월성 원전 1호기에 대한 IAEA 장기운전 안전점검 검토

*검토 및 작성자: 환경운동연합 양이원영, 안재훈

경주환경운동연합 김익중, 이상홍

*일시: 2013년 4월 8일(월)

1. 경과

2012. 5. 29 ~ 6. 7 IAEA 월성 1호기 안전점검팀, 월성 1호기 장기 운전의 관점에서 안전점검(SALTO: Safety Aspects of Long Term Operation)

*참고: 안전점검팀 구성

이 름	소 속
Robert Krivanek	IAEA(체코) / 팀장
Ervin Liszka	스웨덴 규제기관
Takeyuki Inagaki	일본 Fukushima 원전
Zhaojing Zeng	캐나다 규제기관
Kurt Thoma	스위스 Beznau 원전
Arvind Shrivastava	인도 원자력발전사(NPCIL)
Pospichal Jiri	체코 Temelin 원전

(출처: 한국수력원자력(주), 우원식 국회의원실)

6. 7 IAEA 월성 1호기 안전점검팀, 중간 보고에서 6가지 사항 지적

10.1 IAEA 안전 점검팀 월성 1호기 안전점검 결과보고서 PEER REVIEW SERVICE ON SAFE LONG TERM OPERATION (SALTO PEER REVIEW SERVICE) 작성

11.15 보고서 접수

2013. 2. 18 한국수력원자력(주) 월성 1호기 안전점검 결과보고서 및 요약문을 홈페이지에 게시

보고서 공개가 늦어진 것에 대해, 접수일인 공개제한 기간(90일)이 만료됨에 따라 게시했다고 함.

*참고: 같은 해 6/4 ~11까지 진행 된 고리 1호기 안전점검 결과보고서는 7월 2일에 공개되고 30일에 번역문이 게시됨.

2. IAEA 지적사항과 조처현황, 그에 대한 환경운동연합 의견

2-1. 중간보고 지적사항

<중간보고 지적한 6가지 사항>

1. 보조디젤발전기실 방화격벽 보완할 것

2. 제2제어실 거주성 개선할 것.

3. 원자로건물 외벽 경년열화관리를 위한 추가 노력 필요. (도장 등 검토)

4. 주기적안전성평가서 작성 시 IAEA 안전 가이드라인과 일치시킬 것.

5. 전사적자원관리시스템(ERP) 도입 이전 정비기록 자료 향상 필요 (전자파일화 및 보관)

6. 전자파일 자료와 인쇄 자료간의 일관성 향상시킬 것.

<한수원 측 주장>

「보조디젤발전기실 방화격벽 보완」,「제2제어실 거주성 개선」등 2건은 이미 조치를 완료하였고, 그 외 사항은 조치 이행을 검토 중이거나, 진행 중이라고 밝힘(경주 환경연합 정보공개요청에 대한 한수원 답변).

<환경운동연합 의견>

- 월성 원전 1호기의 현재 제 2제어실은 비상 시 중앙제어실을 대처할 수 있는 역할을 한다고 볼 수 없다. 일본은 최근 신안전 기준에 중앙제어실로부터 100m 떨어져 있고 인공위성 전화시설, 비상전원 및 해수 냉각수 공급 시설까지 포함해야 하는 것으로 오는 7월 시행되는 안전규제 기준에 의무화 추진 중이다.

- 주기적안전성평가서는 10년마다 원전의 장기적인 안전성을 점검하는 평가서로 수명연장 안전성 평가보고서의 기본이 되는 보고서다. 월성 원전 1호기의 주기적안전성평가서의 안전 기준이 IAEA와 다르다는 사실은 월성 1호기 안전성 평가가 국제적인 수준에 미달된다는 지적이다. 이후 최종 보고서에도 계속 지적되고 있지만 한수원은 개선의지가 없어 보인다.

2-2. IAEA 최종보고서 내용 중 13개 지적사항(A1-F1)

결론:

월성1호기 계속운전 사업계획은 IAEA Safety Guide 57 “핵발전소의 안전 장기 운전 Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants”를 따라 조직되어 있지 않고, 그대신 부분적으로 수행된 (불완전한) 주기적안전성평가(PSR)와, 운동성이 있는 부품의 미국식 유지보수 방식, 수동적인(passive) 긴 수명 부품들의 노화관리 검토 및 시간제한경년열화분석(TLAA) 방법을 적당히 한데 섞어 만든 구조이다. 기본적으로는 IAEA안전지침 57항의 안전관련구조물과 부품들(SCCs) 전반을 다루고는 있지만 모든 SCC들의 열화(degradation) 메카니즘과 노화(ageing)효과들이 제대로 관리되고 있는지는 월성원전측이 입증하기 어려운 상황이다.

