초록 ▼

이 대과제는 리스크/성능정보활용 차등규제 이행프로그램 수립, 리스크정보활용을 위한 규제검증용 모델 개발, 성능기반 화재위험도 분석방법론 및 평가체제 개발, 가동중정비 안전성 영향 평가기술 개발과 같은 선진화된 안전관리체계에 대한 개발 연구 및 원자력이슈에 기반한 리스크커뮤니케이션 기법 개발, 신개념 원자로 개발을 위한 기술중립형 규제체계 개발, 국제규범에 입각한 핵비확산성 평가방법론 개발과 같은 미래 주도형 안전관리체계에 대한 연구개발로 구성되어 있으며 각 세부과제별 주요 연구내용 및 범위는 아래와 같다.
○ 1세부: 리스크/

이 대과제는 리스크/성능정보활용 차등규제 이행프로그램 수립, 리스크정보활용을 위한 규제검증용 모델 개발, 성능기반 화재위험도 분석방법론 및 평가체제 개발, 가동중정비 안전성 영향 평가기술 개발과 같은 선진화된 안전관리체계에 대한 개발 연구 및 원자력이슈에 기반한 리스크커뮤니케이션 기법 개발, 신개념 원자로 개발을 위한 기술중립형 규제체계 개발, 국제규범에 입각한 핵비확산성 평가방법론 개발과 같은 미래 주도형 안전관리체계에 대한 연구개발로 구성되어 있으며 각 세부과제별 주요 연구내용 및 범위는 아래와 같다.
○ 1세부: 리스크/성능정보활용 차등규제 이행프로그램 수립
- 노형별 리스크기반검사 및 리스크정보활용 정기검사 프로그램 개발 및 이행
- 검사지적사항 안전중요도 평가 프로그램, 리스크정보활용 안전성능지표 체계, 운전중 사건/사고 안전중요도 평가 프로그램, 안전문화 및 정비효과성 감시프로그램 평가방안 등 개별 안전성능평가 방안 개발
- 종합 안전성능평가 프로그램 개발, 원전별 안전성능등급 결정 및 각 등급별 차등 정기검사 방안 개발을 통한 차등규제 이행 프로그램 수립
○ 2세부: 리스크정보활용을 위한 규제검증용 모델 개발
- 국내 원전 노형별(Westinghouse 900MWe형, 600MWe형, Framatome 900MWe형, CANDU 600형, OPR-1000형) 전출력 내부사건 1단계 리스크정보활용을 위한 규제 검증용 모델 개발
- 국내 원전별 리스크정보활용을 위한 규제 검증용 Platform 개발
○ 3세부: 원자력 이슈에 기반한 리스크 커뮤니케이션 수행체계 구축
원자력의 사회적 수용성 증진에 기여하는 커뮤니케이션 수행체계를 구축하기 위한 연구개발 내용은 다음과 같이 크게 4가지 범주로 구성된다.
1. 리스크 커뮤니케이션 기반 기술 개발
가. 원자력의 리스크 커뮤니케이션 (RC) 환경 분석
나. 선진국의 RC 현황 및 벤치마킹 사례 조사
다. 원자력의 위험 특성에 대한 리스크 인지도 조사
라. 이슈별 원자력 RC 쟁점사항 분석
마. 위험 인지에 따른 원자력 체감안전 영향변인 분석
2. 리스크 커뮤니케이션 증진 모델 개발
