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국제 원자력 사고 등급

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목차

1. 개요

국제 원자력 사고 등급(INES)은 원자력 사고의 심각성을 평가하기 위한 지표로, 1990년 시험 운용을 거쳐 1992년 각국에 공식 채택되었다. INES는 사고의 영향 범위를 기준으로 사업소 외 영향, 사업소 내 영향, 심층 방호의 열화 등 세 가지 기준을 적용하여 레벨 0부터 7까지 8단계로 등급을 매긴다. 레벨 7은 체르노빌 및 후쿠시마 원자력 발전소 사고와 같이 방사성 물질의 대량 외부 방출을 의미하는 '심각한 사고'이며, 레벨 6은 '대사고', 레벨 5는 '시설 외부로의 위험을 수반하는 사고'로 분류된다. 레벨 4는 '시설 내부의 위험을 수반하는 사고', 레벨 3은 '중대한 이상 사건', 레벨 2는 '이상 사건', 레벨 1은 '이례적인 사건', 레벨 0은 '척도 미만'으로 안전에 영향을 주지 않는 사건을 의미한다. 방출된 방사성 물질의 심각성은 요오드-131 등가 환산 배율 계수를 사용하여 평가하며, 사고 시 방출된 각 핵종의 방사능과 요오드 환산값을 비교하여 사고의 규모를 파악한다.

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국제 원자력 사고 등급
이름국제 원자력 사고 등급
로마자 표기Gukje Wonjaryeok Sago Deunggeup
영어 이름International Nuclear Event Scale
약칭INES
설명원자력 및 방사능 관련 사고의 심각도를 평가하기 위한 척도이다.
개발IAEA (국제원자력기구)
관련 기관IAEA
OECD/NEA (경제협력개발기구/원자력기구)
분류 체계0등급: 유의미하지 않은 사고
1등급: 이상 현상
2등급: 고장
3등급: 심각한 사고
4등급: 지역적 결과가 있는 사고
5등급: 광범위한 결과가 있는 사고
6등급: 심각한 사고
7등급: 대형 사고
등급 기준방사선 노출량
방사능 오염 범위
방호 시스템 손상 정도
한국어 번역국제 원자력 사상 척도
국제 원자력 사고 척도
국제 원자력 행사 척도
관련 문서원자력지식정보관 원자력사고등급 분류
참고자료원전안전운영정보시스템/INES분류 체계

2. 사고·고장의 종류

원자력 발전소에서는 운전 중 다양한 상황이 발생할 수 있으며, 이는 정상적인 운전 정지부터 심각한 사고까지 여러 종류로 분류된다. 이러한 분류는 원자력 안전 관리 및 비상 대응 체계를 수립하는 데 기초가 된다. 주요 사고 및 고장의 종류는 다음과 같다.


  • 원자력 발전소 정지: 발전소 운영을 멈추는 상황으로, 원자로 정지, 터빈 정지, 발전기 정지가 있다. 이 중 원자로 정지는 안전 확보를 위한 중요한 예방 조치에 해당한다.
  • 설계기준사고(DBA): 원자력 발전소를 설계할 때 안전성을 확보하기 위해 미리 가정하고 대비하는 사고 유형이다. 발전소는 이러한 사고 발생 시에도 안전한 상태를 유지하도록 설계된다.
  • 설계기준초과사고(BDBA) 및 설계확장조건(DEC): 설계기준사고의 범위를 넘어서거나 초기 설계 단계에서 고려되지 않았던 더 심각한 사고 시나리오를 의미한다. 원자력 안전 규제가 강화되면서 이러한 사고에 대한 대비가 중요해졌으며, 특히 유럽 등에서는 이를 설계확장조건(DEC)으로 정의하여 신규 원전 설계에 반영하고 있다.
  • 중대사고(Severe Accident): 노심 손상을 동반하는 가장 심각한 수준의 사고를 말하며, 노심용융과 같은 현상이 발생할 수 있다. 중대사고 발생 가능성을 낮추고 사고 발생 시 영향을 완화하기 위한 별도의 설비(중대사고 완화 설비)가 요구된다.

2. 1. 원자력 발전소 정지

원자력발전소는 핵연료의 핵분열 반응으로 열을 만드는 원자로, 이 열로 증기를 만들어 기계적 에너지로 바꾸는 터빈, 그리고 이 에너지를 전기 에너지로 변환하는 발전기로 구성된다. 각 기기에는 고장이 발생했을 때 스스로를 보호하는 장치가 있으며, 이 보호 장치가 작동하면 해당 기기(원자로, 터빈, 발전기)가 '정지'된다. 따라서 원자력발전소에는 원자로 정지, 터빈 정지, 발전기 정지의 세 가지 종류가 있다.

이 세 가지 정지는 상황에 따라 서로 연계될 수도 있고, 그렇지 않을 수도 있다. 예를 들어, 터빈 계통의 급수펌프가 고장 나면 터빈과 발전기만 정지하여 전력 생산을 멈출 수 있다. 이때 원자로는 보조 계통(원자로 출력 급감발 계통, 주증기 우회 덤프 계통 등)을 이용해 즉시 정지하지 않고 출력을 낮춰 운전을 계속할 수 있다. 많은 경우가 이에 해당하지만, 일반적으로 이 세 가지 경우를 통틀어 '원자력발전소 정지'라고 부르기도 한다. 이 중 터빈 정지와 발전기 정지는 원자력 안전성과는 비교적 관련이 적으며, 일반적인 화력발전소 등에서도 비슷한 상황이 발생할 수 있다.

원자력 발전소의 안전성과 직접적으로 관련된 것은 원자로 정지이다. 원자로 정지는 기기 고장 등으로 발전소의 안전 유지에 우려가 생기거나 영향이 있을 때, 원자로 내부 핵연료의 핵분열 연쇄 반응을 멈추게(미임계, sub-critical|서브크리티컬eng) 하여 그 영향을 최소화하고 사고로 이어지는 것을 막기 위한 조치이다. 원자로 정지는 주로 핵연료 내부로 제어봉을 삽입하여 연쇄 반응을 멈추는 방식과, 필요시 원자로 냉각재에 중성자 흡수 물질을 주입하는 방식으로 이루어진다. 따라서 '원자로 정지'는 사고 발생을 의미하는 것이 아니라, 오히려 원자로가 안전한 상태로 들어섰음을 의미한다.

