KINS/GI-N01(Rev.4)

발전용 원자로 및 관계시설

정기검사지침서(표준형원전)

Vol. IV

2017. 12

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발 간 사

이 지침서는 한국원자력안전기술원이 발전용원자로 및 관계시설에 대

한 정기검사 업무를 보다 체계적이고 효율적으로 수행하기 위하여 정기

검사에 참여하는 검사원들이 점검하여야 할 검사항목에 대한 검사내용

및 방법, 검사기준, 검사점검표 등을 기술한 정기검사지침서입니다.

발전용원자로 및 관계시설에 대한 정기검사 지침서는 1991년부터 개

발되어 정기검사 업무에 적용되어 왔으며, 보다 체계적이고 일관성 있는

정기검사의 수행을 위하여 정기검사 표준점검표가 별도로 개발되어 지속

적으로 보완되어 왔습니다. 2005년도부터 원자력발전소 1,2차계통 통합검

사 및 2006년도 리스크정보를 활용한 표준형원전 정기검사 실시되는 등

규제환경 변화에 따라 정기검사 지침서를 2006년도에 새롭게 제정

(Rev.00)하게 되었습니다. 이와 더불어 고시번호 개정을 포함하여 정기검

사 대상항목 변경에 따른 ‘원자로시설의 정기검사 대상 및 방법에 관한

규정’의 고시가 개정이 되었습니다. 또한 정기검사 항목 중 ‘운영조직과

자격 및 훈련’을 품질보증검사 수행 시에 실시하는 것으로 제도개선

(2010.01.21.)이 이루어짐에 따라 해당 변경 사항들을 반영하고자 이 지침

서는 2010년도에 개정(Rev.01)되었습니다. 이후 발생한 고리1호기 정전사

건(SBO) 및 후쿠시마 사고 등 국내외 환경변화에 능동적으로 대응하고

자 본 지침서의 전면 개정(Rev.02)을 수행하였습니다. 또한 해당 개정을

통해 현장 정기검사 여건을 고려한 리스크정보 활용을 통하여 정기검사

항목 및 방법을 최적화하였습니다. 그리고 보안성 운영환경 점검 항목의

검사 수행, 경년열화관리 대상호기 변경 등을 반영하고, 변화된 규제기술

기준과 검사요건 구체화 등 실무 검사부서의 의견을 반영하여 개정

(Rev.03)하였습니다. 마지막으로 2017년의 개정(Rev.04)은 APR1400형 원

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전에 대한 검사지침 및 중대사고를 포함한 사고관리 관련 원자력안전법

개정에 따른 사고관리 분야와 중대사고 예방 및 완화설비에 대한 임시지

침을 반영하고 있습니다.

이 지침서는 현재 우리나라에서 운영중인 5가지 형태의 원자력발전소,

즉 웨스팅하우스형 원전, 캔두형 원전, 프라마톰형 원전, 한국표준형 원

전, 그리고 APR1400형 원전에 대하여 적용되는 모든 정기검사 항목에

대한 항목별 검사지침서를 수록하고 있으며, 4가지 형태의 원자로별

(APR1400형은 한국표준형에 포함)로 각각 별도의 권(Volume)으로 구분

하고 사고관리 관련 임시지침을 부록으로 구성하여 작성하였습니다. 정기

검사 대상항목은 원자력안전위원회고시 제2017-09호(원자로.34)에서 규정

한 11개 시설, 즉 원자로 본체, 원자로냉각계통시설, 계측 및 제어계통시

설, 핵연료물질의 취급 및 저장시설, 방사성폐기물의 폐기시설, 방사선관

리시설, 원자로격납시설, 원자로안전계통시설, 전력계통시설, 동력변환계

통시설 및 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설과 1개의 운영기술능력분

야로 이루어져 있습니다. 부록에 제시된 사고관리 관련 임시지침은 원전

운영자가 원자력안전법에 따라 사고관리계획서를 원자력안전위원회에 제

출(기한:2018.12.31)하여 허가를 득한 이후 검사에 적용될 지침으로 필요

시 허가받은 사업자의 사고관리계획서에 따라 변경될 예정입니다.

원자력발전소의 정기검사업무에 이 지침서를 활용하여 검사업무를 보

다 계획적이고 체계적으로 수행함으로써 규제행위의 일관성 및 예측가능

성을 높이고 합리적이고 효과적인 규제의사결정에 기여할 것으로 예상됩

니다. 이를 통하여 원자력발전소를 운영하는 사업자에게는 고품질의 규제

서비스를 제공하고, 대외적으로는 안전규제업무의 신뢰성을 제공하며, 규

제자 자신에게는 업무의 표준화 및 규제자원의 효율적 활용을 증진함으로

써 궁극적으로 원자력발전소 정기검사의 효율성 및 신뢰성 향상에 기여할

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것으로 기대됩니다. 향후 이 지침서는 주기적인 개정 및 보완 작업을 지

속적으로 수행할 예정이며, 이를 통해 원자력발전소 정기검사업무의 품질

을 지속적으로 확보·유지하여 원자력안전규제업무의 품질 향상에 기여하

도록 노력할 것입니다.

원자력발전소 정기검사업무를 수행하는 검사원은 이 지침서를 적극

활용하여 검사를 수행함으로써 보다 체계적이고 계획적인 검사를 수행할

수 있기를 기대하며, 향후에도 검사항목의 변경이나 검사방법의 개선 등

검사업무와 관련된 변경사항이 발생하면 이를 적극 반영함으로써 이 검

사지침서가 실질적이고 활용성이 높은 지침으로 검사업무에 적용될 수

있도록 관계 직원들께서도 노력하여 주시기를 바랍니다.

끝으로 다른 규제업무로 바쁜 와중에도 이 지침서 작성을 위하여 협

조해주신 관계 직원 여러분께 감사의 말씀을 드립니다.

2017. 12.

한국원자력안전기술원장

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발전용원자로 및 관계시설 정기검사 지침서

참여조직 및 참여자

총 괄 확 인 자 : 원자력검사단장 하 종 태

자 문 : 전문위원 최 영 한 우 승 웅 현 창 헌

김 세 원 이 병 수 서 남 덕

정 충 희 윤 주 용

총 괄 책 임 자 : 검사사업관리실장 김 석 훈

분야별총괄책임 : 전 문 실 장 양 채 용 정 구 영 신 호 상조 영 식 민 복 기 김 문 수

안 상 면 장 현 섭 김 민 철

김 철 수

분야별작성책임 : 배 무 훈 이 용 진 제 진 호

이 상 화 김 상 재 윤 의 식고 호 정 한 순 규 최 석 원

종 합 편 집 : 김 문 영 이 길 수 황 진 욱

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목 차

제 1 장 총 칙 ····································································································· 1

Ⅰ. 목 적 ··············································································································· 3

Ⅱ. 관련 법령 및 근거기준 ················································································· 4

Ⅲ. 적용범위 ··········································································································· 4

Ⅳ. 정기검사 수행 절차 ······················································································· 4

Ⅴ. 참고문서 ··········································································································· 9

제 2 장 항목별 검사지침서 ········································································· 11

Ⅰ. 웨스팅하우스형 원전 (Vol. I) ····································································· 13

Ⅰ.1 원자로 본체 ····························································································· 15

Ⅰ.1.1 핵연료 건전성 검사 ········································································ 17

Ⅰ.1.2 영출력 노물리 시험 ········································································ 25

Ⅰ.1.3 출력중 노물리 시험 ········································································ 33

Ⅰ.1.4 핵연료 재장전 검사 ········································································ 39

Ⅰ.1.5 원자로본체 가동중 검사 ································································ 45

Ⅰ.2 원자로냉각계통 시설 ············································································· 59

Ⅰ.2.1 가압기 밸브 ······················································································ 61

Ⅰ.2.2 원자로냉각재펌프 ············································································ 69

Ⅰ.2.3 원자로냉각재계통 누설량 측정 ···················································· 75

Ⅰ.2.4 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사 ···················· 81

Ⅰ.2.5 증기발생기 세관 검사 ···································································· 87

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Ⅰ.2.6 원자로냉각재 유량측정 ·································································· 93

Ⅰ.3 계측 및 제어계통시설 ············································································· 99

Ⅰ.3.1 원자로시설 건전성감시계통 ·························································· 101

Ⅰ.3.2 지진감시계통 ···················································································· 111

Ⅰ.3.3 제어봉 위치지시계통 ······································································ 119

Ⅰ.3.4 제어봉 낙하시간 측정 ···································································· 125

Ⅰ.3.5 원자로보호계통 응답시간 측정 ···················································· 131

Ⅰ.3.6 공학적안전설비 작동계통 응답시간 측정 ·································· 137

Ⅰ.3.7 공학적안전설비 부계전기 기능시험 ············································ 143

Ⅰ.3.8 안전관련 주요 계기계열 교정 ······················································ 149

Ⅰ.3.9 지진원자로자동정지계통 ································································ 155

Ⅰ.3.10 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ············································ 161

Ⅰ.3.11 보안성 운영환경 점검 ·································································· 167

Ⅰ.4 핵연료물질의 취급 및 저장시설 ························································· 173

Ⅰ.4.1 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 ···································· 175

Ⅰ.4.2 핵연료 이송설비 ·············································································· 181

Ⅰ.5 방사성폐기물의 폐기시설 ····································································· 187

Ⅰ.5.1 액체 방사성폐기물 관리 ································································ 189

Ⅰ.5.2 기체 방사성폐기물 관리 ································································ 193

Ⅰ.5.3 고체 방사성폐기물 관리 ································································ 197

Ⅰ.5.4 공기정화계통 여과기 성능 ···························································· 201

Ⅰ.5.5 방사화학관리 ···················································································· 205

Ⅰ.6 방사선관리시설 ······················································································· 209

Ⅰ.6.1 방사선안전관리 계획 및 이행 ······················································ 211

Ⅰ.6.2 방사선작업종사자 피폭관리 ·························································· 217

Ⅰ.6.3 소내방사선감시계통 ········································································ 223

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Ⅰ.6.4 고정형 및 휴대용 측정장비 ·························································· 229

Ⅰ.6.5 실험실 분석장비 ·············································································· 235

Ⅰ.6.6 기상관측설비 ···················································································· 241

Ⅰ.6.7 환경방사선/능 관리 ········································································ 247

Ⅰ.7 원자로 격납시설 ····················································································· 253

Ⅰ.7.1 격납건물 국부누설률시험(LLRT) ················································ 255

Ⅰ.7.2 격납건물 종합누설률시험(ILRT) ················································· 261

Ⅰ.7.3 격납건물 격리계통 ·········································································· 267

Ⅰ.7.4 격납건물 열제거계통 ······································································ 273

Ⅰ.7.5 격납건물 가연성기체 제어계통 ···················································· 279

Ⅰ.7.6 격납건물 가동중검사 ······································································ 285

Ⅰ.8 원자로 안전계통 시설 ··········································································· 293

Ⅰ.8.1 안전주입 붕산 수원 및 유로 ························································ 295

Ⅰ.8.2 안전주입 재순환 계통 ···································································· 301

Ⅰ.8.3 안전주입 펌프 및 부속 계통 ························································ 307

Ⅰ.8.4 잔열제거(정지냉각)계통 ································································· 313

Ⅰ.8.5 보조급수계통 ···················································································· 319

Ⅰ.9 전력계통시설 ··························································································· 327

Ⅰ.9.1 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 ············································ 329

Ⅰ.9.2 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ·························· 335

Ⅰ.9.3 비상디젤발전기 전기적 성능시험 ················································ 341

Ⅰ.9.4 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ······························ 353

Ⅰ.9.5 주발전기 설비 ·················································································· 359

Ⅰ.9.6 주발전기 여자설비 ·········································································· 365

Ⅰ.9.7 주발전기 보호설비 ·········································································· 371

Ⅰ.9.8 변압기 설비 ······················································································ 377

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Ⅰ.9.9 변압기 보호설비 ·············································································· 383

Ⅰ.9.10 스위치야드 설비 ············································································ 389

Ⅰ.9.11 무정전 전원계통 ············································································ 395

Ⅰ.9.12 안전등급 축전지설비 ···································································· 401

Ⅰ.9.13 안전등급 충전기설비 ···································································· 409

Ⅰ.9.14 발전기차단기 ·················································································· 415

Ⅰ.9.15 전원공급회로 절체시험 ································································ 421

Ⅰ.9.16 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로 ··············· 427

Ⅰ.9.17 원자로정지차단기 ·········································································· 433

Ⅰ.10 동력변환계통시설 ················································································· 439

Ⅰ.10.1 주급수계통 ······················································································ 441

Ⅰ.10.2 복수계통 ·························································································· 449

Ⅰ.10.3 발전기 보조계통 ············································································ 455

Ⅰ.10.4 터빈 보조계통 ················································································ 461

Ⅰ.10.5 주증기 안전 및 방출밸브 ···························································· 469

Ⅰ.10.6 주증기 격리밸브 ············································································ 475

Ⅰ.10.7 복수기 세관 검사 ·········································································· 481

Ⅰ.10.8 터빈-발전기 기계설비 ·································································· 487

Ⅰ.10.9 터빈제어 및 보호계통 ·································································· 495

Ⅰ.10.10 동력변화계통 주요계기계열 교정 ············································ 501

Ⅰ.11 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 ············································· 509

Ⅰ.11.1 1차 기기냉각해수계통 ·································································· 511

Ⅰ.11.2 1차 기기냉각수계통 ······································································ 519

Ⅰ.11.3 필수 냉방수계통 ············································································ 527

Ⅰ.11.4 화학 및 체적제어 계통 ································································ 535

Ⅰ.11.5 계기용 압축공기계통 ···································································· 543

- v -

Ⅰ.11.6 화재방호계통 ·················································································· 549

Ⅰ.11.7 화재방호계획 이행상태 ································································ 555

Ⅰ.11.8 안전 및 감압밸브 시험 ································································ 561

Ⅰ.11.9 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험 ······································ 567

Ⅰ.11.10 구조물 검사 ·················································································· 575

Ⅰ.11.11 안전관련 보호도장 ······································································ 583

Ⅰ.11.12 안전관련 설비 지진취약성 점검 ·············································· 591

Ⅰ.11.13 공기조화 및 환기계통 ································································ 597

Ⅰ.11.14 안전관련 지지대 및 방진기 ······················································ 603

Ⅰ.11.15 안전관련 기기 및 배관 가동중검사 ········································ 609

Ⅰ.11.16 수질관리 ························································································ 615

Ⅰ.11.17 탄소강배관 감육 ·········································································· 619

Ⅰ.11.18 경년열화관리 점검 ······································································ 629

Ⅰ.11.19 안전관련계통 누설점검 ······························································ 635

Ⅰ.12 운영 기술능력 분야 ············································································· 643

Ⅰ.12.1 인적요소의 관리 ············································································ 645

Ⅰ.12.2 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검 ··········································· 653

Ⅰ.12.3 운전경험의 반영 ············································································ 659

Ⅰ.12.4 운영조직 ·························································································· 665

Ⅰ.12.5 자격 및 훈련 ·················································································· 671

부록. A.사고관리 관련 임시지침 ········································································· A-1

A.1 중대사고 예방설비 ················································································ A-3

A.1.1 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························· A-5

A.1.2 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ··························· A-11

A.1.3 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ··········································· A-17

A.1.4 이동형발전설비 성능시험 ··························································· A-23

- vi -

A.1.5 비상 냉각수 외부주입 ································································· A-29

A.2 중대사고 완화설비 ·············································································· A-35

A.2.1 중대사고용 가연성기체 제어설비 ············································· A-37

A.2.2 원자로공동 충수설비 ··································································· A-43

A.2.3 원자로격납건물 압력제어설비 ··················································· A-49

A.3 사고관리 전략 및 이행체계 ······························································ A-55

A.3.1 극한재해 완화지침서에 대한 점검 ··········································· A-57

A.3.2 중대사고 관리지침서에 대한 점검 ··········································· A-63

A.3.3 사고관리조직 및 지휘통제체계 ················································· A-69

A.4 사고관리계획의 교육 및 훈련 ·························································· A-75

A.4.1 사고관리계획의 교육 및 훈련 ··················································· A-77

Ⅱ. 캔두형 원전 (Vol. II) ···················································································· 677

Ⅱ.1 원자로 본체 ····························································································· 679

Ⅱ.1.1 원자로 초기임계 ·············································································· 681

Ⅱ.1.2 노심 출력분포 측정시험 ································································ 687

Ⅱ.1.3 핵연료채널유량 측정 ······································································ 693

Ⅱ.1.4 핵연료압력관 검사 ·········································································· 701

Ⅱ.2 원자로냉각계통 시설 ············································································· 709

Ⅱ.2.1 열수송계통 펌프 ·············································································· 711

Ⅱ.2.2 열수송계통 발출밸브 ········································································717

Ⅱ.2.3 정지냉각계통 ···················································································· 723

Ⅱ.2.4 중수 급수 및 회수 계통 ································································ 729

Ⅱ.2.5 탈기응축기계통 ················································································ 735

Ⅱ.2.6 종단차폐냉각계통 ············································································ 741

Ⅱ.2.7 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사 ···················· 747

- vii -

Ⅱ.2.8 증기발생기 세관 검사 ···································································· 753

Ⅱ.3 계측 및 제어계통시설 ··········································································· 759

Ⅱ.3.1 지진감시계통 ···················································································· 761

Ⅱ.3.2 정지봉 낙하시간 측정 ···································································· 769

Ⅱ.3.3 안전관련 주요 계기계열 교정 ······················································ 775

Ⅱ.3.4 지진원자로자동정지계통 ································································ 781

Ⅱ.3.5 원자로 제1정지계통 응답시간 측정시험 ···································· 787

Ⅱ.3.6 원자로 제2정지계통 응답시간 측정시험 ···································· 793

Ⅱ.3.7 비상노심냉각계통 응답시간 측정시험 ········································ 799

Ⅱ.3.8 격납건물계통 작동변수 응답시간 측정시험 ······························ 805

Ⅱ.3.9 보안성 운영환경 점검 ···································································· 811

Ⅱ.4 핵연료물질의 취급 및 저장시설 ························································· 817

Ⅱ.4.1 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 ···································· 819

Ⅱ.4.2 핵연료 장전교환 및 이송설비 ······················································ 825

Ⅱ.5 방사성폐기물의 폐기시설 ····································································· 833

Ⅱ.5.1 액체 방사성폐기물 관리 ································································ 835

Ⅱ.5.2 기체 방사성폐기물 관리 ································································ 839

Ⅱ.5.3 고체 방사성폐기물 관리 ································································ 843

Ⅱ.5.4 공기정화계통 여과기 성능 ···························································· 847

Ⅱ.5.5 방사화학관리 ···················································································· 851

Ⅱ.6 방사선관리시설 ······················································································· 855

Ⅱ.6.1 방사선안전관리 계획 및 이행 ······················································ 857

Ⅱ.6.2 방사선작업종사자 피폭관리 ·························································· 863

Ⅱ.6.3 소내방사선감시계통 ········································································ 869

Ⅱ.6.4 고정형 및 휴대용 측정장비 ·························································· 875

Ⅱ.6.5 실험실 분석장비 ·············································································· 881

- viii -

Ⅱ.6.6 기상관측설비 ···················································································· 887

Ⅱ.6.7 환경방사선/능 관리 ········································································ 891

Ⅱ.7 원자로 격납시설 ····················································································· 895

Ⅱ.7.1 격납건물 국부누설률시험(LLRT) ················································ 901

Ⅱ.7.2 격납건물 종합누설률시험(ILRT) ················································· 907

Ⅱ.7.3 격납건물 격리계통 ·········································································· 913

Ⅱ.7.4 격납건물 열제거계통 ······································································ 919

Ⅱ.7.5 격납건물 가연성기체제어계통 ······················································ 925

Ⅱ.7.6 격납건물 가동중검사 ······································································ 931

Ⅱ.8 원자로 안전계통시설 ············································································· 939

Ⅱ.8.1 고압 비상노심냉각계통 ·································································· 941

Ⅱ.8.2 중압 비상노심냉각계통 ·································································· 947

Ⅱ.8.3 저압 비상노심냉각계통 ·································································· 953

Ⅱ.8.4 비상용수계통 ···················································································· 959

Ⅱ.8.5 제2정지계통 독물질 주입기능 ······················································ 965

Ⅱ.9 전력계통시설 ··························································································· 971

Ⅱ.9.1 예비디젤발전기(SDG) 기계설비 성능시험 ································ 973

Ⅱ.9.2 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 ············································ 979

Ⅱ.9.3 예비디젤발전기(SDG) 전기적 성능시험 ···································· 985

Ⅱ.9.4 비상디젤발전기 전기적 성능시험 ················································ 995

Ⅱ.9.5 주발전기 설비 ················································································ 1001

Ⅱ.9.6 주발전기 여자설비 ········································································ 1007

Ⅱ.9.7 주발전기 보호설비 ········································································ 1013

Ⅱ.9.8 변압기 설비 ···················································································· 1019

Ⅱ.9.9 변압기 보호설비 ············································································ 1025

Ⅱ.9.10 스위치야드 설비 ·········································································· 1031

- ix -

Ⅱ.9.11 축전지 설비 ·················································································· 1037

Ⅱ.9.12 충전기 설비 ·················································································· 1045

Ⅱ.9.13 무정전 전원계통 ·········································································· 1051

Ⅱ.9.14 전원공급회로 절체시험 ······························································ 1057

Ⅱ.9.15 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로 ············· 1063

Ⅱ.10 동력변환계통시설 ··············································································· 1069

Ⅱ.10.1 주급수 계통 ·················································································· 1071

Ⅱ.10.2 복수계통 ························································································ 1077

Ⅱ.10.3 터빈보조계통 ················································································ 1083

Ⅱ.10.4 발전기 보조계통 ·········································································· 1089

Ⅱ.10.5 주증기 안전 및 방출밸브 ·························································· 1095

Ⅱ.10.6 주증기 격리밸브 ·········································································· 1101

Ⅱ.10.7 복수기 세관 검사 ········································································ 1107

Ⅱ.10.8 터빈-발전기 기계설비 ································································ 1113

Ⅱ.10.9 터빈제어 및 보호계통 ································································ 1121

Ⅱ.10.10 동력변환계통 주요 계기계열 교정 ········································ 1127

Ⅱ.11 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 ··········································· 1133

Ⅱ.11.1 기기냉각해수계통 ········································································ 1135

Ⅱ.11.2 기기냉각수계통 ············································································ 1141

Ⅱ.11.3 냉방수계통 ···················································································· 1147

Ⅱ.11.4 계기용 압축공기계통 ·································································· 1153

Ⅱ.11.5 화재방호계통 ················································································ 1161

Ⅱ.11.6 화재방호계획 이행상태 ······························································ 1167

Ⅱ.11.7 안전 및 감압밸브 시험 ······························································ 1173

Ⅱ.11.8 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험 ···································· 1179

Ⅱ.11.9 감속재 계통 ·················································································· 1187

- x -

Ⅱ.11.10 감속재 상층기체 계통 ······························································ 1195

Ⅱ.11.11 삼중수소제거설비 화재방호계통 ············································ 1203

Ⅱ.11.12 조밀건식저장시설(MACSTOR) 냉각성능 ······························1209

Ⅱ.11.13 구조물 검사 ················································································ 1215

Ⅱ.11.14 안전관련 보호도장 ···································································· 1223

Ⅱ.11.15 안전관련 설비 지진취약성 점검 ············································ 1231

Ⅱ.11.16 공기조화 및 환기계통 ······························································ 1237

Ⅱ.11.17 안전관련 지지대 및 방진기 ···················································· 1243

Ⅱ.11.18 안전관련 기기 및 배관 가동중검사 ······································ 1249

Ⅱ.11.19 환형기체계통 ·············································································· 1255

Ⅱ.11.20 수질관리 ······················································································ 1261

Ⅱ.11.21 탄소강배관 감육 ········································································ 1267

Ⅱ.11.22 경년열화관리 점검 ···································································· 1275

Ⅱ.11.23 안전관련계통 누설점검 ···························································· 1281

Ⅱ.12 운영 기술능력 분야 ··········································································· 1287

Ⅱ.12.1 인적요소의 관리 ·········································································· 1289

