KOREA ENERGY ECONOMICS INSTITUTE

국내외 원전 안전규제시스템비교 연구

기본연구 보고서

14-07

www.keei.re.kr

박 우 영

이 상 림KOREA ENERGY ECONOMICS INSTITUTE

경기도 의왕시 내손순환로 132 TEL I 031. 420. 2113 ZIP I 437. 713

2014

기본

14-07

국내

외 원

전 안

전규

제시

스템

비교

연구

14-07표지.indd 1 15. 1. 28. 오후 3:11

www.keei.re.kr기본

연구 보고서

14-07

KOREA ENERGY ECONOMICS INSTITUTE

●

박 우 영

이 상 림

국내외 원전안전규제시스템비교 연구

참여연구진

연구책임자 : 부연구위원 박우영

부연구위원 이상림

연구참여자 : 부연구위원 윤태연

위촉연구원 김세화

위촉연구원 황지원

요약 i

<요 약>

1. 연구 필요성 및 목적

원자력 발전은 경제성과 동시에 기후변화에도 대응할 수 있는 유일

한 전원으로 관심 받고 있다. 이러한 이점 때문에 현재 많은 나라들이

원자력 발전을 주요 전원으로 사용하고 신규 도입도 고려하고 있다.

그러나 과거 여러 차례의 심각한 원전사고로 원자력에 대한 국제 사

회의 의구심은 깊어지고 있다. 급기야 2011년 후쿠시마 제1원전 사고

가 발생한 이후 독일, 스위스, 벨기에 등은 원자력 발전을 포기하거나

축소하는 방향으로 에너지 정책을 전환하였다. 결국 지속가능한 전원

으로서 원자력을 사용하기 위해서는 원전의 안전성을 담보할 수 있는

제도적 장치와 시스템을 확보하여 원전에 대한 수용성을 제고할 수

있는 방안이 필요하다.

이러한 안전성을 확보하고 향상시키기 위해서는 현재의 안전성이

어느 수준에 있는지 측정할 수 있어야 한다. 그러나 현실적으로 원전

의 안전성을 정확히 측정하는 것은 불가능에 가깝다. 왜냐하면 안전성

이라는 것은 사고가 발생했을 때에만 비로소 관측가능해지기 때문이

다. 이렇듯 안전은 비관측성이라는 속성을 가진다.

비록 원전의 안전성을 측정하는 것은 어려운 일이지만, 안전성을 구

성하는 요인에 대해서는 크게 두 가지를 고려해볼 수 있다. 첫째, 원

자력의 안전성을 확보하는 데 있어 가장 중요하고 기본적인 원자력

안전 기술을 향상시키는 것이다. 둘째, 원자력 사업 종사자 및 정책

ii

관계자들 간의 원자력 안전문화가 필요하다. 특히 두 번째 요인이 가

장 중요하다고 볼 수 있다. 왜냐하면 원자력 발전소를 운영 및 운전하

는 것은 인간의 영역으로 인적 요인에 따른 사고 발생 가능성가 항상

존재하기 때문이다. 하지만 안전문화 그 자체는 강제성이 없고, 특히

원전 사업자는 원전 안전성이 수익성과 배치될 때 안전성을 훼손하면

서 수익성을 확보하려는 유인을 가진다. 따라서 안전한 원전 운영을

위해서는 제도적 차원에서의 관리·감독 즉, 안전규제시스템이 요구된다.

본 연구는 전 세계 원전 보유국이 원전의 안전성을 확보하기 위해

구축하고 운영 중인 원자력 안전규제시스템을 비교 분석하였다. 이에

더해 주요 원전 사고에 따른 규제시스템의 변화가 원자력 성능지표와

안전성에 미친 영향을 조사하여 원전의 안전한 운영에 필요한 요인

중 비기술적 요인 특히, 안전문화의 중요성을 밝히고 있다.

2. 연구 내용

각 국의 안전규제시스템은 중대 원전사고를 통해 크게 개혁되었다.

특히 1979년 TMI사고 이후 미국의 규제 변화는 매우 뚜렷하다. 반면

에 체르노빌 원전사고에 따른 각국의 원자력 안전규제시스템에는 큰

변화가 없었다고 볼 수 있다. 체르노빌은 미국과 지리적으로 먼 곳에

위치하였고, 사고의 원인도 안전문화가 결여된 상황에서 발생한 인재

였다는 점에서 미국의 제도적 변화는 전혀 없었던 것으로 보인다. 다

른 주요국의 안전규제시스템도 체르노빌 사고에 크게 영향 받지 않은

것으로 조사되었다. 그럼에도 불구하고 전 세계 원자로의 평균 이용률

추이를 분석한 결과, 1986년 체르노빌 원전 사고가 발생하기 이전에

는 원자로 이용률이 매우 가파르게 상승하였으나, 사고 이후에는 이용

요약 iii

률 증가세가 크게 둔화되고 1993년까지 이용률이 정체된 것을 확인할

수 있다.

이러한 원전 운영지표들의 구조적 변화를 보다 면밀히 살펴보기 위

해 PRIS의 전 세계 원자로의 운전실적자료(performance indicators)

중 고장정지에 따른 발전 손실(FLR)이 중대 원전사고 전후에 구조적

으로 변화하였는지를 분석하였다. 미국 등 주요 원전 운영국들에게 중

대한 원전안전규제시스템의 변화를 초래한 TMI나 후쿠시마 원전사고

의 전후로는 FLR의 유의한 구조적 변화를 발견할 수 없었다. 반면 제

도적 변화는 없었으나, 안전문화 확산을 촉발시킨 체르노빌 원전사고

전후로 FLR이 5% 유의수준에서 증가하였음을 확인 할 수 있었다.

체르노빌 사고 이후 FLR의 구조적 상승에는 두 가지 가능성이 있

다: 첫째는 고장정지(SCRAM) 발생 횟수의 증가이고, 둘째는 고장정

지 후 정비시간의 증가이다. 두 가능성 모두 FLR을 구조적으로 상승

시킬 수 있다는 점에서 유사하지만 각각이 시사하는 바는 상반된다.

전자 즉, 고장정지의 발생 횟수 증가는 원자로의 안전성이 크게 훼손

됐을 가능성을 지시한다. 반면, 후자인 정비시간의 증가는 원전의 안

전성을 향상시키는 요인으로 작용한다. 따라서 FLR의 구조적 상승요

인을 위의 두 가지 관점에서 분석할 필요성이 있다.

IAEA는 PRIS를 통해 안전성 지표 중 하나인 SCRAM의 발생 건수

와 시간에 대한 자료를 제공한다. 전반적으로 SCRAM 발생 건수는

체르노빌 사고 이후 2000년까지 감소하는 모습이다. 이는 원자로의

안전성이 체르노빌 사고 이후 향상됐을 가능성을 나타낸다. 반면,

SCRAM 건당 정지 시간은 체르노빌 사고 이후 상승세를 나타내고 있

다. 이 결과는 체르노빌 사고에 따른 막대한 피해 규모를 목격한 원전

iv

운영자들이 사고 피해에 경각심을 가지고 안전에 대한 인식을 강화하

였기 때문으로 보인다. 다시 말해서 안전에 대한 인식 전환은 원전 사

업자들로 하여금 안전성 확보를 위해 보다 많은 발전기회비용(또는

정비시간)을 부담하도록 유인한 것이다

3. 연구 결과 및 정책 제언

위의 분석결과를 결론적으로 정리하면 다음과 같다. 체르노빌 사고

에 따른 대규모 사고 피해는 낮은 수준의 안전문화에서 비롯된 것이

었다. 이에 경각심을 가지게 된 국제사회는 안전문화 확산에 힘을 쓰

게 되었다. 그리고 체르노빌 사고 이후 국제사회에 원자력 안전문화가

확산되면서 원전 사업자 및 관계자들의 원자력 안전에 대한 인식은

크게 바뀌게 되었다. 이러한 인식 전환은 고장정지 발생 시 정비시간

을 증가시켰고, 이것이 발전기회비용 중 하나인 FLR을 구조적으로 상

승시킨 요인으로 분석되었다.

최근 원전이 장시간에 걸쳐 가동을 중지하는 것은 원자력발전 기술

이 근본적으로 안전하지 않다는 점을 의미한다는 주장이 언론 등을

통해 확산되고 있다. 하지만 이는 근본적으로 원자력의 안전과 원전

고장정지에 따른 발전 기회비용 간의 관계를 오해한 결과이다. 원자로

에 내재된 안전기술이 동일하다고 가정할 때 원전의 고장정지에 따른

정비시간(발전 기회비용)은 안전규제의 강도와 안전문화 수준이 향상

될 때 오히려 증가하게 된다. 위의 실증분석 결과는 우리의 원자력 안

전정책이 단순히 ‘고장 정지시간’과 같은 특정 목표 달성을 위해 맞춰

지는 대신 안전과 관련된 근본적 환경을 조성하고 규제 시스템을 마

련하는 데 집중되어야 함을 시사한다.

요약 v

특히 후쿠시마 원전사고 이후 원전에 대한 불신이 사회적으로 만연

한 지금, 원전을 안전하게 운영하면서 ‘안정적 전력 공급’이라는 가치

를 달성하기 위해서는 원자로의 기술적 안전성을 확보하여 원전 신뢰

를 회복하는 것이 중요하다. 그러나 무엇보다 중요한 점은 원전 운영

자 및 원전 규제기관 종사자들이 원전 안전의 중요성을 깨닫고 안전

을 최우선 가치로 여기는 환경 즉, 안전문화를 조성하는 것이다. 그리

고 안전문화의 확산은 원전의 안전성 개선을 위해 원전 운영자가 부

담하고자 하는 직·간접적 비용을 증가시켜서 보다 안전한 원자력 발

전소를 운영할 수 있는 기틀을 마련할 것으로 기대된다.

Abstract i

ABSTRACT

1. Research purpose

Nuclear power has been attracting attention as the power that is

able to cope with climate change as well as is economically

competitive. Because of these advantages, many countries have used

the nuclear power as the main power source and considered the

introduction of new facilities. However, on one hand, there has been

a suspicion of the international community against the nuclear power

because of serious nuclear accidents in the past. In particular, after

the Fukushima accident occurred in 2011, countries such as

Germany, Switzerland, and Belgium changed their energy policy in

the direction to reduce or abandon nuclear power. In this challenging

situation, it is necessary to ensure the institutional devices and

systems capable of securing the safety of the nuclear power so that

nuclear power obtains a public trust and takes a role as a sustainable

power.

For the improvement of nuclear safety, it is indispensible to

accurately measure the degree of safety of the nuclear power.

However, it seems almost impossible to do it because the safety

becomes observable only on the occurrence of accidents. Though it

is difficult to accurately measure the degree of safety, we can

ii

consider what constitutes the safety of nuclear power in general.

Above all, the first important thing is to improve basic nuclear safety

technology in order to ensure the nuclear safety. In addition, as the

second thing, there is a need for nuclear safety culture between

nuclear business professionals and policy officials. Especially, the

second thing is very important because the accident risk is closely

associated with poor human factors.

However, there is no forceable safety culture itself and nuclear

operators have an incentive to secure profitability and undermine

safety when the nuclear safety is against their profitability. Therefore,

for the safe nuclear power operations, the regulatory system for the

management and supervision is required at the institutional level. In

this study, we analyse and compare the nuclear safety regulatory

systems in major countries. In addition, we investigate how changes

in the nuclear safety regulatory systems affect the safety and

performance indicators of the nuclear power and come to the

conclusion that safety culture as non-technical factor is essential for

the safe nuclear power operations.

2. Summary

Safety regulatory systems of each country have been reformed

whenever serious nuclear accidents occurred. In particular, after the

TMI accident in 1979, the U.S. regulations were drastically changed.

On the other hand, after the Chernobyl accident in 1986, there seems

Abstract iii

no significant changes. The reasons would be that Chernobyl is

located far away from the U.S. and the accident was caused by

personnel mistakes in the situation of lacking any safety culture. For

these reasons, there seems no substantial changes in safety

regulations systems in the U.S. and major countries.

However, some striking feature is that the average utilization rate

increased rapidly before the Chernobyl accident, but it slowed down

after the accident and became stagnant until 1993. To closely

investigate the structural changes in performance indicators before

and after the accident, we analyse whether the FLR, which is

associated with the power loss due to the outage, is structurally

changed. The result for this analysis shows that there is not a

significant structural change in the FLR after the TMI and

Fukushima accidents while the FLR increases at the 5% significance

level after the Chernobyl accident. There are two possibilities for

these results of structural increase in the FLR after the Chernobyl

accident. The first reason would be an increase in the number of

occurrences of SCRAM and the second reason would be an increase

in maintenance time after SCRAM. Both of these reasons are similar

in that they can cause the increase in the FLR structurally but their

implications are totally different. An increase in numbers of SCRAM

would imply a high likelihood that the safety of reactors are

damaged. On the other hand, an increase in hours of SCRAM due to

an increase in maintenance time would indicate that the safety of

iv

reactors are improving.

Therefore, the cause of structural increase in the FLR needs to be

examined from these two viewpoints. PRIS data from IAEA shows

that after the Chernobyl accident, the number of occurrences of

SCRAM had decreased since 2000, indicating that there is a

possibility of safety improvement. However, the maintenance time

per SCRAM had increased, suggesting that nuclear operators

strengthen their awareness of safety after the experience of enormous

damages caused by the Chernobyl accident and willingly pay their

opportunity costs for discontinued operations.

3. Research results and policy suggestions

The above empirical results can be interpreted as follows. The

Chernobyl accident took place from a low level of safety culture.

With the large-scale damage caused by the accident, the international

community has strived to develop and spread the nuclear safety

culture since the accident. In addition, nuclear power operators and

officials also have changed their awareness of the nuclear safety

significantly. In this context, it is analysed that the maintenance time

increased with the occurrence of outage by way of precaution and

this led to structurally increase the FLR as opportunity costs for

discontinued operations.

As for the recent stop of nuclear plants for a long time in South

Korea, some media reports that nuclear power technology is

Abstract v

fundamentally unsafe. However, this saying comes from a result of

misunderstanding the relationship between the nuclear safety and

opportunity costs for discontinued operations due to nuclear outage.

If safety technology inherent in reactors is assumed to be the same,

the maintenance time(or opportunity costs) tends to increase with the

level of safety regulations and safety culture. Our empirical analysis

suggests that it is important to construct a fundamental environment

and regulatory system for nuclear safety instead of simply being

tailored to achieve a specific goal, such as outage time.

Distrust of nuclear power after the Fukushima accident is prevalent

these days. In order to achieve a goal of stable power supply and

safe operation of nuclear power, it is very important to restore the

public confidence in nuclear power through the development of the

safety technology. However, above all, nuclear operators and

regulatory agency workers should realize the importance of safety in

nuclear power and construct a fundamental safety culture where

safety is a top priority. The diffusion of safety culture would

increase the direct and indirect costs of nuclear operators and provide

a foundation capable of operating a safer nuclear power.

차례 i

제목 차례

제1장 서 론 ·················································································· 1

제2장 원자력 안전과 안전규제 ······················································ 5

1. 원자력 안전 목적 ·········································································· 5

2. 원자력 안전성 결정요인 ································································ 5

3. 원전 안전 규제 ············································································ 17

4. 원전 사고를 통한 교훈 및 학습 ················································· 19

제3장 선행연구 ··········································································· 25

1. 국내 선행연구 ·············································································· 25

2. 해외 선행연구 ·············································································· 27

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 ··············································· 33

1. 미국 ····························································································· 34

2. 영국 ····························································································· 40

3. 프랑스 ·························································································· 43

4. 캐나다 ·························································································· 51

5. 독일 ····························································································· 55

6. 일본 ····························································································· 61

7. 한국 ····························································································· 68

ii

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책 ································ 75

1. 원자력 안전문화 ·········································································· 77

2. 국제적 안전규범 ·········································································· 81

제6장 원전안전규제의 효과 ························································· 83

1. 안전규제와 운전실적 지표 ·························································· 83

2. 안전규제와 안전지표 ································································· 110

제7장 결론 ··············································································· 137

참고문헌 ··················································································· 141

차례 iii

표 차례

<표 2-1> 기존 원자력 발전소에서의 심층방호 단계 ····································· 8

<표 4-1> 주요국 규제행정 체계 ································································ 33

<표 4-2> ASN과 IRSN의 성격 및 역할 ····················································· 49

<표 4-3> 원자력안전 관련 법령 현황 ························································ 73

<표 6-1> 국가별 원자로 현황과 보유용량 및 운영경험(2013년 기준) ··········· 84

<표 6-2> 노형별 원자로 수 ····································································· 89

<표 6-3> 2013년 현재 존재하는 노형들의 특징 ········································· 94

<표 6-4> PRIS의 운전실적 지표 설명 ······················································ 98

<표 6-5> 모든 원자로를 대상으로 한 분석결과 ········································ 106

<표 6-6> 설비용량 100MW이상인 원자로를 대상으로 한 분석결과 ············ 110

<표 6-7> 주요 원자력 발전소 사고 및 고장 ············································· 113

<표 6-8> WANO 12개 성능지표 ····························································· 116

<표 6-9> 발전정지(1st characteristic, 1969~2013) ······································· 118

<표 6-10> 발전정지 원인분류 ································································· 119

<표 6-11> 발전정지(3rd characteristic, 1969~2013) ····································· 123

<표 6-12> Bai and Perron 검정통계량 ······················································ 131

<표 6-13> SCRAM 건당 시간에 대한 구조 변화 추정치 ··························· 132

<표 6-14> 사고발생 시점과 구조 변화 시점 비교 ····································· 133

iv

그림 차례

[그림 2-1] 원자력 안전 기본 요소 ······························································ 7

[그림 2-2] 방사성 물질 차단 방벽 시스템 ··················································· 9

[그림 4-1] NRC 조직도 ············································································ 37

[그림 4-2] 2014년 현재 영국의 원자력안전규제기관 ONR ··························· 41

[그림 4-3] 프랑스 원자력안전 및 사선방호 규제체계 ·································· 44

[그림 4-4] ASN 조직도 ··········································································· 46

[그림 4-5] 프랑스 ASN의 역할 ································································· 48

[그림 4-6] 캐나다 주요 원자력 관련 시설 위치 ·········································· 52

[그림 4-7] 캐나다의 원자력 행정체제 ························································ 53

[그림 4-8] 독일의 원전 운전 현황 ····························································· 56

[그림 4-9] 독일 규제기관 조직도 ······························································ 59

[그림 4-10] 독일의 안전규제 피라미드 ······················································ 60

[그림 4-11] 일본 원자로 시설의 위치와 현황 ············································· 62

[그림 4-12] 신구 규제체제 비교 ································································ 64

[그림 4-13] 국내 원전운영현황 ································································· 68

[그림 4-14] 한국의 규제체제 변화 ····························································· 71

[그림 4-15] 후쿠시마 원전사고 이후 원자력 행정체계 ································ 72

[그림 5-1] 연평균 원자로 이용률(UCF: unit capacity factor) 추이 ················ 76

[그림 5-2] 안전문화의 요소 ······································································ 78

[그림 5-3] 문화 및 안전문화의 3계층 모델 ················································ 79

차례 v

[그림 6-1] 원자로의 가동연령 분포와 운영 중인 원자로 수 추이 ················ 86

[그림 6-2] 착공한 원자로의 수와 용량 추이 ·············································· 87

[그림 6-3] 신규 원전 및 영구정지 원자로 수 추이 ····································· 87

[그림 6-4] 주요국 원자로 가동연령 분포(2013년 기준) ······························· 88

[그림 6-5] 가압경수로(PWR) 개략도 ·························································· 90

[그림 6-6] 비등수형원자로(BWR) 개략도 ··················································· 91

[그림 6-7] 가압중수로(PHWR) 개략도 ······················································· 92

[그림 6-8] 고속증식로(FBR) 개략도 ··························································· 93

[그림 6-9] 원자로 노형별 운영기수 추이 ··················································· 94

[그림 6-10] 원자로 운영기간에 발생하는 손실 유형들 ································ 95

[그림 6-11] 원전의 운전실적 지표(performance indicators) ·························· 96

[그림 6-12] 고장정지에 따른 발전손실률(FLR)의 연도별 분포 추이 ··········· 100

[그림 6-13] 고장정지에 따른 발전손실률(FLR)의 원자로 연령별 분포 ········ 101

[그림 6-14] 모형별 잔차와 로그 FLR의 분포 ··········································· 108

[그림 6-15] 원자로 용량별 운전기수 추이 ················································ 109

[그림 6-16] 원자력 사고, 고장 등급(INES) ··············································· 111

[그림 6-17] 원전 안전성능 감시·감독 접근법 ·········································· 115

[그림 6-18] 국내 안전성능지표 현황 ························································ 116

[그림 6-19] 원인별 발전정지(계획 vs. 비계획) ·········································· 119

[그림 6-20] 계획적 발전정지(planned outage) ·········································· 121

[그림 6-21] 비계획적 발전정지(unplanned outage) ······································ 121

[그림 6-22] 발전정지 원인 ······································································ 124

[그림 6-23] 원자로 당 원인별 정지횟수 ··················································· 126

[그림 6-24] 원자로 당 원인별 정지시간 ··················································· 126

vi

[그림 6-25] SCRAM(횟수 및 정지시간) ·················································· 127

[그림 6-26] 원자로 당 SCRAM 횟수와 SCRAM 당 정지시간 ·················· 128

[그림 6-27] SCRAM 당 정지 시간 ························································· 129

[그림 6-28] SCRAM 건당 시간과 구조 변화 <전 세계> ···························· 133

[그림 6-29] SCRAM 건당 시간과 구조 변화 ············································ 134

제1장 서 론 1

제1장 서 론

지금까지 원전에서의 대형 사고는 1979년 TMI 사고, 1986년 체르

노빌 사고, 2011년 후쿠시마 사고 등 세 차례가 있었다. 이러한 원전

사고는 매우 드문 일이지만 일단 발생하면 전 세계적으로 막대한 피

해와 비용을 야기하기 때문에 국제적인 공조 하에 원전 사고의 확률

을 줄이고 안전성을 확보하기 위한 노력이 지속되어 왔다. 특히, 이러

한 대형 사고가 있을 때마다 규제의 내용에는 조금씩 차이가 있으나

각 국가는 원전의 안전성을 확보하기 위해서 규제를 강화하였다. 이와

더불어 원전 사업자들의 원전 운영을 효과적으로 규제하기 위해서 안

전규제기관의 독립성 확보를 위한 제도적인 개선도 추진해 왔다. 그러

나 이러한 제도적 차원에서의 안전규제시스템 강화는 원전의 실효적

인 안전성을 확보하는데 한계가 있다. 제도적 보완과 더불어 원전 사

업자들이 자발적으로 원전의 안전성을 최고의 가치로 인식하는 안전

문화의 확산이 뒷받침되어야 한다. 그리고 이러한 안전문화의 확산은

원전 운영자에게도 궁극적으로 이로움을 주게 된다. 심각한 원전 사고

는 매우 큰 비용을 수반하고 국민의 수용성에도 부정적인 영향을 미

치기 때문에 안전문화의 향상과 확산은 장기적인 관점에서 원전 산업

의 수익성에도 긍정적인 영향을 미치게 된다.

원전의 안전성 확보를 위한 규제강화와 안전문화의 영향을 살펴보

기 위해 본 연구는 원전을 운영하는 주요국의 원자력 안전규제시스템

을 비교 분석하였다. 그리고 중대 원전사고와 관련한 규제시스템의 변

2

화나 안전문화가 원자력 성능지표와 안전성에 미치는 영향을 조사하

였다. 원자력 성능지표의 구조적인 변화를 살펴보기 위해서 고장정지

에 따른 발전 손실(FLR)이 중대 원전사고 전후에 구조적으로 변화하

였는지를 분석하였다. 분석결과 안전문화 확산을 촉발시킨 체르노빌

원전사고 전후로 FLR은 통계적으로 유의하게 증가한 것으로 나타났

다. FLR이 구조적으로 증가한 이유는 고장정지의 발생 횟수가 증가했

거나 고장정지 후 정비시간이 증가했기 때문일 수 있는데 이를 분석

하기 위해서 안전성 지표 중 하나인 SCRAM의 발생 건수와 정지 시

간을 살펴보았다. SCRAM의 발생 건수는 체르노빌 사고 이후 감소하

는 추세를 보였지만 SCRAM 건당 정지 시간은 체르노빌 사고 이후

증가하는 추세를 나타냈다. 따라서 고장정지 발생 시 정비시간의 증가

가 발전기회비용 중 하나인 FLR을 구조적으로 상승시킨 요인으로 분

석되었다.

정비시간의 증가는 안전규제시스템의 변화보다는 안전문화의 확산

에서 기인하는 것으로 보인다. 왜냐하면 미국뿐만 아니라 다른 주요국

의 안전규제시스템은 체르노빌 사고 이후 크게 변화되지 않은 것으로

조사되었기 때문이다. 실제로 체르노빌 사고에 따른 대규모 사고 피해

는 국제사회로 하여금 사고에 대한 경각심을 일깨우고 안전문화 확산

에 힘을 쓰게 하였다. 그리고 체르노빌 사고 이후 국제사회에 원자력

안전문화가 확산되면서 원전 사업자 및 관계자들의 원자력 안전에 대

한 인식도 크게 제고되었다. 따라서 이러한 인식의 전환에 대한 반영

으로 원전 사업자들은 고장정지 발생 시 정비시간을 증가시켰고 이것

이 FLR을 구조적으로 상승시킨 요인으로 분석되었다.

본 연구의 구성은 다음과 같다. 먼저 2장에서는 원자력 안전과 안전

제1장 서 론 3

규제에 관해 전반적인 설명을 한 후 3장에서는 본 연구와 관련된 국

내외 선행연구에 대해 살펴본다. 4장에서는 주요국의 원전 안전규제

현황에 대해 비교 분석하고 5장에서는 원자력 안전문화와 안전정책에

대해 논의한다. 그리고 6장에서는 중대 원전사고와 관련한 규제시스

템의 변화나 안전문화가 원자력 성능지표와 안전성에 미치는 영향을

조사한다. 마지막으로 6장에서는 연구의 결과를 요약하고 정책적인

시사점을 도출한다.

제2장 원자력 안전과 안전규제 5

제2장 원자력 안전과 안전규제

1. 원자력 안전 목적

원자력 발전 중에 발생되는 방사능 물질이 사고로 유출되는 경우,

인간과 환경에 심각한 해를 끼친다. 방사선은 통제하기 어렵고 유출

피해는 장기적으로 인간에게 고통을 준다. 따라서 매우 높은 수준의

안전을 유지하는 것이 원자력 에너지 사용의 핵심이자 필수적 선결사

항이다. 즉, 원자력 발전의 위험요소인 방사선을 효과적으로 통제하는

것이 원자력 안전의 목적이다.

국제원자력안전자문그룹(International Nuclear Safety Advisory Group,

INSAG)은 원자력 기본 안전 목표를 이온화 방사선의 해로운 영향으

로부터 인간과 환경을 보호하는 것이라고 정의하고 있다. 보다 구체적

으로 첫째, 인간의 방사선 노출과 방사성 물질의 유출을 철저히 통제

하는 것이다. 둘째는 원자로 노심, 핵분열 연쇄 반응, 방사선원 관리

영역에서 발생할 수 있는 사건 및 사고의 가능성을 제한하는 것이다.

셋째는 사고가 발생할 경우 사고피해를 최소화하고 피해 상황을 복구

하는 것이다.

2. 원자력 안전성 결정요인

원자력발전소의 안전성을 논할 때 기술력과 안전 관리 시스템과 같

은 하드웨어적인 요소를 대체로 강조한다. 그런데 최근 발생한 여러

6

안전관련 사건 사고를 지켜보면 사회적으로 형성되어 있는 안전 문화

의 수준 등에 따라 사고 피해의 정도가 크게 다름을 알 수 있다. 결국

원자로의 안전 기술과 관리 시스템은 원자로의 안전을 결정하는 필요

조건이지만, 안전 문화와 효과적인 안전 규제와 같은 원자력 안전성을

위한 충분조건들이 결여되어 있다면 원자력의 안전성을 담보할 수 없

다. 따라서 본 절은 안전한 원전 운전에 필요한 여러 요소들을 기술적

측면과 기술 외적 측면으로 분류하여 살펴본다.

가. 기술적 측면

원전의 안전성을 확보하는 가장 기본적인 첫 걸음은 안전한 원자로

와 운영 시스템을 확보하는 것이다. 즉, 안전성은 기술적 토대 없이는

확보될 수 없는 가치이다. 이하에서는 원전 안전을 위한 시스템의 설

계 및 운전에 있어 중요한 기술적 요인을 부지 선정, 심층 방호 전략,

품질 보증 등의 내용을 통해 살펴본다.

