원전 정기검사 수행 개선방안 및 보완

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1 KINS/AR-830, vol.9 한빛원자력 6호기 제9차 정 기 검 사 보 고 서 (기간 : ~ )

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3 제 출 문 원자력안전위원회위원장 귀하 본 보고서를 2014년도 한빛원자력 6호기에 대한 정기검사 보고서 로 제출합니다. 2014년 8월 한국원자력안전기술원장

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5 검 사 참 여 자 검 사 단 장 : 원자력검사단장 김봉현 검 사 총 괄 : 한빛검사PM 이창주 분 야 별 책 임 자 : 안전평가실 기계ž재료평가실 계측ž전기평가실 계통평가실 구조ž부지평가실 방사선ž폐기물평가실 영광주재검사팀 우승웅 김용범 정충희 민복기 임창복 이병수 구철수 검 사 원 : 배용범, 안승훈, 이상균, 이정재, 황인준, 최희열, 채정석, 한규현, 나한비, 정혜동, 한범석, 류승훈, 홍진기B, 노경완, 정구갑, 정진석, 김상현B, 김인용, 임장현, 김영미, 윤영식, 지성현, 송성주, 조남경, 고창석, 이재천, 현영학, 백용락, 윤의식, 백용관, 신형기, 이관희, 김성일, 김완주, 이정준 (총 35명) 검 사 원 보 : 송찬이, 이승우, 황진욱, 노우진, 주재율 검 사 지 원 : 최용석(한빛검사A-PM) 검 사 기 간 : 2014년 5월 16일 ~ 2014년 7월 23일 (69일간)

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7 목 차 Ⅰ. 종합의견 및 결론... 1 II. 검사경위 2 Ⅲ. 검사항목 및 검사자 3 1. 원자로시설의 성능에 관한 검사 3 Ⅳ. 검사결과 8 원자로 시설의 성능에 관한 검사 1. 원자로본체 8 2. 원자로냉각계통 시설 계측 및 제어계통 시설 핵연료물질의 취급시설 및 저장 시설 방사성폐기물의 폐기 시설 방사선관리 시설 원자로격납 시설 원자로안전계통 시설 전력계통 시설 동력변환계통 시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 208 V. 향후 후속조치가 필요한 사항 254 Ⅵ. 투입인력 및 검사원 피폭 투입인력 254 가. 원자로 시설의 성능에 관한 검사 나. 검사분야별 총 투입인력 2. 검사원 피폭 259 부록 1. 중점검사항목 검사결과 261 부록 2. 주요 현안사항 점검결과 265 부록 3. 검사지적사항 및 권고사항 295

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9 Ⅰ. 종합의견 및 결론 검 사 기 간 지 적 중요(0건) 사 항 일반(1건) ~ 검사자 (69일간) 없음 결함 연료봉 인출 절차 미흡 원자력검사단장 외 49인 한빛원자력 6호기 제9차 정기검사에서는 총 50명이 참여하여 원자력안전법 제22조 (검사), 원자력안전법 시행령 제35조(정기검사) 및 원자력안전법 시행규칙 제19조 (정기검사)에 따라 성능 검사에 관한 11개의 검사대상시설에 대하여 총 90개 검사 항목에 대한 검사를 수행함. 검사결과, 한빛 6호기 원자로 및 관계시설에 대한 정비 점검 및 시험이 관련 규정 및 절차에 따라 적절히 이루어졌으며 동 시설의 성능과 원자로 및 관계시설의 운영 에 필요한 기술능력의 확보상태가 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 에 적 합하게 유지되고 있음을 확인함. 다만 검사과정에서 1건의 검사 지적사항과 2건의 권고사항이 도출되어 시정조치를 요구하였으며, 도출된 지적사항 및 권고사항은 발전소의 안전운전에 직접적인 영향 을 미치는 사항은 없는 것으로 평가되었음. 이번 정기검사 기간 중에 수행된 중점검사 분야는 격납건물 가연성 기체제어계통의 피동촉매형 수소재결합기 성능 확인 등 3개 항목이며, 점검결과 관련 요건 및 기술 기준에 적합함을 확인함. 또한, 주요 현안에 대한 점검으로 후쿠시마 후속조치 이행 점검, Q등급 교체품목 품질 점검, 국내외 시험성적서 점검 및 모의후열처리 기록 미보유기기 점검을 수행하였고, 관련 조치들이 적합함을 확인함. 따라서, 한빛 6호기는 (1)원자력안전법 제21조의 규정에 의한 기술기준에 적합하게 운영되고 있고, (2)원자로시설의 내압, 내방사선 및 기타의 성능이 원자력안전법 시 행령 제27조의 규정에 의한 검사에 합격한 상태로 유지되고 있으며, 운영에 필요한 기술능력도 확보되어 있어, 원자력안전법 시행령 제35조 제2항의 정기검사 합격기 준을 만족하므로 정상출력운전에 대한 안전성이 유지되는 것으로 판단됨

10 II. 검사경위 정기검사신청 공문 접수 : 정기검사 계획서 제출 : 검사전회의 개최 : 정기검사업무 수행 : ~ 임계전 검사수행 결과 원안위 현황 보고 : 임계전 검사수행 결과 종합 검토회의 : / 7. 7 임계전회의 개최 : 원자로 임계도달 : 발전소 100% 출력 도달 : 노물리시험 및 2차계통검사 완료 : 정기검사 종결결과 원안위 보고 :

11 Ⅲ. 검사항목 및 검사자 검사단장 : 원자력검사단장 검사총괄 : 한빛검사PM 김봉현 이창주 1. 원자로시설의 성능에 관한 검사 (90개 항목) 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 원자로본체(6) 원자로냉각계통시설(6) 계측 및 제어계통 시설(11) 핵연료 건전성 검사 영출력 노물리 시험 출력중 노물리 시험 CPC 특성시험 핵연료 재장전 검사 원자로본체 가동중 검사 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중 검사 증기발생기 세관 검사 가압기밸브 원자로냉각재펌프 원자로냉각재계통 누설량 측정 원자로냉각재 유량측정 원자로시설 건전성감시계통 제어봉 위치지시계통 기능시험 제어봉 낙하시간 측정 사이버보안 원자로보호계통 공학적안전설비 작동계통 공학적안전설비 부계전기 기능시험 정혜동, 한범석 한범석, 정혜동 안승훈 한범석, 정혜동 이정재 정구갑, 홍진기B, 김상현B 홍진기B, 정구갑, (김상현B) 정구갑, 홍진기B, (김상현B) 현영학 현영학 현영학 안승훈 노경완, 노우진 (김상현B) 윤영식, (지성현) 윤영식, (지성현) 김영미, (지성현) 김영미, (지성현) 윤영식, (지성현) 윤영식, (지성현) - 3 -

12 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 핵연료물질의 취급시설 및 저장시설(2) 방사성폐기물의 폐기시설(5) 방사선관리시설(6) 원자로격납시설(5) 안전관련 주요 계기계열 교정 지진감시계통 지진원자로자동정지계통 기능시험 및 교정 다양성보호계통 기능시험 및 교정 핵연료 이송설비 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 액체방사성폐기물 관리 기체방사성폐기물 관리 고체방사성폐기물 관리 공기정화계통 여과기 성능 방사화학관리 방사선안전관리 계획 및 이행 방사선작업종사자 피폭관리 소내 방사선감시계통 실험실 분석장비 고정형 및 휴대용 측정장비 환경방사선.능 관리 격납건물 국부 누설률 시험(LLRT) 격납건물 격리계통 격납건물 열제거계통 김영미, (지성현) 백용관, 황진욱 (백용락) 김영미, (지성현) 김영미, (지성현) 정진석, 노우진 (김상현B) 송성주 이정준, 김성일 (이관희) 이정준, 김성일 (이관희) 김성일 (이관희) 김성일 (이관희) 이정준, 김성일 신형기 (김완주) 신형기 (김완주) 신형기 (김완주) 신형기 (김완주) 신형기 (김완주) 채정석, 최희열 나한비 나한비 이정재 격납건물 가연성 기체제어계통 나한비 격납건물 가동중 검사 윤의식, 황진욱 (백용락) 원자로안전계통시설(5) 정지냉각계통 송성주 - 4 -

13 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 안전주입 붕산수원 및 유로 안전주입 재순환 계통 안전주입 펌프 및 부속 계통 한규현, (송찬이) 한규현, (송찬이) 류승훈, (송찬이) 전력계통시설(16) 동력변환계통시설(10) 보조급수계통 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 비상디젤발전기 전기적 성능 시험 주발전기 변압기 변압기 보호설비 스위치야드 설비 무정전 전원계통 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능 시험 안전등급 축전지 설비 안전등급 충전기 설비 발전기차단기 주발전기 여자설비 주발전기 보호설비 전원공급회로 절체시험 상분리모선(IPB) 및 가스절연모선(GIB) 원자로정지차단기 주급수 계통 복수 계통 복수기 세관 검사 발전기 보조계통 고창석, (이재천) 노경완, 노우진 (김상현B) 임장현, (지성현) 김인용, (지성현) 김인용, (지성현) 김인용, (지성현) 김인용, (지성현) 임장현, (지성현) 임장현, (지성현) 임장현, (지성현) 임장현, (지성현) 김인용, (지성현) 김인용, (지성현) 김인용, (지성현) 황인준 임장현, (지성현) 김인용, 임장현 조남경 이상균 정구갑, 홍진기B, (김상현B) 조남경 - 5 -

14 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 기타 원자로 안전에 관계되는 시설(18) 터빈 보조계통 터빈-발전기 기계설비 터빈제어 및 보호계통 주증기 안전 및 방출밸브 주증기 격리밸브 동력변환계통 주요계기계열 교정 구조물검사 1차기기냉각해수계통 1차기기냉각수계통 필수냉방수계통 공기조화 및 환기계통 화학 및 체적제어계통 계기용 압축공기계통 화재방호계통 화재방호계획 이행상태 안전 및 감압밸브시험 안전관련 지지대 및 방진기 안전관련 보호도장 안전관련 펌프 및 밸브 가동중 시험 안전관련 기기 및 배관 가동중 검사 수질관리 안전관련 설비 지진취약성 탄소강배관 감육 조남경 홍진기B, 노경완, (김상현B) 황인준 고창석, 이재천 고창석, 이재천 황인준 윤의식, 황진욱 (백용락) 송성주 송성주 현영학 정진석, 노우진 (김상현B) 현영학 이상균 배용범 배용범 조남경 정진석, 노우진 (김상현B) 백용관, 황진욱 (백용락) 고창석, (이재천) 홍진기B, 정구갑, (김상현B) 정구갑, 홍진기B, (김상현B) 백용관, 황진욱 (백용락) 홍진기B, 정구갑, - 6 -

15 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 (김상현B) 안전관련계통 누설점검 홍진기B, 정구갑, (김상현B) ( ) : 본부 검사원 - 7 -

16 Ⅳ. 검사결과 원자로 시설의 성능에 관한 검사 1. 원자로본체 검사지적사항 : 없음 1.1 핵연료 건전성 검사 가. 검사내용 1) 정밀검사(초음파검사) 수행의 적합성 2) 핵연료집합체 건전성 점검 검사원 : 정혜동, 한범석 나. 검사결과 핵연료 건전성 검사는 핵연료 검사방법의 적절성과 핵연료 외관 건전성 손상 여부를 확 인하여 핵연료 계통의 기능이 허가된 연소도까지 유지되고 있는지 확인한다. 1) 정밀검사(초음파검사) 수행의 적합성 사용된 핵연료에 대한 검사방법은 이전 주기 운전동안의 원자로냉각재 내 방사능이력 으로부터 핵연료손상 여부를 평가하여 결정한다. 즉 운전 중 핵연료손상이 있었을 것 으로 판정될 경우에는 손상 핵연료봉을 찾기 위한 정밀검사의 일종인 초음파검사를 수행하고, 핵연료손상 징후가 없을 경우에는 육안검사를 수행하도록 하고 있다. 손상 핵연료봉을 찾기 위해 수행되는 정밀검사 기준은 다음과 같다. - 주기말 보정된 I-131 방사능 1개월 평균값이 주기초 1개월 평균값보다 3.7E+1 Bq/g (1.0E-3 μci/g) 이상 증가한 경우 - 기저준위 대비하여 약 100배 이상의 I-131 첨두(Spike)가 발생한 경우 - Xe 또는 Kr의 방사능 준위가 기저 준위 대비 급격히 변화한 경우 위의 기준 중 하나라도 해당될 때는 핵연료의 손상이 있다고 예상되므로 정밀검사를 수행하여 손상 연료봉을 확인하여야 하며, 적절한 조치가 수행되지 않는다면 다음 주 기 재사용을 배제하여야 한다. 현재 정밀검사 방법으로는 초음파검사(Ultrasonic Test) 를 사용하고 있으며, 우선적으로 초음파검사가 수행되는 핵연료집합체는 Cs 방사능비 방법에 따라 선정하고 있다. 한빛 6호기 9주기 운전 중 I-131의 방사능 첨두가 발생하지 않았으나 O/H를 위한 출 - 8 -