Ⅱ.12.2 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검 ········································· 1297

Ⅱ.12.3 운전경험의 반영 ·········································································· 1303

Ⅱ.12.4 운영조직 ························································································ 1309

Ⅱ.12.5 자격 및 훈련 ················································································ 1315

부록. A.사고관리 관련 임시지침 ········································································· A-1

A.1 중대사고 예방설비 ················································································ A-3

A.1.1 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························· A-5

A.1.2 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ··························· A-11

A.1.3 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ··········································· A-17

A.1.4 이동형발전설비 성능시험 ··························································· A-23

- xi -

A.1.5 비상 냉각수 외부주입 ································································· A-29

A.2 중대사고 완화설비 ·············································································· A-35

A.2.1 중대사고용 가연성기체 제어설비 ············································· A-37

A.2.2 원자로공동 충수설비 ··································································· A-43

A.2.3 원자로격납건물 압력제어설비 ··················································· A-49

A.3 사고관리 전략 및 이행체계 ······························································ A-55

A.3.1 극한재해 완화지침서에 대한 점검 ··········································· A-57

A.3.2 중대사고 관리지침서에 대한 점검 ··········································· A-63

A.3.3 사고관리조직 및 지휘통제체계 ················································· A-69

A.4 사고관리계획의 교육 및 훈련 ·························································· A-75

A.4.1 사고관리계획의 교육 및 훈련 ··················································· A-77

Ⅲ. 프라마톰형 원전 (Vol. III) ········································································· 1321

Ⅲ.1 원자로 본체 ··························································································· 1323

Ⅲ.1.1 핵연료 건전성 검사 ······································································ 1325

Ⅲ.1.2 영출력 노물리 시험 ······································································ 1333

Ⅲ.1.3 출력중 노물리 시험 ······································································ 1341

Ⅲ.1.4 핵연료 재장전 검사 ······································································ 1347

Ⅲ.1.5 원자로본체 가동중검사 ································································ 1353

Ⅲ.2 원자로냉각계통 시설 ··········································································· 1367

Ⅲ.2.1 가압기밸브 ······················································································ 1369

Ⅲ.2.2 원자로냉각재펌프 ·········································································· 1375

Ⅲ.2.3 원자로냉각재계통 누설량 측정 ·················································· 1381

Ⅲ.2.4 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사 ·················· 1389

Ⅲ.2.5 증기발생기 세관 검사 ·································································· 1395

Ⅲ.2.6 원자로냉각재 유량측정 ································································ 1401

- xii -

Ⅲ.3 계측 및 제어계통시설 ········································································· 1407

Ⅲ.3.1 원자로시설 건전성감시계통 ························································ 1409

Ⅲ.3.2 지진감시계통 ·················································································· 1419

Ⅲ.3.3 제어봉 위치지시계통 ···································································· 1429

Ⅲ.3.4 제어봉 낙하시간 측정 ·································································· 1433

Ⅲ.3.5 원자로보호계통 응답시간 측정 ·················································· 1439

Ⅲ.3.6 공학적안전설비 작동계통 응답시간 측정 ································ 1445

Ⅲ.3.7 공학적안전설비 부계전기 기능시험 ·········································· 1451

Ⅲ.3.8 안전관련 주요 계기계열 교정 ···················································· 1457

Ⅲ.3.9 지진원자로자동정지계통 ······························································ 1463

Ⅲ.3.10 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ·········································· 1469

Ⅲ.3.11 보안성 운영환경 점검 ································································ 1475

Ⅲ.4 핵연료물질의 취급 및 저장시설 ······················································· 1481

Ⅲ.4.1 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 ·································· 1483

Ⅲ.4.2 핵연료 이송설비 ············································································ 1491

Ⅲ.5 방사성 폐기물의 폐기시설 ································································· 1497

Ⅲ.5.1 액체 방사성폐기물 관리 ······························································ 1499

Ⅲ.5.2 기체 방사성폐기물 관리 ······························································ 1503

Ⅲ.5.3 고체 방사성폐기물 관리 ······························································ 1507

Ⅲ.5.4 공기정화계통 여과기 성능 ·························································· 1511

Ⅲ.5.5 방사화학관리 ·················································································· 1515

Ⅲ.6 방사선관리시설 ····················································································· 1519

Ⅲ.6.1 방사선안전관리 계획 및 이행 ···················································· 1521

Ⅲ.6.2 방사선작업종사자 피폭관리 ························································ 1527

Ⅲ.6.3 소내방사선감시계통 ······································································ 1533

Ⅲ.6.4 고정형 및 휴대용 측정장비 ························································ 1539

- xiii -

Ⅲ.6.5 실험실 분석장비 ············································································ 1545

Ⅲ.6.6 기상관측설비 ·················································································· 1551

Ⅲ.6.7 환경방사선/능 관리 ······································································ 1557

Ⅲ.7 원자로 격납시설 ··················································································· 1563

Ⅲ.7.1 격납건물 국부누설률시험(LLRT) ·············································· 1565

Ⅲ.7.2 격납건물 종합누설률시험(ILRT) ··············································· 1571

Ⅲ.7.3 격납건물 격리계통 ········································································ 1577

Ⅲ.7.4 격납건물 열제거계통 ···································································· 1583

Ⅲ.7.5 격납건물 가연성기체 제어계통 ·················································· 1589

Ⅲ.7.6 격납건물 가동중검사 ···································································· 1595

Ⅲ.8 원자로 안전계통시설 ··········································································· 1605

Ⅲ.8.1 안전주입 붕산수원 및 유로 ························································ 1607

Ⅲ.8.2 안전주입 재순환 계통 ·································································· 1613

Ⅲ.8.3 안전주입 펌프 및 부속 계통 ······················································ 1619

Ⅲ.8.4 정지냉각계통 ·················································································· 1625

Ⅲ.8.5 보조급수계통 ·················································································· 1631

Ⅲ.9 전력계통시설 ························································································· 1639

Ⅲ.9.1 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 ·········································· 1641

Ⅲ.9.2 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························ 1647

Ⅲ.9.3 비상디젤발전기 전기적 성능시험 ············································ 1653

Ⅲ.9.4 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ···························· 1663

Ⅲ.9.5 주발전기 설비 ················································································ 1669

Ⅲ.9.6 주발전기 여자설비 ········································································ 1675

Ⅲ.9.7 주발전기 보호설비 ········································································ 1681

Ⅲ.9.8 변압기 설비 ···················································································· 1687

Ⅲ.9.9 변압기 보호설비 ············································································ 1693

- xiv -

Ⅲ.9.10 스위치야드 설비 ········································································ 1699

Ⅲ.9.11 무정전 전원계통 ·········································································· 1705

Ⅲ.9.12 안전등급 축전지설비 ·································································· 1711

Ⅲ.9.13 안전등급 충전기설비 ·································································· 1719

Ⅲ.9.14 발전기차단기 ················································································ 1725

Ⅲ.9.15 전원공급회로 절체시험 ······························································ 1731

Ⅲ.9.16 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로 ············· 1737

Ⅲ.9.17 원자로정지차단기 ········································································ 1743

Ⅲ.10 동력변환계통시설 ··············································································· 1749

Ⅲ.10.1 주급수계통 ···················································································· 1751

Ⅲ.10.2 복수계통 ························································································ 1759

Ⅲ.10.3 발전기 보조계통 ·········································································· 1765

Ⅲ.10.4 터빈 보조계통 ·············································································· 1771

Ⅲ.10.5 주증기 안전 및 방출밸브 ·························································· 1779

Ⅲ.10.6 주증기 격리밸브 ·········································································· 1785

Ⅲ.10.7 복수기 세관 검사 ········································································ 1791

Ⅲ.10.8 터빈-발전기 기계설비 ································································ 1797

Ⅲ.10.9 터빈제어 및 보호계통 ································································ 1805

Ⅲ.10.10 동력변환계통 주요계기계열 교정 ·········································· 1811

Ⅲ.11 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 ··········································· 1817

Ⅲ.11.1 1차기기냉각해수계통 ·································································· 1819

Ⅲ.11.2 1차기기냉각수계통 ······································································ 1825

Ⅲ.11.3 필수 냉방수계통 ·········································································· 1831

Ⅲ.11.4 화학 및 체적제어계통 ································································ 1839

Ⅲ.11.5 계기용 압축공기계통 ·································································· 1847

Ⅲ.11.6 화재방호계통 ················································································ 1855

- xv -

Ⅲ.11.7 화재방호계획 이행상태 ······························································ 1861

Ⅲ.11.8 안전 및 압밸브 시험 ·································································· 1867

Ⅲ.11.9 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험 ···································· 1873

Ⅲ.11.10 구조물 검사 ················································································ 1881

Ⅲ.11.11 안전관련 보호도장 ···································································· 1889

Ⅲ.11.12 안전관련 설비 지진취약성 점검 ············································ 1897

Ⅲ.11.13 공기조화 및 환기계통 ······························································ 1903

Ⅲ.11.14 안전관련 지지대 및 방진기 ···················································· 1909

Ⅲ.11.15 안전관련 기기 및 배관 가동중검사 ······································ 1915

Ⅲ.11.16 수질관리 ······················································································ 1923

Ⅲ.11.17 탄소강배관 감육 ········································································ 1929

Ⅲ.11.18 경년열화관리 점검 ···································································· 1937

Ⅲ.11.19 안전관련계통 누설점검 ···························································· 1943

Ⅲ.12 운영 기술능력 분야 ··········································································· 1951

Ⅲ.12.1 인적요소의 관리 ·········································································· 1953

Ⅲ.12.2 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검 ········································· 1961

Ⅲ.12.3 운전경험의 반영 ·········································································· 1967

Ⅲ.12.4 운영조직 ························································································ 1973

Ⅲ.12.5 자격 및 훈련 ················································································ 1979

부록. A.사고관리 관련 임시지침 ········································································· A-1

A.1 중대사고 예방설비 ················································································ A-3

A.1.1 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························· A-5

A.1.2 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ··························· A-11

A.1.3 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ··········································· A-17

A.1.4 이동형발전설비 성능시험 ··························································· A-23

A.1.5 비상 냉각수 외부주입 ································································· A-29

- xvi -

A.2 중대사고 완화설비 ·············································································· A-35

A.2.1 중대사고용 가연성기체 제어설비 ············································· A-37

A.2.2 원자로공동 충수설비 ··································································· A-43

A.2.3 원자로격납건물 압력제어설비 ··················································· A-49

A.3 사고관리 전략 및 이행체계 ······························································ A-55

A.3.1 극한재해 완화지침서에 대한 점검 ··········································· A-57

A.3.2 중대사고 관리지침서에 대한 점검 ··········································· A-63

A.3.3 사고관리조직 및 지휘통제체계 ················································· A-69

A.4 사고관리계획의 교육 및 훈련 ·························································· A-75

A.4.1 사고관리계획의 교육 및 훈련 ··················································· A-77

Ⅳ. 표준형 원전 (Vol. IV) ······················································································ 1985

Ⅳ.1 원자로 본체 ··························································································· 1987

Ⅳ.1.1 핵연료 건전성 검사 ······································································ 1989

Ⅳ.1.2 영출력 노물리 시험 ······································································ 1997

Ⅳ.1.3 출력중 노물리 시험 ······································································ 1991

Ⅳ.1.4 CPC 특성시험 ················································································ 2013

Ⅳ.1.5 핵연료 재장전 검사 ······································································ 2021

Ⅳ.1.6 원자로본체 가동중검사 ································································ 2027

Ⅳ.2 원자로냉각계통 시설 ··········································································· 2037

Ⅳ.2.1 가압기밸브 ······················································································ 2039

Ⅳ.2.2 원자로냉각재펌프 ·········································································· 2047

Ⅳ.2.3 원자로냉각재계통 누설량 측정 ····················································2053

Ⅳ.2.4 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사 ·················· 2059

Ⅳ.2.5 증기발생기 세관 검사 ·································································· 2065

Ⅳ.2.6 원자로냉각재 유량측정 ································································ 2071

- xvii -

Ⅳ.3 계측 및 제어계통시설 ········································································· 2077

Ⅳ.3.1 원자로시설 건전성감시계통 ························································ 2079

Ⅳ.3.2 지진감시계통 ·················································································· 2089

Ⅳ.3.3 제어봉 위치지시계통 ···································································· 2097

Ⅳ.3.4 제어봉 낙하시간 측정 ·································································· 2101

Ⅳ.3.5 원자로보호계통 응답시간 측정 ·················································· 2107

Ⅳ.3.6 공학적안전설비 작동계통 응답시간 측정 ································ 2113

Ⅳ.3.7 공학적안전설비 부계전기 기능시험 ·········································· 2119

Ⅳ.3.8 안전관련 주요 계기계열 교정 ···················································· 2125

Ⅳ.3.9 지진원자로자동정지계통 ······························································ 2131

Ⅳ.3.10 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ·········································· 2137

Ⅳ.3.11 보안성 운영환경 점검 ································································ 2143

Ⅳ.4 핵연료물질의 취급 및 저장시설 ······················································· 2149

Ⅳ.4.1 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 ·································· 2151

Ⅳ.4.2 핵연료 이송설비 ············································································ 2157

Ⅳ.5 방사성 폐기물의 폐기시설 ································································· 2165

Ⅳ.5.1 액체 방사성폐기물 관리 ······························································ 2167

Ⅳ.5.2 기체 방사성폐기물 관리 ······························································ 2171

Ⅳ.5.3 고체 방사성폐기물 관리 ······························································ 2175

Ⅳ.5.4 공기정화계통 여과기 성능 ·························································· 2179

Ⅳ.5.5 방사화학관리 ·················································································· 2183

Ⅳ.6 방사선관리시설 ····················································································· 2187

Ⅳ.6.1 방사선안전관리 계획 및 이행 ···················································· 2189

Ⅳ.6.2 방사선작업종사자 피폭관리 ························································ 2195

Ⅳ.6.3 소내방사선감시계통 ······································································ 2201

Ⅳ.6.4 고정형 및 휴대용 측정장비 ························································ 2207

- xviii -

Ⅳ.6.5 실험실 분석장비 ············································································ 2213

Ⅳ.6.6 기상관측설비 ·················································································· 2219

Ⅳ.6.7 환경방사선/능 관리 ······································································ 2225

Ⅳ.7 원자로 격납시설 ··················································································· 2231

Ⅳ.7.1 격납건물 국부누설률시험(LLRT) ·············································· 2233

Ⅳ.7.2 격납건물 종합누설률시험(ILRT) ··············································· 2239

Ⅳ.7.3 격납건물 격리계통 ········································································ 2245

Ⅳ.7.4 격납건물 열제거계통 ···································································· 2251

Ⅳ.7.5 격납건물 가연성기체 제어계통 ·················································· 2257

Ⅳ.7.6 격납건물 가동중검사 ···································································· 2263

Ⅳ.8 원자로 안전계통시설 ··········································································· 2271

Ⅳ.8.1 안전주입 붕산수원 및 유로 ························································ 2273

Ⅳ.8.2 안전주입 재순환 계통 ·································································· 2279

Ⅳ.8.3 안전주입 펌프 및 부속 계통 ······················································ 2287

Ⅳ.8.4 정지냉각계통 ·················································································· 2293

Ⅳ.8.5 보조급수계통 ·················································································· 2301

Ⅳ.9 전력계통시설 ························································································· 2309

Ⅳ.9.1 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 ·········································· 2311

Ⅳ.9.2 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························ 2317

Ⅳ.9.3 비상디젤발전기 전기적 성능시험 ············································ 2323

Ⅳ.9.4 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ···························· 2335

Ⅳ.9.5 주발전기 설비 ················································································ 2341

Ⅳ.9.6 주발전기 여자설비 ········································································ 2347

Ⅳ.9.7 주발전기 보호설비 ········································································ 2353

Ⅳ.9.8 변압기 설비 ···················································································· 2359

Ⅳ.9.9 변압기 보호설비 ············································································ 2365

- xix -

Ⅳ.9.10 스위치야드 설비 ········································································ 2371

Ⅳ.9.11 무정전 전원계통 ·········································································· 2377

Ⅳ.9.12 안전등급 축전지설비 ·································································· 2383

Ⅳ.9.13 안전등급 충전기설비 ·································································· 2391

Ⅳ.9.14 발전기차단기 ················································································ 2397

Ⅳ.9.15 전원공급회로 절체시험 ······························································ 2403

Ⅳ.9.16 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로 ············· 2409

Ⅳ.9.17 원자로정지차단기 ········································································ 2415

Ⅳ.10 동력변환계통시설 ··············································································· 2421

Ⅳ.10.1 주급수계통 ···················································································· 2423

Ⅳ.10.2 복수계통 ························································································ 2431

Ⅳ.10.3 발전기 보조계통 ·········································································· 2437

Ⅳ.10.4 터빈 보조계통 ·············································································· 2443

Ⅳ.10.5 주증기 안전 및 방출밸브 ·························································· 2449

Ⅳ.10.6 주증기 격리밸브 ·········································································· 2455

Ⅳ.10.7 복수기 세관 검사 ········································································ 2461

Ⅳ.10.8 터빈-발전기 기계설비 ································································ 2467

Ⅳ.10.9 터빈제어 및 보호계통 ································································ 2473

Ⅳ.10.10 동력변환계통 주요계기계열 교정 ·········································· 2479

Ⅳ.11 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 ··········································· 2485

Ⅳ.11.1 1차기기냉각해수계통 ·································································· 2487

Ⅳ.11.2 1차기기냉각수계통 ······································································ 2493

Ⅳ.11.3 필수 냉방수계통 ·········································································· 2499

Ⅳ.11.4 화학 및 체적제어계통 ································································ 2505

Ⅳ.11.5 계기용 압축공기계통 ·································································· 2513

Ⅳ.11.6 화재방호계통 ················································································ 2519

- xx -

Ⅳ.11.7 화재방호계획 이행상태 ······························································ 2525

Ⅳ.11.8 안전 및 감압밸브 시험 ······························································ 2531

Ⅳ.11.9 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험 ···································· 2537

Ⅳ.11.10 구조물 검사 ················································································ 2545

Ⅳ.11.11 안전관련 보호도장 ···································································· 2553

Ⅳ.11.12 안전관련 설비 지진취약성 점검 ············································ 2561

Ⅳ.11.13 읍천단층 상시감시시스템 운영 및 제한구역 통제 ············ 2567

Ⅳ.11.14 공기조화 및 환기계통 ······························································ 2573

Ⅳ.11.15 안전관련 지지대 및 방진기 ···················································· 2579

Ⅳ.11.16 안전관련 기기 및 배관 가동중검사 ······································ 2585

Ⅳ.11.17 수질관리 ······················································································ 2591

Ⅳ.11.18 탄소강배관 감육 ········································································ 2597

Ⅳ.11.19 경년열화관리 점검 ···································································· 2605

Ⅳ.11.20 안전관련계통 누설점검 ···························································· 2611

Ⅳ.12 운영 기술능력 분야 ··········································································· 2619

Ⅳ.12.1 인적요소의 관리 ·········································································· 2621

Ⅳ.12.2 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검 ········································· 2627

Ⅳ.12.3 운전경험의 반영 ·········································································· 2633

Ⅳ.12.4 운영조직 ························································································ 2639

Ⅳ.12.5 자격 및 훈련 ················································································ 2645

부록. A.사고관리 관련 임시지침 ········································································· A-1

A.1 중대사고 예방설비 ················································································ A-3

A.1.1 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험 ························· A-5

A.1.2 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 ··························· A-11

A.1.3 다양성보호계통 기능시험 및 교정 ··········································· A-17

A.1.4 이동형발전설비 성능시험 ··························································· A-23

- xxi -

A.1.5 비상 냉각수 외부주입 ································································· A-29

A.2 중대사고 완화설비 ·············································································· A-35

A.2.1 중대사고용 가연성기체 제어설비 ············································· A-37

A.2.2 원자로공동 충수설비 ··································································· A-43

A.2.3 원자로격납건물 압력제어설비 ··················································· A-49

A.3 사고관리 전략 및 이행체계 ······························································ A-55

A.3.1 극한재해 완화지침서에 대한 점검 ··········································· A-57

A.3.2 중대사고 관리지침서에 대한 점검 ··········································· A-63

A.3.3 사고관리조직 및 지휘통제체계 ················································· A-69

A.4 사고관리계획의 교육 및 훈련 ·························································· A-75

A.4.1 사고관리계획의 교육 및 훈련 ··················································· A-77

- 1 -

제1장 총 칙

- 2 -

- 3 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

제1장 총 칙

I. 목 적

발전용원자로 및 관계시설 정기검사는 원자력안전법 제22조(검사) 및 동

법 시행령 제35조(정기검사)의 규정에 따라 발전용원자로 및 관계시설의

운영 및 성능이 동법 제21조(허가기준) 중 원자로 및 관계시설에 대한 운

영기술능력에 관한 기술기준(원자로시설등의기술기준에관한규칙 제54조 내

지 제58조 및 제63조) 및 원자로 및 관계시설의 성능에 관한 기술기준(원

자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제12조 내지 제49조)을 만족하고, 동

법 시행령 제27조(사용 전 검사)에 따른 원자로 시설의 내압, 내방사선 및

기타 성능이 사용 전 검사에서 합격한 상태로 유지하는지 여부를 점검함으

로써, 시설의 운영 및 성능이 관련 법령에 적합하게 운영되고 성능이 만족

한가를 확인하기 위하여 실시된다.

이 지침서는 한국원자력안전기술원(이하 “안전기술원”이라 한다.)이 정

부로부터 위탁받아 수행하는 발전용 원자로 및 관계시설에 대한 정기검사

를 보다 체계적이고 계획적으로 수행함으로써 규제행위의 예측가능성 및

일관성을 확보하기 위해 작성된 것이다.

이러한 규제기관의 규제활동 표준화를 통해 대 사업자에 대해서는 고품

질의 규제 서비스를 제공하고 대외적으로는 안전규제의 신뢰성을 제고하며

규제자에 대해서는 적정한 투입시간 및 비용 등 합리적인 규제인력 투입을

가능하게 하며 궁극적으로 정기검사의 효율성 및 신뢰성 향상에 기여하도

록 제정된 지침서이다.

- 4 -

Ⅱ. 관련 법령 및 근거기준

1. 원자력안전법 제22조(검사)

2. 원자력안전법 시행령 제35조(정기검사)

3. 원자력안전법 시행규칙 제19조(정기검사)

4. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제54조, 제55조, 제56조, 제57조,

제58조 및 제63조의 운영에 관한 기술기준

5. 원자로시설등의기술기준에관한규칙 제12조 부터 제49조까지의 성능에

관한 기술기준

6. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법

에 관한 규정”

7. 원자력안전위원회고시(원자로.10) “원자력시설의 검사지적사항 처리에

관한 규정”

8. 경수로형 원자력발전소 규제기준 및 규제지침

Ⅲ. 적용범위

1. 발전용원자로 및 관계시설의 정기검사

IV. 정기검사 수행 절차

1. 정기검사 신청

가. 발전용원자로의 경우에 정기검사는 최초 상업운전 개시 후 또는 검사

를 받은 지 20개월 이내에 핵연료를 포함한 원자로본체 등 11개 시설

과 운영기술능력분야에 대해 정기검사를 실시한다.

나. 사업자가 검사를 받고자 할 때에는 검사를 받고자 하는 날의 30일 전

까지 정기검사신청서를 제출토록 하고 있으며, 정기검사신청서에는 검

사대상 시설별 주요 정비내용, 시험계획 등을 포함하는 정비 및 시험

계획서를 포함하여야 한다.

- 5 -

다. 사업자는 정기검사계획서를 원자력안전위원회를 통해 제출하며 안전기

술원에서는 사업자의 정기검사계획서가 관련 규정에서 요구하고 있는

내용을 포함하고 있는지를 검토한다.

2. 검사계획 수립

가. 검사자는 해당 분야에 대한 검사계획을 수립한다.

나. 검사자의 정기검사 항목은 노형별로 이 지침서에서 선정된 100여개의

검사 항목(이하 표준검사항목이라 한다.)을 기준으로 선정하게 되며, 항

목 선정을 위해 통상적으로 설계변경 내용 및 계획예방정비 기간 동안

의 중요 작업에 대한 설명회를 정기검사 항목선정 이전에 실시한다.

