초록 ▼

○ 원자로시설의 안전을 확보하는데 있어서 확률론적 리스크평가(PRA)가 중요한 역할을 담당하고 있다. 그러나 PRA는 현재까지도 효과적으로 활용되지 못하고 있고, 이것은 후쿠시마제일 원전사고에 대한 일본정부보고서에서도 지적되고 있다. 일본원자력학회 표준위원회 리스크 전문부회에서는 PRA방법을 중심으로 하는 표준(실시기준)의 정비를 하고 있고, 동시에 PRA의 활용의 기본적인 방법을 검토하고 있다.

○ 미국에서는 원자로시설을 대상으로 PRA방법의 개발이 추진되어, 1975년 10월에 공표된 MIT의 Norm

○ 원자로시설의 안전을 확보하는데 있어서 확률론적 리스크평가(PRA)가 중요한 역할을 담당하고 있다. 그러나 PRA는 현재까지도 효과적으로 활용되지 못하고 있고, 이것은 후쿠시마제일 원전사고에 대한 일본정부보고서에서도 지적되고 있다. 일본원자력학회 표준위원회 리스크 전문부회에서는 PRA방법을 중심으로 하는 표준(실시기준)의 정비를 하고 있고, 동시에 PRA의 활용의 기본적인 방법을 검토하고 있다.

○ 미국에서는 원자로시설을 대상으로 PRA방법의 개발이 추진되어, 1975년 10월에 공표된 MIT의 Norm Rasmussen 교수보고서 원자로안전연구(WASH-1400)에서, 그 골격이 대개 확립되었다. 원자로안전연구에서, TMI사고(1979년 3월)와 유사사건이 취급되었기 때문에 PRA가 주목되어, 많은 국가에서 PRA가 원자로시설의 안전성을 종합적으로 평가하는 방법으로 이용되고 있다. 1990년대 초 미국 원자력규제위원회(NRC)는 원자로시설의 중대사고리스크평가(NUREG-1150)을 공표하였다.

○ WASH-1400에서 Rasmussen은 당시 안전설계에서 고려된 대규모의 배관파단 보다도 작은 배관파손 등의 사소한 고장과 트러블의 연쇄로 노심손상에 이를 가능성이 높다는 것을 지적하고 있었다. 그 4년 후에 트리 마일 섬의 원전사고에서 발생한 노심손상사고는 바로 사소한 트러블로부터 노심손상으로 발전하였기 때문에 Rasmussen 등이 개발한 확률론적 리스크평가방법이 각광을 받게 되었다.

○ 한국의 원자력시설의 안전평가기술은 세계적인 수준이고, 한국원자력연구원에서는 확률론적 안전성 평가기술, 리스크/성능 정보 활용기술 개발, 지진 및 디지털 제어 계통의 리스크 평가기술 개발, 원자력사고 시의 대응 능력 향상을 위한 기술개발, 제4세대 원자력발전소의 확률론적리스크평가방법 기술개발, 등을 수행하고 있다.