시간제한경년열화분석(Time limited aging analysis, TLAA)

원자로 시설의 계속 운전 평가를 위한 기술 기준 적용에 관한 지침 중 계속 운전기간에 대해 계통 기기 및 구조물에 대한 경년열화 영향을 해석 및 평가하는 것을 말한다.

시간제한 경년 열화 분석의 대상을 제시하여야 하며 다음 각 항목의 어느 하나에 해당하는 방법으로 입증해야 한다.

가. 시간제한 경년열화분석이 계속 운전 기간 동안 유효하다

나. 시간제한 경년열화분석이 종료시점까지 예측 되어 있다.

다. 영향이 계속 운전기간 동안 관리될 것이다.

1. (A-1) 계속운전을 위한 최종안전분석보고서(FSAR)에서 발전소 수명에 대한 정의가 불분명하다는 지적에 대해서

IAEA측 주장: 가장 크게 안전성을 제약하는 요소들을 기준으로 안전성 평가를 해야 한다. 즉, 교체되지 않은 채 초기부터 계속 사용되어진 부품들을 기준으로 안전성을 평가해야 한다.

한수원은 이 문제를 인지하고 있지만 IAEA 안전기준(SSS)을 따르고 있지 않다. 실질적인 장기운전(LTO)인 2012년 11월 21일 전에 다루어야 한다.

IAEA SSS(Safety Approach based on Application of IAEA Safety Standards)

Long Term Operation

월성측 주장: 압력관과 주요설비들을 교체하였으므로 설계수명이 연장되었다고 말할 수 있다. 교체된 부품들의 성능을 고려하여 전반적인 안전성을 평가하는 것이 옳다.

<환경운동연합 의견>

- 안전성 평가는 주요설비 중 가장 노화된 설비를 기준으로 평가해야함.

특히, 원자로 안전성에 직접 연관이 있는 격납건물 안의 1차 계통 측 주요설비, 원자로용기(중수로의 경우 원자로 용기를 칼란드리아(Calandria)라고 함), 헤더(Header, 냉각재를 증기발생기로 보내는 기능), 주증기배관, 증기발생기 등 전반에 대한 평가가 진행되어야 함. 1차 계통은 핵분열 과정에서 발생한 중성자와 방사능에 의한 노화가 진행되었고 안전성 평가에 가장 중요한 요소임. 한수원은 원자로 용기 안의 부품만을 교체하고 이를 안전성 평가의 기준으로 삼고 있음.

- IAEA는 수명연장의 결정적인 요소로 이 점을 지적하고 있으며 한수원은 회피해서는 안됨.

2. (A-2) 장기운전을 위한 문서와 기록들 상호간의 내용이 부정확하며, 문서간 통합관리가 되어있지 않다는 지적에 대해서

월성 측 주장: 문서기록 문제와 수명연장 문제는 상관없다.

IAEA측 주장: 전기계통의 모든 보수유지 및 장비 자재 등의 그룹 기록들을 통합할 필요가 있다. 컴퓨터 상의 기록과 종이장부상의 기록이 일치해야한다.

2013년 12월 31일까지 다루어야 한다.

<환경운동연합 의견>

- 안전운전의 기본적인 사항조차도 제대로 지켜지고 있지 않는데도 수명연장과 상관없다고 주장한 것은 안전불감증의 태도임.

3. (B-1) 주기적안전성평가 (PSR)의 구조와 그 내용이 불완전하다. 즉, 한국의 주기적안전성평가 기준은 IAEA의 기준을 따르지 않고 있다는 지적에 대해서

월성측 주장: 비록 이번 PSR에서 3가지 사항(plant design, PSA and hazard analysis)이 심사대상에 포함되지 않았으나 다른 항목으로 평가되었다. 후쿠시마 사고 이후 한수원이 신속하고 조직적인 실행방침을 수립하였다.

IAEA측 주장: 한국 PSR은 11개 항목을 심사하지만 현 IAEA심사대상은 14가지이다. 한국의 관련 규정에 문제가 있으니 개정이 필요함.

