[공동 보도자료]

한수원, 국내 최초 발생한 2등급 설계기준사고

원자로 정지로 축소

규제기관 원자력안전위 관리도 안하고 있어

○ 지난 수요일 오후 6시 11분경 한울 5호기 원전이 정상가동 중 갑자기 중지되었다. 한국수력원자력(주) 한울원자력본부장은 “한울5호기가 7월 5일 오후 6시 11분경 원자로 보호신호에 의해 원자로가 정지되었다”고 밝혔다. 그러나 실제는 냉각재 펌프 4대 중 절반인 2대가 정지된 사고로 우리나라에서 최초로 발생한 ‘부분유량상실사고(Partial Loss of coolant flow accident)’이다. 미국 원자력학회(ANS: American Nuclear Society)에서 분류하는 4등급 설계기준 사고 중 2등급 사고에 해당한다.

○ 지난 40여년간 냉각재 펌프 관련 사건은 이번 건을 포함해 총 40건이 보고되었다(http://opis.kins.re.kr/opis?act=KROBA3100R). 보고된 사건들 중에서 냉각재 펌프 두 대가 멈춘 것은 지난 5월 28일 월성 1호기에서도 발생했다. 하지만 이 때 월성 1호기는 계획예방정비 중으로 출력 60%에서 발생한 것이라서 설계기준 2등급 사고로 분류하지 않는다. 100% 정상출력 중에 냉각재 펌프 두 대가 멈춘 설계기준 2등급 사고는 보고된 것들 중에서 이번 한울원전 5호기 사고가 처음이다.

○ 이미, 월성 1호기 냉각재 펌프 두 대 정지사고로 부분유량상실사고의 조짐이 보인 것인데 다른 원전에 대해 그 대비를 하지 않아 한울 5호기에서 설계기준 2등급 사고가 발생한 것이다. 미국 쓰리마일 원전 사고는 2차측 급수 펌프 정비 소홀로 발생한 사고인데 이번은 그보다 심각한 1차 측의 정비소홀로 발생한 것이다. 1차 냉각재는 원자로를 직접 식히는 역할이므로 관련 설비의 정비는 필수적이다.

○ 원자로 안전성 보장은 냉각이 핵심이므로 냉각재 펌프 중 절반이 작동하지 않아 냉각재 유동성이 절반으로 떨어진 것은 명확한 사고이지만 당장에 방사능 유출은 아니므로 2등급으로 분류하고 있다. 냉각재 펌프가 만약에 순간적인 축파손 사고 등으로 인해 급정지(순간 고착)하게 되면 핵연료가 깨지고 원자력 내부 압력이 설계 기압의 110%(187기압)에 도달하기 직전 과압보호밸브가 열려 방사성물질이 포함된 원자로 냉각재가 격납건물로 누출되는 4등급 설계기준 사고가 되는 것이다. 정상출력 운전 중 냉각재 유량의 급속한 감소는 핵연료봉의 손상을 일으킬 수 있는 심각한 사고로 이어지는 것이다.

○ 따라서, 이러한 사고를 원자력안전위원회는 경수로형 원전안전심사지침(SRP:Safety Review Guidelines, NUREG-0800)에 ‘제15.3.1절 원자로냉각재 유량 부분 및 완전상실’로 분류해서 원전 최종안전성분석 보고서에서 관련 사고해석을 하도록 규정하고 있다. 명백한 설계기준사고인 것이다. 동국대학교 원자력에너지시스템공학과의 박종운 교수는 “원자력공학과 3학년 원자로안전공학 교재에도 나와 있는 명백한 설계기준 2등급 사고를 한수원이 단순 원자로 정지로 보고한 것이나 규제기관인 원자력안전위원회와 원자력안전기술원이 이에 대해 아무런 조치를 취하지 않는 것은 관행화된 안전불감증을 넘어 직무유기에 가깝다”라고 지적했다.

○ 문재인 대통령이 탈원전, 에너지전환을 선언했지만 24기의 원전이 여전히 가동 중이고 앞으로 수십년 동안 원전은 계속 운영될 것이다. 한국수력원자력(주)와 원자력안전위원회, 원자력안전기술원의 안전불감증, 사고 축소 관행을 엄하게 다스려 원전안전을 확보해 나가야 할 것이다.

*첨부: 경수로형 원전안전심사지침(SRP:Safety Review Guidelines, NUREG-0800) 제15.3.1절

2017. 7. 7

환경운동연합, 원자력안전연구소(준)

*문의: 환경운동연합 양이원영 처장 010-4288-8402  원자력안전연구소(준) 한병섭 소장 010-2493-7972

경수로형 원전안전심사지침(SRP:Safety Review Guidelines, NUREG-0800)

제15.3.1절 원자로냉각재 유량 부분 및 완전상실

정상가동중인 발전소에서 원자로냉각재 유량의 감소는 노심 내 열전달 특성을 저하시키며, 이로 인한 핵연료봉 온도의 상승은 핵연료봉의 손상을 초래할 수 있다. 뿐만 아니라, 원자로냉각재계통의 유량감소와 원자로 정지에 따른 터빈정지는 2차계통 압력 및 온도상승을 유발하여 증기발생기에서의 열전달 특성을 저하시키며 이에 의한 원자로냉각재계통의 압력상승으로 인하여 원자로냉각재압력경계의 손상을 초래할 수 있다. 관련 사고유형으로는 운전중인 일부 원자로냉각재 펌프의 기계적, 전기적 고장에 의한 원자로냉각재유량의 부분상실사고 및 모든 원자로냉각재 펌프의 동시전원상실에 기인한 원자로냉각재유량의 완전상실사고를 들 수 있다. 사고유형에 따른 제한사고를 규명하며, 선택된 제한사고에 대하여 노심 및 계통의 초기조건, 열수력적 거동 분석방법, 원자로보호계통 작동시의 지연시간을 포함하는 사고전개 과정, 원자로냉각재계통 기기의 반응, 원자로 보호계통의 기능 및 운전상의 특성, 원자로를 안전한 상태로 유지하고 보호하기 위한 운전원의 조치 등의 보수성 및 타당성에 대하여 검토한다. 또한 해석결과에 대하여 노심 냉각재 유량 및 유량분포, 평균 및 최대 채널 열속, 핵비등이탈율(DNBR), 계통 수위, 열출력, 계통압력, 핵연료봉의 거동이 예상한 범위 이내이며 허용기준을 만족하는 가에 대하여 검토하고 핵연료 손상 해석결과는 안전심사지침에 기술된 방법에 따라 검토한다. 사고전개과정은 원자로 보호계통, 공학적 안전계통, 원자로를 안전운전조건으로 유지 및 보호하기 위한 운전원조치의 필요성에 주안점을 두고 검토한다. 사고해석에 사용한 수학모델 및 전산코드가 사전에 승인되었는지를 확인하고 승인되지 않았을 경우에는 새로운 해석 모델의 타당성을 포괄적으로 평가하여야 한다. 노심 및 계통의 초기조건을 포함하여 새로운 해석 모델의 모든 매개변수 값에 대해서 검토한다. 원자로냉각재 유량 부분 및 완전상실의 검토와 관련한 규제요건과 허용기준은 다음과 같다.

1. Regulatory Guide 1.70 “Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants.”
2. ANSI N18.2, “Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants.”
3. C. R. Lehmann, “CE Methods for Loss of Flow Analysis,” CENPD-183-A, June 1984