2. 2. 설계기준사고(Design Basis Accident)

원자로 시설의 구조, 계통, 기기를 설계할 때 고려하는 가상의 사고를 의미한다. 원자로 시설은 설계기준사고가 발생하더라도 핵연료가 손상되거나 허용 기준을 넘는 방사선 피폭이 발생하지 않고, 안전한 상태를 유지할 수 있도록 설계되어야 한다.

설계기준사고 개념은 1950년대에서 1960년대 사이 미국이 상업용 원자력 발전소를 개발하면서 처음 도입되었다. 당시 미국 원자력법은 원자력 발전소가 일반 대중에게 '적절한 보호'(adequate protectioneng)를 제공해야 한다고 규정했다. 이러한 공중의 안전을 지키기 위해, 발생 가능성은 낮지만 원자력 발전소 설계 시 반드시 고려해야 하는 사고들이 정해졌다. 현재 미국에서 운영 중인 대부분의 원자력 발전소는 이 사고 목록을 설계기준사고로 적용하여 1960년대 후반부터 1970년대 초반에 걸쳐 허가를 받고 운영되기 시작했으며, 이 과정에서 해당 사고들이 설계기준사고로 정형화되었다.

미국 원자력 규제 위원회(US NRC)는 설계기준사고를 ‘원자력 발전소가 일반인의 건강 및 안전을 보장하기 위해 필요한 설비들을 유지하며 견딜 수 있도록 설계해야 하는 가상 사고’로 정의한다.[19] 국제 원자력 기구(IAEA)는 이를 ‘원자로 시설이 설계 기준 및 보수적인 방법론에 따라 설계에 적용해야 하는 가상적인 사고 조건으로, 사고로 인해 방출되는 방사성 물질의 양이 허용 제한치 미만으로 유지되어야 한다’고 정의하고 있다.[20]

대한민국에 도입된 원자력 발전소는 대부분 미국의 원자력 발전소 설계를 기반으로 하며, 설계기준사고 목록 역시 미국의 것을 그대로 도입하였다. 설계기준사고에는 여러 종류가 있지만, 대표적으로 핵연료의 냉각 기능에 이상을 일으킬 수 있는 냉각재 상실사고(냉각재인 물이 유출되거나 냉각재의 흐름이 멈추는 사고)가 있다.

설계기준사고에 대비한 안전 설비의 설계 및 사고 평가는 원자력 발전소 건설 허가 및 운영 허가 신청 서류인 안전성분석보고서에 기술된다. 설계기준사고에 대비한 안전 설비에 대해서는 엄격한 품질 관리 기준이 적용되고, 하나의 기기가 고장 나더라도 다른 기기가 같은 기능을 수행할 수 있어야 한다. 또한, 정기적인 시험 및 검사를 통하여 안전 설비의 고장을 사전에 파악하고 성능이 지속적으로 유지됨을 확인할 수 있어야 한다.

2. 3. 설계기준초과사고(Beyond Design Basis Accident)

설계기준초과사고는 설계기준사고보다 더 심각한 사고를 의미하며, 넓은 의미로는 원자력발전소의 초기 설계 단계에서 고려되지 않았던 사고 유형을 가리킨다. 실제로는 1960년대와 1970년대 미국에서 정립된 설계기준사고 목록에는 포함되지 않았지만, 이후 원자력발전소의 안전성을 높이기 위해 대비가 필요하다고 판단된 사고들을 지칭하는 용어로 사용되고 있다.

예를 들어, 1970년대 중반에는 원자로가 정지되어야 하는 상황에서 안전 등급 설비로 설계된 원자로 정지 시스템이 작동하지 않는 사고에 대한 대비 필요성이 제기되어 추가적인 설비 보완이 이루어졌다. 또한 1980년대 중반에는 원자력발전소의 모든 교류 전력이 상실되는 설계기준사고에 대비해 설치된 안전 등급 설비인 비상 디젤 발전기 2대가 모두 고장 나는 상황, 즉 발전소 정전 사고(SBO)에 대비하기 위해 추가적인 대체 교류 발전기를 설치하게 되었다. 2001년 9.11 테러 이후에는 항공기가 원자력발전소에 충돌하는 사고 역시 설계기준초과사고로 분류되어 안전성 향상 차원에서 대비책이 마련되었다.

미국은 이러한 설계기준초과사고에 대해 새로운 설비를 추가하거나 기존 설비를 보완하는 방식으로 대응해왔다. 또한, 사고 발생 시 발전소 운전원이 따라야 하는 비상 운전 절차를 보완하는 등 안전성 향상을 위한 노력을 지속했다. 반면, 유럽에서는 2000년대 이후 설계기준초과사고를 설계확장조건(DEC)이라고 부르며, 기존 설계기준사고에서 고려되지 못한 사고들에 대한 안전성을 더욱 강화하고 있다. IAEA의 원자력발전소 설계 안전기준(SSR 2/1, 2012년 발간, 2016년 개정)[21]에 따르면, 새로 건설되는 원자력발전소는 설계기준사고보다 심각한 사고 중에서 설계확장조건을 선정하고, 이에 대한 명확한 대응 수단을 설계 과정에서부터 갖추도록 규정하고 있다. 이는 신규 원전에 대한 미국의 접근 방식보다 더 강화된 조치로 평가된다.

2. 4. 설계확장조건(Design Extension Condition)

설계확장조건(Design Extension Condition, DEC)은 설계기준사고보다 더 심각한 사고를 의미하며, 초기 원자력발전소 설계에서는 고려되지 않았던 사고 유형을 포괄한다. 실질적으로는 1960년대와 1970년대 미국에서 정립된 설계기준사고 목록에는 포함되지 않았지만, 이후 원자력발전소의 안전성 향상을 위해 대비가 필요하다고 인식된 사고들을 지칭하는 용어로 사용되고 있다.