원자력안전위원회의 요청 또는 운전경험의 반영 등에 따라 필요한 경

우, 검사원은 표준검사항목 이외에 새로운 검사항목(이하 임시검사항목

이라 한다.)을 추가하여 선정할 수 있다.

다. 표준검사항목을 검사할 검사원은 이 지침서의 해당 항목 검사지침서

첨부서류인 검사점검표를 사용하며, 임시검사항목을 검사할 검사원은

해당 항목의 검사를 수행하기 위한 별도 검사점검표를 작성하여야 한

다.

라. 검사자는 검사항목의 선정에 있어 중요 작업 또는 심층 검사가 필요한

사항에 대해 중점검사항목을 설정하여 검사를 실시할 수 있다.

3. 검사 준비

가. 소기의 검사목적을 효과적으로 달성하기 위하여 검사자는 현장검사에

임하기전에 원자력안전법 관계법령, 검사지침, 관련 기술기준 및 절차

서 등 검사 참고자료를 검토하여야 한다.

나. 통상적인 주요 검토사항은 아래와 같다.

1) 검사분야에 관련된 규제요건

2) 검사분야에 관련된 과거의 운영경험

3) 검사분야에 대한 과거의 검사지적사항 및 권고사항

- 6 -

4) 검사분야에 대해 규제자와 사업자간에 과거에 토의된 내용

5) 안전성분석보고서, 운영기술지침서

6) 시설의 운전 및 설계문서

7) 운전, 시험 및 보수절차서 등 사업자 절차서

4. 검사전회의

가. 정기검사 개시 1～2일전에 검사전회의를 개최한다.

나. 검사전회의를 통해 수검기관 조직 및 수검자를 확인하고 검사과정에서

수행될 면담계획이나 작업공정의 입회 시점 등을 논의하며 검사에 있

어서 중요한 관점, 입회시점, 최근의 규제 및 기술 동향, 검사 주안점

등을 통지한다.

다. 검사전회의 결과는 문서를 통해 원자력안전위원회에 보고한다.

5. 검사 수행

검사원은 검사대상 항목의 특성 및 중요도를 고려하여 다음과 같은 방법

중 일부 또는 전부를 선택하여 검사를 수행한다.

가. 기술기준, 절차서의 내용 및 방법의 타당성 확인

시험․검사하여야 할 항목이 빠짐없이 계획되어 있으며 시험․검사 목적

및 결과의 타당성을 입증할 수 있는 방법 및 절차로 계획이 수립되고

조직이 구성되어 있는지의 여부를 확인하고 판정기준의 정확성을 확인

하기 위하여 사업자의 계획서 또는 절차서를 검토․평가한다.

나. 서류검토

검사원이 직접 관찰 또는 측정하지 못한 기타의 사항에 대하여 작업 또는

활동을 입증하는 사업자의 업무수행기록을 검토․평가하여 동 작업 또

는 활동이 자격을 갖춘 자에 의해 사전 수립된 절차 및 방법에 따라

수행되고 그 결과가 판정기준에 만족함을 확인하기 위하여 독자적으로

검토․평가한다.

다. 수검자와의 면담

- 7 -

종사자의 자격, 교육정도 및 숙지도나 실질적인 작업수행과정을 확인할 목

적으로 담당자를 직접 만나 질문하여 검사정보를 얻을 수 있는 검사활

동을 말한다.

라. 현장 입회검사 또는 업무내용 관찰

사전 수립된 계획, 조직 및 절차에 따라 작업, 시험․검사 등 제반 활동이

수행되고 있으며 수집, 작성되는 기록 또는 데이터가 정확함을 실제로

확인하기 위하여 검사자가 현장에 직접 입회하여 점검, 실측 또는 평

가한다.

6. 검사지적/권고사항 도출 및 처리

가. 검사과정에서 기준 요건에 미달, 관련 규정을 준수하지 않는 경우 등이

발생하는 경우에는 검사지적사항을 발행한다.

나. 지적사항은 아니나 최근의 규제동향 및 기술 동향을 현장에 적용함으

로써 원자력의 안전성을 향상하기 위하여 사업자의 개선 또는 보완이

필요한 경우에는 권고사항을 발행한다.

다. 검사지적 및 권고사항은 통상적으로 임계전회의에서 제시된다. 다만 원

자력안전법의 벌칙조항에 해당하는 사항, 안전성 확보를 위하여 즉시

시정되어야할 중요한 사항 등의 문제점이 발견되면 즉각적인 조치를

위해 임계전회의 전이라도 발행을 하게 된다.

라. 각종 검사에 따른 지적사항 처리는 원자력안전위원회고시(원자로.10)

“원자력시설의 검사지적사항 처리에 관한 규정”에 따라 이루어진다.

7. 정기검사 결과 검토

가. 임계전에 수행되는 검사가 마무리되면, 검사결과에 대한 안전기술원의

최종적인 결론을 도출하기 위하여 검사단 내부 회의 및 전문위원을 통

하여 검사결과에 관한 의견을 취합하고 정리한다.

나. 분야별 정기검사 결과를 협의하고 검사 중에 도출된 문제점을 검사지

적사항을 중심으로 검토함으로써, 다양한 관점에서의 안전성을 확인하

- 8 -

고 효율적인 조치방안 등에 대해서도 협의한다.

다. 회의결과로 원자로의 재임계 허용에 대한 기술적인 판단을 결정하며,

검사결과를 최종 확정한다.

8. 임계전회의

가. 임계전회의는 검사계획에 따라 검사자들이 검사기간 중에 수행한 검사

결과를 종합적으로 설명하고 수검기관의 책임자의 입장을 재확인하기

위하여 개최된다.

나. 임계전회의도 검사전회의와 마찬가지로 검사기관이 주관하는 회의이며

검사분야에 대한 검사자의 관점에서 검사결과를 정리하고 검사지적 및

권고사항을 비롯한 문제점을 제시한다.

다. 임계전회의 결과는 문서를 통해 원자력안전위원회에 보고된다.

9. 검사보고서 작성

가. 검사보고서 목적

1) 안전 또는 규제 중요도에 관련된 모든 검사활동의 결과 기록

2) 사업자 안전활동에 대한 평가 기록 및 문서화

3) 검사분야 현장 직원 및 관리자와의 토의 관련 기록

4) 검사지적사항 및 결론 기록

5) 사업자 또는 규제기관의 향후 조치에 대한 권고사항 기록

나. 검사보고서 내용

1) 검사가 수행된 공정, 계통 및 기기의 내용

2) 안전에 관련된 실제적이거나 잠재적인 문제에 대한 기록

3) 허가사항 및 규제요건 준수여부 점검결과 기록

4) 검사수행 과정중에 검사원에 취해진 규제 조치와 이에 따른 사업자의

조치 기록

5) 모든 규제검사에 대한 검사원의 지적사항이나 결론에 대한기록

- 9 -

6) 특정 문제에 대한 다른 검사원이나 사업자에게 권고할 필요성, 추가 검

사에 대한 제안, 향후 조치에 대한 검사원의 권고에 관한 기록

V. 참고문서

1. Regulatory Inspection of Nuclear Facilities and Enforcement by the

Regulatory Body(GS-G-1.3), IAEA, 2002

2. Fundamentals of Inspection Course Manual, NRC

3. USNRC 원자력검사관 일반교육과정

4. 원자력안전위원회고시(원자로.10) “원자력시설의 검사지적사항 처리에

관한 규정”

5. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법

에 관한 규정”

- 10 -

- 11 -

제2장 항목별 검사지침서

- 12 -

- 1985 -

표준형원전

- 1986 -

- 1987 -

1. 원자로 본체

- 1988 -

- 1989 -

지침서 번호

분 류 번 호 IV.1.1

개 정 번 호 3

발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.1.1

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : 핵연료 건전성 검사

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 신안동 ‘06.12.28 우승웅 ‘06.12.28

1 신안동 ‘10.10.11 우승웅 ‘10.10.11

2이주석

정혜동‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3이주석

정혜동`17.10.30 양채용 `17.10.30

4

- 1990 -

IV.1.1 핵연료 건전성 검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전에서 다음 주기 재장전되는 핵연료집합

체에 적용한다.

2. 검사개요

원자로에 장전되는 핵연료는 핵분열 생성물에 대한 1차 방벽으로서의

기능을 유지하고 장전/인출 시 인접연료의 추가 손상 등을 야기하지 않아

야 하며, 허가된 연소도까지 설계된 기능을 유지하여야 한다. 핵연료 건전

성 검사는 매주기 재장전 대상 핵연료의 건전성을 확인하기 위하여 핵연료

결함 기준의 만족 여부를 확인하고, 정밀검사(초음파검사) 수행의 적절성을

확인한다. 관련 절차서에 의거하여 연료의 결함유무 판별이 적절한지, 외관

육안검사 및 초음파검사가 적절하게 수행되었는지를 확인한다.

3. 검사목적

한수원(주)이 재장전 핵연료 외관 건전성을 확인하기 위해 수행하는 육

안검사와 결함 징후 발견 시 결함 연료봉 확인을 위해 수행하는 초음파검

사가 관련 절차서에서 요구하는 기준 및 절차에 따라 적합하게 수행되었는

지를 점검한다. 이를 통하여 재장전 핵연료의 건전성을 확인하고 핵연료계

통의 설계기능이 유지됨을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

- 1991 -

가. 원자력안전법 시행규칙, 145조(기록과 비치), 별표 7 중 핵연료물질의

기록

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제61조(노심관리 및 핵연료 취

급)

다. NUREG/CR-1380, "Assessment of Current On-site InspectionTechniques for LWR Fuel Systems", 1980

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 판정기준 및 절차에 따라 재장전 핵연료의

건전성을 확인하고 핵연료 계통의 기능이 허가된 연소도까지 유지됨을 확

인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 핵연료 검사방법의 적합성 점검

주기 운전중 1차 냉각수 방사능 측정자료를 검토하여 I-131 spike의 유

무 및 준위와 I-131 준위에 선출력 밀도 및 정화율을 고려한 I-131 보정값

(FRI:Fuel Reliability Index)이 관련 기준을 초과하였는지 확인한다. I-131

방사능 준위와 함께 기체 핵분열생성물 준위를 점검한다. 비활성기체(Xe,

Kr) 또는 수용성기체(I-131)의 방사능 준위가 기준을 초과한 경우(첨부 2.

참조), 연료 결함 징후가 있는 것으로 판단되므로 사업자가 초음파검사를

수행하였는지 확인한다. 연료 결함 징후가 없을 시 외관육안 검사만으로

핵연료 건전성은 점검될 수 있다.

나. 핵연료 검사결과 점검

사업자는 노심으로부터 인출된 핵연료 전량에 대하여 핵연료 외관육안

검사를 수행한다. 핵연료의 외관육안검사는 사용후핵연료저장조 내부의 검

사대에서 수중카메라로 전량 녹화된 자료를 바탕으로 수행된다. 사업자의

육안검사 기록지를 확인하여 검사 대상 부위에 대한 점검이 이루어졌는지

- 1992 -

확인한다. 외관육안검사로 확인할 수 있는 부위는 핵연료집합체 사면 외곽

핵연료봉, 지지격자, 상/하단 고정체 등이다. 대상 부위의 이상 유무 및 이

물질 존재 여부 등의 특이사항을 녹화자료를 참고하여 확인한다.

한편, 가.에서 1차 냉각수 방사능 분석을 통해 연료 결함 징후가 발견되

고 초음파검사 수행 기준이 만족될 경우 핵연료집합체의 건전성에 일부 문

제가 있을 수 있으므로, 사업자는 재장전 핵연료집합체를 대상으로 초음파

검사를 수행한다. 이때 방사능 준위 측정 불확실성을 감안하여 보수적으로

핵연료집합체 전량(재장전 및 방출연료)에 대하여 초음파검사가 권고된다.

초음파검사로 결함 연료봉이 확인된 핵연료집합체는 방출 또는 적합한 방

법으로 수리(결함 연료봉을 대체 연료봉으로 교체)된 후 사용될 수 있다.

이 경우 초음파검사 대상연료 선정 절차, 범위 및 결함 연료봉 확인 과정

을 점검하고 적합한 방법으로 대체 또는 수리 되었는가를 확인한다. 결함

연료봉에 대한 정밀육안검사 후 잠정 원인에 따라 결함 원인 평가를 요구

할 수 있다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 방사능 준위에서 핵연료 결함 징후가 없을 지라도 연료 인출 과정에서

지지격자 손상이 발생할 수 있다.

나. 육안검사 녹화자료에서 인식 불가능한 지지격자는 재촬영을 요구 할

수 있다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

- 1993 -

1. 검사점검표

2. 핵연료 초음파 검사기준

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR), 4.2 핵연료계통 설계

2. 경수로형 원자력발전소 안전심사지침서 4.2절

3. NUREG/CR-1380, "Assessment of Current On-site InspectionTechniques for LWR Fuel Systems", 1980

- 1994 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 핵연료 건전성 검사

검 사 목 적 재장전 핵연료의 건전성 평가

검사 주안점핵연료의 외관육안검사 기록 및 필요시 정밀검사(초음파검사) 기록 확

인을 통하여 재장전 핵연료의 건전성을 평가하고 장전 여부를 판정함.

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 핵연료 검사방법의 적함성

점검

2. 핵연료 검사결과 점검

- 외관육안검사

- 초음파검사 기록지 점검

(수행 시)

- 서류 검토

- 면담

- 서류 검토

- 면담

- 입회

(녹화물 확인)

- 첨부 2.의 기준 3개 중

1개라도 만족 시, 초음

파검사 수행

- 육안검사 시 관련 절

차서 준수

- 재사용되는 핵연료집

합체는 구성 부품의 손

상이 없고 외관 건전성

이 유지되어야 함

- 검사자의 자격수준 :초음파검사 levelⅡ이상

- 정상 신호가 검출되지

않은 결함 연료봉은 재

사용 불가

- 결함 연료봉이 발견된

집합체는 적절한 조치

없이 재사용 불가

관 련 규 정

1. 원자력안전법 시행규칙, 145조(기록과 비치), 별표 7 중 핵연료물질의

기록

2. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제61조(노심관리 및 핵연료

취급)

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 1995 -

첨부 2.

핵연료 초음파검사 기준

< 비고 >

1) BOL(Begining Of Life)값 : FRI(Fuel Reliability Index)의 주기초 1개월 동안

평균값

EOL(End Of Life)값 : FRI의 주기말 1개월 동안 평균값

2) I-131 첨두(Spike)라 함은 기저준위 대비하여 약 100배 이상의 I-131 방사능 준

위가 증가한 경우를 의미함. 그러나, 운전환경에 따라 I-131의 기저준위가 높

은 경우 이 값은 변동 될 수 있음.

3) 재장전 핵연료집합체 중에서 우선적으로 초음파검사가 수행되는 핵연료집합

체는 검증된 방법에 따라 선정될 수 있음. (예: Cs-134/Cs-137 방법을 사용하

여 결함 연료봉의 연소도를 예측하고, 예측된 연소도에서 ±3,000 MWD/MTU

이내에 해당하는 핵연료집합체에 대하여 초음파 검사를 우선적으로 수행하되

발전소 운영 상황에 따라 변경이 가능 함.) 결함연료 미 발견 시에는 방출연

료를 포함한 핵연료집합체 전량에 대해 초음파 검사를 수행 하여야 함.

냉각재내 방사능 준위에 따른

연료 결함 판정 기준초음파검사 수행 핵연료

가. 주기초 대비 주기말의 FRI 차이 (EOL값

-BOL값)1)

≥ 10-3μCi/gm (3.7E+1 Bq/gm)

재장전 핵연료에 대해 초음파 검사 수행3)나. I-131 첨두(Spike)가 발생한 경우2)

다. Xe 또는 Kr의 방사능 준위가 기저 준위

대비 급격히 변화한 경우

- 1996 -

- 1997 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.1.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(한국표준형원전)

분류번호 : IV.1.2

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : 영출력 노물리 시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 정훈영 ‘13.12. 설광원 첨부1 김관영 우승웅 ‘14.03.

3 배무훈 ‘17.10 양채용 ‘17.10

4

- 1998 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.1.2 영출력 노물리 시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전 원자로본체의 영출력 노물리 시험에 적

용한다.

2. 검사개요

재장전노심에 대한 노물리 시험은 매주기 노심핵설계가 적절히 수행되

었고 핵연료 장전이 오류없이 수행되었음을 확인하기 위하여 수행된다.

매 주기마다 노심장전모형이 새로 설계되므로 시운전 노물리시험의 성격을

가지며, 시험항목 및 시험방법은 ANSI/ANS-19.6.1에 따른다. 노심 핵설계

에 대한 검증시험이므로 핵설계에 의해 생산되는 주요변수 즉, 반응도(유

효증배계수)및 노심 중성자속분포와 관련한 핵설계 변수들을 측정하여 설

계예측치와 비교한다. 노물리시험은 크게 영출력 노물리시험과 출력중 노

물리시험으로 구분한다. 영출력 노물리시험시에는 핵연료 장전후 안전하고

제어된 방법으로 초기임계에 도달한 후, 핵연료가 가열되지 않은 출력조건

즉 영출력을 유지하면서 임계붕소농도, 등온온도계수, 제어봉제어능 등 노

심 반응도와 관련한 핵설계변수들을 측정한다. 이에 대한 검사는 현장입회,

서류검토 및 면담 등을 통해 진행한다.

3. 검사목적

매 주기초 영출력에서 주요 노물리변수들이 설계에서 예측한 대로 나타

나는지 시험을 통해 검증함으로써 노심핵설계가 적절히 수행되었고 핵연료

- 1999 -

집합체의 재장전도 오류없이 수행되었음을 확인한다. 이러한 노물리시험시

에는 ANSI/ANS-19.6.1에서 권고하고 있는 시험방법을 준수하며 정확히 측

정하는지 검사한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장, 14장

나. 운영기술지침서 제1편 3.1절 “반응도 제어요건”,

다. ANSI/ANS 19.6.1 "Reload Startup Physics Tests for Pressurized

Water Reactor"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 최종점 붕소농도

제어봉완전인출 또는 특정 제어군이 노심에 완전삽입된 상태에서의 임

계붕소농도를 측정하는 시험이다. 원자로 운전상 제어봉을 완전 인출 또는

완전 삽입하여 임계를 유지하기가 용이치 않으므로 완전 인출 또는 완전

삽입에 가까운 상태로 제어봉을 유지하여 그 상태의 임계붕소 농도를 측정

하고, 잔여 제어봉 위치 차이에 의한 제어능을 반응도 측정으로 구한다. 제

어봉에 의한 잔여 제어능을 붕소 농도로 환산한 후 이를 임계붕소농도에

합하면 해당 제어봉이 완전 인출 또는 완전 삽입된 상태에서의 임계 붕소

농도를 구할 수 있다. 이렇게 하여 얻은 붕소 농도를 최종점 붕소농도라

한다. 시험시에는 붕소농도가 안정상태에 있어야 하며 잔여 제어능은 가급

적 작아야 한다. 측정결과가 설계치와 비교하여 허용 범위내에서 만족하는

지 확인한다.

나. 제어봉 제어능 측정

제어봉 제어능은 원자로 정지여유도 계산 및 제어봉 관련 각종 사고해

석에 사용되므로 핵설계에서 예측된 값에 오류가 없어야 한다. 또한 정상

- 2000 -

상태의 원자로제어 및 이상상태 발생시 가장 신속하게 원자로를 정지시키

는 보호기능을 가지고 있다. 따라서 제어봉 제어능 값을 측정하여 핵설계

예측치와 비교, 확인함으로써 핵설계 및 원자로 안전해석의 유효성을 확인

하게 된다. 제어봉 제어능 측정방법으로는 제어봉 교환방법(Rod Swap), 붕

산회석 방법(Boron Dilution) 또는 동적 제어봉 제어능 측정법(DCRM :

Dynamic Control rod Reactivity Measurement)이 있으며, 각각의 방법에

대한 특정기술주제보고서로 승인된 바가 있으므로 해당 특정기술주제고서

에 제시된 방법에 따라 시험이 수행되는지 확인한다. 이 때 붕소희석이나

제어봉의 삽입/인출에 따라 투입되는 반응도가 과다하지 않도록 주의해야

하며, 중성자속 준위가 시험허용범위 이내를 유지하는지 확인한다. 또한 온

도변화에 의한 반응도 변화가 유발되지 않도록 일차계통의 온도가 일정하

게 유지됨을 확인한다. 측정결과를 설계치와 비교하여 차이가 허용 범위

이내인지 확인한다.

다. 등온온도계수 측정

원자로의 출력이 열발생 감지범위보다 낮은 영출력 범위에서 노심이 안

정되면 핵연료와 냉각재의 온도가 같아진다. 이때 2차측 증기방출을 이용하

여 냉각재의 온도를 서서히 변화시켜서 핵연료, 냉각재를 비롯한 노심전체

의 온도가 같이 변화하도록 한 다음 이 온도변화에 대한 반응도변화를 측

정하여 등온온도계수를 구하고 이를 핵설계 예측치와 비교한다. 시험시에는

노심에 반응도가 투입된 상태를 장시간 유지하게 되므로 중성자속 준위가

시험허용범위 이내를 벗어나지 않도록 조치하는지 유의한다. 또한 냉각시

측정된 값과 가열시 측정된 값의 차이가 1.8pcm/이하인지 확인한다. 측

정결과를 설계치와 비교하여 차이가 허용 범위 이내인지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사유의사항

가. 초기 임계작업은 제어봉 인출, 붕소희석의 순으로 진행되어야 하며, 각

- 2001 -

각의 운전형태에 대하여 노외핵계측기 신호를 이용한 역계수율 측정을

통해 임계 접근정도를 주의 깊게 감시하는지 확인한다.

나. 반응도 투입시 제어봉 인출과 냉각재 붕소희석을 동시에 해서는 안 된다.

다. 반응도계산기가 사전에 설치되어 있고 노외핵계측기 신호가 감시되는

지, 그리고 동특성 점검을 통해 반응도 계산 성능에 이상이 없음을 확

인하였는지 검사한다.

라. 핵열방출점 측정을 통해 노물리시험시 유지해야 할 노외핵계측기의 신

호범위가 설정되고 유지되어야 한다. 단, Pulse Count 신호를 사용하는

노외핵계측기는 핵열방출점 이전에 노외핵계측기의 선형성이 유지되지

않는 경우도 있으므로 이 때에는 노외핵계측기의 선형성이 유지되는

구간으로 시험범위를 정해야 한다.

마. 제어봉 제어능 측정방법의 원리 및 절차를 사전에 숙지해야 한다.

바. 제어봉 제어능 측정시에는 제어봉을 노심에 비정상적인 배열로 위치시

키게 되므로 운영기술지침서의 특수시험 예외조항 적용에 따라 필요한

점검을 실시하는지 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장

2. 운영기술지침서 “반응도 제어계통”

3. ANSI/ANS 19.6.1 "Reload Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactor"

4. CEN-319-A, "Control Rod Group Exchange Technique", 1986. 4.

5. TR-KHNP-0006, "가압경수형 원전의 동적 제어봉 제어능 측정방법 개발

“, 2003. 10.

- 2002 -

6. 각 호기 주기별 핵설계 보고서(NDR : Nuclear Design Report)

7. 년도별 호기별 정기검사보고서

- 2003 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 영출력 노물리 시험

검 사 목 적영출력 노물리 시험에 대한 검사를 통해 노심핵설계의 정확성을 확인하

고, 노물리변수의 운영기술지침서 운전제한치 만족여부를 확인함.