후쿠시마 사고에 대한 평가와 이에 대해 필요한 조치는 PSR과는 별도로 진행되어야 한다.

IAEA 평가기준 중 월성 원전 1호기 주기적안전성평가에서 빠진 항목:

1. 발전소 설계(Plant design)가 독립적인 항목으로 평가되어 있지 않다.

2. 결정론적 안전성분석(Deterministic Safety Analysis), 확률론적 안전성 분석(Probabilitic Safety Analysis(PSA)), 위해도 분석(Hazard Analysis) 등 3가지 평가 항목이 안전성 분석(Safety Analysis) 하나의 평가항목으로 대체되었다.

2013년 4월 30일까지 다루어야 한다.

<환경운동연합 의견>

- 주기적안전성평가(PSR)은 원전 수명연장 평가의 기본 바탕이 되는 보고서임. 우리나라는 주기적안전성평가(PSR)을 2000년부터 채택하고 2002년까지 국내 최초로 고리원전 1호기에서 주기적안전성평가를 실시함. 2003년에 한국원자력안전기술원은 이를 심사하였음. 하지만 이 당시 평가항목은 1994년에 정해진 11가지 기준(IAEA Safety Series No. 50-SG-12)으로 IAEA가 2003년에 개정된 새로운 14가지 기준(IAEA Safety Series No. NS-G-2.10)에 맞게 시행된 것이 아님. 월성원전 1호기의 PSR 역시 2003년에 개정된 IAEA 기준이 아닌 1994년 기준으로 작성되었으므로 재작성되어야 함. 주기적안전성평가가 2003년 개정된 기준으로 개선되어야 한다는 것은 이미 2009년 9차 원자력안전전문위원회(방사능방재 및 환경 분과)에서 보고되고 검토된 사항이지만 반영되지 않고 있어서 이번 IAEA 안전점검에서 다시 지적되었다.

- 특히, 월성원전은 중수로 원전으로 국제적인 기준에 맞지 않은 원자로 설계(양반응도 원자로)이므로 Plant design  평가가 필수적이나 무시되었음.

*첨부: IAEA와 한국의 PSR 기준 비교

4. (B-2) 계속운전(수명연장)의 평가범위가 확실치 않다.

다중 비상디젤발전시스템이 있다는 이유로 발전소전체 정전(Station Black-Out, SBO)을 고려하지 않았다는 지적에 대해서

월성측 주장: CANDU형은 다중 디젤발전시스템이 있으므로 발전소 전체정전(SBO) 가능성은 없다

IAEA측 주장: 발전소전체정전(SBO)의 확률을 낮출 수는 있으나 완전히 그 가능성을 배제할 수 없다. 그러므로 이점을 개선해야한다.

실질적인 장기운전인 2012년 11월 21일 전에 다루어야 한다.

<환경운동연합 의견>

- 월성원전은 중수로(양반응 원자로)로 정전 등으로 인한 냉각재 상실 시 피해가 더 커질 수 있으므로 발전소 전체 정전을 고려한 안전성 평가가 필수적이다.

- 이미 고리원전 1호기 정전사고를 통해서 발전소 전체정전이 가능함을 경험했는데도 이를 안전성 평가에서 배제한 것은 안전불감증임.

- IAEA는 한수원이 이 문제를 인지하고 있지도 못하다고 지적함.

5.(B-3) 노후 되어가는 SSC(시스템, 구조, 요소)를 관리하는 여러 다른 프로그램들의 범주와 그들 간의 interface 처리에 문제가 있다. 즉, 노화되는 시스템, 구조, 요소(SSCs)들이 어떻게 확실하고도 충분하게 관리되고 있는지, 그리고 그런 관리를 하기 위해 여러 서로 다른 프로그램들을 함께 어떻게 운용하는지를 분명하게 보여주지 못하고 있다는 지적에 대해서

월성 측 주장: 이 문제를 인정하고 다음번 SALTO 추가 심사전까지 다룰 계획임.

IAEA측 주장: 현재 월성측은 이런저런 노력을 기울이고 있고 또한 노화관리프로그램, EQ포함 시간제한경년열화분석(TLAA) 프로그램, 예방 보수유지 프로그램, 사용중 검사 프로그램, 사용중 방사능 부품시험 프로그램과 같은 다양한 프로그램들을 이용하고 있다. 그러나 어떤 것들은 2가지 프로그램이 관리하고 있는 것도 있으며, 총체적으로 보자면 어떻게, 효과적으로 또 완전하게 모든 시스템, 구조물, 부품들을(SSCs)다 제대로 관리하고 있는지를 명확하게 파악하기 어렵다. 그러므로 이런 프로그램들 간의 상호 관계를 밝혀주는 확장된 체제(expanded matrixes) 를 구축해야 할 것이다.