1) 부지 선정

원자력발전소 부지 선정에 있어 수문학, 지리, 기상, 지진 활동, 인

구 분포 상의 특성을 고려하는 것은 기본적이며 중요한 사항이다. 먼

저 부지 선정 조건을 충족하는 적합한 부지를 선정하여 모든 방사능

유출에 대한 인간과 환경의 노출을 최소화해야 한다. 안전 관련 구조

물과 시스템은 예상 가능한 지진이나 대홍수와 같은 모든 자연 현상

을 견뎌낼 수 있도록 하고 일반적으로 대규모 인구 밀집 지역에서 가

능한 한 먼 지역에 건설하여 사고 발생 시 피해를 최소화할 수 있도록

하는 것이 중요하다.

제2장 원자력 안전과 안전규제 7

2) 심층 방호 전략

심층 방호 전략이란 다중의 보호 단계 개념으로, 방사성 물질이 외

부로 유출되는 것을 막기 위해 설비된 연속적인 방벽과 같이 다단의

보호 단계 구축 설비를 말한다. 이는 사고 예방 단계와 피해 규모 저

감 단계로 크게 나뉘는데, 사고 예방 조치 실패 시 사고 피해를 제한

하고 더 심각한 상황으로 전이되는 것을 방지하는 시스템이다.

심층 방호 단계는 일반적으로 다섯 단계의 구조를 갖추었으며 하나

의 단계에서 실패한다면 다음 단계가 작동하는 방식이다. 화재, 홍수

혹은 지진과 같은 여러 방호 단계를 불능으로 만들 수 있는 재해와 같

은 위험에는 특별한 주의를 요구하며 이러한 위험을 막기 위해 예방

조치가 수행된다. 아래 [그림 2-1]과 <표 2-1>에서는 심층 방호 5단계

를 도식적으로 나타내고 있다.

[그림 2-1] 원자력 안전 기본 요소

자료: Nuclear Energy Today

8

단계 목적 주요 수단

Level 1 비정상 운전 및 고장 예방보수적 설계 및 고품질

건설과 운영

Level 2 비정상 운전 제어 및 고장 감지제어, 제한 및 보호

시스템과 기타 감시 기능

Level 3 설계기준 내에서 사고의 통제공학적 안전 기능 및 사고

절차

Level 4 사고의 진행을 막는 것을 포함하는 중대 원전 상태의 제어 및 중대 사고 결과의 저감

보완 조치 및 사고 관리

Level 5 방사성 물질의 심각한 누출로 인한 방사선 피해 저감

현장 외 응급사항 대응

<표 2-1> 기존 원자력 발전소에서의 심층방호 단계

자료: Nuclear Energy Today

심층방호는 단일의 인적 실수 혹은 기기 고장으로 인하여 대중에게

피해가 발생하지 않도록 방지하는 역할을 한다. 심지어 복수의 고장이

발생할 경우에도 피해를 저감하도록 설비되고 있다. 즉, 심층방호는

원전의 안전 조치와 기능을 위한 전반적 전략 제공에 기본이 되는 시

스템이다.

심층 방호는 세 가지 기본 안전 기능(동력 제어, 연료 냉각, 방사성

물질 차단)이 유지되도록 하고 방사성 물질이 인간이나 환경에 노출

되지 않도록 한다. 원칙적으로 원전 운영 건전성이 저해되지 않고 인

간이나 환경에 피해가 발생하기 전에 손상되는 물리적 방벽의 수단으

로 주로 설계한다. 또한, 다중 방벽 시스템의 건전성이 저해되지 않고

설계된 대로 기능을 수행할 수 있을 때에만 출력 운전이 허락되어 가

동할 수 있다.

제2장 원자력 안전과 안전규제 9

3) 공학적 안전 시스템

원자력 발전소에는 방사능 물질을 항시 차단하고 핵분열의 안전성

을 확보하기 위한 시스템이 운영된다. 먼저, 다중의 물리적 방호벽이

방사능 유출을 막기 위해 존재한다. 주요 물리적 방호벽은 연료 매트

릭스와 이를 위한 밀봉 용기, 즉 핵연료 피복관이다. 다음으로 정상

가동하는 동안 냉각수가 순환하는 원자로 압력경계로서 원자로 노심

을 포함한다. 마지막으로 물리적 방호벽은 격납 건물을 말한다. 보통

통제되지 않은 방사능 유출의 생성물을 보존하고 원자로 압력경계를

구성하는 구조물을 발사체 충격, 화재 혹은 폭발과 같은 외부 위험으

로부터 보호하기 위해 설계된 거대한 강화 콘크리트 구조물이다. 그리

고 물리적 방호벽은 아니지만 원전 주위 지역 국민을 잠재적인 방사

능 유출로부터 분리시켜 원전 사고에 대비하고 있다. [그림 2-2]는 위

에서 설명했던 물리적 방호벽을 도식화한 것으로 다중의 방사성 물질

을 차단하기 위한 일반적인 방호벽을 설명하고 있다.

[그림 2-2] 방사성 물질 차단 방벽 시스템

자료: Nuclear Energy Today

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공학적 안전 시스템은 원자력 시설의 운전을 모니터링하고 원자로

정지, 핵연료 냉각, 사고 시 원자로 격납 건물 내의 방사능 물질을 안

전하게 유지하는 안전 기능을 확보하기 위한 시스템으로 필요한 기기

및 부품을 모두 포함한다.

안전 시스템의 첫 번째 단계는 사고 영향을 저감하기 위하여 반응

도 제어를 통해 핵분열 과정을 중단하는 것이다. 중성자 흡수봉을 신

속하게 삽입함으로써 핵분열 반응을 즉각적으로 중단할 수 있다. 비상

정지의 두 번째 단계는 중성자 흡수액을 주입하여 장시간 원자로를

정지하는 것이다.

4) 검증된 엔지니어링

원자력 기술은 시험과 경험으로 검증되고 승인된 규칙과 표준(codes

and standards) 및 기타 공학적 문서를 통해 안전성을 확보한다. 다수

의 규칙과 표준을 전문 공학자들이 만들고 적절한 기관에서 승인한

후, 채택하여 원자력 발전소에 적용하고 있다. 승인된 규칙으로 신뢰

성과 안전성을 달성하고 연구 및 분석과 과거 경험을 적용하여 안전

원칙을 마련한다. 검증된 공학 기술은 원전의 전 주기에 걸쳐 사용되

고 승인된 공급자에 의하여 검증된 제작 및 건설 방법이 사용되며 제

작 및 건설 품질은 적절한 표준 제품의 사용으로 안전성을 향상한다.

계통과 부품은 안전 목적에 상응하는 품질 표준에 따라 보수적으로

설계·제작되고 검수된다. 부품 및 기술을 표준화하여 설계 및 운전 모

두에서 경제적 이점을 갖게 한다. 또한 이는 효율적인 운전을 장려하

고 운전 경험과 훈련을 직접 공유함으로써 더 높은 안전성을 달성하

도록 한다.

제2장 원자력 안전과 안전규제 11

5) 포괄적 시험 및 품질 보증

포괄적 시험 가동은 원자로 출력을 서서히 지정된 단계까지 증가시

키고 절차 결정 및 안전 시스템의 준공 운전 특성을 기록, 검증하는

절차이다. 구체적인 시험을 통해 부품 및 시스템의 기능, 원전의 전반

적 가동을 검사하고 취약사항을 수정한다. 이러한 절차는 사전에 정의

된 기준이 충족될 때까지 반복된다.

품질 보증은 포괄적 시스템의 일부로서, 설계 확인, 조달, 재료의 공

급 및 사용, 제작, 검사 및 시험 방법, 시방서 조건이 충족되도록 운전

및 기타 절차를 수행하는 것이다. 모든 안전 관련 부품, 구조물, 계통

은 기능과 안전 관련 중요도를 기반으로 분류하며 품질은 분류에 걸

맞도록 설계·제작하고 설치한다. 기기와 인적 기능의 높은 품질은 원

전 안전에서 핵심이 되므로 품질 보증 관행에 따라 통제 및 검증을 하

여 높은 품질을 확보하는 것이 중요하다. 따라서 품질보증관행은 전

수명에 걸쳐 설계, 공급, 설치의 모든 활동 범위에 적용될 뿐 아니라

원전 시험, 시험 가동, 운전, 유지보수의 관리에 적용된다.

나. 기술 외적 측면

시스템 기반의 안전장치와 기술에도 불구하고 고장 및 사고는 발생

할 수 있다. 첨단 과학 기술을 적용한다 해도 원전의 안전을 궁극적으

로 보장할 수 없다. 왜냐하면 원자로 안전기술과 같은 하드웨어는 안

전성 확보를 위한 필요조건이지 충분조건은 아니기 때문이다. 이하에

서는 원전 안전성의 충분조건에 해당하는 안전문화, 인적 요인, 운전

경험 및 연구와 같은 기술 외적 측면을 살펴본다.

12

1) 안전 문화

원자력 발전소의 안전에 영향을 미치는 모든 활동에 대한 개인의

헌신적 노력, 책임 관련 사항 및 환경을 총칭하여 안전 문화라고 한

다. 모든 단계의 직원들에게 훈련을 통해 안전 한계치와 이를 위반했

을 시 따르는 결과에 대한 인식을 심어주어 안전문화를 형성하는 것

이 중요하다. 더불어 원전의 기본적인 이해와 지식의 견지에서 이들의

개별 업무와 통제하는 기기의 중요성에 대한 인식도 필요하다.

안전 문화 형성을 위해 책임의 분명한 소재, 원활한 소통, 적절한

자원이 뒷받침되어야 하며 경영자의 권한 확립, 건전한 절차 마련 및

엄격한 절차의 고수가 중요하다. 또한 근무자들이 원전의 안전 관련

정보를 자유롭게 공유하고 실수를 범한 경우 실수를 인정하고 소통할

수 있도록 개방적인 태도를 갖는 것이 중요하다. 이를 통해 안전 의식

이 조직 전체에 스며들 뿐만 아니라 경험을 통해 학습되며, 무사 안일

주의를 예방하고 안전 문제에 있어 개인의 책임을 강조하고 기업의

자기 규제를 장려할 수 있다.

안전문화 확립 방법은 정책, 관리자, 개인 차원으로 나누어 살펴볼

수 있다. 먼저, 정책 차원에서의 안전문화에 대해 살펴보겠다. 정책은

국가 기반을 마련하는 입법단계로 원전 안전에 가장 큰 영향을 미친

다. 원전 안전 관련정책을 수립함으로써 안전 문화 관행을 형성할 뿐

만 아니라 안전 인식이 제고된 환경을 조성하여 안전관리를 이행하도

록 할 수 있다. 다음으로 관리자 차원에서 안전문화를 살펴보자면 개

인의 태도는 근무하는 환경에 영향을 받으므로 관리자는 안전에 도움

이 되는 환경을 조성하고 개인의 책임 있는 태도를 장려하여 효과적

인 안전 문화를 만들어야 한다. 따라서 관리자는 조직의 안전 정책과

제2장 원자력 안전과 안전규제 13

목표에 따라 안전 문화와 관행을 도입해야 하는 책임이 있다. 마지막

으로 개인은 의문을 제기하는 태도, 엄격하고 신중한 접근 그리고 원

활한 의사소통의 자세를 취하여 원자력 안전에 긍정적 영향을 미칠

수 있다. 지위고하를 막론한 모든 개인이 안전 문화 기틀에 적극적으

로 반응할 때, 안전 문화가 효과적으로 자리 잡을 수 있기 때문에 모

든 집단에서의 노력이 필요하다.

2) 운영조직의 책임

운영 조직은 전력 생산 활동에 대한 전적인 책임과 그에 상응하는

권한을 가지고 있다. 따라서 이들은 원전의 안전 관리를 위한 절차를

수립하고 모든 훈련과 교육을 이수한 적임 직원을 통해 원전을 관리

하도록 지시한다. 또한, 책임사항을 명확히 정의하고 문서화하여 직원

들의 임무 수행을 위한 자원과 시설이 제대로 구비될 수 있도록 한다.

그렇기 때문에 원자력 발전소의 안전을 확보하기 위해서는 원자력 발

전 운영조직의 역할이 중요하다.

3) 자체 평가 및 동료 평가

자체 평가란 운영 조직 내의 개인, 단체, 경영진이 자체적으로 운전

안전 조치의 효율성을 평가하고 안전성 향상을 보다 필요로 하는 영

역을 파악하기 위해 수행하는 활동이다. 자체 평가를 실시함으로써 원

전 내 모든 활동의 안전 및 수행 관련 문제를 감지하여 파악하고 이를

해결할 수 있다. 평가 대상 업무에 직접 참여하지 않는 독립적인 직원

이 품질 보증 감사 및 안전 검토를 수행함으로써 평가의 객관성을 높

일 수 있다. 평가 수행 후에는 자체 평가 보고서를 작성하여 발견된

14

문제, 근본 원인 및 전체적인 함의를 다루고 시정 조치가 완결되었는

지 추적하고 그 효율성을 이후의 자체 평가에서 검증한다.

동료 평가는 평가 영역에서 기술적인 역량과 경험을 가진 독립적인

전문가 집단에 의해 수행되고 있다. 일반적으로 국제기관 중 세계원자

력발전사업자협회(World Association of Nuclear Operators: WANO), 국

제원자력기구(International Atomic Energy Agency: IAEA)의 운전 안

전 점검팀(Operational Safety Review Team)이 운전에 관한 동료 검

토를 수행한다. 서류 검토나 인터뷰에 국한되지 않고 원전의 수행 능

력에 초점을 두고 이뤄진다. 조직에 의해 채택된 관행을 기존의 관행

또는 국제적으로 받아들여지는 모범 관행과 포괄적으로 비교하고 전

문가의 판단을 교환하는 과정으로 이뤄진다.

독립적인 동료 검토를 통해 검토 대상이 되는 조직의 관행과 절차

의 효율성을 증진시킬 수 있다. 그리고 실적이 좋은 원전에서 채택하

고 있는 관행과 프로그램에 접근하여 이를 타 원전에도 적용할 수 있

다. 동료 검토는 국가, 양자 혹은 다자간 또는 국제적 수준에서 수행

되며 운영 조직뿐 아니라 규제 당국도 검토 대상에 속하기도 한다.

4) 인적 요인

원전 내에서 잘못된 인적 활동으로 사소한 사건에서 심각한 사고에

이를 수 있다. 현장 직원이 자신들의 조치가 안전에 미치는 중요성을

인식하지 못할 때, 절차를 어길 때, 완전하지 않은 데이터를 가지거나

자신이 책임지고 있는 현장을 제대로 이해하지 못한 경우에 비정상

상황이 발생하곤 한다. 따라서 원전의 하드웨어(예, 인체 공학적 배

치), 원전 절차를 정확하게 교육하고, 관련 훈련을 시행하여 인적 실

제2장 원자력 안전과 안전규제 15

수를 예방하고 완화함으로써 인적 요소를 향상시키는 것이 원전 안전

에 있어 중요하다.

원전 안전에 영향을 미치는 활동에 참여하는 직원은 자신들의 임무

를 수행하기 위하여 훈련을 받고 자격을 갖추는 것을 기본으로 하고

있다. 훈련 및 교육을 받음으로써 운전자는 잘못된 결정을 방지할 수

있으며 실수를 감지 및 수정할 수 있다. 원전 운영 측에서는 피해를

보완하기 위한 수단을 교육하여 원전 운전에 있어 인적 실수 가능성

을 고려하여 사고를 막을 수 있다. 그리고 자동화를 포함하는 설계와

인적 수행 능력을 향상하여 인적 사고를 방지할 수 있다. 예상되는 행

동 파악, 업무의 사전 검토, 실수가 발생할 가능성이 있는 조건 파악,

결과와 대응을 논의하는 것을 통해 인적 수행 능력을 향상할 수 있다.

그리고 설계 단계에서 인적 요소를 고려함으로써 원전이 인적 실수에

대한 내성을 갖도록 하고 있다. 마지막으로 승인된 운전 절차서를 따

르게 하고 교실, 시뮬레이터, 현장 기반 연구와 함께 직원 훈련을 반

복적으로 수행하여 안전 운전을 유지할 수 있다. 운전, 유지보수 및

검사를 돕는 기구들은 인간의 수행 능력의 강점 및 약점을 고려하여

개발되고 있다.

5) 안전성 평가 및 검증

안전성 평가는 구조물, 계통, 부품이 고장 날 수 있는 방법을 체계

적·비판적으로 검토하고 고장의 결과를 파악하는 활동으로 원전의 건

설 및 운전이 시작되기 전에 이루어진다. 구체적으로 평가를 문서화하

고 검토의 범위, 깊이 및 결과를 독립적으로 검토하여 안전성 향상을

도모할 수 있다.

16

라이선스를 위한 안전성 분석 보고서는 원전의 안전기능을 독립적

으로 평가하기 위한 원전의 설명 내용을 포함하고 있다. 설계가 고려

해야 하는 부지의 특징 및 정보를 포함한다. 특히 원자로 제어와 정

지, 냉각, 방사성 물질의 격납과 특히 공학적 안전 기능에 사용되는

계통의 주요 기능에 대한 구체적인 정보를 제공한다.

안전성 분석 보고서와 규제 당국에 의한 검토는 모든 안전 관련 문

제가 적절히 혹은 충분히 해결될 수 있다는 것을 보여주므로 건설과

운전 승인을 위한 주요 근거가 되기도 한다.

6) 운영 경험과 안전 연구

모든 사고는 전조 사건을 가질 확률이 높아 어느 정도 예상 가능하

다. 따라서 경험에 대한 피드백을 통해 운전상 특징에 대한 지식을 확

보하고 수치 안전성 분석에 대한 데이터를 수집하여 사고를 방지 할

수 있다. 즉, 관련 조직들은 운전 경험과 안전성 관련 연구 결과를 교

환, 검토, 분석하여 교훈을 배우고 그에 따라 업무 수행 및 조치를 취

하여 원전 안전성을 향상할 수 있다.

이를 위해 원전을 운영하는 조직은 운전 경험 수집과 해석을 위한

효과적인 시스템을 유지한다. 이로 하여금 사고 근본 원인과 사고의

전조 사건들을 파악하고 재발을 막기 위한 조치를 취할 수 있다. 또

한, 직원 및 기타 관련 조직과 서로 안전상 중요한 정보를 즉각적으로

공유하고 국내 및 국제적으로 운전 데이터와 경험을 공유하고 습득한다.

원전 성능과 비정상 사건에 대한 대응, 중대 사고의 사건 경과를 이

해하기 위한 조사를 통해 경험 해석 능력을 향상하고 향후 필요한 시

정 조치들이 무엇인지 파악하는 연구가 진행된다. 그리고 그 연구 결

제2장 원자력 안전과 안전규제 17

과를 원전 설계에 반영하여 원전을 보다 더 안전하게 운전할 수 있다.

요컨대 연구 활동의 결과로 원전의 안전성을 향상할 수 있을 뿐만

아니라 원전 성능 혹은 사고의 결과를 예상함에 있어 불확실성을 줄

일 수 있다. 따라서 원전 활동을 지원하거나 규제하는 조직 내에서의

지식과 역량을 유지하기 위하여 꾸준한 연구 및 개발 활동이 필요한

것으로 사려된다. 더불어 주요 안전 문제에 대한 공동의 이해를 돕고

자 국제적 수준에서 협력적인 연구를 수행하여 이중의 노력을 피하고

비용 감소를 꾀할 수 있다.

3. 원전 안전 규제

원전 안전성을 향상하기 위하여 원자력 관련 국제기구에서는 안전

에 관한 여러 원칙과 조항을 만들어 지킬 것을 권하고 있다. 하지만

이는 안전성 향상을 위한 지침일 뿐 강제성이 없어 여기에 규제조항

이 필요하다. 규제사항에 관해서 각국의 정부는 원자력 안전에 관련된

법 제정과 독립적인 규제 당국 설립을 책임지고 있다. 규제와 규제 접

근 방식 및 기관은 국가별로 다를 수 있으나 규제는 법적으로 명확해

야 하므로 이를 자세히 설명하기 위한 규제 가이드가 공통적으로 제

공되어야 한다. 보통 국가별 원전 안전과 관련된 법률, 규제, 가이드

및 라이선스는 규제 사항에 대한 프레임 워크를 제공하므로 그 의미

를 예측 가능하게 만들고 명확하게 이해할 수 있도록 일관적이며 포

괄적으로 유지해야한다. 또한 규제 및 가이드를 개정·적용하는 데 있

어서 최신 기술 발전, 연구 개발, 관련 운영 규정 및 제도적 지식을 유

지하도록 잘 확립된 표준 및 승인 사례를 지속적으로 검토할 필요가

있다.

18

규제 당국은 임무를 수행하기 위한 법적 권한, 기술적 역량, 재정

자원을 가지고 있다. 규제 당국에서는 독립성, 기술적 역량, 투명성,

효율성, 명확성 및 신뢰성을 포함하는 좋은 규제(good regulation)의

원칙을 고수한다. 규제당국의 임무는 다음과 같다. 첫째, 적절하고 포

괄적이고 건전한 안전 요건과 가이드를 마련 및 법제화한다. 둘째, 이

러한 법규의 충족 여부를 확인한다. 셋째, 적절한 시정 조치를 부과함

으로써 제정된 법규를 집행한다.

원전을 가동하는 모든 국가에서는 독립적인 원자력 규제 기관을 설

치하여 기본적으로 규제 검토 및 통제를 하고 있다. 그리고 규제 기관

이 원자력 시설에 대한 라이선스 허가 및 관련 법규의 집행에 대한 책

임을 지도록 한다. 규제 기관의 업무는 다음과 같다. 첫 번째, 적절한

규제 요건과 안전 표준을 마련하고 이행한다. 두 번째, 안전 요건 대

비 원전 설계를 평가하고 부지 선정, 건설 및 가동을 위한 라이선스를

발급한다. 세 번째, 라이선스 보유자의 안전 관련 수행 조치를 검사,

모니터링, 검토한다. 네 번째, 규제 요건의 준수여부를 검증한다. 마지

막으로 규제 요건과 상충되는 점 혹은 공중 보건과 환경에 영향을 줄

수 있는 기타 안전 우려사항을 해결하기 위한 조치 및 감독을 이행한다.

원전 안전에 대한 일차적인 책임은 라이선스 보유자 혹은 운영자에

게 부여된다. 이 책임은 해당 시설의 수명이 다 할 때까지 부여되며

위임될 수 없다. 설계자, 원전 공급업체, 제조사, 건설업체 및 운송업

체들과 같은 기타 주체들은 보통 해당 계약에 정의된 대로 전문 활동

에 대한 책임을 진다.

국제 원자력 규제 사회는 원전을 보유한 모든 국가들이 강력하고

독립적이며 기술적 역량을 갖춘 규제 기구를 설립·유지하도록 장려해

제2장 원자력 안전과 안전규제 19

야 할 책임이 있다. 원자력 관련 국제기관으로는 원자력기구(Nuclear

Energy Agency: NEA)와 IAEA와 같은 기관들을 있으며 이들을 통한

국제 협력이 원자력 관련 안전 및 규제 개념과 모범 사례를 확산하는

데 중요한 기여를 한다. 그리고 모든 원전 가동 국가가 서명한 원자력

안전협약은 국제적으로 받아들여지는 일련의 원칙과 원자력 안전의

기본 요소들과 관련된 의무사항을 정의한다. 협약에 반영된 중요한 원

칙은 규제 기관과 기타 원자력 에너지와 관련된 단체들을 효과적으로

분리하도록 하고 원칙을 통해 안전당국과의 의사결정 절차가 적절하

지 못한 외부 압력으로부터 보호하고 있다.

4. 원전 사고를 통한 교훈 및 학습

인류는 전 세계에서 15,000년의 원자로 운전시간을 통해 많은 양의

정보와 교훈을 얻었다. 그리고 이러한 교훈은 데이터베이스, 국제기구

의 보고서, 논문, 학회 등과 같은 원전 운전 경험 피드백 장치를 통해

공유되고 있다. 이러한 과거 원전 운전 경험은 향후 발생할 수 있는

사고를 방지하는 데 매우 중요하다. 이번 절에서는 과거에 발생했던

대형 원전사고의 원인과 결과를 살펴본다.

가. TMI-2 사고

1979년 3월 28일 미국 펜실베니아주 미들타운의 스리마일 섬(Three

Mile Island)에 있는 TMI-2발전소에서 97% 출력으로 운전 중 자동밸

브 장치에 이상이 발생하여 열을 전도시키는 열 교환기에 물 공급이

중단되었다. 급수상실로 인해 열 제거가 이루어지지 않으면서 원자로

냉각계통의 온도와 압력이 모두 상승하였고 압력방출밸브가 자동으로

20

개방되어 냉각수를 모두 제거하면서 개방된 상태로 유지되었다. 정비

오류로 인해 보조급수기마저도 작동하지 않았고 운전원이 경수로 안

을 냉각하는 긴급노심냉각장치(ECCS)의 작동을 멈추게 하는 부적절

한 대응으로 사태를 악화시켰다. 결국 열 교환기에서 냉각수 온도를

낮추지 못하자 냉각수가 증발하여 증기 압력이 상승하였고, 뒤이어 파

이프가 파괴되면서 터빈과 원자로가 자동 정지되었다. 원자로의 1차

계통 파괴로 냉각수가 유출되었으며 원자로의 내부 온도가 급상승하

여 핵 연료봉이 녹아내리고 원자로 용기까지도 파괴되었다.

이 사고로 노심이 크게 손상되어 많은 핵분열 생성물이 방출되었다.

압력방출밸브가 열린 시간 동안 피복관의 지르코늄과 고온 증기가 반

응하여 생성된 수소와 함께 물, 비활성 기체, 요오드 및 세슘 동위원

소들인 휘발성 핵분열 생성물이 격납 건물로 방출되었다. 격납 건물이

대기 방출을 차단했지만, 건물의 환기 시스템을 통해 방사성 요오드

극소량과 비활성 기체의 약 5%가 대기 중으로 유출되었다. 이는 자연

방사량에 못 미치는 양으로 인근 주민에게 큰 피해를 입히지 않았지

만 사고원자로를 안전하게 냉각시켜 해체하는 데만 15년가량 걸렸고

큰 비용이 투입되었다.

TMI-2 사고는 압력방출밸브 고장 및 보조급수가 공급되지 않는 기

기 고장에 기인한 면도 있으나 부적절한 계측과 훈련으로 인해 긴급

노심냉각장치 작동을 중단하였던 인적 실수가 노심용융까지 일으킨

사고였다. 더욱이 여러 겹의 방어선을 설치해 사고 확대를 막는 심층

방호 시스템도 제대로 작동하지 않아 다섯 겹의 보호막 중에서 네 번

째 방호벽까지1) 뚫렸었다. 즉, 전반적인 안전 시스템과 훈련이 미비했

1) 조희문 외(2010), p.75 참고

제2장 원자력 안전과 안전규제 21

음을 드러내는 사고였다. 또한, 사고 직후 미국과 국제기구에서 사고

를 분석하던 중, 자매 발전소인 데이비스 벳세(Davis-Besse)에서 유사

사건이 한달 전에 발생했단 사실을 발견했다. 운전 경험 피드백이 고

려되었다면 TMI-2의 운전자들이 사고 피해를 줄이거나 예방할 수 있

었다. 정보 교환과 운전 경험 피드백의 중요성을 보여준다.

더불어 이 사고를 통해 노심 용융이 가능하다는 사실, 인적 공학 요

소가 제대로 발달하지 못했다는 사실이 증명되었다. TMI-2 사고 이전

에는 원자로의 안전은 설계 기준 사고를 예방하거나 저감하기 위한

안전 시스템의 능력에 초점이 맞춰졌었지만, 사고 이후에는 노심 용융

으로 이어지는 중대 사고와 관련된 물리적 및 화학적 현상을 이해하

는 데까지 진전되었다. 주요 연구 프로그램이 국가 및 국제적 차원에

서 시작되었고 연구 노력의 결과로 중대 사고의 위험을 고려하는 원

자로 설계의 성과를 거두었다.

