원자력국제협력교육과정원자력국제협력재단 원자력안전규제체계및국제동향 Dec. 23, 2009 은영수 동국대학교안전공학과
목 차 1. 원자력안전 2. 원자력안전의국제규범화 3. 우리나라의원자력법령체계 4. 우리나라의안전규제기관 5. 인허가및규제절차 6. 방사선방호 7. 대중커뮤니케이션 8. 우리나라의원전개발과안전규제 30년 2
안전에대한기본철학 3
1. 원자력안전 4
안전과안전규제 안전이란? 리스크가그사회가수용가능한수준이하로유지되는것 원자력안전에대한 IAEA 의정의 작업자, 국민및환경을방사선피해로부터보호하는적절한운전조건과사고의예방및사고결과완화를성취하는것 원자력안전규제 그나라의원자력시설에의한리스크수준을사회가수용가능한수준으로저감, 유지하기위한방법중의하나 정부가직접수행 5
안전규제의본질 원자력안전규제의근거 외부효과가큰원자력산업의특수성때문에시장기능에만맡겨놓을경우사업자가스스로사회가수용가능한수준의안전성확보를최우선적으로하지않음 외부효과 : 산업활동의결과로의도하지않은효과를주위에끼치게되는현상 원자력산업의특수성 원자력산업의위험은대형사고에의한일반인의방사선피폭 대형사고는잘일어나지않으나리스크는확률상으로존재 원전사업자는안전성확보보다는안정적전력생산에보다관심 공공재 (Public Goods) 로서의원자력안전 정부규제기관이국민을대신하여사업자의산업활동에개입, 안전이라는공공재화를공급 공공재는정부가규제행위를통해적정공급을유도 6
원자력안전의특성과규제 공공재 (public good) 적특성 리스크인지 (risk perception) 의특성 원자력위험의국경초월특성 외부불경제 (external diseconomy) 특성 비배제성 (non-excludability) 비경합성 (non-rivalry) 인지리스크가실제리스크보다높음방사선의비가시성피해의지발성 해당국가의안젂성확보로는불충분 원자력시설로인해주변에방사선리스크발생 무임승차성향 대중의우려 국제적 regime 의요구 사업자는이를내부비용으로산정하지않으려함 정부의규제 수용가능한수준의안젂성확보 7
안전과규제에대한인식의전환 안전성과경제성 안전성확보의비용은장기적으로는경제성에기여 품질보증과안전문화정착으로안전성과경제성동시달성 안전규제의역할 규제본래의목적인수용가능한수준의안전성확보 이를불필요한부담으로생각하고회피할경우안전에대한신뢰저하 부수적효과 : 안전성확보로원자력산업의발전, 확대 충실하고성공적인안전규제 수용가능한수준의안전성확보 원자력시설, 행위에관한안전성확보 원자력안전규제에대한국민신뢰획득 원자력안전에대한국민이해증진및신뢰 원자력에대한국민수용성증진 원자력산업의발전, 확대 8
원자력안전목표 일반안전목표개인과사회그리고환경을원전으로인한방사선위해로부터보호하기위하여효과적인보호대책을수립하고유지 방사선방호목표 원전의모든운전상태에서원전내의방사선피폭또는방사성물질의외부방출로인한피폭을 ALARA 및제한치이내로유지 사고로인한방사선피폭완화조치를확보 기술적안전목표 사고예방과사고피해완화를위하여합리적이고실질적인조치마련 원전의설계시매우낮은확률의사고를포함하는모든가능사고에대하여방사선피해를최소화하고제한치이내가되도록높은신뢰도로설계에반영 심각한방사능피해를수반하는중대사고가능성이극소화되도록보증 9
원자력발전소의안전성 원자력사고의피해특성 구분일반산업재해원자력사고 사고발생률높음희박 피해심각도낮음높음 피해대상 종사자및소수의관렦자 종사자및다수의일반대중 환경피해국지적광역적 피해효과즉시피해발생장기갂에걸쳐피해발생 10
원자력발전소의안전성 : 5 중방호벽 제 1 방호벽 ( 펠렛 ) 핵분열에의해생기는방사성물질의대부분을 1 차밀폐 제 2 방호벽 ( 연료피복관 ) 재질은열, 방사선, 부식에강한지르코늄합금이며, 펠렛에서 새어나온소량의기체방사성물질까지밀폐 제 3 방호벽 ( 원자로용기 ) 연료피복관에결함이생겨방사성물질이새어나와도 25cm 두께 강철로된원자로용기와배관에의해방사성물질이누출되지못함 제 4 방호벽 ( 원자로건물내벽 ) 원자로건물내벽에 6cm 두께의두꺼운강철판이있어중대사고시 원자로에서새어나오는방사성물질을격납용기안에가둠 제 5 방호벽 ( 원자로건물외벽 ) 최종적으로 120cm 두께의철근콘크리트원자로건물외벽이있어 방사성물질은이건물안에갇혀밖으로나오지못하도록설계 11