2013년 12월 31일까지 다루어져야 함.

6. (B-4) 운동성이 있는 부품들 (active subcomponents)의 노후 관리 프로그램의 효율성 평가에서 월성측의 계속운전 관련 보고서에는 현재 월성측의 운동성이 있는 부품들의 노화관리방식이 해당 관리에 필요한 속성을 충족시킨다는 것을 만족할만한 수준으로 제시해 보이지 못하고 있다는 지적에 대해서

월성 측 주장: 이 문제를 인정함. 장기안전점검 검토(SALTO Follow-up mission)까지 해결 하고자 한다.

IAEA측 주장: 일단은 월성이 이런저런 관리 프로그램을 확립하고 그동안 운용해 오긴 하였으나 계속운전 보고서에는 그 내용이 누락되어 있음. 그러므로 주기적안전성평가보고서(PSR보고서)의 제2장 도입부에 표를 하나 추가하고, 표를 통해 방사능을 띄는 기기들에 대한 평가를 할 때 지적된 9가지 속성들이 모두 반영되었는지를 보여주도록 해야함.

*첨부: 노화관련 9가지

7. (C-1) 진동피로에 대한 운전경험 문제 지적에 대해서

월성측 주장: 월성1호기의 모든 배관은 ASME 코드에 따라 설계되어 있고, 그 설계 개념대로 온도와 압력변화에 따른 배관설계분석은 되어있지만, 핵발전소의 시간제한경년열화분석(TLAAs)에는 피로진동에 대해 고려하지 않았다. 중략..진동은 노후와 관련없고 설계조건과 관련있으며 비정상적인 진동 발생 시에만 이를 측정, 분석하여 진동이 허용치 내인지 판단하여 수정조치를 취하게 되어있었다. 현재도 주증기배관과 같은 곳은 계속 감시를 해 왔다. 앞으로 해외의 경험들을 참고하도록 노력 하겠다.

IAEA측 주장: 금속피로분석이 시간제한경년열화분석(TLAAs)의 일부인데도 불구하고 월성은 지금까지 온도 및 압력변화만 분석해 왔다. 진동피로는 잠정적인 손상(기능저하) 메카니즘인데도 월성의 계속운전계획서에는 누락되어 있다. 이미 몇몇 CANDU 배관에서 진동 피로로 인한 손상과 고장 사례가 있었다. 월성이 주증기배관의 진동분석은 해 왔지만 체계적이지 못하고 외국의 진동피로 경험과 그 결과를 제대로 운전에 반영하지 못했다. 그러므로 체계적인 분석과, 기존의 경험, 연구들을 도입해서 월성에 반영해야 할 것이다.

2013년 12월 31일까지 다루어져야 한다.

<환경운동연합 의견>

- 진동피로는 진동에 의해 생기는 열화(degradation) 현상으로 금속에서 발생하면 금속피로라고 한다. 발전소 가동 시에 발생하는 진동에 의한 금속피로는 원전 노화와 연관이 되어 있음에도 불구하고 한수원은 이에 대한 평가를 진행하지 않았으므로 추가 평가를 통해 안전성평가보고서 보완이 이루어져야한다.

8. (C-2) 노화 되어가고 있는 원자로집합체의 부속기기들이 검사 대상에서 제외되어 있는 문제점 지적에 대해서

월성측 주장: IAEA의 주장에 동의하지 않는다. 원자로 집합체 부속기기에 대한 검사는 여러 가지 검사 프로그램에 포함되어 있다. 월성원전과 같은 CANDU형 원전에서 원자로 집합체의 부속기기들에 대한 조사가 언급되지 않았다.