나. 체르노빌 사고

1986년 4월 26일 구소련(현재 우크라이나) 체르노빌 원전의 흑연감

속 경수냉각비등수형 원자로(RBMK) 4호기에서 원전이 폭발하는 사

고가 발생했다. 사고 하루 전인 4월 25일 체르노빌 원전에서는 정기

점검에 앞서 특정 시험을 진행했다. 외부 전력 공급에 차질이 생겼을

때, 비상 디젤 발전기 가동 시간 동안 터빈의 관성으로 냉각수 공급에

필요한 전력을 충분히 제공할 수 있는지에 대한 실험이었다. 운전자들

은 이 시험이 원자력안전과 관련이 없다고 간주하고 원자로 안전 요

원과의 충분한 정보 교환과 협조 없이 시험을 진행했다. 시험 중 열출

력이 저하되었고 원자로가 불안정해지자 열출력을 높이기 위해 운전

22

원이 제어봉을 수동 조절하는 과정에서 과잉출력이 이뤄졌다. 시험을

위해 원자로 자동정지계통을 꺼두어서 핵연료가 급격히 과열되어 파

손되었고 고온의 핵연료가 물과 반응하여 노심을 파괴하는 증기폭발

을 일으켰다. 1차 증기 폭발로 노심 압력 격납 용기가 파괴되었고 이

때 상당한 양의 수소가 발생되며 원자로 건물로 유출되었다. 원자로

건물에서 2차 수소 폭발로 이어지며 원자로 건물이 파괴되었고 엄청

난 양의 방사능 물질이 유출되었다.

이후 10일 동안 원자로 잔해 내에서 흑연이 심각하게 탔고 엄청난

양의 방사능 물질이 공기 중으로 유출되었다. 이를 막기 위해 헬기로

상공에서 총 500톤에 이르는 모래, 진흙, 납 그리고 중성자 흡수재인

붕소 등이 투입되었다. 부분적으로 파괴된 원자로와 4호기를 둘러싸

기 위한 석관과 같은 콘크리트 덮개가 6개월에 걸쳐 지어졌다.

체르노빌 사고로 요오드131, 세슘137, 세슘134, 스트론튬89, 플루토

늄239를 비롯한 60여 가지 방사능 핵종이 유출되었다. 이 사고는

INES 7등급에 해당하며 공식사망자만 31명으로 역사상 최악의 원전

사고로 기록되고 있다. 최근에는 콘크리트 석관의 30년 수명 만료를

앞두고 새로운 안전 덮개를 설치하고 있으며 원자로 잔해를 안전하게

해체하는 작업을 앞으로 실시할 예정이다.

체르노빌 사고는 원전 설계와 운영에 있어서 안전 문화가 얼마나

중요한지 보여주는 사고다. 구소련 연방국에서 설계하여 가동하는

RBMK원자로 설계에 결함도 있었다. 하지만 부족한 경영에서 비롯된

취약한 안전문화와 운전자들의 훈련 결함 및 안전 인식 부족으로 일

어난 인재라고 여겨진다. 이로 인해 심층방호 기본 원칙들을 어기는

운전상의 행태가 최악의 원전 사고를 낳았다고 볼 수 있다.

제2장 원자력 안전과 안전규제 23

다. 후쿠시마 다이치 사고

2011년 3월 11일, 리히터 규모 9의 도호쿠 지진이 일본 동부해상에

서 발생했다. 지진이 발생하자 그 당시 운전 중이던 후쿠시마 다이치

원전의 원자로 1호기부터 3호기까지 모두가 안전하게 정지되었다. 4

호기부터 6호기까지는 정기점검을 위해 이미 정지 상태였으며, 그 중

4호기의 연료는 폐연료저장수조에 위치해 있었고 5, 6호기는 연료가

원자로 노심에 위치해 있는 냉각운전정지 상태였다. 지진으로 외부 전

원 공급이 차단되자 발전소 내 비상디젤발전기(EDG)가 가동되어 전

기를 제공하였다.

그러나 지진 발생 후 약 한 시간 후에 14미터 이상으로 추정되는

쓰나미가 후쿠시마 원전을 덮쳤다. 이로 인해 비상디젤발전기(6호기

비상디젤발전기는 제외)와 냉각수 공급 펌프가 작동하지 않게 되었다.

결국, 1, 2, 3호기에서 노심 냉각 기능이 상실되자 심각한 연료 손상이

발생했고 노심 용융이 시작되었다. 격납건물에서는 냉각 기능 상실로

고온의 수증기가 만들어져 배출되었고 지르코늄으로 만들어진 피복관

과 반응하여 다량의 수소가스가 생성되었다. 수소가스는 원자로 건물

상부(2차 격납 건물)에 모아져 산소와 반응하여 폭발을 일으켰다. 1, 3

호기에서는 폐연료저장수조가 위치한 곳이 폭발하며 건물에 심각한

손상을 입었고 2호기에서는 감압수조에 손상을 입었다. 4호기에서 축

적된 수소도 원자로 건물 상부에서 폭발을 일으키며 심각한 연료 손

상으로 상당량의 방사능 물질이 외부로 유출되었다.

후쿠시마 제1원전에서 세슘137, 요오드131가 유출되었으며 사고 당

일 INES 4등급 판정을 받았지만 사태가 악화되어 IAEA에서 5등급으

로 상향조정하였다. 이후 7등급 기준의 약 30배에 달하는 상당한 양

24

의 방사능 물질이 유출된 것을 근거로 일본 원자력안전보안원은 이

사고를 INES 기준 7등급으로 격상하였다. 후쿠시마 다이치 사고 현장

에서는 오염수가 새어나가는 것을 막기 위해 동토차수벽 설치를 시작

하고 폐로작업에 착수하는 등 수습 노력을 여전히 하고 있다.

후쿠시마 원전 사고의 원인이 지진과 쓰나미로 인해 발생했다는 자

연재해 측면에서 바라보는 시각이 존재하지만, 부지 선정 및 예측할

수 있는 최악의 상황에 대한 안전성 평가의 중요성도 검토할 필요가

있다.

제3장 선행연구 25

제3장 선행연구

본 연구는 안전규제시스템의 변화나 안전문화가 원자력 성능지표와

안전성에 미치는 영향을 조사하였다. 이와 관련하여 원전사고 전후 주

요국들의 안전규제시스템 변화와 원자력 성능지표들에 관한 기존의

연구들을 살펴볼 필요가 있다. 이번 장에서는 이러한 본 연구의 주제

와 관련된 국내외 선행연구에 대해 살펴보도록 한다.

1. 국내 선행연구

후쿠시마 사고 이후 주요국의 원자력 규제시스템 변화를 살펴보고

우리나라 안전규제시스템 개선 방안을 모색한 최근의 몇몇 국내 선행

연구들이 있다. 송하중(2011)은 해외 원자력 안전규제기관의 조사 및

분석을 통하여 각국 안전규제 기관의 특징 및 시사점을 살펴본 후 우

리나라 원자력안전위원회의 바람직한 발전방안을 모색하였다. 해외

원자력 안전규제기관에 대한 조직구조, 인력구성, 예산운영, 주요기능

등을 살펴보았는데, 분석결과 각 국의 규제기관은 정부 형태 및 사회

문화 등에 따라 규제기관의 유형별로 차이가 있음을 확인하였다.

이에 우리나라의 원자력안전위원회 현황을 살펴보고 원자력안전위

원회의 역할 확립을 위해 조직구성, 인력운용, 예산확보, 운영관리체

제 측면의 개선점을 제안하였다. 먼저 조직구성 측면에서 보면 원자력

안정위원회는 상설 행정기관인 장관급 위원회로서는 그 규모가 작은

편이므로, 독립된 조직으로의 위상정립과 업무 효율성 제고를 위해 구

26

조와 규모를 조정해야 한다고 주장하였다. 또한 원자력안전위원회의

위원 수는 9명으로 다른 국가와 비교할 때 적절하지만, 위원 임기가 3

년이라는 점은 전문성과 계속성 확보 측면에서 문제가 있다고 보고

위원 임기를 6년으로 연장할 필요가 있다고 주장하였다. 다음으로 예

산확보 측면을 살펴보면 안전을 확보하기 위해서 상당 규모의 연구비

재원이 필요하므로 자원대책이 보다 구체화 되어야 함을 지적하였다.

예를 들어 사업자 요청으로 인한 인허가 활동들에 관하여 수익자 부

담의 원칙을 적용한 수수료가 부과되도록 하여 예산의 독립성이 확보

되어야 함을 주장하였다. 그리고 운영관리체제 측면에서는 규제대상

으로부터 공정성과 독립성이 확보되고 정부 기관으로부터 판단의 적

합성, 기술적 수월성의 확보가 필요하고 마지막으로 국회, 언론 등으

로부터 정치적 독립성, 전문적인 판단력 확보가 필요하다고 주장하였

다.2)

김진국(2012)는 후쿠시마 원전사고 이후 원자력안전규제에 관련된

한경변화에 따른 현행 원자력안전체제의 문제점을 살펴보고, 안전 최

우선 철학을 어떻게 구현할 것인가라는 관점에서 우리나라 원자력안

전시스템의 개선방향을 제시하였다. 2011년 우리나라는 원자력안전관

련법을 개정하여 대통령직속 합의제 원자력규제기관인 원자력안전위

원회(NSSC)를 만들고 전문성 강화를 위해 복수의 안전전문기관인 한

국원자력안전기술원(KINS)과 한국원자력통제기술원(KINAC)을 설립

하여 안전규제체계를 개정하였다. 그러나 이러한 개정 이전인 교육과

학기술부 시절의 조직 구성과 공무원의 인사체계 개선, 국회 등 국민

중심의 견제제도 도입 등은 구체적으로 논의되지 못하여 문제점으로

2) 송하중 외(2012), p.93-94 참고

제3장 선행연구 27

지적되어 왔다. 따라서 본 연구에서는 안전규제의 독립성과 관련하여

원안위 위원장을 포함한 위원을 상임위원으로 선임하되 상임위원 선

임절차에 대해서 입법부의 동의, 임명권을 보장하여 국민의 모니터링

이 책임 있는 규제결정 이전에 사전적으로 검토되어야 함을 주장하였

다. 이와 더불어 예산 제도의 개선안도 제안하였는데, 안전규제 소요

비용은 현재 사업자인 한수원이 부담하고 있으나 이는 규제 독립성과

투명성에 대한 의구심을 갖게 하므로 전액 국가가 지원하여 안전규제

재원의 확보가 필요함을 주장하였다. 그리고 규제전문성 제고방안과

관련하여 핵안보 분야와 원자력시설의 효율적이고 전문적인 규제를

위해서 한국원자력안전기술원과 한국원자력통제기술원과 같이 중복되

는 규제업무를 발생시키는 복수체제를 운영하는 대신 외국과 같이 단

일 안전 전문기관으로 일원화해야 하며 인사체계와 관련하여 전문성

이 검증된 원자력안전전문기관의 전문인력과 원안위 간의 개방적 인

사교류 제도의 도입도 필요함을 주장하였다. 원자력비상, 방사능재난

등 위기상황에 대한 실효성 있는 대응과 관련하여 긴급사태 대응 전

문가를 안전규제기관에 별도 상설조직으로 설치하여 중앙과 현지대책

본부와의 긴밀한 협력을 추진해야 한다고 주장하였다.3)

2. 해외 선행연구

1979년 미국 TMI사고 이후 원자력 발전의 안전성은 논란의 대상이

되었고 이와 관련하여 원자력의 안전성과 성능지표 간의 분석을 다룬

몇몇 해외 선행연구들이 있다. 우선 성능지표에 관한 연구로 Paul L.

Joskow and George A. Rozanski(1979)는 원자력 발전효율이 학습효

3) 국회예산정책처(2012), p.84-85 참고

28

과(learning by doing)에 의해서 개선되고 있음을 보여주었다. 이용가

능률(capacity factor)의 경우 누적발전량이 증가하면서 향상되고 있음

을 발견하였는데 이러한 현상은 원전 운영에 대한 경험의 축적이 원

자력 발전효율을 향상시키는 데 매우 중요한 요인이 된다는 것을 시

사한다. 구체적인 분석결과는 다음과 같다. 새로운 발전소의 경우 학

습효과로 인해 연간 5% 증가하는 것으로 나타났고, 노형별로 보면 평

균적으로 BWRs보다는 PWRs가 학습효과로 인해 이용가능률이 빠르

게 증가한 것으로 나타났다. 나라별로 살펴보았을 때 미국과 다른 국

가들 간의 차이는 크지 않은 것으로 나타났다.

Geoffrey Rothwell(1990)은 이용가능률을 좀 더 세분화하여 분석하

였다. 즉, 이용가능률을 크게 capacity utilization rate과 service factor

의 두 부분으로 나누고 다시 전자의 경우를 average output per unit

of capacity와 the number of hours operating으로 분류하고, 후자의

경우를 scheduled operating time과 forced outage rate으로 분류하였

다. 그리고 이렇게 세분한 운영지표들이 원전규모, 가동연수, 정비시

간의 변화에 따라 어떻게 영향을 받는지 분석하였다. 분석 결과, 원전

규모가 커질수록 이용가능률이 일관적으로 증가하지는 않는 것으로

조사되었고 이는 원자로를 만든 회사에 따라 상이하게 나타났다. 대체

적으로 가동연수가 증가함에 따라 SCRAM 발생 건수는 감소하는 것

으로 나타났으나 SCRAM으로 인한 정비시간은 늘어나는 것으로 나

타났다. TMI사고 이후 미국 전체 원자력 발전소의 이용가능률이 낮아

진 이유는 Babcock & Wilcox(TMI에서의 원전 건설사) 발전소들의

이용률 저하 때문인 것으로 나타났다.

Anthony C. Krautmann and John L. Solow(1992)는 원자력 발전효

제3장 선행연구 29

율과 가동연수 간의 관계를 분석하였다. BWRs의 경우 가동연수가 늘

어날수록 원자력 발전효율은 감소하는 것으로 나타났다. 그러나

PWRs의 경우 TMI사고 이전 시기까지는 가동연수가 늘어날수록 원자

력 발전효율이 약간 증가하였지만 TMI사고 이후에는 그 증가 폭이

크지 않은 것으로 나타났다. 따라서 이러한 결과는 가동연수가 늘어날

수록 학습효과로 인해 원자력 발전효율이 향상되고 이는 비용절감으

로 이어질 수 있다는 견해와는 상반된 의미를 내포한다. 즉, 원자력

사고로 인해 안전규제가 강화되고 이로 인해 초기 건설비용, 운영비용

의 증가, 그리고 잠재적인 원전해체 비용까지 고려하게 되면서 발전효

율을 높이는 학습효과는 상쇄될 수 있다. 따라서 원전의 비용절감을

유도하지 못할 가능성이 있음을 시사한다.

John Rust and Geoffrey Rothwell(1995)은 미국의 TMI사고가 원전

의 규제강화 정책과 사업자들의 원전운영방식에 어떠한 영향을 미쳤

는지 분석하였다. TMI사고 이후 사업자들의 원전운영 방식의 가장 큰

변화는 연료를 재장전하기 위한 계획정지(planned outage) 기간을 늘

리면서 원전운영 주기 역시 TMI사고 이전 12개월에서 TMI사고 이후

18개월로 늘어났다는 점이다. 계획정지 기간의 증가는 원전설비에 대

한 면밀한 점검 시간의 확대를 의미하므로 안전성 측면에서 비계획정

지(unplanned outage)의 발생 위험은 감소시킬 수는 있지만 계획정지

로 인한 운영비용은 증가하게 된다. 동적계획법에 의한 시뮬레이션은

비슷한 결과를 나타내었는데 TMI사고 이후 NRC의 규제강화로 운영

중인 발전기의 비계획정지 발생 빈도는 감소하여 안전성 측면에서 향

상을 보였지만 이윤은 현저히 감소하는 것으로 나타났다. 특이한 사실

은 비계획정지 발생 빈도는 TMI 이후 점점 감소하는 추세를 보이나

30

비계획정지 시간은 늘어나고 있다는 것이다. 이에 대한 이유는 TMI

사고 이후 안전 점검에 대한 신중함이 더 많이 요구되었기 때문인 것

으로 해석된다.

David, Maude-Griffin and Rothwell(1996)은 TMI사고 이후 NRC의

안전규제강화 정책이 실질적으로 안전성을 향상시켰는지를 분석하였

다. 특히 본 연구는 안전성과 관련하여 비계획정지 발생 빈도에 초점

을 맞춘 것이 아니라 비계획정지 위험률(hazard rate)을 계산하여4) 원

전의 안전성을 측정하는 대리변수로 사용하였다. 주요 결과로 TMI 사

고 이후 NRC의 안전규제강화 정책은 비계획정지 위험률을 현저히 떨

어뜨리는 것으로 나타났다. 이는 정부의 안전강화정책이 실질적으로

안전성 제고에 기여했음을 시사한다.

지금까지 논의한 선행연구는 원전의 안전성 확보를 위한 규제강화

측면을 연구한 것이나 안전성 확보는 규제 이외에 다른 여러 요인들

로부터 영향을 받을 수 있다. 다음은 원자력 산업구조의 변화와 안전

성 향상 간의 관계를 분석한 최근의 연구들에 관한 것이다. Lucas W.

Davis and Catherine Wolfram(2012)은 미국 원자력 산업의 규제 완화

로 인한 기업들의 합병으로 원자력 발전효율은 10% 증가하고 운전정

지는 감소하는 것을 보여주었다. 이러한 결과는 규제의 완화가 원전

운영의 효율성을 향상시켜서 오히려 안전성 제고에 도움이 될 수 있

음을 시사한다. 즉, 규제의 완화는 원전 운영자로 하여금 효율을 높이고

비용이 수반되는 고장정지를 감소시키고 설비에 대한 신중한 투자를

유인한다는 것이다. 이는 원자력 발전소가 사기업(private companies)에

의해 운영될 경우, 비효율로부터 야기되는 비용이 전기료를 지불하는

4) 비계획정지가 발생하기 전까지의 원전 운영기간 자료를 이용하여 Cox proportional hazards 모델을 통해 비계획정지 위험률을 계산함.

제3장 선행연구 31

일반사람이 아닌 사기업의 주주(shareholder)에게 전가되기 때문에 사

기업은 주주의 이익을 위해 최고 수준의 효율성을 달성하기 위한 노

력하게 된다는 것이다.

Catherine Hausman(2013)은 원자력 발전소의 사기업 소유로 전환

이 원자력 안전에 어떠한 영향을 미쳤는지 분석하였다. 미국의 경우

상업적으로 운영되는 원전의 절반 이상이 가격의 제한을 받는 공기업

소유에서 가격의 제한을 받지 않는 사기업 소유로 전환된 상태이다.

이러한 소유권 이전에 대하여 개인 사업자가 원전의 안전을 소홀히

하고 효율성만을 강조하게 될 것이라고 우려하는 입장도 있고, 이와

반대로 효율성을 개선하여 안전의 향상에도 도움을 줄 것이라는 견해

도 있었다. 본 연구는 다섯 가지 원전의 안전지표(initiating events,

fires, escalated enforcement actions, collective worker radiation exposure,

average worker radiation exposure)를 이용하여 소유권 이전과 원전

안전 간의 관계를 분석하였는데 주요한 결과로 소유권 이전과 가격

규제의 철폐 이후 원전의 안전은 향상되었으며 발전량 또한 증가하는

것으로 나타났다. 이러한 민영화에 따른 원전의 효율성 개선이 공공의

안전성을 훼손하는 것은 아님을 의미한다.

원자력의 안전성 제고와 관련하여 규제 측면 이외에 중요하게 논의

되어야 할 주제는 안전문화라고 할 수 있다. 안전문화와 안전성 간의

관계를 분석한 최근의 연구로서 Stephanie L. Morrow, G. Kenneth

Koves, and Valerie E. Barnes(2014)는 원전산업에서 안전문화와 안전

지표 간의 관계를 분석하였다. 안전문화를 측정하기 위해서 안전문화

를 구성하는 60개의 항목을 설정한 후 이를 다시 9개의 요인5)으로 분

5) Morrow et al.(2014)는 안전문화요인을 management commitment to safety, willingness to raise concerns, decision-making, supervisor responsibility for safety, questioning

32

류하였다. 그리고 이러한 9개의 안전문화 요인이 NRC의 안전지표 그

리고 INPO의 안전지표에 어떠한 영향을 미치는지 분석하였다. 분석

결과 대체적으로 안전문화 요인과 안전지표 간에는 통계적으로 유의

한 상관관계가 있음이 나타났고 안전문화 요인이 안전지표를 23~52%

가량 설명하는 것으로 나타났다.

attitude, safety communication, personal responsibility for safety, prioritizing safety, training quality의 9가지로 분류하고 있다.

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 33

제4장 주요국 원전 안전규제 현황

이 장에서는 미국, 영국, 프랑스, 캐나다, 독일, 일본, 중국 그리고

한국의 원전 안전규제 현황을 기술하고 이를 여러 관점에서 비교 분

석한다. 특히 주요 원전사고 이전과 이후에 발생한 각국의 안전규제시

스템의 중요한 변화를 비교하였다. 먼저 주요국의 규제행정 체계를 비

교하면 다음 <표 4-1>와 같다.

국가 기관명 법적 성격 조직형태 관련행정기관 기술지원기관

미국원자력규제위원회(NRC)

대통령 직속, 의회 보고

독립위원회

∙ 연방비상관리청(FEMA): 원자력방재대책수립

∙ 환경보호청(EPA): 환경정책수립∙ 주정부: 원자력 방재실무 및 환경감시

∙ Argonne National Laboratory 국립연구소 등

캐나다

캐나다원자력안전위원회(CNSC)

수상 직속, 천연자원성 장관에

보고

독립위원회

∙ 환경성산하 환경영향평가청(CEAA): 환경 영향 평가 수행

∙ 보건성: 방사선 방호

∙국립연구소 등

영국원자력규제원

(ONR)

독립법정공사, 의회와 노동연금성

장관에 보고법인

∙ 보건성 산하 국립방사선방호청(NRPB): 방사선방호 기준 등 자문

∙ 노동연금성 산하 보건안전청(HSE): 산업규제

프랑스원자력안전청

(ASN)수상 직속, 의회 보고

독립위원회

∙ 내무성: 방재대책∙ 노동성: 작업방사선방호

∙ IRSN

독일

환경‧자연보존‧ 원자력안전부

(BMU)

독일연방 환경성소속

부처소속 행정부서

∙ 연방수출청∙ 연방철도청∙ 원자로안전위원회(RSK), 방사선방호위원회(SSK), 핵폐기물관리위원회(CSK)

∙ 원자력안전기준위원회(KTA)

∙기술검사협회(TUV)

∙원자로안전연구소(GRS)

∙연방방사선방호청(BfS)

5개 주정부주별로

담당부서가 상이부처소속 행정부서

일본원자력규제청

(NRA)

환경성 외부 독립조직(外局), 총리와 내각에

보고

독립위원회

∙ 일본원자력연구개발기구(JAEA):원자력 안전연구

∙ 방사선의학종합연구소(NIRS): 방사선 연구

<표 4-1> 주요국 규제행정 체계

자료: 한국원자력안전기술원(2013)

34

1. 미국

가. 원전운영현황

미국은 31개주 65개소에서 총 104기의 상업용 원자로를 가동하고

있고, 대부분이 미시시피강 동쪽에 위치한 州에 집중되어 있다. 미국

은 1958년 5월 26일에 상업운전을 시작한 쉬핑포트(Shipping Port) 원

자력발전소6)를 시작으로 원자력발전소 건설을 확대하였다. 그러나

1979년에 펜실베니아주의 쓰리마일 섬(Three Mile Island: TMI) 원자

력발전소 2호기에서 노심용융사고가 발생하였다. TMI원전 사고 이후

미국의 모든 신규 원자로 발주는 중지되었다. 1990년 미국의 원자로

는 112기에 도달한 후, 노후 원전의 폐로 등으로 가동 중인 원자로의

수는 감소하여 현재 104기의 원전이 가동하고 있다. 비록 신규 원전

건설이 오랫동안 중단되었으나, 미국은 여전히 세계에서 가장 많은 원

자로를 보유하고 있는 국가이다.

미국의 원전 발전량은 1990년 5,780억kWh에서 2010년에 최고

8,070억kWh로 증가하였다. 이는 미국의 총 전력 공급량의 20%를 차

지하는 규모이다.7) 원자력발전량 증가의 요인으로는 높은 수준의 설

비이용률(capacity factor)을 들 수 있다. 1990년까지 70% 정도에 머물

던 평균 설비이용률은 2000년 이후에 90%대로 상승하였다. 이와 같

이 높은 이용률은 발전소를 중지하지 않고 폭넓은 검사를 진행하는

소위 “온라인 유지보수작업”의 보급, 정기검사 기간 단축, 장기간 운

전주기8) 등의 요인과 발전소 운전정지 요인이 되는 중대한 트러블의

6) 1982년 10월 1일에 운전정지되었다.7) 석탄화력 45%, 가스화력 24% 다음으로 많은 발전량이다.8) 미국의 많은 원자력발전소들은 18개월에서 24개월 사이의 운전주기를 채택하고

있다.

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 35

감소, 이미 설치된 플랜트의 출력 증가(power uprate) 실시 등을 통해

실현된 것으로 볼 수 있다.

나. 안전규제기관 현황

1) 미국 안전규제시스템의 역사적 배경

현재 미국의 주요한 원자력관계 행정조직은 원자력규제위원회(NRC)

와 에너지部(DOE)의 둘로 나뉜다. 미국은 군사적 목적으로 원자력 이

용을 시작하였으며, 1942년 육군에 설치된 맨하탄공병단(Manhattan Engineer

District: MED)이 원폭 관련 연구개발을 총괄하였다. 2차 세계대전 후

1946년 원자력법에 의해, 그 동안 ‘맨하탄 공병단’(MED)이 담당하고

있었던 핵무기의 관리나 원자력에 관련된 연구개발등의 기능이 새로

설치된 독립행정위원회인 원자력위원회(AEC)에 인수되었다. AEC는

군사적 목적과 非군사적 목적을 구분하지 않고 원자력전반에 관한 연

구개발과 원자력시설 및 핵물질에 대한 포괄적 관리·규제를 담당하였

다. 하지만 1974년 “에너지 재조직법”에 따라 AEC의 포괄적인 기능은 에

너지에 관한 연구개발 등을 담당하는 에너지 연구 개발청(Energy

Research and Development Administration: ERDA)과 원자력안전규제를 담

당하는 원자력규제위원회(Nuclear Regulatory Commission: NRC) 체제로

재편되었다. 이는 원자력 이용의 촉진과 안전규제를 각각 독립된 기관

을 통해 관리하는 것이 공익에 보다 부합한다는 기본철학에 따른 것

이다.

36

2) NRC의 조직체계 및 역할

규제기관인 NRC의 법적 성격은 대통령 직속 독립 규제기관으로서

1946년 원자력위원회로 출발하여 1975년 1월 분리·설립되었다.

NRC의 위원(commissioner)은 상임 5명이며 임기는 5년으로 재임

가능하다. 위원은 의회의 동의를 얻어 대통령이 임명하며 위원장은 위

원 중 1인을 대통령이 지정한다. 위원 임명은 정치적 독립성을 확보하

기 위해 정당별 위원 수는 3인 이하로 제한하고 있다. 위원은 미국인

이어야 하고 비효율, 근무태만, 범법행위, 재직 중 타 업무와 겸임 등

의 경우 해임할 수 있다. 위원장은 수석 의장으로서 위원회의 공식 대

변인이 되며 위원회의 정책기획 개발 및 예산확보 책임이 있고 모든

NRC 기능의 최종권한을 갖는다. 개별 위원은 정책수립(policy), 규칙

제정(rulemaking), 중재판결(adjudication)의 3가지 기능 수행에 있어

동등한 권한과 책임을 갖는다. 이 위원회의 기능은 원자력발전소와 핵

물질 안전에 관한 규제·정책을 수립하고, 인허가 명령과 제시된 법적

문제에 대해 판정을 내린다. 위원회 산하에는 운영부문, 관리부문, 자

문위원회 등이 있다. 운영부문에는 NRC의 주요 규제기능을 담당하는

7개의 국(원자로규제국, 신규원자로국, 원자력안전사고대응국, 지방지

국, 원자력규제연구국, 핵물질안전보장국, 연방주 핵물질환경관리정책

국)이 편성되어 있다. NRC의 조직도는 [그림 4-1]과 같다.

NRC는 의회에 대하여 보고의 의무를 가지며 규제활동에 관한 최신

자료를 관할 소위원회에 제공하는데, 상원의 ‘청정대기 및 원자력규제

소위원회’와 하원의 ‘에너지광물자원 소위원회’ 및 ‘에너지동력 소위

원회’가 NRC 관련 입법 관할권을 갖고 있다.

