신한울 원전 1호기 운영허가안이 원자력안전위원회 안건에 상정됐지만 결론을 내리지 못했다.
11일 원자력안전위원회는 제140회 회의를 열고 신한울 원자력발전소 1호기 운영허가안을 논의했으나 결론을 내지 못하고 이후 회의에 재상정하기로 했다.
이번 신한울 1호기 운영허가안은 지난해 11월 원안위가 심의에 착수한 지 7개월만에 심의·의결 안건으로 상정됐다. 그동안 원안위는 한국원자력안전기술원(KINS)으로부터 총 12차례 운영허가에 관한 보고를 받았다.
원안위는 이날 회의에서 보고 과정 중 논의된 사항을 종합한 결과를 토론했다. 원안위는 “한국수력원자력이 전날 원안위에 운영허가 서류 변경이 필요하다고 보고했다”며 “이런 변경 사항에 대해 KINS의 추가 검토를 거친 후 종합적으로 원안위 심의를 진행할 계획”이라고 설명했다.
2010년 착공한 신한울 1호기는 한국형 원전(APR1400)으로 발전용량은 1400MWe급이다. 지난해 4월 시공이 끝나 원안위의 운영 허가만을 남겨두고 있다.
신한울 1호기는 그동안 ‘피동촉매형수소재결합기’(PAR) 안전성과 항공기 재해 위험성 등의 쟁점으로 운영허가 논란을 겪었다.
PAR는 원자로 격납 건물 내부의 수소 농도를 낮추는 장치로, 지진이나 해일 같은 대형 재난 발생 시 자동으로 원전 내 수소 농도를 옅게 만들어 폭발을 막아주는 역할을 한다. 2011년 일본 후쿠시마 원전은 격납용기 내 수소가 제거되지 않아 폭발했다.
원자력안전위원회 중점논의 결과 요약(128회 ~ 139회 원안위)
◆ 중대사고 예방 및 완화 등 대책에 대한 검토
1. 미국 TMI-2 원전 사고 후속조치 이행
TMI-2사고(1979년)이후미국은 10CFR50.34(f) 등을 제·개정하여 확률론적 안전성평가(PSA) 및 중대사고 대처능력 확보 등을 요구→ 신한울1호기의 설계, 평가, 운영계획 등에 반영된 사항을 확인
2. “중대사고 정책” 이행
정부는 원자력발전소 중대사고 정책을 수립하여 이행하도록 행정명령(‘01.8)→ 신한울 1호기 중대사고 정책이행 현황을 확인한 결과 PSA 등이 적합하게 수행되었음을 확인
3. 일본 후쿠시마 원전 사고 후속조치 이행
정부는 후쿠시마 원전 사고 이후, 50개 후속대책을 수립하여 이를 이행하도록 행정명령(‘11.5)→ 신한울 1호기는 총 50개 사항 중 33개 사항*을 적용하였으며, 각 개선사항별 조치의 적합성을 확인(*가동원전 해당사항 및 비원전 분야 등 17개 사항 제외)
→ 보고과정에서 이동형발전차 설계용량 및 운영체계, 지구온난화를 고려한 해수위 평가, 소방 관련 지자체와의 협력방안 등 10개 조치에 대한 심사보고서 보완·반영 확인
4. 중대사고 법제화에 따른 사고관리계획서 진행상황 검토
중대사고를 포함하여 원전에서 발생 가능한 사고의 예방 및 완화를 위한 사고관리계획서 제출을 의무화하는 법적 근거 마련(‘15.6)→ 신한울 1호기 사고관리계획서는 ‘19.6월에 제출되어, 현재 3차 심사질의가 발송(’20.12)된 상황 확인
◆ 다수기 운영에 따른 방사선영향 평가 결과에 대한 검토
전문위 검토과정에서 다수기 운영에 따른 유효선량 안전여유도에 대한 확인 요청(제69회 전문위, ‘20.6)→ 신한울 1호기 부지의 경로별 피폭선량, 피폭지점 등에 대한 추가 확인과정에서 불가능한 피폭경로 포함 등 오류 확인
→오류를 수정하여 재평가한 결과, 다수기 운영에 따른 방사선영향은 기준치 대비 62.0% 수준으로 안전여유도 확보 확인(※ 유효선량은 기준치 대비 90.8%→ 62.0%(0.155 mSv/년), 갑상선 등가선량은 54.1% → 43.5%(0.326 mSv/년)로 감소)