IAEA측 주장: 월성이 해 온 원자로 집합체와 핵연료채널의 수명평가(Life Assessment)가 실제로는 연료관(fuel channel) 밖에 다루고 있지 않다. 노화관리프로그램1(AMP1) 역시 원자로집합체(reactor assembly)를 다루지 않고 있다. 노화관리프로그램4(AMP4) 에서 수질화학제어를 예방, 감시 완화 조치로 명시하고는 있으나 원자로집합체 내, 외부의 부속기기를 검사하라는 요건이 명시되어 있지 않다. 월성1호기측은 원자로집합체 교체수리(refurbishment) 기간(압력관 교체공사기간) 중 집합체 내부 부속기기 검사를 했음을 주장하고 있다. 캔두형에 대한 손상구조와 캐나다 캔두 전력회사가 확립한 LCMP같은 유용한 프로그램들이 있으므로 월성이 이를 이용하여 장기운전시 관련부속기기들을 검사, 감시 할 수 있도록 해야 할 것이다.

2013년 12월 31일까지 다루어져야 한다.

<환경운동연합 의견>

- 한수원이 수명연장을 위해서 교체한 연료관 집합체를 강조하지만 IAEA는 원자로 집합체의 노화관리를 강조하고 있다. 특히, 교체되지 않은 칼란드리아와 배관 등이 노화관리되고 있지 못하다. 교체한 연료관 집합체 외에도 원자로 집합체의 주요한 부속기기들에 대한 노화평가가 진행되어야 한다. 이에 대해서는 A-1에서도 동일하게 지적된 사항이다.

9. (D-1) 장기 운전을 위한  전기, 계측/제어 장치들의 노후 관리 관련 문제점들 중 시간제한경년열화분석(Time limited aging analysis, TLAA)과 모터 구동 밸브와 전선케이블들의 환경품질보증(EQ)에 대한 노화 분석 속성(분석사항들의 종류와 질적인 내용)들이 불충분하다. 예를 들어 만약 지속적인 밸브 분해 및 교체수리 작업을 하지 않을 경우 계속운전은 문제가 될 수 있다는 지적에 대해서

월성측 주장: 모터구동밸브(MOV) 구동기(actuator)는 모두 리미토르크 구동기(Limitorque actuator)이다. 모두 관련기술 규정이나 문헌 어디에도 리미토르크 구동기를 주기적으로 해체 수리하라는 말이 없다. 그럼에도 불구하고 분해수리가 필요한지 알아보려고 두개를 분해한 적도 있었지만 필요 없음을 확인했다. 필요하다면 언제고 분해수리 가능하다. 월성은 미국원자력규제위원회(NRC) 규제지침의 케이블 침착(cable deposit)방식 대신에 압입(indenting)방식을 채택하여 케이블 상태를 감시하고 있으며 매 발전정지 때마다 압입(indenting)테스트를 할 계획이다. 각 방식이 서로 장단점을 갖고 있으나 더 좋은 케이블상태 감시기술을 한수원은 연구 중이다. 앞으로 압입(indenting)방식과 침착(deposit) 방식 두 가지 모두를 주기적인 케이블 검사에 사용하겠다.

IAEA측 주장: 월성의 장기운전계획(LTO)에는 가혹한 환경에 있는 모터구동밸브(MOV)의 구동기(actuator) 해체수리 교체를 지금까지 한 적도 없고 앞으로도 계획이 없다. 격납시설내의 케이블 노후 분석, 아레니우스 계산법, 물질시료(방수 혹은 방열, 피복물질)와 케이블들의 침착(deposit) 분석이 제대로 수립되어 있지 않다. (중략: 구체적인 기술적인 설명이 있음). 30년 이상 운전하고자 할 때는 숙달된 전문가가 작동기(actuator)를 완전 해체하여 모든 연질부품, 스프링, 전기 contact들과 윤활유를 모두 다 교체 해야만 하며, 이는 매우 중요하다. 밀봉재와 윤활유가 경화(고화)되면 접촉부분이 화학적, 물리적으로 부식 하고 스프링이 헐거워지게 된다. 그러므로 모든 분해 교체 수리작업 후엔 반드시 그 기능과 토크스위치 세팅점을 테스트해야한다. 샘플을 사용하여 케이블 침착(deposit) 테스트를 해야 하며, 유해한 환경에 놓여 있는 안전계통의 모든 모터구동밸브(MOV)를 해체 수리하는 계획을 수립해야만 한다.

2013년 12월 31일까지 다루어져야 한다.

<환경운동연합의견>

- 가압경수로형 원자로의 경우 밸브는 3만개, 케이블 길이가 1,700km 이다. 발전소가 노화되면서 이 모든 부속기기들의 안전에 문제가 생길 수 있다. 그 중 모터구동밸브의 경우 B-4에서도 지적한 것처럼 운동성 부품에 해당해서 노화관리가 필수적이다.

