 최종 열제거원상실 사고를 동반

한 지진해일 조건’과 ‘비상전원공급계통 상실을 포함한 소내 정전과 최종열제거원 상실

사고를 동반한 0.3g 지진’ 사고 시나리오에 대하여 인적오류 및 의사결정오류 측면의 분석을

수행하였다.

한수원은 인간공학 적합성 및 유효성 평가에서 정의된 직무를 기반으로 스트레스

테스트 심사와 현장검증에서 확인된 사항을 통해 절차서간 중복 내용 삭제, 휴대용계측기 구

비 필요성, 특정 밸브(PV-7/41) 조절 방법 등을 반영하여 절차서 및 지침서를 개정하는 단

기 개선방안을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

전술한 내용을 종합적으로 고려하면 한수원이 제시한 절차 및 지침의 유효성 평가

결과와 그에 따른 개선대책 수립은 “극한 상황에서 다양한 가용수단을 활용한 사고대응

방안의 실현가능성에 대해 종합적 평가할 것”을 명시한 스트레스 테스트 가이드라인에 적

합하다고 판단한다.

스트레스 테스트 심사 및 현장검증을 통해 확인된 개선방안은 다음과 같다. 한수원

은 인간공학 적합성 및 유효성 평가 결과 및 심사과정에서의 질의답변 결과를 반영하여 비

정상절차서(1-26660A, 1-25000A 등) 및 비상절차서(EOP-002, EOP-007 등)의 절차 및 지침

개선 총 29건을 단기개선사항으로 제시하였다. 이러한 개선대책은 설계기준 초과사고

발생 시 절차 및 지침의 유효성을 확보하는 데 있어 적합한 것으로 판단한다. 다만 이러

- 115 -

한 절차 및 지침의 개선은 단기조치가 가능한 사항을 중심으로 제시되었으며, 스트레스테

스트 결과로 도출된 안전개선사항들이 이행되면 절차 및 지침의 추가 개선이 수반될 것으

로 예상되므로, 이는 향후 이행단계에서 검토할 예정이다.

3.6.1.5 비상 시 의사소통 및 의사결정의 적절성

가. 비상 시 의사소통 및 의사결정의 적절성

원전 스트레스 테스트 항목별 수행 지침(5-2)은 1)비정상운전절차서(AOP), 비상운전

절차서(EOP), 중대사고 관리지침서(SAMG), 방사선비상계획서(EP)의 상호연계성을 고려한

의사결정권자의 책임 및 임무의 적절성 평가, 2) 다수 호기사고 시 비상조직 및 의사결정

자의 책임 및 임무의 적절성 평가를 통해 의사결정의 적절성을 평가하여 제시하도록 되

어 있다.

이에 대해 한수원은 비상대응 프로그램으로 AOP, EOP, 비상대체설비 운영지침서,

SAMG, EP를 제시하였고 관련하여 의사 결정 적절성에 대한 평가 결과는 다음과 같다.

• AOP와 EOP를 구비하고 있으며 각 절차서의 적용 및 수행에 대한 전반적인

책임은 발전팀장에게 있고, 발전팀은 정기적인 교육과 훈련을 통하여 그 책임

및 임무를 상시 숙지하고 있다고 제시

• SAMG는 비상기술지원실이 발족되기전에는 발전팀장에게 책임이, 비상기술지

원실 발족 이후에는 비상기술지원실장에게 책임이 있고, 비상기술지원실장을

포함하여 비상기술지원실에 대한 교육 및 훈련이 정기적으로 이루어지고 있다

고 제시

• 비상대체설비 운영지침서와 SAMG에서 비상운전조와 비상기술지원실 관련 방

사능방재요원, 비상기술지원실장(발전소장)은 표준절차서(표준방사-8800, 방사

능방재교육)내 중대사고 분야의 교육대상자로 포함되어 있어 정기적인 교육이

이루어진다고 제시

• EP는 발전소의 모든 사고에 대하여 방사능방재를 위한 제반 비상대응절차를

규정하고 있으며, 방사선 비상의 최초발령은 발전팀장이, 비상대책본부가 발

족된 이후에는 비상대책본부장이 비상대응조치의 모든 책임을 지고, 비상요원

들은 정기적인 교육과 훈련을 통해 관련 책임과 임무를 숙지하고 있음을 제

시

• 다수 호기 동시 비상발령 시 조직운영은 발전소별 선행호기 비상대응시설에서

임무를 수행하되, 호기별 사고의 경중을 고려한 비상기술지원실장의 판단에

따라 변경이 가능하다고 제시함

• 다수 호기 동시 비상발령 시 책임과 권한은 더욱 중대해지므로 비상대책본부

- 116 -

장을 포함한 방재비상요원들은 신규 및 보수교육과정으로 나뉜 방사능 방재교

육을 이수하도록 되어 있음. 방재요원 중 신입직원은 입사 후 6개월 이내에

18시간, 보수교육은 연간 2시간을 이수하고, 특히 사외공모 신임 원전 본부장

에 대해서는 부임 후 2주 이내 18시간 방사능방재 집중 심화교육을 실시함을

제시

• 비상기술지원실(TSC)은 백색비상 발령 후 발족되며, 비상대책실(EOF)은 청색·

적색비상 발령 후 발족되며, 만약 백색비상 상태에서 비상기술지원실장의 권

고에 의해 비상대책실이 조기 발족이 될 수 있다고 제시함.

• 비상대책본부장은 단일 호기와 마찬가지로 비상대책실 발족 후 비상등급 변경

및 해제를 결정하고, 방사능재난관리, 사고완화 및 평가, 방사선관리 및 주민

보호, 비상대응 활동 지원등 전반전인 방사능방재 관리에 대하여 책임과 권한

을 가진다고 제시

• 다수 호기 동시 사고 시 발전소별 중대사고관리의 최종 결정권자는 비상기술

지원실장임. 하지만 단일 발전소가 아닌 예를 들어 1호기와 3호기에서 동시에

중대사고가 발생하여 이동형 발전차, 소방펌프차와 같은 공용설비의 동시사용

이 필요한 경우 우선순위에 있어 각 호기 비상기술지원실장의 권한이 충돌함.

이러한 경우를 방지하기 위하여 사고의 경중을 고려한 의사결정이 가능하도록

관련 절차서 개정중임을 제시

또한 한수원은 다수 호기 동시 사고에 대비하여 비상조직 및 의사결정권자의 비상

대응 능력이 다음과 같이 개선되었음을 제시하였다.

• 다수 호기 동시 비상발령 등의 상황을 고려한 방사선비상계획서 개정

- 극한 자연재해 등에 의한 다수 호기의 동시 비상상황에 적용 가능한 비상대

응조직의 구성 및 운영방안 반영

- 해일의 규모를 반영한 비상발령기준과 비상대응조직 발족 시점 추가

• 교육훈련 강화

- 지진과 해일 등 자연재해에 대한 실질적인 시나리오를 개발하여 방재훈련에

활용하고 불시훈련을 통한 비상대응 능력 항상

- 한수원(주) 비상조직에 협력업체의 보수작업들을 포함시키고 이들에 대해 방

재교육 및 훈련을 실시할 수 있도록 방사선비상계획서 개정

- 법적 방재교육 이외의 중대사고 대응조치 교육 실시

KINS 검증단은 질의·답변을 통해 한수원에서 제시한 의사결정의 적절성에 대한 평

가를 수행하였다.

첫째로 한수원은 KINS 검증단이 제시한 비상 시 의사소통 및 의사결정과 관련 질

의를 통해 지진이 아닌 상황에서는 주제어실(MCR) 지시계, 일반 통신설비, 각종 감시설

- 117 -

비가 가용한 상황으로 이들 설비를 통하여 원활한 의사소통이 가능하다고 평가하였다. 한

편 0.2g 이상의 지진이 발생한 상황에서는 상기 설비들이 가용하지 않을 수 있으므로 의

사소통에 제한이 있을 수 있으며 이때 내진 고정형 설비로 TSC 책임자, EOF 책임자와

발전팀장 간의 의사소통 및 의사결정을 수행할 수 있다는 검토 결과를 답변으로 제시하

였다.

그리고 SAMG 이전단계의 EOP 수행은 기본적으로 발전팀장의 의사결정에 따라 수

행되며, TSC 발족 시에도 EOP 운전단계 수행에 대해서는 발전팀장이 의사결정을 하므로

TSC 책임자 및 EOF 책임자와의 의사소통은 EOP 관점에서는 주요 고려대상은 아니라고

답변을 제시하였다. (다만, 방사선비상계획서에 따라 수행되어야 하는 조치들 중 비상발

령조건 상향 발령 요청을 발전팀장이 TSC 기술지원 반장 또는 EOF 발족 시는 상황반장

에게 요청할 수 있으며, 지진 시에는 제2제어실(SCA)과 MCR간 내진 직통전화 또는 내

진 위성전화로 요청가능하고, 긴급정비 요청의 경우도 발전팀장이 TSC에 전화로 요청가

능다고 제시함)

또한 SAMG에 진입하기 이전, TSC 책임자는 전원 및 냉각설비 고장으로 EOP의 안

전조치 수행 불가시 비상대체설비운영지침서에 따른 이동형발전기를 이용한 전원복구 및

이동형펌프차를 이용한 비상 냉각수 외부주입조치와 관련한 의사결정을 수행해야 하는데,

한수원은 이에 대한 조치별 의사소통 및 의사결정 내용을 제시하였다. SAMG 이후단계

에서는 중대사고 상황에서 TSC 책임자의 판단 하에 수행되는 지침서를 적용한다고 제시

하였다. 월성 1호기에는 주제어실 상주불능 상황에 대비하여, SCA에서 사용가능한 변수

를 포함한 SAMG가 개발되어 있고 SAMG 수행 시 주요 의사결정을 위하여 필요한 정보

를 기술하여 제시하였다. 또한 중대사고를 대비하여 중앙연구원에 중대사고 기술지원단

(STAG : Severe accident Technical Advisor Group)을 구성하여 중대하고 관련 교육 훈

련 지원 및 발전소 중대사고 발생 시 대응 조치 강구 및 기술지원을 할 예정임을 제시하

였다.

상기 사항에 대해 검토한 결과, 한수원이 EOP에서 발전팀장과 각 운전원에 대한 역

할을 제시하였으나 청색비상발령 이후 TSC가 발족된 사고 상황에서 사고완화를 위한 중

요 의사 결정시 발전팀장과 TSC 책임자의 의사결정 권한 및 책임에 대해 적절한 절차를

통한 평가를 수행하지 않은 상태에서, 역할과 책임을 제시한 것으로 평가하였다.

따라서 KINS 검증단은 안전 개선사항으로 한수원에게 EOP와 연계된 SAMG, EP

등에서 1)수립된 절차를 사용한 평가를 통해 중요 의사결정이 필요한 부분을 도출한 후,

2)이에 대해 의사결정의 각 비상대응상태 별 MCR내 발전팀장과 TSC 책임자 중 적임자

를 평가하여 그 결과를 반영하고, 3)TSC의 책임자가 발전소의 상황을 정확히 인지ㆍ판단

하는데 요구되는 필요사항을 도출하고 이를 바탕으로 의사결정이 적절히 이루어지도록

보완 대책의 수립을 제시하였다. 또한 원자로 상태 및 발전소 상황을 토대로 종합적으로

- 118 -

판단할 수 있는 전담조직을 신설하여 의사결정자의 효과적 판단을 지원할 수 있는 방안

을 제시하였다.

둘째로 한수원은 KINS 검증단이 제시한 의사결정자의 사고대응 능력 확보방안에

대한 질의에 대해 비상대응 전단계에 걸쳐 중요한 의사결정권자는 발전팀장, 비상기술지

원실장 및 비상대책본부장이며 각각의 비상대응 능력에 대해 다음과 같이 답변으로 제시

하였다.

•발전팀장(비상운전반장)은 초기 비상조직의 의사결정권자로서 최초 비상발령과

초기 비상조직의 총괄지휘를 하며 정규 비상조직 발족 전까지 비상대책본부장

의 임무를 대행함. 발전팀장은 원자로조종감독자면허(SRO)를 보유하고 있으며

정기적인 방사능방재훈련과 중대사고 교육훈련을 통해 실전적인 비상대응 능력

을 항상 숙지하고 있음. 발전팀장은 발전팀 안전차장의 지원을 받아 비상대응과

관련된 의사결정을 수행함.

•TSC는 백색비상발령 시 발족되며 EOF 발족 전에 해당 부지의 비상대응을 총

괄함. 비상기술지원실장(발전소장)은 중대사고 관리 전반의 중요사항에 대한 최

종결정을 하며 중요 의사결정시 TSC 산하 기술지원반장, 안전분석조, 방사선대

책반장, 비상운전반장 등과 긴밀한 협조체계를 유지하면서 의사결정을 내림. 비

상기술지원실장의 중대사고 대응 능력 강화를 위하여 최근 관련 표준절차서에

비상기술지원실장을 교육대상으로 포함시켰으며(방사-8800, 방사능방재교육,

2013) 향후 중대사고 시뮬레이터를 이용한 중대사고 실습교육도 병행할 계획임.

•EOF는 청색비상발령 시 발족되며 단일 호기 및 다수 호기 동시 사고 시 해당

부지의 비상대응을 총괄함. 비상대책본부장(월성 원자력본부장)은 외부 방재대

책기관과 긴밀한 협조체계를 유지하며 비상등급의 변경 및 해제 결정, 종사자

및 주민보호조치 권고 등 본부 내 비상상황 파악과 대책 수립을 총괄 운영함.

비상대책본부장은 비상대책실장(운영기술실장)과 비상대책보좌역(4명)의 도움을

받아 최종 의사결정을 수행함. 최근 사외공모 신임 원전 본부장에 대해서는 부

임 후 2주 이내 18시간의 방사능방재 집중 심화교육을 실시하고 있으며 심화교

육 실시 후 6개월 이내에 사이버 교육과 부임 후 계획된 훈련일정 중 가장 먼

저 시행하는 방사능방재훈련을 참관토록 하고 있음.

한수원은 EOP-SAMG-EP 연계상황과 관련하여 이들 절차서 및 지침의 수행과정의

의사결정자를 제시하였으나, KINS 검증단은 의사결정자가 갖춰야 할 능력에 대해 적절한

평가를 수행하지 않은 상황에서 의사결정자가 갖추어야 할 사항을 제시하였다고 판단한

다.

따라서 KINS 검증단은 안전 개선사항으로 한수원에게 1)EOP-SAMG-EP 연계 진행

과정에서 의사결정자에게 요구되는 능력의 도출을 위해 적절한 절차를 갖추어 평가를 수

- 119 -

행하고, 2)이를 통해 현재 의사결정자가 갖추고 있는 능력과 비교하여 취약점을 도출하

고, 3)취약점 보완을 위한 의사결정자의 능력 제고방안을 제시ㆍ이행하고, 4)다수 호기 동

시 사고 상황에서도 각 의사결정 책임자에 대해 필요한 능력을 적절한 절차를 통해 평가

하고 이를 바탕으로 의사결정자의 사고능력제고 방안을 수립 및 이행을 제시하였다.