17 력감발 중 I-131의 방사능 첨두가 발생하였고, Xe의 방사능 준위도 기저 준위 대비 급 격한 변화가 있었다. 이와 같은 원자로냉각재에서의 방사능 이력은 운전 중 핵연료봉 의 손상이 발생되었음을 나타내는 것으로 육안 검사와 더불어 초음파검사를 수행한 한수원(주)의 핵연료 검사방법은 타당하다. 2) 핵연료집합체 건전성 점검 핵연료에 대한 육안검사는 차주기 재장전되는 모든 핵연료에 대하여 비디오 카메라를 이용하여 외형상의 손상여부(핵연료집합체 사면 외각 핵연료봉, 지지격자, 상/하단 고 정체 등의 이상 유무) 및 이물질 존재 여부를 판정하는 것이다. 초음파검사는 초음파 를 이용하여 핵연료집합체에서 결함이 생긴 핵연료봉을 탐지하는 것으로, 재사용여부 에 따라서 적절한 조치가 수반된다. 한수원(주)은 한빛 6호기 9주기에서 사용된 177개 핵연료집합체 전량(재장전연료 108 다발, 방출연료 69다발)에 대한 육안검사를 수행하였다. 2014년 5월 27일부터 5월 29일 까지 입회하여 육안검사 녹화자료(DVD) 및 육안검사기록지 등 관련 자료를 검토한 결과, 육안검사는 적합한 자격을 갖춘 자에 의해 수행되었으며 10주기에 재장전될 핵 연료집합체 108다발의 외관 건전성은 유지되고 있음을 확인하였다. 한수원(주)는 운전 중 핵연료 결함 징후가 있었으므로 9주기에 연소된 핵연료집합체 전량에 대하여 초음파검사도 수행하였다. 2014년 5월 28일 초음파검사 현장에 입회하 여 본 검사가 적합한 자격을 갖춘 자에 의해 절차에 따라 수행되었음을 확인하였다. 검사결과, 한빛 6호기 10주기에 재장전될 핵연료집합체는 건전하였으나, 방출연료인 K001 연료집합체의 1개 연료봉(R09 연료봉)에서 결함 신호가 탐지되었다. 결함 연료봉 을 핵연료집합체로부터 인출하는 과정에서 파단이 발생하였으나, 파단된 연료봉은 절 차서에 따라 취급되었음을 확인하였다. 그러나 향후 인출 중 파단을 방지를 위해 취급 절차 개선을 요구하는 지적사항 1건을 발행하였다. 결함 연료봉에 대해서는 제작 중 결함 가능성 분석, 제조 이력 조사 등을 포함한 종합 분석을 거쳐 차주기 정기검사 전 까지 손상원인 규명결과를 제출받아 검토할 계획이다. 다. 문제점 및 시정조치사항 결함 연료봉에 대한 정밀육안검사 및 결함 원인 분석을 수행하기 위해 해당 연료봉을 인 출하는 과정에서 파단이 발생하였고, 이로 인해 결함 원인 분석은 수행할 수 없게 되었 다. 결함 연료봉이 인출 중 파단된 원인을 분석하고 이에 따른 인출 절차 개선이 이루어 질 수 있도록 지적사항 1건(결함 연료봉 인출 절차 미흡)을 발행하였다. 라. 결 론 - 9 -

18 한빛 6호기 9주기 운전 중 핵연료봉의 손상 징후는 있었기에 육안검사와 초음파검사를 수행한 한수원(주)의 핵연료 검사방법은 타당하다. 전 연료에 대한 초음파검사 결과 방출 연료인 K001 연료집합체의 1개 연료봉(R09)에서 결함이 발생하였음을 확인하였다. 육안 검사 과정을 녹화한 비디오 기록물 및 육안검사기록지, 초음파검사기록지 등 관련 자료 를 검토한 결과, 적합한 자격을 갖춘 자에 의해 육안검사 및 초음파검사가 수행되었고, 10주기에 재장전되는 핵연료집합체 108다발의 건전성이 유지됨을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 최종안전성분석보고서, 4.2 핵연료계통 설계 2) NUREG/CR-1380, "Assessment of Current On-site Inspection Techniques for LWR Fuel Systems", ) 한빛 3발전소 운영절차서 - 연료-1004 사용후연료 육안검사 (개정03) - 연료-1005 사용후 연료 초음파검사 (개정02) - 연료-1008 운전중 연료 감시 및 평가 (개정01) - 임시-1002 한빛6호기 결함연료 검사 및 수리 (개정00) 5) 한빛 6호기 9주기 원자로냉각재 방사능 이력 6) 핵연료 육안검사 기록지 및 녹화자료 7) 핵연료 초음파검사 기록지 8) 핵연료 육안검사 검사자의 자격증 9) 핵연료 초음파검사 검사자의 자격증 바. 첨부자료 1) 검사지적사항표 1부( 결함 연료봉 인출 절차 미흡 ) 1.2 영출력 노물리 시험 가. 검사내용 검사원 : 한범석, 정혜동 1) 초기임계 및 노물리시험 준비사항 2) 핵열방출점 측정 및 반응도계산기 점검 3) 노물리시험 결과 점검 나. 검사결과 영출력 노물리시험은 주요 핵설계 변수 측정값을 핵설계보고서에 제시된 설계값과 비교

19 함으로써 설계의 타당성을 확인하기 위해 수행된다. 재장전노심에 대한 핵설계가 오류없 이 수행되었고, 핵연료도 설계 장전모형 대로 장전되었다면 주요 핵설계 변수들의 측정값 은 설계값과 오차 범위 내에서 일치하여야 한다. 노물리시험은 ANSI/ANS 에 기술 되어 있는 측정항목 및 측정방법에 따라 수행되고, 동 기술기준에서 권고하는 판정기준을 만족해야 한다. 따라서 본 검사를 통해 해당 기술기준을 준수하며 시험이 수행되는지, 그 리고 각 측정항목의 시험결과가 판정기준을 만족하는지 확인하였다. 1) 초기임계 및 노물리시험 준비사항 초기임계를 위한 작업은 임계승인 후인 , 18:00부터 기준계수율을 측정한 후 제어군 인출, 붕소희석의 순으로 진행되었다. 매 단계 제어군 인출시마다 그리고 제어 군 인출완료 후에는 RCS의 붕소를 희석하면서 노외핵계측기의 계수율을 측정하였으며, 매 단계마다 역계수율을 감시하면서 임계에 도달하였다. 초기임계 도달시점은 , 23:35이었으며, 임계도달 시 조절제어군 5의 위치는 320 cm 인출이었고 원 자로냉각재계통의 붕소농도는 1880 ppm이었다. 영출력 노물리시험은 원자로 초기임계 도달 후 반응도 안정상태에서 실시되었다. 2) 핵열방출점 측정 및 반응도계산기 점검 초기임계이후 영출력 노물리시험 시 유지해야 할 중성자속 범위를 결정하기 위해 핵열 방출점(POAH) 측정이 실시되었다. 핵열방출점은 핵분열에 의해 발생하는 열이 충분하 여 핵연료온도 및 냉각재온도가 증가하고, 도플러효과에 의해 부반응도가 투입되는 시 점의 중성자속 준위로 결정된다. 노물리시험 중성자속 범위는 핵열방출점 중성자속 준 위의 70% 이하로 결정되었다. 반응도 계산기에 대해서는 에 내부 및 외부 동적시험이 수행되었으며, 판정기준(설계반응도와 측정반응도의 오차가 1% 및 4% 이 하)을 만족하였음을 확인하였다. 이를 통해 반응도계산기에 각종 설계변수들이 정확히 입력되었고, 반응도계산기가 적절하게 작동하고 있음을 확인하였다. 3) 노물리시험 결과 점검 초기 임계도달 후 RCS 내의 붕소농도가 안정상태에 있음을 확인한 후 제어봉 완전인 출 시 최종점 임계붕소농도 측정, 제어봉제어능 측정, 등온온도계수 측정의 순서로 영 출력 노물리시험이 진행되었다. 최종점 붕소농도는 제어봉 완전인출 상태에서의 임계붕소농도를 말하며, 일부삽입 상 태인 조절제어군 5를 완전인출할 때 측정되는 정(+) 반응도를 붕소농도로 환산한 후, 이를 조절제어군 5 일부삽입 상태의 임계붕소농도에 합산하여 결정된다. 측정된 임계

20 붕소농도는 ppm이었으며, 설계값(1908 ppm)과의 차이는 26.4 ppm으로서 판정 기준인 ±50 ppm 이내임을 확인하였다. 제어봉 제어능 측정에는 '동적 제어봉 제어능 측정방법(DCRM)'이 사용되었으며, 조절 제어군(5개) 및 정지제어군(4개)은 정해진 순서대로 완전삽입과 완전인출을 반복하면서 제어봉 제어능이 측정되었다. 개별 제어군 제어능의 최대 오차는 각각 39.8 ppm 및 7.52%으로 판정기준인 ±100 ppm 및 ±15% 이내이며, 제어능 총합의 오차는 0.22%로 판정기준인 % 이내임을 확인하였다. 세부 시험결과는 <표 1>과 같으며, 모 든 제어봉이 판정기준을 만족함을 확인하였다. 등온온도계수(ITC)는 1차 계통 냉각재 온도를 서서히 냉각 및 가열시켜 핵연료가 냉각 재와 온도평형을 이룬 상태에서 안정시킨 후, 온도 및 반응도 변화량을 측정하여 계산 된다. 측정 등온온도계수(-2.35 pcm/ )와 보정된 설계 등온온도계수( pcm/ )의 편차는 pcm/ 으로 판정기준인 ±2.808 pcm/ 이내임을 확인하였다. 또한 측정 등온온도계수(-2.35 pcm/ )와 설계 핵연료온도계수(-3.06 pcm/ )를 이용하여 감속재 온도계수(MTC)를 계산한 결과, 결과값은 0.71 pcm/ 으로 판정기준인 pcm/ 이내임을 확인하였다. <표 1> 한빛 6호기 제10주기 영출력노물리시험 결과 시 험 명 설계값 측정값 편 차* 판정기준 ARO 임계붕소농도(ppm) ±50ppm 등온온도계수(pcm/ ) ±2.808pcm/ 정지제어군 A(5) % 정지제어군 B(7) % 정지제어군 A(3) % 측정값의 제어봉 정지제어군 B(10) % ±15% 이내 조절제어군 % 제어능 조절제어군 % 또는 (pcm) 조절제어군 % ±100pcm 이내 조절제어군 % 조절제어군 % 총 제어능 % -6.52~8.0% * 설계값-측정값 또는 (측정값-설계값)/설계값 100 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론

21 한빛 6호기 제10주기 초기임계 도달 및 영출력 노물리시험은 절차서에 따라 적합하게 수 행되었으며, 각종 시험결과는 모두 판정기준을 만족함을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.1장 2) ANSI/ANS , Reload Startup Physics Tests for Pressured Water Reactor 3) 한빛 6호기 제10주기 핵설계보고서 1.3 출력중 노물리 시험 검사원 : 안승훈 가. 검사내용 1) 출력분포 측정 2) 임계붕소농도 측정 나. 검사결과 출력중 노물리시험은 노내 중성자속분포측정과 100% 전출력 임계붕소농도의 측정시 험으로 구성된다. 본 시험을 통해 핵연료집합체의 장전이 설계모형대로 수행되었는지, 그리고 노심의 출력분포도 한 주기동안 재장전노심 설계과정에서 예측된 범위 내에서 유지될 수 있음을 검증하게 된다. 해당 시험항목에 대한 검사는 ANSI/ANS 기 술기준에 따라 시험이 수행되고, 각 측정항목의 시험결과는 판정기준을 만족하는지 검 사하였다. 1) 출력분포 측정 노내 중성자속분포 측정을 위하여 노내핵계측기에 대하여 민감도, wedge test, consistency test를 17% 출력에서 수행하였다. 그 결과, 225개 검출기 중 221개, 검출기 집합체에 대해서는 45개 전체가 운전 가능하므로, 75% 이상의 운전 가능 요건을 만족 하였다. 노내 출력분포 측정 시험은 아래의 일정에 따라 수행되었으며, 고정형 노내계 측기(ICI)를 갖는 핵계측계통을 이용하여 저출력(0~30%), 중간출력(40~80%) 및 고출 력(90%이상)의 3단계 출력준위에서 각각 수행되었다. - 시험일시 : 30% % , 07.22, % , % 근방의 출력에서 첫번째 출력분포 측정시험 결과에서 RPD 최대 편차는 이 고 최대 퍼센트 상대오차는 %로 통상적인 경우보다 높은 오차를 보였으나 기준