예를 들어, 다음과 같은 사고들이 설계기준초과사고 또는 설계확장조건의 범주에 포함된다.

  • 1970년대 중반 제기된 문제로, 원자로가 정지되어야 하는 상황에서 안전등급 설비인 원자로 정지 계통이 작동하지 않는 사고. 이에 대비하기 위해 추가적인 설비 보완이 이루어졌다.
  • 1980년대 중반 제기된 문제로, 원자력발전소의 교류 전력이 완전히 상실되는 설계기준사고(발전소 완전 정전, Station Blackout, SBO)에 대비해 설치된 비상 디젤 발전기 2대가 모두 고장 나는 경우. 이를 대비하여 추가적인 대체 교류 발전기를 구비하게 되었다.
  • 2001년 9·11 테러 이후, 항공기가 원자력발전소에 충돌하는 사고 역시 안전성 향상 차원에서 대비해야 할 설계기준초과사고로 간주되었다.


미국은 이러한 설계기준초과사고에 대해 새로운 설비를 추가하거나 기존 설비를 보완하고, 발전소 운전원이 숙지해야 할 비상운전절차를 보완하는 방식으로 대응해왔다.

반면, 유럽에서는 2000년대 이후 설계기준초과사고를 '설계확장조건(DEC)'이라는 용어로 정의하며 안전 기준을 더욱 강화했다. IAEA 역시 원자력발전소 설계에 관한 안전기준(SSR 2/1, 2012년 발간, 2016년 개정)[21]을 통해 신규 원자력발전소는 설계기준사고보다 심각한 사고 중에서 설계확장조건을 선정하고, 이에 대한 명확한 대응 수단을 설계 과정에서 갖추도록 규정하고 있다. 이는 신규 원전에 대해 설계기준초과사고에 대한 미국의 접근 방식보다 한층 강화된 조치로 평가받는다.[21] 설계확장조건은 기존에 설계기준초과사고로 고려되던 다양한 사고 상태뿐만 아니라, 원자로의 핵연료가 녹아내리는 노심용융사고(중대사고) 상태까지 포함하는 포괄적인 개념이다.

대한민국에서는 원자력안전법에 따라 원자력 발전소 운영허가를 신청할 때 사고관리계획서를 의무적으로 제출해야 한다. 이 계획서에는 중대사고 발생을 예방하는 능력과, 중대사고 발생 시 방사성 물질의 외부 유출을 완화하는 능력에 대한 평가 결과가 포함되어야 한다. 따라서 신규 원자력발전소의 사고관리계획에는 설계확장조건에 해당하는 사고들에 대한 대응 방안이 고려된 중대사고 예방 및 완화 능력이 반드시 포함되어야 한다.

2. 5. 중대사고(Severe Accident)와 중대사고 완화 설비

중대사고(Severe Accident)는 방사능 방출 여부와 관계없이, 설계기준사고를 초과하여 노심 손상을 일으키는 사고를 말한다.

중대사고의 주요 원인은 노심에서 발생하는 붕괴열이다. 정상 운전 시에는 냉각수가 이 붕괴열을 제거하지만, 냉각수 공급에 문제가 생기면 원자로 내부의 냉각수 수위가 낮아져 핵연료봉 상부가 노출된다. 이로 인해 노심의 열을 충분히 제거하지 못하면 핵연료봉 온도가 상승하여 피복재가 녹거나 파손될 수 있다.

중대사고 시에는 다음과 같은 주요 현상이 발생할 수 있다.

  • 노심 용융
  • 용융물 풀(pool) 형성 및 재배치
  • 고압용융물 분출(HPME)
  • 격납건물 직접가열(DCH) 및 파손
  • 수소 폭발
  • 노심용융물과 냉각수 반응(FCI)
  • 노심용융물과 콘크리트 반응(MCCI)


이러한 중대사고가 발생하더라도 사고의 영향을 완화하기 위한 설비들이 마련되어 있으며, 이를 '중대사고 완화 설비'라고 부른다. 이 설비들은 노심의 잔열 제거, 원자로 용기의 건전성 확보, 격납건물의 건전성 확보 기능을 돕는다.

주요 중대사고 완화 설비와 기능은 다음과 같다.

  • 원자로 용기 외부 냉각: 노심 용융이 진행되어 노심용융물 풀이 원자로 용기 하부에 형성될 경우, 원자로 용기 외부 공동(cavity)에 물을 채워 용기 외부에서 잔열을 제거한다. 이는 용융된 노심이 원자로 용기 밖으로 누출되는 것을 막기 위함이다.
  • 공동침수계통: 만약 원자로 용기 외부 냉각에 실패하여 노심용융물이 원자로 공동으로 방출될 경우, 이를 냉각시키기 위한 설비이다. 이를 위해 원자로 공동 바닥은 일정 면적 이상 확보되어야 한다.
  • 수소 제어 설비: 중대사고 시 핵연료 피복재의 산화반응 등으로 수소가 발생하여 폭발할 위험이 있다. 이를 방지하기 위해 수소점화기나 피동형촉매 수소재결합기(PAR)를 주요 지점에 설치하여 수소 농도를 안전한 수준으로 낮춘다.
  • 안전감압계통(Safety Depressurization System, SDS): 원자로냉각재계통의 압력을 낮추어 고압 상태에서 노심용융물이 분출되는 현상을 방지한다.
  • 원자로 공동 설계: 노심용융물에 의한 격납건물 직접가열 현상을 완화하기 위해, 원자로 공동에서 이탈하는 노심용융물의 양을 줄일 수 있도록 설계된다.
  • 격납건물 여과배기계통(Filtered Containment Venting System, FCVS): 노심용융물과 콘크리트 반응 등으로 발생하는 기체로 인해 격납건물 내부 압력이 과도하게 상승하는 것을 막기 위한 설비이다. 이 설비는 격납건물 내부 기체를 외부로 배출시키되, 기체에 포함된 핵분열 생성물을 필터로 여과하여 방사성 물질의 외부 유출을 최소화한다.