나. 결론 및 안전 개선사항

KINS 검증단은 한수원이 평가한 설계기준 초과사고에 대한 비상대책 프로그램의

의사결정 적절성에 대해, 한수원에게 장기적인 안전개선사항으로 1)TSC가 발족한 이후의

사고상황 하에서 중요 의사결정 필요부분과 이의 취약점을 평가ㆍ도출하고, 2)적절한 평

가를 통해 의사결정권자에게 필요한 능력을 도출하여 비상대응프로그램에 반영토록 제시

하였다. 또한, 의사결정자를 지원할 수 있는 전담조직 신설을 제시하였다.

• 의사결정자를 지원할 수 있는 전담조직 신설

• 의사결정자의 사고대응능력 보완(시뮬레이터 훈련 수행 포함)

- 중요 의사결정 필요부분과 이의 취약점을 평가․도출

- 의사결정자에게 필요한 능력 도출, 비상대응프로그램에 반영

3.6.2 민간검증단 검증결과

3.6.2.1 원전 비상시 상황파악 및 의사결정, 조치능력 평가

원전 비상시(특히 야간 및 휴일) 적절한 초기대응을 위한 상황파악 및 상황파악에

따른 의사결정, 그리고 초동 조치능력에 대해 검증을 수행하였다. 또한, 극한 재해시 특히

야간 및 휴일에 소내 인력만으로 원전 상황파악 가눙성 및 도로파손 등에 의한 외부 필

수요원 소집 및 외부 지원 현실성과 원전 부지 파손에 의한 초동 대처를 위한 설비(이동

형발전차, 중장비 등) 접근성 및 가용성 및 비상시 의사결정권자의 전문성 및 판단 능력

의 적절성을 검토하였다.

이에 대한 한수원의 의견은 다음과 같다.

• 원전에서 비상발령시 2시간 이내에 비상기술지원실이 발족하여야 하며 청색비

상 이상의 비상발령시에는 비상대책실이 2시간 이내에 발족하여야 함. 월성본

부의 경우 비상요원들이 대부분 발전소 인근에 거주하고 있으며 극한 자연재해

시에도 2시간 이내에 발전소에 비상요원이 진입하여 비상기술지원실을 발족시

키는 것이 가능하다고 분석되었음. 특히 한수원은 필수 인원들에 대하여 1시간

이내에 응소하도록 순환 대기를 시행하고 있어 더욱 신속한 대응이 가능함.

• 이러한 법적 지침과 제도를 시행하고 있음에도 불구하고 불가피한 여건으로

인해 응소가 지연될 경우가 발생할 수 있음. 그러한 경우에도 소내 상주인원

- 120 -

(발전소 운전원 호기 당 10인, 화학실험실, 보건물리실, 중수승급탑, 펌프하우

스 각 개소 당 1인, 한전기술(주) 대기자 발전소 당 4인, 청경대 25인, 소방대

2인)을 활용한 초동 대처 가능성을 확인한 결과 약간의 보완을 통하여 외부의

지원이 가능한 시점까지 충분히 대응이 가능함을 확인함.

• 한편, 비상발령과 외부 지원 요청을 효과적으로 수행하기 위하여 주제어실, 제2

제어실, 비상기술지원실, 비상운영지원실 등 소내 비상대응시설에는 위성전화를

설치하고, 이를 통하여 한수원 본사 당직실에 비상발령 및 지원 요청을 전달하

면 한수원 본사에서 동보장치를 비롯한 다양한 수단을 사용하여 비상발령 및

지원 요청을 수행하여 사고 현장을 지원할 수 있도록 절차가 마련되어 있음.

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• (상황파악 등) 비상시 원전 상태의 상황파악은 매우 중요함. 특히, 휴일 및 야

간에 상황 발생시 현재 사업자가 제시한 인력(18명)으로는 상황 파악이 힘들

것으로 판단함. 극한 자연 재해시 상주 인력의 안전에 문제가 없는 것으로 평

가한 것은 적절하지 않음(종사자 안전사고에 대비한 대책 제시하지 않음)

• (비상소집) 야간 및 휴일 비상시 초동대응을 위한 필수요원 소집(1시간 이내

응소)은 현실성이 떨어짐.(주변 환경 파손에 의한 접근 불확실성 및 현실적인

가족 안전 우선 고려) 그리고 종사자 소집 및 외부비상연락을 위한 자동동보

시스템의 실효성 검증이 필요함.(사업자 제시 위성전화는 원전 안정화를 위한

통신 수단임)

• (종사자 보호 조치 등) 상주 인력 및 외부 지원을 위한 종사자보호를 위한 시

설 설치가 필요함(면진동 포함)

- 극한 재해시 주제어실 불능에 따라 TSC 및 OSC도 불능 가능성 배제할

수 없음.

• (초동 대처를 위한 비상소집 등) 극한 재해시 초동 대처를 위한 종사자 응소(1

시간 이내), 중장비 보관(면진동) 및 사고 현장 진입, 전문 인력의 적기 투입에

대한 대책이 미흡함. 초동 대처에 소요되는 장비, 전문인력 활용 등에 대한 구

체적인 재평가가 필요함.

3.6.2.2 개선사항 이행이전의 안전확보 대책

월성1호기 계속운전을 위한 다수의 추가 개선사항(계속운전 심사, 국외 전문기관 평

가, 후쿠시마 후속조치, 스트레스테스트 결과)이 도출된 바 이에 따른 반영 이전 대응능

력 확보방안을 평가하고 검증하였다.

한수원은 자체 개선사항 반영 이전의 극한상황 대응능력은 표 4와 같이 제시하였다.

- 121 -

분야 추가 개선사항 반영 이전 대응능력 확보 방안 비고

화재

소방차, 진압장비 등보관 장소 내진설계

지진으로 인해 소내 소방차의 사용이 불가능할 경우 인근 지역소방대 지원

2015

비상전력공급실 및제2제어실 등 화재방호설비 개선

해당시설에는 현재 하론 소화설비와 물 분무 소화설비가 설치되어 있음.지진발생으로 작동불가능시를 대비, 청정소화약재설비를 내진 설치하는 개선 사항임.따라서 지진시 화재감시조가 해당설비의 화재징후를점검하고 화재 인지시에는 초동소방대, 자체소방대및 외부소방대의 출동을 요청하여 화재를 진압함.

2015O/H이후

3/4

이동형발전차 및소방차의 부지 내공용사용에 따른가용성 평가

이동형 발전차는 타 본부로부터 지원 받으며 소방차의 경우 경주, 울산 등 외부 소방대 지원으로대응 가능함.다수호기 동시사고 대응을 위해 설비 보강 준비중

2016O/H이후

사고대응을 위한제2제어실(SCA)설계 보완(제어 및감시설비 전원 공급용 축전지 신설)

소내 모든 전원(교류 및 직류)이 상실되었을 경우,제2제어실에서 운전원은 휴대용 계측기를 이용하여 필수 안전변수를 감시하는 비정상운전절차서(비정상1-25000A)를 수립하였음

2016O/H이후

4원자로격실 외부주입 유로 설치

중대사고 발생시, 원자로격실 비상냉각수 주입유로 설비가 구비되어 있지 않은 상황에서도 현재기 설치되어 있는 원자로냉각재계통 및 증기발생기 2차측 비상냉각수 주입 유로를 통해 냉각수 공급으로 노심 냉각 수행 및 칼란드리아 용기 건전성 확보를 달성할 수 있음

2015O/H이후

5

기술지원실 및 제2제어실 거주성 개선(이동형공기정화기 설치)

비상운영지원실(OSC)의 경우 1호기 OSC 상실 시2호기 비상기술지원실(TSC)를 이용하도록 되어있음. 제2제어실의 경우에는 휴대용 호흡장비를사용하여 내부 피폭을 방지함. 산소통은 약 4시간분량이 저장되어 있으며, 더 긴 시간 동안 거주하기 위한 방법으로는 산소통을 추가하거나 지속적으로 외부에서 지원받을 수 있음.

2016O/H이후

중대사고 교육 대상자에 비상기술지원실장 포함.시뮬레이터 훈련수행 포함

월성1호기 시뮬레이터 도입 전까지 방재교육시 중대사고 교육대상자에 비상기술지원실장을 포함시키도록 절차서 개정 완료

2016O/H이후

극한 자연재해시 접근성 확보 조직 명확화(방사선비상계획수행절차서 반영)

발전소 대기 근무자 활용가능 검토중

<표 4> 개선사항 반영 이전의 극한상황 대응능력 (2014.11월말 현재)

민간검증단의 검증의견은 다음과 같다.

• 사업자는 추가 개선사항 반영이전에 대응능력이 확보가능하고 문제없다는 것

(위의 사업자 의견 표 참조)은 추가 개선사항 이행이 필요 없다는 것으로 해석

- 122 -

될 수 있음. 즉, 반영 이전 대응능력 확보방안에 어떤 단점이 있기 때문에 추

가개선사항 이행이 필요한 것으로 판단됨. 어떤 단점이 있는 것인지 제시하지

못함.

• 사업자 자체 판단하에 계속운전 이전에 선행되어야 하는 개선사항에 대해 우

선순위를 정하여 이행계획이 수립되어져야 할 것으로 판단됨.

3.6.2.3 개선사항 이행계획

계속운전 심사 중 도출된 개선사항, 국외 전문기관 도출 개선사항, 후쿠시마 후속조

치 결과, 스트레스테스트 후속 개선사항 등 수많은 개선사항 도출 및 이행은 월성1호기

뿐만 아니라 국내 전원전 대상 조치사항이라고 판단된다.. 이에 대한 구체적인 계획이 수

립되어져야 할 것이다.

이에 대해 한수원은 월성1호기 스트레스테스트 평가 및 검증과정에서 도출되는 개

선사항에 대해서는 추진방안, 목표일정 등을 포함한 이행계획을 수립하여 시행할 계획이

라 답변하였다.

민간검증단은 1) 개선사항 중 설비의 이행계획은 월성1호기 계속운전을 감안(2022년

11월 종료)한다면 시간상으로 현실성이 떨어지며(이동형공기정화기 2016년말, 훈련용 시

뮬레이터 도입 2018년말, 소형 이동형발전차 2019년말 등), 2) 중대사고시 방사성폐기물

오염 대책 연구, 시나리오에 따른 유효성 평가결과 사고대응능력 향상을 위한 추가 개선

권고사항 이행, 중대사고시 의사결정권자의 의사결정을 위한 지원조직의 구체적 계획 및

이행방안에 대한 구체적인 이행 계획이 수립되고 검증되어져야 한단고 판단하였다(이는

월성1호기 뿐만 아니라 전원전 공통 사항일것으로 판단됨).

3.6.3 분야별 주요 검증의견

[KINS검증단]

월성 1호기 스트레스 테스트 자체 평가 결과에 대한 검토 결과, 인적오류 및 의사결

정오류 등으로 사고의 확대를 방지하기 위하여 다음의 안전개선사항이 도출되었다.

① 사고대응에 필요한 필수 계측설비 보강 및 필수변수 연속감시 방안 마련

- 증기발생기 세관 손상 및 저압경계부 파단 인지수단, 사용후핵연료 저장조

계측설비, 1차 열수송계통압력계 등 계측설비 보강

② 현장 접근 및 조치를 위한 조명․통신설비 보강 및 유독가스와 연기 제거방안

마련

- 123 -

③ 계획된 설비개선사항들을 이용한 종합 대응전략 마련

④ 의사결정자를 지원할 수 있는 전담조직 신설

⑤ 의사결정자의 사고대응 능력 보완

- 수립된 절차를 사용한 평가를 통해 중요 의사결정이 필요한 부분을 도출한 후,

- 이에 대해 의사결정의 각 비상대응상태 별 MCR내 발전팀장과 TSC 책임자

중 적임자를 평가하여 그 결과를 반영하고,

- TSC의 책임자가 발전소의 상황을 정확히 인지ㆍ판단하는데 요구되는 필요사

항을 도출하고 이를 바탕으로 의사결정이 적절히 이루어지도록 보완 대책의

수립

[민간검증단]

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 원전 사고시 원활한 초동대처를 위한 인력 소집, 운용, 외부 비상연락체계, 설비

의 전문인력 운용 방법 등에 대한 실효성이 떨어지는 측면(비상소집의 한계, 야간

및 휴일시 설비 운용 전문 인력 부재, 종사자 보호조치 등)을 재평가해야 함.

② 계속운전을 위한 추가 개선사항에 대한 사업자 이행 계획의 타당성(시기의 적절

성)이 재평가 되어져야 함.

4. 기타사항(주민수용성, 경제성 등)

민간검증단은 KINS 검증단과는 달리 경주시, 경상북도, 환경단체에서 추천을 받아

서 구성된 검증단으로서 각계 전문가도 포함되어 있지만 지역주민도 포함되어 있다. 이러

한 구성원을 살펴보건대 전문가의 기술적인 판단도 중요하지만 지역민의 의견 즉, 주민수

용성도 스트레스테스트의 한 중요한 분야라고 판단되며, 그렇지 않다면 전문가들로만 구

성되는게 당연할 것이다.

이러한 민간검증단의 취지에 맞게 기술적인 분야 외에 비기술적인 분야에 대해서도

지역에서 판단하고 생각하는 현안에 대해 기술하였고 기술된 내용은 지역에서 우려하고

불신하는 현안에 대해 기술함과 동시에 몇 가지 정책적 방향을 제시하고자 하였다.

4.1 주민수용성 도출 의견

4.1.1 원전 안전성에 대한 의견(계속운전 관련)

- 124 -

정부 및 한수원은 원전 계속운전은 세계적인 추세이고 안전성에 문제가 없다고 홍

보하면서 계속운전을 추진 중에 있다. 국내에서는 고리1호기가 30년의 설계수명을 모두

마치고 2017년까지 계속운전을 하고 있다. 또한 고리1호기에 대해 다시 한번 계속운전을

추진하고자 계속운전 절차를 사업자는 진행하고 있는 것으로 나타나고 있다.

월성1호기의 경우는 2009년 한수원이 계속운전 심사를 신청하고 외국 기관의 검증

과 동시에 스트레스테스트 검증을 받았다. 현재 월성1호기 계속운전에 대한 규제기관의

심사결과로는 안전성에 문제가 없다는 결론이 나와 있다. 다만, 스트레스테스트 검증 결

과를 바탕으로 원자력안전위원회는 심의 결과를 최종 발표한다는 입장이다.

국내 원전 안전성은 일본 후쿠시마 원전 사고 이후 계속 환경단체 및 지역으로부터

문제제기가 되어 오고 있는 실정이다. 이에 대한 반증으로 아래의 설문조사 및 주민투표

를 보더라도 확인할 수 있고 원전 안전성에 대해 신뢰할 수 없기 때문에 계속운전 및 신

규 원전 건설은 반대하고 있는 것이다.

<표 5> 원전 안전에 대한 국민인식조사 결과

조사시기 조사기관 조사대상 조사의견

‘12.11월 감시기구 경주시민 500명 71.6% 계속운전 반대(노후원전 불안감)

‘13.11월 환경운동연합 전국민 1,000명 77.8% 원전 안전성 불신뢰

‘14.08월 원자력문화재단 전국민 1,000명 55.3% 계속운전 반대

‘14.10월 삼척시 주민투표 삼척시민 전체 84.97% 원전유치 반대

감시기구, 환경운동연합, 한국원자력문화재단, 삼척시민 주민투표를 통해 확인하고

판단할 수 있듯이 국민들은 노후원전에 대한 불안감이 가장 주요한 계속운전의 반대라는

것을 확인할 수 있다. 이는 반대로 노후 원전의 안전성 확보를 위한 정부 및 사업자의 노

력 부족과 아울러 안전에 대한 소통 부재에 기인한 것이라 판단된다.

