초록 ▼

본 연구는 국내에서 개발 중인 미래 신개념원자로의 안전성 확인을 위한 기술중립형 규제 체계 개발을 목적으로 수행 되었다. 주요 연구결과는 다음과 같다.
〇 기술중립형 일반안전기술요건(안) 및 법제화 방안 개발
〇 리스크정보 활용 설계안전성평가 지침(안) 개발
〇 PSA 기술적 적합성 평가지침(안) 개발
〇 LEVEL 3 PSA 결과 검토지침(안) 개발
〇 허가기반사건(LBE) 설정 및 안전성 평가 방법론 개발
〇 신개념 원자로 인허가 관련 규제요건(안) 개발
〇 신개념 원자로 국제공동연구 개발성

본 연구는 국내에서 개발 중인 미래 신개념원자로의 안전성 확인을 위한 기술중립형 규제 체계 개발을 목적으로 수행 되었다. 주요 연구결과는 다음과 같다.
〇 기술중립형 일반안전기술요건(안) 및 법제화 방안 개발
〇 리스크정보 활용 설계안전성평가 지침(안) 개발
〇 PSA 기술적 적합성 평가지침(안) 개발
〇 LEVEL 3 PSA 결과 검토지침(안) 개발
〇 허가기반사건(LBE) 설정 및 안전성 평가 방법론 개발
〇 신개념 원자로 인허가 관련 규제요건(안) 개발
〇 신개념 원자로 국제공동연구 개발성과 및 핵심데이터 기반구축

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Research Results
This report is the final report of the project "Development of Technology-Neutral Regulatory Framework for Future Innovative Reactors." The results of the project are summarized as follows:

1. The general safety and technical requirements (draft) for future innovative

IV. Research Results
This report is the final report of the project "Development of Technology-Neutral Regulatory Framework for Future Innovative Reactors." The results of the project are summarized as follows:

1. The general safety and technical requirements (draft) for future innovative reactors and its rule-making (draft) was developed. The characteristics of the draft requirements are technology-neutral requirements, which are applicable to any types of GEN-IV reactors such as very high temperature reactor (VHTR) or sodium-cooled fast reactor (SFR) and are risk-informed and performance-based requirements with utilizing an integrated deterministic and probabilistic approach.

2. The draft risk-informed review guideline for safety of future innovative reactor design was developed. This draft review guideline consists of the frequency-consequence (F-C) curve, the selection process of licensing basis event (LBE) and its acceptance criteria, the classification of safety importance of the SSCs (Structure, system and components), etc. The F-C curve which is one of the most essential technical elements within the technology neutral-regulatory framework. Especially in this study, 3 types of frequency-consequence are derived from them which are commonly used in foreign countries. And the analysis of the weakness and the strength for each type are performed.

3. The draft review guide on the technical acceptability of PSA for future innovative reactors was developed. This draft review guideline provides criteria of technical acceptability to PSA scope, the high level requirements of technical element and functional attributes of PSA for future innovative reactors. In addition, the detailed supplementary guides on the scope, the high level requirements of technical element, and functional attributes of PSA are attached.

4. The draft review guide for the level 3 PSA of nuclear power plants was developed. In this guide, the background, purpose, scope, organization of the review team, and application of the review guide for the Level-3 PSA are described as the basic review items. The goal of the Level-3 PSA is the consequence analysis. The detailed review guides, for the each area of technical steps in the consequence analysis, is described in the draft guide. Also, the confirmation of the level-3 PSA feasibility by way of trial was tried, the application of the results was suggested.

5. Methodology of selection of licensing basis events and safety analysis of GEN-IV reactors was developed. The safety assurance of conventional deterministic method and risk-informed method was reviewed. And, the requirements for safety assurance were reviewed. To assure the safety of advanced reactors, it is desirable that strength and weakness of conventional deterministic method and risk-informed method should be appropriately considered. To use harmoniously conventional deterministic method and risk-informed method, it is recommended that loss-of-off-site-power, system interactions, common cause failures, and human errors should be accounted in PSA, and the initiating events in the conventional deterministic approach should be also comprehensively reviewed. Thus, safety- evaluation method consisted with 9-steps, which consolidates the conventional deterministic and risk-informed methodologies, is proposed.

6. Licensing procedures and the related regulatory requirements, except for technical requirements, for future innovative reactors were developed. The integrated analysis of the existing regulatory framework and attributes of future innovative reactor showed that it is desirable to apply the existing two-step licensing process (construction permit/ operating license) for LWR to the future reactors. From the applicability evaluation of the existing rules/regulations concerned with licensing process, it was identified that most of them are applicable to regulate future innovative reactors without change.