3. 사고·고장 발생 시 조치

원자력발전소를 운영하는 미국[22] 등 전 세계 모든 국가는 원자력발전소에서 발생하는 안전 관련 사건을 규제기관에 보고하도록 의무화하고 있으며, 국제원자력기구(IAEA)는 이에 대한 지침[23]을 제공한다.

대한민국은 IAEA 지침에 근거하여, 1992년 '원자력시설의 사고·고장 보고체계에 관한 고시'[24]를 제정하여 운영하고 있다. 이에 따라 원자력발전소 운영 중 안전에 영향이 없는 경미한 고장은 발전사업자가 자체적으로 점검 및 시정 조치를 수행한다. 그러나 방사선 장해 발생, 원자로 정지, 지진·화재 등 재해로 인한 위험 발생 또는 우려 시에는 관련 규정[25]에 따라 규제기관인 원자력안전위원회에 의무적으로 보고해야 한다. 보고된 사건에 대해 원자력안전위원회는 한국원자력안전기술원 전문가 중심의 사건조사팀을 현장에 파견하여 조사하며, 그 결과를 바탕으로 사업자에게 재발 방지를 위한 보완 조치 등을 요구한다.

3. 1. 원자로 상태별 관리 절차서와 지침서

원자로 상태절차서 혹은 지침서
설계기준사고 이내의 정상 영역정상 운전절차서
설계기준사고 이내의 비정상 영역이상 운전절차서
설계기준사고비상 운전절차서(최적복구)
설계기준초과사고비상 운전절차서(기능회복)
중대사고중대사고 관리지침서
다수호기 중대사고광역손상 완화지침서


  • 비상운전절차서(최적복구): 사고의 유형이나 초기 사건이 명확하게 나타나는 경우에 한해, 사고에 대한 최적의 대응 지침들이 기술되어 있다. 각 사고는 사고의 심각성 및 안전 방호벽의 상태를 감시하는 필수 안전 변수의 기능 저하에 미치는 영향의 정도에 따라 구성된다. 사고에 대한 파악 및 유형이 명확히 보이는 사고들에 대한 것이므로 '사건유형별 절차서'라고도 한다.
  • 비상운전절차서(기능회복): 사고 진단이 어렵거나 사고의 유형이 최적복구 절차서에 포함되지 않아 발전소를 안정 상태로 복구하는 것이 불가능한 경우에는 기능회복 절차서의 지침들을 수행한다. 원인 파악이 명확히 되지 않더라도 나타나는 변화들로부터 사고의 경과를 파악할 수 있으므로 '징후별 절차서'라고도 한다.

3. 2. 정보 공개

원자력발전소를 운영하는 전 세계 모든 국가는 원자력발전소에서 발생하는 안전 관련 사건을 규제기관에 보고하도록 규정하고 있으며, 국제원자력기구(IAEA)는 이에 대한 지침[23]을 제공한다.

대한민국은 IAEA 지침에 근거하여, 1992년 '원자력시설의 사고·고장 보고체계에 관한 고시'[24]를 제정하여 보고 대상, 방법, 절차, 사고·고장 등급 분류에 관한 세부사항을 규정하였다. 원자력발전소 운영 중 발전소 출력이나 안전에 영향이 없는 경미한 고장이 발생하면 발전사업자는 자체적으로 점검하고 시정 조치를 수행한다. 그러나 사건으로 인해 방사선 장애가 발생했거나, 원자로 정지 등 고장 발생, 지진·화재·기타 재해로 원자력 시설이나 방사성 물질 등에 위험이 발생하거나 발생할 우려가 있는 경우에는 관련 규정[25]에 따라 규제기관인 원자력안전위원회에 보고하고 인터넷에 공개해야 한다. 원자력안전위원회는 한국원자력안전기술원 전문가들을 중심으로 사건조사팀을 구성하여 현장에 파견하며, 조사팀의 보고서를 바탕으로 사업자에게 사건 재발 방지를 위한 보완 요구 등 관련 조치를 한다.

원자력안전위원회 고시[26]에서 정한 보고 대상 사건이 발생하면, 발전사업자는 사건 발생 일시, 장소, 사건 내용, 방사선 장애 유무 등을 다음 근무일까지 대중에게 공개한다.[27] 이와 별도로, 규제 차원에서도 국민의 알 권리를 충족하고 규제의 투명성과 신뢰성을 높이기 위해 규제기관인 원자력안전위원회와 사건 조사를 담당하는 한국원자력안전기술원의 홈페이지 및 원전안전운영정보시스템(OPIS)[28]를 통해 관련 정보를 공개한다. 특히 원전안전운영정보시스템(OPIS)은 사건 대응 체계, 각 사건에 대한 규제 차원의 조사 결과(총 698건), 부지별·연도별·시설별·계통별·원인별 현황, 시각적 통계 그래프, 사건 검색 등 다양한 기능을 제공한다. 또한, 전 세계 원전 운영 현황과 각 사건에 대한 등급 평가 결과 등 다양한 정보도 포함한다.

국제적으로는 국제원자력기구(IAEA)가 주도하여 각 회원국에서 발생하는 중요 사건을 관리한다. 사건 관련 정보는 IRS(Incident Reporting System), 사건 등급 평가는 INES(International Nuclear and Radiological Event Scale) 시스템에서 수집하여 각 회원국에 관련 정보를 제공하지만, 일반 대중에게는 공개하지 않는다. IAEA 회원국인 대한민국은 원자력발전소에서 발생하는 중요 사건에 대한 정보 및 등급 평가 결과를 IAEA에 제공하며 국제적 정보 공유에 협력한다.