- 2개의 모터구동밸브만 해체 확인해서 전체의 모터구동밸브의 건전성을 확인했다고 볼 수 없다.

10. (D2) 계측/제어 장비 (그리고 가구)들이 지진의 충격에 대비하여 바닥이나 벽에 고정되어 있어야 한다는 지적에 대하여

월성측 주장: 현재 이에 대한 절차, 대책이 없었다. 권고사항에 따라 적절한 조치를 취하겠다.

IAEA측 주장: UPS실에 배터리방전장비가 바닥에 고장되어 있지 않았는데, 지진 발생시 안전장치나 직원을 다치게 할 수 있다. 또한 그 옆방들 내부의 의자와 책상들이 바닥에 고정되어 있지 않았음. SCA실 내부의 비상(emergency)문서 캐비넷이 고정, 부착 되어 있지 않았음. 현재 월성에는 임시 장비, 기구, 가구들을 지진에 대비하여 고정하는 규정이 전혀 없다. 그러나 지진요건에 해당되거나 그에 영향을 미칠 수 있는 장비, 기구, 가구들에 대한 설계요건은 갖고 있다. 발전소운전에 필요 없는 물건들은 모두 치우고, 필요한 모든 것들은 고정, 부착하는 체계를 수립해야한다.

<환경운동연합 의견>

- 일본의 가시와자키-카리와 발전소의 2007 사고(지진영향으로 방사성물질 누출사고 발생)에서처럼 제대로 고정이 안 된 장비들이 안전에 중요한 계통들에게 직접적인 손상을 초래하거나 또는 안전성과 관련 없는 장비들이 안전계통들을 손상시킴으로써 간접적인 영향을 미치게 된 사건들이 있었다.

- 내진설계 뿐만 아니라 지진에 대비한 세부적이고 전반적인 대책마련이 필요함.

11. (E-1) 콘크리트 격납건물의 노화로 인한 성능저하(손상)을 최소화하기 위해서

월성측 주장: 구조적 건전성을 유지하기 위해 외벽을 주기적으로 검사, 수리하고 있으며 IAEA NS-G-2-12 조항도 페인트칠이 구조물의 손상(성능저하)를 막아준다고 제안하고 있지 않다. 미국의 노화관리프로그램US AMP Guideline의 NUREG-1801도 감시 프로그램이므로 예방조치를 취하라고 요구하고 있지 않다. 그러므로 우리는 현재 상태대로 둘 예정이다. 그러나 링 빔은 칠을 한 후 그 노화를 테스트하고, 그 결과에 근거하여 외벽 페인트칠 가부를 결정할 것이다. 이문제와 관련하여 규제기관인 원자력안전기술원에 대해 IAEA가 언급한 것은 옳지 않다.

IAEA측 주장: 원자로건물, 보조(서비스)건물, 사용후핵연료건물 등의 노화관리프로그램(AMP프로그램) 내용을 검토해보았다. 구조물들에 대한 보수 작업은 해오고 있었으나 격납건물 외벽자체는 처음 지어진 그대로 (방치) 되어 있었다. 지금처럼 그대로 두면 앞으로 격납건물의 상태를 악화시킬 것이다. 링빔(ring beam)을 제외하곤 외벽에 페인트칠이 되어있지 않다. 해변가에 위치한 관계로 외벽 페인트칠이 없으면 염분에 의한 격납건물의 손상이 가속화 될 것으로 보인다. KINS는 한수원이 외벽을 보수유지를 위해 칠하는 것을 허락하지 않고 있다. 월성1호기 격납건물은 장차 다음과 같은 이유들로 인하여 손상 될 것이다.

-월성은 단일 격납돔으로 되어 있으며 이것이 외부환경에 대한 유일한 방호벽의 역할을 한다.

-이 격납건물은 압축응력된(pre-stressed) 격납구조물이다.

<콘크리트가> 강철선을 넣어 압축 응력을 받은

-해안가에 위치하고 있어서 염소와 황에 노출되어있는데 이 성분들은 철과 콘크리트에 좋지 않다.

-태양광에 직접 노출되어 있다.

-최저 섭씨 -13.1~최고 37도에 이르는 다양한 온도 부하를 받고 있다.

-콘크리트로 구성된 격납벽이 (날씨에 따라) 얼었다 녹았다 한다.