검사 주안점영출력에서 영출력 임계붕소농도 측정, 등온온도계수 측정 및 제어봉제어

능 측정을 검사하여 핵설계의 적절성을 평가

점 검 분 야

(1/2)

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 영출력 임계붕소농도 측정

- ARO 또는 특정 제어봉

삽입시 노심의 임계붕소

농도를 측정하여 핵설계치

와 비교

2. 등온온도계수(ITC) 측정

- 노심 냉각재 온도 변화에

따른 노심 반응도의 변화

(ITC) 측정 및 감속재온

도계수(MTC) 확인

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 측정치는 설계치의

±50 ppm 이내(ARO시)

- ITC : 측정치와 설계치

의 차이가 ±2.808 pcm

/ 이내

- MTC : 운영기술지침서

운전제한조건 만족

- 2004 -

점 검 분 야

(2/2)

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

3. 제어봉 제어능 측정

- 동적제어봉 제어능 측정

법, 붕소희석법 또는 제

어봉 교환 운전법을 이용

하여 각 제어봉들의 제어

능을 측정

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 기준군 개별 제어능 :

측정치는 설계치의

±10% 이내

- 시험군 개별 제어능,

DCRM 개별 제어능

: 측정치는 설계치의

±15% (또는 ±100

pcm) 이내

- 제어봉 제어능 총합

(제어봉 교환법) : 측

청치는 설계치의 –

6.52% ~ +10% (노심

설계코드에 따라 기준

치 변경 가능)

- 제어봉 제어능 총합

(DCRM) : 측정치는

설계치의 –6.52% ~

+8% (노심설계코드에

따라 기준치 변경 가

능)

관 련 규 정

1. ANSI/ANS 19.6.1 - "Reload Startup Physics Tests for Pressurized

Water Reactor"

2. 운영기술지침서 3.1 “반응도 제어계통”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2005 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.1.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(한국표준형원전)

분류번호 : IV.1.3

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : 출력중 노물리 시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 정훈영 ‘13.12. 설광원 첨부1 김관영 우승웅 ‘14.03.

3 김관영 ‘17.10 양채용 ‘17.10

4

- 2006 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.1.3 출력중 노물리 시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전 원자로본체의 출력중 노물리 시험에 적

용한다.

2. 검사개요

출력중 노물리 시험은 영출력 노물리 시험 완료 후 원자로 출력을 상승

시키면서 노내출력분포 및 노심 반응도를 측정하여 설계 예측값과 비교하

는 시험이다. 이러한 시험을 통해 핵연료 재장전이 설계모형대로 수행되었

음을 재확인하고, 노심의 첨두출력계수가 설계에서 예측한 것처럼 한 주기

동안 운전제한치 이내로 유지될 수 있음을 검증하게 된다. 본 검사에서는

노내출력분포 및 노심 반응도 측정이 설계에서 가정한 조건내에서 적합하

게 수행되는지, 그리고 측정값들이 설계값과 비교하여 판정기준 이내에 있

는지를 확인한다. 검사는 현장입회, 서류검토 및 면담 등을 통해 수행한다.

3. 검사목적

주요 출력준위 별로 노내출력분포 및 노심 반응도 측정이 설계에서 가

정한 조건내에서 적합하게 수행되는지, 그리고 측정값들이 설계값과 비교

하여 판정기준 이내에 있음으로써 노심핵설계 및 핵연료재장전이 적합하게

수행되었음을 확인한다. 또한 주요 출력첨두계수에 대해서는 운영기술지침

서에 명시한 운전제한조건의 만족여부를 확인한다.

- 2007 -

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장, 14장

나. 운영기술지침서 제1편 3.2절 “출력분포 제한”

다. ANSI/ANS 19.6.1 "Reload Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactor"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 반경방향첨두계수 유효성 확인

반경방향첨두계수는 노심의 어떤 주어진 수평면에서 각 연료봉의 평면

평균 출력밀도와 첨두 출력밀도와의 비율을 말한다. 운영기술지침서 운전

제한조건에 따라 측정된 반경방향첨두계수( FMxy)는 노심운전제한치감시계통

(COLSS) 및 노심보호연산기(CPC)에서 사용된 반경방향첨두 계수( FCxy)이하

이어야 하고, 점검요구사항에 따라 이를 매 핵연료 장전후 열출력이 정격

열출력의 40%를 초과하여 80% 도달전에 한 번 그리고 31 EFPD마다 한

번씩 확인해야 한다.

나. 사분출력경사비 유효성 확인

사분출력경사비는 노심을 4개의 영역으로 구분하여 대칭 위치에 있는

연료 집합체들 사이의 출력 불균형 정도를 말한다. 운영기술지침서 운전제

한조건에 따라 측정된 사분출력경사비(Tq)는 노심보호연산기(CPC)에 사용

되는 사분출력경사비 허용치 이하이어야 하고, 점검요구사항에 따라 이를

31 EFPD마다 한 번씩 확인해야 한다.

다. 노내 출력분포 측정 시험

저출력(30%F.P이하)에서의 노내출력분포 측정은 핵연료집합체가 설계모

형대로 장전되어 있는지 확인하기 위하여 수행된다. 고정형 노내핵계측기

를 사용하여 측정한 각 핵연료집합체별 출력분포가 예측값과 비교하여 판

- 2008 -

정기준 이내에 있는지 확인한다. 중, 고준위 출력에서의 노내출력분포 측정

은 핵연료집합체 및 연료봉 출력이 설계 예측한 범위 내에 있음을 확인하

기 위함이며, 이를 통해 첨두출력계수가 한 주기동안 운전제한치 이내에

유지될 수 있음을 검증하게 된다. 시험기간중 원자로출력, 냉각재 온도 및

붕소농도는 충분히 안정상태에 있어야 한다. 제논은 요구출력수준에서 평

형상태이거나 사전에 예측한 조건이내이어야 하며 제어봉의 위치는 완전인

출상태로 시험동안 변경해서는 안 된다. 노내핵계측기는 총 75％이상, 한

사분면당 2개 이상 사용가능해야 한다. 노내핵계측계통 및 출력분포 분석

프로그램(CECOR)를 이용하여 측정된 출력첨두치, 출력경사도 및 핵연료

집합체 상대 출력 등이 각각 해당 허용 기준 이내인지 확인한다.

라. 전출력 임계붕소농도 측정 시험

원자로 출력 상승에 따라 핵연료, 냉각재 등의 온도가 상승하고 출력분

포가 변하며 Xe, Sm 등의 독물질이 축적되어 노심 총 반응도가 영출력때

와 달라진다. 전출력 전제어봉 인출 상태에서의 임계 붕소농도와 영출력상

태에서의 임계붕소농도 차이는 이러한 출력상승에 따른 반응도 변화량이며

이를 측정하여 핵설계치와 비교한다. 시험은 제논평형 안정상태에서 수행

되어야 하며, 측정된 임계붕소농도와 영출력 전제어봉 완전인출 상태에서

측정된 임계붕소농도와의 차이가 판정기준 이내인지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사유의사항

가. 출력중 노물리시험시에는 원자로출력을 일정하게 유지하고 냉각재 온도, 붕

소농도 및 제논(Xe) 분포 등은 충분히 안정되어 있어야 한다.

나. 시험기간중 제어봉은 완전인출위치를 유지해야 하며, 붕소농도의 변경은 없

어야 한다.

다. 노내출력분포 측정 프로그램(CECOR) 실행을 위해 매 주기 노심설계사로부

- 2009 -

터 공급받은 입력자료가 준비되어 있어야 한다.

라. ANSI/ANS-19.6.1에 따른 노물리시험과 운영기술지침서 3.2절에 따른 정기

점검은 별개의 시험임에 유의한다.

마. 노내핵계측기는 COLSS에도 사용되므로 20% 이상 출력을 상승하기 전에

wedge test, symmetry test, consistency test를 통해 그 운전가능성이 점검

되고, 운영기술지침서 3.2절의 출력분포 관련 운전제한치도 만족해야 한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장

2. 운영기술지침서 3.2절 “출력분포 제한”

3. ANSI/ANS 19.6.1 "Reload Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactor"

4. 각 호기 주기별 핵설계 보고서(NDR : Nuclear Design Report)

5. 년도별 호기별 정기검사보고서

- 2010 -

첨부. 1

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 출력중 노물리 시험

검 사 목 적출력중 노물리 시험 내용을 검사하여 노심핵설계의 정확성을 확인하고

출력첨두계수의 운영기술지침서 운전제한치 만족 여부를 확인함.

검사 주안점단계별 출력 수준에서의 노내출력분포 측정을 검사하고, 전출력 임계붕소

농도를 측정결과를 검사하여 핵설계의 적절성을 평가

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 반경방향첨두계수 유효성

확인

2. 사분출력경사비 유효성

확인

3 노내 출력분포 측정

- 단계별 출력 수준에서

측정된 노내출력분포를

설계예측치와 비교하고,

출력첨두계수의 운영기

술지침서 운전제한치 만

족여부를 확인

- 서류검토

- 서류검토

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 노내핵계측기계통을 사

용하여 측정된 반경방

향첨두계수가 노심운전

제한치감시계통과 노심

보호연산기에 사용된

반경방향첨두계수 이하

- 노내핵계측기를 사용하

여 노심운전제한치감시

계통에서 계산된 사분

출력경사비의 유효성을

확인

- 출력분포 : 측정값-설계

값 ≤ ±0.1 RPD 그리

고 RMS < 0.05

- 중성자속 대칭성 :

±10% 이하

- 반경방향첨두계수 및

사분출력경사비 : 운영

기술지침서 운전제한치

만족

- 2011 -

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

4. 전출력 임계붕소농도 측정

- 전출력에서의 임계붕소

농도와 영출력에서의

임계붕소농도의 차이를

측정해서 핵설계예측치

와 비교

- 서류검토

- 면담

- 영출력과 전출력의 임

계붕소농도 차이 : 측

정값이 설계값의

±50ppm 이내

관 련 규 정

1. ANSI/ANS 19.6.1, "Reload Startup Physics Tests for Pressurized

Water Reactor"

2. 운영기술지침서 3.2 “출력분포 제한”

- 2012 -

- 2013 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.1.4개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(한국표준형원전)

분류번호 : IV.1.4

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : CPC 특성시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 정훈영 ‘13.12. 설광원 첨부1 김관영 우승웅 ‘14.03.

3 김관영 ‘15.04. 황태석 ‘15.04.

4 배무훈 ‘17.10 양채용 ‘17.10

- 2014 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.1.4 CPC 특성시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전 원자로본체의 CPC 교정 및 상수생산시

험에 적용한다.

2. 검사개요

노심보호연산기(CPC)는 원자로보호계통의 하나로서 노외핵계측기 신호

를 이용하여 노심출력분포를 합성하는 알고리즘을 가지고 있다. 따라서 매

주기 출력상승 기간중 노외핵계측기를 교정하고, 노심 축방향출력분포 합

성에 필요한 SAM/BPPCC 상수를 측정하여 입력해야 한다. 이는 운영기술

지침서 조항에 의거하여 80%이상으로 출력을 상승하기 이전에 완료되어야

한다. 먼저 30% 출력이하에서 노심출력분포 측정결과를 이용하여 CPC의

노외핵계측기를 부채널 별로 교정한다. 이후 80% 출력까지 일정한 비율로

출력을 상승하면서 노·내외 핵계측기 신호와 1,2차 측 출력을 측정 수집하

여 CPC의 축방향 출력분포 합성 오차를 최소화할 수 있는 SAM/BPPCC

상수들을 산출한다. 이러한 방법으로 측정된 상수값들과 설계사가 제공한

불확실도 벌점 상수(BERRRi, i = 0∼4)들을 CPC에 입력해야 CPC는 정상

적인 기능을 유지할 수 있다. 이러한 시험에 대해서 현장입회, 서류검토 또

는 면담 등을 통해 검사를 수행한다.

3. 검사목적

CPC의 노심 축방향출력분포 합성의 정확도를 유지하기 위한 노외핵계

- 2015 -

측기 부채널 교정 및 SAM/BPPCC 상수 측정시험이 운영기술지침서 및

관련 시험요건서에 기술된 방법에 따라 적합하게 실시되는지, 그리고 산출

된 상수들은 각종 판정기준을 만족하여 적합하게 입력할 수 있는 것인지

검사한다. 또한 CPC의 DNBR/LPD 계산성능이 off-line CPC 프로그램 계

산결과와 동등한 수준인지 검사한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 3.3절 "계측설비"

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장, 14장

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 노외핵계측기 부채널(Subchannel) 이득 교정

CPC의 SAM/BPPCC 측정시험을 수행하기 위해서는 사전에 정확한 노외

핵계측기 부채널 교정이 필요하며, 다음의 절차대로 수행되는지 확인한다.

(1) 출력은 30% 이하에서 전제어봉인출(ARO), 제논평형상태에 있고 축방

향출력편차(ASI)는 안정상태를 유지하고 있어야 한다.

(2) CECOR Snapshot을 취하여 CECOR가 계산한 노외핵계측기 신호 비율

을 사용하여 Raw 노외핵계측기 신호를 교정한다.

(3) 아래 식에 의거 선형 출력 Subchannel 교정인자를 계산한다.

Ki = 3 * Si * PWRDiRaw

, i = 1, 2, 3

여기서 PWR = 원자로 출력

Si = CECOR가 계산한 신호 비율

DiRaw = Raw 노외핵계장 신호

(4) 위의 Ki 값을 사용하여 새로운 교정 전류값을 아래의 식을 사용하여 구

한다.

- 2016 -

새로운교정전류 i = 옛교정전류 iKi

(5) 새로운 교정 전류값을 입력할 때 10 Volt(±0.005V)가 출력되도록 노외

핵계장 이득을 교정한다.

(6) 교정완료후 검증시험을 통해 CECOR로 예측한 노외핵계측기 부채널

출력값과 실제의 부채널출력값은 0.3% 출력 이내가 되는지 확인한다.

나. SAM/BPPCC 상수 측정

재장전 노심이기 때문에 Fast Power Ascension 방법에 의하여

SAM/BPPCC 측정시험이 수행되므로 측정 신뢰도에 주의를 기울여야 한다.

아래의 절차대로 시험이 진행되고 상수가 생산되는지 확인한다.

(1) 출력상승을 하기 전에 노심은 전제어봉인출(ARO), 제논평형상태에 있

고 축방향출력편차(ASI)는 안정상태를 유지하고 있어야 한다.

(2) 시험 시작부터 시작하여 출력상승이 끝날때 까지 매 30분(또는 15분)에

한번씩 PMS Snapshot을 취한다.

(3) ARO 상태를 유지하며 Boron 농도조절로 CPCS 불확실도 관련 가변상

수 해석시 가정한 출력상승률(약 2.5%/hr ~ 3%/hr)로 31%±1% 부터

79%±1% 까지 출력을 상승시킨다.

(4) 가능하다면 매 30분에 한번씩 CEBASE/CECOR/CEFAST 계산을 수행

한다.

(5) 위 계산 결과를 매번 평가하여(가능한 1시간 이내에) 적절한 자료 취득

이 되도록 계속 유의한다.

(6) 30 ~ 80%시 취득한 자료를 모두 처리하여 SAM/BPPCC 계산을 한다.

(7) 계산된 SAM/BPPCC를 평가하여 부적절할시 Xe Oscillation 방법에 의

하여 SAM/ BPPCC를 재측정 한다.

(8) 만족할 만한 SAM/BPPCC를 CPC에 설치한다.

- 2017 -

다. CPC의 DNBR/LPD 입증

CPC가 계측하는 DNBR과 LPD가 예측 범위내에 있어서 CPC가 정상기

능을 유지하는 것을 확인하여 건전성을 검증하는데 본 시험의 목적이 있

다. 아래의 절차대로 시험이 진행되는지 확인한다.

(1) PMS Snapshot을 매 분당 1개 이상씩 취하여 모두 30개 이상 취한다.

(2) 취한 PMS Snapshot을 적절히 처리하여 CEDIPS Code 입력을 만든다.

(3) CEDIPS Code를 돌려 나온 결과와 PMS Snapshot에서 처리한 결과를

비교한다.

(4) (3)항 비교에서 CEDIPS 계산 DNBR/LPD 범위가 측정값 범위를 포함

하는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사유의사항

가. 노외핵계측기 4개 채널 및 CPC 4개 채널은 모두 운전가능해야 한다.

나. 노외핵계측기 부채널 교정완료후 CECOR snapshot을 취해 각 부채널

출력이 CECOR 예측치와 0.3%출력 이내로 지시됨을 검증해야 한다.

다. 30%이상 출력 상승하기전에 노심은 전제어봉인출(ARO), 제논평형상태

에 있고 축방향출력편차(ASI)는 안정상태를 유지하고 있어야 한다. 만

일 이와 다르면 80% 이상 출력을 상승하기 전에 CPC의 불확실도를

재검증해야 하며, 이를 통해 재시험여부를 결정해야 한다.

라. 원자로출력을 30% 이상으로 초기 상승시, 제어봉을 가능한 한 전제어

봉 인출 상태로 유지해야 하며, 제어봉제어계통(CEDMCS)은 수동(MG)

또는 대기(Stanby) 모드로 운전하여, 의도하지 않은 제어봉 인출/삽입

이 없도록 해야 한다.

마. 원자로출력 60% 이하에서는 COLSS 1차측열출력(BDELT)을 기준 원자

로출력으로 이용하고, 60% 이상에서는 COLSS 2차측열출력(BSCAL)을

- 2018 -

기준 원자로출력으로 이용한다.

바. SAM/BPPCC 상수 측정시 제어봉 삽입 방지, 일정한 출력 상승률 유

지 및 원자로 저온관 온도 변동 방지에 유의해야 한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장, 14장

2. 운영기술지침서 “계측설비”

3. “CPC/COLSS Reload Startup Test Requirements”, KNF

4. 각 호기 매 주기별 “COLSS/CPCS 가변상수 및 기동시험자료”, KNF

5. 년도별 호기별 정기검사보고서

- 2019 -

첨부. 1

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 CPC 특성시험

검 사 목 적 CPC의 출력분포합성에 필요한 상수들이 측정 입력되고 관련 계측계통

이 적절히 교정됨으로서 정상기능을 유지하는지 확인.

검사 주안점CPC관련 노외핵계측계통이 적절히 교정되는지 확인하고, SAM/BPPCC측정시험시 노외핵계측기와 출력분포 합성 오차가 허용기준을 만족하는

지 확인.

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 노외핵계측기 부채널 교정- 각 노외핵계측기 부채널이 노심 축방향출력분율을 정확히 계측할 수 있도록 교정되는지 확인

2. SAM/BPPCC 측정- CPC의 노외핵계측기 관련 상수가 적절히 측정되고 입력됨으로써 노심축방향 출력분포의 측정 정확도가 요구되는 수준을 만족하는지 확인

3. CPC의 DNBR/LPD 입증- CPC가 계측하는

DNBR과 LPD가 예측범위에 있음으로써 CPC가 정상기능을 유지하는지 확인

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 부채널 전압 출력 :10V 기준 ± 0.005V 이내

- 부채널 원자로 출력 :±0.3 %RTP 이내

- 노내 축방향 출력분포에 대한 CPC 축방향 출력분포의 RMS Error가 CEFAST 코드의 판정기준 이내

- SAM Test Value :3 이상 6 이하

- CPC의 DNBR과 LPD는 CPC Fortran Code(CEDIPS)의 계산값 대비 허용범위 이내

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 3.3 "계측설비"2. FSAR 7.2 및 14.2절3. CPC/COLSS Reload Startup Test Requirements

- 2020 -

- 2021 -

지침서 번호

분 류 번 호 IV.1.5

개 정 번 호 3

발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.1.5

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : 핵연료 재장전 검사

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2이주석

정혜동‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3이주석

정혜동`17.10.30 양채용 `17.10.30

4

- 2022 -

IV.1.5 핵연료 재장전 검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형 및 APR1400형 원자로에서 재장전 운전 조건 점검과 재장전 작

업 중 핵연료의 기계적 건전성 유지 여부 확인에 적용한다.

2. 검사개요

핵연료 재장전운전 모드 진입 시 발생할 수 있는 핵연료 취급사고 또는

핵분열 반응도 사고에 따른 방사능 외부 누출을 배제하기 위하여, 이와 관

련된 계통들의 동작 확인이 선행되어야 한다. 따라서 해당 운전모드에서

요구되는 운영기술지침서의 운전제한조건을 모두 만족해야 하며, 아울러

핵연료 재장전 도중 부주의한 임계도달을 방지하고 안전한 핵연료 취급을

위하여 최종안전성분석보고서 4.2절 및 Reg. Guide 1.68(일부)에서 요구하

고 있는 규제요건들을 만족해야한다. 재장전 작업에 대한 검사 시 먼저 관

련 절차서를 검토하여 이러한 운영기술지침서 요건과 규제요건을 준수할

수 있도록 작성되어 있는지 확인한다. 이후 핵연료 장전 시 특이사항이 없

었는지 여부를 면담과 운전원 기록물을 통해 검사 및 확인한다. 또한 필요

시 작업 현장에 대한 입회를 통하여 작업에서 요구되는 규제요건을 준수하

면서 적절하게 수행되는지 검사한다.

3. 검사목적

재장전 운전 시 적합한 작업 환경에서 핵연료 재장전 작업이 수행되었

는지 여부를 확인한다. 이때 장전되는 핵연료가 적합하게 취급되었는지 점

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

- 2023 -

검하여 핵연료집합체의 기계적 건전성이 유지되는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제61조(노심관리 및 핵연료 취

급)

나. FSAR, 14.2.10.1 초기 핵연료장전

다. 운영기술지침서, 3.9 재장전 운전

라. Regulatory Guide 1.68, Initial test programs for water-cooled nuclearpower plants

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

재장전 운전 조건 및 핵연료 취급의 적합성을 확인하기 위하여 관련 운

영기술지침서 및 절차서에서 요구한 점검사항들이 준수되었는지 아래와 같

이 검사한다.

가. 재장전 운전에 해당되는 운영기술지침서 요구사항 만족여부 점검

원자로 냉각재계통은 노심에 붕산수를 공급하여 적절한 수위를 유지함

으로써 노심을 미임계상태로 유지하고 연료의 적절한 온도를 유지하며 방

사선 차폐기능을 제공해야 한다. 기동영역 노외핵계측계통은 핵연료가 노

심에 재장전되어 있는 동안 노심의 중성자속 준위를 감시하고 주제어실과

원자로건물에 지시기능을 제공해야 한다. 격납건물 내에서 핵연료 취급 중

격납건물 관통부는 운영기술지침서에 따라 차폐되어야 한다. 핵연료 재장

전 작업이 개시되기 전에 위와 같은 운영기술지침서 운전제한요건을 모두

만족하고 있는지 관련 계통의 지시계와 운전원 기록지, 절차서 기록 상태

를 점검하여 확인한다.

나. 핵연료 장전 시 이상상태 여부 확인

- 2024 -

본 검사에서는 재장전을 위한 핵연료 이송 중, 장전 중, 장전 후 연료의

이상상태 여부를 확인한다. 핵연료 이송 작업 중 기중기 호이스트에 예기

치 않은 부하가 발생하거나, 운전 중 연동장치를 해제하는 경우, 연료 이송

관련 설비의 오작동, 이송 중 직립된 핵연료집합체의 예기치 않은 위치변

경 등 이송 시 연료 건전성을 위해할 특이사항이 발생한 경우는 없는지,

또는 이송 작업순서 변경 등 계획된 작업에서 변경사항이 발생한 경우는

없는지 작업기록지를 점검한다. 작업 중 불의의 사건이 발생하거나 운영기

술지침서에 명시된 작업 초기 조건과 달라지는 등 재장전 운전기간 중 작

업 환경의 이상상태 유무를 확인해야 한다. 핵연료 장전 중 핵연료집합체

의 기계적 건전성은 유지되어야 하므로 재장전 작업이 적합하게 수행되었

는지 이상상태기록표를 점검한다. 장전된 핵연료는 주변 핵연료 및 구조물

과 기계적 간섭이 없어야 하므로 운전원 기록물을 통해 장전 후 연료의 정

렬상태가 적절한지 확인한다. 필요시 현장에서 노심 내 연료 취급 작업이

관련 절차서의 주의 사항을 유념하여 이루어지는지 확인하고 핵연료취급사

고의 위험이 없음을 확인한다. 이때 작업 상황을 볼 수 있도록 수질 상태

가 연료 상부를 육안으로 볼 수 있을 정도로 충분히 깨끗한지, 수중 조명

상태가 재장전작업 수행에 적합한지, 수중카메라의 작동상태가 원활한지

등 작업 환경의 적합성을 확인한다. 또한 작업자 간의 통신 수단이 적절한

지, 현장의 조명, 접근성 등 핵연료장전 작업의 통제가 적절하게 수행되고

있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 핵연료 장전 중 삽입되는 핵연료집합체가 주변 핵연료집합체와 인접

하였을 경우 주변 연료들의 뒤틀림 및 휨 등의 간섭으로 삽입이 어

렵기에 특이사항이 발생할 수 있다. 핵연료 장전 중 이상상태 여부

확인 시, 장전 순서를 이해하고 기 장전된 주변 연료들과 맞닿은 상

- 2025 -

태에서 삽입되는 연료를 유념한다. 이러한 연료에 대해서는 장전완

료 후 연료 정렬상태 점검 시 추가적인 확인이 필요할 수 있다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR), 4.2 핵연료계통 설계

2. FSAR, 14.2.10.1 초기 핵연료장전

3. 운영기술지침서, 3.9 재장전 운전

4. Regulatory Guide 1.68, Initial test programs for water-cooled nuclearpower plants

5. US-NRC Inspection Manual 60705, PREPARATION FOR REFUELING

6. US-NRC Inspection Manual 60710, REFUELING ACTIVITIES

- 2026 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 핵연료 재장전 검사

검 사 목 적핵연료 재장전 작업의 적합성을 평가하여 장전 중 핵연료 건전성이 유

지됨을 확인

검사 주안점재장전을 위한 발전소내 초기조건을 점검하고 핵연료가 설계된 장전

모형에 따라 적합하고 안전하게 장전되었는지 여부를 확인.