22 치를 만족하였다. 한편, 30% 출력 30%에서 80%까지의 출력상승 중 30분마다 취득하는 CECOR SNAPSHOT 자료(출력, 저온관 및 고온관온도, 축방향출력편차지수(ASI) 등)를 이용하여 CEFAST 코드를 돌려서 구하는 형상처리행렬(SAM)의 가변상수의 오차분석 결과 CPC Channel A에서 판정기준을 만족하지 못하였다. 이러한 이유를 분석한 결과, 저출력 노내계측기 성능 시험에서 실패한 것으로 나타난 ICI 5번과 36번이 30% 출력 을 넘어서 한참동안 건전한 신호를 제공하지 못한 것으로 나타났다. 이러한 이유로 ICI 5번 신호를 배제하여 80% 출력분포를 재계산하였는데, 그결과는 ICI 신호를 포함시켰 을 때와 크게 다르지 않았다. 따라서 80% 출력에서는 5번 ICI가 이미 건전한 신호를 제공하고 있으므로 이 신호를 포함하여 측정한 반경방향 출력분포 결과는 유효하다. 100% 출력에서는 출력분포 측정과 더불어 운영기술지침서에서 요구하고 있는 첨두출 력계수(Fxy)에 대한 주기점검도 수행되었다. Flux Mapping을 수행할 때에는 노심이 안 정된 상태 즉 출력준위, 붕소농도, 제어봉 위치 및 제논진동 등이 충분히 안정된 상태 에서 실시하여야 하나 중간출력에서는 목표출력까지의 출력상승 후 6시간이 경과하면 제논과도상태에서도 측정을 할 수 있다. <표1>은 각 출력준위별로 수행한 집합체출력 및 첨두계수에 대한 측정치와 설계치의 차이를 보여주고 있다. 이 <표1>에서 집합체 출력은 상대출력밀도(Relative Power Density: RPD)를 의미한다. <표1>에 나타난 결과 로 볼 때 집합체 출력의 최대 예측오차가 대체로 큰 편이었으나 허용기준을 만족하였 고, 반경방향 최대출력( ) 등에서의 오차는 전 주기의 결과와 거의 유사하였다. 그림 1은 80%와 100% 출력에서, 반경방향 RPD에 대한 편차와 마찬가지로 상대 퍼센트 편차는 그림 1의 6호기 45개 ICI와 노외 핵계측기 위치를 포함하여 제10주기 노심의 반경방향 출력분포 설계치와 예측치의 최대차 혹은 편차를 보이는 집합체 위치를 보여 준다. 2) 임계붕소농도 측정 또 하나의 출력중 노물리 시험항목인 100% 임계붕소농도 측정 시험은 100% 전출력, 제논평형 안정상태, 전제어봉 인출조건에서 수행하였으며 표2와 같이 영출력 임계붕소 농도와의 편차에 대한 허용기준을 만족하였다

23 <표1> 한빛 6호기 제10주기 노내 출력분포 측정 결과 노심출력 (연소도 MWD/MTU 설계/측정) ~30% ~80% (40/48.19) ~100% (150/ ) 측정 변수 * 설계값과 측정값의 차이 판정기준 집합체출력 중 최대 퍼센트 상대오차 % (14F) 집합체출력 중 최대 편차 RPD(14F) ±10% or ±0.1RPD 집합체출력 중 최대 편차 RPD(14F) ±0.1RPD 반경방향 출력의 RMS 표준오차 % 5% 축방향 출력의 RMS 표준오차 % 5% 최대 F xy 퍼센트 상대오차 % ±7.5% 집합체출력 중 최대 퍼센트 상대오차 -9.26%(14F) ±10% 반경방향 출력의 RMS 표준오차 % 5% 축방향 출력의 RMS 표준오차 % 5% 최대 F xy 퍼센트 상대오차 % ±7.5% * 편차=측정치-예상치, 또는 퍼센트 상대오차=(측정치-예상치)/예상치 100 <표2> 한빛 6호기 제10주기 전출력 임계 붕소농도 측정 결과 구 분 항 목 설계치 측정치 편차(설계-측정) 판정기준 영출력, ARO 임계 붕소농도 1908 ppm 1881 ppm 27 ppm - 전출력, ARO 임계 붕소농도 1327 ppm 1317 ppm 10 ppm 임계 붕소농도 차이 581 ppm 564 ppm 17 ppm ±50 ppm

24 A B C D E F G H J K L M N P R Incore detector assembly 위치 (각 IDA당 축방향 5개 detector) 17%출력에서 건전성시험을 실패한 계측기를 포함한 IDA <그림1> 한빛 6호기 제10주기 반경방향 출력분포 설계치와 예측치의 최대 차이 집합체 위치 다. 문제점 및 시정조치사항 없음 라. 결 론 출력중노물리시험은 관련 절차서를 준수하며 수행되고, 시험결과는 모두 판정기준을 만족 하였다. 마. 참고문헌

25 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 2) ANSI/ANS , -2011, Reload Startup Physics Tests for Pressured Water Reactor. 3) 한빛 6호기 제10주기 핵설계보고서 4) 한빛 5,6호기 운영절차서 노심-1002(영출력 원자로특성시험) 5) 한빛 5,6호기 운영절차서 노심-1006(임계붕소농도 측정) 6) 한빛 5,6호기 운영절차서 노심-1008(출력상승중 원자로특성시험) 7) 한빛 5,6호기 운영절차서 노심-1204(노외핵계측기 교정) 1.4 CPC 특성시험 가. 검사내용 검사원 : 한범석, 정혜동 1) 노외핵계측기 부채널 이득 교정 2) CPC의 SAM/BPPCC 상수 측정 3) CPC의 DNBR/LPD 입증 및 COLSS 운전성 확인 나. 검사결과 노심보호연산기(CPC)에는 정확한 노심 축방향출력분포 합성을 위하여 원자로재기동시 80% 출력 도달 전에 필요한 각종 상수가 측정되고 입력된다. 또한 CPC에 입력으로 사용 되는 노외핵계측기 신호를 적절히 교정함으로써 요구되는 성능을 만족해야 한다. 따라서 본 검사에서는 노외핵계측기 부채널(sub-channel) 이득교정, CPC의 SAM/BPPCC(형상처 리행렬/경계점출력계수) 상수측정시험이 시험목적에 부합하게 수행되는지 확인하였다. 또 한 시험을 통해 생산된 자료를 이용하여 노외핵계측기가 적절히 교정되고, SAM/BPPCC 상수들은 각종 판정기준을 만족하는지 그리고 CPC에 최종적으로 적합하게 입력되었는지 확인하였다. 아울러 CPC가 계산하는 핵비등이탈율(DNBR) 및 첨두선출력밀도(LPD)가 시 험 허용범위 안에서 정확도를 유지하는지 확인하였다. 1) 노외핵계측기 부채널 이득 교정 노외핵계측기 부채널(sub-channel) 교정은 에 원자로출력 28.5%에서 수행되 었다. 노내출력분포 분석프로그램인 CECOR 코드의 노외핵계측기 축방향 출력분율과 해당 노외핵계측기의 출력신호가 취득되었으며, 취득한 자료를 분석하여 노외핵계측기 출력신호가 CECOR 노외핵계측기 출력분율에 일치하도록 교정인자가 생산되었다. 노 외핵계측기 교정결과에 대한 검토를 통해 지난 주기의 기준전류와 새로 측정된 기준전 류를 비교하고 교정인자를 적용하여 새로운 교정 기준전류가 적합하게 생산되었음을

26 확인하였다. CPC 4개 채널은 각 노외핵계측기 별로 새로 생산된 교정 기준전류에 대 하여 기준전압(10V)의 ±0.005V 이내로 교정되어 판정기준을 만족하였으며, 5-point 교 정점에 해당하는 전압에 대해서는 각각 ±0.01V 이내로 유지되어 판정기준을 만족하였 음을 확인하였다. 또한, 교정 완료 후 CPC의 각 부채널별 출력분율과 CECOR 출력분 율의 편차는 최대 0.162%로 판정기준(±0.3% 이내)을 만족하였음을 확인하였다. 2) CPC의 SAM/BPPCC 상수 측정 CPC의 노심 축방향 출력분포 합성에 필요한 SAM/BPPCC 상수측정시험은 노외핵계측 기 부채널 이득 교정 후, 30% 80% 출력상승기간 중 수행되었다. 출력상승기간 중 각 채널별 노외핵계측기 출력자료 및 CECOR 노내출력분포 자료가 매 15분마다 취득 되었으며, 총 85개의 노내출력분포 자료(snapshot data)가 이용되었다. 출력상승기간 중 전제어봉 인출조건을 유지하였고, 출력상승률(3%/hr 이내)도 적절하게 유지되었다. 취 득된 85개 데이타의 상, 중, 하 노외핵계측기 신호와 CECOR 코드로 합성된 노외핵계 측기 신호와의 차이는 ±4%(중) 및 ±6%(상, 하) 이내를 만족하였으며 노외핵계측기가 사전에 적절히 교정되어 있음을 확인하였다. 다만, 85개 데이터에 대한 자체 건전성 시 험(Consistency Test) 결과, 일부 노내계측기(ICI)에서 불만족 사례가 발견되었으며 5번 계측기의 3번째 검출기 신호를 제외한 후 형상처리행렬(SAM) 및 불확실도 관련 상수 가 재생산되었다. CEFAST 코드로 분석된 CPC 4개 채널의 형상처리행렬(SAM)에 대한 Test Value는 각각 , , , 로서 판정기준( )을 만족하였음 을 확인하였다. 또한 SAM/BPPCC 상수를 이용하여 합성된 축방향 출력분포와 CECOR 코드로 계산한 축방향 출력분포에 대한 CPC 4개 채널의 최대 오차는 각각 1.903%, 1.554%, 1.580%, 2.247%로서 판정기준인 5.5% 이내임을 확인하였다. 따라서 85 개의 노내출력분포 자료로 부터 SAM/BPPCC 상수가 적절히 측정되었으며, CPC 각 채널에 정확하게 입력되었음을 확인하였다. 3) CPC의 DNBR/LPD 입증 및 COLSS 운전성 확인 CPC의 DNBR/LPD 입증시험은 CPC가 계측하는 DNBR과 LPD가 예측 범위 내에 있 어서 CPC가 정상적으로 기능함을 확인하는데 목적이 있다. 본 시험은 에 원 자로출력 78.5%에서 실시되었으며, CPC 4개 채널에 대하여 일정시간 on-line으로 측정 된 DNBR 및 LPD의 최소/최대값이 CEDIPS off-line 전산코드로 계산한 DNBR 및 LPD의 최소/최대값 이내임을 확인하였다. 시험 결과는 <표 1>과 같으며, 모두 판정기 준을 만족하였음을 확인하였다. COLSS 운전성 확인시험은 COLSS가 계측하는 DNBR-POL 및 LHR-POL이 예측 범위

27 내에 있어서 COLSS가 정상적으로 기능함을 확인하는데 목적이 있다. 본 시험은 에 원자로출력 99.8%에서 실시되었으며, 발전소 컴퓨터로부터 COLSS Detailed Report를 추출하고 COLSS의 입력신호를 사용하여 COLSS Fortran Code로 DNBR-POL 및 LHR-POL을 계산한다. 발전소 컴퓨터(on-line)와 COLSS Fortran Code(off-line)의 DNBR-POL 및 LHR-POL을 비교하여 0.2% 이내임을 확인하였다. 시험 결과는 <표 2>와 같으며, 모두 판정기준을 만족하였음을 확인하였다. 변수 DNBR LPD 구분 허용기준 <표 1> 한빛 6호기 제10주기 CPC의 DNBR/LPD 입증시험 결과 채널 A 채널 B 채널 C 채널 D CEDIPS CPC CEDIPS CPC CEDIPS CPC CEDIPS CPC 최대값 최소값 최대값 최소값 각 CPC 채널에서 취득한 DNBR/LPD의 최대/최소값은 CEDPIS에서 계산한 각 CPC 채널의 DNBR/LPD의 최대/최소값 범위 이내 비고 만족 만족 만족 만족 <표 2> 한빛 6호기 제10주기 COLSS 운전성 확인시험 결과 변수 On-line (%) Off-line (%) Error* (%) 허용기준 (%) 비고 DNBR-POL ±0.2 만족 LHR-POL ±0.2 만족 * Error = (On-line) - (Off-line) /Off-line 100 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 노심보호연산기(CPC)의 노외핵계측기 교정 및 SAM/BPPCC 상수측정시험은 절차를 준수 하며 수행되었으며, 시험을 통해 생산된 자료들은 모두 판정기준을 만족하였음을 확인하 였다. 또한, CPC의 DNBR/LPD 계산성능 및 COLSS 운전성이 적합하게 검증되었으며 모 두 판정기준을 만족하였음을 확인하였다

28 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.3장 2) 한빛 6호기 제10주기 핵설계보고서 1.5 핵연료 재장전 검사 검사원 : 이정재 가. 검사내용 1) 핵연료 재장전 초기조건 점검 2) 연료 재장전 시 이상상태 여부 확인 나. 검사결과 핵연료 재장전시 발전소내 조건이 관련 요건을 만족한 상태에서 수행되었는지 확인하고, 재장전 시 핵연료의 기계적 건전성에 손상이 있는지를 확인하여 핵연료가 안전하게 장전 되었는지 여부를 확인한다. 1) 핵연료 재장전 초기조건 점검 핵연료 재장전 초기조검 점검은 핵연료 재장전 작업이 개시되기 전에 발전소 조건이 운영기술지침서 운전제한조건을 모두 만족하고 있는지를 확인한다. 핵연료재장전 기간 동안 원자로냉각재계통, 재장전수로 및 재장전수조의 붕소농도를 최소 농도 이상으로 유지함으로써 원자로를 미임계 상태로 유지하며, 노심 반응도 상 태를 감시하기 위해 노외핵계측기(선원영역 감시기)가 운전가능해야 한다. 격납건물내 에서 핵연료를 이송하는 동안에 핵분열생성물에 의한 외부 대기로의 방사능 누출을 제한하기 위해 격납건물 관통부는 닫혀있어야 하며, 정지냉각계통을 운전하여 원자로 냉각재계통으로부터 열을 제거하고 균일한 붕소농도 분포를 보장하기 위해 냉각재가 충분히 순환되어야 한다. 또한 핵연료취급사고를 대비하여 재장전 수위를 충분히 유지 해야 한다. 핵연료 재장전 시 상기 사항들이 만족되는지 여부를 관련 절차서의 점검 기록을 통해 확인하였으며, 주요 결과는 <표 1>과 같다. 핵연료 재장전 기간 동안 발전소 조건은 운영기술지침서의 재장전 운전에 대한 허용기준을 모두 만족하였다. 2) 연료 재장전 시 이상상태 여부 확인 연료 장전 시 이상상태 여부 확인은 핵연료 장전 중 핵연료집합체에 기계적 건전성이 유지되는지를 확인하고, 장전 후 연료들이 노심 장전 모형과 일치하며 제 위치에 장전 되었음을 판정기준을 통하여 확인한다.