(이하 관련 검사 및 측정 방법과 근거 조항들을 열거함)

격납건물이 외부환경과 원자로 사이의 궁극적인 방호장벽이므로 엄격하게 IAEA 지침 NS-G-2-12항을 적용할 것을 권고하는 바이다. 격납건물 벽과 돔 전체 외벽을 페인트 칠을 하여 그 손상을 늦추도록 해야 할 것이다.)

<환경운동연합 의견>

- 격납건물 페인트칠 여부가 중요한 것이 아니라 격납건물의 건전성을 평가하는 것이 중요하다.

- IAEA 지침 NS-G-2-12 에 대한 한수원과 IAEA의 서로 다른 해석과 적용방법에 대한 해명이 있어야 한다.

Ageing Management for Nuclear Power Plants for Nuclear Power Plants

12. (E-2) 격납건물 인장장치(tendon)의 부식과 압축응력(pre-stressed force)의 손실측정은 원자로 격납건물 설계확정 연구/개발 그룹이 개발한 방식에 따른 시험 결과에 따라 교정(캘리브레이션) 되어야 한다는 지적에 대해서

월성측 주장: 일부 이 문제점을 인정하였으나 이 조항(E-2)을 권고사항으로 수용할 수가 없다.

IAEA측 주장: 월성 1호기는 압축응력된(pre-stressed) 콘크리트 구조물이고 궁극적인 방호벽 역할을 하므로 격납건물 설계값의 확증(validation)이 필요하다. 설계값 확증에는 압축응력(pre-stress force)의 감시가 가장 중요한 파라미터이다. 그런데 시간이 어느 정도 지나가면, 인장장치 내 pre-stress가 pre-stressing forces의 손실로 인하여 감소하게 된다.  월성1호기 원자로 격납건물은 인장장치로 묶여진 pre-stressed 구조물이기 때문에 부식과 pre-stress력을 감시하기가 곤란하다. 현장검증 도중에 인장장치 gallery 내에 수분이 관찰 되었는데,  조치를 취하지 않으면 부식의 원인이 될 것이다.

<환경운동연합 의견>

- IAEA가 지적하고 있듯이 격납건물은 방사성물질의 외부유출을 막는 최후의 방호벽인데 한수원은 월성 원전 1호기 격납건물의 건전성에 대해 IAEA에게 확증을 주지 못했다. 특히, 부식에 우려를 제거할 만한 조치가 있어야 한다.

- 아울러, IAEA가 이미 지적한 바 있는 격납건물 내벽의 문제점에 대해서 어떤 조치가 있었는지 한수원이 답변이 필요하다. 이번 보고서에는 현재 월성원전의 테스트 방법으로는 격납견물의 건전성을 제대로 점검하기 어렵다고 되어있다. IAEA가 중간보고 이후 최종결과보고서에도 페인트칠에 대해서 자꾸 지적하는 것은 격납건물 건전성을 제대로 점검하기 어렵기 때문에 밖에 페인트칠이라도 하라고 한 것으로 보인다.

*참고: 2007년 가압중수로 캔두(PHWR-CANDU)타입의 설계 안전관련 새로운 기준의 소급 적용 지침서(http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1554_web.pdf)에는 월성1호기 격납건물(1998년 당시)에 대한 내용이 기술되어있다(pp. 149-150). 이 지침서에 따르면 월성 1호기는 콘크리트내벽 라이닝(비금속류를 덧대어 붙인 것)에 이미 균열(crack), 부풀어오름(swelling)이 나타나면서 격납건물의 손상이 나타났다는 내용이 들어있다.

13. (F-1) 기체 방사성물질 대기 확산 모형이 월성1호기 주변의 복잡한 지형적 특성을 고려하고 않고 있다는 지적에 대해서

월성측 주장: 지적을 받고서야 이 문제점에 동의 하였다. 가우스 플룸(plume) 모형의 적용가능성 여부를 검토하겠다. (참고: plume은 액체나 기체가 퍼져나갈 때 깃털모양으로 길게 퍼져나가는 모습을 뜻함)

IAEA측 주장: 주민 방사선 피폭량, 대기 확산, 침전에 대한 계산을 할 때 가우스모델에 사용된 요소들이 발전소 주변 지형을 고려하고 있지 않다. 월성 1호기 주변의 복잡한 지형에 대한 Code XOQDOQ의 적용이 가능한 지에 대한 보고서도 존재하지 않는다.