원자력발전소의안전성 : 다중방호 12
2. 원자력발전의국제규범화 13
원자력안전의국제규범화 - 국제원자력안전체제 (Global Nuclear Safety Regime) 의구축 - 국제규범화배경및현황 1986년체르노빌원전사고를계기로원자력사고영향의광역성에대한인식확대 국제기준에따른원자력안전규제의필요성이강조되어왔음 세계는 IAEA 를중심으로원자력안전규제의국제규범화추진 각종국제협약을수단으로국제적안전기준개발및적용 지역간원전안전성확보를위한협력체제구축 국제규범화의목표 국제기준에따른전지구적원자력안전성확보참고 : INSAG-21 Strengthening the Global Nuclear Safety Regime, 2006, IAEA 14
원자력안전의국제규범화 (cont d) 국제원자력안전체제추진 국제협약의제정및개정 원자력사고시조기통보협약 (1986) 방사선비상사고시비상지원협약 (1987) 핵물질의물리적방호협약 (1987) 원자력안전협약 (1994) 폐기물안전협약 (2001) 15
원자력안전의국제규범화 (cont d) 구속력을갖지않는국제규범 ( 행동준칙 ) 방사선원의안전과방호에관한행동준칙 (2003) 연구용원자로의안전에관한행동준칙 (2004) 국제안전기준 : IAEA 안전기준을국제기준화 각국의규제기준으로활용하도록안전기준정비 다자간및양국간협력체제강화 EU 의안전지침개발 아시아원자력안전협의체 국제적상호평가 IAEA 가제공하는제반검토및평가서비스 (IRRS, OSART 등 ) 16
원자력안전의국제규범화 (cont d) Global Nuclear Safety Regime 안전에관한국제규범 ( 국제협약및행위준칙 ) IAEA 안전기준 지식및경험공유네트워크 IAEA 안전성검토및기술지원 안전규제 국가및지역인프라의개선과발전 연구및교육 운전 17
원자력안전의국제규범화 (cont d) A chain is as strong as the weakest link. 18
원자력안전의국제규범화 (cont d) 국제규범화의의미 모든국가의원자력안전을일정수준이상으로확보 각국의다양한원자력안전지식및경험을공유국가마다달리적용되는리스크수준의적정성, 규제의합리성및효과성을판단하기위한척도를제공 안전에대한참조기준으로서의기능 국가간상호검토와협력강화로각국의안전수준향상 전세계적대중이원자력안전성을판단하는국제적안전기준을제시 국제적안전기준의준수 국제적안전수준의만족은국제사회의공인을의미 그나라대중으로부터의신뢰확보에기여 한국가의원자력산업이국제경쟁력을갖추기위한기본전제 아니면국민과국제사회로부터지탄을받으며퇴출 19
원자력안전의국제규범화 (cont d) - IAEA 안전기준의국제기준화 - IAEA 는 IAEA 안전기준 : 21 세기를향한범세계적인기준 이라는명제하에자체안전기준의국제화를강화 IAEA 의안전기준은국제원자력안전체제의핵심임을강조 IAEA 헌장제 III.A.6: IAEA 는원자력의평화적이용을위하여.. 안전기준을개발하고 활용토록한다 라고규정 법적지위 IAEA 안전기준은법적구속력은없지만제반협약및조약등에서안전기준을전제조건으로하고있음 IAEA 자체활동및 IAEA의지원을받는국가는이를준수토록규정 20
IAEA 안전기준체계 안전원리 안전개념, 목표, 기본원칙 안전요건 안전확보기본요구사항 ( shall ) 안전지침 안전요건만족권고사항 ( should ) 21
IAEA 안전기준문서 22
IAEA 안전기준구성 23
Hierarchy IAEA 안전기준과국내법령의비교 안전원리 원자력법 원자력법시행령 안전요건 원자력법시행규칙 교과부장관고시 안전지침 안전규제지침 산업기술기준 : KEPIC, ASME, KS, IEEE, ACI, et c. <IAEA 안전기준 > < 국내법령및규제지침 > 24