29 연료 장전 관련 기록 검토 및 입회를 통해 확인한 결과, 핵연료 이송 및 장전은 사전 에 승인된 절차에 따라 적합하게 수행되었다. 핵연료 인출 및 장전시 이상상태 기록표 를 검토한 결과, 핵연료집합체의 기계적 건전성을 저해할만한 특이사항은 발생하지 않 았다. 장전된 연료의 일련번호, 방향 및 위치는 설계 장전 모형과 일치하였으며, 장전 된 연료의 높이와 중심선은 허용기준(높이: 설계높이의 ±6.4 mm 이내, 중심선: 설계위 치의 ±7.6 mm 이내)을 만족함을 확인하였다. <표 1> 핵연료 재장전 시 점검 항목 및 점검 결과 점검항목 판정기준 측정/점검 결과 결과 붕소농도 2,500 ppm 4,150 ppm 만족 노외핵계측기 2개의 선원영역 감시기 운전 가능 2개의 선원영역 감시기 운전 가능 만족 격납건물 관통부 기기출입구는 닫혀있고 4개의 볼 기기출입구는 닫혀있고 4개의 볼트 트로 고정 로 고정되어 있음 각 출입구 중 1개의 문은 닫혀있어야 함 각 출입구 중 1개의 문은 닫혀있음 격납건물 대기에서 외부로 직접 연 격납건물 대기에서 외부로 직접 결된 각 관통부는 다음 중 1을 만족 연결된 각 관통부가 닫혀 있음 - 수동 또는 자동 차단 밸브, 블라인 만족 드 플랜지, 또는 이와 동등한 방법 으로 닫혀있거나, - 운전가능한 격납건물 퍼지 및 배기 차 단계통에 의해 닫혀질 수 있어야 함 정지냉각 및 1개 계열 정지냉각계열 운전 RCS냉각재 순환 RCS 순환 유량 13,020 L/min 재장전수위 (노심변경중) 정지냉각(1개 유로) 운전 RCS 순환 유량 14,180 L/min 만족 원자로용기 플랜지 상부 7m(23ft) 이상 원자로용기 플랜지 상부 23ft 이상 유지 만족 다. 문제점 및 시정조치사항 없음 라. 결 론 한빛 6호기 제10주기 운전에 사용될 핵연료집합체 177개의 재장전은 발전소 조건이 만족 된 상태에서 수행되었으며, 재장전시 핵연료집합체의 기계적 건전성이 유지되었음을 확 인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 최종안전성분석보고서 절 초기 핵연료장전 및 초기임계 2) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.9절 재장전 운전

30 1.6 원자로본체 가동중 검사 검사원 : 정구갑, 홍진기 가. 검사내용 1) 원자로용기 용접부 건전성 점검 2) 원자로헤드 및 관통관 건전성 점검 3) 원자로 내부구조물 육안점검 4) 중성자 대체감시자 설치 및 교체 점검 나. 검사결과 원자로본체 검사는 원자로용기 용접부 및 내부 구조물의 건전성을 확인하고 원자로용기 바닥 이물질의 존재 유무를 확인하며, 원자로 상부 헤드 관통부와 원자로용기 대체 감시 자 설치에 대한 적합성을 확인하기 위해 수행한다. 원자로용기 용접부 및 내부구조물은 KEPIC MIB의 합격기준을 만족하여야 하며, 원자로용기 바닥에는 이물질이 없어야 하며 원자로헤드 및 관통부는 ASME Sec. XI CC N729-1 및 KEPIC MIB 3660의 합격기준을 만족하여야 한다. 원자로용기 대체 감시자는 절차에 따라 정해진 위치에 설치되어야 한 다. 1) 원자로용기 용접부 건전성 점검 원자로용기의 원통용접부(G1) 노즐-원통(N1, N2), 노즐-배관(N1, N2)에 대한 초음파검 사와 노즐 내측 반경부(IRS, N1, N2)에 대한 육안검사가 수행되었다. 검사부위는 장기 가동중검사계획서에 따라 적절하게 선정되었으며, 검사절차서는 기술기준(KEPIC MI, ASME CC N648-1) 등이 적절하게 반영되고 품질보증계획서에 따라 검토 승인되었다. 초음파검사자 및 육안검사자는 원안위 고시 제 호 및 KEPIC MI, ASME CC N648-1의 요건에 적합하게 자격인증 되었다. 검사장비의 교정성적서는 KEPIC MI 및 ASME CC N648-1, 절차 요건에 적합하게 교정되었다. 검사결과, 용접부 1개소(노즐-배 관, N1)의 배관측에 축방향결점(a/t: 3.7%)이 검출되었으나 허용기준(a/t: 10.7%)을 초 과하지 않으므로 KEPIC MIB 기준을 만족한다. 원통용접부(G1), 노즐-원통(N1, N2) 및 노즐-배관(N2) 용접부와 노즐내측 반경부(N1, N2)는 결함지시가 없으므로 KEPIC MIB 및 ASME CC N648-1의 기준을 만족한다. 2) 원자로헤드 및 관통관 건전성 점검 원자로 상부 헤드는 관통관(제어봉안내관 73개, 열전대용 2개, 예비용 8개, 배기관 1개) 에 대한 체적검사(UT, ET, PT)와 상부 헤드 표면에 대한 원격육안검사(VT)가 수행되었 다. 검사절차서는 기술기준(ASME Code Case N729-1 및 KEPIC MI 등)이 적절하게 반

31 영되고 품질보증계획서에 따라 검토 승인되었다. 비파괴검사자(UT, PT, ET, VT)는 원 안위 고시 제 호 및 10CFR50.55a, KEPIC MI, ASME CC N729-1 요건에 적합하 게 자격인증을 받았으며, 검사장비 교정성적서는 절차에 따라 적합하게 교정되었다. 검 사결과, 원자로용기 상부헤드 관통관과 J-그루브 용접부(선행호기 경험 반영 12개 표본 검사, PT)는 결함지시가 없으며, 상부헤드 나면의 육안검사결과 붕산석출물 등 누설이 없으므로 KEPIC MIB 및 ASME CC N729-1의 기준을 만족한다. 원자로용기 스터드 분 해 중 스터드(3번)이 고착되어 품질보증계획에 따라 부적합사항보고서의 발행 및 처리 방안에 따라 고착된 스터드의 제거 및 예비품 스터드 교체가 수행되었다. 3) 원자로 내부구조물 육안점검 원자로용기의 내부 구조물(Vessel Interior, Core Support Structure) 및 바닥에 대한 육 안검사가 수행되었다. 검사부위는 장기가동중검사계획서에 따라 적절하게 선정되었으 며, 검사절차서는 기술기준(KEPIC MI) 등이 적절하게 반영되고 품질보증계획에 따라 검토 승인되었다. 육안검사자는 원안위 고시 제 호 및 KEPIC MI의 요건에 적합 하게 자격인증 되었다. 검사장비의 교정성적서는 KEPIC MI 및 절차서에 따라 적합하 게 교정되었다. 육안검사결과 원자로용기 내부 및 노심지지구조물에 변형 등 손상이 없으며 원자로용기 바닥(노심지지통 인양)에 이물질이 없으므로 KEPIC MI 기준 등을 만족한다. 4) 중성자 대체감시자 설치 및 교체 점검 원자로용기 중성자 조사취화 대체감시자의 인출(3차) 및 설치(4차) 작업이 수행되었다. 절차서는 품질보증계획서에 따라 검토 승인되었음을 확인하였다. 검사결과 대체감시자 (4세트, 6개)는 절차에 따라 해당 위치(4개 위치)에 설치되었음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음 라. 결 론 원자로용기 용접부 및 내부구조물, 원자로 상부헤드 관통부에 대한 비파괴검사와 원자로 용기 대체감시자 설치에 대한 검사결과 관련 기술기준 및 절차서에 따라 적합하게 수행 되었음을 확인하였다. 마. 참고문헌

32 1) 원안위고시 제 호 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 원안위고시 제 호 원자로압력용기 감시시험 기준 3) KEPIC MI(ASME Sec. XI), "원전 가동중검사" 4) KEPIC ME(ASME Sec. V), "비파괴검사" 5) ASME Code Case N729-1, "Alternative Examination Requirements for PWR Reactor Vessel Upper Heads with Nozzles Having Pressure Retaining Partial Penetration Welds Section XI, Div. 1" 6) ASME Code N648-1, "Alternative Requirements for Inner Radius Examination of Class 1 Reactor Vessel Nozzles, section. XI, Div. 1 7) 10 CFR 50.55a, Codes and Standards 8) 한빛6호기 원자로 상부헤드 관통관 육안검사절차서(고려검사) 9) 원자로 상부헤드 관통관 검사절차서(고려검사) 10) 액체침투탐상검사 절차서(고려검사) 11) 원자로용기 용접부 자동 및 수동 초음파검사 절차서(새안) 12) 원자로용기 내부 육안검사 절차서(새안) 13) 대체감시자 설치 및 인출 절차서(KRIST)

33 2. 원자로냉각계통시설 검사지적사항 : 없음 2.1 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중 검사 검사원 : 홍진기, 정구갑 가. 검사내용 1) 검사대상부위 선정 및 절차서 2) 비파괴검사원 자격 및 검사장비 교정 3) 비파괴검사 결과 및 후속조치내용 4) 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 보수 및 교체 나. 검사결과 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 가동중검사는 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 에 균열 등 허용기준을 초과하는 결함의 존재 여부를 비파괴검사(UT, PT, MT, VT)를 통 해 확인하기 위해 수행한다. 가동중검사 결과, KEPIC MI의 허용기준을 초과하는 결함이 없어야 하며, 보수작업은 원자력안전위원회고시 제 호(원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정) 및 KEPIC MI 등 관련 요건을 만족하여야 한다. 1) 검사대상부위 선정 및 절차서 검사대상은 한빛 6호기 제2주기 장기가동중검사계획서 및 KEPIC MI에 따라 누락 없 이 적절히 선정되었음을 확인하였다. 한빛 6호기 제2주기 2차 가동중검사계획서에 따 라 원자로냉각재압력경계의 배관 및 기기 등에 대해 비파괴검사가 수행되었으며, 검사 범위 및 방법은 KEPIC MI의 요건에 따라 적합하게 선정되었음을 서류검토(장기가동 중검사계획서 및 가동중검사계획서) 및 면담(기계팀, 검사파트)을 통해 확인하였다. 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사를 위한 한수원의 절차서(표준시험 -4077, 가동중검사 관리) 및 가동중검사를 수행한 세안(주)의 원자로 압력용기 플랜지 나사산의 수동초음파 검사절차서(SAEC-NDE-C2-309) 등이 KEPIC MI 등의 요건에 따 라 적합하게 작성되었음을 서류검토 및 면담을 통해 확인하였다. 2) 비파괴검사원 자격 및 검사장비 교정 안전 1등급 기기 및 배관의 가동중검사를 수행한 비파괴검사원의 자격인정 및 비파괴 검사 장비의 검 교정은 관련 기술기준(원자력안전위위회고시 제 호, KEPIC MI, ASNT SNT-TC-1A 등) 및 절차서 요건에 따라 적합하게 수행되었음을 표본 서류검토