국제 원자력 사고 등급(INES)는 원자력 사고의 영향을 일관된 기준으로 평가하기 위해 만들어진 척도로, 1990년부터 시험적으로 운용되기 시작했으며,[2] 1992년에는 각국에 공식적인 채택이 권고되었다.[2]

3. 3. 원자로 안전성평가

원자로 안전 관련 사건 발생 시, 한국원자력안전기술원은 규제 차원의 안전성 평가(사건조사)를 수행한다. 원자력안전위원회는 이 조사 결과를 토대로 원자로 재가동 승인 등 규제 조치를 결정한다.

사건 안전성 평가는 다음 사항들을 종합적으로 점검한다:

  • 원인 규명: 사건 발생 원인을 파악하고, 발전소 계통 및 기기가 설계대로 작동했는지 확인한다.
  • 대응 평가: 과도상태를 포함한 사건 전개 과정에서 발전사업자의 대응이 적절했는지 평가한다.
  • 결과 확인: 발전소 주요 변수가 허가 범위 내에서 유지되었는지 확인한다.
  • 안전 기능 점검: 발전소 안전 기능, 특히 핵연료 및 원자로 냉각 기능 등 필수 안전 기능의 건전성에 미친 영향을 평가한다.
  • 방사선 영향 점검: 사건으로 인한 종사자의 방사선 피폭 및 방사성 물질의 소내외 방출 여부를 점검한다.


원인 평가 단계에서는 기기 고장이 원인일 경우, 해당 기기의 설계, 구매, 설치, 정비, 운전 등 관리 적절성을 파악한다. 인적 오류가 연관되었다면 그 원인도 분석하며, 유사 사건 재발 시 그 원인도 확인한다.

과도상태 평가는 두 가지 주요 측면에서 이루어진다. 첫째, 안전설비를 포함한 발전소 계통·기기가 설계대로 적절히 작동했는지(설비 적절성) 확인한다.[29] 둘째, 운전팀 등 발전소 종사자가 훈련 내용과 절차에 따라 적절히 대응했는지, 그리고 훈련 내용 및 절차 자체가 적절했는지(인적 성능 적절성) 확인한다. 이를 통해 과도상태가 발전소 안전성에 미친 영향을 평가한다.

최종적으로 원자력안전위원회는 발전사업자가 제출한 사건 재발 방지 대책(시정조치)의 적절성을 평가한다. 이 과정은 파악된 원인과 결과가 시정조치에 충분히 반영되었는지 확인하는 것으로, 동일 유형 사건의 재발 방지를 보증하는 중요한 안전성 평가 단계이다.

4. 역사적 사건

국제 원자력 사고 등급(INES)은 원자력 관련 사건 및 사고의 심각성을 대중에게 알기 쉽게 전달하기 위해 국제 원자력 기구(IAEA)와 경제협력개발기구 원자력기구(OECD/NEA)가 1990년에 도입한 척도이다.[2] 1992년부터 각국에 공식적인 사용이 권고되었으며, 일본은 같은 해 8월에 이를 채택했다.[2]

INES는 사고의 영향을 기준으로 0단계부터 최고 7단계까지 총 8단계로 구분한다. 각 단계별 대표적인 역사적 사건은 다음과 같다.



이 외에도 3단계 이하의 다양한 사건들이 기록되어 있으며, 각 사고의 구체적인 내용과 영향은 해당 등급별 설명에서 더 자세히 다룬다.

4. 1. 7단계 (심각한 사고)

'심각한 사고'는 방사성 물질이 외부로 중대하게 방출되는 경우를 의미하며, 구체적으로는 아이오딘-131로 환산했을 때 수만 테라베크렐(TBq) 이상에 해당한다.[30] 현재까지 이 등급으로 분류된 사고는 두 건이다.

  • '''후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고'''
  • * '''발생 국가:''' 일본
  • * '''발생 일자:''' 2011년 3월 11일
  • * '''원인:''' 2011년 도호쿠 지방 태평양 해역 지진과 뒤이은 강력한 지진 해일로 인해 도쿄전력이 운영하던 후쿠시마 제1 원자력 발전소의 외부 전원 공급이 끊기고 비상 발전기마저 침수되어 냉각 시스템이 완전히 마비되었다. 이로 인해 원자로 1~4호기에서 노심용융 및 수소 폭발이 연쇄적으로 발생했다. 이는 예측 불가능한 자연재해에 대한 대비 부족과 운영상의 문제점이 결합된 복합적인 재난으로 평가된다.
  • * '''영향:''' 체르노빌 원자력 발전소 사고와 함께 국제 원자력 사고 등급(INES) 최고 단계인 7단계로 분류되었다.[3][4] 사고 이후에도 원자로에서 방사성 물질이 지속적으로 공기 중으로 누출되고 있으며, 손상된 원자로 시설로 빗물과 지하수가 유입되어 고농도 방사능 오염수가 계속해서 생성되고 태평양으로 유출되고 있다. 일본 정부의 오염수 처리 결정과 관련 정보 공개 과정에서의 투명성 부족은 국제 사회의 지속적인 우려와 비판을 받고 있다. 누출된 방사성 물질로 인해 발전소 주변 지역은 물론 일본 동북부 광범위한 지역의 토양과 해양이 심각하게 오염되었으며, 편서풍과 해류를 통해 방사성 물질이 태평양 전역으로 확산되었다. 국제 사회는 후쿠시마 사고로 인한 방사성 물질 유출 총량이 체르노빌 사고와 유사한 수준일 것으로 추정하고 있다. 2017년 기준으로 수질 오염도는 체르노빌 사고 당시보다 높은 수준이며, 토양 오염도에 대한 상세 정보는 일본 정부가 충분히 공개하지 않고 있다는 비판이 있다.

4. 2. 6단계 (대형 사고)

6단계는 '대형 사고'(Major Accidenteng)로 분류되며, 방사성 물질이 상당량 외부로 방출된 경우를 의미한다. 요오드-131 등가로 수 페타베크렐(PBq)에서 수십 페타베크렐 상당의 방사성 물질이 외부로 누출되는 수준으로, 수천에서 수만 테라베크렐(TBq)에 해당한다.[30] 원자로나 방사성 물질을 막는 장벽에 치명적인 손상이 발생한 경우도 포함된다.