[그림 4-1] NRC 조직도

위원회위원 위원 위원장 위원 위원

상소위원회 운영총국장

운영보좌관

총무회

국제계획국

비서국

원자로안전자문위원회

원자력안전인허가협의 패널

원자로규제국

원자안전사고대응국

제2지구(Atlanta)

제3지구(Chicago)

제4지구(Arlington)

제1지구(Philadelphia)

신규원자로국 원자력규제연구국

핵물질안전보장국

연방주핵물질환경관리계획국

집행국

조사국

정보서비스국

컴퓨터방호국

인사국

부운영총국장(원자로·대응계획담당)

부운영총국장(핵물질·폐기물·연구·주(洲)·부족·준수계획담당)

부운영총국장(관리담당)

관리국

자료: NRC 홈페이지(http://www.nrc.gov)

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3) NRC 이외의 행정조직

미국에서는 원자력 안전규제에 관한 행정활동은 거의 NRC에 집중

되어 있지만, 그밖에 연방 행정조직(노동부, 교통부, 국방부, 보건복지

부 등)과 각 州의 자치단체가 원자력 안전행정에 부분적으로 관여하고 있

다. 이들 중 대표적 연방행정조직으로 환경보호청(Environmental Protection

Agency: EPA)과 연방 긴급사태 관리청(Federal Emergency Management

Agency: FEMA)을 들 수 있다. 환경보호청(EPA)은 1970년에 환경에

관한 연방행정활동이 통합되어 설립되었다. EPA는 방사성 폐기물 정

책법(Nuclear Waste Policy Act of 1982: NWPA)에 기초하여 사용 후

핵연료 및 고준위 방사성 폐기물에 관계된 방호활동 지침의 작성이나

고준위 방사성 폐기물의 처분장에 관련된 방사선방호 기준의 책정을

하고 있다. 연방 긴급사태 관리청(FEMA)은 국토안보부(Department of

Homeland Security: DHS)의 내부에 설치된 기관으로서, 재해나 테러

등의 긴급사태 등에 대응하는 역할을 가지고 있다. 원자력시설의 인허

가에 있어서 NRC의 심사 대상의 하나인 긴급사태 대응계획 심사에

FEMA가 관여하고 있다. 주정부 및 지방자치단체는 긴급사태 대응계

획의 수립이나 실제 긴급사태 발생 시 대응에 관여하도록 되어 있다.

다. 안전규제 변화의 과정

여러 민간전력회사가 원전을 건설·운영하는 미국의 경우, NRC가

수행하는 원자력 안전규제는 사업자 수익을 제한함으로써 많은 사업

자들의 불만을 야기하였다. 특히 1979년 TMI 원전사고 이후 미국의

원자력안전규제는 더욱 강경하게 변하였다. 즉, TMI 사고 원인이 운

전원의 미숙, 인적 실수(human error) 등으로 밝혀짐에 따라 NRC는

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 39

운전원에 대한 교육과 ‘인적 요인(human factor)’에 따른 사고를 저감

하기 위한 규제를 강화하였다. 이외에도 기술지원센터(TSC), 운전지원

센터(OSC) 설치, 비상운전절차서 보완 등 TMI Action plan(NUREG-

0737)의 후속조치 요구가 사업자들에게 부과되었다.

1986년 4월 26일 구소련 우크라이나의 체르노빌 원자력 발전소에

서 발생한 사고 이후 미국은 TF를 구성하여 자국의 원전안전에 대한

평가를 시행하였다. 평가 결과 체르노빌 원전의 노형이 격납용기가 없

는 흑연원자로인 RBMK 타입이었던 점과 달리 미국의 주력 원자로형

이며 격납용기가 있는 PWR, BWR 원자로의 안전에 미치는 영향은

미미하다는 결론을 내리고 규제 체제를 크게 바꾸지는 않았다.

큰 사고가 발생하지 않는 시간이 25년 간 지속되면서 미국은 사업

자에게 과도한 규제로 부담을 주지 말아야 한다는 규제노선을 천명하게

되고 이와 함께 과거 불확실성이 있을 시 보수성(conservatism)을 적용하

던 분위기에서 NRC 위원장이 현실적 보수성(realistic conservatism)을

주장하는 등 규제입장이 유연해지는 성향이 나타났다. 그러나 2002년

에 Davis Besse 원전의 원자로헤드부식열화사건이 발생한 이후 NRC

는 안전문화의 중요성을 강조하고 원전운영에 대한 규제감독을 강화

하는 방향으로 정책을 선회하였다.

2011년 3월 11일에는 일본 도호쿠 지방에서 진도 9의 지진과 해일

이 발생하였고, 이로 인해 도쿄전력이 운영하는 후쿠시마 제1 원전

(BWR)의 원자로 1-4호기에서 방사능이 누출되는 사고가 발생하였다.

NRC는 후쿠시마 사고 단기TF의 권고사항에 따라 규제체계 재구축

방안을 검토하고 위험도 관리 규제체계를 제안하였다. 그러나 후쿠시

마 이후에도 신규 원전 건설을 승인하고 40년 이상 운전한 원전에 대

40

해 추가 20년 수명 연장을 허가하는 등 원자력 이용의 측면에서 원자

력정책·규제 정책 상의 큰 변화는 없었으며 규제시스템의 변화도 없었다.

2. 영국

가. 원전운영현황

영국은 2013년 현재, 16기의 원자력발전소를 가동하고 있고 총 발

전량 중 원자력발전이 차지하는 비율은 18%이다. 현재 운영 중에 있

는 16기는 2023년까지 각각 운전기간을 종료할 예정이다. 과거 영국

은 원자력발전에 대해 소극적인 입장을 취해왔다. 이는 영국 최초의

PWR인 Sizewell B(운전기간 1995-2035)가 1995년에 상업운전을 개

시한 것을 마지막으로 신규 원전 건설이 없었다는 사실에서도 확인할

수 있다. 그러나 2007년부터 영국정부의 에너지 정책은 원전을 확대

하는 방향으로 급선회하였고, 대대적인 신규 원자력발전소 건설을 추

진하고 있다.

나. 안전규제기관 현황

영국의 원자력규제는 보건·위생집행부(Health and Safety Executive:

HSE) 산하의 원자력국, 원자력시설조사국 등의 조직이 담당하고 있었

으나, 2011년 2월 각료 성명으로 원자력발전사업을 규제하는 새로운

독립적 규제기관인 원자력규제국(Office for Nuclear Regulation: ONR)

이 창설되었다. 에너지기후변화부(Department for Energy and Climate

Change: DECC)가 공개한 전력시장개혁을 골자로 하는 에너지법안

(Energy Bill) 초안에서 ONR 육성을 강조하였던 것을 시작으로 영국

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 41

원자력규제기관의 개편이 꾸준히 추진되어 왔다. 그러다가 2014년에

ONR을 보건·안전청(Health and Safety Executive: HSE)에서 독립시키

는 법률이 통과되었고, 현재 ONR은 노동연금성(Department for Work

and Pensions: DWP) 산하의 민간 안전규제 기관으로 자리 잡았다.

[그림 4-2] 2014년 현재 영국의 원자력안전규제기관 ONR

자료: 한국원자력안전기술원(2013)

다. 안전규제 변화의 과정

영국의 과거 원자력시설에 대한 안전규제는 보건안전집행부(Health

and Safety Executive: HSE)에 설립되어있던 원자력국(Nuclear

Directorate: ND)을 구성하는 ① 원자력시설 검사국(Nuclear Installations

Inspectorate: NII), ② 민간 원자력보안국(Office for Civil Nuclear

Security: OCNS)，③ 영국 보장자치국(UK Safeguards Office: UKSO)

42

중에 주로 NII가 담당해왔다. 안전위생청(Health and Safety Executive:

HSE)은 1974년 노동안전위생법 10조에 따라 설립된 고용연금부

(Department for Work and Pensions: DWP)의 산하에 준공공기관

(Non-Departmental Public Body: NDPB)으로 설립되었으며, 노동현장

의 안전위생과 복리후생을 위한 규제나 노동에 관한 리스크 연구 등

의 책임을 갖고 있다. 원자력시설에 관해서는 1974년 노동안전위생법

및 1965년 원자력시설법 등에 기초하여 원자력규제를 실시해오고 있

다9).

영국은 원자력발전소의 노후화, 신규 원전 건설 등과 같은 규제 상

의 문제에 효율적으로 대처하기 위해 2008년부터 2010년에 걸쳐 조

직 혁신을 검토해왔다. 그리고 2011년 4월에 HSE 산하 ND의 3개 조

직을 통합하여 ONR을 설립하였다. ONR은 2011년 10월에 교통부

(Department for Transport: DFT)가 담당하던 방사성물질의 수송 규제

를 흡수하였다.

2011년 4월 후쿠시마 원전사고로 원자력규제의 효과성 강화가 요구

됨에 따라 ONR의 민간 독립법인화가 추진되었다. 이렇듯 ONR의 목

표는 안전규제 독립성‧투명성‧전문성을 확보한 법정 독립규제기관의

설립이었다. 또한, 기관운영의 자율권 및 유연성, 규제기술 전문성 확

보하기 위한 방안으로 영국은 “정부규제기관” 대신에 “민간규제법인”

을 선택하였다. 이러한 영국의 선택은 정부조직에 적용되는 채용, 임

금수준 및 공공 조달등의 제약에서 탈피10)하여 민간부분과의 치열한

경쟁환경에서 안전규제분야의 우수인력 유인하고 필요인력을 적기에

확보하여 전문성을 강화하기 위함이었다.

9) 김제남 외(2013), p.51 참고10) 송하중 외(2012), p.64 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 43

영국 정부는 전력 공급 불안문제를 해결하기 위해 마련한 전력시장

개혁안(Electricity Market Reform)을 2011년 7월에 통과시켰다. 이 개

혁안은 신재생에너지의 간헐성에 따른 전력계통 및 전력가격 안정성

약화라는 문제의 해결 방안으로 원자력을 이용한 전력 공급 확충을

대안으로 제시하고 있다. 이와 더불어 원자력 에너지의 안전한 이용을

위한 안전규제를 강화하였다. 영국 에너지부(DECC)와 하원의 과학기

술위원회(STC)는 시장개혁 중심의 에너지법안(Energy Bill; ’12.11)을

마련하고, 원자력에 대한 국민신뢰회복을 위해 원자력 안전규제기관의

독립적인 정보제공자의 역할이 필요하다고 강조하고 있다.

3. 프랑스

가. 원전운영현황

프랑스는 2013년 7월 현재 EDF가 운영하는 19개소에 58기의 상업

용원자로가 가동 중이며, 1기의 원전을 건설하고 있다. 원자력발전소

의 총 설비용량은 64,000MW로 미국에 이어 세계 2위의 규모이다. 프

랑스의 에너지 정책은 ｢2005년 에너지정책지침법｣을 기초로 하고 있

다. 同법은 향후 30년 간 프랑스의 에너지 정책방향을 제시하였는데,

900MW급 초기 원자로들이 40년이라는 설계수명을 다하는 2020년대

에 발생할 전력 공급의 공백을 방지하기 위해 차세대원자로인 EPR

(유럽형 가압경수로) 건설이 완료될 수 있도록 정책방향을 제안하고

있다. 현재 노르망디 지방 Flamanville부지에 2014년 운전 개시를 목

표로 EPR(프라망빌3호기)을 건설하고 있다.11)

11) 프라망빌3호기의 당초 목표는 2012년에 운전을 개시하는 것이었으나, 공사가 지연되면서 건설 완료시점이 늦춰졌다.

44

나. 안전규제기관 현황

1) 안전 규제 체계

프랑스의 원자력안전과 방사선방호에 관한 정책 수립 및 규정의 책

임은 3개 부처(산업-환경-보건부)의 연합 지도, 감독 하에 원자력안전

청(Autorité de Sûreté Nucléaire: ASN)이 담당한다. 프랑스의 원자력

안전 및 방사선방호는 “우선적 책임은 사업자”라는 원칙에 기초하고

있다. 그리고 ASN의 원자력안전규제 목표는 모든 전리방사선 사용자

들이 방사선방호에 순응하여 의무와 책임을 온전히 수행하고 있는지

여부를 확인하는 것이다12). 프랑스의 원자력안전 및 방사선방호 규제

체계는 [그림 4-3]와 같다.

[그림 4-3] 프랑스 원자력안전 및 사선방호 규제체계

자료: ASN 홈페이지(www.french-nuclear-safety.fr)

12) 송하중 외(2012), p.47 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 45

원자력안전․방사선방호국(DGSNR)은 3개 정부 부처의 감독(산업-환

경-보건부)을 받으며 국방에 관계된 핵 관련 활동과 시설에 대한 것을

제외한 모든 원자력안전과 관계된 정책을 수립한다. 지방분권 부서인

방사선방호․원자력안전과(DSNR)는 산업부 산하 지방공업연구환경국

(DRIRE)의 하위 부서로서 원자력시설 안전 감독, 원자로 정지에 따른

출력점검, 일반적인 사용 규칙의 면제 지시, 사고처리, 환경 보호시설

로 분류된 시설의 단속, 압력계기의 감독, 원자로 출력을 위한 일의

조정, 지방 당국과의 관계 유지 등의 업무를 관장한다. 특히, 위급상황

시 DSNR은 도지사 지원, 민간인 보호책임과 원자력시설 감시의 두

가지 큰 역할을 한다. 지방 보건위생․사회활동부(DRASS, DDASS)는

지방행정부의 지역에서 활동하며, 환경은 물론 병원에서의 방사선방

호의 규제를 담당한다13). 관장 업무는 수돗물의 방사선감시, 공공장소

와 주택 거주지로부터의 라돈 감시, 병원폐기물의 관리 규제, 방사선

위험사고 관리 및 대비 활동에 참여 등이다.

2) 원자력안전청(Autorité de Sûreté Nucléaire: ASN)

2006년 이전까지만 해도 프랑스는 제대로 된 원자력 기본법 없이 ｢위험, 비위생 또는 불쾌한 시설에 관한 1917년 12월 19일의 법률｣에 의

거하여 원자력 관련 업무를 규제하였다. 이에 따라 경제·재무·산업성

의 에너지·1차 자원총국 가스·전기·석탄국 산하의 원자력시설안전국

(DSIN)이 중심이 되어 규제활동을 행하였다. 그러나 이러한 규제체계

는 동일한 조직이 원자력 진흥과 규제를 맡아서 행하는 모순을 안고

있었다. 특히, 효과적인 안전규제의 필요요건인 기관의 독립성이

13) 송하중 외(2009), p.112 참고

46 [그림 4-4] ASN 조직도

자료: ASN 홈페이지(www.french-nuclear-safety.fr)

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 47

불충분한 상황이었다. 이러한 규제체계의 모순을 해결하기 위해 프랑

스는 2006년에 원자력 기본법에 상당하는 ｢원자력과 관련한 투명성

및 안전성에 관한 법률(통칭 TSN법)｣을 제정하였고, 이에 의거해 행

정기관과 사업자로부터 독립된 기관인 ASN이 설립되었다14).

ASN의 일반적인 원자력 안전과 방사선 방호의 방침 결정과 같은

중요한 의사결정은 5명의 위원으로 구성된 위원회(Commission)에 의

해 행해진다. 위원회 산하에는 국장을 필두로 8개의 부문과 11개의

지방지국이 있다. ASN의 직원은 500명 정도로, NRC등과 비교하면

조직규모는 작지만, 기술지원조직인 방사선방호 원자력안전연구소

(IRSN)과 일체된 규제활동을 전개하고 있다. ASN의 조직도는 [그림

4-4]과 같다.

2) 원자력안전·방사선방호 연구소(Institut de Radioprotection et de

Surete Nucleaire: IRSN)

IRSN은 정부부처인 ASN과 달리 과학기반의 원자력 전문가로 구성

된 공공 연구소이다. 원자력과 방사선 방호에 관한 전문 지식과 기술

적 역량을 보유한 IRSN은 연구결과를 환경, 보건, 연구, 에너지, 국방

의 다섯 장관들에게 보고하고 있다. 또한 IRSN은 법적으로 다른 기관

과 계약을 맺고 일할 수 있는 권한이 부여된 공공기관이다. 이에 따라

IRSN은 ASN의 기술지원기구(Technical Support Organization: TSO) 역

할을 수행하고 있는데, 총 1,718명의 구성원 중 400명이 ASN 업무를

14) 현재의 설치근거법은 2012년 1월 5일의 TSN법의 개정에 따라 환경법전에 올라있는데, 규제조직·체제의 변경은 동반하지 않은 조문의 변경만 나타내고 있다. ASN에 따르면, 근거법 변경의 이유는, 핵활동에 적용되는 법적제도를 보다 명확하게 하기 위함이라고 한다.

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지원(2012년 기준)하고 있다. 또한 총 2억8,200만 유로 중 8,000만 유

로를 ASN 지원업무에 배정하고, 예산의 절반을 연구활동에 사용하고

있다. 따라서 원자력 시설 감시에 ASN과 IRSN을 포함한 약 900명

의 직원이 투입되고 1억5,000만 유로가 예산으로 사용된다고 볼 수

있다.

ASN과 IRSN의 관계에 대한 법적 근거는 Act No. 2006-686 on

Transparency and Security in the Nuclear Field(ASN 설립법) 제16조

과 제61조를 들 수 있다. ASN는 규제, 권한 부여, 검사 및 집행, 비상

대응, 정보 등에 대한 범위를 포괄하는 결정권을 가지고 있다. 그러나

ASN의 의사결정과정의 핵심은 기술적인 전문 지식이라고 할 수 있

다. 이를 위하여 ASN는 외부 전문가들을 활용하는데도 노력을 하며,

원자로, 연구소 및 공장, 원자력 압력, 장비, 폐기물, 교통, 의료 노출,

방사선 방호(비 의료)의 분야의 자문위원회를 연간 50회 정도 운영하

고 있다.

[그림 4-5] 프랑스 ASN의 역할

자료: ASN 홈페이지(www.french-nuclear-safety.fr)

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 49

원자력안전국(ASN) 원자력안전․방사선방호 연구소(IRSN)◦ 현황: 1973년 산업부 내 원자력규제

부서로 출발하였으나, 2006년 독립행정기관으로 공식 출범

◦ 조직: 6년 임기(단임)의 5명 상근 상임위원(위원장 포함)으로 구성

- 위원장 포함 3명은 대통령, 1명은 상원의장, 1명은 하원의장이 지명

ㅇ 직원 및 예산: 450명, 70M euros(2012년 기준)

- 본부 220명, 11개 지역사무소 230명 근무, 이중 250여명이 Inspector.

◦ 주요 업무(의사결정): Regulation, Authorization, Inspections and Enforcement, Emergency response, Information

- 상기 주요업무 수행에 있어서 기술적 전문성이 핵심이며, 이를 위해 IRSN, 7개의 자문위원회 등을 활용

◦ 7개의 자문위원회 구성․운영 - Reactors, Laboratories and plants,

Nuclear pressure equipment, Waste, Transport, Medical exposure, Radiation protection(non-medical)

- 위원들은 IRSN, ASN, 특별작업반에 의해 작성된 보고서를 검토하고 의견제시, 본 의견은 ASN 웹사이트에 공개

◦ 현황: 2002년에 설립된 공공 연구소로서 국방부, 환경부, 산업부, 연구부, 보건부 공동 관할임

- 1976년 설립된 IPSN(CEA 내 원자력안전연구 담당)이 방사선방호 연구소와 통합하여 IRSN 설립

◦ 직원 및 예산: 1,718명, 282M euros (2011년 기준)

- 예산의 40.2%는 연구, 50.2%는 기술적 지원 및 공공서비스 제공에 사용

◦ 주요 업무 - 연구 및 공공서비스, 정부에 대한

기술적, 운영적 지원을 제공, 외부 용역계약 등

- 원자력 및 방사능 위험에 대한 기술적 지원, 방사능 누출 사고 시 운영적 지원 등

<표 4-2> ASN과 IRSN의 성격 및 역할

자료: ASN 및 IRSN 홈페이지(www.french-nuclear-safety.fr; www.irsn.fr)

다. 안전규제의 변화과정

2006년 이전의 프랑스의 원자력발전 안전규제는 1961년 제정한 ｢대기오염 및 악취 방지법(61-842호)｣ 및 1963년에 제정한 ｢기본 원자력

시설에 관한 정부시행령(63-1228호)｣에 근거하여 수행되었다. 그러나

1986년 체르노빌 원자력발전소 사고에 관한 정보가 공개되고, La

50

Hague 재처리 공장에서 사고가 반복적으로 발생하면서 프랑스 국내

외적으로 원자력에 대한 불신이 가중되었다. 이에 따라 프랑스 정부에

원자력활동에 관한 안전성 및 투명성 확보를 요구하는 여론이 점진적

으로 증가하게 되었다. 또 한편으로는 원자력 진흥과 규제가 하나의

체계 내에서 함께 이루어지는 모순을 해소할 필요가 있었다. 프랑스의

원자력안전규제 업무는 1973년 산업성 산하에 규제담당부서인

“Nuclear Installation Safety” 설립되면서 시작한다.15) 산업성은 원자

력 산업의 육성을 위한 정책도 입안하기 때문에 산업 진흥과 규제의

이해가 대립하는 경우 온전한 규제활동을 행하기가 어려웠다. 이러한

이유로 1997년과 2002년에 각각 환경성과 환경성 및 보건성이 원자

력안전규제에 참여하는 형태로 제도가 변경되었으나, 여전히 원자력

진흥을 담당하는 산업성의 영향력으로부터 자유롭지 못하였다.

위와 같은 사회적 요구를 수용하고 원자력 안전 규제기관의 투명성

과 독립성을 강화하기 위해 프랑스는 2006년 6월 13일에 원자력의 기

본법에 해당하는 TSN법을 제정하였다. 무엇보다도 TSN법은 원자력

안전규제기관의 독립성을 강화하는 내용을 포함하고 있다. 법13조에

“원자력안전규제를 담당하고, 일반대중에게 정보를 제공하는 원자력

안전기관(ASN)은 정부 또는 그 밖의 어떠한 사람 혹은 기관으로부터

도 지시를 받지 않고 완전하게 공평한 직무를 수행한다.”고 명시함으

로써 ASN이 명실상부한 독립행정 기관임을 규정하고 있다.

TSN법은 ASN의 독립성을 보장하는 것 이외에도 28조에 ｢기본 원

자력 시설의 운영자는 그 시설의 안전에 책임이 있다｣라고 명시하여,

원자력안전에 대한 사업자의 ‘최우선 책임(prime responsibility)’원칙

을 제시하였다. 또한 28조 III에서 4가지 유형의 시설을 ｢기본원자력

15) 송하중(2012), p.47 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 51

시설(BNI)｣로 규정하고, 이들의 설치, 변경, 최종 정지 및 폐지, 그리

고 조업종료 후 감시단계로의 이행에 대해서는 ‘허가취득’이 필요하다

고 명시하고 있다.16) 더 나아가 BNI에 리스크가 발생하는 경우 규제

당국이 BNI의 정지 및 폐지 명령을 내릴 수 있도록 하고 있다(同법29

조IV, 29조IX, 34조).

2011년 후쿠시마 원전 사고 이후에도 ASN의 위상은 변하지 않았

다. 후쿠시마 사고에 대한 대응책으로 ASN은 대기 중의 방사능의 유

무를 관측하는 의무를 강화하고, 국내에 충분한 정보를 전달할 것을

약속하였다. 후쿠시마 사고로 전 세계 원자력 보유국의 정책은 원자력

의 유지와 포기라는 갈림길에서 양분되었다. 하지만 원자력이 전력 공

급의 약 75%를 담당하는 프랑스의 경우 원자력발전을 포기하는 것은

현실적 대안이 될 수 없고, 지구온난화와 화석연료 의존도를 낮추기

위해서도 여전히 원자력이 필요하다는 입장을 유지하고 있다.

4. 캐나다

가. 원전 운영현황

캐나다는 가압중수로형 원자로 22기를 보유하고 있고 설비용량은

13.5GW에 달한다. 2014년 현재 19기의 원자로에서 전력을 생산하고

있으며 이는 캐나다 전체 전력 공급의 약 15%를 차지한다. 온타리오

주의 경우 총 소비 전력의 50%를 원자력발전으로 공급하며 현재 가

동 중인 원자로 19기 중 16기가 온타리오주에 속해 있다.

16) 4가지 유형의 기본원자력시설(BNI)는 다음과 같다: ①원자로, ②핵연료를 제련, 농축, 제조, 처리 혹은 저장하거나 혹은 방사성폐기물의 처리, 저장, 혹은 처분하는 시설 ③방사성물질 혹은 핵분열물질을 격납하는 시설, ④입자가속기.

52

[그림 4-6] 캐나다 주요 원자력 관련 시설 위치

자료: WNA(http://www.world-nuclear.org/; 2014-11-04)

가장 대표적인 원자력 발전 사업자는 OPG(Ontario Power Generation)

사로 Pickering 1호기와 4~8호기, Dalington 1~4호기인 총 10기를 운

전하고 있다. 민간부문의 Bruce Power사는 OPG사로부터 Bruce 1~8

호기를 장기 임차하여 총 8기를 운전하고 있다. New Brunswick에 위

치한 Point Lepreau 발전소는 2008년부터 4년 간 보수공사를 마치고

2012년부터 재가동하여 New Brunswick Power사가 운영하고 있다.

캐나다는 향후 10년 동안 원자로 약 10기에 대한 설비 개선을 진행

하고 다소 유예되었으나 원자로 2기를 추가로 신설할 계획이다. 또한,

인도, 중국 등의 신흥국 시장에 캐나다 독자기술로 개발한 CANDU

원자로 수출을 활발히 하고 있다.

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 53

나. 안전 규제 기관 현황

초기 원자력 규제기관인 원자력관리위원회(Atomic Energy Control

Board: AECB)로부터 명칭을 바꾸어 2000년 수상 직속으로 설치된

캐나다원자력안전위원회(Canadian Nuclear Safety Commission: CNSC)

가 안전 규제를 담당하고 있다.

[그림 4-7] 캐나다의 원자력 행정체제

자료: 해외 원자력안전규제기관, 송하중(2012)

캐나다원자력안전위원회(Canadian Nuclear Safety Commission:

CNSC)는 보건, 안전, 보안과 환경을 보호하고 평화적 원자력 이용에

대한 캐나다의 약속을 존중하기 위하여 원자력 에너지와 핵물질의 이

용을 규제하는 기관으로서 설립되었다.

자원성 산하의 원자력공사가 원자력 사업을 담당하며, 의료 방사선

54

방호 및 환경 감시는 보건성 및 환경성이 담당한다. 캐나다 원자력 안

전 위원회는 수상의 직속기관으로서 정부 내 타 부처에 간섭받지 않

는다. 따라서 독립기관으로서 CNSC는 정부로부터 독립적으로 결정을

내리고, 새로운 핵시설의 건립에 관한 승인요청 시 지역주민과의 공청

회 과정 등을 거쳐 보다 투명한 결정을 할 수 있다.

캐나다 원자력 안전 위원회는 캐나다 국민과 환경의 건강과 안전을

보호하고 원자력 에너지의 평화적인 사용에 대한 국제적인 규약들을

이행하기 위해 원자력 에너지와 물질들에 대한 사용을 규제한다. 세부

업무는 아래와 같다.

1. 보건, 안전, 환경 보호를 위한 원자력의 사용, 생산, 개발을 규제

2. 핵물질들의 이동, 사용, 소유, 생산 규제

3. 규정된 정보와 기구의 사용, 소유, 생산 규제

4. 핵무기 확산에 관한 조치를 포함한 원자력과 핵물질의 사용, 이

동, 개발에 관한 국제적 통제 조치 수행

5. CNSC 활동, 환경, 영향, 보건 물리 및 안전, 핵물질의 사용 및

개발, 생산. 소유. 이동에 관한 과학적, 기술적 정보 제공17)

다. 안전 규제 변화 과정

캐나다는 미국과 대조적으로 전력사업자와 협의적(consultational)

규제를 하는 것으로 알려져 있다. 즉, 안전과 관련된 기술 규정을 미

리 세부적으로 기술한 운영기술지침서를 작성하여 사용하는 대신에,

일반적인 안전운영규정(operating policies and principles)을 만들어 현

장 안전규제기관의 주재관이 이를 원칙에 맞게 적용하여 규제하는 방

17) 송하중 외(2012), p.37 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 55

식이다.

캐나다는 Pickering-2 등 원전에서 압력관 파열사고 등이 있었으나

중대사고는 발생하지 않았다. 이웃나라인 미국에서 TMI 원전사고가

발생한 1979년 이후에도 사고 노형과 다른 중수로만을 보유하고 있는

캐나다에서 원전안전규제는 큰 영향을 받지 않았다. 다만 원전안전사

고의 원인 중 인적 요인을 강조하여 관리하게 되었고, 확률론적 안전

성 평가 등이 도입·시행되었다. 1986년 체르노빌 원전사고와 2011년

후쿠시마 원전사고 발생 때도 캐나다의 원전규제정책에는 변화가 없

었다. 그러나 체르노빌 사고 이후 안전문화가 강조되었고, 캐나다는

안전문화 평가방법론을 개발하여 시행하고 있다.

5. 독일

가. 원전운영현황

2010년 독일 정부는 에너지 해외 의존도 감소를 위해 원전 가동 기

한 연장을 계획했으나, 후쿠시마 사고 이후 폐기 정책으로 회귀했다.