34 (품질보증계획서, 작업 일보 등) 및 현장입회(안전주입계통(14-RC-B-1113), 압력용기 플 랜지 나사산 수동초음파 검사)를 통해 확인하였다. 3) 비파괴검사 결과 및 후속조치 내용 안전 1등급 기기 및 배관의 가동중검사는 관련 절차서 요건에 따라 적합하게 수행되었 다. 서류검토 및 현장입회 결과 KEPIC MI의 합격기준(MIB-3500)을 초과하는 지시가 없음을 확인하였다. 4) 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 보수 및 교체 금번 계획예방정비 기간에는 가압기 노즐 이종금속용접부 7개소에 대한 오버레이 용접 작업이 수행되었다. 용접재료 선정, 용접, 비파괴검사가 관련 절차서(한빛 5,6호기 가압 기 노즐 오버레이 일반정비, HB06M-임시 ) 등에 따라 적절히 수행되었음을 현 장 입회를 통해 확인하였다. 오버레이 용접 이후 수행된 비파괴 검사(UT, PT) 결과, 모 든 용접부에 허용기준을 초과하는 지시가 없음을 서류 검토, 현장입회(NG-1,7(PAUT), NG-2,4,5(PT)) 및 담당자 면담을 통해 확인하였다. 또한, 증기발생기 #2 배수배관의 소켓 용접부 초음파 검사에서 결함이 확인되어 소켓 용접부에 대한 보수 작업이 수행 되었으며, 보수 이후 비파괴검사(UT 및 PT) 결과를 검토한 결과 결함 부위가 제거되었고, 허용기준을 초과하는 지시가 없음을 서류 검토 및 면담을 통해 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 한빛 6호기 제2주기 2차 가동중검사계획에 따른 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관에 대한 가동중검사는 원자력안전위원회고시 제 호(원자로.016) 원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정 등 관련 요건에 따라 적합하게 수행되었으며, 검사 대상 부위에는 KEPIC MI의 합격기준을 초과하는 결함은 없었다. 마. 참고문헌 1) 원자력안전위원회고시 제 호(원자로.16), 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 한빛 6호기 최종안전성분석보고서 3) KEPIC MI, ME 4) ASNT CP-189, ASNT Standard for Qualification and Certification of Nondestructive Testing Personnel

35 5) 한빛 6호기 제2주기 장기가동중검사계획서 2.2 증기발생기 세관 검사 검사원 : 정구갑, 홍진기 가. 검사내용 1) 증기발생기 세관 비파괴검사 점검 2) 증기발생기 세관 보수 점검 3) 증기발생기 2차측 세정 및 검사 점검 나. 검사결과 증기발생기 세관 검사는 원전 1차측과 2차측의 압력경계를 이루는 증기발생기 세관에 관두께의 40%를 초과하는 체적결함이나 균열결함 등의 존재 여부를 와전류검사(ECT)를 통해 확인하기 위해 수행한다. 증기발생기 세관 검사는 원자력안전위원회고시 제 호 및 KEPIC MI(ASME Sec. XI) 기준, 증기발생기 관리 프로그램 통합지침서의 합격기 준을 만족하여야 한다. 1) 증기발생기 세관 비파괴검사 점검 증기발생기 세관에 대한 전장 보빈검사(100% 세관)와 MRPC 검사(관판상단의 고온관 측 100% 세관 및 저온관측 20% 세관, 관지지판 왜곡지시 세관, 관판내부 세관)가 수 행되었다. 검사대상 세관은 한수원(주) 증기발생기 관리 프로그램 통합지침서(열화평 가보고서)에 따라 적절히 선정되었다. 와전류검사자는 원안위 고시 제 호 및 KEPIC MIA-2300 등 요건에 따라 적합하게 자격인정(QDA/SSPD)을 받았으며, 검사 장비의 교정성적서는 절차에 적합함을 확인하였다. 와전류검사지침서는 울진4호기의 관지지판 균열신호 평가에 적용한 방법(신호크기 확대와 주채널 및 보조채널의 신호 평가)을 반영하고 품질보증계획서에 따라 검토 승인되었음을 확인하였다. 보빈검사결 과 상부지지구조물에서 세관 두께의 40%를 초과한 7개의 마모결함 세관(SG-01: 5개, SG-02: 2개)을 확인하였다. MRPC 검사결과 관판내부에서 2개의 내경 및 외경 원주균 열 세관(SG 01: 2개)과 저온관측 프리스팬에서 1개의 축방향지시(NQI) 세관(SG 02: 1 개)을 확인하였다. 이전 주기 검사에서 기록된 이물질 신호(2개소)는 화학세정작업 이 후 수행된 와전류검사에서 검출되지 않으므로 화학세정으로 인하여 이물질이 용해되 거나 제거된 것으로 추정된다. 2) 증기발생기 세관 보수 점검 증기발생기 세관 검사결과 마모결함(7개), 균열결함(2개), NQI 지시(1개) 등 10개 결함

36 세관에 대하여 보수작업이 수행되었다. 마모결함 및 NQI 지시 세관은 관막음 보수되 고, 원주균열세관은 안정봉 관막음 보수작업이 수행되었다. 보수작업은 원안위 고시 제 호 및 증기발생기 관리프로그램 통합지침서, KEPIC MI 기준 등을 만족한 다. 3) 증기발생기 2차측 세정 및 검사 점검 증기발생기 2차측 관판상단의 슬러지 세정(Lancing) 및 원격육안검사(FOSAR)가 수행 되었다. 관판상단의 2차측 슬러지는 고압수 분사에 의해 제거되고, 육안검사결과 관 판상단 중앙통로부에 1개의 이물질(SG-02: 1개)이 발견되어 이를 제거하였음을 확인 하였다. 화학세정작업 전 후 관지지판 틈새의 슬러지 분포가 측정되었다. 관지지판 틈 새 슬러지는 화학세정 전 SG-01 및 SG-02가 각각 평균 0.21%, 평균 14.1%이고 화학 세정 후 SG-01 및 SG-02가 평균 0.02%, 평균 0.08%로 측정되었다. 또한, 화학세정작 업 전,후 및 세정(Lancing) 후 관판상단의 슬러지 높이가 측정되었다. 관판상단의 슬 러지 높이는 화학세정 전 SG-01 및 SG-02가 평균 0.80인치, 평균 0.85인치이고 화학 세정 후 SG-01 및 SG-02는 평균 2.69인치, 평균 2.41인치이고 랜싱작업(Lancing) 후 SG-01 및 SG-02는 평균 0.59인치, 평균 0.63인치로 측정되었다. 검사결과는 관지지판 틈새 및 관판상단에 퇴적된 슬러지 대부분이 화학세정작업에 의해 제거되었음을 나 타내며, 관판상단의 경우 세관의 배열(삼각배열) 구조로 인해 슬러지 제거가 제한적임 을 나타낸다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 증기발생기 세관 와전류탐상검사, 세관 보수, 2차측 세정 및 검사업무는 원안위 고시 제 호 및 증기발생기 관리 프로그램 통합지침서 등에 따라 적합하게 수행되었음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 원안위고시 제 호 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 한빛5,6호기 최종안전성분석보고서 3) 증기발생기 관리프로그램 통합지침서 4) KEPIC ME(ASME Code Sec. V) 5) KEPIC MI(ASME Code Sec. XI)

37 6) 한빛6호기 9차 가동중검사 증기발생기 전열관 와전류검사 계획서 2.3 가압기밸브 검사원 : 현영학 가. 검사내용 1) 가압기 안전밸브 점검 2) 안전감압계통 밸브 점검 3) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 가압기 안전밸브 점검 가압기 안전밸브는 과압사고 발생 시 개방되어 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의 110% 이하로 제어할 수 있어야 한다. 동 호기의 가압기 안전밸브(총 3대: RC-V200, 201, 202)는 운영기술지침서 제1편 항(가압기 안전밸브) 및 KEPIC-2000 MOD(압 력방출장치 가동중시험) 요건에 따라 개별 밸브는 최소 5년마다 한번, 그리고 24개월 마다 총 수량의 20%이상에 대해 개방압력 설정치 확인시험이 수행되어야 한다. 금번 계획예방정비기간 중 예정된 시험대상 가압기 안전밸브는 RC-V202 이며 개방압 력 설정치 확인 시험에 대한 검사결과, 동 밸브는 2482 psig( , 2회 시험)에서 개방되어 판정기준( psig)을 만족하였다. 가압기 안전밸브의 시험 전 외관상태에 대한 육안점검결과, 밸브 Name Plate의 탈락, 부식, 체결부 손상 또는 이완 상태는 발견되지 않았다. 대기 중인 밸브들의 Popping Lever 위치, Top Cap 부착상태, Plug Gag Bolt 손상은 없었고, Seal Wire 부착상태 또 한 양호하였다. 시험 시 밸브의 몸체 온도변화는 허용범위(온도변화 허용기준 5 /30 분, KEPIC-2000 MOD3110) 이내로 적절히 유지되었으며(시험 전 밸브 몸체온도 116, 30분 경과 시 온도 116.5, 두 번째 시험 시 117 ), 시험 전/후 누설징후도 없어서 동 밸브의 원자로냉각재계통 과압방지 및 밀봉기능이 유지됨을 확인하였다. 2) 안전감압계통 밸브 점검 안전감압밸브는 설계기준사고를 초과하는 사고(증기발생기 급수 완전상실 사고) 시 수 동 개방하여 원자로냉각재계통의 압력을 급속히 감압하는 기능을 갖는다. 검사결과, 정상운전 중 안전감압밸브(RC-V101, 102, 103, 104)의 닫힘상태 유지 확인은 적절히 수행되었고, 금번 계획예방정비기간 중의 밸브 동작시험결과(열림시간 : 23.63,

38 25.47, 71.90, 73.20초, 닫힘시간 : 23.62, 25.36, 71.79, 72.62초)가 절차서 판정기준(열림시 간 : , , , , 닫힘시간 : , , , 초)을 만족하였으며, 원자로 재기동전 누설징후가 없 음을 확인하였다.(밸브 후단 온도 : , 주제어실 확인) 3) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 발전소운영자가 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서 및 계통의 운전절차서를 보유하고 있음을 확인하여야 한다. 검사결과, 가압기 안전밸브 및 안전감압밸브의 시험과 보수를 위한 절차서가 적절히 작성되어 구비되어 있고(정기 -4431, 주기-3431A, HB56M-431-VV-D-009A-Q, Y56M-431-VV-D-1126-Q 등), 시험 및 검 사 계획도 적절하게 수립되어 이행되고 있음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 가압기 안전밸브의 개방압력 설정치 확인 시험결과, 동 밸브들의 운전가능성이 운영기술 지침서(제1편 항)의 허용기준, 최종안전성분석보고서(5.4.13절)의 설계기준 및 전력 산업기술기준(KEPIC-2000)의 요건을 만족하여, 원자로냉각재계통 과압보호 기능이 적절 히 유지되고 있음을 확인하였다. 안전감압밸브의 동작시험결과, 동 밸브들의 운전가능성 이 운영기술지침서(제3편 4.5항), 최종안전성분석보고서(5.4.16절) 및 전력산업기술기준 (KEPIC-2000)의 요건을 만족하여 완전급수상실사고를 대비한 원자로냉각재계통의 급속 감압기능이 적절히 유지되고 있음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 안전기술원 경수로형 원전 안전심사지침서 5.2.2절 과압보호 2) 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 원자로냉각계통 등, 제63조 시험, 감시, 검사 및 보수 3) 원자력안전위원회 고시 제 호 원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브에 관한 기 준 고시, 고시 제 호 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에 관한 규정 4) 전력산업기술기준(KEPIC-2000) MOA 원전가동중시험 - 일반요건, MOC 밸브 가동 중시험, MOD 압력방출장치 가동중시험 5) 최종안전성분석보고서 5.2.2절 과압보호, 절 안전 및 방출밸브, 표 가

39 압기 안전밸브의 설계변수, 안전감압계통 6) 운영기술지침서 제1편 항 가압기 안전밸브, 제3편 4.5항 가동중시험 계획서 7) 발전소 운영절차서 (한빛 5,6호기) - 기행-2132 (개정03) 가동중시험(IST) 계획서( ~ , 2주기) - 정기-3400B (개정04) 안전관련 밸브 동작시험 - 정기-4431 (개정02) 가압기 안전밸브 압력설정치 시험 - 주기-3400D (개정01) 안전관련 밸브 주기 동작시험 - 주기-3431A (개정01) 안전감압계통 밸브 점검 8) 발전소 계통도면 (한빛 5,6호기) N ~ 006 Reactor Coolant System 바. 첨부문서 없 음 2.4 원자로냉각재펌프 검사원 : 현영학 가. 검사내용 1) 원자로냉각재펌프 보수 및 점검 절차서 점검 2) 원자로냉각재펌프 보수작업 점검 3) 원자로냉각재펌프 보수 후 성능 점검 나. 검사결과 1) 원자로냉각재펌프 보수 및 점검 절차서 점검 원자로 냉각재 펌프의 정비절차서(HB56M-431-PP-D-005A-Q, HB56M-431-PP-D-006A-Q) 는 펌프 분해점검 및 조립 시 오류가 없도록 적절히 작성되고 승인되었으며(절차서 작 성/개정 검토서, 절차서 개정(요구)서 - 인적오류 방지 확인기법 추가), 제작자지침서 (ABB-CE RCP R01 Instruction Manual)에서 요구하는 점검요구내용을 포함하여 주요 변수들을 기록하여 유지하도록 작성되어 있어서, 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규 칙 제56조(운영절차서) 및 제63조(시험, 감시, 검사 및 보수)를 만족하는 것으로 판단된 다. 2) 원자로냉각재펌프 보수작업 점검 원자로냉각재펌프의 내장품 10년 주기 분해점검 계획에 따라 금번 계획예방정비기간에