지금의 모든 산업 환경은 특히 원전 산업은 투명한 정보의 공개에서부터 주민수용

성의 출발이라고 생각된다. 투명한 정보공개를 바탕으로 다양한 의견을 듣고 수렴하여 반

영하는 시스템이 구축되어야만 신뢰할 수 있는 결과(계속운전 등)를 도출할 수 있을 것으

로 판단되며, 신뢰 구축은 학문적인 바탕이 아닌 현장에서의 실제 부대끼는 노력이 바탕

이 되어야 할 것으로 판단된다.

4.1.2 원전(월성)주변지역 갑상선암 관련

중수로원전인 월성주변지역은 상대적으로 삼중수소가 많이 배출되는 지역이다. 이에

- 125 -

따라 당연히 주변지역 주민이 받게 되는 삼중수소의 영향은 기준치 미만이라 하나 원전

가동이후 계속 피폭을 당하고 있는 것은 사실이다.

지난 1991년부터 2011년까지 서울대학교 의학연구원 원자력영향·역학연구소에서 원

전 주변지역 주민 역학조사를 수행하였다. 수행한 결과 주변 및 근거리 대조지역 주민의

방사선 관련 암 발병 상대위험도(여자)에서 갑상선암이 원거리 1을 기준으로 할 때 근거

리 1.8, 주변지역 2.5로 나왔다. 이는 위암, 폐암, 유방암의 결과와는 다른 결과를 도출한

것임에 틀림이 없는 결과로 나타났다.

그러나 최종 결과에서는 ‘원전방사선과 주변지역 주민의 암 발병 위험성간에 인과적

관련이 있음을 시사하는 과학적 근거는 찾을 수 없다.’ 라고 하고 통계적으로 유의한 관

련성이 나타난 여성 갑상선암의 경우는 방사선이외의 요인으로 분석 추론된다는 결과만

을 제시하였다.

<표 6> 방사선 관련 암 발병 상대위험도 결과(서울대학교 의학연구원 수행)

발병암암 발병 상대위험도

주변(5km 이내) 근거리(5∼30km) 원거리(30km 이상)

방사선 관련 암

(전체)

남 1.2(0.86∼1.54) 0.9(0.67∼1.26) 1.0

여 1.2(0.77∼1.74) 1.1(0.69∼1.68) 1.0

위암남 1.3(0.85∼1.92) 0.9(0.67∼1.26) 1.0

여 1.2(0.83∼1.68) 1.3(0.89∼1.79) 1.0

유방암 남 1.5(0.90∼2.60) 1.1(0.60∼1.99) 1.0

갑상선암 여 2.5(1.43∼4.38) 1.8(0.98∼3.24) 1.0

그리고 최근 2014년 10월 17일 부산지법 동부지원은 고리원전 인근에서 20여년간

살다가 갑상선암에 걸린 지역주민이 한수원에 낸 손해배상청구 소송에서 한수원은 해당

주민에게 1천5백만원을 지급하라고 판결을 내렸다. 재판부는 판결문에서 해당 지역주민이

고리 핵발전소 10여 km 떨어진 곳에서 20여년을 살면서 방사선에 노출되는 바람에 갑상

선 암 진단을 받은 것으로 보인다며 한수원의 손해배상책임을 분명히 하였다. 재판부는

이어 “방출된 방사선량이 원자력안전법 시행령과 원자력안전위원회 고시에서 규정한 연

간유효선량 한도에 미치지 못하더라도 이는 국민 건강상 위해를 방지하기 위한 최소한도

의 기준으로 절대적 안전을 담보할 수 있는 수치를 나타내는 것이라고 단정할 수 없다”

고 밝혔다. 특히 “박씨가 침해당한 이익은 신체의 건강에 관련한 것으로 재산상 이익이나

기타 다른 이익보다 중요할 뿐 아니라 공공의 필요에 쉽게 희생될 수 없는 법익”이라고

밝혔다.

이와 같은 판결은 그간 적은 양의 방사선은 안전하다는 한수원이나 정부의 입장과

반대되는 입장으로 적은 양, 기준치 미만이라 하나 위험에 대한 개연성은 충분히 있다는

- 126 -

매우 의미가 큰 판결이라 할 수 있다.

<표 7> 부산시 기장군 갑상선암 대형병원 암 진단율 비교(자료 : 부산 기장군)

조사기간 조사항목 진단율(%)

2010년 7월

∼2013년 12월

∘기장군 주민 중 갑상선암 진단자 1.35

∘서울대학교 강남센터 환자 중 모든 암 진단자 1.06

∘삼성서울병원 환자 중 모든 암 진단자 1.04

원전주변지역에 대한 지역의 갑상선암 및 기타 영향에 대해 지역민이 신뢰할 수 있

는 정확한 데이터를 바탕으로 영향여부를 판단해야 할 것이다. 과학적인 근거를 바탕으로

수행된 결과마저도 해석의 편향에 의해 지역에 혼란을 주는 것은 타당하지 않다고 판단

된다.

원전주변지역 방사선 영향에 대해 기 수행한 연구결과는 다시 한번 재평가의 필요

성이 있으며 지역이 신뢰하는 기관을 선정하여 정확한 영향조사도 동시에 이루어져야 한

다고 판단된다.

4.1.3 삼중수소 관련(TRF 등)

중수로 원전인 월성1,2,3,4호기는 경수로 원전에 비해 삼중수소가 상대적으로 많이

방출되는 노형이다. 매년 중수로 원전에서 방출되는 양을 살펴보면 경수로에 비해 많게는

65배에서 적게는 7.5배 정도가 배출되고 있다. 또한 삼중수소는 노형에 상관없이 원전에

서 배출되는 핵종 중 약 90% 이상을 차지하는 배출 기여도가 높은 핵종이다.

중수로 원전은 냉각재와 감속재로 중수를 사용함에 따라 필연적으로 삼중수소는 발

생하게 되어있다. 삼중수소는 감속재 계통에서 약 97%, 냉각재 계통에서 3% 정도로 발생

이 되며, 중수로 원전이 운영 중에는 계속해서 삼중수소가 발생한다.

비록 한수원이 주장하는 기준치 미만이라 하나 배출량과 환경 중 방사능분석을 해

보면 확인이 가능한 결과를 보여주며, 이는 충분히 지역으로서는 삼중수소에 대한 위해

우려를 나타낼만하다고 판단된다.

- 127 -

<그림 10> 월성원전 및 타원전 삼중수소 년도별 기체 배출 현황

<그림 11> 월성원전 호기별 삼중수소 년도별 기체 배출 현황

한수원은 삼중수소 발생 및 배출량을 감소시키기 위해 삼중수소제거장치(TRF,

Tritium Removal Facility)를 지난 2007년 6월 준공하여 현재 운영 중임. TRF는 월성1발

전소와 2발전소 사이에 위치하며 1대로 4개 호기의 삼중수소를 제거한다는 개념임. 사업

자는 감속재 삼중수소를 기준으로 원전 1개 호기당 약 9∼10개월을 가동하면 삼중수소

저감 목표치(감속재 기준 약 97.1Ci/kg → 약 10Ci/kg)에 도달한다고 평가하고 있고 또

한 가동 연수가 증가할수록 목표치를 만족하는 기간이 단축된다는 의견이다.

그러나 한수원이 제시하는 의견은 계통에서의 삼중수소 저감 자료일 뿐 TRF 운영

으로 인한 환경에서의 삼중수소의 저감 효과에 대해서는 근거를 제시하지 못하였다. 계통

에서 저감 효과에 대해 실제적으로 환경에서도 저감 효과에 대한 자료가 제시되어져야

할 것으로 판단된다.

- 128 -

4.1.4 사용후핵연료 관련

국내 원전 23기에서 사용후핵연료는 년간 약 750톤씩 발생하며, 그중 4기의 중수로

원전에서 발생하는 사용후핵연료가 전체 발생량의 50% 이상을 차지한다. 중수로원전 사

용후핵연료는 약 5년 정도 습식저장조에서 열과 방사능을 떨어뜨린 후 건식저장의 방식

으로 원전 부지내에 저장되어 있다.

중수로 원전 특성상 발생량이 많은 사용후핵연료 관리 정책에 대해 정부 및 사업자

는 경주지역에 대해 고려4)를 해야 할 것으로 판단된다. 우선 방폐물특별법에 의해 경주

지역은 사용후핵연료 관련 시설이 들어올 수 없고 또한 기 보관중인 사용후핵연료는 정

부가 관리 정책을 조속히 수립하여야 할 것이다.

4.1.5 월성원전 주변지역 극한재해 영향 분석 관련

극한 자연재해 발생시를 대비한 원전부지 영향평가는 수행되어져야 하는게 당연하

다. 한수원은 이에 대해 원전부지 영향평가를 수행하였으나, 반대로 원전 부지 이외의 영

향에 대해서는 평가를 수행하지 않았다.

원전부지 보호를 위한 시설물로 인한 지형변위에 의해 극한 상황시 주변지역으로

피해가 확산될 것으로 판단된다. 또한 최대 해일시 원전 외부 도로의 유실, 읍천이나 봉

길리의 건물붕괴로 인한 진입로 확보 불가능, 봉길터널, 대종교, 하서교의 붕괴 등에 의한

외부 지원 지연으로 인해 사업자의 원전 안정화를 위한 초기대응 실패가 우려된다.

원전 부지주변 영향평가를 수행하는 것은 주민수용성측면 뿐만 아니라 사업자 입장

에서도 원전 주변지역에 대한 영향 평가를 수행하여 신속한 초기대응을 위한 기초자료를

확보하여 신속한 초기대응을 수행해야 할 것으로 판단된다.

4.1.6 비상시 주민보호조치

원전 비상시 최우선적으로 고려되어야 할 것이 주민보호조치임. 주민보호조치는 지

자체의 역할이라고는 하지만 한수원의 협조가 필요한 부분이 상당히 있을 것으로 판단된

다.

한수원의 협조 사항은 먼저 비상시 비상연락망일 것이다. 현재의 한수원은 비상시

4) 2012년 8월 ‘사용후핵연료 관리정책 수립과 공론화를 위한 권고’ 6Page 각주를 보면 ‘현재 월성 원전 부지 내에 설치되어 있는 MACSTOR를 임시저장시설이 아닌 중간저장시설로 간주해야 한다는 의견이 있음. 또한 지역 지원 측면에서 습식임시저장시설과는 차별화되어야 하며, 안전성 강화를 위하여 별도의 방호시설의 설치가 필요하다는 의견도 존재함’ 이라고 명시되어 있음

- 129 -

정부, 지자체에 비상연락망을 갖추었다고 하나 정확하고 신속한 연락체계의 실효성을 확

인해 보아야 할 것이다. 또한 법에 규정된 사항 뿐만 아니라 사소한 원전 고장이라도 신

속히 알려 사전 대응할 수 있는 정보 제공도 시행되어야 할 것이다.

또한 정부 및 사업자는 지역방사능방재는 지자체의 역할이라고 판단하여 등한시하

기보다는 적극적인 의견개진과 아울러 지역민을 위한 방사능방재 교육(평상시 주기적인

교육)도 지자체와 합동으로 시행하여 지역방사능방재 의식을 고취시켜야 할 것으로 판단

된다.

4.2 주민수용성 확보 방안

원전 안전에 대해 지역은 공학적/기술적 근거를 바탕으로 한 소통도 중요하지만 지

역 현장에서 정부 및 한수원이 실제적인 현장에서의 소통을 하고자 하는 노력을 보여주

는 것이라 생각된다. 이러한 판단하에 몇가지 구체적인 방안을 제시하고, 향후 방향에 대

해 종합의견에 제시한다.

4.2.1 비상시 주민보호조치를 위한 방사능방재 교육 실시

원전 비상시 주변지역 주민보호조치는 지자체가 담당한다. 그러나 원전 비상에 대한

일차적인 책임은 한수원에게 있고 또한 사고 방지를 위한 관리감독은 정부(원안위)가 책

임이 있으므로 비상시 주민보호를 위한 사전 방재교육은 공동의 책임과 의무가 있다고

판단된다.

이에 따라 한수원, 원자력안전위원회, 지자체가 공동으로 지역주민 보호를 위한 방

사능방재 비상대응능력 고취를 위해 체계적인 계획을 수립하여 지속적으로 교육이 수행

되어져야 할 것으로 판단된다.

4.2.2 원전 안전규제 활동에 지역 참여

원전 운영중에 지역의 감시기구에서 매 계획예방정비 및 고장 발생시 참관을 통해

안전성을 확인하고 있으나 이는 한수원의 역할에 대해 지역에 알리는 정도의 홍보의 일

환이라고 생각된다.

실제적인 원전 안전을 담보하기 위해서는 규제기관에서 수행하고 있는 안전규제 활

동에 지역이 참여하여 확인하는 시스템5)이 필요하다. 즉 정부의 입장에서는 안전규제활

5) 2014년 규제기관과 감시기구와의 소통포럼에서 제안함. 원전 안전성 확인의 장기적인 관점에서 규제기관

- 130 -

동에 정당성을 확보하는 방안이라고 판단된다.

한수원과 규제기관의 공동의 안전성 확보를 위한 노력을 지역에 확인시켜줌으로써

장기적으로 주민수용성은 확보될 것으로 판단된다.

4.2.3 방사능방출 관리 대책 필요(정보공개)

원전에서는 운영 중 필연적으로 기체 및 액체, 고체방사성폐기물이 방출된다. 정부

및 한수원은 법에 명시한대로 계획적이고 통제된 상태하에서 기준치 미만으로 방출하고

관리한다고 하나 이는 정확한 정보제공이 없는 한수원의 몫으로 담당하고 있다.

지역에서는 지난 수년간 방사성폐기물 방출시 지역에 사전 정보를 제공해줄 것을

요구하고 있으나 시행되지 않고 있다. 실제 방사성폐기물 방출시 시료를 채취하여 방사능

분석을 수행해보면 방출시에는 방사능농도가 증가6)하는 것을 확인한바 있다.

그리고 2014년 집중적으로 보도되고 있는 방사능방출 총량이 대해 문제제기를 하고

있다. 현행법상 단기간내에 기준치 미만으로 방출하면 아무런 문제가 없다는 사업자의 의

견과 배치되는 사항이다.

방사능방출에 대해 법 개정을 추진하고 있지만 법 개정 이전이라도 정부 및 사업자

는 방사능방출 총량 규제와 아울러 방출시 사전 정보공개를 정부 및 사업자는 시행하여

야 할 것으로 판단된다.

4.3 경제성평가 등

경제성이 없다고 평가되는 원전을 계속운전 하는 것은 한국수력원자력(주)가 공기업

의 자회사이므로 국가적인 손실이며 나아가서 월성 1호기 원전 계속운전으로 인한 지역

피해 보상 비용 마련도 어려울 것으로 보인다.

한국수력원자력(주)는 월성1호기 계속운전이 경제성 있다고 평가하고 있음. 지금계

속운전을 하지 않은 경우 해체를 위해 6,455억원 비용이 들 것이므로 국회예산처가 평가

한 월성 1호기 계속운전 시 발생하는 2,546∼5,060억원의 손해보다 더 손해라는 경제성이

있다는 주장임.