대표적인 사례로는 1957년 9월 29일 소련(현 러시아)에서 발생한 '''키시팀 사고'''가 있다.

  • '''원인:''' 약 70~80톤의 방사성 폐기물을 저장하고 있던 탱크의 냉각 장치가 고장 나면서 내부 온도가 상승했다. 이로 인해 건조해진 폐기물이 TNT 70~100톤 폭발력에 해당하는 비핵 폭발을 일으켰다.
  • '''영향:''' 폭발로 인해 160톤 무게의 콘크리트 뚜껑이 파괴되었으며,[31] 사고로 인한 즉각적인 사망자는 없었으나, 약 2~50 메가퀴리(MCi, 74 ~ 1,850 페타베크렐)에 이르는 막대한 양의 방사성 물질이 외부로 누출되었다.[32][33]

4. 3. 5단계 (시설 외부로의 위험을 수반한 사고)

시설 외부로의 위험을 수반한 사고이다. 방사성 물질의 외부 방출이 한정적으로 일어나며, 아이오딘-131 등가로 수백에서 수천 테라베크렐 상당의 방사성 물질이 외부로 누출되거나, 원자로 용기에 중대한 손상을 입은 경우에 해당한다.[30]

아래는 5단계로 분류된 주요 사고 사례이다.

  • '''척 리버 연구소 원자로 폭발 사고'''
  • * '''발생 국가:''' 캐나다
  • * '''발생 일자:''' 1952년 12월 12일
  • * '''원인:''' 원자로 노심 손상으로 인한 원자로 파괴
  • * '''영향:''' 주변 4000km2가 오염되었으며, 1,000명 이상의 시민들이 고농도 방사선에 노출되었다.

  • '''윈드스케일 화재'''
  • * '''발생 국가:''' 영국
  • * '''발생 일자:''' 1957년 10월 10일
  • * '''원인:''' 어닐링 과정 중 1호기 원자로 노심에서 발생한 화재
  • * '''영향:''' 아이오딘-131이 누출되어 사고 이후 약 240명에게 갑상선암이 발병한 것으로 추정되며, 해당 지역의 농축산품이 강제로 폐기되었다.

  • '''고이아니아 사고'''
  • * '''발생 국가:''' 브라질
  • * '''발생 일자:''' 1987년 9월 13일
  • * '''원인:''' 폐기된 병원에 방치된 방사선 치료 기기를 고물상 업자가 세슘-137 방사선원인지 모르고 해체하여 주변에 유통시킴.
  • * '''영향:''' 4명이 고농도 방사선 피폭으로 사망하였으며, 주변 약 300여 명의 사람들이 고농도 방사선에 피폭되었다.

4. 4. 4단계 (시설 내부의 위험을 수반한 사고)

시설 내부의 위험을 수반한 사고이다. 방사성 물질의 소량 외부 방출이 발생하여, 일반인이 법정 연간 피폭 한도를 초과하는 수준(시간당 수 밀리시버트(mSv)에 달하는 정도)의 방사선에 노출되는 경우에 해당한다.[30] 또한 원자로 노심이나 방사성 물질 방벽이 상당히 손상되거나, 시설 종사자가 치사량에 이를 수 있는 방사선에 피폭되는 경우도 4단계로 분류된다.[30]

주요 사고 사례는 다음과 같다.

4. 5. 3단계 (중대한 이상)

INES 3단계는 중대한 이상(Serious Incident)에 해당한다.[35] 이는 방사성 물질의 극히 소량 외부 방출로 이어져, 일반인이 법정 연간 한도의 10분의 1을 초과하는 정도(수 mSv의 10분의 1 수준)의 방사선에 피폭되는 경우를 포함한다. 또한, 원자력 시설 종사자가 심각한 수준의 방사성 물질 오염을 겪거나, 급성 방사선 장애(예: 피부 화상)를 일으킬 정도의 방사선에 피폭되는 경우도 해당된다. 안전 시스템의 심층 방호 기능이 상실되어, 추가적인 사고가 발생할 경우 안전 시스템이 제대로 작동하지 않을 위험이 있는 상태도 3단계로 분류될 수 있다.[35]

해당 등급으로 평가된 주요 사고 사례는 다음과 같다.

4. 6. 2단계 (이상)

INES 2단계는 '이상 사건'(Incident)으로 분류된다. 안전상 심각한 문제는 아니지만, 시설 내부에 상당한 방사성 물질 오염이 발생하거나 법령에서 정한 연간 피폭 선량 한도를 초과하는 작업자 피폭이 발생한 경우, 또는 심층 방호 체계가 상당히 약화된 상태를 의미한다.[35]

INES 2단계로 분류된 주요 사례는 다음과 같다.

  • '''일본''': 미하마 원자력 발전소 3호기 증기발생기 전열관 손상 사고[34]
  • '''스페인''': 아스코 원자력 발전소
  • '''스웨덴''': 포스마르크 원자력 발전소
  • '''대한민국''': 월성 원자력 발전소 냉각재 액체방출밸브 고장으로 인한 원자로 정지 및 보호밸브 개방에 따른 중수 누출[36]
  • '''대한민국''': 신고리 1호기 시운전 중 원자로 냉각재가 원자로 건물 내부에 뿌려진 사고[36]
  • '''대한민국''': 고리 1호기 계획예방정비 중 외부 전원 공급이 끊기고 비상 디젤 발전기마저 작동하지 않아 교류 전원이 완전히 상실된 사고[36]


한국에서 발생한 월성, 신고리, 고리 원전의 2단계 사고들은 국내 원자력 안전 관리 시스템의 허점을 드러낸 사례로 지적된다. 특히 고리 1호기의 교류 전원 완전 상실 사고는 노후 원전의 안전성 문제를 다시 한번 환기시키는 계기가 되었다. 이러한 사고들을 통해 원자력 안전 규제를 강화하고 관련 정보를 투명하게 공개해야 한다는 사회적 요구가 높아졌다.