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 재장전 운전(운전모드 6

및 연료 이송)에 해당되는

운영기술지침서 요구사항

만족여부 점검

2. 핵연료 장전 중 이상상태

여부 확인

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 운영기술지침서 3.9절

해당 항목 (재장전수

조의 붕소농도, 관련

밸브 닫힘 상태, 중성

자속 감시기 상태, 격

납건물 관통부 상태,잔열제거유로 상태,재

장전수조 수위 등)

- 재장전 운전기간 중

작업환경 이상상태

유무

- 작업 중 핵연료의

기계적 건전성 손상

유무

- 장전된 핵연료의 정

렬

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제61조(노심관리 및 핵연료 취급)

2. FSAR, 14.2.10.1 초기 핵연료장전3. 운영기술지침서 3.9절4. Regulatory Guide 1.68, Initial test programs for water-cooled

nuclear power plants

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2027 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.1.6개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.1.6

검사대상시설명 : 원자로 본체

제 목 : 원자로본체 가동중검사

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김진수 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 김진수/최성부

‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2이상민A/최성부이상민A

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 오창식 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

김종민/

권영의/

김상현

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2028 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.1.6 원자로본체 가동중검사

Ⅰ. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로용기 건전성 점검, 원자로헤드

관통관 건전성 점검, 원자로 내부구조물 육안점검, 노내중성자속 검출기 안

내관 건전성 점검 및 원자로 감시시험 프로그램 이행 점검에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로용기 용접부의 건전성 및 원자

로헤드 및 관통관의 건전성 확인을 위하여 KEPIC MI 코드(또는 ASME

Code Sec. XI) 등에 규정된 가동중검사가 요구된다. 장기 가동중검사 계획

서 및 관련 절차서의 요건에 따라 원자로용기와 원자로헤드 관통관 검사가

적합하게 수행되는 지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인하고, 주요공정에

대하여는 필요시 입회검사를 수행한다.

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로 내부구조물 육안점검은

KEPIC MI 코드(또는 ASME Code Sec. XI)에 따른 육안검사(VT)와 연료인

출 후 접근 가능한 범위 내에서 수행되는 노내 이물질 검사로 구성되어 있

다. 관련 절차서의 요건에 따라 원자로 내부구조물 육안검사와 노내 이물

질 검사가 적합하게 수행되었는지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인하고,

주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 수행한다.

원자로용기 감시시험 이행 점검은 원자로용기 노심대 재료의 조사취화

로 인한 취성파괴를 방지하기 위해 수립된 감시시험계획에 따라 감시용기

- 2029 -

의 주기적 인출이 관련 절차서에 따라 적절히 수행되는 지를 서류검사 및

면담을 통하여 확인하고, 주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 수행한

다. 감시시험계획에 따라 원자로용기 내에 설치된 감시용기를 모두 인출

한 후에는 원자로용기의 실제 조사취화조건이 예측에 사용된 조건과 수명

말기까지 계속해서 일치한다는 것을 입증할 수 있도록 대체감시자가 설치·

운용되며, 대체감시자의 설치 및 교체가 감시계획에 따라 적절히 수행되고

있는 지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인하고, 주요공정에 대하여는 필

요시 입회검사를 수행한다.

3. 검사목적

원자로용기 용접부의 건전성 및 원자로헤드 및 관통관의 건전성 점검은

원자로용기 용접부의 건전성 및 원자로헤드 및 관통관의 균열발생여부를

확인하기 위해 FSAR 및 KEPIC MI(또는 ASME Code Sec. XI) 또는

ASME Code Case N-729-1 검사 요건 및 절차에 따라 적합하게 수행되는

지를 확인하고, 검사대상에 대한 점검결과가 허용기준을 만족하는지를 확

인한다.

원자로 내부구조물 육안점검은 원자로 내부구조물에 대한 육안점검이

적합하게 수행되고, 내부 기기 및 부착물의 건전성, 이물질 존재유무 및 영

향을 확인하기 위해 수행한다.

원자로 감시시험 프로그램 이행 점검은 감시용기가 인출계획에 따라 인

출되고 관련 절차서에 따라 보관·관리되는지를 점검하고, 감시용기를 모두

인출한 후 설치되는 대체감시자가 관련 절차서에 따라 적절히 설치·교체되

는 지를 확인하기 위하여 수행한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제21조 “원자로냉각재계통 압

력경계”

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제63조, “시험·감시·검사 및 보

수“

- 2030 -

다. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한

규정”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.14) “원자로압력용기 감시시험 기준 고

시”

마. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

바. ASME Code Case N-729-1, “Alternative Examination Requirementsfor PWR Reactor Vessel Upper Heads With Nozzles HavingPressure-Retaining Partial-Penetration Welds”

사. KEPIC Code

1) MI, "원전 가동중검사“

2) ME, "비파괴검사“

아. ASME Code

1) Section XI, "Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components"

2) Section V, "Nondestructive Examination"

자. ASNT CP-189

차. 장기가동중검사계획서(LTP)

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 원자로용기 용접부 건전성 점검

원자로용기 용접부 건전성 점검의 검사대상, 장비 검·교정, 검사원 자격,

검사절차, 검사결과 및 후속조치가 원자력안전위원회고시(원자로.16),

KEPIC ME, MI 및 장기 가동중검사 계획서(LTP : Long Term Plan) 등에

따라 적합하게 수행되었는지를 확인한다.

1) 검사계획 및 점검방법의 적합성

원자로용기 용접부 비파괴검사 주기, 검사부위, 검사방법, 검사절차 등이

장기가동중검사계획서(LTP)에 따라 설정되었는지를 확인한다. 특히 가동중

검사 대상은 필요시 검사도면과 제작 및 설치도면을 비교하여, 가동중검사

- 2031 -

부위의 적절성을 확인한다.

2) 검사원 자격 인증 및 검사장비의 적절성

가) 비파괴검사원이 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI), ASNTCP-189 등의 관련 요건에 부합되는 자격을 부여받았는지를 확인한

다.

나) 비파괴검사 장비의 검교정이 관련 절차서에 따라 실시되었는지를 확인한

다.

3) 비파괴검사결과 확인

가동중검사 결과 결함 존재여부를 확인하고, 후속조치내용이 KEPIC MI

(또는 ASME Code Sec. XI) 등 관련 요건에 따라 적합하게 처리되었는지

를 확인한다.

나. 원자로헤드 및 관통관 건전성 점검

원자로헤드 및 관통관 건전성 점검의 검사대상, 장비 검·교정, 검사원

자격, 검사절차, 검사결과 및 후속조치가 원자력안전위원회고시(원자로.16),

ASME Code Case N-729-1, KEPIC ME 및 장기 가동중검사 계획서(LTP :

Long Term Plan) 등에 따라 적합하게 수행되었는지를 확인한다.

1) 검사계획 및 점검방법의 적합성

원자로헤드 관통관 비파괴검사 주기, 검사부위, 검사방법, 검사절차 등이

장기가동중검사계획서(LTP)에 따라 설정되었는지를 확인한다. 특히 가동중

검사 대상은 필요시 검사도면과 제작 및 설치도면을 비교하여, 가동중검사

부위의 적절성을 확인한다.

2) 검사원 자격 인증 및 검사장비의 적절성

가) 비파괴검사원이 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI), ASNTCP-189 등의 관련 요건에 부합되는 자격을 부여받았는지를 확인한

다.

나) 비파괴검사 장비의 검교정이 관련 절차서에 따라 실시되었는지를 확인한

다.

- 2032 -

3) 비파괴검사결과 확인

가동중검사 결과 결함 존재여부를 확인하고, 후속조치내용이 절차서 등

관련 요건에 따라 적합하게 처리되었는지를 확인한다.

다. 원자로 내부구조물 육안점검

원자로내부 구조물 육안점검의 검사대상, 장비 검·교정, 검사원 자격, 검

사절차, 검사결과 및 후속조치가 원자력안전위원회고시(원자로.16), KEPIC

ME, MI 및 장기 가동중검사 계획서(LTP : Long Term Plan) 등에 따라 적

합하게 수행되었는지를 확인한다.

1) 검사주기, 방법 및 장비의 적절성

가) KEPIC MI, Table MIB-2500-1에 따라 검사범주가 B-N-1, B-N-2 및

B-N-3으로 분류되고, 육안검사(VT-1, VT-3)가 MIA-2213의 육안검사요

건 및 MIA-2216 및 KEPIC ME의 원격육안검사 요건에 따라 수행되

는지를 확인한다.

나) 원격육안검사장비의 분해능 검증이 관련 절차서에 따라 실시되고

KEPIC MIA-2210의 육안검사요건을 만족하는지를 확인한다.

다) 육안검사원이 KEPIC MIA-2000의 관련 요건에 따라 수립된 비파괴검

사원 자격부여절차에 따라 자격을 부여받았는지를 확인한다.

2) 내부구조물 점검결과의 적절성

가) 장기 가동중검사계획서의 검사주기 및 검사방법(VT-1, VT-3)에 따라

내부구조물 세부 기기에 대한 육안점검이 수행되고, 점검결과 변형

및 표면이상, 부품손실이 없어야 하며 이물질이 발견되면, 확인·제거

되고 발생원인과 영향이 평가되어야 한다.

나) 장기 가동중검사계획서의 검사주기에 해당하지 않을 경우에도 핵연료

인출후 통상 접근이 가능한 범위내에서 내부구조물에 대한 육안점검

이 수행되어야 하며, 점검결과 변형 및 표면이상, 부품손실이 없어야

하며 이물질이 발견되면, 확인·제거되고 발생원인과 영향이 평가되어

야 한다.

라. 원자로 감시시험 프로그램 이행 점검

원자로 감시시험 프로그램 이행 점검에서는 감시용기 인출계획의 적절

- 2033 -

성, 감시용기 인출의 적절성, 대체감시자 교체 및 설치 방법의 적절성, 대

체감시자 교체 및 설치의 적절성을 확인한다.

1) 감시용기 인출 계획의 적절성

가) 원자로 감시용기 인출 주기가 최종안전성분석보고서의 감시용기 인출

계획에 따라 적절히 설정되었는지를 검토한다.

나) 감시용기의 손상을 방지할 수 있도록 감시용기 인출절차 및 인출된

감시용기의 보관·운반·해체·시험절차가 적절히 수립되어 있는지를 점

검한다.

2) 감시용기 인출

가) 감시용기 인출시 주변 구조물과 간섭되지 않도록 감시용기의 무게를

감시하고 감시용기의 무게변화가 관련 절차서의 판정기준을 만족하는

지를 점검한다.

나) 원자로 방위각 기준으로 설치된 감시용기 위치를 확인하여 감시용기

인출계획서의 감시용기 위치와 일치하는 지를 확인한다.

다) 인출된 감시용기가 관련 절차서에 따라 사용후연료저장조로 이송되어

적절히 보관되었는 지를 확인한다.

3) 대체감시자 설치 및 교체방법의 적절성

가) 대체감시자 설치 및 인출 절차서가 품질관리 요건에 따라 적절히 작

성되어 있는지를 검토한다.

나) 대체감시자 설치 위치를 확인하여 원자로용기의 구조적 안전성 및 기

타 주변기기와의 영향이 없는 지를 검토하고 원자로 방위각 기준으로

선정된 위치에 적절히 설치되는지를 검토한다.

4) 대체감시자 설치 및 교체

가) 대체감시자 설치 및 인출 절차서에 따라 관련 공구가 준비되고 작업

이 수행되었는지를 확인한다.

나) 대체감시자에 대한 설치 및 교체 전후 점검결과를 검토하여 인식표에

이상이 없고 비드체인의 설치위치, 비드체인 루프의 고정상태, 비드체

인에 마모, 부식 등의 특이사항이 없는지를 점검한다.

다) 설치 및 교체된 대체감시자 점검결과를 검토하여 설치위치, 설치위치

별 인식표, Dead Weight Anchor에 비드체인 루프 고정상태, 비드체

인 루프의 기준표시 고리의 정위치 유지 등에 특이사항이 없이 대체

- 2034 -

감시자 교체상태가 적절한지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 가동중검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입회는 표본검

사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1 (검사점검표)의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서

가. 4.5.1절, “제어봉구동장치 구조 재료”

나. 5.2.4절, “원자로냉각재 압력경계의 가동중검사 및 시험”

다. 5.3.1.6절, “원자로용기 재질 감시시험계획”

2. 운영기술지침서 3.4.3절, “원자로냉각재계통 압력 및 온도제한”

3. 한빛 3,4,5,6호기, 한울 3,4,5,6호기, 신월성 1,2호기, 신고리1,2호기, 신고리

3호기 장기가동중검사계획서 및 주기별 가동중검사계획

4. 한빛 3,4,5,6호기, 한울 3,4,5,6호기, 신월성 1,2호기, 신고리1,2호기, 신고리

3호기 절차서

5. USNRC Bulletin 2002-02, "Reactor Pressure Vessel Head and VesselHead Penetration Nozzle Inspection Programs"

- 2035 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 ) (1/2)

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 원자로본체 가동중검사

검 사 목 적

1. 원자로(원자로헤드, 원자로용기) 용접부 건전성 확인 2. 원자로 내부구조물, 노내중성자속 검출기 안내관에 대한 붕산부식, 마

모 등 열화상태 점검 및 시정조치 확인 3. 원자로 감시시험 프로그램 이행상태 점검

검사 주안점 원자로본체 가동중검사 결과의 허용기준 만족 여부 및 후속조치 적절성 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 원자로본체 가동중검사 계

획

- 검사 대상범위 및 주기

- 검사방법 (육안/표면/체적 검사)

2. 원자로본체 가동중검사 및

감시시험 절차

3. 검사원 자격 및 검사장비

검·교정 상태

4. 원자로용기 비파괴검사(체적검사) 결과

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- KEPIC MI(ASME XI)- 장기가동중검사계획서

- 기량검증 등 관련 가동

중검사 절차서

- 감시시험 절차서

- KEPIC MI(ASME XI)- ASNT CP-189- 관련 절차서

- KEPIC MI(ASME XI)- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.14, 원자로.16)2. KEPIC MI(ASME Sec. XI), ME(ASME Sec. V)3. ASNT CP-1894. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4.5.1절, 5.2.4절5. 발전소별 장기가동중검사계획서 (LTP)6. 10CFR50.55a 및 USNRC Reg. Guide, Bulletin 및 Information

Notice 등)7. ASME Code Case N-729-1, "Alternative Examination Requirements

for PWR Reactor Vessel Upper Heads With Nozzles HavingPressure-Retaining Partial-Penetration Welds“

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2036 -

검 사 점 검 표 (K 형 ) (2/2)

검사대상시설 원자로 본체 검 사 원

검 사 항 목 원자로본체 가동중검사

검 사 목 적

1. 원자로(원자로헤드, 원자로용기) 용접부 건전성 확인 2. 원자로 내부구조물, 노내중성자속 검출기 안내관에 대한 붕산부식, 마

모 등 열화상태 점검 및 시정조치 확인 3. 원자로 감시시험 프로그램 이행상태 점검

검사 주안점 원자로본체 가동중검사 결과의 허용기준 만족 여부 및 후속조치 적절성 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준5. 원자로용기 헤드관통관 비

파괴검사(체적검사) 결과

6. 원자로용기 헤드 비파괴검

사(육안검사) 결과

7. 원자로 내부구조물 비파괴

검사(육안검사) 결과

8. 감시시험편 인출 및 보관,대체감시자 설치와 인출

작업

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- KEPIC MI(ASME XI)- 관련 절차서

- KEPIC MI(ASME XI)- 관련 절차서

- KEPIC MI(ASME XI)- 관련 절차서

- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.14, 원자로.16)2. KEPIC MI(ASME Sec. XI), ME(ASME Sec. V)3. ASNT CP-1894. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4.5.1절, 5.2.4절5. 발전소별 장기가동중검사계획서 (LTP)6. 10CFR50.55a 및 USNRC Reg. Guide, Bulletin 및 Information

Notice 등)7. ASME Code Case N-729-1, "Alternative Examination Requirements

for PWR Reactor Vessel Upper Heads With Nozzles HavingPressure-Retaining Partial-Penetration Welds“

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2037 -

2. 원자로냉각계통 시설

- 2038 -

- 2039 -

지침서 번호

분 류 번 호 IV.2.1개 정 번 호 5발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.2.1

검사대상시설명 : 원자로냉각계통시설

제 목 : 가압기밸브

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김윤일 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.281 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2고창석

현영학

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3최성부이상민A

‘15.04.10 김용범 ‘15.04.10

4 신병수 ‘15.07.29 민복기 ‘15.07.29

5김종갑김남석

'17.12.10 민복기 '17.12.10

- 2040 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.2.1 가압기밸브

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준경수로(KSNP 및 OPR1000) 원전의 가압기안전밸브는 사고조건 및

과도상태에서 원자로냉각재계통에 과압이 발생할 경우 개방되어 계통압력

이 설계압력의 110%를 초과하지 않도록 하는 고온과압보호 기능을 갖으

며, 가압기상부 플랜지 형태의 노즐 각각에 총 3대가 설치되어 있다. 가압

기 안전감압밸브는 완전급수상실사고와 같이 설계기준사고를 초과하는 사

고 발생 시 냉각재계통을 급속감압 시키는 기능을 갖는다.

신형경수로(APR1400) 원전은 가압기 파이롯트구동안전방출밸브(POSRV:

Pilot Operated Safety and Relief Valve)의 개방에 의하여 고온과압보호

기능과 급속감압 기능을 수행한다. 고온과압보호 기능은 POSRV의 스프링

구동파이롯트밸브(SLPV: Spring Loaded Pilot Valve)의 개방에 의해 수행

되고, 급속감압 기능은 전동기구동파이롯트밸브(MOPV: Motor Operated

Pilot Valve)의 수동 개방을 통해 수행된다.

가압기 밸브(가압기 안전밸브/안전감압밸브 혹은 POSRV)가 설계 및 제

작시의 성능을 유지하고 있는지 다음과 같이 검사한다.

가. 가압기 밸브의 고온과압보호 기능 점검

나. 가압기 밸브의 급속감압 기능 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 2041 -

2. 검사개요

가압기 밸브의 원자로냉각재계통 고온과압보호 기능과 급속감압 기능이

적절히 유지되고 있음을 확인하기 위하여 운영기술지침서 등 관련기술기준

에 의거 동 밸브들의 성능과 운전가능성을 입회검사, 서류검토 또는 면담

을 통해 검사한다.

3. 검사목적

본 검사의 목적은 가압기 밸브의 고온과압보호 기능과 급속감압 기능을

확인하여 관련 기술기준의 만족 여부와 동 밸브들의 성능 및 운전가능성이

적절히 유지되고 있는지 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 “원자로냉각계통 등”,제41조 “시험, 감시, 검사 및 보수”, 제63조 “시험, 감시, 검사 및 보

수”, 제56조 “운영절차서”, 제73조 “구매품목 및 용역의 관리”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.23) “원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브

에 관한 기준”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

마. 운영기술지침서 3.4.10 “가압기 안전밸브” (한빛3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리1,2호기, 신월성1,2호기) / “가압기 파이롯트구동 안전방출

밸브” (신고리3,4호기)

바. 최종안전성분석보고서 5.2.2절 “과압방지”, 5.4.13절 “안전 및 방출밸

브”, 5.4.16절 “안전감압계통” (한빛3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리

1,2호기, 신월성1,2호기) / 6.7절 “안전감압배기계통” (신고리3,4호기)

사. KEPIC(전력산업기술기준) MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출

장치 가동중시험”

II. 검사내용 및 방법

- 2042 -

1. 검사내용

운영기술지침서 등 관련 기술기준에서 요구하는 점검요구내용에 따라

다음 점검내용 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 가압기 밸브의 고온과압보호 기능 점검

1) 가압기 밸브의 누설 확인

가압기 안전밸브 또는 POSRV의 개방 압력설정치 확인 시험 전 밸브

후단의 배관 온도 및 원자로배수탱크(RDT: Reactor Drain Tank)의 압력

이 정상운전범위 이내 인지 확인한다. 밸브 시험 후 원자로 정상운전

온도, 압력 조건(원자로 고온대기)에서 밸브 후단 온도 및 원자로배수탱

크 압력을 확인하여 이상 여부를 확인한다.

가) 가압기 안전밸브 또는 POSRV의 누설 경보를 위한 온도 설정이 적

합하게 이루어 졌는지 확인한다.

나) 가압기 안전밸브 또는 POSRV의 압력설정치 시험 직전에 밸브 시트

로부터의 누설이 있는지 확인한다.

다) 가압기 안전밸브 또는 POSRV의 압력설정치 시험 후, 밸브 시트로부

터의 누설이 허용기준을 만족하는지 확인한다.

2) 가압기 밸브의 운전가능성 확인

원자력발전소의 사고 발생 시 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의

110% 이하로 유지하기 위해 가압기 밸브는 운전가능성을 유지해야 한

다. 가압기 밸브의 운전가능성은 운영기술지침서 점검요구사항, 가동중

시험계획서, 전력산업기술기준(KEPIC) MOC, MOD 및 미국기계학회

(ASME) OM 코드 요건에 따라 시험된다. 표준경수로 원전은 가압기안

전밸브의 개방 압력설정치 확인시험을 통해 운전가능성을 확인한다. 신

형경수로 원전은 가압기 POSRV SLPV의 압력설정치 확인 및 SLPV 작

동에 의한 주밸브 개방시간 확인 시험을 통해 운전가능성을 확인한다.

상세 검사내용은 다음과 같다.

가) 시험절차서에 기술된 시험방법, 시험주기 및 계통복구 사항 등 기술

- 2043 -

내용의 타당성을 검토하고, 시험용 계측기 및 보조 장비의 교정상태

를 확인한다.

나) 밸브 Name Plate 및 Tag 부착상태, 외관 부식, 체결 손상, 이완,Popping Lever 위치, Top Cap 부착상태, Plug Gag Bolt 손실 여부,Seal Wire 부착상태 등이 적절한 지 확인한다.

다) 시험 전 원자로냉각재계통의 온도 및 압력이 적절히 유지되고 있는

지 확인한다. 또한 밸브 몸체의 온도 변화가 허용범위 내에 있는지

확인한다. 개방 압력설정치 확인시험을 위한 원자로냉각재계통 압력

은 가압기 밸브의 재닫힘 압력보다 충분히 낮게 유지되는지 확인해

야 한다. 또한 가압기 밸브가 개방된 후 재닫힘 되지 않을 경우를

대비한 조치사항을 확인한다.

라) 기존상태 시험에서 가압기 밸브의 개방 압력이 운전제한치

(As-Found)를 만족하는지 확인한다.

마) 설정압력 조정시험에서 가압기 밸브의 개방 압력이 2회 연속 설정제

한치(As-Left)를 만족하는지 확인한다.