이는 해당 프로젝트 자체의 손해, 이익을 따져야 하는 경영상 분석에서도 적합하지

않은 평가로 민간 기업이면 손해나는 사업에 추가 비용 투자 하지 않음. 월성 원전 1호기

(KINS)과 지역(감시센터)과의 기술적 소통 시스템이 마련되어져야 한다는 의견 제시6) 실제 월성원전방폐장민간환경감시기구에서 액체 방사성폐기물 방출시 실시간 시료 채취하여 분석한 결과 방

사능농도(삼중수소)가 증가한 것을 확인한바 있음

- 131 -

는 후쿠시마 후속조치 보완대책, 스트레스 테스트 후속 대책 등 비용 추가 발생 가능성

높으며 이용률은 떨어질 가능성 높으므로 손해 규모는 더 커질 가능성이 있음.

<표 8> 월성1호기 경제성 평가 자료

조사시기 조사기관 평가 결과 조건

‘09. 9월 한전 전력연구원 투자 시 604억원 이익 7,050억원 설비개선 비용 투자

‘14. 8월 국회예산처 2,546∼5,60억원 손해

기 투자 5,600억원 제외

미투자 1,347억원 미반영

(7,050억원 중 5,703억원+후쿠시마

후속조치 259억원 반영)

적립된 해체비용 PV 5,031억원 미반영

운영비 추정

‘14.08월심상정 의원,

환경운동연합1,462∼2,269억원 손해

국회예산처 분석 전제

미투자된 1,347억원 반영

적립된 해체비용 PV 5,031억원 반영

‘14.10월 홍의락 의원 4,630억원 손해

운영비 입수

전체 매축이익과 경비 단순 계산

10년 계속운전 가동을 전제

또한. 대안 비교를 하는 경제학적 분석 방법에서도 계속운전에 대한 대안 비교는 계

속운전 포기가 아니라 동일한 결과, 즉 동일한 전기를 생산하는 대안비교가 되어야 함.

이의 경우 월성원전 1호기 수명연장의 대안은 같은 양의 전기를 생산하는 신규원전, 화력

발전, 재생에너지, 효율향상 등으로 비교해야 하나 이에 대한 분석은 현재까지 없음.

4.4 주요 검증의견

검증결과 다음의 개선사항이 도출되었음.

① 원전 안전은 정부 및 사업자의 노력도 중요하지만 지역이 안심할 수 있어야 확

보될 수 있을 것이라 판단됨. 이를 위해서는 투명한 사전 정보공개, 의견수렴, 반

영 등의 일련의 소통 체계가 필요함. 이러한 소통 체계는 사업자만이 아닌 정부(원

안위, 산업부 등), 지자체, 지역이 함께 참여하는 시스템이어야 함. (<그림 12> 참

조)

② 원전주변지역의 방사선 영향에 대해 기 수행된 연구결과는 재평가가 필요하며,

현안으로 대두되는 갑상선암 발병, 삼중수소로 인한 영향, 극한 자연재해시 주변지

역 영향 분석 등에 대한 연구가 필요함.

③ 원전 비상시를 대비한 주민보호조치를 위한 교육, 훈련 등이 강화되어져야 함.

- 132 -

④ 사용후핵연료 관리에 대한 정책을 조속히 수립하여야 할 것임. 경주의 경우 국내

사용후핵연료 총 발생량의 50% 이상을 차지함.

⑤ 원전으로부터 방출되는 방사성물질의 총량 규제와 아울러 방출시마다 사전 정보

공개를 하여야 함.

<그림 12> 원전 현안해결 시스템 구축 도식화

5. 종합검증의견

월성 1호기는 설계기준의 자연재해(지진의 경우 0.2g) 등 일정수준의 자연재해와 전

력상실 등의 사고조건에서도 안전하게 유지될 수 있도록 설계되어 있다. 월성 1호기 스트

레스 테스트는 설계시 고려된 사고조건을 초과하는 상황을 가정하여 원전 안전성 및 대

응능력을 확인하고, 추가 안전성 증진을 위한 개선사항을 도출하기 위해 수행되었다.

월성 1호기 스트레스 테스트 평가를 위해 가정한 극한 상황은 ①10,000년 빈도 수준

의 자연재해(지진의 경우 0.3g), ②지진에 따른 화재, ③소내 모든전력 상실, ④최종열제거

원 및 대체열제거원 상실, ⑤자연재해로 인한 발전소 주변 인프라 손상으로 일정정도 시

간 이내에는 외부지원 불가, ⑥야간 등 취약시간 대에 사건발생을 가정한 소내 최소인력

에 의한 대응을 고려하였다. 또한, ⑦지진으로 인한 건물내 조명상실, ⑧유독가스 및 연기

발생 등이 추가로 고려되었다.

평가결과 지진을 포함하여 10,000년 빈도 수준의 자연재해는 발전소의 필수안전기능

에 영향을 초래하지 않는다는 것을 확인하였다.

상기의 모든 극한 상황을 고려하였을 경우에도 원자로 미임계 유지, 원자로냉각재

- 133 -

재고량 유지 등의 필수 대처기능은 상실되지 않으나, 원자로 냉각 기능 상실 조건이 유발

되어 중대사고로 진입할 가능성이 있음을 확인하였다. 이에 따라 중대사고로 진입하기 이

전에 자연대류에 의한 원자로냉각기능을 유지시켜야 하는데, 증기발생기가 고갈되기 이전

에 주증기안전밸브를 개방하여 증기발생기를 감압함으로써 살수탱크에서 증기발생기로의

중력급수가 가능하도록 하는 전략이 마련되었다. 이에 따라 월성 1호기 스트레스 테스트

평가를 위해 가정한 8개의 가정사항에서도 원자로 냉각 기능을 유지시킬 수 있는 대응능

력이 확보되었다고 판단한다.

아울러, 스트레스 테스트의 목적을 위해, 상기 가정사항 이외 ⑨냉각재상실, ⑩증기

발생기세관파단, ⑪핵연료가 손상되고 격납건물 내부 압력이 상승하는 중대사고, ⑫주민

소개 등 방재 및 비상대응 상황을 추가로 가정하여 검증하였다.

검증결과 추가 안전성 증진을 위해 <표 9>와 같이 안전 개선사항들을 도출하였다.

월성 1호기에 대한 KINS 검증단의 검증결과, 재현주기 10,000년 빈도 수준의 자연

재해에도 필수안전기능을 유지시킬 수 있는 것으로 판단하였고, 이외 중대사고 등의 극한

사고에서의 한계사항과 이에 대한 개선사항이 적절하게 도출되어 스트레스테스트 가이드

라인의 평가기준을 만족하고 있는 것으로 판단하였다.

<표 9> KINS 검증단에서 도출한 안전 개선사항

분야 중장기 안전개선사항

지진 /화재

① 향후 국가차원의 상세조사가 실시되어 추가적인 활동성단층(capable fault) 입력자료가 도출되면 그 결과를 고려하여 PSHA 재평가 검토

② 비상급수저장조 불투수층 주기점검

③ 19개 필수지역의 화재대응 능력 강화- 19개 필수대처지역에 내진 화재감지설비 설치- 원자로건물 내, 제2제어실, 비상발전기실, 보조건물 지하비상통로지역(FS240) 및 비상급수펌프실(FO408)에 내진소화용수 탱크․펌프, 내진 소화전 또는 내진 청정소화약제 소화설비 등 설치

- 19개 필수대처지역의 케이블 배치현황 파악 및 래핑- 본부소방대 건물 내진설계 및 내진 화재경보시스템 구축- 화재순찰구역 내진 비상조명등 등 접근성 확보방안 마련- 화재대응을 위한 별도의 절차 또는 지침 마련- 계측․제어판넬 내부 화재로 인한 제2제어실의 일부기능 상실시 대응 능력 확보를 위한 방안 마련

해일 등 기타

자연재해① 제2제어실 및 비상전력실 외부 강재패널의 박리발생 방지

안전기능 ① 내진축전지 설치 및 고압ECC 밸브․계측기 등 필수대처설비 전력공급 가능방안 마

- 134 -

민간검증단은 상기에서 기술한 기술적인 종합의견 이외에 검증에 대한 일반의견, 스

트레스테스트 한계점, 월성1호기 계속운전에 대한 전반적인 의견, 후속조치에 대한 의견

으로 종합 정리하였다.

우선, 민간검증단에서 일련의 검증을 수행한 결과 현재까지 평가결과로는 계속 운전

시 안전성 보장이 어렵다고 판단하였다. 한수원이 수행한 스트레스테스트는 기술분야에

취약한 관리에만 집중하고 있어 스트레스테스트 수행능력에 한계가 있다고 판단된다. 수

행능력의 한계는 민간검증단 검증 과정 중 확인되었다. 스트레스 테스트는 극한상황의 시

나리오를 상정하는 것이 무엇보다 중요하나 한수원은 안전한 경로의 시나리오만을 상정

하고 있어 스트레스 테스트 본연의 평가를 수행했다고 보기 어렵다. 특히, 사고와 동시에

방사성물질이 대량 방출되는 시나리오의 경우 기존의 방재계획으로는 다량의 피폭을 방

지하는 주민 대피도 어려운 상황이다. 그리고 스트레스테스트 검증 과정 중 원안위 및 한

분야 중장기 안전개선사항

상실

련

② 다수호기 동시사고 대응을 위해 각 호기에서 안전기능이 확보될 수 있도록 이동형설비 확보․운영 등의 중장기 개선방안 마련

중대사고 관리

① 원자로격실 외부주입유로 설치

② 확률론적 안전성평가 결과를 활용하여 중대사고 대처능력의 적절성 평가

③ 대응전략을 포함하여, 장기노심 냉각을 위한 연구 수행

④ 사용후연료저장조의 중대사고 관리를 위한 설비보강 및 전략 마련

비상대응

① 이동형 공기정화기를 통한 비상대응시설 거주성 확보

② 다수호기 동시사고 및 다중 방출선원을 고려한 선량평가프로그램 개발(장기 전력상실 조건, 방사성물질 누설율 확인불가 조건에서의 선원항 평가방법 추가)

③ 중장비 보강, 내진설계된 보관장소 및 상세 장비운영계획 마련

④ 다수호기 동시사고를 고려한 소내 비상대응거점 추가확보 방안 마련- 소내 비상대응거점 재검토- 전원상실 시 방사선감시 및 비상대응요원 방호조치 개선- 부지 출입자 피폭관리 방안 개선

운영 등 공통

① 증기발생시 세관 손상 인지 수단, 사용후연료저장조 계측설비, 1차열수송계통압력계 등 계측설비 보강 및 필수변수 연속감시를 통한 발전소 상태파악능력 강화

② 현장 접근 및 조치를 위한 조명․통신설비 보강 및 유독가스와 연기 제거방안 마련

③ 계획된 설비개선사항들을 이용한 종합 대응전략 재평가

④ 의사결정자를 지원할 수 있는 전담조직 신설

⑤ 의사결정자의 사고대응능력 보완(시뮬레이터 훈련 수행 포함)- 중요 의사결정 필요부분과 이의 취약점을 평가․도출- 의사결정자에게 필요한 능력 도출, 비상대응프로그램에 반영

- 135 -

수원은 최신기술기준 적용 및 보수적 평가를 수행했다고 하지만 실제적으로 그렇치 못한

측면도 있었다. 설계기준이 오래되어 내진 설계가 0.2g로 되어 있다. 최신 내진 설계기준

은 0.3g로 바뀌었으나 스트레스테스트는 10,000년 빈도 최대지반가속도가 0.3g 밖에 되지

않는다고 기술, 내진 설계기준이 최신 안전 기준에 미치지 못한다. 또한 검증에 서류 적

합성 위주의 판단을 하다 보니 설비개선에 대한 현장 실증시험 검증이 부족하다고 판단

된다. 실증시험은 사업자가 제시한 절차서를 바탕으로 실제적으로 적용성 여부 및 실효성

에 대해서도 충분한 검증 절차가 수행되어졌어야 했다. 그리고 계속운전을 전제로 사업자

가 설비개선을 先수행하고 규제기관의 심사 및 전문가검증단에서의 스트레스테스트에

대해 後검증하는 시스템은 타당하지 않다고 판단된다. 스트레스테스트 결과 추가적 설비

개선이 이루어져야 하는 사항이 많아 시설개선 완료 후 계속운전 여부를 평가해야 한다.

한편 후쿠시마 사고와 같이 과학자들이 계산한 위험에 대한 통계, 위험 시나리오는 현실

속에서 계속 도전받아 왔다. 따라서 한수원 스트레스테스트 수행보고서와 기술검증만으로

는 월성1호기를 계속 운영해야 한다는 근거가 불충분하다.

두 번째, 스트레스테스트 한계점과 관련하여 다음과 같은 결론을 도출하였다. “스트

레스 테스트는 후쿠시마 원전에서 발생한 사건과 같이 발전소의 안전기능을 위협하고 중

대사고를 일으킬 수 있는 극단적인 사건에 대해 원전의 안전 여유도를 평가하는 것을 의

미하며 지진, 침수 등의 초기사건과 전원 상실, 최종 열제거원 상실 등의 고장이 조합되

는 극단적인 상황에서의 발전소 대응 능력을 평가하고 안전기능의 상실, 중대사고 관리에

이용되는 예방책 및 완화책을 확인하는 것”이다. 최근 30년 수명이 지난 월성1호기의 스

트레스테스트는 원자력안전기술원의 전문가 검증과 민간 검증으로 이루어지고 최종보고

서가 나오면 원자력안전위원회는 이를 수명연장 결정에 참조하겠다고 하고 있다. 현재 월

성1호기를 대상으로 수행된 스트레스테스트가 원전의 안전성을 높이는데 이바지할 것으

로 보고 있으나 다음과 같은 한계점도 지니고 있다고 판단된다.

• 스트레스테스트의 범위가 원전사업자인 한수원에 한정되고 그것도 원전 부지

내 라고 하는 한계성을 가지고 있어 방재 및 비상대응능력의 검토는 명확한

한계를 지니고 있음. 따라서 정부와 지자체, 사업자, 지역주민이 함께 하며

또 지역주민이 느낄 수 있는 실제적인 훈련(연합훈련, 합동훈련)이 필요함.

• 중대사고 이후의 사업자의 관리 능력에 의문을 가질 수밖에 없음. 사업자의

중대사고에 대한 훈련이 과연 어느 정도 실제로 수행될 수 있을지를 쉽게 알

수 없음. 스트레스테스트에서 가정한 지진, 해일 등 자연재해에 대한 예측은

어느 정도 한계를 지닐 수밖에 없고 가정은 역사적 사건의 유추를 통한 예측

이지만 미래의 사건이 꼭 역사적 기록의 연장선상에 있지 않을 수도 있음.

• 스트레스테스트 결과 안전을 보강하기 위해 안전 설비를 추가했지만 이로 인

해 오히려 복잡성이 증가하였다고 판단됨. 예를 들면 피동형수소제거기(PAR)

는 수소농도가 급격히 증가할 때 과연 점화를 일으키지는 않을지, 격납건물여

- 136 -

과배기설비(CFVS)를 언제 개방해야 격납건물의 붕괴를 막고 주민의 방사선

피폭을 줄일 수 있는가 등의 어려운 과제를 남기게 되었음.