3. 우리나라의원자력법령체계웑 25
우리나라의원자력법령체계 원자력법 원자력이용, 개발및안전규제에관한근거및기본사항규정 원자력법시행령 ( 대통령령 ) 원자력법시행에필요한행정적인사항규정 원자력법시행규칙원자로시설, 방사선관리등의기술기준에관한규칙 원자력법및시행령의시행에필요한상세한인, 허가절차및신청방법규정 교육과학기술부고시 기술기준, 행정절차에관한사항상세규정 산업기술기준 (ASME, IEEE, ACI, KEPIC, etc.) 부품및기기의소재, 설계, 시험및검사에필요한상세기술기준규정 26
원자력안전규제체제 1. 원자력법 (Atomic Energy Act: AEA) 1958 년 3 월에제정되었으며 2008 년까지 23 번개정 원자력에너지의개발, 이용및안전규제와관련된기본사항을규정 원자력관련법령의최상위법률로서전문총 139 조와부칙으로구성 원자력시설등의방호및방사능방재대책법제정 : 핵물질및원자력시설에대한방사능재난예방및물리적방호체제수립및효율적인방사능관리체제수립을목적 2003년 5월에제정하여 2004년 2월에시행원자력시설및방사선원의방호에관련지속적으로증가하고있는국내외적관심을반영 27
원자력안전규제체제 (cont d) 2. 원자력법시행령 ( 대통령령 ): (Enforcement Decree of the AEA/Presidential Decree) 1982 년 9 월제정이래 25 번개정 원자력법위임사항과동법시행에필요한제반세부절차및방법등의행정적사항을규정 3. 원자력법시행규칙 ( 교육과학기술부령 ): (Enforcement Regulation of the AEA/Ministerial Ordinance) 1983 년 4 월제정이래 17 번개정 원자력법및동법시행령의시행에필요한상세한인허가절차와신청방법및기술기준을규정 신규로제정된규칙 : 1) 원자력시설등의기술기준에관한규칙 2) 방사선안전관리등의기술기준에관한규칙 28
원자력안전규제체제 (cont d) 4. 교육과학기술부고시 (Notice of the MEST) 원자력법, 동법시행령및시행규칙또는기술기준규칙의시행에필요한기술기준및행정절차에관한사항을상세히규정 개발이완료되어현재적용되고있는고시는총 86 건 5. 인허가심사및검사지침 (Regulatory Guide on Licensing Review and Inspection) 안전기술원직원들이일상의인허가및규제업무수행에사용하기위하여개발 법적인구속력은없으며규제심사및검사업무수행에 참고지침으로활용 29
4. 우리나라의안전규제기관 30
원자력안전규제기관 1. 교육과학기술부 (MEST) 2. 원자력안전위원회 (NSC) 3. 원자력안전기술원 (KINS) 대통령 국무총리 교육과학기술부 원자력국 원자력안전위원회 원자력안전전문위원회 원자력안전과등 주재관실 원자로계통분과위원화 방사선방호분과위원회 부지및구조분과위원회 방사능방재및환경분과위원회 정책및제도분과위원회 안전기술원 31
원자력안전규제기관 (cont d) 1. 교육과학기술부 (MEST) 정부를대표하는규제기관 원자력안전규제정책을수립하고제반원자력법령을제정및집행하며원자력발전소, 연구용원자로및방사선이용과관련된제반행위에대한인허가및안전규제를수행 안전규제실무는원자력국산하의원자력안전과, 방사선안전과, 원자력방재과및원자력통제팀에서담당또한각원자력발전소부지 ( 현재 4 개소 ) 에주재관실을설치, 운영 32
원자력안전규제기관 (cont d) 2. 원자력안전위원회 (NSC) 국가차원의원자력안전에관한중요사안올심의, 의결하는기구 1997 년 8 월발족하였으며교과부장관이위원장이되고위원장을포함하여 7 인이상 9 인이하의위원으로구성 주요기능 : 원자력안전관련중요사항, 안전규제정책사항및인허가사항을심의, 의결 소관업무를전문적으로조사, 심의하기위하여산하에안전전문위원회 (25 인으로구성 ) 를운영. 세부사항은다음의 5 개의전문분과위원회에서담당 : 원자로계통분과 방사선방호분과 부지및구조분과 방사능방재및환경분과 정책및제도분과 33