바) 신형경수로 원전은 SLPV의 작동에 의한 주밸브 개방시간이 운영기

술지침서의 허용기준을 만족하는지 확인한다. 주밸브 개방시간 측정

시험 시에는 파이롯트 구동 유로 내 응축수 형성 유무에 따라 시험

결과가 영향을 받으므로, 시험 전 상태가 유지된 상태(단열재 보강

등의 사전조치가 없어야 함)에서 시험이 수행되는지 확인한다.

나. 가압기 밸브의 급속감압 기능 점검

표준경수로 및 신형경수로의 가압기 안전감압용 밸브는 설계기준사고를

초과하는 사고(증기발생기 급수 완전상실 사고) 발생 시에 원자로냉각재계

통의 압력을 급속감압 시키기 위해 사용되므로 정상운전 중에는 닫힌 상

태로 및 전원이 차단되어 있다. 동 밸브들은 사고 시 원자로냉각재계통의

압력을 급속 감압하는 능력을 유지하기 위하여 가동중시험계획서에 따라

일정주기로 동작시험 및 누설시험이 수행되어야 한다. 이와 관련, 정상운

전 중 동 밸브들의 닫힘상태 및 전원차단이 적절히 유지되었는지 확인하

고, 계획예방정비기간에 수행되는 밸브 동작시험과 누설시험 결과가 허용

기준을 만족하는지 확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 2044 -

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. KINS/GE-N001, 개정3, 경수로형 원전 안전심사지침 5.2.2절 “과압보호”

2. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water Reactor PowerPlants - ISTA “General Requirements”, ISTC “Inservice Testing of Valvesin Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix 1 “Inservice Testing ofPressure Relief Devices in Light-Water Reactor Power Plants”

3. 가압기 밸브 제작사 지침서

4. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 시험요원 자격관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

- 2045 -

5. 발전소 운영절차서

- 가압기안전밸브(가압기 파이롯트구동 안전방출밸브) 압력설정치 시험

- 안전감압계통 밸브(가압기 파이롯트구동 안전방출밸브) 점검

- 안전관련 밸브 동작시험

- 2046 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로냉각계통시설 검 사 원

검 사 항 목 가압기밸브

검 사 목 적 가압기 밸브의 고온과압보호 및 급속감압 기능 확인

검사 주안점- 가압기 밸브의 고온과압보호 기능 확인- 가압기 밸브의 급속감압 기능 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 고온과압보호 기능 점검- 육안점검- 압력설정치 시험- 시험전후 누설 확인- 주밸브 개방시간 확인

(APR1400)

2. 급속감압 기능 점검- 운전중 밸브 상태 확인- 밸브 성능 확인 · 동작시험· 누설시험

3. 운영절차서와 시험, 감시,검사 및 보수에 대한 점검- 시험대상 및 정비대상 밸브

선정 적절성- 시험 불만족 및 밸브 정비

후속조치 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 외관손상 이상무- 각 절차서의 허용기준 이내

- 누설 허용기준 만족- 주밸브 개방 허용기준 만족 (APR1400)

- 밸브 닫힘 및 전원 차단상태 적절성

- 가동중시험 요건 및 절차서 판정기준

- 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조,제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정 1. 최종안전성분석보고서 5.2.2절, 5.4.13절 및 5.4.16절2. 운영기술지침서 3.4.103. KEPIC MOC, MOD4. 가동중시험계획서

- 2047 -

지침서 번호

분 류 번 호 IV.2.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.2.2

검사대상시설명 : 원자로냉각계통시설

제 목 : 원자로냉각재펌프

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 현영학 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2고창석

현영학

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김세원 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

4

- 2048 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.2.2 원자로냉각재펌프

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

원자로냉각재펌프는 원자로 고온대기, 기동, 출력운전 등 냉각재 순환

유로가 충수된 상태의 모든 원자로 운전모드에서 원자로냉각재를 강제 순

환시켜 원자로에서 발생하는 열에너지를 증기발생기로 전달하는 기능을 갖

는다. 원자로냉각재펌프는 전동기 구동, 수직 1단, 원심형 펌프로 축에는

기계적 밀봉장치가 있어서 원자로냉각재의 누설을 최소화 하도록 되어있

다. 동 펌프가 설계 및 제작시의 성능을 유지하고 있는지 확인하기 위하

여 다음의 내용에 대해 검사한다.

가. 원자로냉각재펌프 보수계획 및 절차서의 적합성 점검

나. 원자로냉각재펌프 보수작업 적절성 점검

다. 원자로냉각재펌프 보수 후 성능 점검

2. 검사개요

원자로 가동 중 원자로냉각재펌프의 건전성을 유지할 수 있는지 여부와

운전 가능성 확인을 위하여 현장에서 작성 및 사용되고 있는 보수 및 점검

절차서의 적절성을 검토하고, 보수 및 점검이 승인된 절차서에 따라 적절

히 수행되는지를 확인하기 위하여 현장 입회 또는 결과에 대한 검토를 수

행한다.

3. 검사목적

- 2049 -

원자로냉각재펌프(이하 RCP : Reactor Coolant Pump) 보수 활동 및 보

수 후 점검 결과가 절차서 및 운전요건을 만족시키는지를 검사하여 원자로

가동 중 RCP 건전성이 유지될 수 있는지를 확인하는데 그 목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 “원자로냉각계통 등”,제41조 “시험, 감시, 검사 및 보수(설계)”, 제63조 “시험, 감시, 검사 및

보수(운영)”, 제73조 “구매품목 및 용역의 관리”

나. 운영기술지침서 제1편 3.4.1 “원자로냉각재계통 압력, 온도, 유량 제한”,3.4.5 “원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 3”, 3.4.6 “원자로냉각재계통

유로 : 운전모드 4”, 3.4.7 “원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 5, 유로

가 충수된 상태”, 3.4.8 “원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 5, 유로가

충수되지 않은 상태” (한빛3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리1,2호기,신월성1,2호기)

다. 최종안전성분석보고서 5.2.5.2.2.3절 “원자로냉각재펌프 밀봉”, 5.4.1절

“원자로냉각재펌프”, 표 5.4-1 “원자로냉각재펌프의 설계변수” (한빛

3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리1,2호기, 신월성1,2호기)

라. 원자로 냉각재펌프 제작자지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서, 제작사지침서 등의 관련 기술기준에서 요구하는

점검요구 내용에 따라 다음 정비 및 점검 내용의 적합성을 검토한다.

가. 원자로냉각재펌프 보수계획 및 절차서의 적합성 검토

펌프 축 밀봉장치 분해점검 절차서에 제작자지침서 및 관련 기술기준에

서 정하는 점검요구내용이 포함 되어있는지를 확인하고, 펌프 보수 후 성

능시험을 위한 절차서가 적절히 작성되었는지 확인한다.

나. 원자로냉각재펌프 보수작업 적절성 점검

1) RCP 보수 기록을 검토하여 조립 후 축 정렬 상태, 축 커플링 볼트 신

- 2050 -

장 및 기타 육안점검결과가 양호한지를 확인한다.

2) 진동감시 Sensor, 밀봉장치 열수력학적 감시 Sensor 등에 대한 검, 교

정 여부를 점검한다.

다. 원자로냉각재펌프 성능 점검

RCP 보수 후 펌프 진동 및 밀봉제어누설 관련 운전 변수들이 허용기준

을 만족하는지 여부를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. ASME OM S/G Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

- 정비관리

3. 발전소 운영절차서

- 원자로냉각재펌프 운전

- 2051 -

- 원자로냉각재계통 계측기 정비

4. 발전소 정비절차서

- 원자로냉각재 펌프 밀봉장치 교체

- 원자로냉각재펌프 추력베어링 분해점검

- 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS) 정비

- 원자로냉각재펌프 내장품 완전분해점검

- 원자로 냉각재 펌프 전동기 분해점검

- 원자로 냉각재 펌프 전동기 일반점검

- 2052 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로냉각계통시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로냉각재펌프

검 사 목 적 원자로냉각재펌프의 분해점검 절차 및 성능 확인

검사 주안점 분해점검 절차의 적합성 및 보수 후 건전성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 보수계획 및 절차서의 적합성 점검

2. 보수작업 적절성 점검- 축 정렬, 볼트체결

조임치,리지드커플링 스터드 신장

- 계측기 검교정 확인

3. 펌프성능 점검- #3 Seal 누설유량- 진동

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 제작사지침서 기준

- 보수절차서 허용범위 이내

- 검교정절차서 허용범위 이내

- 제작자지침서· 6.06～22.7 lpm· 축: ≤ 6 mils· 프레임: ≤ 0.031 g

관 련 규 정1. 최종안전성분석보고서 5.2.5절, 5.4.1절, 표 5.4-12. 제작자지침서 (RCP Manual)3. 발전소 보수, 시험 및 점검 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2053 -

지침서 번호

분 류 번 호 IV.2.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.2.3

검사대상시설명 : 원자로 냉각계통시설

제 목 : 원자로냉각재계통 누설량 측정

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 고창석 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2고창석

현영학

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김세원 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

4

- 2054 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.2.3 원자로냉각재계통 누설량 측정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

원자로냉각재 누설탐지 계통은 냉각재의 누설을 탐지하고 가능한 범위

내에서 누설원을 확인하기 위한 방법을 제공한다. 발전소의 냉각재 누설량

시험에 대하여 다음과 같이 검사한다.

가. 원자로냉각재계통 누설 제한치 점검

나. 누설감시계통 작동성 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

원자로냉각재계통의 압력경계 누설은 허용되지 않으며, 계측불확실도를

고려하여 1차계통의 총 확인누설은 10gpm(2.27/hr) 이하, 미확인누설은

1gpm (0.227/hr) 이하로 제한된다. 또한, 어느 한 증기발생기의 1차측에

서 2차측으로의 누설은 0.567/day(150gpd) 이하이어야 한다. 본 검사에

서는 원자로 운전모드 1,2,3,4에서 발전소 운영기술지침서에 따라 72시간

주기로 수행하도록 하고 있는 원자로 냉각재계통 누설량 측정시험결과를

검사하여 계통의 밀봉건전성을 확인하고 발전소의 누설률 시험 및 점검이

적합하게 수행되어 발생 가능한 누설징후를 신속히 파악하는데 적절한 것

인지 확인한다.

3. 검사목적

- 2055 -

원자로냉각재계통의 확인누설 및 미확인누설이 운영기술지침서의 원자

로 운전 제한값 이내로 유지되고 발전소의 누설점검이 계통의 밀봉건전성

보장에 적절한 것인지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조 “계측 및 제어장치”, 제

21조 “원자로냉각재 압력경계”, 제38조 “경보장치 등”, 제63조 “시험․감시․검사 및 보수 등”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 운영기술지침서 제1편 3.4.3항 원자로냉각재계통 압력 및 온도

(P/T) 제한, 3.4.12 “원자로냉각재계통 운전누설”, 3.4.14 “원자로냉각재

계통 누설검출 계측설비” (한빛3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리1,2호기, 신월성1,2호기)

라. 최종안전성분석보고서 3.6.3.1.3절 “누설감지”, 5.2.4.7절 “원자로냉각재

압력경계 (수압 및) 누설(시험)”, 5.2.5.2절 “누설감지방법”(한빛3,4,5,6호기, 한울3,4,5,6호기, 신고리1,2호기, 신월성1,2호기)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

발전소 운영기술지침서 및 관련기술기준에서 요구하는 점검요구내용에

따라 다음의 점검 내용 및 결과의 적합성을 확인한다.

가. 원자로냉각재계통 누설 제한치 점검

운영기술지침서에서 요구하는 냉각재계통 누설 제한 값이 지난주기 동

안 및 당해 계획예방정비를 전후하여 만족하는지 확인한다. 원자로의 기동

전 상온정지상태에서 누설 징후를 확인하고, 출력 100%에서의 누설 점검

결과도 검사하도록 한다.

나. 누설감시계통 작동성 점검

원자로냉각재계통 누설의 상시 감시를 위하여 운영기술지침서에 정의된

- 2056 -

주기로 수행되는 격납용기 방사능 감시 및 격납용기 집수조 수위 감시와

원자로 용기헤드 플랜지 누설 감시 활동이 규정대로 이루어지고 있는 지

확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 10 CFR 50 Appendix A General Design Criterion 30 “Quality ofReactor Coolant Pressure Boundary”

2. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section XI “Rules forInservice Inspection of Nuclear Power plant Components” IWB-5000“System Pressure Tests”

3. USNRC Regulatory Guide 1.45 “Reactor Coolant Pressure BoundaryLeakage Detection Systems”

- 2057 -

4. USNRC NUREG-1107 “Reactor Coolant System Leak RateDetermination for PWRs”, Regulatory Issue 2009-02 “Use ofContainment Atmosphere Gaseous Radioreactivity Monitors asReactor Coolant System Leakage Detection Equipment at NuclearPower Reactors”

5. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

6. 발전소 기술행정절차서

- 가동중 시험 계획서

- 운전원 업무요령

- 발전소 정지 중 안전기능 점검

7. 발전소 운영절차서

- 원자로 냉각재 누설 점검

- 원자로냉각재계통 누설량 평형 점검

- 육안 누설 검사

- 원자로냉각재계통 압력격리밸브 누설시험

- 격납건물 배수조 수위 및 광역 수위계기 계열 교정

- 2058 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 냉각계통시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로냉각재계통 누설량 측정

검 사 목 적 원자로냉각재계통의 건전성 평가

검사 주안점원자로냉각재계통의 누설감지계통 작동성 확인 및 누설 제한치 만족 여부

점 검 분 야점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 원자로냉각재계통 누설 제한치 점검

2. 누설감시계통 작동성 점검- 누설감시기 교정,

운전성 확인

3. 운영절차서와 시험,감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 운영기술지침서 누설제한치 · 압력경계누설: 없음· 확인누설: 10gpm이하· 미확인누설: 1gpm이하· 어느 한 SG를 통한 누설: 0.567 /day(150gpd)

- 운영기술지침서 요건

- 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조,제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제21조2. 운영기술지침서 3.4.12 및 3.4.153. 최종안전성분석보고서 5.2.5.2절4. 가동중점검계획서, 보수, 시험 및 점검 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2059 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.2.4개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.2.4

검사대상시설명 : 원자로냉각계통시설

제 목 : 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김상택 ‘06.12.28 강석철 ‘06.12.28

1 정구갑 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2정구갑

김경조

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3오창식최성부

‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

김종민/

권영의/

김상현

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2060 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.2.4 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로냉각재계통의 기기 및 배관에

대한 가동중검사에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로냉각재계통의 기기 및 배관의

건전성을 확인하기 위하여 비파괴검사방법을 통한 가동중검사가 요구된다.

장기가동중검사계획서 및 차수별 가동중검사계획서, 관련 절차서 요건에

따라 가동중검사가 적합하게 수행되는지를 서류검사 및 면담을 통하여 확

인하고, 주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 수행한다.

3. 검사목적

원자로냉각재계통의 기기 및 배관의 건전성 유지를 보증하기 위하여

FSAR 및 KEPIC MI(또는 ASME Code Sec. XI) 등 관련 기술기준 및 절차

에 따라 적합하게 수행되는지를 확인하고, 검사대상에 대한 점검결과가 허

용기준을 만족하는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제63조(시험,감시,검사 및 보수)

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제75조(특수작업의 관리)

다. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규

- 2061 -

정”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

마. 원자력안전위원회고시(원자로.21) “전력산업기술기준의 원자로시설 기

술기준 적용에 관한 지침”

바. 최종안전성분석보고서(FSAR) 제5.2.4절 원자로냉각재압력경계의 가동중검사”

사. KEPIC MI, "원전 가동중검사“

아. KEPIC MQ, "용접“ 및 MEN "비파괴검사”

자. ASME Code Sec. XI, "Rules for Inservice Inspection of NPP Components"

차. ASME Code Sec. IX "Welding and Brazing", Sec. V "Nondestructive Examination"

카. 장기/연차 가동중검사계획서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

원자로냉각재계통의 기기 및 배관의 건전성 확인을 위하여 다음 사항을

확인한다.

가. 비파괴검사 범위 및 절차의 적합성

원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한 규

정”, FSAR 및 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI) 요건에 따라 작성된

장기가동중검사계획서의 적용범위, 검사항목, 검사부위, 검사방법 등에 부

합되도록 검사계획 및 절차가 수립되었는지를 확인한다. 특히 가동중검사

대상은 신규 가동중검사 대상 추가 등 필요한 경우 검사도면과 제작 및 설

치도면을 비교하여, 가동중검사 부위의 적절성을 확인한다.

나. 비파괴검사원 자격 및 검사장비의 검·교정의 적합성

가동중검사를 수행하는 비파괴검사원이 KEPIC MI (또는 ASME Code

Sec. XI), ASNT CP-189 등에 부합되는 자격을 부여받았는지를 확인한다.

또한 비파괴검사에 사용되는 장비가 KEPIC ME, KEPIC MIZ 부록 및 관

련 절차서 등에 따라 검·교정이 수행되었는지를 확인한다.

- 2062 -

다. 비파괴검사 결과 및 후속조치내용의 적합성

가동중검사 결과 및 후속조치내용이 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec.

XI) 등 관련 요건에 따라 적합하게 처리되었는지를 확인한다.

라. 기기·배관의 보수 및 교체작업의 적합성

압력유지 기기·배관의 보수 및 교체작업에 대한 보수작업계획서를 원자

력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규정”,

KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI) 요건 등에 따라 설계, 재료, 용접사

및 비파괴검사원 자격, 용접절차시방서(WPS)를 포함한 보수·교체작업 절

차, 용접부 검사 및 시험결과 등이 적합한지를 확인한다. 특히 페라이트강

재료의 경우, 재료시험성적서의 모의후열처리 시험에 대한 기록유무를 확

인하고, 모의후열처리 시간이 기기에 적용된 총 후열처리 유지시간의 80%

이상 여부를 확인한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 가동중검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입회는 표본검

사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부1(검사점검표)의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표(K형)

Ⅴ. 참고문헌

- 2063 -

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 5.2.4“원자로냉각재압력경계의 가동중검사”

2. 장기가동중검사계획서(LTP) 및 가동중검사 주기별 종합보고서

- 2064 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로냉각재계통 시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사

검 사 목 적KEPIC MI 등의 가동중검사 요건에 따른 검사대상 기기 및 배관의 건

전성 확인

검사 주안점 기기 및 배관 용접부에서 확인된 결함 또는 누설의 허용기준 만족 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 검사 계획 및 절차

- 검사부위/주기/방법 등

2. 검사원 자격 및 검사장비 검·교정

3. 검사결과 및 후속조치내용

4. 기기·배관의 보수 및 교체

- 설계

- 재료

- 용접사 및 검사원 자격

- 보수·교체 절차 (WPS, PQR등) 및 검사·시험 절차

- 검사 및 시험결과

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- KEPIC MI(ASME XI)- 장기가동중검사계획서

- 기량검증절차서 등 관련

절차서

- CP-189

관 련 규 정 1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제63조 및 제75조

2. 원자력안전위원회고시(원자로.16, 원자로.34, 원자로.21)3. 최종안전성분석보고서 5.2.4절4. KINS 규제지침

- 2065 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.2.5개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.2.5

검사대상시설명 : 원자로냉각계통시설

제 목 : 증기발생기 세관 검사

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 송명호 ‘06.12.28 강석철 ‘06.12.28

1 김석훈 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2김석훈

홍진기

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 고한옥 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

권영의/

김종민/

김상현

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2066 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.2.5 증기발생기 세관 검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 증기발생기 세관, 재생관, 관마개 등

1차 계통과 2차 계통 사이의 압력경계를 구성하는 부품들에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로냉각계통 중 증기발생기 세관

(재생관 및 관마개 포함)은 증기 생산 및 압력경계 유지와 같은 운전 가능

성을 확보하기 위해 주기적인 점검이 요구된다. 운영기술지침서의 ‘증기발

생기 프로그램’에 따라 증기발생기 세관의 와전류탐상검사, 관재생 및 관막

음과 같은 결함관 보수, 증기발생기 2차측의 잔류이물질에 대한 점검 등

세관의 구조적 건전성이 확보되고 있는지를 현장입회, 현장확인, 서류검토

또는 면담 등을 통해 검사한다. 현장 입회 및 확인의 경우, 동일한 검사가

반복적으로 수행되는 세관 와전류탐상검사와 결함관 보수의 특성상 표본

검사(sampling inspection)를 수행한다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 ‘증기발생기 프로그램’에서 요구하는 점검주기에 따라

증기발생기 세관이 적합하게 시험 및 보수(필요시)됨을 검사하여 구조적

건전성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2067 -

가. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한

규정”

나. 운영기술지침서 제1편, 3.4.17, "증기발생기 전열관 건전성"

다. 운영기술지침서 제3편, 4.19, “증기발생기 프로그램”

라. 운영기술지침서 제3편, 5.7, "증기발생기 전열관 검사보고서"

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서, 운영기술지침서 및 장기가동중검사계획서에서 요

구하는 점검주기에 따라 증기발생기 세관의 구조적 건전성이 유지됨을 확

인하기 위해 아래 시험 및 점검내용의 적합성을 확인한다.

가. 증기발생기 세관 비파괴검사

1) 증기발생기 세관의 결함 및 변형의 조기 탐지를 위한 주기적 가동중검

사의 일환으로 이용되고 있는 와전류탐상검사(ECT, Eddy Current Test)가 운영기술지침서의 ‘증기발생기 프로그램’ 및 현행 기술기준에 의거하

여 적절히 수행되고 있는지를 확인한다.

2) 이를 위해 선정된 검사대상부위의 적절성, 비파괴검사 장비의 검·교정 상

태 확인, 비파괴검사자의 자격인증 여부, 검·교정 시험편의 적합성, 비파괴

검사 절차의 합리성과 이행여부 점검 그리고 검사결과 및 조치에 대한 점

검을 수행한다.

3) 필요시 와전류탐상검사 결과를 확인하기 위한 초음파탐상검사, 육안검

사 또는 누설시험 등과 같은 보완시험이 수행되며 검사내용은 상기 와

전류탐상검사에 준한다.

4) 또한 세관의 결함 및 노화 등의 원인 분석결과에 따라서 차주기 운전

중에 세관 누설의 가능성을 극소화하기 위한 적절한 대책의 수립과 사

전 수행조치의 수행여부를 확인한다.

나. 증기발생기 세관 보수

증기발생기 세관에 대한 비파괴검사 결과에 따라 세관의 구조적 건전성

이 입증되지 못하는 경우 해당 세관은 관막음(Plugging) 또는 관재생

(Sleeving) 등과 같은 보수방법이 적용된다. 세관 보수작업의 적합성을 확

- 2068 -

인하기 위해 보수 용접 대상 세관의 적합성, 보수 용접 절차의 합리성, 용

접 및 비파괴검사자의 자격인증 여부, 보수 용접작업의 이행상태 그리고

보수 용접 결과 및 조치에 대해 점검한다.