40 예정된 펌프 RC-PP02A에 대한 분해점검이 상기 절차서에 따라 적절히 수행되었다. 분해 시 Socket Head Cap Screw(Seal housing 연결 Bolt) 52개중 18개가 고착된 것으 로 판단되어 제거 후 신품으로 교체되었으나, 다른 부품에 대한 손상은 발견되지 않았 다. 조립후 축정렬 상태는 첨부 <표 1>과 같이 판정기준을 만족함을 확인하였다. 3) 원자로냉각재펌프 보수 후 성능 점검 원자로냉각재펌프(RC-PP01A, 01B, 02A, 02B)의 지난주기 말 축 진동, 밀봉 차압, 밀봉 제어누설 등의 운전 상태는 양호하였다. 금번 계획예방정비 시 분해 점검된 RC-PP02A 의 정비 후 재기동 시 성능 점검결과, 펌프는 최대 진동이 mils로 나타나 절차서 판정기준(6.0 mils 이하)을 만족함을 확인하였고, 원자로 100% 출력조건에서 펌프들은 진동, 제어유출유량, 온도, 압력 등 운전변수들이 첨부 <표 2>, <표 3>, <표 4>에서와 같이 절차서 판정기준을 만족함을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 금번 계획예방정비기간 중 예정된 원자로 냉각재 펌프(RC-PP02A)의 분해점검은 승인된 절차서에 따라 적절히 되었으며, 정비 전, 후 펌프의 진동, 열수력 조건 등의 운전변수가 절차서 허용범위 내에서 적합하게 유지되고 있음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 원자로냉각계통 등, 제56조 운영절 차서, 제63조 시험, 감시, 검사 및 보수 2) 원자로 냉각재펌프 제작자지침서 ABB Combustion Engineering Z-431-N01 ( ) Reactor Coolant Pump Type R01 Instruction Manual, Vol.1 Installation and Operation, Vol.2 Preventive and Corrective Maintenance, Vol.3 Supplier Instructions 3) 최종안전성분석보고서 절 원자로냉각재펌프 밀봉, 5.4.1절 원자로냉각재펌 프, 표 원자로냉각재펌프의 설계변수 4) 발전소 운영절차서 (한빛 5,6호기) - 계통-3431 (개정02) 원자로냉각재펌프 운전 - 경보-3012 (개정04) MCR 경보절차서 5) 발전소 정비절차서 (한빛 5,6호기)

41 - HB56M-431-PP-D-005A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 추력베어링뭉치(TBA) 분해점 검 - HB56M-431-PP-D-006A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 내장품 완전 분해점검 6) 발전소 계통도면 (한빛 5,6호기) N (Rev.10) ~ 006 (Rev.09) Reactor Coolant System (RCS, PSV, RCP) 바. 첨부문서 1) <표 1> 원자로냉각재펌프 PP02A 조립 후 축 정렬 상태 2) <표 2> 원자로냉각재펌프 축 및 Frame 진동 ( :31, 출력 100%) 3) <표 3> 원자로냉각재펌프 축 밀봉장치 수력학적 변수 ( :31, 출력 100%) 4) <표 4> 원자로냉각재펌프 추력베어링 온도 ( :31, 출력 100%)

42 <표 1> 원자로냉각재펌프 PP02A 조립 후 축 정렬 상태 축 정렬 허용기준 축 정렬 측정치 (mm) (mm) PP01A PP01B PP02A PP02B Angular(FACE) Alignment Parallel(RIM) Alignment <표 2> 원자로냉각재펌프 축 및 Frame 진동 ( :31, 출력 100%) 진동 점검항목 Shaft (mils) Frame (g's) 정상운전범위 운전변수 01A 01B 02A 02B X Y X Y Z <표 3> 원자로냉각재펌프 축 밀봉장치 수력학적 변수 ( :31, 출력 100%) 3번 밀봉장치 2번 밀봉장치 1번 밀봉장치 정상운전 운전변수 제한범위 범위 01A 01B 02A 02B 유량(l/min) 6.1~ ~ 압력(kg/cm2) 14.1~ ~ 온도( ) 21~65 21~ 압력(kg/cm2) 14.1~ ~ 점검항목 온도( ) 21~65 21~ 압력(kg/cm2) 14.1~ ~ 온도( ) 21~65 21~ <표 4> 원자로냉각재펌프 추력베어링 온도 ( :31, 출력 100%) 추력 베어링 집합체 점검항목 상부 저널베어링 온도 (TE-153/163/173/183) 하부 저널베어링 온도 (TE-152/162/172/182) 추력베어링 온도 (TE-156/166/176/186) 정상운전 범위 운전변수 PP01A PP01B PP02A PP02B

43 2.5 원자로냉각재계통 누설량 측정 검사원 : 현영학 가. 검사내용 1) 원자로냉각재계통 운전누설 점검 2) 누설감시계통 작동성 점검 3) 운영절차서, 시험 감시 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 원자로냉각재계통 운전누설 점검 운영기술지침서 제1편 항에 의하여 원자로냉각재계통의 압력경계 누설은 허용되 지 않으며, 확인 누설은 10 gpm 이하, 미확인 누설은 1 gpm 이하를 만족하여야 한 다. 또한, 확인 누설 중에서 증기발생기(1대당)의 1차측에서 2차측으로의 총 누설은 150 gpd(0.1 gpm) 이하이어야 한다. 운영기술지침서 제1편 점검요구사항 및 는 상기 누설률이 제한치 이내인지를 확인하기 위해 72시간 주기로 원자로냉각 재계통 재고량 평형시험을 수행하도록 하고 있다. 지난 계획예방정비 이후 발전소 운영절차서(정기-3431B)에 따라 수행된 누설률 점검에 대한 검사결과, 누설점검은 주기에 맞추어 적절히 수행되었고, 누설률은 운영기술지침 서의 허용기준을 만족함을 확인하였다.(미확인 누설 0.02 gpm, 확인누설 0.03 gpm, ) 금번 계획예방정비 후 원자로 출력 80%에서( ) 원자로냉각재 미확인 누설은 0.01 gpm, 확인 누설은 0.01 gpm 이었고, 증기발생기를 통한 2차 측으로의 누설은 감지 되지 않아서 원자로냉각재계통의 밀봉기능은 운영기술지침서의 제한치 이내로 유지되 고 있음을 확인하였다. 2) 누설감시계통 작동성 점검 원자로냉각재계통 누설 확인을 위한 계측기들의 검 교정 상태를 확인하기 위하여 체적 제어탱크, 원자로배수탱크, 가압기 수위 전송기의 교정상태를 검사한 결과, 계측기들은 지난주기 및 금번 계획예방정비기간 동안 적절하게 교정되어 정상적으로 지시하고 있 음을 확인하였다.(첨부 <표 1> 참조) 3) 운영절차서, 시험 감시 검사 및 보수에 대한 점검 원자로냉각재계통 누설량을 점검하기 위한 운영절차서는 적합하게 구비되어 있으며, 정상운전 중 원자로냉각재 계통의 누설율이 기술지침서의 누설율 제한치 이내인지 확

44 인할 수 있도록 점검 시 주의사항, 초기조건, 점검절차 및 판정기준이 적절히 기술되어 있음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 원자로냉각재계통 누설 측정을 위한 절차는 적합하게 수립되어 있으며, 누설 측정은 승 인된 절차서에 따라 주기적으로 적절히 수행되었고, 원자로냉각재 확인누설, 미확인누설 및 증기발생기를 통한 2차측으로의 누설이 운영기술지침서 허용범위 이내 이었고, 압력 경계 누설이 없음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 원자로냉각계통 등, 제63조 시험, 감시, 검사 및 보수 2) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 제1편 항 원자로냉각재계통 운전누설, 항 원자로냉각재계통 누설검출 계측설비 3) 한빛 5,6호기 최종안전성분석보고서 절 누설감지, 5.2.5절 원자로냉각재압력 경계 누설감지계통 4) 한빛 5,6호기 운영절차서 정기-3431B (개정02) 원자로냉각재 누설 점검 바. 첨부문서 1) <표 1> 원자로냉각재 누설감시계통 측정기기 교정점검 결과 <표 1> 원자로냉각재 누설감시계통 측정기기 교정점검 결과 구 분 지난주기 교정 금번 계획예방정비 교정 체적제어탱크 수위전송기 (LT226, LT227) 원자로배수탱크 수위전송기 (LT268) 가압기 수위전송기 (LT110X, LT110Y) / /

45 2.6 원자로냉각재 유량측정 검사원 : 안승훈 가. 검사내용 1) 원자로냉각재 유량측정시험 방법 및 결과 2) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 원자로냉각재 유량측정시험 방법 및 결과 원자로냉각재 유량측정시험이 운영기술지침서에서 규정한 방법과 절차서에 따라 수행 되는지와 그 결과가 합격기준 내에 있는지 검사한다. 또한 측정된 유량을 기준으로 하 여 CPC 및 COLSS의 유량 관련 상수가 적절히 입력되어 있거나 교정되는지 검사한 다. 이 시험은 80% 출력 이상에서 수행하며 1, 2차계통 정상 안정상태에서 2차측 열 출력을 활용하는 열평형방법으로 원자로 1차측 유량을 결정한다. CPC와 COLSS의 1, 2차계통 주요 열수력 변수들을 1분 이상의 간격으로 10 set 취득 하여, 각 변수들의 평균값을 사용하여 2차측 열출력과 원자로냉각재 유량을 계산하는 방식으로 수행하였다. 원자로냉각재 유량은 calorimetric 열평형방식으로 측정되어야 하며, 유량 지시계는 이 값을 바탕으로 교정됨으로써 그 정확도를 유지하도록 하고 있 다. 1차 계통에서는 직접적으로 열출력을 측정할 수 없으므로 2차 계통의 증기발생기 열출력을 측정한 후 이를 이용하여 원자로냉각재 유량을 구할 수 있다. 이때 다음의 식을 이용하여 원자로냉각재 유로별 유량을 계산한다., 여기서, Wi : 원자로냉각재 유로 i의 유량 V ci : 원자로냉각재 유로 i의 저온관에서의 비체적 Q i : 원자로냉각재 유로 i의 증기발생기 열출력 Q add : 원자로 이외의 열원에서 얻은 열량 N : 원자로냉각재 유로수 h hi h ci : 원자로냉각재 유로 i의 고온관에서의 엔탈피 : 원자로냉각재 유로 i의 저온관에서의 엔탈피 증기발생기 열출력, Q i 는 2차 계통의 주급수 노즐에 설치된 벤츄리 유량계로부터 급

46 수유량을 얻고 주급수 온도, 압력과 증기발생기의 온도, 압력, 습분율, 취출수 유량 등 을 이용하여 측정한다. 증기발생기 열출력을 측정하는 같은 시각에 원자로냉각재의 저 온관 및 고온관의 온도와 압력을 측정하여 두면 위 식을 이용하여 유량을 구할 수 있 다. 이러한 측정방법은 운영기술지침서에서 요구하고 있는 Calorimetric heat balance 방법에 적합하다. 기술지침서에 따라 측정불확실도를 고려한 원자로냉각재 총유량은 E6 kg/hr에 서 E6 kg/hr 사이에 있어야 하며, 측정불확실도는 100% 출력에서 3.14%이고, 출력에 따라 (100-%출력)을 적용한다. COLSS 체적유량이 측정 체 적유량보다 같거나 작도록 하여야 하고, CPC 질량유량이 COLSS 질량유량보다 같거 나 작아야 하며, 만일 이와 같지 않으면 COLSS/CPC 관련 상수(COLSS: D21, CPC: FC1)를 적절히 교정해야 한다. 각 출력별 원자로냉각재 유량 측정시험 자료에 대한 검토결과, 측정된 원자로냉각재 총 유량은 다음과 같이 운영기술지침서 허용기준을 만족함을 확인하였다. <표1>은 100% 출력에서 측정된 유량을 보여주고 있다. 그리고 CPC 및 COLSS의 관련 상수도 적절히 입력됨으로써 CPC 및 COLSS가 계산 하는 유량이 보수적이 되도록 유지해야 하는 판정기준도 만족함을 확인하였다. 출 력 (%) 측정 일시 질량 (kg/hr) <표 1> 원자로 출력 100%에서 측정결과 설계유량 부피 (L/min) 질량 (kg/hr) 측정유량 부피 (L/min) 설계유량 대비 백분율(%) 질량 부피 허용범위 (%) 비고 ,110,000 1,249,186 58,659, , 만족 2) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 원자로냉각재 유량측정과 관련한 절차서는 운영기술지침서의 요건이 적절히 반영되어 각 검사항목에 적합하게 작성되어 있음을 확인하였다. 원자로냉각재 유량측정은 노심 Level II 이상의 자격을 갖춘 시험요원이나 노심 Level II 이상인 시험요원의 통제 하에서 노심 Level I인 시험요원도 검사를 수행할 수 있도 록 규정되어 있으며, 적합한 자격을 갖춘 자에 의해 수행되었음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음

47 라. 결 론 원자로냉각재 유량측정시험은 관련 절차서에 따라 적절히 수행되었으며, 시험결과는 판 정기준을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.4.1항 원자로냉각재계통 압력, 온도, 유량 제한 2) 한빛 5,6호기 운영절차서 정기-1431B(원자로냉각재계통(RCS) 유량률 측정) 바. 첨부자료 없음