원자력안전규제기관 (cont d) 3. 원자력안전기술원 (KINS) 1990 년 2 월설립된원자력안전전문기관 정부 ( 교과부 ) 의원자력및방사선관련인허가및안전규제수행과관련하여제반기술측면의지원. Technical Support Organization(TSO) 의역할담당 주요기능 : 안전성검토및평가, 인허가심사 원자력시설에대한안전검사 안전규제정책및원자력관련법령개발 방사선원규제및기술기준개발 기타원자력및방사선안전의고도화를달성하기위하여방사능방재대책전산체계 (CARE) 등전문정보시스템을개발, 운영하고있으며안전정보공개센터 (http://nsic.kins.re.kr) 를통하여모든안전정보를일반에공개하고있다. 34
안전규제전문기관 : 한국원자력안전기술원 35
우리나라의원자력안전규제체제 안건상정 인허가신청 교육과학기술부 ( 규제기관 ) 건설, 운영인허가등안젂규제총괄책임부서 심의 의결 심사결과제출 원자력안전위원회 ( 심의 의결 ) 원자력안젂에관한최고심의 의결기구 인허가발급 심사요청 한수원 ( 원자력사업자 ) 검사신청 시정조치요구 원자력안전기술원 ( 안전규제전문기관 ) 원자력안젂규제심검사젂문수행기관 36
5. 인허가및규제절차 37
인허가절차 연구용원자로인허가 ( 통합인허가 ) 사업자 Time 안전성분석보고서 안전성평가보고서 Feedback Process 건설 / 운영허가발급 ( 필요한경우조건부 ) 시운전시험 검사보고서 안전성분석보고서개선 안전성분석보고서검토 단계별운전승인 38
인허가절차 (cont d) 원자력발전소인허가 (2 단계허가 ) 사업자 Time 부지조사보고서환경영향평가서 안전성평가보고서 부지사전승인 예비안전성분석보고서 안전성평가보고서 건설허가 <Step 1> 시운전시험 사용전검사보고서 최종안전성분석보고서 안전성평가보고서 운영허가 <Step 2> 39
인허가안전심사 안전심사목표 : 신청한원자력시설의안전수준유지및개선방사선비상상황에대한대비 특별관심사항 : 국내외의운전경험반영 신규제요건적용 개선된설계및설비의반영 중대사고대응안전설비 품질보증프로그램 안전성분석에사용된전산코드에대한제 3 자평가 40
원자력발전소인허가 1. 건설허가 신청서류 : 예비안전분석보고서, 건설품질보증계획서, 부지사전승인신청 : 방사선환경영향평가서 사업자가건설허가이전에토목공사를원하는경우신청 부지조사보고서, 상세지질조사보고서를추가제출 심사목표 : 신청된원전의설계가안전성확보를위하여규정된규제기술기준및요건을만족하는지확인 제출된품질보증계획서가시설물건설및주요부품, 기기의제작에적합한지검토 원전건설로인한방사선환경영향을평가및확인 41
원자력발전소인허가 (cont d) 2. 운영허가 신청서류 : 최종안전분석보고서, 운영품질보증계획서, 운영기술지침서및방사선비상계획서 심사목표 : 원전의최종설계및성능이원자력법령및규정에명시된제반기술적합격기준을만족하는지확인 운영허가개정 : 가동중인원자력시설의주요안전관련계통, 구조및부품에대한교체 또는설계변경등은규제기관의승인을받아야함 이와관련된안전분석보고서및품질보증계획서를규제기관에제출, 심사를 받아야함 표준설계인가 : 동일한설계의원전을반복건설하는경우적법절차에 따라교과부장관의표준설계인가를받을수있음 해체승인 : 원자로시설운영자가시설을해체하고자하는경우 해체계획서를작성하여교과부장관의승인을받아야함 42
원자력발전소의안전성평가 안전요건 기타요건 설계 안전성평가 안전에중요한공학적관점평가 - 운전경험 - 기기검증안전해석 ( 결정론적평가와확률론적평가 ) 운전조직에의한독립적확인 규제기관의의한검토및평가 설치상태의확인 43
원자력분야종사자면허 원자력관련면허 : 원자로조종감독자면허 원자로조종사면허 핵연료물질취급감독자면허 핵연료물질취급자면허 방사성동위원소취급자일반면허 방사성동위원소취급자특수면허 방사선취급감독자면허 44