[그림 4-8]은 2013년 1월 현재 독일의 원전 운영현황을 나타내고 있

다. 후쿠시마 사고 이전에는 17기의 원전이 독일 전력 공급의 20%이

상을 차지했다. 2014년 현재는 9기의 원전이 남아있으며 독일 전체

전력 공급의 약 16%를 담당하고 있다.

56

[그림 4-8] 독일의 원전 운전 현황

자료: IAEA Country Nuclear Power Profiles (http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/CNPP2013_CD/pages/index.htm; 2014-11-04)

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 57

그러나 최근 대체 에너지 개발 비용 증가 및 전력망 안정성 저하로

국민 여론이 악화되어 원전 폐지 및 에너지 패러다임 전환에 어려움

을 겪고 있다.

한편 독일 원전 운영사인 E.ON사, RWE사, EnBW사, Vattenfall사

는 원전폐쇄와 관련하여 손해배상 소송과 세금 환불 소송을 제기하는

등 독일정부와 대립하고 있다.

나. 안전규제 현황

1) 원자력법의 집행

독일의 원자력 행정은 연방법인 원자력법에 의거하여 크게 연방정

부 고유의 영역과 주정부(Land government)18)가 연방정부(환경부)19)

의 대리자로서 이행하는 영역으로 나누어진다. 연방정부 원자력 행정

영역 중 핵연료 수출입 허가는 연방경제 및 수출관리청(Bundesamt

für Wirtschaft und Ausfuhrkontrolle: BAFA)이 담당하고, 핵연료의

수송, 보관, 방사성 폐기물 최종 저장시설의 건설 및 운영에 대한 책

임은 연방방사선방호청(Bundesamt für Strahlensczutz: BfS)이 맡고 있다.

주정부는 연방정부의 위탁을 받아 원자력시설의 인허가를 담당한다.

연방위탁행정은 주정부가 연방정부를 대신하여 연방법을 집행하는 것

으로 기본법에 명시되어 있다. 우선, 연방정부는 연방위탁행정의 감독

을 위하여 일반 행정 규칙을 정할 수 있다. 또한, 연방최상급관서는

주정부에 대한 필요한 지도를 할 수 있는 권한을 가지고 있다. 이렇듯

원자력법에 의거하여 주정부에서 정하는 주정부관서(통상적으로 주환

경부)가 원자력시설 건설 및 운전 인허가를 담당하고 있다.20)

18) Land(복수형 Länder)는 독일의 주를 일컫는다.19) 독일 환경부의 정식 명칭은 연방환경·자연보호·원자로안전부(Bundesministerium

für Umwelt, Naturschutz, Bau und Reaktorsicherheit: BMUB)이다.

58

2) 행정조직

독일 환경부(BMU)는 연방차원에 원자력 행정을 수행하지만, 대부

분의 규제기능은 주정부에 위탁되어 있다. 독일은 여러 부처에 분산된

연방차원의 규제기능을 강화할 목적으로 1989년 11월에 연방방사선

방호청(BfS)를 설치하였다. BfS는 전 국토에 대한 방사선 감시, 장기

적인 폐기물중간저장·최종처분시설의 건설 및 운전에 관한 포괄적 책

임, 민간소유의 중간저장시설 및 핵연료수송의 인허가, 원자력안전연

구의 조정21) 등의 역할을 수행한다. 또한 BfS는 원자력 안전 및 방사

선 방호에 관한 모든 사항에 대하여 환경부를 전문적으로 지원하게

되어 있다. 그리고 임무를 위해 필요한 과학연구도 수행할 수 있다.

원자력 관련, 연방정부와 지방정부의 행정사무 집행감독은 환경부

의 관할이다. 따라서 연방환경부 장관이 원자력법 상에서 발생하는 안

전문제에 대해 책임을 진다. 환경부의 자문 기구로는 원자로안전위원

회(RSK), 폐기물처리위원회(ESK), 방사선방호위원회(SSK)가 설치되

어 있다. 이와는 별도로 환경부에는 안전기술 규칙개발을 위한 전문조

직인 상설 원자력기술위원회(KTA)도 설치되어 있다. 원자력안전위원

회는 원자력시설의 안전 및 방사성폐기물의 처리 문제에 대하여 환경

부에 조언하고 의견을 개진한다. 이러한 조언은 대부분이 “기초적 의

미를 가지고 있는 일반 문제”에 대하여 수행되지만, 구체적인 허가나

감독 조치에 대해서도 이루어지고 있다. 또한, 폐기물관리위원회는 방

사성 폐기물의 중간 저장과 최종 저장, 방사성 물질의 수송, 원자로

20) 주정부는 원자력법 제7조에 의거하여 허가를 취득한 시설 외부에서의 핵연료 취급 및 처리와, 연방방사성폐기물처분장 또는 주 집하장의 인허가도 담당하고 있다.

21) 이상윤 외(2013), p.212 참고

[그림 4-9] 독일 규제기관 조직도

자료: IAEA Country Nuclear Power Profiles(http://www-pub.iaea.org/MTCD /Publications/PDF/CNPP2013_CD/pages/index.htm; 2014-11-04)

60 [그림 4-10] 독일의 안전규제 피라미드

자료: 독일 환경부(http://www.bmub.bund.de/en/; 2014-11-04)

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 61

시설의 폐쇄 등 방사성물질의 폐기물 처리상의 문제에 대한 자문을

담당한다22).

다. 안전규제 변화 과정

독일은 체르노빌 사고 이후 규제강화를 하였고 독일 통일 이후 동

독의 원전에 대해서는 모두 폐쇄하는 조치를 취하였다. 하지만 근본적

인 안전규제의 변화는 없었고 기본적으로 전체 원전을 폐쇄하는 과정

을 밟아나가고 있기 때문에 새로운 규제적 변화는 없었다.

6. 일본

가. 원전 운영현황

일본은 후쿠시마 원전사고 발생 이후 ‘2030년대 원전제로 방침

(2011.9)’을 선언하였으나, 산업계 등의 반대로 내각회의에서 결정이

보류되었다. 그럼에도 원전은 여전히 가동중지 상태이며, 이에 따라

전력 공급을 위한 화석연료 수입은 급증하였다. 연료수입 증가는 전기

요금 인상23)과 무역적자로 이어졌다. 일본 재무성에 따르면 2013년

무역적자는 2012년의 6조 9,000억 엔 보다 65% 상승한 약 11조

5,000억 엔을 기록하였다. 이 가운데 화석연료 수입 증가에 따른 적자

액이 약 4조 엔을 차지한다. 일본정부는 경제적 부담을 해소하기 위해

원전제로 방침을 철회하고, 원전을 주요 기저전원으로 규정하는 4차

에너지기본계획(2014. 2)을 통과시켰다. 현재 원자력규제위원회(NRA)

가 강화된 신규제기준에 따라 원전 재가동을 심사하고 있다.

22) 김제남 외(2013), p.47 참고23) 2012년 전기요금은 2010년 대비 16.2% 인상되었다.

62

2014년 1월 현재, 후쿠시마 5, 6호기까지 폐로가 결정됨에 따라 후

쿠시마 사고 이후 일본의 54기 원전 중 6기(후쿠시마 1~6호기)가 폐

로 되고 48기가 운전이 정지되었다.

[그림 4-11] 일본 원자로 시설의 위치와 현황

자료: OECD-NEA(https://www.oecd-nea.org/press/2011/NEWS-02.html; 2014-11-04)

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 63

나. 안전규제 현황

일본은 1956년 발효된 원자력기본법에 따라 원자력 연구개발, 이용,

규제 등을 추진하였으며, 원자력 산업 발달과 함께 원자력 행정체제를

정비하였다. 후쿠시마 원전 사고가 발생하기 이전의 원자력 행정은 내

각부 산하의 원자력위원회와 원자력안전위원회 그리고 내각의 문부과

학성, 경제산업성, 외무성, 국토교통성, 후생노동성 등이 분담하였다.

원자력기술개발과 연구용 원자로에 대한 안전규제는 문부과학성이,

상업용 발전 등 에너지의 직접적인 이용에 관한 안전규제는 경제산업

성의 원자력 안전·보안원(NISA)이 담당하였다. 기타 선박용 원자로는

국토교통성, 외교협력은 외무성, 방사성 의료 및 노동자의 안전관리는

후생노동성이 맡고 있었다24). 그리고 원자력 시설 사업자는 원자력위

원회와 원자력안전위원회의 의견을 들어야했다. 이렇듯 일본의 과거

원자력 행정 시스템은 1970년대 이후 안착된 더블 체크 방식(double

check system)을 그대로 유지하였다.

하지만 후쿠시마 원전 사고를 거치면서 기존 제도에 대한 근본적인

문제가 제기되었다. 이는 2011년 8월 발표된 ‘원자력안전규제에 관한

조직 등의 개혁 기본방침’과 이후 마련되는 민주당 제도개혁안을 통

해 구체화되었는데, 그 주요 내용은 다음과 같다.25)

① 원자력개발을 추진하는 경제산업성이 원자력 안전 규제를 담당

하는 것은 바람직하지 않다. 원자력 안전 규제행정의 독립성 확보와

철저한 안전규제를 도모하기 위해서, 졍제산업성의 원자력 안전·보안

원(NISA)을 분리하고 원자력안전위원회와 통합하여 환경성 외곽 산

24) 송유나 외(2013), p.126 참고25) 함철훈(2013), p.65 참고

64

하기관으로 원자력규제청을 설치한다.26)

② 각 관계 행정 기관이 담당하던 원자력 규제기능을 ‘원자력규제

위원회’로 통합하여 규제의 일원화를 도모한다.

③ 위기상황에 신속히 대응하기 위해 내각에 원자력방재회의를 신

설하여 평상시에도 정부차원에서 원자력 방재 대책을 추진한다.

④ 원자력 시설의 안전성을 확보하기 위해 원자력규제청에 원자력

안전조사위원회를 설치한다. 원자력안전조사위원회는 원자력 안전의

확보에 관한 정책 등의 실시상황, 원자력 사고 원인에 대한 조사가 필

요하다고 인정될 때 관계 기관장에게 권고 등을 행할 수 있다27).

[그림 4-12] 신구 규제체제 비교

자료: 함철훈(2013)

26) 원자력규제청(NRA)의 인원은 약 480명으로 원자력 안전·보안원의 약 350명, 원자력안전위원회의 약 70명, 문부과학성 원자력규제 및 모니터링 부문에서 약 45명을 파견하였다.

27) 김제남 외(2013), p.45 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 65

제도 개혁안에 따라 2012년 9월 19일 환경성 외부 독립조직(外局)

으로서 원자력규제위원회(NRA)가 설립되었다. 현재 원자력규제위원

회는 원자력의 사용·생산·개발에 대한 규제, 핵무기 비확산, 원자력과

핵물질의 사용·이동·생산·개발에 관한 국제적 통제 및 국제협력, 안전

규제 기준 및 지침 개발을 주요업무로 하고 있다. 그리고 기존에 문부

과학성이 담당하던 방사선 모니터링 및 방사성동위원소 규제와 신안

전원칙을 수립하고 적용하는 정책을 수행한다. 또한 심층방어 원칙 적

용(전단계에서 방어대책 상실을 가정), 공통원인에 의한 사고가능성

제거(화재 및 쓰나미에 의한 침수대책 강화), 외부사건에 대한 보다

엄격한 평가 및 대책 강화(다중성+다양성+독립성), 테러방지대책 강화

(노심손상방지, 격납용기 건전성 유지, 특수설비 장착 등)를 정책으로

추진하고 있다.

다. 안전 규제 변화 과정

1) 원자력위원회의 출범(1950~70년대 초반)

1945년 8월 제2차 세계대전의 종결과 함께 패전국 일본의 원자력연

구는 전면적으로 금지되었다. 그러나 1952년 4월 미국과 일본의 국교

정상화를 담은 샌프란시스코 강화조약이 발효되면서 원자력 연구 금

지도 해제되었다. 1953년에는 미국 아이젠하워 대통령이 유엔 총회

연설에서 ‘원자력의 평화적 이용(Atoms for peace)’을 선언하였고, 이

듬해인 1954년에 개진당(改進黨) 국회의원이었던 나카소네 야스히로

등 의원들이 2억 3,500억 엔의 원자력연구개발 예산을 제출하면서 일

본의 핵에너지 이용이 본격적으로 논의되었다. 이와 함께 일본학술회

의는 원자력 연구와 이용에 관한 공개, 민주, 자주의 3대원칙을 요구

66

하는 성명을 채택하였다. 원자력 3대원칙은 1955년 재정된 원자력기

본법에 원칙으로 포함되었다.

원자력기본법과 원자력위원회설치법 등이 1955년 12월 국회를 통

과하고 공포되었고, 1956년 1월에 원자력위원회가 발족하게 된다. 이

후 1957년까지 일본원자력연구소법, 원자력연료공사법, 핵연료물질·원

자로 규제에 관한 법률, 방사성동위원소 등으로 인한 방사선재해 방지

에 관한 법률 등이 제정되면서 각종 기관과 규제 및 방재에 관한 법제

도가 보완되었다28).

2) 무츠호 사고와 원자력안전위원회의 출범(1970~90년대 중반)

1974년 일본의 원자력선 무츠호에서 방사능 누출 사건이 발생하였

다. 이는 일본에서 사실상 최초로 발생한 원자력 사고이다. 이를 계기

로 총리 산하에 원자력 행정간담회(1975. 2)가 설치되었다. 간담회는

1975년 3월에 첫 회의를 시작으로 원자력 관련 안건들에 대한 심의를

하였으며, 1976년 7월에는 원자력안전위원회 설치 등을 주요 내용으

로 하는 ‘원자력 행정체제 개혁 강화에 대한 의견’을 총리에게 제출하

였다. 일본 정부는 간담회의 의견을 받아들여 1977년 원자력위원회

설치법 개정안을 입법하고 1978년 10월에 원자력안전위원회를 발족

시켰다. 원자력안전위원회는 원자력위원회 업무 중 안전 확보에 관한

사항을 독립적으로 담당하는 위원회로 원자로 안전성 확인, 핵연료물

질과 원자로의 규제, 원자력 관련 연구계획 등을 담당하는 부서로 출

범하였다. 또한 원자로 설치 및 운전 등 안전규제 관련 업무를 재정비

하여 실험용 원자로는 내각총리가, 상업용 원자로는 통산성 장관이,

28) 송유나 외(2013), p.122 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 67

선박용 원자로는 운수성이 담당하도록 하여 그 책임을 명확히 하였

다29).

3) 중앙부처 개편과 JCO 핵사고(1990년대 후반~현재)

1997년 행정개혁회의는 내각과 총리관저의 기능을 확충하고 중앙부

처를 행정 목적별로 크게 묶는 작업을 시행하였다. 이에 따라 원자력

위원회와 원자력안전위원회를 내각부에 옮기는 것을 주요 골자로 하

는 중앙정부 개혁 기본 법안이 1998년 6월 만들어졌다.

이러한 정부조직 개편이 논의되던 1999년 9월에 도카이무라 JCO

핵연료 공장에서 핵임계 사고가 발생하였다. 이에 따라 2000년에 ‘원

자력재해대책특별법’이 제정되었고, 경제산업성 자원에너지청 산하에

원자력규제 행정기관인 ‘원자력안전보안원’이 설치되었다. 그리고 2003년

에는 경제산업성 외각에 원자력안전기반기구(JNES)가 설립되었다.

JNES는 원자로 등 원자력시설의 설계 안전성 분석과 평가, 원자력재

해예방, 복구 등의 업무를 담당하는 부서로 원자력안전 및 보안원의

기능을 지원하는 조직이다. JNES는 2014년 일본원자력규제위원회로

흡수·통합되었다.30)

29) 송유나 외(2013), p.123 참고30) 송유나 외(2013), pp.123~134 참고

68

7. 한국

가. 원전 운영현황

[그림 4-13] 국내 원전운영현황

자료: 한국원자력산업회의(http://www.kaif.or.kr/; 2014-11-04)

2014년 10월 현재 우리나라에는 한국수력원자력(주)이 운영하는 총

23기의 원전이 가동 중이며, 5기의 원전이 건설 중에 있다.

나. 안전 규제 기관 현황

1) 원자력안전위원회(NSSC)

원자력안전위원회는 원자력의 위험으로부터 국민과 환경을 보호하

기 위하여 법령에 따른 원자력 이용자의 안전 관리책임이행을 규제

및 감독하고, 과학기술 기반의 기술기준(84개) 및 규제지침 등을 제정,

고시하며 이를 근거로 안전규제, 핵안보 및 핵 비확산 업무를 총괄 수

행한다.

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 69

NSSC의 주요 업무는 첫째 원자력 이용에 따른 안전규제(Safety: 원

전 건설‧운영 인‧허가 발급과 안전성 심‧검사 수행, 방사선이용기관 안

전규제와 생활방사선 안전관리, 환경방사능 감시와 방사능 누출 시 효

과적 대응을 위한 방재대책), 둘째 핵물질 탈취, 테러 등의 위협으로

부터 원자력시설 보호(Security), 셋째 북한 등 주변국의 핵 활동 탐지

및 국가 핵물질 통제(Non-proliferation) 등이다.

NSSC의 규제 대상은 원전과 관련하여 원전 사업자(한수원, 한국원

자력연구원), 핵연료주기사업자(한전원자력연료), 방사성폐기물 처리

사업자(방사성폐기물관리공단)과 방사선 관련하여 방사성동위원소 생

산업체와 이를 이용하는 병원‧ 대학‧연구기관‧비파괴검사업체, 천연 방

사성물질 이용 시설‧업체 등이다31). 주요 업무 중 원자력시설 심사와

검사 등의 업무는 원자력안전기술원에 위임하였고, 핵물질 규제, 수출

입 통제 등의 업무는 원자력통제기술원을 두고 있다.

2) 원자력안전기술원(KINS)

원자력안전기술원은 원자력 안전 규제 전문 기관으로서 원자력의

생산과 이용에 따른 방사선 재해로부터 국민을 보호하고, 공공의 안전

과 환경 보전에 이바지함을 목적으로 하고 있다. KINS는 원자력 발전

소에 대한 심사 및 검사, 핵주기 시설 및 연구로 등에 대한 심사 및

검사, 방사성동위원소 등의 이용에 따른 안전성 확인, 방사성폐기물

폐기시설 등의 심사 및 검사, 생활주변방사선 관련 안전 심사 및 검

사, 방사선·테러 대응 및 방재, 전 국토 및 원전주변 환경방사능 검사,

주변국 핵실험 및 원자력 사고 탐지, 안전규제 기준 및 기술개발, 안

31) 원자력안전위원회(2013), p.2 참고

70

전규제 정책 및 제도 개발, 전문 인력 양성, 규제기술 협력 및 원전수

출지원, 안전문화 확산과 대국민 이해 제고의 활동을 하고 있다32).

3) 원자력통제기술원(KINAC)

원자력안전법 제6조의 법적 근거로 설립된 원자력통제기술원은 원

자력의 평화적 목적 외 전용 방지, 핵 비확산에 관한 국제규범의 준

수, 핵 투명성 관련 국제협력 강화, 국제사회의 신뢰를 통한 원자력의

평화적 이용 확대에 기여를 목적으로 하고 있다33). 원자력통제기술원

은 안전조치(Safeguards), 수출입통제(Export Control), 물리적 방호

(Physical Protection)를 수단으로 하여 핵 비확산 및 핵안보에 관한 국

제적 협약사항을 이행하는 일련의 활동으로 국제적 신뢰성과 투명성

을 제고하기 위하여 설립된 핵 비확산 및 핵안보 전문기관이다.

KINAC의 주된 사업은 핵물질 계량관리에 관한 심사 및 검사,

IAEA전면 안전조치협정 및 추가의정서 이행, 핵물질 등 국제규제 물

자 및 관련기술의 수출입 통제, 핵물질 및 원자력시설의 물리적 방호

에 관한 심사 및 검사, 원자력통제 관련 연구 및 기술개발, 원자력통

제 관련 국제협력, 원자력통제 관련 교육 등이다34).

다. 안전 규제 변화 과정

국내의 원자력안전 행정체제는 1959년 중앙부처인 ‘원자력원’으로

시작하였다. 이후 1967년 ‘원자력원’이 ‘원자력청’으로 격하되고, 원자

력 도입기에 원자력 진흥을 위해 운영되었다. 1979년 미국의 쓰리마

32) 이선우 외(2013), p.11 참고

33) 이선우 외(2013), p.15 참고34) 주성돈(2011), p.88 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 71

일 핵발전소 사고를 계기로 정부조직에 원자력 안전개념이 중시되면

서 이에 따라 원자력청이 폐지되는 대신 과학기술처 산하에 원자력개

발국과 원자력안전국이 발족하였다([그림 4-14] 참고).

[그림 4-14] 한국의 규제체제 변화

자료: 한국원자력안전기술원(2013)

1986년에 또다시 체르노빌 원전사고가 발생하면서, 원자력 안전에

대한 관심과 요구가 높아졌고, 이에 1991년, 과학기술처에 부설기관으

로 있던 원자력안전센터가 정부출연기관인 원자력안전기술원으로 독

립하였다. 이후 계속된 정부조직개편이 이루어졌고, 1999년과 2008년

에 특히 정부조직개편의 과정에서 원자력안전 규제의 독립성이 훼손

되었다.

후쿠시마 원전사고 이전 우리나라는 ‘원자력법’으로 단일화된 원자

력 법체계를 가지고 있었다. 그러나 사고 이후에 원자력 안전에 대한

우려가 커지고, 원자력 진흥과 안전을 분리하여 엄격히 안전관리해야

72

한다는 여론이 강화되면서 변화가 필요하게 되었다. 교육과학기술부

는 IAEA의 권고를 수용하여 원자력 안전성 강화를 위해 분법 및 원

자력안전위원회 강화를 위한 입법발의를 추진하였다35). 그리고 2011

년 7월 ‘원자력진흥법’, ‘원자력안전위원회법’, ‘원자력안전법’이 입법

되었다. 또한 원자력안전위원회는 대통령 소속으로 설치되었다.

[그림 4-15] 후쿠시마 원전사고 이후 원자력 행정체계

자료: 한국원자력안전기술원(2013)

2013년 3월 22일 새 정부는 정부조직개편결과 발표를 통해 원자력

안전위원회를 대통령 소속의 중앙행정기관(예산 및 회계법상의 단위

기관)에서 총리실 산하 위원회로 변경하였으며, 위원장을 장관급에서

차관급으로 변경되었다(<표 4-3> 참고).

35) 이원근(2012) p.16 참고

제4장 주요국 원전 안전규제 현황 73

법령명 법령종류 공포번호 공포일자 구분 소관부처

원자력안전위원회의 설치 및 운영에 관한 법률

법률 제11715호 2013.3.23 일부개정원자력안전위원회

원자력안전위원회 직제

대통령령 제24431호 2013.3.23 일부개정안전행정부,원자력안전위원회

원자력안전위원회 직제 시행규칙

총리령 제1023호 2013.3.23 제정원자력안전위원회

<표 4-3> 원자력안전 관련 법령 현황

자료: 한국원자력안전기술원(2013)

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책 75

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책

1986년 구소련에서 발생한 체르노빌 원전사고는 세계의 원자력분야

에 큰 충격을 주었다. 체르노빌 원전사고 이후 IAEA를 중심으로 하는

원자력 및 안전전문가들이 국제적으로 이 사고를 조사하고 대책을 논

의하면서 과거 기술적인 요인 이외의 요인에 대한 검토가 이루어졌다.

특히 TMI 이후 등장한 인적 요인 이외에 조직·문화적 요인, 즉 안전

문화가 중요하다는 인식을 공유하게 되었다. 이와 함께 원자력발전소

에서 사고 발생 시 소외로 방출되는 방사성물질이 해당 국가뿐만 아

니라 국경을 초월하여 전 세계로 확산된다는 우려가 제기되었다. 이에

따라 국제적 장치로 원자력안전협약, 방사성폐기물협약 등이 만들어

졌다. 특히 IAEA는 체르노빌 사고 이후 국제적인 원전 안전성 향상을

위한 원자력 안전문화 조성에 힘쓰는 한편, 3년 주기로 체약국들 간에

원전 운영상황을 상호 검토하도록 하였다. 이러한 국제사회의 노력으

로 전 세계에 안전문화가 확산되었다. 또한 국제사회는 과거 원자로의

발전 실적 향상을 중시한 원전정책에서 탈피하여 안전을 최우선 가치

로 설정하는 원전정책을 추구하게 되었다.

일각에서는 과도한 안전 우선 문화는 원전의 경제성을 낮출 수 있

다고 우려하였다. 하지만 안전문화의 확산과 안전규제강화에도 불구

하고 원전의 경제성은 훼손되지 않은 것으로 보인다. [그림 5-1]은 전

세계 원자로의 연평균 이용률 추이를 나타내고 있다. 1970년대 말부

터 체르노빌 사고가 발생하기 전인 1985년 까지 원자로의 이용률은

76

급격히 상승하는 모습이었다. 체르노빌 원전중대사고 발생 이후 원전

이용률 증가세는 크게 꺾이고 1990년대 초반까지 평균 약 74%대의

이용률에서 횡보하였으나 원전 이용률이 저하되지는 않았다. 오히려

체르노빌 사고에 따른 충격이 완화되고 원전운영기술이 발달함에 따

라 원전 이용률은 1993년부터 다시 상승세를 보였고, 후쿠시마 운전

사고 이전까지 80%대에 달하는 높은 경제성을 나타냈다.

[그림 5-1] 연평균 원자로 이용률(UCF: unit capacity factor) 추이

자료: IAEA PRIS

이러한 높은 이용률의 배경에는 발전소를 중지하지 않고 출력 운전

중에 폭넓은 검사를 진행하는 “온라인 유지보수작업”의 보급, 정기검

사 기간의 단축, 운전주기 연장(많은 발전소가 18개월에서 24개월까

지의 주기를 채택 중), 발전소 운전정지 요인이 되는 중대한 트러블의

감소 등이 있다. 이는 원전의 성능지표 중 이용률의 향상과 더불어 원

자로 강제중단에 따른 발전기회비용을 낮춘 것으로 보인다.

이하에서는 원자력 안전문화 확산을 위한 국제사회의 노력과 국제

적 안전정책의 변화를 보다 면밀히 살펴본다.

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책 77

1. 원자력 안전문화

체르노빌 사고 이후 원자력 안전에 관한 조직과 종사자의 자세를

강조하는 원자력 안전문화(safety culture)가 등장하였다. 1988년 IAEA

가 발간한 INSAG-336) ‘원자력발전소 기본안전 원칙’에서 안전문화를

가장 우선적인 안전원칙으로 제시하면서 다음과 같이 정의하였다: “안

전문화는 원자력에 관련된 모든 활동에 종사하는 모든 개인과 조직이

안전성에 관련된 모든 정보를 자유롭게 교환할 수 있는 개방된 태도

와 실수에 대한 솔직한 인정, 안전에 대한 철저한 인식과 책임을 공유

하는 문화적 풍토이다.”

1991년 IAEA는 INSAG-4 문서에서 안전문화의 개념을 보다 확실

하게 정립하였다. INSAG-4는 원자력 안전문화를 “원자력발전소에 있

어서 안전문제가 최우선 사항임을 스스로 다짐하는 조직과 개인의 자

세와 품성이 결집된 것”(INSAG-4, 1991)이라고 정의하였다. 더 나아

가 INSAG-4는 안전문화의 주요 요소를 도출하고, 이에 기반한 세부

안전문화지표(safety culture indicator)를 제시하였다.

INSAG-4가 제시한 안전문화의 두 가지 주요 요소는 ‘체제 및 관리

책임(framework and management responsibility)’과 ‘종사자 태도(attitude

of staff)’로 구성된다. 그리고 체제 및 관리책임은 다시 정책차원의 요

건과 관리자 차원의 요건으로 세분화된다. INSAG-4는 구성요소를 보

다 세분화하여 원전 운영조직의 안전문화를 평가할 때 사용할 수 있

36) International Nuclear Safety Advisory Group(INSAG)은 원자력 안전분야에서 IAEA 사무총장을 자문하는 국제원자력안전자문그룹으로서 여러 보고서를 발간하였다. 현재는 International Nuclear Safety Group으로 명칭을 바꾸어 규제기관, 연구기관, 학계, 원자력산업 분야 등에서 활동하는 원자력안전에 대한 전문가들을 초청하여 정기적으로 회의를 개최한다(최광식(2008) “원자력 안전문화, 어떻게 할 것인가?” 참고).

78

도록 13개의 분야(안전정책, 안전관행, 책임규정, 교육훈련, 관리자 선

발, 안전실적 검토, 안전 강조, 업무량, 규제자와의 관계, 관리자의 자

세, 개인의 자세, 현장실무, 현장감독)에 대한 점검 목록을 제시하였

다37).