• 스트레스테스트가 원전기술이 가진 원천적 위험성을 제거하는 것으로 보일 수

있음. 원전 시설은 운전원이 원전을 모두 떠나면 원자로는 폭발을 일으킬 가

능성이 큰 설비이며, 피동형으로 가동을 멈추는 원전은 아직 없으며 미래에도

실현되기 쉽지 않고 이중, 삼중, 다중의 안전을 도모하기 위한 설비가 필요한

위험 시설임. 스트레스테스트는 대중에게 마치 완벽한 원전 기술이 있는 것으

로 비치게 할 위험성을 가지고 있음.

• 스트레스테스트는 원전의 가동과 관련한 안전성을 검토하는 절차로서 원전 폐

로 이후의 관리에 대한 책임이나 의무를 지적하지는 않음.

• 원전기술은 중립적 기술이 아니며, 중앙집권적, 폐쇄적 속성을 지닌 기술로 비

밀주의와 엄격한 보안을 요구하는 기술임. 또 스트레스테스트는 단지 원전에

대한 기술적 검토로 원전비리, 뇌물 등이 만연한 사회시스템의 영향을 고려하

지 않은 기술적 측면만을 부각하는 단점이 있음.

• 마지막으로 스트레스테스트가 노후원전의 안전을 보장하는 것으로 비칠 위험

성이 있음. 원전의 신뢰도는 부품 교체로 높아진다는 가정을 하기 쉬우나 설

비의 고장률이 욕조(Bath Tube) 함수일 때는 새로운 설비의 높은 초기 고장률

때문에 오히려 설비가 교체된 노후원전은 고장률이 더 높아질 수도 있다는 것

을 간과할 수 있음.

세 번째, 월성1호기 계속운전에 대한 전반적인 의견과 관련하여 다음의 결론을 도출

하였다.

• 월성1호기의 계속운전은 안전성 측면을 고려하여 결정하는 것도 중요하지만

안전성 확인 이외에 몇 가지 중요한 다른 측면도 고려해보아야 할 것으로 판

단됨.

• 먼저 정책적 측면으로 원전정책의 재정립이 필요하며 원전해체시장의 차세대

성장동력화가 필요함. 고리1호기, 월성1호기 등의 노후원전 폐로를 통한 원전

해체 기술획득이 필요함.

• 두 번째 경제성 측면을 따져보면 노후원전의 수명 연장시 엄밀한 경제성 평가

가 필요함. 월성1호기는 5,703억원 이상의 노후 시설 교체 비용이 발생함. 발

전 용량의 비중이 적은 노후 원전의 수명 연장 전 엄밀한 경제성 평가 후 시

설 개선이 이루어져야 함. 그렇지 않을 경우 경제성이 떨어지는 노후원전을

사전 설비개선한 후 이를 빌미로 수명연장을 요구하는 악순환이 반복될 것임.

• 마지막 주민수용성은 앞서 기술하였지만 여러 가지 원전 현안이 산재해 있는

상황에서 안전만을 내세운 계속운전은 지역에 신뢰를 얻지 못한다는 것임. 기

- 137 -

술적으로 만족한다 할지라도 비기술분야인 주민수용성이 담보되지 않는다면

끊이지 않은 문제제기의 단초를 제공할 뿐임. 정부 및 사업자는 지역에서 제

기하는 현안에 대해 의견을 수렴하여 구체적으로 어떻게 문제를 풀어가야 할

것인가를 같이 논의해 나가야 할 것임. 이것이 곧 주민수용성을 확보하는 첫

걸음이 될 것이라 생각됨. 월성1호기 스트레스테스트 검증 결과에 대한 최종

주민보고회시 지역 의견은 월성1호기의 계속운전에 대해 강하게 반대 의사를

밝힘. 주민의견 수렴이 제대로 이루어지고 난 이후 계속운전을 논의해야 한다

고 요구함.

네 번째, 후속조치에 대한 의견으로 다음의 건의사항을 제시한다.

• 민간검증단은 월성1호기의 계속운전이 원자력안전위원회로부터 승인전 스트레

스테스트 결과에 대한 사업자의 후속조치 이행방안이 상세히 중장기적으로 제

시되어져야 함. 또한 이행에 대한 단계적 확인 절차를 수립하여 사업자의 이

행 적절성이 검증되어져야 함.

• 한수원의 후속조치 이행준수에 대한 확인 및 검증은 규제기관 또는 별도의 검

증 주체를 설정하여 수행하고 결과에 대해 지역에 충분히 전달될 수 있고 확

인할 수 있는 시스템이 구축되어져야 할 것으로 판단됨.

• 마지막으로 스트레스테스트의 명확한 적합 기준이 없음. 따라서 어떤 방식으

로 어떻게 스트레스테스트를 통과했다고 결정할지 기준을 만들어 제시되어져

야 함.

<표 10> 민간 검증단에서 도출한 안전 개선사항

분야 민간 검증단의 안전 개선사항(32건)

지진 /화재

① 확률론적지진재해도분석에 읍천단층과 방폐장 부지단층만 고려한 것은 신뢰성을 확보할 수 없으며, 확인된 양산단층, 울산단층 등 인근의 활성단층을 모두 고려한 자료조사 및 재평가가 필요함

② 경년열화를 고려하지 않은 내진여유도 평가는 정당성이 없으며, 또한 원 자료가 없어 월성2,3,4호기의 구조물에 대한 내진여유도 평가 수행으로 갈음하는 것은 월성1호기 구조물에 대한 내진여유도 평가라고 볼 수 없으므로 재평가가 필요함

③ 부지암반 특성 재평가- 시공시 지반 보강을 수행했으나, 설계 사용기한이 종료된 점을 감안하여

기초지반의 안정성을 확인할 수 있는 자료 제시와 검토 필요 - 시공시 설계 자료로 제시된 지반 전단파속도와 지반 동적 물성치를 나타내는 포아송비 등이 비정상적인 범위를 보이고 있어 시공 당시의 자료로 지진에 대한 구조물의 안정성을 평가하는 것은 부적절하므로 재평가가 필요함. 또한 시공 후 30년 이상 경과되어 풍화에 의한 지반정수의 저감을 고려하는 것이 타당함

- 지진시 배후사면의 지반의 액상화와 호우기간이 중첩될 경우의 사면붕괴에 대한 재평가가 필요함

- 지하수 흐름에 의한 지반 특성변화 파악이 필요하며, 영구배수계통의 상시 모니터링이 필요함

- 138 -

분야 민간 검증단의 안전 개선사항(32건)

해일 등 기타 자연재해

① 원전시설 관리주체의 전문 인력 확보와 지속적인 양성이 필요하며, 자연재해의 피해를 줄이기 위해 제도적 장치와 더불어 국외 사례를 비교 검토하여 국내 원전시설에 맞는 취약도 평가시스템의 마련이 절실

안전기능 상실

① 지진, 지진해일, 지진화재 등 극한 자연재해에 의한 영향(도로파손, 인명피해, 접근 제한 등)을 고려하여 MSSV 개방조치 및 이동형발전차 투입 실효성에 대한 재평가 필요

② 냉각수 주입을 위한 2차측 MSSV 개방 조치와 아울러 추가적인 복수기 계통(설계변경을 통한 전원없이 감압능력 부여)으로의 감압 방법이 제시되어져야 함

③ 다수호기 동시사고를 고려한 호기별 전원공급 대책(사고시 접근성 검토 포함) 및 내진 설계된 축전지 설치 필요

중대사고 관리

① 중대사고 시나리오 상정시 핵폭주, 증기폭발, 증기발생기 세관 파단 등을 고려한 시나리오 평가가 수행되어져야 하며, 사고 후 72시간 이후의 장기 시나리오를 수립한 장기 대응전략이 제시되어져야 함.

② 지진 화재 등 복합재해 상황을 고려해서 외부냉각수 주입 대책 보완 필요.③ 증기발생기 세관 파단에 의한 방사성물질 방출 평가 및 대책 마련 필요.

④ 칼란드리아 탱크의 건전성을 확보할 수 있다는 근거 제시⑤ 격납건물여과배기설비(CFVS)의 개방 압력 등 운영전략 보완 및 방사성물질

모니터링 설비 설치 등 필요.⑥ 피동촉매형수소재결합기(PAR)의 설치에 대한 수소 생성 및 거동에 대한 상

세분석과 성능 재평가가 필요하며, 추가 보완대책으로 수소점화기 설치를 고려해야 함.

⑦ 제2제어실에서의 필수안전변수 취득시 화재로 인한 신호케이블의 오신호 취득 가능성에 대한 재평가가 필요함. 또한 거주성 확보를 위한 이동형공기정화기 도입 시기를 앞당길 필요가 있음.

⑧ 사용후핵연료 방출 통로와 저장조 사이 압력경계 이중화가 필요하며, 저장조 균열(파손)에 의한 수위 감소 평가와 아울러 복구 시나리오가 수립되어져야 함.

⑨ 중대사고시 방사성폐기물 관리 대책이 필요함.

⑩ 중대사고 관리지침 개발 시 민간검증단의 전문가를 포함한 관련 전문가들의 충분한 검토와 국내외 연구 결과를 확보하여 그 개발 방향/전략이 수립되어야 함

비상대응

① 비상대응시설의 실효성 및 거주성에 대한 재평가가 필요함② 비상통신설비의 경우 위성전화의 도입 시기를 앞당길 필요가 있으며 또한 위

성전화의 실효성 평가가 필요함. 원전 주변지역에 30곳의 비상방송망이 설치되어 있으나 주변 인구밀도 등을 고려해서 배치했는지에 대한 재평가가 필요함.

③ 비상시 외부지원(타원전, 중앙연구원 등 사업자 지원기관)은 불가능할 것으로 판단되며, 자체 인력만으로 대응 가능한 매뉴얼을 구축해야함. 또한 방재유관기관(소방서 등) 지원은 법적 구속력을 갖춘 지원체계가 이루어져야하며, 인접지역에 있는 방폐장과의 비상대응 공조체계가 확립되어야 함.

④ 다수호기 사고용 주민피폭선량 평가 프로그램 개발과 아울러 프로그램 검증, 실측데이터 적용 등 단계적 선량평가 계획이 제시되어야 함.

⑤ 훈련용 시뮬레이터 조기 도입 및 사고대응능력 배양을 위한 불시훈련 강화 필요.

⑥ 사고시 의사결정권자의 기술적 보좌조직 신설 필요 및 교육 훈련 강화, 스트레스 완화를 위한 전문 인성교육 프로그램 개발 및 적용 필요.

- 139 -

분야 민간 검증단의 안전 개선사항(32건)

⑦ 분야 3 및 분야 4의 경우처럼 극한 재해시 내부 및 외부지원 접근성 확보를 위한 각 예상 방재시나리오를 개발, 적용하여 신속한 대응이 가능하도록 하여야 함.

⑧ LOCA 사고와 동시에 방사성물질 방출되는 상황에 주민 대피 시간 확보가 불가능함. 이에 대한 대비책이 필요함.

운영 등 공통

① 원전 사고시 원활한 초동대처를 위한 인력 소집, 운용, 외부 비상연락체계,설비의 전문인력 운용 방법 등에 대한 실효성이 떨어지는 측면(비상소집의 한계, 야간 및 휴일시 설비 운용 전문 인력 부재, 종사자 보호조치 등)을 재평가해야 함.

② 계속운전을 위한 추가 개선사항에 대한 사업자 이행 계획의 타당성(시기의 적절성)이 재평가 되어져야 함.

주민수용성 등 기타

① 원전 안전은 정부 및 사업자의 노력도 중요하지만 지역이 안심할 수 있어야 확보될 수 있을 것이라 판단됨. 이를 위해서는 투명한 사전 정보공개, 의견수렴, 반영 등의 일련의 소통 체계가 필요함. 이러한 소통 체계는 사업자만이 아닌 정부(원안위, 산업부 등), 지자체, 지역이 함께 참여하는 시스템이어야 함

② 원전주변지역의 방사선 영향에 대해 기 수행된 연구결과는 재평가가 필요하며, 현안으로 대두되는 갑상선암 발병, 삼중수소로 인한 영향, 극한 자연재해시 주변지역 영향 분석 등에 대한 연구가 필요함.

③ 원전 비상시를 대비한 주민보호조치를 위한 교육, 훈련 등이 강화되어져야 함.

④ 사용후핵연료 관리에 대한 정책을 조속히 수립하여야 할 것임. 경주의 경우 국내 사용후핵연료 총 발생량의 50% 이상을 차지함.

⑤ 원전으로부터 방출되는 방사성물질의 총량 규제와 아울러 방출시마다 사전 정보공개를 하여야 함.

- 140 -

부록 A. 스트레스테스트 평가 기준

(분야 1) 지진에 의한 구조물․계통․기기 안전성 및 (분야 2) 해일 및 기타 자연재해에

의한 구조물․계통․기기 안전성

• 극한 자연재해는 10,00년 재현주기에 해당되는 수준까지 고려해야 하며, 주요

안전기능 상실 발생을 방지할 수 있어야 함

• 지진에 의한 침수 및 광역화재에 대한 대응능력을 확보할 수 있어야 함

※ 대응능력은 필수대처기능을 유지 또는 복구할 수 있는 능력을 의미함

(분야 3) 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응능력

• 안전기능 유지 및 복구와 관련한 대응능력은 확보할 수 있어야 함

※ 대응능력은 설계기준에서 요구하고 있는 원자로 내 연료의 건전성 및 압력,

온도, 수위 제어능력 확보를 의미함

※ 평가결과의 불확실성이 클 경우에는 대응능력 확보에 필요한 필수대처 기능

이 유지 가능하다는 것을 평가할 것

(분야 4) 중대사고 관리능력

• 중대사고 대응능력 확보를 위한 보완방안이 수립되어야 함

• 다만, 일본 후쿠시마 원전과 유사한 사고의 발생을 방지할 수 있는 대응능력

은 확보되어야 함

※ 대응능력은 1) 격납건물 손상모드 별로 격납건물의 손상을 방지할 수 있는

능력, 2) 환경으로의 방사성물질 방출․배출 결과 부지경계에서의 일반인 선

량한도를 초과하지 않게 제어할 수 있는 능력, 3) 사용후연료저장조 내 방사

선차폐 가능수위를 유지할 수 있거나 연료의 냉각을 유지시킬 수 있는 능력

을 의미

※ 평가결과의 불확실성이 클 경우에는 대응능력 확보에 필요한 필수대처기능이

유지 가능하다는 것을 평가할 것

(분야 5) 방재 및 비상대응능력

• 방재 및 비상대응과 관련한 대응능력 확보를 위한 보완방안이 수립되어야 함

※ 대응능력은 1) 다수호기 동시 사고 발생시 주민보호조치 결정을 위한 선량

평가와 환경방사선․능 감시능력, 방재 및 비상대응 인력에 대한 방호조치

능력, 외부 인력 및 장비 지원 가능성, 2) 장기 소내정전사고시의 비상발령․

의사소통 등 비상대응능력, 3) 의사결정차원에서의 비상시 대처를 위한다양한

절차간의 상호연계성, 4) 비상대응시설 거주성 상실조건에서의 비상대응능력

유지 가능성을 의미

(기타 사항) 운영 능력

• 의사결정에 필요한 인적배분, 책임 및 권한, 수행내용, 소내․외 자원활용 전

략, 실행에 필요한 능력 확보 등을 토대로 대응방안의 실현가능성이 확보되

- 141 -

어야 함

• 다수호기 동시사고를 고려하였을 경우에도 대응방안 실현가능성이 확보되어

야 함

※ 이는 극한상황에서 인적오류․의사결정오류 등으로 사고가 확대될 수 있는

가능성은 최소화되어야 한다는 것을 의미함

※ 또한, 다양한 설비 활용과 관련한 장비․도구가 갖추어 질 수 있고, 장비․도

구 활용 전략 및 업무가 명확하게 정의되며, 해당 업무를 이행하기 위한 조

직․인력의 확보와 해당 인력이 필요한 업무를 수행할 수 있는 능력을 확보

할 수 있는 방안이 마련되어야 한다는 것을 의미함(이는 다수호기 동시사고

를 고려하였을 경우에도 해당됨)

- 142 -

부록 B. 민간검증단에서 수행한 확률론적지진재해도 상세검증 결과(외부전문가 자

문결과)

월성1호기 부지에 관한 민간검증단 검증보고서

차례

제1장 들어가는 말

제2장 경수로형 원전 규제지침에 대한 검증

제3장 스트레스테스트 수행지침에 대한 검증

제4장 종합의견

제5장 결론

[참조자료]

제1장 들어가는 말

이 보고서는 한국수력원자력(주)를 통하여 입수한 한국원자력안전기술원의 "경수로형

원전 규제기준 및 규제지침 규제지침“ ”제1장 부지“(발행일자 불명)와 역시 한국원자력안

전기술원의 "스트레스테스트 수행지침 2013. 4월”을 중심으로 검증을 실시하고 그 결과를

요약한 것이다.