안전규제검사 원자로시설의성능에대한안전규제검사는원자력법 16 조및 23 조 2 항에의거하여수행 규제검사는다음의 4 개검사분야로대별됨 : 1) 사용전검사 2) 정기검사 3) 주재관일상검사 4) 품질보증검사 5) 특별검사 45
안전규제검사 (cont d) 1. 사용전검사 원자로시설의건설단계에서시설의공사및성능시험결과가건설단계에적용되는안전요건및합격기준을만족하는지확인완공된시설이수명기간동안안전하게운전될수있는지확인모든사용전검사가만족되면교과부는운영허가를발급 2. 정기검사 원자로시설이운영허가요건및기준을준수하며운영되고있는지점검하고시설의성능이압력, 방사선및기타운전환경에견딜수있는지확인시설의성능이사용전검사에합격한상태로유지되고있는지확인모든안전요건및기준이만족되면정부는운전을승인각발전소별로표준정기검사항목수립 ( 통상적으로 50-60 개항목 ) 46
안전규제검사 (cont d) 3. 주재관일상검사 원자력발전소가운영기술지침를준수하며운전되고 있는지확인 교과부와안전기술원에서파견된요원들에의한현장 안전운전감시활동 4. 품질보증검사 사업자의품질보증활동이규제기관에서승인한품질보증 계획서와일치되게수행되고있는지확인. 통상 1 년주기로수행됨 5. 특별검사 원전에서각종사건, 사고발생시안전성확인또는 안전성향상방안도출을위해수행 47
인허가및규제절차 48
6. 방사선방호 49
방사선방호 방사선방호관련안전규제심사 : ALARA 절차서및계획서 방사선원평가 방사선방호설비및설계요건 피폭선량평가 기타방사선안전사항. 원자력시설에서방사선감시계통들이정상적으로운영되고있는지규제검사를통하여확인 50
방사선방호 (cont d) 1. ICRP 60 시행 단계별접근방법을채택하여 2003 년 1 월 ICRP Pub. 60 전면적시행 단계별시행전략 : 1) 1998 년일반대중에대한피폭선량제한치 1 msv/y 적용 2) 1998 ~ 2002 년말, 방사선작업종사자에대한피폭선량제한치를, 한해의피폭선량이 50 msv 를초과하지못한다는조건을붙여, 5 년연속기간동안 200 msv 로정하여시행 3) 2003년 1월 1일, 5년연속기간의피폭제한치를 100 msv, 어느 1년간의피폭제한치를 50 msv로정하여시행에착수. 이러한피폭제한치는 ICRP의권고치와같다. 51
환경방사선감시 2. 환경방사선감시 안전기술원은 1996 년전국환경방사능을효율적으로감시하기위하여전국환경방사능감시망 Integrated Environmental Radioactivity Monitoring Network (IERNet) 을수립, 운영 IERNET Website : http://iernet.kins.re.kr 전국감시망구성 : 중앙측정소는안전기술원에설치 전국에 37 개소의지방측정소를운영인구밀집도시 (30 개소 ), 원전부지 (4 개소 ), 도서지역 (2 개소 ), 군부대 (1 개소 ) 환경방사선측정결과는인터넷을통하여실시간으로국민들에게 공개되고있음 52
환경방사선감시 (cont d) 전국환경방사능감시망구성 IERNET Integrated Environmental Radioactivity Monitoring NETwork 53
방사선비상및방재 3. 방사선비상및방재기술지원체제 방사선관련사고발생시사고를실시간탐지, 분석하고방사능물질의누출량, 확산경로및피해지역을예측하여주민보호조치를위한정보제공 안전기술원은 1993 년부터방사능방재대책전산체계 Computerized Technical Advisory System for the Radiological Emergency (CARE) 를구축, 운영 방사선비상상황하에서주민보호를위하여필요한기술자문및행동지침을제공 CARE 시스템은고리, 영광, 울진및월성원전부지의모든운전중인발전소와연결되어있어각원전의운전상황을실시간으로감시할수가있다 54