48 3. 계측 및 제어계통 시설 검사지적사항 : 없음 3.1 원자로시설 건전성감시계통 검사원 : 노경완, 노우진 가. 검사내용 1) 시험/점검절차서의 적합성 2) 시험장비 검 교정 및 자격 인증 3) 시험/점검결과의 적합성 나. 검사결과 원자로시설 건전성감시계통 점검은 금속파편 감시계통(LPMS), 음향누설 감시계통 (ALMS), 원자로내부구조물 진동감시계통(IVMS) 및 원자로냉각재펌프 진동감시계통 (RCPVMS)의 정주기 점검, 기능시험 및 채널점검 결과의 적합성을 확인하기 위하여 수 행한다. 각각의 감시계통에 대한 시험 및 교정이 관련 절차서에 따라 수행되어야 하고, 각각의 감시계통의 경보 및 분석 관련 변수들은 설정된 기준을 만족하여야 한다. 또한, 발전소 운전 중에 원자로시설 건전성감시계통에서 특이 경보 또는 이상신호 발생 시에는 원인 을 분석하고 필요한 조치를 이행하여야 한다. 원자로시설 건전성감시계통의 정주기 점검, 기능시험 및 채널점검 결과의 적합성을 확인 하기 위한 검사결과는 아래와 같다. 1) 시험/점검절차서의 적절성 원자로시설 건전성감시계통은 금속파편감시계통(LPMS), 음향누설감시계통(ALMS), 원 자로내부구조물 진동감시계통(IVMS) 및 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS) 등 4개의 부계통으로 구성된다. 금속파편감시계통 기능시험 절차서(주기-6734B, 7일, 31일 및 3개월 주기) 및 금속파 편감시계통 교정 절차서(주기-6734C, 18개월 주기) 검토 결과, 기술요건서 T 의 점검주기 및 최종안전성분석보고서 의 요구 기능 만족여부 확인을 위한 자 료취득, 감시 및 분석 등의 절차가 적합하게 반영되어 있음을 확인하였다. 음향누설감시계통의 가압기안전밸브 위치지시계 교정 절차서(주기-6734A, 18개월 주 기) 및 가압기안전밸브 위치지시계 채널점검 절차서(주기-3724, 사고후계측설비 채널

49 주기점검, 1개월 주기) 검토 결과, 기술요건서 T 의 점점주기를 만족하며, 최종 안전성분석보고서 의 요구 기능 만족여부 확인을 위한 자료취득, 감시 및 분석 등의 절차가 적합하게 반영되어 있음을 확인하였다. 또한 음향누설감시계통 기 능점검 절차서(정비-6734D, 18개월 주기)는 관련 최종안전성분석보고서 의 요구 기능 만족여부 확인을 위한 채널점검, 실효값 시험 등의 절차가 적합하게 반영 되어 있음을 확인하였다. 원자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 절차서(정비-6734B, 3개월 주기) 및 원자로 내부구조물 진동감시계통 점검절차서(정비-6734E, 18개월 주기) 검토 결과, 관련 최종 안전성분석보고서 의 요구 기능 만족여부 확인을 위한 자료취득 및 감시 절 차 등이 적합하게 반영되어 있음을 확인하였다. 원자로냉각재펌프 진동감시계통 점검 절차서(정비-6734A, 18개월 주기) 검토 결과, RCP의 구조진동 및 축의 회전체 진동을 감시하기 위한 채널점검, Orbit 점검, Proximitor Gap 점검 등이 적합하게 반영되어 있음을 확인하였다. 2) 시험장비 검 교정 및 자격 인증 시험 및 점검에 사용된 계기 및 장비(합성파형 발생기, 직류교정장치, 디지털멀티메타 등)의 검 교정 성적서를 확인한 결과, 품질요건에 따라 계기 및 장비의 검 교정을 적 절히 수행하였으며, 검 교정 결과도 품질요건을 만족하였다. 또한 시험/검사자는 시 험요원 자격관리 절차(표준시험-2082)에 따라 적합하게 자격부여를 받았음을 확인하 였다. 3) 시험/점검결과의 적절성 가) 금속파편감시계통 채널점검 및 기능점검 금속파편 감시계통(LPMS)은 원자로냉각재 압력경계 내부의 금속성 이물질의 존재 를 조기에 발견하여 이물질로 인한 주요 안전기기의 고장 및 설계기준 사고를 방 지하는 기능을 수행한다. 금속파편 감시계통은 18개(증기발생기에 각각 4개씩 8개, 원자로용기 상 하부에 각 각 3개씩 6개, 원자로냉각재펌프에 각각 1개씩 4개가 설치되어 있음)의 채널로 구 성되어 있으며, 주요 기능시험 내용은 음향감시를 통한 건전성 확인, 운전변수 상 태 점검, 배경 잡음 측정 및 데이터 취득(이상 7일 주기), 우회 통신 기능점검 및 경보계통 시험(이상 31일 주기), 주파수 성분 자료 취득 및 전치증폭기 전압 점검 (이상 92일 주기) 등이다. 기능시험기록 검토를 통해 확인한 결과, 금속파편 감시계 통의 기능시험 및 점검이 시험절차서의 요건에 따라 주기적(7일, 31일, 92일 주기)

50 으로 수행되었으며, 주기시험 내용 및 결과(음향감시 건전성, 운전변수 상태, 배경 잡음 측정 및 전치증폭기 전압 점검 등)가 관련 절차서(주기-6734B)의 판정기준을 만족하였다. 금속파편 감시계통 교정은 관련 절차서(주기-6734C, 18개월 주기)에 따라 수행되며, 주요시험/점검내용은 경보기 시험, 데이터 기록 및 연속성 시험, 제어봉구동시 경 보금지(Alarm Inhibit) 기능시험, 배경잡음 취득 기능 점검, 감지기 스펙트럼 점검 및 변수 교정 등이다. 금속파편 감시계통에 대한 교정시험에 대해 현장입회 및 결 과 기록지 검토를 통해 확인한 결과, 시험/점검을 절차서에 따라 수행하였고, 금속 파편 감시계통 경보기 시험 및 금속파편 감시계통 변수 교정 등의 교정시험 내용 및 결과가 절차서의 요건을 만족하였다. 금속파편 감시계통 변수 교정을 위한 충격 시험이 Reg. Guide 요건에 따라 0.68 J의 충격에너지를 가할 수 있는 충격도 구를 이용하여 각 채널별로 가속도 센서 위치로부터 3 ft 떨어진 위치에서 수행되 었으며, 경보 설정치도 각 채널별로 5회의 충격시험을 수행하여 얻은 순간피크와 단시간피크의 평균값에 0.7배한 값을 사용하는 등 관련 코드 및 절차서(주기-6734C) 요건에 따라 적합하게 수행되었다. 또한 이물질 감시기록(TER) 및 경보신호 자료를 금속파편 감시계통 분석컴퓨터 저장기록 점검을 통해 확인한 결과, 지난주기 이후 금속파편에 의한 특이 경보 또는 이상신호가 없었다. 나) 음향누설감시계통 채널점검 및 기능점검 음향누설 감시계통(ALMS)은 고체 구조물의 균열 및 초기 누설시 내부에서 국부적 으로 형성되는 변형에너지의 급격한 방출시에 발생하는 음향신호를 감지하여 결함 혹은 누설을 조기에 확인할 수 있는 수단을 제공한다. 음향누설 감시계통은 가압기 안전밸브(PSV) 위치지시용 3개, 비가압기 안전밸브 (Non-PSV)용 16개 등 총 19개의 채널로 구성되어 있으며, 주요시험/점검내용은 채 널 건전성 확인, 위치지시 감지기 점검, 경보시험, 모듈교정, 전원공급기 및 전단증 폭기 점검 등이다. 가압기 안전밸브 위치지시용 음향누설 감시계통 채널(3개) 점검 과 관련하여 현장입회 및 시험기록 검토를 통해 확인한 결과, 감지기 점검, 모듈 교정 및 경보시험 수행 결과가 절차서(주기-6734A)의 판정기준을 만족하였다. 또한, 비가압기 안전밸브용 음향누설 감시계통 채널 16개(원자로 상부 : 3개, 원자로 하부 : 1개, 증기발생기 : 2개, 원자로냉각재배관 : 6개, 원자로냉각재펌프 : 4개)에 대한 계통 기능시험, 경보시험 및 센서 기능시험이 수행되었으며, 시험기록 검토 및 담 당자 면담을 통해 확인한 결과, 센서와 케이블을 포함한 음향누설 감시계통의 건전 성 확인 및 기능점검이 절차서(정비-6734D)에 따라 적합하게 수행되었으며, 관련 절차서의 판정기준을 만족하였다. 또한 안전주입 노즐 누설징후 감지를 위해 원자

51 로냉각재 저온관 배관에 추가로 설치된 4개의 음향누설감시 센서에 대한 기능점검 이 절차서(정비-6743D)에 따라 적합하게 수행되었다. 다) 원자로내부구조물 진동감시계통 채널점검 및 기능점검 원자로내부구조물 진동감시계통(IVMS)은 원자로내부구조물과 핵연료집합체 진동특 성의 변화를 감지하여 손상징후, 손상추이 및 건전성 확인 등을 가능하게 함으로써 대형파손을 방지하기 위한 기능을 수행한다. 원자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 시험기록지 점검을 통해 확인한 결과, 원 자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 시험이 절차서(정비-6734B, 3개월 주기)에 따라 수행되고 있으며, 시험결과가 절차서의 판정기준을 만족하였다. 또한 원자로 내부구조물 진동감시계통 점검은 절차서(정비-6734E, 18개월 주기)에 따라 적합하게 수행되었으며, 광학 절연체 수신기 전원공급기 점검, 입력신호 Loop 점검 및 실시 간 원자로내부구조물 진동감시계통 감시 기능 등 점검결과가 절차서의 판정기준을 만족하였다. 라) 원자로냉각재펌프 진동감시계통 채널점검 및 기능점검 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS)은 원자로냉각재펌프에 설치된 근접거리 센서 및 가속도계 신호를 이용하여 원자로냉각재펌프의 회전축 및 베어링 부의 이 상 상태를 감시하고 원자로냉각재펌프의 이상 진동 발생시 경보신호를 제어실로 전송하는 역할을 한다. 한빛 6호기 원자로냉각재펌프 진동감시계통은 축진동 감시를 위해 RCP당 3개 (X/Y/Z)씩 총 12개의 가속도계가 설치되어 있으며, 축변위 감시를 위해 RCP당 3 개(X/Y 및 Key Phasor용)씩 총 12개의 근접거리 측정기가 설치되어 있다. 원자로 냉각재펌프 축진동 및 축변위 감시설비에 대한 정비기록 점검을 통해 확인한 결과, 정비절차서(정비-6734A, 18개월 주기)에 따라 수행되었고, 점검결과(전원공급기 전 압점검, 진동채널 기능/경보 시험, Orbit 채널 점검, Proximity Probe Gap 전압 점 검 등)가 절차서의 판정기준을 만족하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 한빛 6호기의 원자로시설 건전성감시계통에 대한 시험/점검 내용 및 결과의 적합성을 확인한 결과, 금속파편 감시계통, 음향누설 감시계통, 원자로내부구조물 진동감시계통 및

52 원자로냉각재펌프 진동감시계통에 대한 정주기 점검, 기능시험 및 채널점검은 관련 절차 서에 따라 적합하게 수행되었으며, 시험/점검결과가 관련 절차서의 판정기준을 만족하 였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 FSAR , NSSS Integrity Monitoring System 2) 한빛 5,6호기 기술요건서 - T 사고후감시계측설비 - T 금속파편감시계통 3) 한빛 5,6호기 운영절차서 - 주기-6734B, 개정 01, 금속파편감시계통 기능시험" - 주기-6734C, 개정 01, 금속파편감시계통 교정 - 주기-6734A, 개정 01, 가압기안전밸브(PSV) 위치지시계 교정 - 정비-6734D, 개정 01, 음향누설감시계통 기능점검 - 정비-6734A, 개정 00, 원자로냉각재펌프 진동감시계통 정비 - 정비-6734E, 개정 00, 원자로내부구조물 진동감시계통 점검 - 정비-6734B, 개정 00, 원자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 - 주기-3724, 개정 03, 사고후감시계측설비 채널 주기시험 4) Regulatory Guide, Rev.1, Loose Part Detection Program for the Primary System of Light-Water Cooled Reactors 5) Regulatory Guide, 1.45, "Reactor Coolant Pressure Boundary Leakage Detection Systems" 6) ASME OM S/G Part 12, Loose Part Monitoring in Light-Water Reactor Power Plants 7) ASME OM S/G Part 5, Inservice Monitoring of Core Support Barrel Axial Preload in Pressurized Water Reactor Power Plants 3.2 제어봉 위치지시계통 기능시험 검사원 : 윤영식 가. 검사내용 1) 제어봉 위치지시계통 기능 확인 나. 검사결과