가. 이슈별 포지셔닝 전략 및 메시지 전략 개발
나. 매체별, 이슈별 커뮤니케이션 방법론 도출
다. 리스크 커뮤니케이션 증진 모델 개발
3. 위기관리 커뮤니케이션 기반기술 수립
가. 위기관리 커뮤니케이션 고유 특성 분석
나. 위기관리 커뮤니케이션 일반 사례 경험분석
다. 원자력 위기관리 커뮤니케이션 실태 평가
4. 위기관리 커뮤니케이션 대응체계 구축
가. 위기관리 커뮤니케이션 대응 시나리오 개발
나. 위기관리 커뮤니케이션 최적 대응 지침 개발
○ 4세부: 성능기반 화재위험도 분석방법론 및 평가체제 개발
- 화재위험도분석/화재모델링 평가기술 및 안전심각도결정절차 개발
- 화재위험도분석 평가 세부검토지침 개발 및 화재모델링 전산코드 검증체계 구축
- 화재모델 V&V 방법 및 지침 개발
- OECD/NEA FIRE(화재사건 DB구축) 및 PRISME(다중격실 화재실증실험) 국제공동연구 수행
○ 세부 5: 가동중정비 안전성 영향 평가기술 개발
우리나라 원자력안전규제체제에 부합하는 가동중예방정비 규제기술요건을 개발하기 위한 연구개발 내용은 다음과 같이 크게 4가지 범주로 구성된다.
1. 가동중정비 기술현황분석
가. 가동중정비 제도화 관련 해외현황 분석
나. 가동중정비 기술요건 분석
다. 가동중정비 효과성 분석(안전성, 경제성)
2. 가동중정비 리스크 영향 평가
가. 가동중정비 리스크영향 평가 방법론 개발
3. 가동중정비 적합성 분석
가. 가동중정비 리스크영향 평가 방법론 시범적용
나. 작업관리 시스템 평가
다. 정비효과성 감시프로그램 평가
라. 운전중 리스크 감시 프로그램 평가
4. 가동중정비 이행요건 및 규제지침 개발
가. 가동중 정비 수행 원칙 수립
나. 사업자 이행요건(안) 개발
다. 규제기술지침(안) 개발
○ 세부 6: 신개념 원자로 개발을 위한 기술중립형 규제체계 개발
신개념 원자로 안전규제체계 구축을 위한 규제기술요건을 개발하기 위한 연구개발 내용은 다음과 같이 크게 2가지 범주로 구성된다.
1. 기술중립형 안전규제체제 개발
가. 신형원자로 기본개념, 접근방향, 기술배경 조사
나. 기술중립형 원전 안전규제체제 수립방안 개발 (기술요건 체계 정립등)
2. 기술중립형 안전규제 공통 요건 개발
가. 기술중립형 기술요건 개발 (일반안전기술요건)
나. 일반안전기술요건 이행지침
다. 행정적 요건 (절차, 문서 등)
○ 7세부: 국제규범에 입각한 핵비확산성 평가방법론 개발
- 핵확산저항성 평가방법론 기술 동향 분석 및 고유지표 개발
- 핵확산저항성 고유지표 수립 및 요건 도출
- 원자력시스템별 고유지표 특성 평가 및 고유지표 기술기준 수립방안 도출
- 고유지표 종합화 방법론 개발 및 평가
- 핵확산저항성 강화방안 도출 및 기술·규제지침(안) 개발