월성 1호기의 안전성을 검증함에 있어서, 민간검증단은 단시간 내에 효율적으로 검증

업무를 수행할 수 있는 방안을 여러모로 생각해본 결과, 결국에는 정부(한국원자력안전기

술원)의 안전규제지침에 입각하여 검토하는 것이 검증과정에서나 훗날에도 가장 이견이

없는 방법이라는 결론에 도달하였다. 이러한 맥락으로 볼 때, 이번 민간검증단의 검증 업

무는 다음의 두 가지인 것으로 파악되었다.

월성 1호기의 안전성 담보를 위하여 한국수력원자력(주)은

(1) 정부의 안전규제지침에 제시된 항목들을 빠뜨림 없이 수행했는가?

(2) 각 항목들에 대한 수행 내용이 정부의 안전규제지침의 목적과 취지에 부합하는가?

아래 제2장과 제3장은 이상의 자료들을 기반으로 한국수력원자력(주)이 한국원자력안

전기술원의 "경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 규제지침, 제1장 부지“와 "스트레스테

- 143 -

스트 수행지침” 각각에 적시된 항목에 대해서 그 목적과 취지에 충분히 부합되게 과업을

수행했는지 검토하고 의견을 기록한 것이다. 이 검증의견은 위 두 지침의 내용을 항목별

로 요약 인용한 바로 아래에 ❍ 표시로 요약 기재하였다.

끝으로 부언하건데, 한국원자력안전기술원의 "경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 규

제지침“ ”제1장 부지“를 보면 지구환경적인 조사항목으로 지질, 지진에 앞서 기상, 대기,

홍수, 지하수, 등의 분야(1.1-1.5)도 들어 있으나 본 검증자(지질학 및 지구물리학 전공)는

지식의 한계로 지질과 지진 분야(1.6-1.10)만 검토할 수 있었음을 밝힌다. 같은 이유로 한

국원자력안전기술원의 "스트레스테스트 수행지침 2013. 4월”에서는 “(1-1) 설계기준 지진

에 대한 평가” 만을 살펴볼 수 있었다.

- 144 -

제2장 경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 규제지침에 대한 검증

한국원자력안전기술원의 "경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 규제지침“ ”제1장 부지

“에는 지질과 지진에 관하여 다음과 같은 항이 있다.

1.6 원자로시설 부지의 지질, 지진 및 지반특성에 관한 평가

1.7 부지 설계지진 결정

1.8 지표단층작용 영향범위 설정

1.9 원자로시설 부지의 사면안정성 분석에 관한 조사·평가

1.10 지질 및 지반특성의 조사 및 시험에 관한 품질보증

따라서 민간검증단은 이들 각 항 내에 조사항목으로 적시된 사항과 그 내용, 그리고

이들 사항에 대해서 한국수력원자력(주) 측이 조사를 수행한 내용을 비교 검토하였다. 검

토 후의 의견은 사항별로 ❍ 표시로 기록하였다. 아래에서 각 항의 번호나 기호는 비교

편의의 측면에서 한국원자력안전기술원의 "경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 규제지

침“ 내의 것을 그대로 사용한 것이다.

1.6 원자로시설 부지의 지질, 지진 및 지반특성에 관한 평가

2. 지질 및 지진에 관한 기초자료 조사

가. 광역 지질조사 및 자료수집 (부지로부터 반경 약 200 km 이내)

❍ 새로운 규제지침에서는 “부지로부터 반경 약 320 km 이내”로 개정되었다고 하며,

이 범위에 대한 광역 지질도가 제시되었음

❍ 그런데 이는 기존의 지질도를 그대로 옮겨 놓은 것인 바, 출처를 명시하지 않아 신

뢰도와 credit의 문제가 있고, 보다 자세한 내용을 알려고 해도 문헌을 계속 추적할

수가 없다는 한계를 가짐

❍ 지역 내 단층의 종류와 특성을 한눈으로 파악할 수 있는 표가 필요함 (단층의 위

치, 분포, 특성, 등은 지체구조구를 나누는 중요한 기준이 되며 PSHA의 출발 자료

이기 때문에 임)

❍ 단층들의 배열 상황과 서로의 관계를 한눈으로 파악할 수 있는 그림이 있어야 함

❍ 기존의 다양한 지구물리학적 연구 결과를 수집 취합하고 분석한 자취가 없음

❍ 예를 들어서 경상분지에 대한 중력탐사 결과, 의성분지에 대한 자력탐사 결과, 자

연 및 인공지진을 이용한 지각구조 연구 결과 등은 지진구조구 설정, 감쇠식 도출

- 145 -

은 위한 지하구조 및 지진파 경로 파악 (ray tracing), 지진원의 깊이 추정 등을 위

한 필수자료임. 또한, 고지자기학적 연구 결과는 지체구조구 설정과 지체거동 및

지사(地史) 파악에서 중요한 자료가 되는 것임

❍ 또한 계기지진을 이용한 지진기구(focal mechanism) 규명 자료가 한반도의 현 지

구조학적 상황(tectonic regime) 파악의 열쇠인데도 이에 대한 단 한 번의 언급도

적혀있지 않음

❍ 또한 지구조학적 상황(tectonic regime)을 파악 하는데 있어서 필요불가결인 GPS

자료를 수집하려는 노력도 없다.

나. 부지 지질조사 및 자료수집 (부지로부터 반경 약 40 km, 5 km, 1 km 이내)

❍ 새로운 규제지침에서는 “부지로부터 반경 약 40 km, 8 km, 1 km 이내”로 개정되

었다고 함

❍ 이 각 세 범위에 대한 지체구조도가 전무함

❍ 위 각 세 범위에서도 역시 단층의 특성을 일목요연하게 나타내는 표나 그림이 없

고 부분적인 산만한 기술만 나열됨. 기술의 순서에 체계가 없고 데이터의 제시도

빈약함 (단층의 길이, 폭, 경사, 깊이, 단층면의 면적, 미끄러지는 방향과 양, 등의

자료가 확보되어야 올바른 PSHA를 할 수 있지 않겠는가?)

❍ 고기 단층과 4기 단층 그리고 활동성 단층을 명확히 구분하는 노력이 결여됨. 대신

에 모든 단층을 비 활동성이라는 안목에서 보고자 하는 것이 아닌지?

❍ 단층과 역사지진 그리고 계기지진 상호간의 관련에 대한 심도 있는 고찰이나 이를

위한 노력이 보이지 않음

❍ 반경 40 km의 지질도는 내용을 알아보기 어려운 해상도 이다. 규제지침에는

1:25,000 도폭으로 조사해야 한다고 되어 있는데 이의 실천여부가 의문된다.

❍ 반경 8 km와 1 km의 지질도는 보다 해사도가 높게 명료하여야 하며 상세 지질도

와 단면도, 지체구조도, 단층도가 보충되어야 함

❍ 특히나 반경 1 km의 지질도는 완성되지 않은 빈자리가 많음. 더구나 단층이 전혀

파악되지 않고 있음

❍ 부지 인근의 지형(육지, 연안, 해저)에 대한 조사나 이에 대한 관심이 없음 (이는

사면 붕괴, 침하, 쓰나미, 등의 단서로 중요)

❍ 부지 인근의 지형에서 나타나는 지진활동의 증거(단층애, 용출천, 사면활강, 토석류,

액상화 현상, 유로변경, 등)를 통해서 단층선을 추적하거나 감추어진 단층을 찾아내

려는 노력이 없음.

❍ 지역 층서나 지사의 파악의 노력이 없음 (이는 규제서에 적시된 사항임).

❍ 결국, 이 항목에서는 모든 자료들이 유기적으로 수집되고 체계적으로 해석되는 대

신에 요식적으로 산만한 수집에 그쳤다는 평가를 내릴 수밖에 없었다.

- 146 -

5. 기초지반의 안정성 : 부지 인근의 지반에 대하여

가. 침강 가능성 조사 (특히 부지 내 점토층)

❍ 언급 없음나. 함몰 기능성 조사

❍ 언급 없음다. 기초지반의 거동평가 (특히 슬라이딩과 토양액상화 현상)

❍ 언급 없음❍ 부지를 에워싸는 북서 사면 특히 신월성 1,2호기 뒷산은 지형으로 볼 때 토석류

(deris flow)의 가능성이 있고, 점토성 argillite 층의 분포 양상으로 보아 슬라이딩

의 가능성이 엿보이나 이에 대한 조사나 거동평가는 없음.

라. 기초지반 조사 (적합한 부지조사 계획, 이용된 조사방법 및 평가결과를 철저하게 기

록, 시추조사, 시료채취 지점)

❍ 보고서에 부지조사 계획이나, 조사 및 평가 방법에 대한 기록이 없음

1.7 부지 설계지진 결정

2. 지질학, 지진학, 지구물리학적 자료 조사 및 분석

부지 반경 200 km 내 및 일부 그 밖의 지역에 대해 지질학, 지진학, 지구물리학적 자

료를 조사하고 분석 한다.

❍ 단순히 지질도를 모으고 지진자료 리스트를 수집한 수준임❍ 지질도와 지구물리학적 자료를 수집, 조사, 분석하여 지체구조도를 만드는 한편, 역

사지진과 계기지진의 분포를 도시하고 단층의 분포, 배열도와 비교하여 지진지체구

조구를 설정하는 기반을 구축했어야 할 것임

3. 지진지체구조 모델 구축

가. 지진발생구조

❍ 지진발생구조의 확인하는 한편, 지진과의 연관성이라는 시각에서 지진지체구조 모

델 (지진지체구조구)을 구축했어야 하는데, 이러한 고찰이 결여된 채 너무 임의적

인 지진지체구조구의 설정을 제시하고 있음

❍ 여러 가지 지질구조들을 조사하고 검토하여 지진지체구조구의 설정에 반영하여야 할 것임❍ 특히나 지진지체구조구 설정에 있어서 추가령지구대, 각동단층, 호남전단대, 양산단

층계, 울산단층, 연일구조선, 동한단층, 쯔시마 단층, 등 한반도의 유명 거대 단층들

- 147 -

이 전혀 고찰되지도 평가되지도 않았음

나. 지진지체구조구

❍ 지진재해도 평가와 관련된 여러 특성들, 즉 지진발생구조의 위치 및 기하학적 특성,

최대잠재지진, 구조구별 지진규모-빈도의 관계를 결정하는 작업이 이루어지지 않았음

❍ 지진지체구의 설정에 있어서 육지인 한반도만을 고려하는데 그치지 말고 서해와

남해 그리고 동해와 일본까지 영역에 넣어야 할 것임

4. 안전정지지진의 결정

가. 부지 최대 지진동 평가

❍ 결정론적 지진재해도 분석(DSHA)에서 위 가항에서 언급한 장대 단층들을 위시하여울산단층 내지 연일구조선을 따르는 수많은 제4기 단층들을 전혀 고려하지 않았음

❍ 특히 후자의 단층들에 대해서는 얻을 수 있는 자료들이 제한적이라는 점을 가지고

결국 과소평가하는 쪽으로 평가되었음 (자료가 모자라면 보수적으로 평가해야 함)

❍ 결정론적 지진재해도 분석에 사용한 지진은 오로지 지리산(쌍계사) 지진인 바, JMA 진도 V, MMI 진도 VII, 환산규모 5.0 내외의 이 지진이 월성부지 직하 10 km 깊이에서

발생했을 때 부지의 지반가속도가 0.14 g에 그친다고 하는데 이는 이해되기가 어렵도

록 낮은 값이다. 예를 들어 이때 사용된 감쇠식이 과연 올바른 것인지 의문이 된다.

❍ Deaggregation 등의 확률론적 지진재해도 분석(PSHA)의 한 기법을 이용하여 적합

성을 확인하는 절차도 필요하다.

나. 확률론적 지진재해도 분석

(1) 입력자료의 구성

❍ 다수의 외부 전문가의 참여로 입력자료의 구성이 이루어졌다고는 하나, 이들이 기존

의 지질학적 지구물리학적 조사자료들을 충분히 활용했는지 그 증거를 찾기 힘들다.

❍ 더구나 모두가 한 결 같이 동해 및 일본지역의 단층들과 지진자료를 고려하려 하

지 않은 점이 놀랍다.

❍ 지진지체구조 모델을 지진원 측면에서 평가해야 하는데 역사지진이나 계기지진의

분포도를 도시하여 고찰한 사람이 없다.

❍ 이에 연관하여 지진원의 지진발생특성을 평가하여 기재한 사람도 없다.

❍ 지진재래율 및 재래모델의 결정에 사용되는 Gutenberg-Richter 빈도식을 fitting하

는 방법은 여러 가지가 있는 바, 이들 중 어떤 것을 선택했으며 그 합리성이 무엇

인지를 설명한 사람도 없다. 따라서 a, b values에 신뢰성이 가지 않는다.

❍ 사용한 지진동 감쇠식을 유도한 자세한 근거와 설명도 부족하다.

❍ 외부 전문가들이 제시한 입력자료의 차이 폭이 너무나 큰 경우가 많은데, 이는 제

시된 각 입력값의 신뢰도를 떨어뜨린다.

- 148 -

❍ 규제지침에 의하면 부지조사 과정(건설단계 포함)에서 취득된 자료도 이용하도록

하고 있다.

(2) 제3자 검토

❍ 확률론적 지진재해도 분석의 적절성에 대한 제3자 검토는 누가 했는지? 한국원자

력안전기술원인가?

(3) 지진재해도 계산

❍ (1)항의 입력자료가 부실한데 확률론적 지진재해도 분석의 결과로 제시된 지진재해

도 곡선은 신뢰할 만한가?

다. 안전정지지진 결정

❍ 위 4가항에서 설명한 바와 같이 결정론적 지진재해도 분석에 사용한 지진은 지리

산(쌍계사) 지진 하나였고 (JMA 진도 V, MMI 진도 VII, 환산규모 5.0 내외), 이

지진이 월성부지 직하 10 km 깊이에서 발생했을 때 부지의 지반가속도가 0.14 g에

그치는 것으로 나왔다. 이러한 방법과 결과가 선선히 납득되지 않는다.