53 1) 제어봉 위치지시계통 기능 확인 제어봉 위치지시계통 기능시험은 운영기술지침서 점검요구사항 항에 따라 18개월 주기로 제어봉의 위치지시 편차를 측정하여 제어봉 위치지시계통의 건전성을 확인하는 것이다. 제어봉 리드스위치 위치전송기 채널(RSPT I, II)간 위치지시 편차는 ±13.2 cm 이내 이어야 한다. 2014년 7월 1일 운영절차서 정기-6741A(제어봉 리드스위치 위치지시기 채널 기능 시험)에 따라 수행된 제어봉 위지지시계통의 기능시험을 계측제어팀 담당차장과 함께 입회하여 확인하였다. 본 시험은 원자로 상태(미임계), 제어봉위치지시계통 상태(운전), MG SET 상태(1대 이상 정상운전), 원자로 정지차단기 상태(모두 투입) 등의 초기조건이 만족된 상태에서 수행되었다. 제어봉집합체를 자유낙하상태에서 30 cm, 200 cm, 381 cm 까지 단계별로 인출하면서 DRC(Drop Rod Contact), LEL(Lower Electrical Limit) 및 UEL(Upper Electrical Limit) 램프 점등상태를 확인하고 RSPT I과 RSPT II의 위치 지시값을 확인하였다. 제어봉 위치지시값을 확인한 결과 첨부자료 <표 1>과 같이 위치 지시 편차가 최대 4 cm(11, 20, 26, 44번 제어봉집합체)로 허용기준인 13.2 cm 이내를 만족하였다. 또한 각 제어봉 인출 시 DRC, LEL, UEL 램프가 정상적으로 점등 또는 소등되어 건전함을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 제어봉 위치에 따른 위치지시채널의 지시값을 확인한 결과, 제어봉 위치지시편차가 최대 4 cm로서 허용기준인 13.2 cm 이내임을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 운영기술지침서 점검요구사항 항 2) 한빛5,6호기 운영절차서, 정기-6741A(개정02), 제어봉 리드스위치 위치지시기 채널기능 시험 바. 첨부자료 1) <표 1> 제어봉 위치지시 편차

54 <표 1> 제어봉 위치지시 편차 (단위: cm) CEA No 최대편차 CEA No 최대편차 CEA No 최대편차 CEA No 최대편차 제어봉 낙하시간 측정 검사원 : 윤영식 가. 검사내용 1) 제어봉 낙하시간 확인 나. 검사결과 1) 제어봉 낙하시간 확인

55 제어봉 낙하시간 측정은 운영기술지침서 점검요구사항 항에 따라 원자로용기 헤드를 해체 후 조립했을 경우 모든 제어봉에 대해 원자로 임계전 제어봉 낙하시간 측정시험을 통해 원자로의 안전 정지능력을 확인하는 것이다. 각 제어봉의 완전 인출 위치로부터 제어봉집합체의 구동전원을 차단하여 90% 삽입 위치에 도달하는 낙하시간이 4초 이내이어야 한다. 2014년 7월 1일 운영절차서 정기-6741B(제어봉 낙하시간 측정시험)에 따라 수행된 제어봉 낙하시간 측정시험을 계측제어팀 담당차장과 함께 입회하여 확인하였다. 본 시험은 원자로 상태(미임계), 저온관 온도(Tcold 289 ), 원자로냉각재 펌프 상태 (모두 운전) 등의 초기조건이 만족된 상태에서 수행되었다. 제어봉 낙하시간 측정값을 확인한 결과 첨부자료 <표 1>와 같이 제어봉 낙하시간이 최대 3.2초(5, 11번 제어봉 집합체)로 허용기준인 4초 이내를 만족하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 제어봉 낙하시간 측정값을 확인한 결과, 제어봉 낙하시간이 최대 3.2초로 허용기준인 4초 이내임을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 운영기술지침서 점검요구사항 항 2) 한빛5,6호기 운영절차서, 정기-6741B(개정04), 제어봉 낙하시간 측정시험 바. 첨부자료 1) <표 1> 제어봉 낙하시간 측정결과

56 <표 1> 제어봉 낙하시간 측정결과 (단위: msec) CEA No 낙하시간 CEA No 낙하시간 CEA No 낙하시간 CEA No 낙하시간 사이버보안 검사원 : 김영미 가. 검사내용 1) 사이버보안 계획의 수립 적합성 확인 2) 사이버보안 프로그램 수립 및 이행 적합성 확인 3) 사이버보안 프로그램 유지 적합성 확인

57 나. 검사결과 계측제어계통의 사이버보안 점검은 한빛6호기의 디지털 기반 계측제어계통이 사이버 침 해행위로 인해 영향을 받지 않도록 사이버보안 대책이 수립되고 이행되는지 여부를 확인 하는 것이다. 점검 대상은 정상운전 예상운전과도 및 사고 조건 시 예상되는 모든 범위 에 걸쳐 안전하고 신뢰성 있는 운전에 필요한 변수 및 계통들을 감시할 수 있는 계측장 치, 이들 변수 및 계통들을 설정된 운전범위 이내로 유지시키기 위한 제어설비, 관련 정 보를 연속적으로 자동 기록하는 설비 및 지원기기 등이다. 이번 계획예방 정비기간에는 한빛6호기 디지털 기반 계측제어계통에 대한 사이버보안 점 검절차 및 이행의 적합성을 점검하였다. 1) 사이버보안 계획의 수립 적합성 확인 한빛6호기 사이버보안 점검절차 적합성을 확인하기 위하여 한빛 3발전소 문서인 감 시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 에 대한 서류검토와 계측제어팀 담당 차장과 의 면담을 수행하였다. 한빛6호기에서는 발전소내 원자로, 터빈 등 발전설비의 제어 및 감시 목적으로 설치된 디지털 전산설비와 그 부속시설에 대하여 제어보안 I, II, III 등급 으로 구분하여 사이버보안 점검을 이행하도록 절차를 수립하였음을 확인하였다. 2) 사이버보안 프로그램 수립 및 이행 적합성 확인 한빛6호기 사이버보안 이행 사항의 적합성을 확인하기 위하여 2014년 6월 1일 계측제 어팀 담당차장과 입회 검사를 수행하였다. 사이버보안 관리대상 설비 목록을 점검한 결과 주요 정보통신기반시설로 지정된 설비들을 제어전산설비 I 등급으로 분류하여 매 월 주기로 보안점검을 이행하고 있었다. 다만, 제어전산설비 II 및 III 등급에 대한 분류 및 보안 점검이 이행되지 않고 있어 해당 사항에 대해 권고사항표를 발행하였다. 사이 버보안 관리대상 설비들의 USB 및 LAN 포트 보안통제에 대한 현장점검을 실시한 결 과 일부 발전소경보계통 LAN 포트 막음처리가 부적합한 사항에 대해서는 현장조치를 수행하였다. 3) 사이버보안 프로그램 유지 적합성 확인 한빛 3발전소 문서인 감시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 에 의하면 발전소 제어전산설비 신 증설, 변경시 보안성 검토를 수행하도록 절차가 수립되어 있음을 확 인하였다. 또한, 사이버보안 대상설비에 대한 보안 점검표에 따라 대상 설비에 대해 주 기적으로 바이버스, 악성코드 등에 대한 검사가 수행되고 있음을 확인하였으며, 소프트 웨어 형상관리 설비 목록 확인을 통해 소프트웨어의 변경사항들이 적합하게 관리되고 있음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항

58 한빛 3발전소 감시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 에 따라 제어전산설비 II 및 III 등급에 대한 분류가 이행되고, 해당 등급에 맞도록 보안 점검이 이행되어야 하나 이 를 이행하지 않고 있어 권고사항표를 발행하였다. 라. 결 론 한빛6호기 디지털 계측제어계통이 사이버 침해 행위로 인해 영향을 받지 않도록 하기 위 한 사이버보안 대책 및 이행의 적합성을 점검한 결과, 사이버보안 관리지침을 수립하고, 주요 전산설비들에 대해 주기적인 보안점검을 수행하고 있는 것으로 확인하였다. 그러나, 현재 한빛6호기의 사이버보안 대상 설비의 분류 및 보안 점검은 초기단계로 판단된다. 향후, 디지털 계측제어설비의 사이버보안에 보다 많은 자원 투입 및 노력이 필요한 것으 로 판단되며, 보다 체계적인 접근 및 이행이 필요한 것으로 판단된다. 마. 참고문헌 1) 한빛 제3발전소 업무지침서 - 영3-계측-25(개정 0), 감시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 3.5 원자로보호계통 검사원 : 김영미 가. 검사내용 1) 원자로정지 변수에 대한 원자로보호계통 응답시간의 허용기준 만족여부 확인 나. 검사결과 1) 원자로정지 변수에 대한 원자로보호계통 응답시간의 허용기준 만족여부 확인 원자로보호계통은 원자로 정지를 위한 각 변수들이 설정치에 도달시 자동으로 원자로 를 정지시키는 계통이다. 원자로보호계통 응답시간 측정시험은 운영기술지침서 점검요 구사항 및 에 의거 동 계통 신호감지기(전송기)로부터 원자로정지차단기 까지의 동작시간, 즉 계측설비 응답시간이 최종안전성분석보고서 표 원자로보 호 계측설비 응답시간 에 제시된 허용기준을 만족함을 확인하는 시험이다. 이번 계획예방정비 기간에는 정기-6711D 발전소보호계통 응답시간 측정시험 절차 서를 적용하여 원자로보호계통 B채널에 대한 응답시간을 측정하였다. 2014년 6월 11일 계측제어팀 담당차장과 함께 입회 검사하였으며, 아울러 시험기록지에 대한 서류검토 와 면담도 수행하였다. 시험 결과, 가압기 고압력 신호에 의한 원자로정지 응답시간이 0.482초로서 허용기준(0.85초 이내)을 만족하였으며, 그 외 각 정지변수에 대한 응답시

59 간도 첨부자료 <표 1>과 같이 최종안전성분석보고서 표 7.2-6에 제시된 허용기준을 만 족하였음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 1) 없음 라. 결 론 원자로보호계통 각 정지변수들에 대한 응답시간을 측정한 결과, 가압기 고압력 신호에 의한 원자로정지 응답시간이 0.482초로서 허용기준(0.85초 이내)을 만족하였으며, 그 외에 원자 로 정지변수들에 대한 응답시간 측정값도 허용기준을 만족하였음을 확인하였다. 따라서 원자 로보호계통에 대한 응답시간 측정 시험결과는 적합하다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 운영기술지침서 점검요구사항 및 항 2) 한빛5,6호기 운영절차서 - 정기-6711D(개정05) 발전소보호계통 응답시간 측정시험 바. 첨부자료 1) <표 1> 원자로보호계통 응답시간 측정 결과

60 <표 1> 원자로보호계통 응답시간 측정 결과 변수명 시험결과(초) 허용기준(초) 판 정 가압기 저압력 만 족 가압기 고압력 만 족 증기발생기 저수위 S/G 1 : S/G 2 : 만 족 증기발생기 고수위 S/G 1 : S/G 2 : 만 족 증기발생기 저압력 S/G 1 : S/G 2 : 만 족 격납건물 고압력 만 족 원자로냉각재 저유량 S/G 1 : S/G 2 : 만 족 고 국부출력밀도 - 노외중성자속 출력 제어봉 위치 만 족 - 제어봉 위치(CEAC P.F) 저 핵비등이탈률 - 노외중성자속 출력 - 제어봉 위치 저온관 온도 고온관 온도 만 족 - RCP 축회전 속도 - 가압기 압력 - 제어봉 위치(CEAC P.F) 노외중성자속 - 가변 과출력 - 고 대수출력 준위 만 족 3.6 공학적안전설비 작동계통 검사원 : 윤영식 가. 검사내용 1) 공학적안전설비 작동계통의 응답시간이 허용기준을 만족하는지 확인 나. 검사결과

61 1) 공학적안전설비 작동계통의 응답시간이 허용기준을 만족하는지 확인 공학적안전설비 작동계통에 대한 점검은 운영기술지침서 점검요구사항 항, 항, 항 및 항 요건에 따라 공학적안전설비 작동변수에 대한 응답 시간을 측정하여 공학적안전설비 작동계통의 기능 건전성을 확인하는 것이다. 공학적안전설비 작동변수별 총 응답시간은 최종안전성분석보고서 표 공학적 안전설비 응답시간 에 명시된 허용기준을 만족하여야 한다. 2014년 6월 12일 13일, 18일 20일에 운영절차서 정기-6711D(발전소보호계통 응답 시간 측정시험) 및 정기-6761C(방사선감시계통 응답시간 측정시험)에 따라 수행된 공 학적안전설비 작동계통의 응답시간 측정시험을 계측제어팀 담당차장과 함께 입회 및 서류검토를 통해 확인하였다. 공학적안전설비 작동계통의 응답시간 측정값을 확인한 결과, 가압기 저압력에 의한 고압안전주입 응답시간 측정값이 최대 초로 허용기준(30초 이내)을 만족하였으며, 그 외 공학적안전설비 작동 변수별 응답시간 측정값도 첨부자료 <표 1>과 같이 최종 안전성분석보고서 표 에 명시된 허용기준을 만족하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 공학적안전설비 작동계통 응답시간을 점검한 결과, 가압기 저압력에 의한 고압안전주입 응답시간 측정값이 최대 초로 허용기준(30초 이내)을 만족하였으며, 그 외 공학적 안전설비 작동 변수별 응답시간 측정값도 허용기준을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 최종안전성분석보고서 7.3절, 표 ) 한빛5,6호기 운영기술지침서 항, 항, 항, 항 3) 한빛5,6호기 운영절차서 - 정기-6711D (개정05), 발전소보호계통 응답시간 측정시험 - 정기-6761C (개정01), 방사선감시계통 응답시간 측정시험 바. 첨부자료 1) <표 1> 공학적안전설비 작동변수별 응답시간 측정결과