Abstract ▼

The overall project firstly includes the research and development of advanced nuclear safety regulatory system which composes of establishment of implementation program for graded regulation using risk and performance information, development of regulatory PSA model for risk informed regulation, dev

The overall project firstly includes the research and development of advanced nuclear safety regulatory system which composes of establishment of implementation program for graded regulation using risk and performance information, development of regulatory PSA model for risk informed regulation, development of performance-based fire hazard analysis method and evaluation system, and Development on assessment technology of safety effect for on-line maintenance. Secondly, it includes the research and development of future-oriented nuclear safety regulatory system which consists of development of performance-based fire hazard analysis method and evaluation system, development of technology-neutral regulatory framework for future innovative reactors, and development of proliferation resistance assessment methodology based on international standards.
The scope and the contents of each sub-project are as follows:
○ 1st sub-project: Establishment of implementation program for graded regulation using risk and performance information
- Development and implementation of risk-based inspection (RBI) and risk-informed periodic inspection (RIPI) programs for each operating reactor types
- Development of individual safety performance assessment programs such as risk significance evaluation program for inspection findings, risk-informed performance indicator system, risk significance evaluation program for accident and operational event during power operation, safety culture and maintenance effectiveness assessment program.
- Establishment of integrated safety performance assessment (ISPA) program and implementation program for graded regulation
○ The 2th sub-project: Development of regulatory PSA model for risk informed regulation
- Development of regulatory Level 1 PSA model of internal events at power for each plant type (WH 900MWe, WH 600MWe, and Framatome 900MWe types, CANDU 600 Mwe types, OPR-1000 types)
- Development of Platform for Rick informed decision making
○ The 3th sub-project: Establishment of implementation system for risk communication based on nuclear issues Major four areas are addressed as research contents which can assist the development of an implementation system of N-RiCom.
1. Development of fundamentals on the technology of N-RiCom
a) PEST analysis on N-RiCom
b) Literature survey on benchmarking cases of advanced countries' status of N-RiCom
c) Public survey on risk perception regarding nuclear risk characteristics
d) Analysis on issues of N-RiCom
e) Analysis of sensible nuclear safety impacts with respect to risk recognition
2. Model development for enhancing N-RiCom
a) Development of strategies on effective messages and the positioning of issues
b) Deduction of risk communication methodology for specific issues and media
c) Model development for enhancing N-RiCom
3. Development of fundamentals on the technology of crisis management communication (CMC)
a) Study on the specific characteristics of CMC
b) Experience study on general cases of CMC
c) Assessment of on-going status of nuclear CMC
4. Mitigating Framework development of CMC
a) Scenario development for coping CMC
b) Development of optimal coping guidance for CMC
○ The 4th sub-project: Development of performance-based fire hazard analysis method and evaluation system
- Development of the assessment technology for the fire hazard analysis and the fire modeling, and the fire significant determination process
- Development of the detailed review guidelines for fire hazard analysis and fire modeling computer codes audit system
- Developement of the method and guideline for fir model verification and validation
- Implementation of OECD/NEA international joint research project such as FIRE and PRISME
○ The 5th sub-project: Development on assessment technology of safety effect for on-line maintenance
To achieve the above objectives efficiently, the scope and the contents of work was divided into 4 parts as follows:
1. Analysis of the state of the art of OLM
a) Regulatory system of OLM in foreign countries
b) Analysis of regulatory technical requirements for OLM
c) Analysis of the effectiveness of OLM (Safety, Economics)
2. Evaluation of risk effect due to OLM
a) Development of OLM risk assessment methodology
3. Analysis of OLM adequacy
a) Pilot application of OLM risk assessment methodology
b) Evaluation of work control system
- Evaluation of the monitoring program for maintenance effectiveness
- Evaluation of the risk monitoring program during OLM
4. Development of OLM implementation requirements and regulatory guides
a) Establishment of OLM implementation principles
b) Development of OLM requirements(drafts) to have to be implemented by licensees
c) Development of regulatory guides(drafts)
○ The 6th sub-project: Development of technology-neutral regulatory framework for future innovative reactors
To achieve the above objectives efficiently, this research was divided into 2 sectors. The scope and the contents of work are as follows:
1. Development of Technology-Neutral Regulatory Framework
a) Survey of Basic Concepts, Approaches, Technical Backgrounds of Gen-IV Reactors
b) Establishment of Technology-Neutral Nuclear Regulatory Framework for Gen-IV Reactors (Structuring of Technical Requirement System, and etc.)
2. Development of Technology-Neutral Safety Requirements
a) Development of Technology-Neutral Technical Requirements (General Safety Technical Requirements)
b) Implementation Guidelines of General Safety Technical Requirements
c) Administrative Requirements (Procedure, Documents, and etc.)
○ The 7th sub-project: Development of proliferation resistance assessment methodology based on international standards
- Analysis of technical status of proliferation resistance evaluation methodology and development of indicators
- Indicator setup and elicitation of condition for proliferation resistance
- Evaluation of characteristic of indicators for nuclear systems and elicitation of technical standard for indicators
- Development of comprehensive methodology on characteristic indicator and its application
- Development of technical standards and regulatory guideline of PR evaluation

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 9
• SUMMARY ... 19
• Contents ... 33
• 목 차 ... 35
• 표 목차 ... 37
• 그림 목차 ... 39
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 43
• 제 1 절 연구개발의 목적 ... 43
• 제 2 절 연구 개발의 필요성 ... 43
• 제 3 절 연구 범위 ... 44
• 제 2 장 국내.외 기술개발 현황 ... 49
• 제 1 절 국외 현황 ... 49
• 제 2 절 국내 현황 ... 61
• 제 3 절 국내외 기술 수준 비교 ... 68
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 77
• 제 1 절 리스크/성능정보활용 차등규제 이행프로그램 수립 ... 77
• 제 2 절 리스크정보 활용을 위한 규제검증용 모델 개발 ... 79
• 제 3 절 원자력이슈에 기반한 리스크커뮤니케이션 수행체계 구축 ... 80
• 제 4 절 성능기반 화재위험도분석 방법론 및 평가체제 개발 ... 83
• 제 5 절 가동중정비 안전성 영향 평가기술 개발 ... 84
• 제 6 절 신개념 원자로 개발을 위한 기술중립형 규제체계 개발 ... 86
• 제 7 절 국제규범에 입각한 핵비확산성 평가방법론 개발 ... 87
• 제 8 절 세부과제간 연구성과의 활용 ... 95
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 관련분야의 기여도 ... 101
• 제 1 절 연구개발 목표 달성도 ... 101
• 제 2 절 관련 분야 기여도 ... 136
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 145
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 153
• 제 7 장 참 고 문 헌 ... 157