방사선비상및방재 (cont d) CARE Website : http://care.kins.re.kr CARE 시스템주요화면 Plant data Meteorological data Dose assessment Prediction of Plume movement to evacuate local community 55
7. 대중커뮤니케이션 56
대중커뮤니케이션 정부정책 일반대중과의의사소통을위한열린채널의수립, 운영을통하여 : 1. 제반안전규제활동에관한적절하고신뢰성있는정보를제공하고 2. 적용하고있는규제절차의공개성및투명성을증진시키며 3. 원자력안전규제에대한대중의미음과신뢰를얻으며 4. 이해당사자상호작용의일환으로서대중의규제결정과정참여를 강화및고취시키며 5. 원자력안전에대한대중의수용성을향상시킨다. 57
대중커뮤니케이션 (cont d) OECD/NEA Materials 58
대중커뮤니케이션 (cont d) 원자력안전정보공개센터 (NSIC) (Nuclear Safety Information Center) NSIC 의설치, 운영 안전기술원은 2003 년 6 월이래 NSIC 를운영 (http://nsic.kins.re.kr) 제공하는정보와서비스의질이대폭개선되었음 보다상세하고통합및확장된정보제공 시의적절한정보제공및정보접근성 정보제공의투명성 사용자와센터의담당직원간긴밀한의사소통 59
8. 우리나라원전개발과안전규제 30 년 60
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 국내원전개발과안전규제는병행해서발전 원전및안전규제발전 4 단계 1. 원전도입단계 (1971 ~ 1978) : 턴-키계약방식 2. 원전사업다변화단계 (1980 ~ 1986) : 분할계약방식 3. 원전표준화단계 (1987 ~ 1997) : 원전기술자립 4. 차세대원전개발단계 (1992~2002): APR-1400 원전설계 61
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 1. 원전도입단계 (1971 ~ 1978) 원전사업 / 건설프로젝트 턴 - 키계약 : 고리 1 & 2 호기 : 웨스팅하우스 월성 1 호기 (CANDU) : 캐나다 AECL 주계약자가건설일정, 검사, 시운전및발전소의성능에대하여 전체적인책임을진다. 인허가및안전규제 공급국의법및법령을적용 ; 웨스팅하우스원전 : 미국규제기관 (NRC) 법및규정적용 CANDU 원전 : 캐나다의법령및규제요건적용 인허가및안전규제를위한국내의법및법령은아직수립되지않은상태임 62
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 2. 원전사업다변화단계 (1980 ~ 1986) 원전사업 / 건설프로젝트 주기기공급계약 : 주기기들에대한공급계약을개별적으로체결함으로써 국내업체들이하청업자로서참여할기회를획득함. 6 기의원전건설에적용 : 고리 3&4 및영광 1&2: 웨스팅하우스 울진 1&2: 프랑스 Framatome 63
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 인허가및안전규제 원자력안전센터 (KINS 의전신 ) 안전규제전문기관으로 1981 년설립 ( 원자력연구소부설 ) Two-step 인허가제도수립 ( 건설허가와운영허가 ) 공식적으로법제화 인허가과정의문제점노출 USNRC 의안전심사및검사절차, 규제요건들을타공급국의 원전에적용함에따라여러가지문제점이제기됨 ( 예를들어 Framatome PWRs ) 문제점해결을위한규제방향정립 인허가절차등국내의규제법령정비 공급국의기술기준을국내의인허가제도에도입 ( 필요한경우 국내제도에맞게수정 ) 미국의기술기준은미국산 PWR 에적용, 불란서의기술기준은 Framatome PWR 에적용 64