라. 응답스펙트럼 작성

❍ 결정된 안전정지지진에 상응하는 광대역 응답스펙트럼 (수평성분과 수직성분 각각)

은 확인하지 못했음

1.8 지표단층작용 영향범위 설정

1. 활동성단층의 확인

가. 부지반경 40 km 이내 지역의 제4기 지구조단층 분포도 및 활동성단층 분포도를 작성

❍ 부지반경 40 km 이내의 제4기 지구조단층 분포도 및 활동성단층 분포도가 없음.

일반 단층의 위치는 지질도에 들어 있으나 단층이름 등 정보를 쉽게 알아보기가

곤란하다 (그리고 이는 암석분포도 입장의 지질도이지 단층이나 지체구조를 설명

하는 지질도는 아님).

나. 부지반경 5 km 이내의 활동성단층에 대해서 단층작용 영향범위를 평가하기 위한 조

사 분석을 수행

❍ 이러한 과업은 수행되지 않았음

❍ 입증하지는 않은 채, 결국 활동성 단층은 없다는 입장이다. (임증하지 못하면 보수

적으로 활동성이다.)

❍ 단층도가 존재하지 않음. 지질도에도 단층이 없으며 shear zone 표시만 나타나 있다.다. 부지반경 5 km 밖의 활동성 단층에 대해서는 단층작용 영향이 없다는 것을 입증할

근거자료와 해석을 제시

- 149 -

❍ 이러한 과업은 수행되지 않았음

❍ 입증하지 않은 채, 활동성 단층은 없다는 입장이다.

❍ 무엇보다도 우선 단층의 분포, 밀도, 각 단층간의 상관성을 고찰할 수 있는 단층도

가 있어야 할 것이다.

2. 활동성단층의 특성조사

가. 단층의 기하학적 특성 : 단층의 연결구조, 손상대, 길이와 폭 등 기하학적 공간분포를 결정

❍ 단층도가 존재하지 않은 상황이므로 이러한 과업의 대부분은 가능하지 않음

❍ 단층 각개에 대한 기술에서도 연결구조나 공간분포에 대한 내용은 들어있지 않음

나. 단층운동이력 : 단층의생성과발달의운동이력을제시, 운동감각, 변위량등을함께확인하여제시

❍ 각개 단층의 기술에서 이러한 사항에 대한 언급이 있는 경우도 있으나, 전체적으로

볼 때 체계적으로 조사하고자 노력했다는 것을 인정하기가 어려움

❍ 특히 단층의 생성과 운동이력에 대한 고찰은 없었음

다. 단층운동특성 : 단층의 변위량, 활동주기, 변위율 등을 제시

❍ 위항과 동일라. 단층운동사

❍ 단층운동사는 고찰하지 않았음

3. 지표단층작용 영향범위 설정

가. 단층폭 설정

나. 단층 손상대, 지표변형, 주변 퇴적암의 층리변화도 평가

다. 습곡, 단구지형의 변화, 액상화 현상 등도 조사

라. 지표단층작용의 영향범위에 따라 최대잠재지진의 규모를 결정

마. 재활동할 가능성이 있는 인접한 제4기 단층을 조사

바. 원자력발전소 부지의 안전성에 보수적인 방향으로 결론을 내려야 함

❍ 모든 단층에 대해서 이 모든 사항들을 철저히 조사하고 기술하지 않았음 (따라서

상기 거의 모든 단어들이 생소함)

❍ 특히 규제지침에는 지표단층작용의 영향범위에 따라 최대잠재지진의 규모를 결정

하는 표가 있으나 이것은 이용되지 않았음

4. 부지에서의 지구조적 지표변형 가능성 결정

가. 원자력 “관계시설”이 지표단층작용에 의한 지표변형 영향범위에 포함되는지 조사

나. 명확한 결론이 어려운 경우에는 부지의 안전성에 보수적인 결론을 채택하여야

- 150 -

❍ 부지에서의 지구조적 지표변형 가능성을 조사한 자료나 언급이 없음

❍ 부지 북편의 산은 퇴적층으로 구성되어 있는 한편 지형적으로나 침식 양상으로 보

아 선상지 퇴적물이었던 것으로 보이는데, 그렇다면 지속적인 침식으로 산사태의

우려가 있다고 사료됨

5. 지표단층작용의 영향범위에 대한 감시

가. 부지반경 5 km 이내의 활동성단층에 대한 계속 감시

❍ 5 km 이내의 읍천단층에 대해서는 계속 감시가 이루어지고 있다는 설명을 들었고

납득할 수 있었음

❍ 더 많은 단층을 감시하는 문제는 인력과 예산 등 정부의 의지가 맡아야 할 몫이라

도 판단하였음

나. 그 감시방법과 설비의 충분한 정밀도

❍ 설명을 들을 때, 정밀도가 충분하리라는 판단이 들었음 (일본 지진과 북핵실험도

감지하는 수준이라 함).

❍ 그러나 지표의 운동(변위, displacement)를 측정하는 지진계(seismometer)는 없고

속도계(velocimeter)와 가속도계(accelerometer)만 설치되어 있다는 설명은 이 검증

자의 지식으로는 납득되지 않았음 (이 검증자는 그 어떤 지진계측 장치보다 지진

계가 가장 우선이라고 알고 있는 터이기 때문이다.)

1.9 원자로시설 부지의 사면안정성 분석에 관한 조사·평가

1. 사면조사

가. 모든 사면에 대해 축적은 1:200 이상의 지구물리탐사 및 상세 지표지질조사를 실시

❍ 사면에 대한 지구물리탐사 자료 없음나. 최소 30 m 간격의 지질공학적 단면도를 작성

❍ 30 m는 아니나 상당히 촘촘한 지질단면도가 있음. 지질공학적 기재는 부실.

다. 지층과 암종의 경계 불연속면의 특성을 표기

❍ 지층이나 암종의 경계와 불연속면의 특성에 대한 기재가 없음

라. 조밀한 시추공의 배치

❍ 상당히 조밀한 편임

마. 공내 영상촬영 등의 보완

❍ 공내영상촬영 자료는 제시되지 않았음바. 안정지하수위와 설계지하수위의 결정

- 151 -

❍ 지하수위를 지질도내에 제시사. 액상화 잠재성을 평가

❍ 보고서에 액상화에 대한 언급은 없음. 부지에는 기반암이 노출되거나 극히 얇은 토

양층으로 되어 있어서 액상화의 위험은 없다는 답변을 들었음

❍ 그러나 부지 뒷산에서의 액상화 및 풍화침식에 따른 산사태 가능성의 고찰이 필요함아. 충분한 수의 실내 및 야외 시험시료

❍ 시추공이 상당히 조밀한 편임

2. 사면안정성분석

가. 최대설계하중을 고려한 정적상태와 동적상태에 대한 사면안정성 분석

❍ 자료 없음나. 과거의 사면붕괴자료를 참조

❍ 과거의 자료는 없고 2014년부터 사면조사 과제를 30개월간 시행할 예정이라고 함

다. 모델링을 이용한 수치해석과 스테레오망을 이용한 해석을 포함

❍ 자료 없음라. 사면의 종류 (흙사면과 암사면)를 구분의 근거를 제시

❍ 자료 없음마. 설계지하수위를 고려한 정적조건에서의 안정성분석 (최소안전계수 1.5)

❍ 현재 시행 중바. 안전정지지진동을 고려한 동적조건에서의 안정성분석 (최소안전계수는 1.2)

❍ 자세한 평가보고서가 따로 있다고 함

3. 사면처리 및 감시

가. 사면의 배수설비

❍ 현장에 되어있다고 하나 가보지는 못했음. 그런데 보고서에 그 내용을 기재되어 있

어야 하지 않나?

나. 표면보호용 블록 또는 식생의 조성

❍ 현장에 되어있다고 하나 가보지는 못했음. 그런데 보고서에 그 내용을 기재되어 있

어야 하지 않나?

다. 사면에 대한 적절한 보강법

❍ 현장에 되어있다고 하나 가보지는 못했음. 그런데 보고서에 그 내용을 기재되어 있

어야 하지 않나?

라. 사면상태를 감시하는 계측장비 설치와 주기적인 감시 (간극수압, 사면의 경사, 사면의

수직도, 등)

- 152 -

❍ 현재 경사계(inclinometer), 피압계(piezometer), 붕괴감시용 광섬유 케이블(extension cable)을설치 중이거나 계획 중이라고 함

1.10 지질 및 지반특성의 조사 및 시험에 관한 품질보증

❍ 이 품질보증(QA)에 대해서는 별도의 “품질보고서”로 관리되어 있다고 함. 그 내용

은 주로 행정적이거나 매뉴얼적인 사항이 대부분인지라 이번 검증에서는 몇 가지

의 질문 이외에는 생략하는 수밖에 없었다.

❍ 질문에 대한 거의 모든 답은 별도로 보관 관리되고 있다는 것이었다. 아래에 규제

지침의 요목을 남겨둔다.

1. 계획서 및 절차서

가. 조사 및 시험계획서

나. 적용될 기준과 절차서

다. 작업 지시서

2. 조직

가. 품질보증프로그램의 관리, 감독 및 행정 조직도

나. 조직과 개인의 권한 및 책임

3. 작업자의 자격

가. 조사 및 시험 작업자의 자격

4. 문서화

가. 품질보증프로그램과 이의 이행에 관한 사항의 문서화

나. 작업절차서의 상세한 문서화

5. 시험 및 감시 장비의 요건

가. 장비의 정밀도 또는 정확도

나. 장비의 조정 또는 교정

6. 검증

가. 소정의 사항에 대한 단계별로 검증 여부

나. 검증에 포함되어야할 최소한 사항의 포함 여부

- 153 -

7. 현장조사요건

가. 장비의 종류 및 기술적 요건

나. 조사 장비의 정기적인 점검과 기록 여부

다. 조사활동에 관한 기록과 기술요건과 품질요건의 준수

라. 작업 절차서 준수 여부

마. 시료의 인식표와 저장 보관 방법

바. 시료 저장용기의 적정성

8. 실내시험요건

가. 품질보증 프로그램과 절차서에 따른 관리 여부

나. 승인된 기준과 절차 준수 여부

다. 시험요건 설정의 적정성

라. 실내시험결과가 지반 특성치를 보완하는지의 여부

9. 공학적 분석 요건

가. 품질보증프로그램 준수 여부

나. 지반의 모델화, 설계 단면도 작성의 적절성

다. 안전에 관한 절차서와 보고서

10. 보고서 작성 및 보존

가. 암석 및 토양시료, 시추자료의 적절한 분류와 저장

나. 주요 자료와 기록의 데이터베이스화와 보존

- 154 -

제3장 스트레스테스트 수행지침에 대한 검증

한국원자력안전기술원은 노후원전에 대해 사업자가 자체적으로 평가해야 할 항목과

방법 등을 "스트레스테스트 수행지침 2013. 4월”을 통해서 상세히 설정해놓고 있다.

따라서 민간검증단은 적시된 평가항목과 고려사항에 입각하여 한국수력원자력(주) 측이

시행한 내용을 검토하였다.

그런데 한국원자력안전기술원의 "스트레스테스트 수행지침 2013. 4월”에는 다음과 같

은 5개의 평가분야가 있는바,

▸ (분야 1) 지진에 의한 구조물․ 계통․ 기기 안전성

▸ (분야 2) 해일 및 기타 자연재해에 의한 구조물․계통․기기 안전성

▸ (분야 3) 전력계통 등 안전기능 상실에 대한 대응능력

▸ (분야 4) 중대사고 관리능력

▸ (분야 5) 방재 및 비상대응능력

본 검증자(지질학 및 지구물리학 전공)의 지식의 범위로서는 “(분야 1) 지진에 의한

구조물․계통․기기 안전성”만이 검토의 대상이 되었다.

더 나아가서 “(분야1)”은 다시 아래와 같이 세분된다.

▸ (1-1) 설계기준 지진에 대한 평가

▸ (1-2) 설계기준지진 조건에서의 발전소 보호 조치

▸ (1-3) 지진에 의한 간접영향

▸ (1-4) 주요 안전기능 상실 또는 연료의 심각한 손상을 유발시킬 수 있는 지진심각도 범위

▸ (1-5) 격납건물 건전성을 손상시킬 수 있는 지진심각도 범위

▸ (1-6) 설계기준 초과 지진에 따른 내부 침수

▸ (1-7) 설계기준 초과 외부요인 등에 이어서 발생하는 화재

그런데 본 검증자가 검토할 수 있는 항목은 “(1-1) 설계기준 지진에 대한 평가”에 그

치며 나머지는 건축 및 기계공학적인 문제라고 판단된다.

따라서 아래에는 한국원자력안전기술원의 "스트레스테스트 수행지침 2013. 4월” 중

“(1-1) 설계기준 지진에 대한 평가” 항에 적시된 세부지침을 순서대로 나열하고 그 아래

줄에 검증자의 의견을 ❍ 표시로 기록한다.

- 155 -

“(1-1) 설계기준 지진에 대한 평가”에서 항목별 세부지침과 검증의견

❍ 이 제3장 검증의 많은 부분이 앞서의 “제3장 경수로형 원전 규제지침에 대한 검증”

과 중복되고 있어, 이 장에서는 간략하게 적었음을 밝힌다.

가. 설계기준지진의 수준과 선정사유 : 설계기준지진의 수준 (최대지반가속도, 등), 선정

사유(지체구조구 설정, 인근 활성단층, 등)

❍ 설계기준지진(DBE)의 수준은 결정론적 방법(DSHA)에 의하여 최대지반가속도

(PGA) 0.2g로 결정되었음

❍ 설계기준지진을 선정하는 데는 설정한 지체구조구나 인근의 활성단층을 활용하지

않았으며 대신에 결정론적 방법(DSHA으로 지리산(쌍계사) 지진을 사용했다. 이

지진은 전술한 바와 같이 JMA 진도 V, MMI 진도 VII, 환산규모 5.0 내외의 크기

인 바, 한국수력원자력(주)은 이 지진이 월성부지 직하 10 km 깊이(이는 지리산

지진의 진원 깊이이다)에서 발생한 것으로 보았을 때 부지의 지반가속도가 0.14 g

에 그친다고 계산하고 보수적으로 0.2g를 예상 최대지반가속도(PGA)로 선정한 것

이다.

나 설계기준지진 평가방법 : 설계기준지진 평가방법 (재현주기, 고려된 과거사례, 선정사

유, 등), 평가에 사용된 데이터의 유효성

❍ 고려된 과거사례는 없음❍ 월성부지 인근의 제4기 내지 활성 단층 그리고 지진이 빈발하는 동해나 일본의 지

진을 고려하지 않은 설계기준은 믿고 수용하기가 어려움

❍ 확률론적 지진재해도 분석(PSHA)에서의 deaggregation 등의 기법을 통하여 인근

의 단층들이나 다른 국내 지진보다도 지리산 지진의 역할이 월등함을 보이는 것이

필요함

- 156 -

제4장 종합의견

원자력 부지의 안정성을 평가하기 위해서는 결정론적 방법(DSHA)과 확률론적 방법

(PSHA)이 사용되고 있는 바, 오늘날에는 후자의 방법이 더 중요시 되고 있는 추세로 보

이며 월성1호기 부지를 검토한 한국수력원자력(주)의 경우도 그러하다.