4. 7. 1단계 (이례적인 사건)

운전 제한 범위를 벗어나는 이례적인 사건이다.[35] 대표적인 사례는 다음과 같다.

4. 8. 0단계 (척도미만)

척도 미만(Deviation)으로, 안전상 중요하지 않은 평시 상황을 나타낸다.[35]

5. 국제 원자력 사건 평가 척도(INES)

국제 원자력 사건 평가 척도(INES)는 원자력 관련 사건들의 심각성을 공통된 기준으로 평가하기 위해 만들어진 지표이다. 1990년부터 시험적으로 사용되기 시작했으며,[2] 1992년에는 국제원자력기구(IAEA) 회원국들에게 공식적인 사용이 권고되었다. 일본에서도 1992년 8월에 이를 채택하였다.[2]

INES는 사건의 심각성에 따라 0등급부터 7등급까지 총 8단계로 나뉘며, 숫자가 높을수록 심각한 사고를 의미한다. 평가는 '사업소 외부 영향', '사업소 내부 영향', '심층 방호의 약화'라는 세 가지 기준을 고려하며, 이 중 가장 심각한 영향을 기준으로 등급을 결정한다.

레벨영향의 범위 (가장 높은 레벨이 해당 사건의 평가 결과가 됨)참고 사례
(레벨 3 이하는 일본 국내 사건만)
기준 1
사업소 외부 영향		기준 2
사업소 내부 영향		기준 3
심층 방호의 약화
7 (심각한 사고)방사성 물질의 중대한 외부 방출: 요오드-131 등가로 수십 페타베크렐(PBq) 이상의 방사성 물질 외부 방출원자로나 방사성 물질 장벽이 붕괴, 재건 불가능소련 체르노빌 원자력 발전소 사고 (1986년)
일본 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고 (2011년)[3][4]
6 (대사고)방사성 물질의 상당한 외부 방출: 요오드-131 등가로 수 페타에서 수십 페타베크렐(PBq) 상당의 방사성 물질 외부 방출원자로나 방사성 물질 장벽에 치명적인 피해소련 우랄 핵 참사 (키슈팀 사고) (1957년)
5 (사업소 외에 위험을 수반하는 사고)방사성 물질의 제한적인 외부 방출: 요오드-131 등가로 수백 테라에서 수 페타베크렐(TBq~PBq) 상당의 방사성 물질 외부 방출원자로의 노심이나 방사성 물질 장벽의 중대한 손상캐나다 척 리버 연구소 원자로 폭발 사고 (1952년)
영국 윈드스케일 원자로 화재 사고 (1957년)
미국 쓰리마일 섬 원자력 발전소 사고 (1979년)
브라질 고이아니아 피폭 사고 (1987년)
4 (사업소 외에 큰 위험을 수반하지 않는 사고)방사성 물질의 소량의 외부 방출: 법정 한도를 초과하는 정도 (수 밀리시버트(mSv))의 공중 피폭원자로의 노심이나 방사성 물질 장벽의 상당한 손상 / 종업원의 치사량 피폭미국 SL-1 원자로 폭발 사고 (1961년)
일본 동해촌 JCO 임계 사고 (1999년)
벨기에 플뢰뤼스 방사성 물질 연구소 가스 누출 사고 (2008년) 등
3 (중대한 이상 사건)방사성 물질의 극히 소량의 외부 방출: 법정 한도의 10분의 1을 초과하는 정도 (10분의 수 밀리시버트(mSv))의 공중 피폭중대한 방사성 물질에 의한 오염 / 급성 방사선 장애를 일으키는 종업원 피폭심층 방호의 상실일본 동연 동해 사업소 화재 폭발 사고 (1997년)
일본 동북 지방 태평양 해역 지진으로 후쿠시마 제2 원자력 발전소에서 일어난 문제 (잠정[5]2011년)
일본 일본제철 세토나이 제철소 X선 피폭 사고 (2021년)
2 (이상 사건)상당한 방사성 물질에 의한 오염 / 법정의 연간 선량 당량 한도를 초과하는 종업원 피폭심층 방호의 상당한 약화일본 간사이 전력 미하마 발전소 2호기 증기 발생기 전열관 손상 (1991년)
일본 호쿠리쿠 전력 시가 원자력 발전소 1호기 임계 사고 (1999년)
일본 도호쿠 전력 온나가와 원자력 발전소 2호기 원자로 보조 냉각수 펌프 등의 고장 (2011년)
일본 일본 원자력 연구 개발 기구 오아라이 연구 개발 센터 연료 연구동 피폭 사고 (2017년)
1 (일탈)운전 제한 범위에서의 일탈일본 「몬주」 나트륨 누출 (1995년)
일본 간사이 전력 미하마 발전소 3호기 2차 냉각수 배관 증기 분출 (2004년) 등
0＋ (척도 이하)안전에 영향을 줄 수 있는 사건일본 간사이 전력 미하마 발전소 3호기 2차계 배관 파손 사고 (2004년) 등
０- (척도 이하)안전에 영향을 주지 않는 사건일본 니가타현 주에쓰 해역 지진에 따른 도쿄 전력 가시와자키 가리와 원자력 발전소에서의 일련의 사고 (2007년) 등
평가 대상 외안전성과 관계없는 사건



'''※ 레벨 3 이하는 일본 국내에서 발생한 사건만 기재되어 있다.'''


  • 시버트 (Sv): 방사선이 인체에 미치는 영향을 나타내는 단위 (밀리는 1,000분의 1).
  • 베크렐 (Bq): 방사성 물질의 양(방사능의 세기)을 나타내는 단위 (테라(T)는 1012=1조, 페타(P)는 1000 테라=1015=1000조).
  • 심층 방호의 약화 기준: 안전상 중요한 설비의 손상 정도.