[그림 5-2] 안전문화의 요소

자료: 한국원자력안전기술원

IAEA의 안전문화평가팀(Assessment of Safety Culture in

Organizations Team: ASCOT)은 이를 발전시켜 모두 268개의 평가항

목을 작성하였다. 그러나 ASCOT의 방법론은 이론적 근거가 취약하

고 장황한 실행계획만 생산한다는 비판이 제기되었다. 이에 IAEA는

이론적 기반으로 미국 조직심리학자 Edgar Schein 박사의 3계층 모델

을 채택하였다38)([그림 5-3] 참고).

37) 한국정책과학학회(2007), p.33 참고

38) 3계층 모델은 문화의 계층구조를 유형물, 공유가치, 기본가정으로 구분한다. 유형물(artefacts) 이란 규칙, 행동방식, 구조물 등 가시적으로 드러나는 요소이며, 공유가치(espoused value)란 조직 구성원들이 채택하였거나 지지하는 가치로서 구성원들을 주의 깊게 조사하거나 질문함으로써 파악이 가능하다. 기본가정(basis assumption)은 조직이 무의식적으로 받아들이고 있는 근본적 신념으로 문화의 심층적 기반을 형성하며 파악하기 어렵다.

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책 79

[그림 5-3] 문화 및 안전문화의 3계층 모델

자료: 한국원자력안전기술원

이후 IAEA는 2006년에 발간한 두 개의 보고서39)를 통해 안전문화

를 IAEA 안전 기준(safety standard)의 중요한 부분으로 반영하였다.

보고서는 안전성능 향상을 허용하고 이를 가져오는 조직의 행동

(behavior), 태도(attitudes), 기본 신념(basic belief)을 안전문화의 핵심

개념으로 언급하고 있다. 그리고 안전문화의 5개 요소로 ①안전성에

대한 확고한 인식, ②안전에 대한 명확한 리더십, ③안전에 대한 명확

한 책임, ④모든 활동에서 안전성 고려, ⑤안전에 대한 지속적 학습을

제시하였다.

한편 미국 NRC는 2011년에 안전문화를 ‘인간과 환경의 보호를 보

장하기 위해 다른 경쟁적인 목표들보다 안전성을 우선적으로 강조하

39) Management System for Nuclear Facilities and Activities(IAEA Safety Standard Series GS-R-3)와 Application of the Management System for Facilities and Activities(IAEA Safety Standards Series GS-G-3.1) 참고

80

는 경영진과 각 개인들의 집단적 약속에 기인하는 핵심가치와 행위’

로 정의하였다. 미국의 원자력발전소 운영자 협의체인 INPO(Institute

of Nuclear Power Operations)도 2012년에 NRC의 안전문화 정의를

채택하여 공문서에서 사용하고 있다. NRC가 규명한 안전문화의 속성

으로 ①안전가치와 행동의 리더십, ②문제점 도출 및 해결, ③개인 책

임, ④작업절차, ⑤지속적 학습, ⑥우려를 제기하는 환경, ⑦효과적 의

사소통, ⑧존중하는 업무환경, ⑨의문 제기하는 자세 등을 들 수 있다.

영국의 보건 및 안전에 관한 정책 결정기구인 보건안전위원회

(Health and Safety Commission)는 안전문화를 “조직의 보건 및 안전

프로그램에 대한 헌신도와 개인과 그룹이 프로그램의 형태와 효용성

을 제고하기 위해 투입하는 가치, 태도, 숙련도, 행동”으로 정의한다.

안전문화의 특성으로는 ①리더십, ②쌍방향 의사소통, ③종사자 참여,

④학습문화, ⑤정의문화(just culture)를 사용하고 있다.

캐나다의 원자력안전위원회(CNSC)는 안전문화를 ‘안전성에 대한

종사자들의 인식(perception)과 태도에 영향을 주는 가치, 규정, 공통

이해 등과 같은 작업환경’으로 정의하였다.

OECD/NEA는 원자력 안전에 있어 중요한 조직․경영 요소40)로 목표

와 전략, 관리기능과 검토, 인력관리, 자원할당, 교육훈련, 의사소통

등 11개를 제시하였다. 미국과 캐나다는 조직․경영평가를 위해 목표설

정, 성능평가, 직원선발, 자원관리, 교육훈련, 의사소통 등 17개의 요

소를 제시한 바 있다. 이처럼 안전문화는 다양한 평가항목으로 파악되

40) 조직(경영)인자(organizational (managerial) factor)는 안전에 미치는 조직요인을 고려하기 위한 것으로 안전문화와 유사한 개념이다(김효정 외(2005) 참고). 하지만 조직인자에서 말하는 안전문화는 INSAG에서 제시한 요소 중의 일부분 즉, 종사자의 태도를 지칭하는 것으로 이해된다. 두 용어가 뜻하는 미세한 차이는 있겠지만 여기서는 유사한 개념으로 보기로 한다.

제5장 원자력 안전문화와 국제적 안전정책 81

어야 하므로 조직의 안전문화를 통계적으로 유의미한 수치로 측정하

는 것은 매우 어렵다.

2. 국제적 안전규범

1986년 체르노빌 원전사고에 따른 방사능 유출 피해가 국가 간 경

계를 넘어 확산되면서, 원자력안전에 대한 국제적 협력과 상호간섭 필

요성이 대두되었다. 이에 따라 1991년 9월 제35차 IAEA 총회에서 안

전협약 추진이 결의되었고, 1996년 10월 24일에 협약이 공식 발효되

었다.

안전협약 체약국41)은 안전규제요건 구비, 규제기관 독립성, 안전우

선원칙 등과 관련된 14개 의무사항에 따라야 하며, 3년 마다 원자력

발전소 안전성에 대한 국가보고서를 작성하여 체약국들 간에 상호 검

토와 평가를 시행한다. 원자력안전협약은 원자력시설의 잠재적 위험

에 효과적으로 대응하고 사고를 미연에 방지하기 위해 체약국의 자체

적 노력과 국제협력 증진을 목표로 한다42).

한편, 사용후핵연료와 방사성폐기물관리의 안전에 관한 협약(The

Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on

the Safety of Radioactive Waste Management; 이하 폐기물안전협약)

이 2001년 발효되었다. 폐기물안전협약은 방사성물질의 안전한 관리

를 위해 출범하였고,43) 원자력안전협약의 자매협약 성격을 갖는다44).

41) 2014년 2월 현재, 77개국과 유럽원자력에너지위원회(European Atomic Energy Community)가 협약을 체결하였다. 알제리, 쿠바, 이집트, 이스라엘, 모나코, 모로코, 니카라과, 필리핀, 수단, 시리아는 협약에 서명을 하였으나 아직 비준하지는 않았다.

42) 김효정(1999), p.10 참고43) 김종흡(2008), p17 참고

82

폐기물안전협약의 범위는 원전의 안전에만 국한된 원자력안전협약과

달리 원전을 포함하는 폐기물의 해체, 운반, 폐밀봉선원 등과 같은 광

범위한 안전을 다루고 있다. 우리나라는 2002년 비준서를 기탁하였다.

폐기물안전협약은 2003년 4월 조직회의, 2003년 11월 1차 검토회의

를 개최한 후 3년 마다 검토회의가 개최되고 있다.

44) 송하중 외(2009) 참고

제6장 원전안전규제의 효과 83

제6장 원전안전규제의 효과

1. 안전규제와 운전실적 지표

본 절에서는 중대 원전사고와 각국의 원전안전규제시스템의 중대

변화가 원자로의 운전실적 특히, 안전과 관련된 실적에 미치는 영향에

대해서 실증적으로 분석한다. 이를 위해서 IAEA가 운영하는 PRIS

(Power Reactor Information System) database에서 전 세계 원자로들

에 대한 기술적 정보와 운영실적들(performance indicators)을 수집하

였다.45)

PRIS는 전 세계에서 운영되었거나, 운영 중인 모든 원자로들에 대

해 원자로의 특성(specification), 운전실적(performance), 전력 공급중

단(outage) 등을 포함하는 포괄적인 데이터뿐만 아니라 건설, 계획, 해

체 중인 원자로에 대한 정보도 제공하고 있다.46) 따라서 분석에 앞서

PRIS database를 통해 전 세계 원자로의 현황을 파악하고 분석에 활

용하기로 한다.

가. PRIS(Power Reactor Information System)으로 본 세계 원자로 현황

<표 6-1>는 각 국이 운영한 원자로의 수 및 총 순용량과 원자로 운

영경험을 수치화하여 나타내고 있다. 원자력 발전소 운영경험은 미국,

45) http://prisweb.iaea.org 참고

46) IAEA(2013)의 ‘PRIS-Statistics: Power Reactor Information System Statistical Reports(User’s Manual)’ 참고

84

국가코드

국가

운전중 건설중 장기운전정지 영구운전정지 계획중운영경험

순위

원자로수순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수 (년) 순용량

(MW)운영경험

US 미국 100 99081 5 5633 　 　 32 13340 16 3912 1 1FR 프랑스 58 63130 1 1630 　 　 12 3789 　 1932 2 2JP 일본 48 42388 2 1325 1 246 11 6164 9 1646 3 3GB 영국 16 9243 　 　 　 　 29 4225 　 1527 11 4RU 러시아 33 23643 10 8382 　 　 5 786 22 1124 4 5DE 독일 9 12068 　 　 　 　 27 14301 　 799 9 6CA 캐나다 19 13500 　 　 　 　 6 2143 　 655 7 7UA 우크라이나 15 13107 2 1900 　 　 4 3515 　 428 8 8KR 대한민국 23 20721 5 6370 　 　 　 　 　 427 5 9SE 스웨덴 10 9474 　 　 　 　 3 1210 　 412 10 10IN 인도 21 5308 6 3907 　 　 　 　 4 397 14 11ES 스페인 7 7121 　 　 1 446 2 621 　 301 12 12BE 벨기에 7 5927 　 　 　 　 1 10 　 261 13 13CH 스위스 5 3308 　 　 　 　 1 6 　 194 17 14TW 대만 6 5032 2 2600 　 　 　 　 　 194 15 14CN 중국 20 16038 29 28774 　 　 　 　 35 160 6 16BG 불가리아 2 1906 　 　 　 　 4 1632 　 155 19 17SK 슬로바키아 4 1815 2 880 　 　 3 909 　 148 23 18FI 핀란드 4 2752 1 1600 　 　 　 　 　 139 18 19

<표 6-1> 국가별 원자로 현황과 보유용량 및 운영경험(2013년 기준)

국가코드

국가

운전중 건설중 장기운전정지 영구운전정지 계획중운영경험

순위

원자로수순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수

순용량(MW) 원자로수 (년) 순용량

(MW)운영경험

CZ 체코 6 3884 　 　 　 　 　 　 　 134 16 20HU 헝가리 4 1889 　 　 　 　 　 　 　 114 20 21IT 이탈리아 　 　 　 　 　 　 4 1423 　 80 　 22AR 아르헨티나 2 935 1 692 　 　 　 　 　 70 26 23NL 네덜란드 1 482 　 　 　 　 1 55 　 69 30 24PK 파키스탄 3 690 2 630 　 　 　 　 　 58 28 25ZA 남아공 2 1860 　 　 　 　 　 　 　 58 22 25BR 브라질 2 1884 1 1245 　 　 　 　 　 45 21 27MX 멕시코 2 1330 　 　 　 　 　 　 　 43 24 28LT 리투아니아 　 　 　 　 　 　 2 2370 　 43 　 28AM 아르메니아 1 375 　 　 　 　 1 376 　 39 31 30SI 슬로베니아 1 688 　 　 　 　 　 　 　 32 29 31KZ 카자흐스탄 　 　 　 　 　 　 1 52 　 25 　 32RO 루마니아 2 1300 　 　 　 　 　 　 　 23 25 33IR 이란 1 915 　 　 　 　 　 　 3 2 27 34AE 아랍에미리트 　 　 2 2690 　 　 　 　 1 　 　 　

VN 베트남 　 　 　 　 　 　 　 　 2 　 　 　

　 전체 434 371794 71 68258 2 692 149 56927 92 15660 　 　

주) 원자로의 운영시작시점은 전력망연결을 기준으로 함.자료: IAEA PRIS

86

프랑스, 일본, 영국, 러시아, 독일, 캐나다 순으로 높으며, 한국도 9위

의 높은 운영경험 순위를 기록하고 있다. 순발전용량 기준으로 순위를

살펴보면 1위부터 3위까지는 운영경험과 순위가 같으나, 영국의 2013

년 현재 순발전용량 순위는 11위에 그치고 있으며, 높은 운영경험을

보유한 독일도 탈원전 정책으로 인해 순발전용량 순위가 9위로 하락

하였다. 하지만 낮은 운영경험에도 불구하고 최근에 많은 원전을 건설

하고, 계획 중인 중국이 순발전용량 순위에서 한국 다음으로 6위에 차

지하고 있는 것이 특징적이다.

[그림 6-1] 원자로의 가동연령 분포와 운영 중인 원자로 수 추이

자료: IAEA PRIS

[그림 6-1]은 1970년부터 2013년까지의 기간 중에 전 세계에서 운

전 중인 원자로의 수와 연도별 원자로의 가동연령 분포를 보여주고

있다.47) 전 세계 원자로의 수는 상업운전 기준으로 1970년의 80개에

서 1990년에 429개로 증가하는 가파른 증가세를 보였다. 하지만 90년

대부터 상업운전을 개시하는 원자로가 급격히 줄어드는 가운데 폐로

47) [그림 6-1]의 원자로의 수는 상업운전시점을 기준으로 산출된 것으로 전력망 연결시점을 기준으로 사용하는 IAEA의 발표와는 차이가 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 87

도 증가하면서 전반적으로 원자로의 증가세가 크게 꺾였다. 2013년

현재 상업운전 기준 원자로 수는 437개이다. 이렇듯 원자로 수 증가

세가 줄어들면서 전 세계 원자로의 노후화도 빠르게 진행되는 모습이

다. 1990년 이전까지는 신규 원자로의 꾸준한 유입으로 원자로 가동

연령 분포의 변화가 매우 완만하였지만, 이후 신규 원자로 유입이 크게

줄어들면서 전 세계적으로 원전의 노후화가 심화되고 있는 모습이다.

[그림 6-2] 착공한 원자로의 수와 용량 추이

자료: IAEA PRIS

[그림 6-3] 신규 원전 및 영구정지 원자로 수 추이

자료: IAEA PRIS

88

[그림 6-2]와 [그림 6-3]은 각각 착공한 원자로 수 및 원전 용량과

신규원자로 및 영구정지원자로의 수 추이를 나타내고 있다. 원자로 건

설은 1970년대 중반까지 꾸준히 증가다가 1976년에 착공한 원자로

수가 43기로 정점을 기록한 이후에 감소세로 전환하였다. 이에 따라

신규로 전력계통에 투입된 원자로의 수도 1984년과 1985년에 공히

33기를 기록하면서 정점에 달한 이후 감소하고 있으며, 영구정지 원

자로도 1980년대 중반 이후 꾸준히 발생하고 있다.

이러한 원자로 노후화는 특히 원전 선진국에서 두드러진다. 주요국

의 원자로 가동연령 분포를 나타내는 [그림 6-4]로부터 스웨덴(33.7),

미국(33.3), 캐나다(29.53), 러시아(28.9), 영국(28.1), 프랑스(27.5), 독

일(27.2), 일본(26.1)과 같은 원전 선진국의 가동 연령이 평균 25년 정

도임을 알 수 있다.48) 이에 반해 한국과 중국에서 운영 중인 원자로의

평균가동연령은 각각 17.6년과 8.3년으로 전반적인 노후화 정도가 낮다.

[그림 6-4] 주요국 원자로 가동연령 분포(2013년 기준)

자료: IAEA PRIS

48) 각 괄호안의 숫자는 해당국가의 원자로 평균가동연령을 나타낸다.

<표 6-2> 노형별 원자로 수

노형 코드

노형 이름

원자로 수

운전중 건설중장기운전정지

영구운전정지

계획중

BWR Boiling Light-Water-Cooled and Moderated Reactor 비등수형 원자로 81 4 1 33 9

FBR Fast Breeder Reactor 고속증식로 2 2 1 7 5

GCR Gas-Cooled, Graphite-Moderated Reactor 흑연감속 가스 냉각로 15 　 　 37 　

HTGR High-Temperature Gas-Cooled Reactor 고온 가스 냉각로 　 1 　 4 　

HWGCR Heavy-Water-Moderated, Gas-Cooled Reactor 중수감속 가스 냉각로 　 　 　 4 　

HWLWR Heavy-Water-Moderated, Boiling Light-Water-Cooled Reactor 중수감속 비등경수 냉각로 　 　 　 2 　

LWGR Light-Water-Cooled, Graphite-Moderated Reactor 흑연감속 경수냉각로 15 　 　 9 　

PHWR Pressurized Heavy-Water-Moderated and Cooled Reactor 가압 중수로 48 5 　 8 　

PWR Pressurized Light-Water-Moderated and Cooled Reactor 가압 경수로 273 60 　 42 78

SGHWR Steam-Generating Heavy-Water Reactor 증기발생중수로 　 　 　 1 　

X Other 　 　 　 　 2 　

TOTAL 　 　 434 72 2 149 92

자료: IAEA PRIS

90

<표 6-2>에서처럼 PRIS는 11개의 유형으로 원자로를 분류하고 있

다. 이 가운데 2013년 현재 가장 많은 수가 운영되고 있는 원자로 유

형은 PWR 즉, 가압경수로로서 273기가 전 세계에서 운영 중이다.

PWR은 냉각재와 중성자 감속재로 물(경수)을 사용한다. 특징적인 것

은 냉각수를 액체상태로 유지하기 위해서 압력을 가하고, 강력한 펌프

를 통해 별도의 2차 루프에서 냉각수가 비등열을 전달, 파이프를 통해

순환한다. 그리고 2차 루프에서 생성된 증기는 전기를 생산하는 터빈

발전기를 구동한다.

[그림 6-5] 가압경수로(PWR) 개략도

자료: Teach Nuclear(http://teachnuclear.ca/; 2014-11-04)

그 다음으로 비중이 높은 원자로 유형은 BWR(비등수형원자로)로

2013년 현재 81기가 운영 중이다. 2011년 원전사고가 발생한 후쿠시

마 다이치 원전도 BWR이다. 전 세계 원전의 약 19%를 차지하는

BWR은 냉각재와 감속재로 모두 경수를 사용한다. BWR은 냉각수가

비등할 수 있도록 PWR보다 낮은 압력을 유지한다. 발생한 증기는 터

제6장 원전안전규제의 효과 91

빈발전기로 직접 전달되어 전기를 생산한다. 별도의 증기발생기가 존

재하지 않기 때문에 설계가 단순하고 열효율이 높으나, 터빈이 방사능

에 오염될 수 있는 문제점이 있다.

[그림 6-6] 비등수형원자로(BWR) 개략도

자료: Teach Nuclear(http://teachnuclear.ca/; 2014-11-04)

캐나다 CANDU 원자로로 대변되는 PHWR(가압중수로)는 48기가

운영되고 있다. 약 11%의 비중을 나타내는 PHWR은 냉각재와 중성

자 감속재로 중수(heavy water)를 사용하고, 연료로 천연 우라늄을 사

용한다. PWR과 동일하게 냉각재는 별도의 루프에서 순환하고 증기발

생기를 통해 터빈을 돌려 전기를 생산한다. PHWR은 운전 중에 연료

를 교체할 수 있다는 특징이 있다.

GCR(흑연감속가스냉각로)는 현재 전 세계에서 15기가 운영되고 있

다. 과거 프랑스, 스페인, 이탈리아, 일본에서 운영된 적이 있지만, 현

재는 영국에서만 운영되고 있다. GCR에는 두 가지 모델이 있는데 하

나는 연료를 마그네슘 합금으로 피복하는 Magnox이고, 다른 하나는

92

고급기체냉각로(AGR: advanced gas reactor)이다. 두 가지 모두 냉각

재로 이산화탄소를 사용하고 감속재로 흑연을 사용한다. 하지만 AGR

은 농축우라늄을 연료로 사용하는 반면, Magnox는 연료로 천연우라

늄을 사용한다는 차이점이 있다. 특징적으로 GCR은 PHWR과 동일하

게 운전 중에 연료를 교체할 수 있다.

[그림 6-7] 가압중수로(PHWR) 개략도

자료: Teach Nuclear(http://teachnuclear.ca/; 2014-11-04)

LWGR(흑연감속경수냉각로)는 1986년에 사고가 발생한 체르노빌

원전에 사용된 오래된 2세대 원자로형으로 러시아, 우크라이나, 리투

아니아에서 운영되었으나, 현재는 러시아에서만 운영되고 있다. 냉각

재로는 경수가 사용되고, 감속재로 흑연이 사용된다. BWR과 유사하

게 LWGR에서는 냉각수가 비등하고 직접 기화되어 터빈을 구동한다.

LWGR의 초기 설계는 다른 유형의 원자로와 달리 안전 특성 및 기능

이 없이 건설·운영되었다.

나머지 원자로 유형 중에는 실험목적 또는 프로토타입으로 운영되

었던 고온가스냉각로(HTGR), 중수감속가스냉각로(HWGCR), 중수감

제6장 원전안전규제의 효과 93

속비등경수냉각로(HWLWR), 증기발생중수로(SGHWR)가 있으며, 현

재 운영되고 있지 않고 있다.49) 하지만 고속증식로(FBR)의 경우 사용

후핵연료 처리문제 등에 해법으로 제시되면서 조금씩 증가하는 모습

을 나타내고 있다.50) 느린 중성자가 우라늄 원자를 분리할 가능성이

보다 높기 때문에 대부분의 원자로는 중성자를 감속하도록 설계한다.

하지만 FBR은 우라늄-238과 토륨-232과 같은 물질을 핵분열성 물질

로 변환하기 위해 고속 중성자를 사용한다. 이러한 핵분열 방식은 사

용후핵연료 처리 문제를 해결하고, 핵연료를 장기간에 걸쳐 사용함에

따라 잠재적으로 핵연료 자원을 증가시키는 효과를 유발한다는 장점

이 있다. 현재 러시아와 중국에서 FBR을 운영하고 있다.

[그림 6-8] 고속증식로(FBR) 개략도

자료: Teach Nuclear(http://teachnuclear.ca/; 2014-11-04)

49) 현재 운영중인 HTGR은 없지만, 중국은 2012년 12월 산동성 Shidao bay에 HTGR인 HTR-PM 원자로를 착공하여 건설 중에 있다.

50) 현재 러시아와 인도에서 FBR을 건설 중에 있으며, 중국도 FBR건설계획을 추진 중이다.

94

[그림 6-9] 원자로 노형별 운영기수 추이

자료: IAEA PRIS

원자로 종류 연료 감속재 냉각재 개수

가압경수로(PWR) 농축이산화우라늄 경수 경수 250

비등수형원자로(BWR) 농축이산화우라늄 경수 경수 58

가압중수로(PHWR) 천연우라늄 중수 중수 48

흑연감속가스냉각로(GCR) 천연우라늄(금속),농축이산화우라늄

흑연 이산화탄소 16

흑연감속경수냉각로(LWGR) 농축산화우라늄 흑연 경수 15

고속증식로(FBR) 이산화플루토늄,이산화우라늄

　 액체나트륨 2

자료: http://teachnuclear.ca/

<표 6-3> 2013년 현재 존재하는 노형들의 특징

[그림 6-9]는 각 원자로형의 시간에 따른 개수 추이를 나타내고 있

다. PWR은 1980년대 말까지 급격히 증가하다가 이후 그 상승세가 꺾

제6장 원전안전규제의 효과 95

였지만, 여전히 증가세를 유지하고 있다. BWR은 1990년대 초까지 증

가세를 보였으나, 이후 정체기를 겪었고 최근에는 개수가 감소하는 모

습이다. 반면, PHWR은 절대적인 비중은 여전히 낮으나, 꾸준히 증가

하고 있는 것으로 나타난다.

나. 운전실적 현황

원자로는 다른 발전기에 비해 정상출력에 도달하는 데 많은 시간이

걸리지만, 일단 정상수준에 도달하면 적은 변동비로 상당히 오랫동안

안정적인 출력의 전기를 생산할 수 있는 장점이 있다. 그러나 원자로

의 운전실적은 원자로 운영자의 기술수준 및 숙련도, 해당 노형의 특

성, 원자로의 입지, 원전에 대한 규제수준 등에 따라 차이가 발생한다.

[그림 6-10] 원자로 운영기간에 발생하는 손실 유형들

자료: IAEA PRIS

96

[그림 6-11] 원전의 운전실적 지표(performance indicators)

자료: IAEA PRIS

제6장 원전안전규제의 효과 97

[그림 6-10]은 원자로 운영기간 중에 발생하는 손실 유형들을 도식

화하여 설명하고 있다. 원자로는 설계 시 결정된 출력용량(reference

unit power)을 가지고 있다. 하지만 매 시기에 설비출력으로 발전하는

것은 아니다. 때로는 설비출력보다 낮게 출력하거나(0-3, 9-10구간),

정비목적으로 계획 또는 비계획 하에 정지하는 경우(3-5, 7-8구간)도

있으며, 냉각수의 효율상승으로 발전량이 설비출력을 넘어서는 경우

(6-7구간)도 발생할 수 있다.

PRIS는 이러한 유형들의 발전손실을 [그림 6-11]에 나타나있는 바

와 같이 분류하여 지표산정에 반영하고 있다. 원자로는 정비와 같은

내부적 필요나 외부적 요인이 발생하지 않을 경우 설비출력으로 발전

한다. 하지만 지속적인 원자로 가동을 위해서는 연료교체와 같은 기계

적 이유 등으로 불가피하게 원자로를 정지하거나 출력을 낮춰야하는

경우가 발생한다. 이러한 결정은 계획(PEL; 4주 이전) 하에 이뤄지거

나 운영자의 필요시 비계획적(UEL; 4주 이내)으로 이루어지고 있다.

또한 비계획정지는 계획정지의 연장과 고장정지(forced outage)로 구

분된다. 이러한 원자로의 정지 및 출력 감소가 증가할 경우 원자로의

발전량은 자연히 감소하게 된다. 다시 말해서 원자로의 정비로 인한

단전비중이 증가할수록 해당 원자로의 발전량이 낮아지는 음의 함수

관계가 존재한다.

IAEA PRIS는 전 세계 원자력발전소 운영자들로부터 원자로의 운

영과 관련된 주요 실적들을 수집하고 이를 웹을 통해 공개하고 있

다.51) <표 6-4>는 PRIS에서 제공하는 여러 운전실적 지표들 가운데

본 연구에서 관심 있게 바라보는 지표들을 설명하고 있다.

51) http://www.iaea.org/pris 참고

98 <표 6-4> PRIS의 운전실적 지표 설명

운전실적 지표 설명 공식

EAF(energy availability factor) 이용가능한 에너지율

×

UCF(unit capability factor) 설비가동률

×

UCL(unplanned capability loss factor) 비계획 발전손실률

×

PCL(planned capability loss factor) 계획 발전손실률

×

LF(load factor) 부하율

×

OF(operating factor) 운전률

×

FLR(forced loss rate) 강제적 가동중단 손실률

×

주) REG: 전체 기준기간 동안 기준설비출력으로 가동하여 공급가능한 순발전량,PEL: 발전소 계획 하에 가동 중단으로 발생한 에너지 손실,UEL: 계획되지 않은 가동 중단으로 발생한 에너지 손실( ), XEL: 발전소 통제를 넘어선 가동제약으로 발생한 에너지 손실,FEL: 가동기간 중 발생한 불시정지에 따른 에너지 손실, EPL: 계획정지기간이 연장되어 발생한 에너지 손실, EG: 실제로 공급된 순발전량

제6장 원전안전규제의 효과 99

먼저 EAF(energy availability factor)는 발전소에서 생산 가능한 에

너지 중 실제로 생산한 에너지의 비중을 나타내고 있다. 이와 유사한

지표로 최종 수요자에게 공급된 에너지의 비중을 나타내는 LF(load

factor)가 있다. 발전기에서 생산된 모든 전력에너지가 최종 수용자에

게 온전히 전달되는 것은 아니다. 생산된 전력의 일부는 전력 생산을

위해 중간재로 재투입되기도 한다. 따라서 발전기의 생산량과 공급량

에는 차이가 생기게 된다. 다시 말해 EAF와 LF의 차이는 부하추종,

주파수조정, 소내소비 등으로 인해 발생한다. 또한 총 가동가능 시간 중

실제로 가동한 시간의 비중을 나타내는 지표로 OF(operating factor)가

있다. 한편, 원자력발전소 운영자는 원자로를 계획 또는 비계획하에서

정비하고 있다. PRIS는 연료교체나 주기적인 점검을 목적으로 발생한

발전손실, 즉 발전기회비용을 PCL(planned capacity loss factor)로 나

타내고 있다. 또한 유사하게 비계획하에서 발생한 발전손실률은 UCL

(unplanned capacity loss factor)로 나타난다. 그리고 총 출력가능한

발전량 중 발전소 운영자의 관리 하에서 발생한 발전손실을 제외한

발전량은 UCF(unit capacity factor)로 확인할 수 있다.