7. For developing a technology-neutral regulatory framework for future innovative reactors, various technical information from the results of international cooperative researches and etc., were collected. To do this, the KINS-KAERI technical information exchange meetings were held yearly from 2007 to 2009. Also, the KINS-JNES regulatory technical information exchange meeting of Sodium-cooled FBR (Mon-ju) was held on November 2009. In addition to them, active participation to various international technical conferences or technical meetings with foreign experts was performed to get the state of the arts of regulation of GEN-IV reactors.

(출처 : SUMMARY 9p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 8
• Contents ... 12
• 목차 ... 14
• 표목차 ... 15
• 그림목차 ... 16
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 17
• 제1절 연구개발의 목적 ... 19
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 19
• 제3절 연구 범위 ... 19
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 21
• 제1절 국내 기술개발 현황 ... 23
• 1. 미래 신개념원자로 기술개발 현황 ... 23
• 2. 미래 신개념원자로 규제기술개발 현황 ... 24
• 제2절 국외 기술개발 현황 ... 25
• 1. 미래 신개념원자로 기술개발 현황 ... 25
• 2. 미래 신개념원자로 규제기술개발 현황 ... 29
• 제3절 국내외 기술수준 비교 ... 30
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 31
• 제1절 기술중립형 일반안전기술요건(안) 및 법제화 방안 개발 ... 33
• 1. 기술중립형 일반안전기술요건(안) 개발 ... 33
• 2. 신개념 원자로 일반안전기술요건(안) 법제화 방안 개발 ... 41
• 제2절 리스크정보 활용 설계안전성평가 지침(안) 개발 ... 47
• 1. 평가지침(안) 개발 배경 ... 47
• 2. 평가지침(안) 개발 방법 ... 48
• 3. 평가지침(안) 주요 내용 ... 48
• 제3절 PSA 기술적 적합성 평가지침(안) 개발 ... 55
• 1. 평가지침(안) 개발 배경 ... 55
• 2. 평가지침(안) 개발 방법 ... 55
• 3. 평가지침(안) 주요 내용 ... 56
• 제4절 원전 3단계 LEVEL 3 PSA 결과 검토지침(안) 개발 ... 60
• 1. 평가지침(안) 개발 배경 ... 60
• 2. 평가지침(안) 개발 방법 ... 60
• 3. 평가지침(안) 주요 내용 ... 61
• 제5절 허가기반사건(LBE) 설정 및 안전성 평가 방법론 개발 ... 65
• 1. 개발 배경 ... 65
• 2. 개발 방법 ... 65
• 3. 검토결과 ... 66
• 4. 허가기반사건 설정 및 안전성평가 방법론의 주요 내용 ... 67
• 제6절 신개념 원자로 인허가 관련 규제요건(안) 개발 ... 69
• 1. 개발 배경 ... 69
• 2. 개발 내용 ... 69
• 3. 미래 신개념원자로 실증로 인허가 절차요건(안) 수립 ... 70
• 4. 인허가 단계별 규제요건(안) 개발 ... 70
• 제7절 신개념 원자로 국제공동연구 개발성과 및 핵심데이터 기반구축 ... 73
• 1. 기반 구축 배경 ... 73
• 2. 추진 전략 및 방법 ... 73
• 2. 추진 결과 ... 74
• 제4장 연구개발 목표 달성도 및 관련분야의 기여도 ... 85
• 제1절 연구개발 목표 달성도 ... 87
• 제2절 관련 분야 기여도 ... 92
• 1. 경제·산업적 측면 ... 92
• 2. 사회적 측면 ... 92
• 3. 기술적 측면 ... 92
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 93
• 제1절 제4세대 원자로시설의 개발일정 ... 95
• 제2절 연구개발결과의 활용계획 ... 96
• 1. 기술중립형 일반안전기술요건(안) 및 이에 대한 법제화 방안 ... 96
• 2. 리스크정보 활용 설계안전성평가 지침(안) ... 96
• 3. PSA 기술적 적합성 평가지침(안) 및 LEVEL 3 PSA 결과 검토지침(안) ... 96
• 4. 허가기반사건 설정 및 안전성 평가 방법론 ... 96
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 97
• 제7장 참고문헌 ... 101
• 부록 : 주요 약어 정리 ... 107
• 끝페이지 ... 110