(표는 일본 문부과학성의 공문서 및 영어 위키백과 문서 등을 참고하여 작성됨)

6. 대기 중 방출 방사성 물질 평가

방출된 방사성 물질의 심각성을 평가하기 위해, 각 핵종의 방사능 등가성을 평가하는 환산율을 사용하는 방법이 이용된다.[6] 요오드-131의 총 선량 인자를 기준으로 각 핵종의 배율 계수(요오드 환산 배율 계수 또는 방사선학적 요오드 등가 증배 계수, Multiplication Factor for Radiological Equivalence to I-131)가 정해져 있다.[6]

총 선량 인자(Dtot/(Q·X))는 지표면 방사선으로 인한 선량 계수와 방사성 물질 흡입으로 인한 선량 계수를 합산하여 계산한다. 지표면 방사선 선량 계수는 토양에 쌓인 방사성 물질로부터 50년간 받는 누적 선량 인자(Dgnd [Sv/Bq·m-2])와 퇴적 속도(Vg: deposition velocity)를 곱한 값이다. 흡입 선량 계수는 흡입 시 선량 인자(Dinh)와 호흡률(breathing rate)을 곱한 값이다.



Dtot/(Q·X) = Dinh·breathing rate + Vg·Dgnd



체르노빌 원자력 발전소 사고와 후쿠시마 제1 원자력 발전소 사고의 경우, 반감기가 짧고 갑상선암 유발 가능성이 우려되는 요오드-131과, 휘발성이면서 반감기가 긴 세슘-137의 요오드 환산 값을 합산하여 총 방사능 방출량을 비교하기도 한다. 예를 들어, 체르노빌 사고로 방출된 방사능은 요오드-131이 1800 페타베크렐(PBq), 세슘-137을 요오드-131로 환산한 값이 3400 PBq으로, 합계 5200 PBq으로 보고되었다.[7]

참고로, 교토대학의 문신이치로 준교수(사고 당시 도쿄대학 소속)는 국제 원자력 사고 등급(INES) 사용자 매뉴얼에 기재된 세슘-134의 증배 계수에 오류가 있음을 발견했다. 그의 저서[8]에 따르면, 지표면 방사선 선량 계수(Dgnd) 계산에 사용된 데이터베이스[9] 값의 자릿수가 잘못되어, 이를 기반으로 계산된 증배 계수 역시 잘못 평가되었다. 이에 따라 국제 원자력 기구(IAEA)에 수정 요청이 제출되었고, 현재 사용되는 매뉴얼(INES 2013년 영어판[10])에서는 해당 계수가 3에서 17로 수정되었다(반올림 지침에 따르면 20이 더 정확함). 아래 표에는 정확한 값을 사용하여 재평가한 결과를 화살표(→) 뒤에 함께 표시하였다.

핵종별 방사성 물질 방출량 비교 (체르노빌 및 후쿠시마 사고)
핵종총 선량 인자[11]
［Sv/(Bq·s·m－3)］		요오드 환산 배율 계수[12]
방사성 물질의 방출량
체르노빌 원전 사고[13]후쿠시마 제1 원전 사고[14]
방사능
［1015Bq］		요오드 환산
［1015Bq］		방사능
［1015Bq］		요오드 환산
［1015Bq］
241Am4.17×10－88000
60Co2.65×10－1050
134Cs1.43×10－11 →8.31×10－113→20∼47141→9401854→360
137Cs2.08×10－1040∼85340015600
3H8.58×10－140.02
131I5.14×10－121∼17601760160160
192Ir8.78×10－122
54Mn2.15×10－114
99Mo4.18×10－130.08>725.760.0000000887.04×10－9
32P1.13×10－120.2
239Pu5.24×10－8100000.0131300.00000320.032
106Ru2.90×10－116>734380.00000211.26×10－6
90Sr8.43×10－1120∼102000.142.8
132Te1.7×10－120.3∼11503450.760.228
235U (S)5.06×10－91000
235U (M)3.27×10－9600
235U (F)2.42×10－9500
238U (S)4.74×10－9900
238U (M)3.06×10－9600
238U (F)2.27×10－9400
U nat (천연 우라늄)6.12×10－91000
희유 기체
85Kr0330
133Xe065000110000
합계6420→7219817→1123


참조

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[4] 뉴스 INES暫定レベル「7」福島第一原発事故 http://news.searchin[...] サーチナニュース
[5] 보도자료 福島第一・第二原子力発電所事故について http://www.kantei.go[...] 原子力災害対策本部 2011-03-31
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[11] 논문 日本語翻訳版 INES 国際原子力・放射線事象評価尺度 ユーザーマニュアル IAEA 2009-01-01
[12] 논문 日本語翻訳版 INES 国際原子力・放射線事象評価尺度 ユーザーマニュアル IAEA 2009-01-01
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[15] 웹사이트 원자력 지식 정보 관문국 http://www.atomic.or[...]
[16] 서적 ‘The International Nuclear and Radiological Event Scale’ 2009-01-01
[17] 웹인용 원전안전운영정보시스템/INES분류 체계 http://opis.kins.re.[...]
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[21] 웹인용 IAEA Safety Standards Series No. SSR-2/1 (Rev. 1) “Safety of Nuclear Power Plant Design” http://www-pub.iaea.[...]
[22] 기타
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[24] 기타
[25] 기타
[26] 기타
[27] 웹인용 한국수력원자력(주) 홈페이지 ‘원전사건소식’ http://www.khnp.co.k[...]
[28] 웹인용 원전안전운영정보시스템/ 사고ㆍ고장 정보 http://opis.kins.re.[...]
[29] 기타
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[31] 웹인용 Conclusions of government commission http://nuclear.tatar[...] 2011-03-16
[32] 웹인용 Chelyabinsk-65 http://www.globalsec[...]
[33] 논문 Data Analysis and Physicochemical Modeling of the Radiation Accident in the Southern Urals in 1957 http://www.fas.org/n[...]
[34] 웹인용 국제원자력사상평가척도의 적용례(국내외의 주요사고) http://www.atomic.or[...] 2011-03-16
[35] 웹인용 원자력사상에 적용되는 국제평가척도 http://www.atomic.or[...] 2011-03-16
[36] 웹인용 보관된 사본 http://opis.kins.re.[...] 2015-03-07


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