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 3. 원전표준화단계 (1987 ~ 1997) 원전사업 / 건설프로젝트 원전기술자립프로그램의일환으로원전기술개발및국내산업의기술력향상에주력 영광 3&4 호기의건설계약 (1987) 을선두로 : 한국전력 (KEPCO) 이건설사업의전반적인관리를담당 해외의제작자및공급자선정에는기술이전에최우선순위부여 ; 제작자 CE, 엔지니어링 S&L 주계약자는국내업체로선정하고해외업체들은하청업체로참여 울진 3 & 4 ( 국내첫표준원전 KSNP) 및영광 5 & 6 호기건설에도상기의프로젝트관리시스템이적용됨. 월성 2, 3 및 4 호기건설에도같은방식이채택됨. 65
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 인허가및안전규제 영광 3&4 호기의축소설계가주요안전이슈로등장 ; IAEA 설계검토팀과 USNRC 전문가초청 월성 2, 3 & 4 호기의인허가 : CANDU 원전에도 Two-step 인허가제도적용 ( 월성 2 호기부터 ) 안전성분석보고서의형식및내용은 U.S. Reg. Guide 1.70 를적용 IAEA 설계검토팀초청 ( 1992 ) 우리나라고유의전력산업기준 (KEPIC) 의개발 주기적안전성평가 (PSR) 제도도입 원전노화관리프로그램의일환 66
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 대북경수로프로젝트참여 : Korean Peninsula Energy Development Organization (KEDO) 북한에 2 기의 LWR 공급 제네바합의서 (1995.12.15) 울진 3&4 호기와기본적으로같은설계 (KSNP) KEDO 는 KINS 를외부안전성검토기관으로선정 건설중단 : 2003. 12. 1 KINS 의안전성확인활동 : 북한의규제요원훈련프로그램개발및제공 (1 차규제요원훈련 : 2002.7), 국내 ( 남한 ) 의관련기술기준검토, 건설허가를위한안전성검토, 건설중지기간에보전상태의지속적인관찰, 필요한품질보증활동수행 67
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 4. APR-1400 표준원전설계단계 (1992~2002) APR-1400 원전 (Advanced Power Reactor) 국가에너지개발프로그램의일환으로수행 : 대용량원전의경제적우위성 지역주민의신규원전부지반대에대비 기존표준원전 (KSNP, 100만kWe) 보다경제성, 운전성능이우수하며대폭개선된안전설비를갖추고있음 : 설계수명 60년 (KSNP는 40년 ) 내진설계 (g): 0.3g (KSNP는 0.2g) 신고리 3,4 호기가현재건설중 신울진 1, 2 호기 : 건설허가심사중 68
우리나라원전개발과안전규제 30 년 (cont d) 인허가및안전규제 설계인가 (Design Certification: DC) 안전기술원은 1992 년부터한수원 의개발프로젝트와병행하여 APR-1400 의 DC 에필요한부지선정, 설계및운전관련제반안전요건들을개발하였음 원자력법개정 (2000. 12) 표준원전설계인가 (DC) 포함 DC 는 10 년간유효 APR- 1400 설계인가 : 2002 년발급. IAEA 및 European Power Reactor (EPR) 개발팀및 인허가팀과긴밀한협조 EPR 1 호기는현재핀랜드에건설중 69
원자력발전과핵폭탄의차이 우라늄농축도 핵폭탄은 U-235 농축도 95% 이상요구 원전은농축도 3-5% 혹은천연우라늄사용 핵분열반응 핵폭탄은순간적 (1 백만분의 1 초이하 ) 으로연쇄반응을일으켜에너지를한꺼번에방출 원전은서서히반응하도록통제 천연우라늄 저농축우라늄 (U235 3-5%) 고농축우라늄 (U235 95% 이상 ) 원자력발젂 원자폭탄 핵반응이론및핵물질 ( 우라늄, 플루토늄 ) 은동일함 70
감사합니다 71