PRIS의 원전 운전실적 지표 가운데 원자로의 안전과 상당한 관계를

가지고 있다고 판단되는 지표로 FLR(forced loss rate)이 있다. 이는

원전운영자가 원전이 정상적으로 운전될 것이라고 예상하는 시기에

갑작스럽게 발생한 원전 가동중단에 따른 발전손실을 나타낸다. 발전

소 운영자가 예상하지 못한 가동중단, 즉 고장정지는 원전의 안전과도

상당한 상관관계가 있을 것이라고 추측하는 것이 일반적이다. 하지만

원전 고장정지에 따른 발전손실이 반드시 원전의 안전상의 이유에 의

해서만 증가하는 것은 아니다. 고장정지에 따른 발전손실은 정지 회수

100

뿐만 아니라 원전 근로자들의 숙련도와 밀접한 관련이 있는 정비시간

에도 영향을 받기 때문이다. 또한 모든 고장정지가 안전문제로 발생한

다고 단정 짓기도 어렵다. 원자로에 이상 징후가 있을 경우 원자로에

서 자동 또는 수동으로 SCRAM이 작동하여 가동을 중단한다. 이는

원전의 비정상적 가동을 차단함으로써 원자로의 안전성을 확보하는

것이다. 따라서 안전성이 낮은 원전에서 고장정지가 많이 발생하는 것

이 아니라 오히려 안전시스템이 효과적으로 작동하는 원자로에서 고

장정지가 잘 발생한다고 해석할 수 있다.

[그림 6-12] 고장정지에 따른 발전손실률(FLR)의 연도별 분포 추이

자료: IAEA PRIS

[그림 6-12]는 전 세계 원자로에서 고장정지로 발생한 발전손실 즉,

FLR의 1970년부터 2013년까지 연도별 분포를 박스플롯(box plot)을

통해 보여주고 있다. 1970년대 중반이후 FLR은 꾸준히 감소하는 모

습을 나타낸다. 이러한 현상의 상당부분은 원자로 기술이 발달하고 원

전 근무자의 숙련도가 증가하면서 발전효율이 향상된 데 기인한 것으

제6장 원전안전규제의 효과 101

로 판단된다. 하지만 이러한 발전효율의 개선이 곧 원자로 안전성의

향상으로 보기는 어렵다. Joskow and Rozanski(1979)는 원자력 발전

효율이 learning by doing으로 개선되고 있음을 실증적으로 보여준다.

그들에 따르면 원자로의 이용가능률(capacity factor)은 누적발전량이

증가하면서 향상된다. FLR이 UCF와 특정 조건에서 음의 함수관계를

가진다는 것을 고려하면, 누적발전량이 증가할수록 learning by doing

으로 FLR이 하락하는 것을 유추할 수 있다. 다시 말하면 FLR은 원자

로의 기술적인 안전성 제고 없이도 learning by doing에 따른 원전관

계자들의 숙련도 향상 등으로 개선될 수 있는 것이다.

[그림 6-13] 고장정지에 따른 발전손실률(FLR)의 원자로 연령별 분포

자료: IAEA PRIS

FLR을 원자로 연령별로 살펴보면 원전운영에서 나타나는 learning

by doing효과를 보다 명확히 확인할 수 있다. [그림 6-13]은 전 세계

원자로의 평균 FLR이 원자로의 연령 35년에 달할 때까지 지속적으로

하락하고 있음을 보여준다. 이는 원자로가 최초 건설된 이후에 원전

102

근무자들이 해당 원자로를 파악하고 효율적으로 활용하는 데는 시간

이 필요함을 방증한다. 그리고 원자로가 설계수명을 넘어서게 되면

FLR은 다시 상승한다. 즉, 노후 원자로의 효율성이 저하되는 것이

다.52)

결과적으로 FLR은 원자로의 안전성에 영향을 받지만, FLR의 변화

만을 안전성 변화의 척도로 받아들이는 것은 불가하다. 다만 FLR에

영향을 주는 요인 중 안전성과 무관한 요인들을 철저히 통제할 수 있

다면, 안전성에 보다 근접한 지표를 도출할 수 있을 것이다.

다. 실증분석

앞서 설명한 바와 같이 IAEA PRIS의 운전실적 지표들(performance

indicators) 중 고장정지에 따른 발전손실률(forced loss rate: FLR)은

상대적으로 다른 지표들에 비해 원자로의 안정성에 많은 영향을 받는

다. 하지만 FLR은 안전성뿐만 아니라 원전운영자의 생산성, 원자로의

노형 또는 기술, 가동연령 등에도 영향 받는다. 또한 FLR의 높고 낮

음이 안전성 수준을 나타낸다고 보기 어렵다. 왜냐하면 고장정지

(forced outage)은 원자로의 안전성을 확보하는 수단이지 안전성이 훼

손된 결과가 아니기 때문이다.

이하에서는 FLR에 영향을 주는 여러 요인 중 안전과 무관한 변수

를 적절히 선택하여 통제한다. 그리고 중대 원전사고 전후로 FLR에

구조적 변화가 발생했는지를 확인하고 그 결과를 해석하고자 한다.

52) 가동연령 증가에 따른 FLR의 하락을 원전 안전성의 개선으로 볼 수 없듯이, 노후 원자로에서 나타나는 FLR상승도 원자로 안전성의 악화로 볼 수 없다.

제6장 원전안전규제의 효과 103

1) 기본모형

모든 원자로는 설계 시 결정된 설비출력(reference unit power: RUP)

을 가지고 있다. 규모가 큰 원자로의 한번 중단에 따른 발전기회비용

은 작은 원자로에 비해 높다. 따라서 원자로의 규모에 따라 고장정지

에 따른 손실 즉, FLR의 차이가 발생할 수 있다. 또한 FLR은 정비기

술수준과 관계가 있다. 높은 정비기술을 보유한 원자로는 고장 후 정

비시간이 다른 원자로보다 적게 걸리게 된다. 이러한 정비기술의 수준

은 계획정비에 따른 발전손실(planned capacity loss: PCL)과 깊은 관

련이 있다. 실증분석에서는 PCL 로그값(lnPCLi)에 3년 이동평균을 취

하여 (음의) 정비기술 수준을 나타내는 대리변수로 사용한다.53) 그리

고 전기의 이동평균 값을 사용하여 PCL과 FLR이 가지는 음의 함수

관계를 회피하도록 설계하였다.54)

앞서 설명한 Joskow and Rozanski(1979)의 결과에서도 유추할 수

있듯이 FLR은 learning by doing과 같은 원자로의 생산성에 영향을

주는 요인에 의해 변화할 수 있다. 그러면 원자로의 생산성을 어떻게

측정할 수 있을까? 원자력 발전의 투입요소로는 자본인 원자로, 중간

투입재인 연료(농축우라늄 등), 그리고 노동을 고려할 수 있다. 다른

발전원과 다르게 원자력 발전은 적은 변동비용으로 전기를 생산하고 그것

의 변동비를 구성하는 주요 투입요소들도 대체로 균질적(homogeneous)이

53) 원자로가 보통 2년 미만의 기간 동안 연료교체 없이 계속가동이 가능하다는 점을 고려하여 3년 이동평균을 사용하였다.

54) PCL과 FLR은 음의 관계를 가지고 있다. 이는 주어진 시간 하에서 계획정비를 많이 할수록 고장정지 발생가능성과 고장정지 후 필요정비시간을 낮출 수 있기 때문이다. 그리고 1년 단위로 작성되는 운전지표에서 PCL과 FLR의 음의 관계는 확률적 상관관계라기보다는 지표정의에 따른 함수관계로 보는 것이 타당하다.

104

라는 특징을 가진다. 즉, 원자로 기술은 많은 자본을 소요하고, 높은

수준의 교육을 받은 노동을 요구한다. 더 나아가 원자력 발전에 사용

되는 연료는 균일하다.55) 이와 같이 투입요소가 균질적이어야 하고,

변동비 비중이 낮은 경우 생산성은 산출물로 평가할 수 있다. 일반적

으로 생산성은 투입요소 당 산출물의 비중으로 정의되는데, 투입요소

에 차이가 없는 경우 생산성은 산출물의 양에 의해 결정되기 때문이다.

원자로 운전실적 지표 가운데 최종 수요자에게 공급되는 전력비중

을 나타내는 부하율(load factor: LF)은 대표적인 원자로의 산출물 지

표이다. 하지만 LF 역시 FLR과의 함수관계에서 자유롭지 못하다. 이

를 해결하기 위해서 우리는 운전률(operating factor: OF)도 함께 고려

하고 있다. OF는 총 가동가능시간 중 실제로 가동한 시간을 나타낸다.

하지만 원자로가 모든 가동시간 동안 동일한 출력으로 전력을 생산하

지 않는다. 원자로의 생산성이 높은 경우에는 가동시간 대비 부하율이

높을 것이고 생산성이 낮으면 가동시간 대비 부하율도 낮을 것이다.

따라서 본 연구에서는 ln(LFi/OFi)를 생산성의 대리변수(proxy)로 사

용한다. 그리고 이러한 원자로의 생산성이 시간에 따라 크게 변화하지

않는 점을 고려하여 3년 이동평균 값을 사용하고 있다.

[그림 6-12]에서 보는 바와 같이 FLR은 시간에 따라 개선되는 모습

을 보인다. 이는 전 세계의 전반적인 원자력 기술이 시간에 따라 향상

되는 데 따른 것이라 볼 수 있다. 또한 원자로의 연령에 따라 FLR은

U자형을 나타낸다([그림 6-13] 참고). 이러한 시간과 원자로의 연령에

따른 효과를 반영하기 위해서 분석모형에 시간(t)과 원자로의 연령

(OP.yri)을 포함하였다. 여기에 더해 중대 원전사고인 TMI, 체르노빌

55) 원자력 발전 연료는 노형마다 다르다. 하지만 노형별로 사용되는 연료는 거의 같기 때문에 같은 노형에 대해서는 균질적인 연료를 사용한다고 가정할 수 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 105

(Cher), 후쿠시마(Fuku)사고의 전후기간을 더미변수를 통해 고려하고

있다. 분석에 사용하는 PRIS database는 1970년부터 2013년 중에 운

영되었던 모든 원자로의 운전실적 자료를 기반으로 구축되었다. 이들

원자로 중에는 폐로된 원자로와 최근에 건설된 신규 원자로를 포함한

다. 즉, database는 unbalanced panel자료이다. 따라서 본 연구에서 사

용하는 FLR 분석모형은 다음과 같이 적을 수 있다.

ln ln ln ln

(9)

패널자료 분석은 오차항에 대한 가정에 따라 fixed effect 모형과

random effect 모형을 적용할 수 있다. 이들 중 가장 적합한 모형을

통계적으로 확인하기 위해서 먼저 Hausman test를 시행하였다. test

결과 귀무가설은 기각되었고, fixed effect가 적합한 대안으로 선택되

었다. 그러나 fixed effect모형의 경우 원자로 특성을 나타내면서 시간

불변인 변수 즉, 원자로 설비용량(RUP)과 원자로 연령(OP.yr)을 설명

변수로 넣을 수 없는 단점이 있기 때문에 pooling regression과 random

effect 모형에 원자로 노형과 국가 더미를 사용한 모형도 시도해 보았다.

<표 6-5>은 모든 원자로 데이터를 사용한 단순 pooling, fixed

effect, 그룹 더미를 사용한 random effect와 pooling regression의 결

과를 보여주고 있다. 원자로 특성들을 효과적으로 통제하지 못한 단순

pooling regression을 제외하고, 나머지 세 가지 모형의 분석결과는 모

두 유사하게 나왔다. 먼저, 정비기술수준(-lnPCL.3i)이 낮을수록 고장

정지에 따른 발전손실(FLR)도 높았다. 이는 낮은 수준의 정비기술이

106

원자로의 고장정지에 따른 기회비용을 증가시키고 있음을 시사한다.

반면, 생산성이 높을수록 FLR은 낮아지는 것으로 나타났다. 또한 시

간에 따른 전반적인 기술수준의 변화는 FLR을 유의하게 낮추는 한편,

원자로 가동연령의 증가는 FLR을 높이는 것을 확인 할 수 있었다. 마

지막으로 앞서 예상한 바와 같이 원자로의 발전용량이 클수록 강제중

단에 따른 발전기회비용이 높은 것으로 나타났다.

Pooling Fixed effects Random effects with group dummies

Pooling with group dummies

(Intercept)3.76∗∗∗ 1.80∗∗∗ 1.51∗∗∗

(0.11) (0.31) (0.37)

ln(RUP)0.14∗∗∗ 0.21∗∗∗ 0.26∗∗∗

(0.01) (0.04) (0.02)

ln(PCL)−0.05∗∗ 0.08∗∗∗ 0.11∗∗∗ 0.15∗∗∗

(0.02) (0.02) (0.03) (0.02)

ln(LF/OF)−4.73∗∗∗ −1.85∗∗∗ −1.98∗∗∗ −2.23∗∗∗

(0.18) (0.36) (0.35) (0.29)

Time−0.03∗∗∗ −0.03∗∗∗ −0.04∗∗∗ −0.04∗∗∗

(0.00) (0.00) (0.00) (0.00)

TMI0.04 0.09 0.05 0.01

(0.05) (0.05) (0.07) (0.04)

Cher0.07 0.12∗ 0.10∗ 0.06

(0.04) (0.05) (0.04) (0.04)

Fuku0.05 0.00 0.00 0.00

(0.04) (0.03) (0.04) (0.03)

OP.yr0.01∗∗ 0.01∗∗∗

(0.00) (0.00)R2 0.15 0.09 0.16 0.29

Adj. R2 0.15 0.08 0.16 0.29Num. of obs. 12,819 12,819 12,819 12,819

∗∗∗ p < 0.001, ∗∗ p <0.01, ∗ p < 0.05

<표 6-5> 모든 원자로를 대상으로 한 분석결과

제6장 원전안전규제의 효과 107

이렇듯 모형분석에서 확인된 독립변수들의 설명력은 예상한 바와

같거나, 상식적 수준에서 이해가 되는 방향으로 확인되었다. 이에 더

해 설명변수로 통제된 나머지 FLR이 원전중대사고들 전후로 유의한

변화가 생겼는지를 조사하였다. TMI나 후쿠시마 원전사고의 경우

FLR의 유의한 변화를 이끌어 내지 못한 반면, 체르노빌 원전사고 전

후로 FLR이 5% 유의수준에서 증가하고 있음을 확인 할 수 있었다.

체르노빌 사고 이후에 발생한 FLR의 증가는 사고 이후 국제사회에

원자력 안전문화가 확산된 데에 따른 것으로 해석된다.

앞서 4장은 체르노빌 사고 이후에 원자력 안전문화의 확대로 원자

로 이용률(unit capacity factor: UCF)의 증가세가 크게 꺾였음을 보여

줬다. 여기서는 UCF와 음의 관계가 있는 FLR을 실증분석하여 체르

노빌 사고 이후의 안전문화 확산으로 원자로 고장정지에 따른 기회비

용 즉, FLR이 증가하였음으로 확인하였다. 체르노빌은 사고 그 자체

보다도 사고에 따른 피해 규모가 매우 컸다. 특히, 이러한 대규모 피

해는 원전 운영자의 안전 불감증에서 비롯된 것이었다. 사고 이후 전

세계 많은 원전 운영자들은 확률적으로만 존재했던 원전사고의 피해

를 수치로 확인하고 그 규모가 어마함을 알 수 있게 되었다. 그리고

체르노빌 사고를 계기로 잠재적 사고 비용을 발전 원가에 포함하는

조치들이 시행되었다. 이러한 조치들은 결국 발전사업자가 원전의 안

전성을 확보하고자 부담하는 발전기회비용을 증가시켰고, 대표적인

발전기회비용인 FLR이 구조적으로 상승하는 원인을 제공한 것으로

해석된다.

108

[그림 6-14] 모형별 잔차와 로그 FLR의 분포

모형 분석에 사용된 데이터는 전 세계에 존재한 대부분의 원자로를

포함하고 있다. 이러한 원자로들 중에는 용량이 매우 작고 현재에는

존재하지 않는 것들도 있다. 상용화의 최초 단계에 적용된 기술일 경

우 일반적으로 작은 용량으로 건설되었다. 즉, 작은 용량의 원자로는

프로토타입이거나 다른 원자로와 기술적으로 차이가 있는 것으로 볼

수 있다. 따라서 본 연구는 이러한 작은 용량의 원자로를 제외한 데이

터에 대해서도 분석을 하였다.

제6장 원전안전규제의 효과 109

[그림 6-15] 원자로 용량별 운전기수 추이

원전산업의 초기 단계였던 1970년대에는 주력 원자로들의 용량은

크지 않았으므로 이 시기의 관측치를 충분히 확보하기 위해서 적절한

기준용량을 설정할 필요가 있다. [그림 6-15]는 300MW이하의 원자로

가 1970년대의 주력이었음을 보여준다. 이 중 용량 100MW이하의 원

자로가 절반을 차지한다. 하지만 그 수는 100MW이상 300MW이하

원자로 수보다 빠르게 감소하였다. 따라서 본 연구에서는 100MW이

하의 원자로를 제외한 데이터를 비교 대상으로 설정하였다.

설비용량 100MW이상인 원자로에 대해서 모형을 분석한 결과는

<표 6-6>에 나타나 있다. 전반적인 결과 값은 모든 원자로를 대상으

로 했을 때와 크게 다르지 않다. 한 가지 차이점은 그룹 더미를 추가

한 pooling regression에서 체르노빌 더미(Cher)가 유의하게 나왔다는

것이다. 이를 통해 본 연구에서 산출한 분석결과가 분석대상 설정 방

법에 대해서도 크게 민감하지 않음을 확인할 수 있다.

110

Pooling Fixed effects Random effects with group dummies

Pooling with group dummies

(Intercept)4.99∗∗∗ 1.73∗∗∗ 1.37∗∗

(0.15) (0.49) (0.52)

ln(RUP)−0.01 0.22∗∗ 0.28∗∗∗

(0.02) (0.07) (0.05)

ln(PCL)−0.07∗∗∗ 0.10∗∗∗ 0.11∗∗∗ 0.14∗∗∗

(0.02) (0.03) (0.03) (0.02)

ln(LF/OF)−5.39∗∗∗ −1.99∗∗∗ −2.08∗∗∗ −2.24∗∗∗

(0.20) (0.47) (0.35) (0.35)

Time−0.03∗∗∗ −0.03∗∗∗ −0.04∗∗∗ −0.04∗∗∗

(0.00) (0.00) (0.00) (0.00)

TMI0.08 0.02 0.00 −0.02

(0.05) (0.04) (0.08) (0.04)

Cher0.12∗∗ 0.14∗∗ 0.12∗∗ 0.10∗

(0.04) (0.05) (0.05) (0.05)

Fuku0.04 −0.01 −0.01 −0.01

(0.04) (0.03) (0.04) (0.03)

OP.yr0.01∗∗ 0.01∗∗∗

(0.00) (0.00)R2 0.15 0.09 0.16 0.28

Adj. R2 0.15 0.08 0.16 0.28Num. of obs. 12,318 12,318 12,318 12,318

∗∗∗ p < 0.001, ∗∗ p <0.01, ∗ p < 0.05

<표 6-6> 설비용량 100MW이상인 원자로를 대상으로 한 분석결과

2. 안전규제와 안전지표

본 절에서는 원전의 안전성을 측정하고 있는 국내외 주요 안전지표

가 무엇인지 살펴보고 주요 원전사고 이후 원전에 대한 안전규제 정

책의 효과가 있었는지 알아보기 위해서 다중구조 변화(Multiple

Structural Break) 기법을 이용하여 실증적으로 분석한다.

제6장 원전안전규제의 효과 111

가. 원전의 사고 개념

원전에서의 사고와 고장은 구분되는 개념이다. 원전에서 ‘사고’는

핵연료가 손상되고 방사성 물질이 외부로 누출되는 경우나 시설에 중

대한 손상을 가져오는 경우를 뜻한다. 이에 반해 ‘고장’은 인명피해나

방사선 환경 피해 없이 부품이나 설비가 제 기능을 수행하지 못하는

등의 이상 상태를 뜻한다. 원자력안전위원회에 따르면 사고와 고장을

구분하여 다음과 같이 정의하고 있다.∙ 원전의 사고: ‘사고’란 인체에 대한 방사선장해, 시설에 중대한 손

상 또는 환경에 방사선 피해를 유발하는 것으로서, 사건 등급평

가 지침에 따른 등급 4 이상의 사건을 말한다.∙ 원전의 고장: ‘고장’이란 인체에 대한 방사선장해, 시설에 중대한

손상 또는 환경에 방사선 피해를 유발하지 않는 것으로서, 사건등

급 평가지침에 따른 등급 3 이하의 사건을 말한다(원자력안전위

원회 고시 2012-85호)56).

[그림 6-16] 원자력 사고, 고장 등급(INES)

자료: IAEA

56) 원자력관계법령집(2013), p.1263 참고

112

원자력기구(IAEA)와 경제협력개발기구 원자력국(OECD/NEA)은 원

자력발전소에서 발생한 사건의 규모를 국제적인 공용의 사건등급으로

분류하고자 1992년 3월부터 ‘국제 원자력 사고, 고장 등급(International

Nuclear Event Scale: INES)’을 도입하였다. INES는 원자력발전소에

서 발생하는 사건(사고 또는 고장)을 0등급부터 7등급까지 8단계로

분류하고 있는데 수치가 클수록 큰 사건을 의미한다. 우리나라는

1993년 3월부터 이 분류기준을 적용하고 있다.

<표 6-7>은 1952년부터 2011년까지 발생한 주요 원전사고 기록을

INES등급 및 발생국가와 함께 나타내고 있다. 이 자료에 의하면 그

동안 4등급 이상의 사고는 11건 발생하였으며 그 중 2건인 구소련의

체르노빌 원전사고(1986년)와 일본의 후쿠시마 제1원전사고(2011년)

는 가장 심각한 수준의 7등급사고로 기록되고 있다. 본 절의 마지막

부분에서는 [그림 6-16]을 참고하여 4등급 이상으로 분류된 원전의 사

고 시점을 기준으로 하여 그 이후의 안전규제 강화정책이 유의적으로

효과가 있었는지 분석한다.

제6장 원전안전규제의 효과 113

Year Incident INES level Country2011 Fukushima 7 Japan2011 Onagawa 　 Japan2006 Fleurus 4 Belgium2006 Forsmark 2 Sweden2006 Erwin 　 US2005 Sellafield 3 UK2005 Atucha 2 Argentina2005 Braidwood 　 US2003 Paks 3 Hungary1999 Tokaimura 4 Japan1999 Yanangio 3 Peru1999 Ikitelli 3 Turkey1999 Ishikawa 2 Japan1993 Tomsk 4 Russia1993 Cadarache 2 France1989 Vandellos 3 Spain1989 Greifswald 　 Germany1986 Chernobyl 7 Ukraine(USSR)1986 Hamm-Uentrop 　 Germany1981 Tsuraga 2 Japan1980 Saint Laurent des Eaux 4 France1979 Three Mile Island 5 US1977 Jaslovské Bohunice 4 Czechoslovakia1969 Lucens 　 Switzerland1967 Chapelcross 　 UK1966 Monroe 　 US1964 Charlestown 　 US1959 Santa Susana Field Laboratory 　 US1958 Chalk River 　 Canada1958 Vinča 　 Yugoslavia1957 Kyshtym 6 Russia1957 Windscale Pile 5 UK1952 Chalk River 5 Canada

<표 6-7> 주요 원자력 발전소 사고 및 고장

자료: The guardian(UK), IAEA

114

나. 원전의 안전지표

안전한 원전 운영의 중요성은 아무리 강조해도 지나치지 않다. 구소

련의 체르노빌 사고나 일본의 후쿠시마 사고에서 경험하였듯이, 원자

력 사고는 인명, 재산, 환경 등의 피해가 막대하여 국지적인 사건으로

머무는 것이 아니라 그 여파가 전 세계적으로 파급되기 때문이다. 이

러한 심각한 사고의 확률을 줄이고 원전에 대한 국민의 수용성을 높

이기 위해서는 평상시 안전한 원전 운영은 최우선의 과제라고 할 수

있다. 그런데 안전한 원전 운영에서 ‘안전’이 무엇인지에 대한 개념자

체를 정확히 정의내리기는 매우 어려운 일이다.57) 더욱이 적절한 안

전의 수준을 어느 정도까지 정할 것인지, 안전의 수준을 어떻게 측정

할 것인지에 관한 문제는 매우 복잡하게 구성된 원전 시스템을 고려

하였을 때 구체적으로 객관화하기 어려운 한계가 있다. 그럼에도 불구

하고 안전한 원전 운영을 위해서 필요한 속성들은 무엇이 있는지에

대한 일반적인 견해는 있다.

IAEA는 안전한 원전 운영의 속성(Operational Safety Attributes)으

로서 다음의 세 가지 측면을 제시하고 있다. 첫째, 평상시 원자력 발

전소는 원활하게 운영되어야 한다는 것이고, 둘째, 비상사태와 관련하

여 원자력 발전소는 낮은 위험성 하에 운영되어야 한다는 것이고, 셋

째, 운영을 하는 사람들은 안전에 대한 긍정적인 태도를 지녀야 한다

는 것이다. IAEA는 이러한 세 가지 속성들을 직접적으로 측정할 수

없기 때문에 전반적인 지표부터 객관적으로 계량화할 수 있는 구체적

인 지표까지 종합적인 분석이 필요하다고 지적하고 있다.58)

57) IAEA에 의하면 “원자력 안전이란 부적절한 방사선 위해로부터 작업자들, 대중 및 환경을 보호하는 적절한 운전 상태, 사고의 방지 및 사고결과 완화의 성취를 지칭한다.”고 정의하고 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 115

[그림 6-17] 원전 안전성능 감시·감독 접근법

자료: IAEA

세계원자력발전사업자협회(World Association of Nuclear Operators:

WANO)는 회원 사업자들의 원자력발전소 데이터를 바탕으로 원전의

운영과 관련된 12개의 성능지표(Performance Indicators)를 공표하고

있다. 이러한 성능지표 중 자동 SCRAM(UA7), 안전사고율(ISA), 집

단선량(CRE), 고장정지율(FLR) 등은 원전의 안전성과 밀접한 관련이

있다.59)

현재 우리나라에도 국내 원자력발전소의 안전 성능 수준을 나타내

는 안전 성능 지표가 있다. 이 지표는 1995년에 규제기관인 교육과학

기술부와 한국원자력안전기술원에 의해 개발되었는데 크게 원자로 안

전과 방사선 안전의 2개 영역으로 구분되며 이는 다시 5개 범주, 11지

58) 자세한 내용은 IAEA-TECDOC-1141을 참고할 것

59) 자세한 내용은 http://www.wano.info/en-gb/library/performanceindicators을 참고할 것

116

표로 구성된다. 각 지표는 색깔에 따라 우수, 양호, 보통, 주의의 안전

성능 수준을 나타내는데 [그림 6-18]은 2014년 2분기의 안전성능지표

현황을 나타내고 있다.60)

화학성능지표 Chemistry Performance(CPI)집단선량 Collective Radiation Exposure(CRE)

하도급계약자 안전사고율

Contractor Industrial Safety Accident Rate(CISA)고장정지율 Forced Loss Rate(FLR)핵연료신뢰성 Fuel Reliability(FRI)

계통관련 정지율 Grid-Related Loss Factor(GRLF)안전사고율 Industrial Safety Accident Rate(ISA)

안전계통 성능 Safety System Performance(SSP)설비가동률 Unit Capability Factor(UCF)자동 SCRAM Unplanned Automatic Scrams per 7,000 Hours Critical(UA7)

비계획 발전손실률 Unplanned Capability Loss Factor(UCLF)총 SCRAM Unplanned Total Scrams per 7,000 Hours Critical(US7)

<표 6-8> WANO 12개 성능지표

자료: WANO

[그림 6-18] 국내 안전성능지표 현황

자료: 원전안전운영정보시스템

60) 자세한 내용은 http://opis.kins.re.kr/index.jsp?Lan=KR을 참고할 것

제6장 원전안전규제의 효과 117

다. 원전의 발전정지 현황

IAEA는 원전의 안전성을 측정하기 위해서 각각의 지표를 개별적인

방식으로 분석하기보다는 다양한 지표들을 원전 운영의 전체적인 맥

락에서 함께 분석해야 한다고 권고하고 있다. 그러나 안전성과 관련이

높은 개별 지표들의 시계열적 분석은 원전 안전 수준에 대한 정보를

제공하고 조기 경보의 역할을 하므로 우선적으로 이루어져야 한다. 본

연구에서는 데이터 접근의 한계 때문에 위에서 소개했던 안전 지표

모두를 분석하지 못하였다. 그러나 PRIS 데이터에서 안전성과 관련이

높은 발전정지(Outage) 자료를 바탕으로 원전 안전성에 대한 시계열

적 특징을 분석하였다. 현재 PRIS 데이터는 두 가지 분류기준을 적용

하여 발전정지 자료를 제공하고 있다.