◆ 경주지진(‘16.9, 규모 5.8) 및 포항지진(‘17.11, 규모 5.4)을 고려한 지진안전성 평가결과 검토
→ 산정된 최대 잠재지진으로부터 도출된 신한울 1호기 부지에서의 최대 지반가속도(0.009 g/0.015 g)가 설계기준지진(0.3 g) 이내임을 확인
◆항공기충돌 평가에 대해 심층 논의
◼예상가능한 항공기 충돌사고(설계기준사고) 심사 결과 검토→ KINS는 기술적 측면에서 한수원이 제시한 신한울 1호기 부지의 항공기재해도(2.47×10-7/년)가 설계에 반영해야 할 수준은 아니라고 판단
◼의도적인 항공기 충돌(설계기준 초과사고) 대응 대책 검토→ 신한울 1호기 사고관리계획서는 ’19.6월에 제출되어 KINS 심사가 진행 중이며, 관련 안건 상정시 심의 예정
◆ 가압기안전방출밸브(POSRV) 개선조치 사항의 적절성 검토
동일노형 선행원전(신고리 3호기)의 POSRV는 허용기준을 만족하였으나, 기동단계에서 미확인 누설이 발생하여 반복적으로 정비 수행→ 이에 원안위는 신고리 4호기 운영허가시 POSRV 누설저감 조치를 조건사항으로 부가(‘19.2)하였고, 한수원은 신한울 1호기 POSRV에 누설저감을 위한 개선조치를 적용
→ 개선 조치 후 신한울 1호기 현장시험 결과, 급속감압 및 과압보호 기능 시험 완료 후 누설징후가 감소하였음을 확인(개선된 POSRV가 적용된 신한울 1,2호기 및 신고리 4호기 현장 시험(총 14대) 결과, 누설이 발생한 밸브는 1대로 감소)
◆ 화재방호 관련 다중오동작분석 결과의 적절성 검토
→ 신한울 1호기 다중오동작분석은 미국 NRC Reg. Guide 1.189(Rev.2)에서 승인한 방법론(NEI 00-01(Rev.2))을 적용하여 분석하였음을 확인
→ 분석결과 도출된 설계 개선 필요사항(182건), MCR 운전 조치 필요사항(12건)이 적합하게 반영되었음을 확인
◆ 피동촉매형수소재결합기(PAR)의 안전성 심층 논의
타 원전에 설치된 PAR(세라컴社)에 대한 공익신고(‘21.1)에 따라 신한울 1호기에 설치된 PAR(KNT社)의 성능 재확인 필요성에 대해서도 심층 논의(신고내용 : PAR(세라컴社) 수소제거율이 구매규격에 미달하고, 살수환경조건에서 촉매 이탈 및 불티 발생 등)
→ 공익신고 대상인 세라컴社의 PAR와 재질 및 작동원리가 유사한 신한울 1호기에 설치된 PAR(KNT社)에 대해서도 재시험 실시 제안
- KAERI SPARC(KAERI 시험 주관) 및 KNT社 시험설비(한국산업기술시험원 시험 주관)를 이용하여 PAR 성능을 재시험하고 필요시, 후속 규제조치 시행 예정
◆ 육상홍수 평가의 적절성 검토
건설기간 중 태풍 미탁(‘19.10)에 의한 스위치야드 지하구조물 일부 침수가 발생함에 따라 우배수시설 설계의 적절성을 검토→ 신한울 1호기 부지의 우배수시설은 원안법령에 따른 규제대상이 아니므로 관련 법령기준에서 정하는 최대 설계빈도를 고려하여 설계되었음을 확인
→ 우회우배수관로 추가, 사면(배수로) 보강, 월류방지시설 및 스크린망 설치 등을 통해 국지 강우에 대한 대비 강화 확인
◆ 기타 논의사항
1. 전력계통의 안전성 검토
→ 소외 전력계통은 2개 우선전력 공급회로로 전기적, 물리적 독립성요건을, 소내 전력계통은 다중성, 독립성 요건을 만족함을 확인
→ 태풍(마이삭/하이선, ‘20.9)으로 인한 가동원전 정지사례 발생에 따라 신한울 1호기의 송전설비 안전성도 확인
2. 운영허가 심사시 기술기준 적용 검토
→ 원자력안전법 제21조 허가기준 적용의 적합성을 확인
3. 사고해석 결과의 적합성 검토
→ 사고해석 시 초기사건의 분류와 허용기준의 적합성을 확인