IAEA Safety Guide No. NS-G-3.2 2.41에 의하면 대기 확산 계산 모형은 구체적인 지역특성을 고려해야한다. 이 지침에 따를 것을 권고한다.

<환경운동연합 의견>

- 한수원 측은 사고 발생 시 방사성물질이 어떻게 주변에 확산되는 지에 대한 보고서조차 없는 채로 지난 30년간 월성 원전을 가동해왔다는 것이 확인되었다. 사고 발생을 전제로 영향평가를 하고 이에 대한 방재계획을 작성해야한다.

첨부) IAEA와 한국의 PSR 기준 비교

IAEA의 PSR 평가 항목과 월성 1호기 평가항목 비교
	IAEA 평가 항목	월성 1호기 항목
1	Plant design	항목 없음
2	Actual condition of systems, structures and components	원자로시설 평가 당시의 물리적 상태에 관한 사항
3	Equipment qualification	기기검증에 관한 사항
4	Ageing	경년열화에 관한 사항
5	Deterministic safety analysis	안전성 분석에 관한 사항
6	Probabilistic safety assessment	항목 없음
7	Hazard analysis	항목 없음
8	Safety performance	안전성능에 관한 사항
9	Use of experience from other plants and research findings	원자력발전소 운전경험 및 연구결과의 활용에 관한 사항
10	Organization and administration	조직 및 행정에 관한 사항
11	Procedures	운영 및 보수(補修) 등의 절차서에 관한 사항
12	Human factors	인적 요소에 관한 사항
13	Emergency planning	「원자력시설 등의 방호 및 방사능 방재 대책법」제20조에 따른 방사선 비상계획에 관한 사항
14	Radiological impact on the environment	방사선환경영향에 관한 사항

	속성	내용
1	노화에 대한 이해를 바탕으로 한 AMP의 범주	• 구조물 (구조물 구성요소 포함) 과 부품들로서 노화관리의 대상이 되는 것들 • 노화 현상에 대한 이해 (유의한 노화 기구(메카니즘), 취약한 곳(site)들 – 구조물/부품재료들, 서비스(운전 또는 사용) 조건(상태)들, 스트레스요인들, 품질저하, 노화메카니즘과 효과 – 구조물/부품상태 지시자와 허용 기준 – 관련노화현상에 대한 양적, 질적 예방 모델
2	노화로 인한 손상을 최소화하고 제어하는 예방조치들	• 예방조치가 어떤 것들이 있는지 확인하기 • 감시 및 검사 대상 파라미터들을 확인 •구조물과 부품의 잠정적인 (가능성 있는)손상을늦추기 위하여 유지되어야 하는 운전조건들(즉 환경조건과 운전 조건들)과 운전경험사례들
3	노화 효과 탐지	•구조물 또는 부품들이 고장나기 전에 노화효과를 탐지할 수 있는 효과적인 기술(검사, 시험 및 감시 방법들)
4	노화 효과의 감시와 예측	• 감시 대상 상태지시자 와 변수들 • 구조 및 부품 노화 평가를 용이하게 하기위해 수집해야하는 데이터들 • 평가 방법들 (자료분석 및 예측(trending))
5	노화 효과의 완화	•탐지 된 노화효과 그리고/또는 구조물 및 부품의 손상 및 품질저하 완화를 위한 운전, 보수유지, 수리 및 교체 작업
6	허용 기준	• 시정조치의 필요성 평가 시 근거가 되는 허용기준
7	시정조치 기준	• 부품이 허용기준에 미달 되는 경우의 시정조치
8	운전경험반영(피드백) 및R &D결과의 반영	• 운전경험 및 연구개발 결과를 적시에 반영할수 있도록 해주며(적용가능한 경우) 노화관리프로그램에 그러한 경험과 결과들이 제대로 적용되고 있는지를 객관적으로 증명해 줄 수 있는 메카니즘
9	품질 관리	• 노화관리프로그램의 적용과 조치들을 문서화하는 행정관리. • 노화관리프로그램의 평가와 개선을 용이하게 해주는 지시자들(indicators) •예방조치들이 적절하며 적합한지의 여부와, 모든 시정조치들이 다 완료되었고 효과적인지를 보장해 줄수 있는 확증(입증)절차 • 예시가 되는 문서기록 사례들

첨부) 효과적인 노화확인 프로그램의 9가지 속성들