∙ 첫 번째 분류 기준에 의한 발전정지

1) 발전정지 현황

PRIS의 1차 특성(1st characteristic) 분류에 의하면 발전정지는 계획

적 발전정지(planned), 비계획적 발전정지(unplanned), 외부요인에 의

한 발전정지(external), 그리고 기타(not specified)의 4가지로 분류된

다. <표 6-9>에서 보면 1969년부터 2013년까지 발생한 전 세계 발전

정지 건수는 57,454이고 이에 따라 정지된 시간은 27,122,780이다. 발

전정지 건수 중 계획적 발전정지 건수는 전체의 33%이고 비계획적

발전정지 건수는 63%로 전체 발전정지 건수의 96%를 차지하고 있다.

발전정지 시간을 살펴보면 발전정지 건수의 경우와는 반대로 계획적

발전 정지가 전체 발전정지 시간의 75%이고 비계획적 발전정지가

24%임을 차지하고 있다. 따라서 계획적 발전정지는 비계획적 발전정

118

지에 비해 발생빈도는 낮지만 일단 정지가 발생된다면 정지되는 시간

은 더 길어진다고 해석할 수 있다.

정지횟수(%)

정지시간 (%)

계획적 발전정지19,075

(33)20,247,031

(75)

비계획적 발전정지35,984

(63)6,381,298

(24)

외부요인에 의한 발전정지 2,393

(4)494,396

(2)

기타(not specified) 2 (0)

55 (0)

총계57,454 (100)

27,122,780 (100)

<표 6-9> 발전정지(1st characteristic, 1969~2013)

자료: IAEA PRIS

2) 발전정지 원인

[그림 6-19]는 발전정지 원인에 대한 현황을 나타내고 있다. 계획적

발전 정지에 대한 원인으로는 C(연료교체를 동반하는 점검, 또는 수

리), D(연료교체 없는 점검 또는 수리), E(원전의 부품, 시스템 점검)

등이 있는데 연료교체를 위한 정지의 경우가 50% 이상을 차지하고

있다. 비계획적 발전 정지의 경우 원전 부품으로 인한 정지가 85%를

차지하고 있으며 X-external 정지의 경우 Grid 실패 또는 Grid을 이용

할 수 없는 상태로 인한 정지가 45%를 차지하고 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 119

[그림 6-19] 원인별 발전정지(계획 vs. 비계획)

자료: IAEA PRIS

code Description

A Plant equipment failure 원전 부품 고장

B Refuelling without a maintenance 정비보수를 동반하지 않는 연료재장전

C Inspention, maintenance or repair combined with refuelling

연료재장전을 동반한 점검, 유지보수 또는 수리

D Inspention, maintenance or repair without a maintenance

연료재장전을 동반하지 않는 점검, 유지보수 또는 수리

E Testing of plant systems or components 발전소 시스템 또는 부품테스트

H Nuclear regulatory requirements 원자력 규제 요건

J Grid failure or grid unavailability 그리드 실패 또는 그리드 이용불가

L Human factor related 인적 요인

N Environmental conditions 환경요인

<표 6-10> 발전정지 원인분류

자료: IAEA

120

3) 발전정지 연도별 추이

[그림 6-20]은 계획적 발전정지의 발생 건수와 시간을 연도별로 나

타낸 그래프이다. 전 세계 원전 원자로 개수는 연도별로 계속 증가하

는 추세에 있기 때문에 원자로 개수의 영향을 통제하고자 발생 건수

와 시간은 각 연도별 원자로 개수로 나누어 살펴보았다. 분석 기간 동

안 발생 건수와 시간은 비슷한 시계열적 추세를 보이며 움직이고 있

다. 세계 3대 원전사고를 전후하여 계획발전정지 시간의 추세를 자세

히 살펴보면 스리마일과 체르노빌 사고 이후 증가 추세로 변화하는

것을 볼 수 있고 후쿠시마 사고 이후에는 증가 폭이 확연히 커진 것을

알 수 있다. 연도별 비계획적 발전정지의 발생 건수와 시간은 [그림

6-21]에 나타나 있다. 계획발전정지의 경우와 마찬가지로 원자로 개수

의 영향을 통제한 후 살펴보았는데, 발생 건수와 시간은 비슷한 추세

를 보이며 움직이고 있다. 그러나 계획발전정지의 경우와 다른 점이

있다면 과거에서 최근에 올수록 비계획적 발전정지의 발생 건수와 시

간은 지속적으로 감소 추세에 있다는 것이다. 계획적 발전정지와 비계

획적 발전정지의 이러한 시계열적 추세는 Rust and Rothwell(1995)의

결과와 비슷한 점이 많다. 그들의 연구에서 TMI 사고 이후 계획적 발

전 정지 시간은 늘어나고 비계획적 발전 정지 발생 빈도는 줄어드는

경향을 보이는데 그 이유에 대해서 안전규제강화로 인해 안전점검 시

간이 증가하였기 때문이라고 설명하고 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 121

[그림 6-20] 계획적 발전정지(planned outage)

자료: IAEA PRIS

[그림 6-21] 비계획적 발전정지(unplanned outage)

자료: IAEA PRIS

122

∙ 두 번째 분류 기준에 의한 발전정지

1) 발전정지 현황

PRIS는 앞의 경우 보다 좀 더 세분화하여 발전정지 자료를 제공하

고 있다. PRIS의 3차 특성(3rd characteristic) 분류에 의한 발전정지는

지연정지(deferred shutdown), 즉시정지(immediate shutdown), 고장정

지 연장(outage extension), 자동 SCRAM, 수동 SCRAM, 그리고 기타

(not specified)의 6가지로 분류된다. 분류 기준을 살펴보면 지연정지는

고장 원인이 발생한 이후 4주 이내에 가동을 정지시키는 것이고 즉시정

지는 24시간 이내에 가동을 정지시키는 것이다. 자동 SCRAM과 수동

SCRAM는 고장 발생 시 즉각적으로 가동을 정지시킨다는 점에서 가

장 위급한 경우에 취해지는 발전정지라고 할 수 있다.61) <표 6-11>에

서는 분류 기준별로 발전정지 건수와 시간을 나타내고 있는데 총 발

전정지 건수와 시간은 첫 번째 분류 기준의 경우와 정확히 동일하다

는 것을 확인할 수 있다. 정지 건수를 살펴보면 즉시정지, 기타, 자동

SCRAM 순으로 발생 빈도수가 많으며 각각 38%, 32%, 19%를 차지

하고 있다.

61) SCRAM은 핵분열을 멈추고 과열을 피하기 위해서 원자로 노심에 제어봉을 신속하게 삽입되는 것을 의미함.

제6장 원전안전규제의 효과 123

정지횟수(%)

정지시간(%)

지연정지2,752

(5)647,997

(2)

즉시정지21,768

(38)4,341,176

(16)

고장정지연장2,277

(4)2,844,986

(10)

자동 SCRAM 11,192 (19)

1,117,021 (4)

수동 SCRAM 1,180 (2)

241,328(1)

기타(not specified) 18,285 (32)

17,930,272(66)

Total 57,454 (100)

27,122,780(100)

<표 6-11> 발전정지(3rd characteristic, 1969~2013)

자료: IAEA PRIS

2) 발전정지 원인

[그림 6-22]에서 보듯이 지연정지, 즉시정지, 자동 SCRAM, 수동

SCRAM이 발생하는 주된 원인은 원전 부품 고장 때문인 것으로 나타

나고 있다. 그런데 앞의 첫 번째 분류 기준에서 비계획적 발전정지의 주

된 원인도 원전 부품 고장 때문이었다. 비계획적 발전정지 건수도 위

의 네 가지 경우의 정지 건수 합과 거의 일치한다는 사실을 고려하였

을 때, 비계획적 발전정지는 지연정지, 즉시정지, 자동 SCRAM, 수동

SCRAM의 네 가지 경우로 세분화된 것으로 보인다.

124

기타 지연정지

즉시정지 고장정지연장

자동 SCRAM 수동 SCRAM

[그림 6-22] 발전정지 원인

자료: IAEA PRIS

제6장 원전안전규제의 효과 125

3) 발전정지 연도별 추이

[그림 6-23]은 첫 번째 분류 기준의 경우와 마찬가지로 원자로 개수

의 영향을 통제한 후 두 번째 분류 기준의 발전정지 건수와 시간을 연

도별로 나타내고 있다. 즉시정지는 과거에서 최근으로 오면서 건수와

시간 모두 감소하는 추세를 보이고 있다. 이러한 시계열적 특성은 비

계획적 발전 정지와 매우 유사한 모습을 보이고 있는데 서로 중복되

는 데이터 부분이 많기 때문인 것으로 생각된다. 자동 SCRAM과 수

동 SCRAM을 살펴보면 전자는 지속적으로 감소하는 추세에 있지만

후자는 증가하는 추세에 있다. 이는 기계적인 결함으로 인해 원전을

급하게 세워야 할 때 컴퓨터에 의해 자동 정지되는 경우는 줄어들고

있으나 사람의 재량에 의해 정지되는 경우는 늘어나고 있다고 해석할

수 있다. 자동 SCRAM으로 인해 발생한 시간의 경우 체르노빌과 후

쿠시마 사고 이후 가장 크게 증가하는 것을 볼 수 있다. 이는 원전 사

고의 당해 연도에 전 세계적으로 안전점검이 강화되는 경향이 있다고

해석할 수 있다. 일반적으로 SCRAM은 안전성 여부를 점검할 수 있

는 중요한 지표 중 하나이다. SCRAM 발생 횟수가 높다는 것은 원전

시스템 자체의 결함 가능성이 높다는 의미일 수 있으며 빈번한

SCRAM은 기존에 확립된 비상절차를 따르지 못함으로써 인간의 실

수 가능성을 증가시킬 수도 있기 때문이다. 따라서 본 연구에서는 안

전과 관련성이 높은 SCRAM의 시계열적 특징을 좀 더 자세히 살펴보

도록 한다.

126

[그림 6-24] 원자로 당 원인별 정지시간

[그림 6-23] 원자로 당 원인별 정지횟수

자료: IAEA PRIS

제6장 원전안전규제의 효과 127

[그림 6-25] SCRAM(횟수 및 정지시간)

라. 안전규제정책의 효과 분석

1) SCRAM 분석

주요 원전사고가 발생하게 되면 각 국가들은 안전규제정책을 강화

하기 마련인데 이러한 정책이 실제로 안전한 원전운영에 어느 정도

영향을 미쳤는지 객관적으로 측정하기는 매우 어렵다. 왜냐하면 안전

성을 측정하기 위해서는 복잡한 원전 시설의 특성상 여러 가지 방면

을 종합적인 시각에서 점검해야하기 때문이다. 본 연구에서는 자료의

제약으로 인해 안전과 관련된 여러 가지 지표들을 모두 고려하지는

못하였다. 그러나 안전과 밀접하게 관련 있는 지표 중의 하나인

SCRAM 자료를 이용하여 안전규제정책의 강화가 안전성에 미치는

영향을 조사하였다.

자료: IAEA PRIS

128

[그림 6-26] 원자로 당 SCRAM 횟수와 SCRAM 당 정지시간

[그림 6-25]는 1969년부터 2013년까지 발생한 전 세계 SCRAM 발

생 건수와 시간을 나타내고 있다.62) 분석 기간 동안 SCRAM 발생 건

수는 체르노빌 사고 시점까지 증가하다가 2000년도까지 감소하는 추

세를 보이고 있다. 그런데 2000년 이후 기간 동안의 두드러진 특징은

과거에 비해 정지 시간이 확연히 증가했다는 것이다.

자료: IAEA PRIS

이러한 사실은 SCRAM으로 인한 정지 시간을 발생 건수로 나눈

SCRAM건당 정지 시간 추세를 보면 보다 명확히 확인할 수 있다. [그

림 6-26]은 SCRAM 발생 횟수와 정지 시간간의 관계63)를 보여주고

있는데 발생 횟수는 지속적으로 감소하는 추세에 있고 정지 시간은

62) 여기서 SCRAM 건수와 시간은 자동 SCRAM과 수동 SCRAM을 합한 수치임.63) 횟수 = SCRAM 횟수 / 원자로 개수, 정지 시간 = SCRAM 시간 / SCRAM 횟수

제6장 원전안전규제의 효과 129

증가하는 추세에 있다. 이러한 시계열적 트랜드가 시사하는 바를 두

가지로 나누어 생각해 볼 수 있다. 우선 SCRAM 발생 건수가 감소하

고 있다는 사실은 원자로의 안전성이 시간이 지남에 따라 향상되고

있는 것으로 유추해 볼 수 있다. 다음으로 SCRAM 정지 시간이 증가

하고 있다는 사실은 원전 사업자가 원전의 사고 위험을 줄이고 안전

성을 확보하기 위해 발전기회비용을 증가시키는 것으로 해석할 수 있

다. 이러한 해석과 관련하여 앞 절에서 체르노빌 사고 이후 FLR이 구

조적으로 증가한 이유는 안전규제강화 정책으로 인해 고장정지 후 정

비시간이 증가했기 때문인 것으로 해석된다.

[그림 6-27] SCRAM 당 정지 시간

자료: IAEA PRIS

130

SCRAM 정지 시간과 관련하여 또 다른 시계열적 특징은 4등급 이

상의 원전사고가 일어난 년도와 SCRAM 건당 정지 시간의 최고점이

대략적으로 일치한다는 사실이다. 이는 원전사고가 발생한 당해 연도

에 SCRAM 발생에 대한 안전점검 시간이 단기적으로 늘어나고 있음

을 보여주는 것으로 해석된다. 이러한 정비시간의 증가가 원전사고 시

점을 전후해서 통계적으로 유의한 변화인지 알아보기 위해서 Bai and

Perron(1998, 2003)의 다중구조 변화 검정기법을 적용하여 SCRAM 건

당 시간의 구조 변화 시점을 파악하여 보았다.

2) Bai and Perron(1998, 2003) 다중구조 변화 분석

Bai and Perron(1998) 다중구조 변화(Multiple Structural Break) 분

석은 다음의 선형 회귀식에서 통계적으로 유의한 여러 개의 구조 변

화 시점을 찾아내는 것이다.64)

′′, (3)

위 식에서 는 종속변수, (regime에 따라 변하지 않는 변수)와

(regime에 따라 변하는 변수)는 설명변수로 p개와 q개의 변수를 포함

하며, 는 오차항, j=1,...,m+1로 m은 구조 변화의 총 개수(m+1

regime)를 나타낸다. 각 m개의 구간()에 대해서 와 는 다

음의 SSR(sum of squared residuals)을 최소화함으로써 추정된다.

64) 자세한 설명은 Bai and Perron(1998, 2003)을 참고할 것

제6장 원전안전규제의 효과 131

′′ (4)

추정된 계수들인 와 을 식 (4)에 대입하면 다음의

조건을 만족하는 구조 변화 시점()을 추정할 수 있다.

arg

′′ (12)

구조 변화의 개수와 시점을 추정하기 위해서 Bai and Perron(1998)

은 다음의 세 가지 검정통계량을 제시하였다.

Sup구조적 변화가 존재하지 않는다는 귀무가설 하에 L개의 구조적 변화가 존재한다는 대립가설을 검정함.

max ,max

구조적 변화가 존재하지 않는다는 귀무가설 하에 적어도 1개의 구조적 변화가 존재한다는 대립가설을 검정함. (각각의 통계량에 가중치를 어떻게 부여하느냐에 따라 max와 max로 구분됨.)

Sup총 L번의 구조적 변화가 존재한다는 귀무가설 하에 총 L+1번의 구조적 변화가 존재한다는 대립가설을 L=1부터 순차적으로 검정함.

<표 6-12> Bai and Perron 검정통계량

본 연구에서는 전 세계 및 주요국(미국, 일본, 프랑스, 한국)의

SCRAM 건당 시간 자료에 대해 AR(1) 모형으로 추정한 후 다중구조

변화 분석을 실시하였다. <표 6-13>은 분석에 대한 결과를 나타내고

있다.

132

전세계 미국 일본 프랑스 한국

Sup 27.22* 32.46* 9.97* 17.16* 6.70

Sup 45.44* 28.25* 8.10* 18.03* 9.75*

Sup 40.17* 29.69* 4.59 8.46* 5.14

Sup 29.25* 24.55* 4.16 9.11* 4.66

Sup 23.14* 20.01* 4.01* 8.53* 8.24*

max 45.44* 32.46* 9.97 18.03* 9.75

max 57.83* 43.91* 9.97 21.43* 18.10

Sup 27.22* 32.46* 12.00* 17.16* 6.70

Sup 8.79 22.74* 5.26 11.06* -

Sup - 15.39* - 2.98 -

Sup - 13.69* - - -

Sup - 0.40 - - -

<표 6-13> SCRAM 건당 시간에 대한 구조 변화 추정치

주: * p < 0.05

Sup 에 대한 분석결과를 살펴보면 1969년부터 2013년까지 전

세계 및 주요국의 경우 5번의 구조 변화 시점이 있었고 5% 수준에서

통계적으로 유의한 것으로 나타났다. Sup 에 대한 결과에서

는 미국의 경우 4번, 프랑스의 경우 2번, 전 세계와 일본의 경우 1번

의 구조 변화 시점을 보이고 있다. Sup의 결과를 기준으로 <표

6-14>은 구체적인 구조 변화 시점과 주요 원전사고 시점을 비교하여

나타내고 있고 [그림 6-28]은 주요국 별 SCRAM 건당 시간에 대한

구조 변화를 보여주고 있다.

제6장 원전안전규제의 효과 133

Year Incident INES 등급

전세계 미국 일본 프랑스 한국

2011 Fukushima 72008 2008 2008

2006 Fleurus 42001 2001 2005 2003 2002

1999 Tokaimura 4 19991995 1995 1996

1993 Tomsk 4 19931987 1989 1990

1986 Chernobyl 7 1986 19861983 1983

1979 Three Mile Island 5

1978

1977 Jaslovské Bohunice 4 1977

1976 1976 1975

<표 6-14> 사고발생 시점과 구조 변화 시점 비교

[그림 6-28] SCRAM 건당 시간과 구조 변화 <전 세계>

134

<미국> <일본>

<프랑스> <한국>

[그림 6-29] SCRAM 건당 시간과 구조 변화

전 세계와 미국의 경우 구조 변화 시점이 동일하게 나타났는데 이

는 미국이 세계 최대 원전 보유국임을 고려할 때 자연스러운 결과라

고 생각된다. 전 세계와 미국의 경우를 중심으로 분석 결과를 살펴보

면 1969년부터 2013년까지 구조 변화 시점은 원전사고가 일어난 시

점 이후 몇 년 지나지 않아서 나타났다. 체르노빌 사고의 경우 발생

당해 연도인 1986년에 구조 변화가 나타났고 Tomsk(1993), Tokaimura

(1999), Fleurus(2006) 사고의 경우 발생 후 2년이 지나서 구조 변화

제6장 원전안전규제의 효과 135

가 나타났다.65) 특히 체르노빌 사고 이후 전 세계, 미국, 일본의 경우

SCRAM 건당 시간의 증가가 통계적으로 유의한 구조 변화임을 나타

내는데 이러한 결과는 앞 절에서 체르노빌 사고 이후 FLR이 구조적

으로 상승한 것과 일치하는 결과라고 생각된다. 분석 결과를 종합해

보면 전 세계적으로 원자로의 안전 점검시간은 늘어나는 추세에 있으

며 주요 원전사고 이후 안전 점검시간은 통계적으로 유의하게 증가하

여 구조 변화를 나타내고 있다고 볼 수 있다.

65) 1995년(전 세계, 미국)과 2001년(미국)에 발생한 구조 변화는 SCRAM 건당 시간이 감소하는 것으로 나타남.

제7장 결론 137

제7장 결론

원자력 발전소의 안전성은 원활한 원전 운영을 위해 필수적으로 확

보돼야 하는 가치이다. 따라서 원전 안전성을 측정하고 이의 변화를

관찰하여 안전성이 훼손되지 않게 유지하는 것은 매우 중요하다. 하지

만 현실적으로 원전의 안전성을 정확히 측정하는 것은 불가능에 가깝

다. 왜냐하면 안전성이라는 것은 사고가 발생했을 때에만 비로소 관측

가능해지기 때문이다. 이렇듯 안전은 비관측성이라는 속성을 가진다.

비록 원전의 안전성을 측정하는 것은 어려운 일이지만, 안전성을 구

성하는 요인에 대해서는 몇 가지를 고려해볼 수 있다. 첫째, 원자력의

안전성을 확보하는 데 있어 가장 중요하고 기본적인 것은 원자력의

기술적 완성도를 높이는 것이다. 원전은 방사성 물질이라는 매우 불안

정한 물질을 생산한다. 따라서 안전한 원전 운영은 불안정한 방사성

물질을 인간과 자연으로부터 기술적으로 완벽히 통제함으로써 확보될

수 있다. 그러나 완벽한 기술적 통제는 비현실적인 가정이다. 보통은

기술적 완성도가 높아도 운영자의 안전의식이 결여될 경우 안전이라

는 가치는 확보되기 어렵다. 결과적으로 원자력의 안전한 운영을 위해

서는 두 번째 요소인 원자력 안전문화가 필요하다. 하지만 안전문화

그 자체는 강제성이 없고, 특히 원전 사업자는 원전 안전성이 수익성

과 배치될 때 안전성을 훼손하면서 수익성을 확보하려는 유인을 가지

게 된다. 다시 말하면, 안전의 비관측성으로 인해 안전관리의 도덕적

해이 현상이 발생하게 된다. 따라서 안전한 원전 운영을 위해서는 제

도적 차원에서의 관리·감독 즉, 안전규제시스템이 요구된다.

138

본 연구는 원전을 운영하는 주요국의 원자력 안전 규제시스템을 비

교 분석하였다. 이를 통해 원자력 규제시스템의 변화가 원자력 성능지

표와 안전성에 미치는 영향을 조사하였다.

각 국의 안전규제시스템은 중대 원전사고를 통해 크게 개혁되었다.

특히 1979년 TMI사고 이후 미국의 규제 변화는 매우 뚜렷하다. 하지

만 체르노빌 원전사고에 따른 각국의 원자력 안전규제시스템에는 큰

변화가 없었다고 볼 수 있다. 체르노빌은 미국과 지리적으로 먼 곳에

위치하였고, 사고의 원인도 안전문화가 결여된 상황에서 발생한 인재

였다는 점에서 미국의 제도적 변화는 전혀 없었던 것으로 보인다. 또

한 다른 주요국의 안전규제시스템도 체르노빌 원전사고로 크게 변화

되지 않은 것으로 조사되었다. 그러나 전 세계 원자로의 평균 이용률

추이를 분석한 결과, 1986년 체르노빌 원전 사고가 발생하기 이전에

는 원자로 이용률이 매우 가파르게 상승하였고, 사고 이후에는 이용률

증가세가 크게 둔화되고 1993년까지 이용률이 정체된 것을 확인할 수

있다.

이러한 원전 운영지표들의 구조적 변화를 보다 면밀히 살펴보기 위

해 PRIS의 전 세계 원자로의 운전실적자료(performance indicators)

중 고장정지에 따른 발전 손실(FLR)이 중대 원전사고 전후에 구조적

으로 변화하였는지를 분석하였다. 미국 등 주요 원전 운영국들에게 중

대한 원전안전규제시스템의 변화를 초래한 TMI나 후쿠시마 원전사고

의 전후로는 FLR의 유의한 구조적 변화를 발견할 수 없었다. 반면,

제도적 변화는 없었으나 안전문화 확산을 촉발시킨 체르노빌 원전사

고 전후로 FLR이 5% 유의수준에서 증가하였음을 확인할 수 있었다.

체르노빌 사고 이후 FLR의 구조적 증가에는 두 가지 가능성이 있

제7장 결론 139

다: 첫 번째가 고장정지(SCRAM) 발생 횟수의 증가, 둘째가 고장정지

후 정비시간의 증가이다. 두 가능성 모두 FLR을 구조적으로 상승시킬

수 있지만 각각이 시사하는 바는 상반된다. 전자 즉, 고장정지의 발생

횟수 증가는 원자로의 안전성이 크게 훼손됐을 가능성을 지시한다. 반

면, 후자인 정비시간의 증가는 원전의 안전성을 향상시키는 요인으로

작용한다. 따라서 FLR의 구조적 상승요인을 위의 두 가지로 분해하여

분석할 필요성이 있다.

IAEA는 PRIS를 통해 안전성 지표 중 하나인 SCRAM의 발생 건수

와 시간에 대한 자료를 제공한다. 전반적으로 SCRAM 발생 건수는

체르노빌 사고 이후 2000년까지 감소하는 모습이다. 이는 원자로의

안전성이 체르노빌 사고 이후 향상됐을 가능성을 나타낸다. 반면,

SCRAM 건당 정지 시간은 체르노빌 사고 이후 상승세를 나타내고 있

다. 이 결과는 체르노빌 사고에 따른 막대한 피해 규모를 목격한 원전

운영자들이 사고 피해에 경각심을 가지고 안전에 대한 인식을 변화하

였기 때문으로 보인다. 다시 말해서 안전에 대한 인식 전환은 원전 사

업자들로 하여금 안전성 확보를 위해 보다 많은 발전기회비용(또는

정비시간)을 부담하도록 유인한 것이다.

체르노빌 사고의 경우 대규모 피해가 낮은 수준의 안전문화에서 비

롯된 것이었다. 이에 경각심을 가지게 된 국제사회는 안전문화 확산에

힘을 쓰게 되었다. 그리고 체르노빌 사고 이후 국제사회에 원자력 안

전문화가 확산되면서 원전 사업자 및 관계자들의 원자력 안전에 대한

인식은 크게 바뀌게 되었다. 이러한 인식 전환으로 원전사업자들은 고

장정지 발생 시 정비시간을 증가시켰고, 이것이 발전기회비용 중 하나

인 FLR을 구조적으로 상승시킨 요인으로 분석되었다.

140

최근 언론 등을 통해 장시간에 걸친 원전의 가동중지가 원자력발전

이 근본적으로 안전하지 않은 기술을 의미한다는 주장이 확산되고 있

다. 하지만 이는 근본적으로 원자력의 안전과 원전 고장정지에 따른

발전 기회비용 간의 관계를 오해한 결과이다. 오히려 원자로에 내재된

안전기술이 동일하다고 가정할 때 원전의 고장정지에 따른 정비시간

(발전 기회비용)은 안전규제의 강도와 안전문화 수준이 향상될 때 상

승하게 된다. 위의 실증분석 결과는 우리의 원자력 안전정책이 단순히

‘고장 정지시간’과 같은 특정 목표 달성을 위해 맞춰지는 대신 안전과

관련된 근본적 환경을 조성하고 규제 시스템을 마련하는 데 집중되어

야 함을 시사한다.

특히 후쿠시마 원전사고 이후 원전에 대한 불신이 사회적으로 만연

한 지금, 원전을 안전하게 운영하면서 ‘안정적 전력 공급’이라는 가치

를 달성하기 위해서는 원자로의 기술적 안전성을 확보하는 것도 중요

하지만, 원전 운영자 및 원전 규제기관 종사자들이 안전을 최우선 가

치로 여기는 환경 즉, 안전문화를 조성하는 것이 필요한 시점이라고

생각된다. 그리고 안전문화의 확산은 원전의 안전성 개선을 위해 원전

운영자가 부담하고자 하는 직·간접적 비용을 증가시켜서 보다 안전한

원자력 발전소를 운영할 수 있는 기틀을 마련할 것으로 기대된다.

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박우영

現 에너지경제연구원 부연구위원

이상림

現 에너지경제연구원 부연구위원

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기본연구보고서 2014-07

국내외 원전 안전규제시스템 비교 연구

2014년 11월 26일 인쇄

2014년 11월 28일 발행

저 자 박우영·이상림

발행인 손 양 훈

발행처 에너지경제연구원

- 경기도 의왕시 내손순환로 132 전화: (031)420-2113(代) 팩시밀리: (031)422-4958

등 록 1992년 12월 7일 제7호인 쇄 홍애원 (02)2261-1788

ⓒ에너지경제연구원 2014 ISBN 978-89-5504-478-2 93320

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