다. 잔류이물질의 영향 평가

증기발생기의 1차측 및 2차측은 언제나 계통내로 유입된 이물질 또는

계통의 구성품으로부터 이탈된 이물질에 의해 손상을 받을 위험성이 있으

며 특히 세관은 이물질에 의한 충격 및 마모로 인해 방사성 물질이 함유된

1차 계통 냉각재의 누설이 발생한다. 증기발생기 세관의 비파괴검사 결과

또는 증기발생기 1,2차측 육안검사 결과에 따라 이물질의 검출 및 제거가

수행되는데 제거되지 못한 이물질에 대해서는 세관에 미치는 영향이 평가

된다. 이물질의 잔존에도 불구하고 세관의 건전성이 확보됨을 입증하기 위

한 잔류이물질 영향평가와 관련하여 평가대상세관의 적정성, 평가방법 및

결과의 타당성 그리고 판정기준의 준수와 보수 필요성 여부를 점검한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 가동중검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입회는 표본검

사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부된 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다. 단, 잔류이물질의 영

향평가와 관련하여 해당 세관의 잔류수명은 차기 1주기(one fuel cycle) 운

전기간 이상이어야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

- 2069 -

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 전력산업기술기준(KEPIC)

- MI, "원전 가동중검사“

- MN, "원자력기계“

- ME, “비파괴검사”

- MQ, “용접”

2. 특정기술주제보고서, “증기발생기 관리프로그램 통합지침서”

3. 장기 및 차수별 가동중검사 계획서 및 품질보증계획서

4. 비파괴검사 및 증기발생기 세관 보수 관련 절차서

5. NRC Reg. Guide 1.121, “Bases for Plugging Degraded PWR SteamGenerator Tubes”

6. NRC Bulletin, GL 및 Information Notice 등

7. EPRI Guidelines

- 2070 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로냉각계통시설 검 사 원검 사 항 목 증기발생기세관 검사

검 사 목 적증기발생기 세관의 건전성 확인 및 KEPIC MI의 가동중검사 요건 만족여부를 검사

검사 주안점 증기발생기 세관의 와전류탐상검사와 보수에 대한 점검 및 결과 검토

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 증기발생기 세관 와전

류탐상검사(표본)- 검사대상부위 선정- 비파괴검사장비 검·교정- 비파괴검사자 자격- 검·교정시편- 비파괴검사 절차- 비파괴검사 수행 점검- 검사결과 및 조치 점검

2. 보수 (관막음 및 관재생)(표본)

- 보수/용접부위- 보수/용접절차- 용접, 비파괴검사 자격- 보수/용접 작업점검- 보수/용접 결과 및 조치

3. 잔류이물질의 영향평가- 평가대상세관의 적정성- 평가방법/결과 타당성- 판정기준 적용 및 보수

4. 슬러지제거작업 또는 이물질 육안검사 (영상기록물)

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 원자력안전위원회고시 (원자로.16)

- 운영기술지침서- KEPIC MI, ME- ASNT CP-189- 관련 절차서

- 원자력안전위원회고시 (원자로.16)

- 운영기술지침서- KEPIC MI, MN,

ME, MQ- ASNT CP-189- 관련 절차서

- NRC GL 85-02- 관련 절차서

- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정”

2. 최종안전성분석보고서 제5장 및 운영기술지침서 제3편 4.19절3. 장기/차수별 가동중검사 계획서4. 품질보증계획서5. KEPIC MN, ME, MQ, MI6. NRC 규제문서(Reg. Guide, Bulletin, GL 및 Information Notice등)7. 특정기술주제보고서, “증기발생기 관리 프로그램 통합지침서”8. 비파괴검사 관련 절차서

- 2071 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.2.6개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.2.6

검사대상시설명 : 원자로 냉각계통시설

제 목 : 원자로냉각재 유량측정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 어근선 ‘06.12.28 우승웅 ‘06.12.28

1 정훈영 ‘10.10.11 우승웅 ‘10.10.11

2 류승훈 ‘14.03.18 설광원 ‘14.03.18 첨부1 김관영 우승웅 ‘14.03.

3 배무훈 ‘17.10.30 양채용 ‘17.10.30

4

- 2072 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.2.6 원자로냉각재 유량측정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전 원자로냉각계통시설의 원자로 냉각재

유량 측정시험에 적용한다.

2. 검사개요

80% 출력 이상에서 이차측 열출력을 활용하는 열평형방법으로 원자로

일차측 유량을 측정하고 그 결과가 합격기준 내에 있는지 검사한다. 또한

측정된 유량으로 노심보호연산기(CPC) 및 노심운전제한치감시계통(COLSS)

의 관련 상수를 적절히 입력하여 교정되는지 확인하기 위해 현장입회, 서

류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

원자로냉각재 유량이 측정되고 CPC/COLSS의 관련 상수가 적절히 입력

됨을 확인하며, 원자로의 열수력 안전성이 절차서 요건에 따라 적합하게

점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장, 15장

나. 운영기술지침서 기술지침서 16.3/4.2.5절, 16.3/4.3.1절

다. 각 호기 원자로냉각재계통 유량측정시험 절차서

라. 연도별 호기별 정기검사보고서

- 2073 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 운영기술지침서 및 절차서에 따라 80%이상 출력에서 이차측 열출

력을 활용하는 열평형방법에 의해 원자로냉각재유량을 측정하여 측정된 유

량으로 CPC/COLSS의 관련 상수가 적절히 입력되어 교정됨으로써 정상기

능을 유지하는지 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한

다.

가. 정의

1) CECOR 스냅샷

노심분석코드인 CECOR의 입력자료로 사용하기 위하여 발전소감시계통

에서 취득하는 데이터 파일.

2) FLOWRATE 코드

원자로냉각재계통의 체적유량과 질량유량을 계산하는 코드.

3) 관련 노심보호연산기(CPC) 가변상수

FC1(PID 060): 원자로냉각재계통 질량유량 교정 상수

TPC(PID 064): 일차측열출력(BDT) 교정 상수

KCAL(PID 065): 중성자속출력(PHICAL) 교정 상수

PCALIB(PID 104): BDT와 PHICAL 교정시 기준이 되는 노심운전제한감

시계통의 출력 지시값으로 노심보호연산기에 입력되

어 출력 불확실도 계산에 사용됨.

4) 관련 노심운전제한감시계통(COLSS) 가변상수

D21: 원자로냉각재펌프 체적유량 교정 상수

E07: 일차측열출력(BDELT) 교정 상수

나. 초기조건

다음을 포함하는 필요한 초기 및 경계 조건을 만족하여 원자로냉각재유

- 2074 -

량을 측정하는지 확인한다.

1) 발전소 출력은 80% 이상에서 안정되어 있다.

2) 원자로냉각재계통의 저온관 온도는 노형에 따라 아래와 같이 안정되어

있다.

한국표준형: 295.3 ~ 296.3

APR1400형: 290.2 ~ 291.2 (80% 출력), 290.1 ~ 291.1 (100% 출력)

3) 가압기 압력은 156.5 ~ 159.9 kg/a 이내로 안정되어 있다.

4) 가압기 수위는 안정되어 있다.

5) 증기발생기 수위는 안정되어 있다.

6) 노심보호연산기는 3개 채널 이상이 운전중이다.

7) 발전소감시계통은 정상운전중이다.

다. 시험내용

아래와 같은 시험내용을 만족하면서 재장전후 원자로 출력이 80% 이상

에서 1, 2 차측 열평형상태에서 COLSS의 2차측 열출력 측정자료를 이용하

여 1차측 원자로냉각재 유량을 측정하고 측정결과를 이용하여 주제어실

CPC/COLSS의 관련 상수가 적절히 입력되어 교정하는지 확인한다.

1) 초기값을 기록한다.

2) 노심보호연산기 데이터를 발전소감시계통 CECOR 스냅샷으로 취득하기

위하여 1분 이상 간격의 발전소감시계통 트랜드 그룹으로 30세트 이상

취득하도록 발전소감시계통을 설정한다.

3) 매 자료 취득시점마다 발전소감시계통 CECOR 스냅샷을 취득하고, 노

심보호연산기 운전원모듈에서 열출력(BDT) 및 질량유량률(MDBAR)을

취득하여 기록한다.

4) 취득한 데이터의 평균을 구하여 기록한다.

5) 아래와 같은 유량계산 또는 FLOWRATE 코드를 이용하여 원자로냉각재

계통 유량을 계산한다.

6) 원자로냉각재계통 질량유량 및 질량유량백분율 계산 :

- 2075 -

W = Pth × MWkcalhr

×hHhC

f

W = 원자로냉각재계통 질량유량 (kg/hr)

Pth = 열출력 (한국표준형: 2,815MW, APR1400형: 3,983MW)

CIJXBSCL = 노심운전제한치감시계통 이차측 열출력 (%)

f (출력분율) = CIJXBSCL ÷ 100

hH = 평균 고온관 온도 엔탈피 (kcal/kg)

hC = 평균 저온관 온도 엔탈피 (kcal/kg)

측정한 원자로냉각재계통 질량유량 백분율 = W ÷ 55,110,000 × 100 (%)

설계 질량유량 = 55,110,000 kg/hr

7) COLSS 유량이 측정유량보다 같거나 작도록 그리고 CPC 유량이

COLSS 유량 보다 같거나 작도록 COLSS/CPC 관련 상수(COLSS: D21,

CPC: FC1)를 교정한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 4장, 15장

2. 운영기술지침서 기술지침서 16.3/4.2.5절, 16.3/4.3.1절

3. 각 호기 원자로냉각재계통 유량측정시험 절차서

4. 연도별 호기별 정기검사보고서

- 2076 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 냉각계통시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로냉각재 유량측정

검 사 목 적원자로냉각재의 유량이 운영기술지침서에서 요구하는 범위 이내인지

확인하고, CPC 및 COLSS 지시 유량의 정확성 및 보수성을 확인함.

검사 주안점 시험절차 준수 및 시험결과의 적합성

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 원자로냉각재 유량 측정

- 원자로냉각재 유량을

측정하여 운영기술지

침서의 운전제한치

이내임을 확인

2. CPC 유량 상수 교정

- CPC 유량을 확인하여

필요시 CPC 유량상수

를 교정함으로써 CPC

유량의 보수성 확인

3. COLSS 유량 상수 교정

- COLSS의 유량을 확인

하여 필요시 COLSS

유량상수를 교정함으

로써 COLSS 유량의

정확성 확인

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 측정불확실도를 고려

한 원자로냉각재 총유

량은 운영기술지침서

의 운전제한치 만족

- CPC 질량유량분율 :

COLSS 질량유량분율

이하

- COLSS 체적유량 :측정한 RCS 체적유

량 이하

관 련 규 정1. 운영기술지침서 3.3.1절, “원자로보호계통 계측설비 : 운전 중

2. 운영기술지침서 3.4.1절, “원자로냉각재계통 압력, 온도, 유량 제한”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2077 -

3. 계측 및 제어계통 시설

- 2078 -

- 2079 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.3.1개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.3.1

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 원자로시설 건전성감시계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 송선호 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 김용범 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2신강식

김진성

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3김진성

송선호‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4손인석/

노우진‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2080 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.1 원자로시설 건전성감시계통

I. 검사개요/대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 금속파편 감시계통, 음향누설 감시계

통, 원자로내부구조물 진동감시계통, 원자로냉각재펌프 진동감시계통을 포

함하는 원자로시설 건전성 감시계통에 적용한다.

2. 검사개요

원자로냉각재계통 압력경계의 사고 징후를 조기에 감지하고 설계기준사

고의 발생을 방지하기 위하여 원자로시설 건전성 감시계통의 성능을 주기

적으로 점검할 필요가 있다.

한국표준형원전의 원자로 시설 건전성 감시계통(NIMS)은 금속파편 감

시계통(LPMS), 음향누설 감시계통(ALMS), 원자로내부구조물 진동감시계통

(IVMS), 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS)으로 구성되어 있으며

이들 설비가 관련 절차에 따라 운영 및 관리되고 사고 징후를 적절히 감지

해 낼 수 있는지 여부가 확인되어야 한다.

따라서, 원자로 시설 건전성 감시계통의 감시신호 데이터가 지속적으로

관찰 및 평가되고 데이터를 체계적으로 저장 관리하는 운영프로그램이 수

립, 운영되고 있는지를 현장입회, 현장확인, 서류검토 또는 면담 등을 통해

검사한다.

가. 금속파편 감시계통

- 2081 -

원자로냉각재계통의 압력경계 내부에 금속성 이물질이 존재할 경우 이

물질은 노심 내부 구조물 및 증기발생기 전열관 등을 손상시켜 방사성 물

질을 누출시킬 수 있는 등 원전의 안전성에 악영향을 줄 수 있다. 금속파

편감시계통은 이러한 이물질의 존재를 조기에 발견하여 이물질로 인한 주

요 안전기기의 고장 및 설계 기준 사고를 방지케 한다.

본 검사에서는 금속파편감시계통이 관련 규제지침(Reg. Guide 1.133)에

서 요구하는 이물질의 질량과 충격에너지를 적절히 감지할 수 있는 성능을

유지하고 있는지를 확인한다. 그리고 금속파편감시계통의 감지기, 채널, 경

보기, 신호분석기 등 구성기기들이 관련 사양서에 따른 성능요건에 부합되

도록 성능을 유지하고 있는지를 확인한다. 출력상승 운전단계별로 기저잡

음 데이터 측정 및 분석을 통해, 각 채널별로 시간이력 신호가 취득되고

스펙트럼 분석, 경보발생 기능 등이 적절히 유지되고 있는지를 확인한다.

나. 음향누설 감시계통

원자로냉각재계통의 압력경계에서 균열이 발생하거나, 냉각재가 누설되

거나 혹은 가압기 안전밸브의 스템이 이상 작동시에 음향이 방출된다. 음

향누설 감시계통은 음향방출신호의 감시를 통해 이러한 사고 발생 징후를

조기에 발견하고, 설계기준사고로 확대되는 것을 방지케 한다.

본 검사에서는 음향누설 감시계통이 관련 규제지침(Reg. Guide 1.45)에

서 요구하는 1 gpm 이상의 유체가 누설되는 경우 이를 적절히 감지할 수

있는 성능을 유지하고 있는지를 확인하며, 본 계통의 구성기기인 센서, 채

널, 경보기, 신호분석기 등이 관련 사양서에 따른 성능요건에 부합되도록

성능이 유지되는지를 확인한다.

다. 원자로내부구조물 진동감시계통

원자로내부구조물 진동감시계통은 노외 중성자 출력신호를 취득하고 그

신호에 대한 신호분석 정보를 이용하여 원자로내부구조물의 진동특성에 이

상이 있는지 여부를 감시하는 역할을 수행한다. 노외 중성자 출력신호의

- 2082 -

주기적인 신호분석을 통해 주요한 성분을 나타내는 주파수가 변동을 하게

되면 원자로내부구조물이 이상 진동을 하고 있는 것을 간접적으로 나타내

는 것이며, 이 경우 원자로내부구조물의 건전성에 문제가 있는 것으로 판

정하게 된다.

본 검사에서는 원자로내부구조물 진동감시계통이 이러한 감지기능을 충

분히 수행하는지 확인하기 위하여 각 센서 채널별로 노외 중성자 출력신호

취득기능, 확률밀도 분석기능, 스펙트럼 신호분석 기능 등의 제반성능이 적

절히 확보 유지되고 있는지 확인한다.

라. 원자로냉각재펌프 진동감시계통

원자로 냉각재 펌프 진동감시계통은 원자로 냉각재 펌프에서 회전부의

불균형, 축 정렬불량, 커플링 정렬불량, 베어링 손상, 축 휨 및 축 균열 등

으로 인해 발생되는 진동신호를 측정하고, 주파수 신호분석을 통해 원자로

냉각재펌프의 이상 진동현상을 조기에 감지케 하는 역할을 한다.

본 검사에서는 동 계통이 이러한 역할을 충분히 수행하는지 확인하기

위하여 각 센서 채널별로 진동신호 취득, 스팩트럼 신호분석 등의 성능이

적절히 유지되고 있는지 확인한다.

3. 검사목적

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 원자로 시설의 건전성 감시

계통(금속파편 감시계통, 음향누설 감시계통, 원자로내부구조물 진동감시계

통, 원자로냉각재펌프 진동감시계통)의 성능 및 감시기록이 적합하게 점검

및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치) ①항

1, 3.가, ②항 및 제21조(원자로냉각재압력경계) ①, ②항

나. Reg. Guide 1.133 Revision 1, Loose Part Detection Program for thePrimary System of Light-Water Cooled Reactors

- 2083 -

다. Reg. Guide 1.45, "Reactor Pressure Boundary Leakage DetectionSystem"

라. ASME Code OM Part 12, “Loose Part Monitoring in Light-WaterReactor Power Plants”

마. ASME Code OM Guide Part 5, “Inservice Monitoring of CoreSupport Barrel Axial Preload in Pressurized Water Reactor PowerPlants"

바. ASME Code OM Guide Part 14, “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants"

사. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.3.3, “핵증기공급계통 건전성감시계

통”(한빛3,4,5,6 /한울3,4,5,6 /신고리1,2 /신월성1,2)

아. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.6, “핵증기공급계통 건전성감시계

통”(신고리3,4)

자. 한빛3,4 및 한울3,4 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(8/33) 및 한빛

5,6 및 한울5,6 기술요건서 T3.3.104

차. 신고리1,2 및 신월성1,2 최종안전성분석보고서 표 7.7-2, 7.7-3

카. 신고리3,4 최종안전성분석보고서 표 7.7-1, 7.7-2, 7.7-3

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 원자로 시설 건전성 감시계

통의 계기교정, 기능시험 등의 내용을 확인하고 감시 데이터의 주기적인

기록 및 평가 내용을 확인하기 위하여 아래 점검 및 시험내용의 적합성을

확인한다.

가. 금속파편 감시계통

금속파편 감시계통은 운전중에 실시간(On-line)으로 0.25 lb (0.11 kg)에

서 30 lb (13.6 kg)의 질량을 가진 금속성 이물질을 탐지할 수 있어야 하

고, 가속도계 센서로부터 3 ft (0.91 m) 거리에서 0.5 ft-lb (0.68 J)의 운동에

너지를 가진 이물질의 충격을 탐지할 수 있어야 한다. 금속파편 감시계통

- 2084 -

의 가속도계 센서는 원자로 냉각재계통 압력경계 외부 표면에 부착되어야

하고 금속성 이물질이 모일 수 있는 구역 (원자로 용기 상부 및 하부 공

간, 증기발생기 입구 공간 등)에 최소한 2개의 센서가 부착되어야 하며 그

위치는 가능한 한 넓은 영역을 탐지할 수 있어야 한다.

나. 음향누설 감시계통

음향누설 감시계통은 여러 개의 음향방출 감지기로 구성되어 있다. 이들

음향 감지기는 증기가 누설될 때 발생된 후, 배관 구조물을 따라 전송되는

고 주파수의 음향방출신호를 탐지한다. 증기누설에 의하여 발생되는 난류

성 음향은 1Khz에서 1MHz범위에 이른다. 그러나 저 주파수 음향신호는

기계적 잡음 때문에 그리고 고 주파수 음향신호는 높은 감쇠로 인하여 유

효한 신호로 활용하기 어려우므로, 음향누설 감시계통은 일반적으로 60∼

400khz범위에서 동작된다. 일반적으로 신호크기는 누설의 크기에 따라 증

가되나 주파수 성분변화는 없다. 이러한 음향누설 감시계통은 원자로냉각

재계통의 압력경계에서 균열발생, 냉각재의 누설발생, 그리고 가압기 안전

밸브 스템의 이상작동 등의 경우에 이를 조기에 감지하여 냉각재 상실사고

등의 설계기준사고 발생을 방지케 하며, 누설위치와 누설량 등을 결정하는

데 도움을 주는 신호 정보를 제공한다.

다. 원자로내부구조물 진동감시계통

원자로내부구조물 진동감시계통은 원자로용기 외부에 설치되어 있는 비

충돌 고속중성자를 탐지하는 노외 핵계측기를 원자로내부구조물 진동감시

계통의 감지기로 사용한다. 원자로내부구조물 진동감시계통은 운전 중에

원자로 내부구조물이나 핵연료집합체가 진동특성이 변화하게 되면 이로 인

해 원자로 내부구조물과 원자로 용기 사이에 존재하는 냉각수의 중성자 흡

수경로 길이가 달라져 노외 중성자속 출력신호도 변동하게 되므로, 이러한

노외 중성자속 출력신호의 변동량에 대한 주파수 신호분석을 통해 원자로

내부구조물이나 핵연료집합체의 이상 진동현상을 조기에 감지케 하는 역할

을 한다.

- 2085 -

원자로내부구조물 진동감시프로그램 운영을 통하여 핵연료 장전주기에

는 기준신호를 취득하고, 그 이후의 핵연료 장전주기에는 90일 간격으로

신호를 취득한 후 주요한 성분을 나타내는 주파수가 변동을 하는지 분석하

여, 원자로내부구조물이나 핵연료집합체의 진동특성에 이상이 없는지 평가

해야 한다. 만일 원자로내부구조물이나 핵연료집합체의 진동특성에 예기치

않은 이상 징후가 있으면 상세분석을 통해 그 원인을 밝혀야 한다.

라. 원자로냉각재펌프 진동감시계통

원자로냉각재펌프 진동감시계통은 원자로냉각재펌프 몸체(casing) 및 축

의 진동준위와 펌프의 회전속도, 축 중심의 운동궤적 등을 감시하는 기능

을 갖고 있으며, 펌프축 정렬불량, 회전부의 불균형, 펌프축 균열, 베어링

손상 등과 관련된 이상 진동 원인을 파악하는데 필요한 정보를 제공한다.

원자로냉각재펌프는 회전부위를 갖고 있기 때문에 회전부의 불균형, 축

정렬불량, 커플링 정렬불량, 베어링 손상, 축 휨 및 축 균열 등이 존재하게

되면 이상 진동이 발생하게 되고 그로 인해 펌프가 오작동을 할 수 있게

되므로 그러한 이상 진동 발생요인들이 존재하지 않도록 설치 및 정비시

주의해야 한다. 또한 원자로냉각재펌프는 몸체와 축의 진동준위가 제조업

체에서 지정한 허용진동준위보다 작도록 운전해야 한다.

2. 검사방법

가. 금속파편 감시계통

시험절차서의 타당성을 확인하고, 채널별 교정내용과 출력상승 운전단계

별 기저잡음 데이터 측정내용을 확인하며 계통의 시간이력 데이터 취득,

스펙트럼 분석, 경보발생 기능 등이 적절히 유지되고 있는지 확인한다. 신

호측정이 출력상승 운전단계별로 안정된 운전상태에서 이루어지고 있는지

를 확인하여 성능이 설계된 대로 유지되고 있는지를 확인한다.

나. 음향누설감시계통

- 2086 -

시험절차서의 타당성과 채널별 교정내용을 확인한다. 각 채널별로 RMS

변동신호가 취득되고 경보신호 취득기능, 균열발생 탐지기능, 증기누설 탐

지기능, 충격신호 탐지기능 등이 적절히 유지되고 있는지 확인하여 동 계

통의 종합적인 성능이 설계된 대로 유지되고 있는지를 확인한다.

다. 원자로내부구조물 진동감시계통

시험절차서의 타당성과 채널별 교정내용을 확인한다. 출력상승 운전단계

별로 기저잡음 데이터 측정 및 분석을 통해, 각 채널별로 시간이력 신호가

취득되고 스펙트럼 분석, 확률밀도 분석, 주파수 여과 기능 등이 적절히 유

지되고 있는지 확인하여 원자로내부구조물 진동감시계통의 종합적인 성능

이 설계된 대로 유지되고 있는지 확인한다.