이 확률론적 방법(PSHA)을 수행하기 위해서는 우선적으로 (1) 부지 및 그 주변지 역

의 지질학적 상황(Geology)과 지구조학적 상황(Tectonics)이 잘 파악되어야 하며, (2) 역

사지진 및 계기지진 자료가 잘 수집 분석되어야 하고, (3) 미소지진 및 강진동지진 자료

로부터 지진파가 통과하는 동안의 진동 감쇠식(Attenuation formula)이 잘 준비되어 있어

야 한다. 그러면 이들을 기반으로 지진지체구조 모델(Seismotectonic Model)이 구축되고

논리수목도(Logic Tree)를 만들어 여러 입력변수들(input parameters)을 입력하게 된다.

이 입력변수들은 전문가들의 자문에 의하여 들어가는 것이지만 이 전문가들은 위에서 구

축된 자료들을 충분히 검토할 수 있어야 제대로 된 과업을 수행할 수 있다. 때로는 현장

을 방문하여 몇 가지 조사를 해야 할 필요도 있다.

이번 월성부지에 대한 안전성을 검증하기 위하여 한국수력원자력(주)의 보고서를 검토

하며 느낀 바로는 위 (1)과 (3)의 기본적 자료의 수집 및 분석이 많이 미진하다는 것이며

아울러서 (3) 자료의 사용이 효과있게 이루어지지 않았다는 것이다. 이러한 상황에서 논

리수목도와 이것으로 들어가는 입력변수들의 신뢰성을 검증하려는 노력이 무슨 의미가

있겠는가?

1. 부지 및 그 주변지역의 지질학적 상황(Geology)과 지구조학적 상황(Tectonics) 파악에 대하여

견고한 지진지체구조 모델(Seismotectonic Model)을 구축하기 위해서는 한국원자력안

전기술원의 규제지침에 적시된 원자력 부지 주변의 광역적(부지로부터 반경 약 320 km),

중역적(부지로부터 반경 약 40 km), 부지인근(부지중심 반경 약 8 km) 및 부지(원자로중

심 반경 1 km 이내) 지역에 대한 지형, 지질, 단층, 지구물리학적 조사 및 연구 자료들이

집대성되고, 지진발생구조를 밝힌다는 목적아래 이들의 해석이 이루어져야 한다.

❍ 필요한 지형, 지질, 단층, 지구물리학적 조사 및 연구 자료들 중에서 모여진 것은

지질도에 불과하며 심지어는 독립된 각 단위별의 단층도나 단층목록이 없는 것이

실정이었다.

❍ 단층도가 잘되어 있어야 지체구조구를 나누는데 활용할 수 있으며 단층들 간의 상

호관계 종속성 방향성 등을 파악할 수 있다.

- 157 -

❍ 지구물리학적 조사 및 연구 자료들이 수집 활용되지 않았다. 여러 가지 지구물리학

적 자료들이 집대성되어야 지진지체구조구의 경계가 설정되고 현재의 지체구조학

적 정황(tectonic regime)이 파악되며, 지각구조를 규명해야 지진파의 경로 모델과

감쇠모델을 세울 수가 있다.

❍ 원자력이나 댐 시설에 피해를 줄 수 있는 것은 단층작용에 의한 지진에 그치지 않

고 비지진성 미끌림(aseismic slip) 지반의 포행작용(creep), 산사태, 액상화현상

(liquefaction)이 있음으로 이들도 항상 조사목록에 포함해야 할 것이다.

2. 역사지진 및 계기지진 자료의 활용에 대하여

❍ 우선 필요한 것은 역사지진과 계기지진 자료를 지도에 도시하는 것이다. 그렇게 해

야 지진지체구조구를 나눌 수 있지 않겠는가? 보고서에 나누어진 지진지체구조구

는 어떤 근거에 의한 것인지 합리적인 설명이 없고 전문가라는 분들의 개인적 취

향과 판단만 있을 뿐이었다.

❍ Gutenberg-Richter의 a, b 값을 결정하려면 지진자료를 그래프로 도시해야 할 인데

이러한 그림은 아무데도 보이지 않는다. 또 이 a, b 값을 결정하는 여러 가지 방법

중 어느 것을 썼는지, 그리고 왜 그래야 하는지의 설명이 보이지 않는다.

3. 지진동 감쇠식(Attenuation formula)의 유도와 사용에 대하여

❍ 우리나라 실정에 맞는 감쇠식이 잘 유도되었는지 확신하기 어려웠다.

❍ 미국 서부에 적용하는 감쇠식을 빌어다 쓰는 것도 이해되지 않았다. 판경계 지역이

며 활동성 장대 주향이동단층계 지역인 미국 서부와, 지진과 단층작용이 드문 판내

부의 우리나라는 지구조 환경은 다르지 않은가? 섭입대의 멜란제가 많은 미국 서

부와 우리나라의 지질구성 요소도 같지 않다.

4. 지진지체구조 모델(Seismotectonic Model)에 대하여

❍ 제시된 지진지체구조가 당연한 선택이라는 설명과 논리가 없음은 위에서 지적한

바 있다.

❍ 무엇보다 중요한 것은 지진지체구조구를 나누는데 있어서 우리나라의 육지지역만

을 고려했다는 점이다. 동해와 대한해협 그리고 일본열도는 월성에서 가까우면서

지진이 다발하는 지역이다. 지진은 국경이 없다. 일본 아키다(秋田) 지진이 강원도

임원항까지 해일 피해를 가져온 사례도 있지 않은가. 우리나라 원자력발전소를 위

한 지진지체구조구에 일본이 포함되어야 한다.

❍ 동해 울릉해분 경계의 급한 사면은 항상 산사태의 위험을 지니고 있다.

❍ 쓰시마 단층대는 우리나라 양산단층대와 겨루는 규모를 가지고 있다.

- 158 -

❍ 서해와 남해, 마라도 일대는 물론 오끼나와 해구까지 지진지체구조구 고찰의 대상

으로 들어가야 한다.

❍ 이상을 무시한 지진지체구조 모델은 합당한 것으로 대접할 수가 없다.

5. 별도의 중요사항

❍ 양산단층계, 울산단층, 연일구조선, 등의 장대한 단층들 그리고 근래에 계속 발견되

는 제4기 단층들을 전부 무시하고, 상대적으로 초라한 감이 드는 Z단층과 읍천단층

만 고려했다는 점은 유감이 아닐 수 없다.

❍ 양산단층과 제4기 단층들은 오래전부터 활성여부와 안전성 문제에서 논란의 대상

이 아니었던가? 그들에 대한 고려와 철저한 조사, 비활성임을 보이는 명백한 증거

가 필요하다. 이러한 증명이 없으면 국민의 설득이 어렵다.

❍ 활동성 단층 목록에서 제외하는 이유로 거론하는, 단층의 길이 부족이나 연대측정

에서 나타난 오랜 연령 등의 사유는 한 마디로 데이터/조사 부족에서 온다고 본다.

해외 여러 나라 및 우리나라의 규제지침은 모든 것을 보수적으로 보라고 하고 있

다. 또한 각 단층들 끝부분에서의 트렌치 조사와 지구물리 탐사가 보완되어야 하

고, 연령측정은 오류나 오차가 많기 때문에 단층선을 따라 상당히 촘촘하게 여러

장소에서 시행하고 그 결과를 보수적 안목으로 평가해야 한다.

❍ 근래 계속 발견되는 제4기 단층들은 거시적으로 선을 이루면서 단속적으로 나타나

고 있다. 이들을 단층지진원으로 취급하기 곤란하다면 제4기단층 밀집지대 일대를

묶어서 하나의 면적지진원으로라도 처리해야 한다고 본다. 이러한 맥락에서, 유명

한 역사지진인 경주지진도 아무 의미가 없다는 말인가?

❍ 잘 알려지지 않은 것으로 보이는데 근래에 정의된 연일구조선은 경주에서 양남쪽

으로 뻗혀있는 수 백 미터폭의 대 파쇄대 이다. 이 선이 어일분지 와읍분지 장기분

지 하서분지 등의 수많은 제3기분지를 형성하는 역할을 한 신기 거대 단층선이다.

한반도 동남부지역의 지체구조운동을 논할 때에 이 구조선을 빼놓을 수가 없다.

❍ 연일구조선에 관련하여 한 가지 부언하고자 하는 것은 이 파쇄대를 따라 반경이

사람 키를 넘는 거력들이 널리 형성되어 있다는 점이다. 토함산 휴양지나 양남-석

읍 도로의 서측 구릉지에서도 이러한 거력들이 수없이 펼쳐진 것을 볼 수 있다. 만

약에 지진으로 지반이 흔들려서 이 거력들이 저지와 해안을 향해 굴러 내린다면

제2의 지진피해가 일어날 수도 있다.

❍ 단층의 주향, 경사 등의 입력자료는 단층 현장을 가서 조사해본 사람만이 제시할

자격이 있는 것이다.

❍ 현재 알려진 한반도의 동-서 압축의 지구조적 환경(tectonic regime)에서 볼 때, Z

단층조들과 읍천단층은 공액 capable fault의 일원으로 사료된다.

- 159 -

제5장 결론

❍ 월성1호기의 건설 이후에 지질과학과 측지학에서는 많은 지식발전과 자료축적이

이루어졌다. 이제 월성1호기를 재가동하려는 마당에서 우리나라 지체구조의 구성

과 발달 및 현상에 대한 지질학적, 지구물리학적, 측지학적 자료를 다시금 완벽하

게 수집하고 철저하게 분석하고 그러한 기반 위에서 월성1호기의 안전성을 다시금

새롭게 검토해야 한다.

❍ 안전성 검토에는 민간검증단이 직접 참여하거나 다수의 전문가를 추천할 수 있어야 한다.❍ 지진은 근본적으로 단층작용에 의하는 것이기에, 지진지체구조모델 설정에는 선진

원(단층)이 우선적으로 다루어져야 하며 지진발생기구가 불명확한 지역(diffuse

seismicity)에 대해서는 차순위적으로 면적진원이 고려되어야 한다.

❍ 선진원과 면적진원의 설정과 고찰에(쓰나미 포함) 일본열도가 포함되어야 한다.

❍ 단층의 길이 조사에는 단층의 양끝은 물론, 연장이 의심되는 지역에서 트렌치 조사

와 합당한 지구물리탐사와 자료해석이 이루어져야 한다.

❍ 단층활동의 연령조사에서는 단층선을 따라 촘촘한 시료채취와 측정이 이루어져야 하

며 사용방법의 한계와 오차를 감안하여 그 결과는 보수적 안목에서 해석되어야 한다.

❍ 제대로 된 안전성 검토를 위해서 무엇보다도 중요한 것은 한반도와 인근지역에서

의 현재 지구조적 환경(tectonic regime)을 파악하는 일이다. Seismic Focal

Mechanism Study, GPS 연구, 절리(Joint) 및 미세파열(Microcrack) 연구, AMS

anisotropy 연구 등의 모든 수단이 동원되어야 하며 이는 단층의 활성(활동성)/비

활성의 다툼보다 중요하다.

❍ 끝으로, 한국수력원자력(주)은 월성 뿐 만이 아니라 전국적으로 다수의 원자력과

댐 시설을 가지고 있으며 앞으로도 이들의 숫자가 증가할 것인 만큼, 지속적이고

장기적인 계획으로 한반도 및 주변 지역에 대한 지체구조 연구, Stress field 연구,

paleoseismology 연구, 대단층과 제4기단층에 대한 개별적 상세조사와 이를 종합한

단층도 작성(1:5만 및 1:20만 이내 수준) 작업, 지역 및 방향에 따른 지진 감쇠식의

개발, 부지감시 지진계 자료 해석을 위한 전문가 양성, 등에 노력하고 투자할 것을

제언하는 바이다.

- 160 -

[참조자료]

1. 외부전문가 요구자료

❍ 우리나라 및 부지 인근에 대한 지체구조도, 단층목록 (단층연령측정값 포함)

❍ 감쇄공식

❍ PSHA 소프트웨어 (매뉴얼 포함)

❍ 안전도 평가에 관한 규정과 요령 (스트레스테스트 수행 지침)

❍ 한수원의 안전도평가 시행 보고서 및 상세설명 문서

❍ 적용한 지진파 감쇄공식과 유도과정

❍ 한수원이 제공할 수 있는 자료목록

2. 한수원 제출자료

❍ 경수로형 원전 규제기준 및 규제지침 제1장(부지, 지진재해도 관련 규정 수록)

❍ 스트레스테스트 수행기준

❍ 확률론적 지진재해도 방법론-NUREG_CR_6372

❍ 확률론적 지진재해도 프로그램

❍ 단층지진원을 고려한 월성1호기 부지의 확률론적 지진재해도 분석 보고서 (입력자

료 설명 자료)

❍ 단층지진원을 고려한 월성1호기 부지의 확률론적 지진재해도 분석 요약보고서

❍ 확률론적 지진재해도 계산 입력자료 작성 (II) (2012. 3.)

❍ 월성1호기 내진여유도평가(SMA) 설명

3. 한수원 미제출자료

❍ 우리나라 및 부지 인근에 대한 지체구조도, 단층목록 (단층연령 측정값 포함)

❍ 한수원이 제공할 수 있는 자료목록

❍ 한수원의 안전도평가 시행 보고서

- 162 -

스트레스테스트 EDMG(Extended Damage Mitigation Guideline) 미국의 광역손상완화지침

FLEX(Diverse and Flexible Coping Strategies) 미국 사업자의 완화전략

PSHA(Probabilistic Seismic Hazard Analysis) 확률론적 지진재해도 분석

SMA(Seismic margin assessment) 내진여유도평가

FRISK88M 지진재해도 분석 소프트웨어

HCLPF(High Confidence of Low Probability of Failure) 고신뢰도-저파괴확률값

GRS(Ground Response Spectrum) 지반응답스펙트럼

FSSI(Fluid-Structure-Soil Interaction) 유체, 지반 및 콘크리트 상호작용

SQUG(Seismic Qualification Utility Group) 내진검증 사업자 협의회

TSC(Technical Support Center) 비상기술지원실

MSSV(Main Steam Safety Valve) 주증기안전밸브

United States Nuclear Regulatory Commission 미국원자력규제위원회

CATHENA(Canadian algorithm for thermal hydraulic network analysis) 열수력전산코드

SDG(Standby Diesel Generator) 예비디젤발전기

EPS(Emergency power system) 비상전원계통

SBO(Station Blackout) 발전소완전정전

ISAAC(Improvement of severe accident analysis computer) 중대사고분석 전산코드

COG(CANDU Owners Group) 중수로형 원자력발전소 소유자그룹

MCCI(Molten Core Concrete Interaction) 노심용융물-콘크리트 반응

PHT(Primary Heat Transportation) 1차 열수송계통

SGTR(Steam Generator Tube Rupture) 증기발생기 세관파단사고

CFVS(Containment Filtered Venting System) 격납건물여과배기계통

TLD(Thermoluminescent dosimeter) 열형광선량계

OSC(Operation Support Center) 비상운영지원실

EOF(Emergency Operating Facility) 비상대책본부

PAR(Passive Autocatalytic Recombiner) 피동형수소제거설비

AOP(Abnormal Operating Procedure) 비정상운전절차서

EOP(Emergency Operations Procedure) 비상운전절차서

SAMG(Severe Accident Management Guidance) 중대사고관리지침서

EP(Emergency Planning) 방사선비상계획서

MCR(Main Control Room) 발전소 중앙제어실

STAG(Severe accident Technical Advisor Group) 중대사고 기술지원단