라. 원자로냉각재펌프 진동감시계통

시험절차서의 타당성과 채널별 교정내용을 확인한다. 출력상승 운전단계별

로 기저잡음 데이터 측정 및 분석을 통해, 각 채널별로 시간이력 신호가 취

득되고 스펙트럼 분석, 주파수 여과기능 등이 적절히 유지되고 있는지 확인

하여 동 계통의 종합적인 성능이 설계된 대로 유지되고 있는지를 확인한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 관련 법령

- 2087 -

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)①항 1, 3.가, ②항 및 제21조(원자로냉각재압력경계) ①, ②항

나. Reg. Guide 1.133 Revision 1, “Loose Part Detection Program forthe Primary System of Light-Water Cooled Reactors”

다. Reg. Guide 1.45, "Reactor Pressure Boundary Leakage DetectionSystem"

라. Reg. Guide 1.97, "Instrumentation of Light-Water Cooled NuclearPower Plants to Assess Plant and Environs conditions During andFollowing an Accident"

마. NUREG 0718 Rev.2, II.D.3, "Relief and Safety Valve PositionIndication"

바. NUREG 0737, II.D.3, "Direct Indication of Relief and Safety ValvePosition"

2. 기술기준

가. ASME Code OM Standard Part 12, “Loose Part Monitoring inLight-Water Reactor Power Plants”

나. ASME Code OM Guide Part 5, “Inservice Monitoring of CoreSupport Barrel Axial Preload in Pressurized Water Reactor PowerPlants"

다. ASME Code OM Guide Part 14, “Vibration Monitoring ofRotating Equipment in Nuclear Power Plants"

3. 인허가문서

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.3.3, “핵증기공급계통 건전성감시

계통”(한빛3,4,5,6/한울3,4,5,6/신고리1,2/신월성1,2)

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.6, “핵증기공급계통 건전성감시계

통”(신고리3,4)

다. 한빛3,4 및 한울3,4 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(8/33)

라. 한빛5,6 및 한울5,6 기술요건서 T3.3.104

마. 신고리1,2 및 신월성1,2 최종안전성분석보고서 표 7.7-2, 7.7-3

바. 신고리3,4 최종안전성분석보고서 표 7.7-1, 7.7-2, 7.7-3

4. 한빛3,4,5,6/한울3,4,5,6/신고리1,2/신월성1,2/신고리3,4 금속파편 감시계

통, 음향누설 감시계통, 원자로냉각재펌프 진동감시계통 및 원자로내부

구조물 진동감시계통 관련 절차서

- 2088 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원검 사 항 목 원자로시설 건전성감시계통

검 사 목 적원자로시설 건전성감시계통(금속파편 감시계통, 음향누설 감시계통, 원자로내부구조물 진동감시계통, 원자로냉각재펌프 진동감시계통)의 성능 및감시기록 관리상태 확인

검사 주안점o 원자로시설 건전성감시계통의 계기교정, 기능시험 등의 내용 확인o 감시 데이터의 주기적인 기록 및 평가 내용 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 계기 검·교정 내용 점검

2. 기능시험 내용 점검

3. 운전 중 주기점검 내용 확인

4. 감시 데이터의 평가내용 확인

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 모든 교정값은 허용제한치 이내 있어야 함

- 기능시험을 통해 계통이 정상 작동함을 입증해야 함

- 절차서에 따른 주기점검이 수행되어야 함

- 감시 데이터가 주기적으로 기록 관리되고, 적절히 분석, 평가되어야 함

관 련 규 정

및

참 고 자 료

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치) ①항 1, 3.가, ②항 및 제21조(원자로냉각재압력경계) ①, ②항

2. Reg. Guide 1.133 Revision 1, Loose Part Detection Program for thePrimary System of Light-Water Cooled Reactors

3. Reg. Guide 1.45, "Reactor Pressure Boundary Leakage Detection System"4. ASME OM S/G Part 12, “Loose Part Monitoring in Light-Water

Reactor Power Plants”5. ASME OM S/G Part 5, “Inservice Monitoring of Core Support

Barrel Axial Preload in Pressurized Water Reactor Power Plants"6. ASME OM S/G Part 14, “Vibration Monitoring of Rotating Equipment

in Nuclear Power Plants"7. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.3.3, “핵증기공급계통 건전성감시계

통”(한빛3,4,5,6 /한울3,4,5,6 /신고리1,2 /신월성1,2)8. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.7.1.6, “핵증기공급계통 건전성감시계

통”(신고리3,4)9. 한빛3,4 및 한울3,4 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(8/33) 및 한빛5,6 및 한울5,6 기술요건서 T3.3.104

10. 신고리1,2 및 신월성1,2 최종안전성분석보고서 표 7.7-2, 7.7-311. 신고리3,4 최종안전성분석보고서 표 7.7-1, 7.7-2, 7.7-3

- 2089 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.2개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.2

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 지진감시계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 현창헌 ‘06.12.28 최강룡 ‘06.12.28

1 백용관 ‘10.10.06 현창헌 ‘10.10.06

2김문수

백용락

‘12.06.11

‘14.03.17

김용범

임창복

‘12.06.11

‘14.03.18

3 정래영 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

4지호석

조호현‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

- 2090 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.3.2 지진감시계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 지진감시계통 검사에 적용한다.

2. 검사개요

지진감시계통은 지진발생시 원자로의 안전정지를 위한 경보 기능과 기

초지반, 내진범주 1급 구조물 또는 기기의 지진응답을 측정․기록하는 기

능을 제대로 발휘할 수 있도록 주기적인 성능점검 및 기기교정이 요구된

다. 관련 기술기준 및 절차서에 의거 채널점검, 기능시험, 기기교정, 성능검

사, 계측기 설치상태 및 유지관리상태 점검, 계측지진 평가체계 점검 등 지

진감시계통이 적합하게 점검되고 있는지를 확인하기 위해 현장입회, 서류

검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 기술기준 및 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 지진감시계통

이 적합하게 점검·시험·교정됨을 검사하여 성능이 제대로 유지되고 있는지

확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34), “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

나. 규제지침 4.6 (지진계측기)

- 2091 -

다. 규제지침 4.18 (지진발생 전 계획 및 지진발생 직후 원자력발전소 운전

원 조치사항)

라. 최종안전성분석보고서 (FSAR) 3.7.4

마. 운영기술지침서 16.3/4.3.3.3절

바. Reg. Guide 1.12, Instrumentation for Earthquakes

사. ANSI/ANS 2.2, Earthquake Instrumentation Criteria for NPPs

아. 국민안전처고시 제2016-120호(지진계측기 설치 및 운영기준) 제37조

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

지진감시계통의 성능이 제대로 유지되는지를 확인하기 위하여 다음 사

항을 검사한다.

가. 지진감시계통의 채널점검 적합성 확인

지진감시계통의 기능수행 상태를 정성적으로 확인하기 위한 것으로서

다음 사항을 검사한다.

1) 1개월마다 채널점검 수행 여부

2) 채널점검 절차 및 점검결과의 적절성(계측기의 작동상태, 기록장치

및 화면 표시장치, 전원 공급 등)

3) 주제어실 및 제어판넬 시청각경보 기능 유지 여부(지진발생, OBE 초

과지진 발생, 전원상실 등에 대한 경보)

나. 지진감시계통의 기능시험 적합성 확인

지진감시계통이 기능을 유지하고 있는지를 확인하는 것으로서 다음 사

항을 검사한다.

1) 6개월마다 기능시험 수행 여부

2) 기능시험 절차 및 시험결과의 적절성(채널점검 모든 사항, 진폭의 감

도, 계측기의 고유진동수 및 감쇠값, 계측기와 기록계의 진동수응답,

- 2092 -

무정전 전원공급 기능 등)

3) 주제어실 및 제어판넬의 시청각경보 기능 유지 여부(지진발생, OBE

초과지진 발생, 전원상실 등에 대한 경보)

다. 지진감시계통의 교정 적합성 확인

지진감시계통 계측기 및 기록계의 정확성을 유지하기 위하여 교정을 수

행하는 것으로서 다음 사항을 검사한다.

1) 계측기 및 기록계의 교정에 사용되는 교정장비의 교정 여부(교정유

효기간 확인)

2) 계측기 및 기록계 교정의 절차와 교정성적의 적절성(계측기의 진폭

감도, 계측기의 고유진동수 및 감쇠값, 계측기와 기록계의 진동수응

답 및 동적 측정범위 등)

3) 교정 완료 후 기능시험 수행 여부

라. 지진계측기 성능검사의 적합성 확인

지진감시계통 계측기의 성능유지를 확인하기 위하여 수행하는 것으로서

다음 사항을 검사한다.

1) 성능검사를 수행하는 기관의 공인기관 인정 여부

2) 성능검증서 보유 여부(성능검사서 유효기간 확인)

3) 지진계측기 성능검사 항목 및 방법의 만족 여부

마. 지진감시계통 설치 및 유지관리 상태 적합성 확인

지진감시계통이 적절히 설치되어 지진발생시 적합하게 진동을 측정․기

록할 수 있는지를 확인하는 것으로서 다음 사항을 검사한다.

1) 지진계측기 설치 방향 및 위치의 적절성(내진설계에 사용된 축과 일

치 여부)

2) 지진계측기의 고정상태의 적절성(진동의 증폭현상이 발생하지 않도

록 강결상태 유지 여부)

3) 외부 충격으로부터의 지진계측기 보호상태의 적절성

4) 인접 설비(특히 임시사용 설비)와 지진감시계통 제어판넬의 격리상태

적절성

- 2093 -

바. 계측지진 평가체계 적합성 확인

지진감시계통이 지진발생시 지진발생 경보, 원자로 안전정지를 위한 경

보, 구조물 및 기기의 내진안전성 평가를 위한 계측 자료 등을 적합하게

제공할 수 있는 체계가 유지되고 있는지 확인하기 위한 것으로서 다음 사

항을 검사한다.

1) 지진발생 경보 설정치의 적합성 : 최대가속도 0.01 g 이하(관련 기술

기준에서는 0.02 g 이하로 규정하고 있으나 2004년 지진안전특별점

검 시 전 발전소에 대하여 0.01 g로 통일하기로 함.)

2) OBE 초과경보 설정치의 적합성 : 최대가속도 0.1 g 및 해당 응답스

펙트럼 이하

3) 기록 시간간격의 적합성 : 1/200초 이하

4) pre-/post-event time의 적합성 : 3초 및 5초 이상

5) OBE에 대한 설계응답스펙트럼 및 계측된 진동에 대한 응답스펙트럼

의 비교가 가능해야 함.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

지진감시계통 계측기 없이 경보기능만 있는 발전소(예, 짝수 호기)는 채

널점검 및 기능시험에 대해서만 검사한다. 다만 이 경우 주제어실 및 제어

판넬에서의 지진발생, OBE 초과지진 발생, 전원 상실 등에 대한 시청각경

보 발생 여부를 현장 확인한다.

계측기가 국민안전처고시 제2016-120호(지진계측기 설치 및 운영기준)

제37조에 의해 최소한 5년에 1회 성능검사가 수행되었는지 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

- 2094 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 (FSAR) 3.7.4

2. 운영기술지침서 16.3/4.3.3.3절

3. 규제지침 4.6 (지진계측기)

4. 규제지침 4.18 (지진발생 전 계획 및 지진발생 직후 원자력발전소 운전

원 조치사항)

5. Reg. Guide 1.12, Instrumentation for Earthquakes

6. ANSI/ANS 2.2, Earthquake Instrumentation Criteria for NPPs

7. 지진감시계통 교정 절차서

8. 지진감시계통 기능시험 절차서

9. 지진계측채널 점검 절차서

10. ANSI/ANS 2.10, Guidelines for Retrieval, Review, Processing and

Evaluation of Records Obtained from Seismic Instrumentation

11. 경수로형 원전 안전심사지침서 3.7.4 (지진감시계통)

- 2095 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검사원

검 사 항 목 지진감시계통

검 사 목 적 지진감시계통의 건전성 확인

검사 주안점- 경보 및 지진기록계 작동상태의 적절성 확인- 지진감시계통 교정·기능시험 결과 및 유지관리상태의 적절성 확인- 계측지진 평가체계의 적절성 확인

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 채널점검 적합성 확인- 채널점검 주기- 계측기의 작동 여부- 기록장치 및 화면표시장치 작동 여부

- 전력공급상태- 주제어실 및 제어판넬 경보 기능

2. 기능시험 적합성 확인- 기능시험 주기- 채널점검 모든 사항- UPS의 기능- 계측기 및 기록계 특성 유지 여부

3. 지진감시계통 교정 적합성 확인(주1)

- 교정장비의 검교정 여부- 계측기 및 기록계의 교정 절차 및 교정성적

- 교정 완료 후 기능시험 수행 여부

4. 지진계측기 성능검사의 적합성 확인(주1)

- 성능검증기관의 적절성- 성능검사서 유효기간의 적절성

- 지진계측기 성능검사항목의 적절성

- 서류검토,면담(주2)

- 서류검토,입회, 면담(주2)

- 서류검토,입회, 면담

- 서류검토,면담

- 채널점검 주기 : 1개월- 계측기, 기록장치, 화면표시장치가 작동해야 함.

- 전원이 공급되어야 함.- 주제어실 및 제어판넬의 경보 기능 : 지진발생,OBE 초과지진 발생, 전원상실 등에 대한 시청각 경보

- 기능시험 주기 : 6개월- 채널점검 사항의 기준- UPS의 기능 : 25분 이상 전원 공급

- 계측기 및 기록계 특성 : 관련 절차서의 판정기준 참조

- 교정 유효기간 내의 교정장비를 사용해야 함.

- 계측기 및 기록계 특성 교정 : 관련 절차서의 판정기준 참조

- 교정 완료 후 기능시험을 수행해야 함.

- 국민안전처고시 제2016-120호(지진계측기 설치 및 운영기준) 제37조를 만족해야 함.

- 성능검사 유효기간 : 5년

- 2096 -

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

5. 지진감시계통 설치 및 유지관리상태 적합성 확인(주1)

- 지진계측기 설치방향 및 위치- 지진계측기 고정상태- 외부 충격으로부터의 지

진계측기 보호상태- 인접 설비와 지진감시계

통 제어판넬의 격리상태

6. 계측지진 평가체계 적합성 확인(주1)

- 지진발생 경보 설정치- OBE 경보 설정치- 기록시간 간격- pre-/post-event time- OBE에 대한 설계응답스펙트럼 및 계측된 진동에 대한 응답스펙트럼 비교체계

(주1)지진감시계통 계측기 없이 경보기능만 있는 발전소(예, 짝수 호기)는 검사대상에서 제외함.

(주2)지진감시계통 계측기 없이 경보기능만 있는 발전소(예, 짝수 호기)는 서류검토 및 면담만을 수행하며 현장확인을 통하여 주제어실 및 제어판넬 경보기능을 검사함.

- 서류검토,입회, 면담

- 서류검토,면담

- 지진계측기 설치방향 및 위치 : 내진설계에 사용된 축과 일치해야 함

- 지진계측기의 고정상태가 적절해야 함(강결 고정).

- 지진계측기는 외부 충격으로부터 보호되어야 함.

- 지진발생시 인접 설비(임시사용 설비 포함)와 지진감시계통 제어판넬의 충돌가능성이 없어야 함.

- 지진발생 경보 설정치 :0.01 g 이하

- OBE 경보 설정치 : 최대가속도 0.1 g 및 해당 응답스펙트럼 이하

- 기록 시간간격 : 1/200초 이하

- pre-event time : 3초 이상

- post-event time : 5초 이상

- OBE에 대한 설계응답스펙트럼 및 계측된 진동에 대한 응답스펙트럼의 비교가 가능해야 함.

관 련 규 정

1. 최종안전성 분석보고서 3.7.4 2. 규제지침 4.6 (지진계측기) 3. 규제지침 4.18 (지진발생 전 계획 및 지진발생 직후 원자력발전소 운

전원 조치사항)4. Reg. Guide 1.12, Instrumentation for Earthquakes5. ANSI/ANS 2.2, Earthquake Instrumentation Criteria for NPPs6. 국민안전처고시 제2016-120호(지진계측기 설치 및 운영기준) 제37조

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2097 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.3

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 제어봉 위치지시계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 강영두 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 지성현 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

황인준

유영진

김영미

‘12.06.05

‘13.12.13

‘14.03.17

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.17

‘14.03.18

3 고정수 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

4

- 2098 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.3 제어봉 위치지시계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 제어봉집합체 동작 관련 계통 및 제

어봉 위치지시계통 기능시험에 적용한다.

2. 검사개요

표준형원전 운영기술지침서의 제어봉집합체 위치지시계통에 대한 점검

요구사항에 따라 제어봉집합체의 위치지시계통이 허용기준을 만족하는지를

현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 제어봉집합체 위치지시

계통이 허용기준을 만족하는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2절, 원자로보호계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 점검요구사항 3.1.5.2항, 3.1.5.4항

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

표준형원전 운영기술지침서 제어봉집합체 정렬 관련 점검요구사항에 따

라 제어봉집합체의 위치지시계통의 기능 및 채널간 최대편차가 허용기준

- 2099 -

(±13.2cm 이내)을 만족하는지 확인․점검한다.

가. 제어봉집합체 위치지시등 동작 확인

1) 제어봉집합체가 노심바닥 위치에서 DRC(Dropped Rod Contact)

표시등이 동작하는지 확인한다.

2) 제어봉집합체가 하부전기적제한 위치에서 LEL(Lower Electrical Limit)

표시등이 동작하는지 확인한다.

3) 제어봉집합체가 상부전기적제한 위치에서 UEL(Upper Electrical Limit)

표시등이 동작하는지 확인한다.

나. 시험 주기

1) 최소 18개월에 한번 씩 제어봉 위치지시계통 기능시험 수행해야 한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

2. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

3. 제어봉집합체 위치지시기능시험 절차서 (표준형원전)

- 2100 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 제어봉 위치지시계통

검 사 목 적 제어봉 위치지시채널 기능 확인

검사 주안점 시험조건 확보 및 위치지시채널 설비의 허용기준 만족여부

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 제어봉 위치지시계통 기능 확인

가. DRC, LEL 접점 점검

나. 절차서에서 정한 위치

및 UEL 접점 확인

다. 위치지시 채널간 편차

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 접점 동작

- 접점 동작

- ±13.2cm 이내

관 련 규 정1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2, 원자로보호계통

2. 운영기술지침서 3.1.5 제어봉집합체(CEA) 정렬

- 2101 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.4

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 제어봉 낙하시간 측정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 강영두 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 지성현 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

황인준

유영진

김형태

‘12.06.05

‘13.12.13

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.17

‘14.03.18

3 고정수 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

4

- 2102 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.4 제어봉 낙하시간 측정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 제어봉집합체 동작 관련 계통 및 제

어봉낙하시간 측정시험에 적용한다.

2. 검사개요

표준형원전 운영기술지침서의 제어봉집합체 낙하시간에 대한 점검요구

사항에 따라 제어봉집합체의 낙하시간이 허용기준을 만족하는지를 현장입

회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 제어봉집합체 낙하시간

이 허용기준을 만족하는지 확인함으로써, 원자로의 안전 정지능력을 확인

한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2절, 원자로보호계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 3.1.5.5항

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

표준형원전 운영기술지침서 제어봉집합체 정렬 관련 점검요구사항에 따

- 2103 -

라 제어봉집합체의 낙하시간이 허용기준을 만족하는지 확인․점검한다.

가. 시험 초기조건 확인

1) Tcold ≥ 289 (단, 한빛 5,6호기: Tcold ≥ 289.1, 신고리 3,4호기: Tcold

≥ 286.7 )

2) 모든 원자로냉각재펌프(RCP) 운전

나. 낙하시간 확인

1) 각 전강제어봉집합체(정지 및 조절제어봉집합체)의 완전 인출 위치로부터

제어봉집합체 구동전원을 차단하여 90% 삽입위치에 도달하는 낙하시간

이 최대 허용시간(4초)이내임을 확인한다.

다. 시험 주기

1) 원자로용기 헤드를 해체 후 조립했을 때에는 모든 제어봉에 대해 원자로

임계전에 낙하시험을 수행해야 한다.

2) 제어봉집합체 낙하시간에 영향을 줄 수 있는 제어봉집합체 구동계통의

정비나 개조를 했을 때에는 해당 제어봉집합체에 대해 원자로 임계전에

수행해야 한다.

3) 모든 제어봉에 대해서 최소한 18개월에 한번 씩 낙하시험을 수행해야 한

다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2104 -

V. 참고문헌

1. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

2. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

3. 제어봉집합체 낙하시간 시험 절차서 (표준형원전)

- 2105 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 제어봉 낙하시간 측정

검 사 목 적 제어봉 낙하 시간의 허용기준 만족여부 확인

검사 주안점 시험조건 확보 및 낙하시간 허용기준 만족여부

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 제어봉 낙하시간 확인

가. 시험조건의 충족여부

- RCP 운전상태

- 냉각재온도 Tcold

나. 제어봉낙하시간 측정결과

- 서류검토

- 면담

- 입회 - 모두 운전

- Tcold ≥289

(단, 한빛 5,6호기 :

Tcold ≥ 289.1,

신고리 3,4호기:

Tcold ≥ 286.7 )

- 4초 이내

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2, 원자로보호계통

2. 운영기술지침서 3.1.5 제어봉집합체(CEA)관 련 규 정

- 2106 -

- 2107 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.5개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.5

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 원자로 보호계통 응답시간 측정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 강영두 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 지성현 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

유영진

유영진

부인형

‘12.06.06

‘13.12.13

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.09

‘13.12.17

‘14.03.18

3 권용일 ‘15.07.20 정충희 ‘15.07.31

4 부인형 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2108 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.5 원자로 보호계통 응답시간 측정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 원자로보호계통에 적용한다.

2. 검사개요

표준형원전 원자로보호계통에 대하여, 원자로 정지 변수의 응답시간이

운영기술지침서 또는 최종안전성분석보고서의 허용기준을 만족함을 현장입

회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 점검요구사항에서 요구하는 점검주기에 따라 원자로

보호계통의 응답시간이 적절히 점검되고 있음을 검사하여, 동 계통의 건전

성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 FSAR 7.2절, 원자로보호계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.1 원자로보호계통 계측설비 : 운전중

다. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.2 원자로보호계통 계측설비 : 정지중

라. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

마. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

II. 검사내용 및 방법

- 2109 -

1. 검사내용

원자로보호계통(다양성보호계통 포함)의 다음 변수들에 대한 응답시간이

운영기술지침서 또는 최종안전성분석보고서에서 규정하고 있는 허용기준

이내에 있는가를 확인․점검한다.

가. 응답시간 시험 대상 신호

- 가압기 저압력

- 가압기 고압력

- 증기발생기 저수위

- 증기발생기 고수위

- 증기발생기 저압력

- 격납건물 고압력

- 원자로냉각재 저유량

- 국부출력 고밀도: 노외 중성자 검출기에 의한 중성자속 출력, 제어봉

집합체 위치, 제어봉집합체 위치(제어봉집합체연산

기의 보상인자)

- 핵비등 저이탈률: 노외 중성자 검출기에 의한 중성자속 출력, 제어봉

집합체 위치, 저온관 온도, 고온관 온도, 일차측 냉

각재펌프 축회전 속도, 가압기에 의한 원자로냉각

재 압력, 제어봉집합체 위치(제어봉집합체연산기

보상인자)

- 가변 과출력 트립

- 대수 출력 고준위

나. 원자로보호계통의 각 신호원별 응답시간이 허용기준 이내로 유지되는

지를 확인하기 위하여, 원자로보호계통에 포함되어 있는 검출기, 신호

변환회로, 논리회로, 원자로정지차단기(Reactor Trip Switchgear : RTSG)등의 개별 응답시간 시험 내용 및 결과를 점검한다.

다. 원자로정지차단기 응답시간은 분로트립(Shunt trip)과 저전압트립

(Undervoltage trip)에 대해서 각각 시험을 수행한다.

- 2110 -

라. 운영기술지침서 교번시험 규정에 따라 각 예방정비기간 중에 원자로

보호계통의 한 채널에 대해서 응답시간 시험이 수행되는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준형원전 FSAR 7.2절, 원자로보호계통

2. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.1 원자로보호계통 계측설비 : 운전중

3. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.2 원자로보호계통 계측설비 : 정지중

4. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

5. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

6. 발전소보호계통 응답시간 시험 절차서 (표준형원전)

7. ISA 67.06.01-2002, "Performance Monitoring for Nuclear Safety-RelatedInstrument Channels in NPPs“

- 2111 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로보호계통 응답시간 측정

검 사 목 적 원자로보호계통 응답시간 적합성 확인

검사 주안점 운영기술지침서에서 규정하고 있는 원자로보호계통의 응답시간 만족 여부 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 원자로정지 변수에 대하여 원

자로보호계통의 응답시간이

허용기준을 만족하는지 확인

가. 검출기(전송기 포함)

나. 신호 변환회로

다. 논리회로

라. 원자로정지차단기

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소 FSAR7.2절에 명시된

허용 기준 이내

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2 원자로보호계통

2. 운영기술지침서 3.3.1 원자로보호계통 계측설비 - 운전중, 3.3.2 원자로

보호계통 계측설비 - 정지중

3. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

- 2112 -

- 2113 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.6개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.6

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 공학적안전설비 작동계통 응답시간 측정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 강영두 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 지성현 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

유영진

유영진

박건용

‘12.06.06

‘13.12.13

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.09

‘13.12.17

‘14.03.18

3 권용일 ‘15.07.20 정충희 ‘15.07.31

4 김영미 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2114 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.3.6 공학적안전설비 작동계통 응답시간 측정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 공학적안전설비 작동계통에 적용한

다.

2. 검사개요

표준형원전 공학적안전설비 작동계통에 대하여, 공학적안전설비 작동 변

수의 응답시간이 운영기술지침서 또는 최종안전성분석보고서의 허용기준을

만족함을 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 점검요구사항에서 요구하는 점검주기에 따라 원자로

보호계통의 응답시간이 적절히 점검되고 있음을 검사하여, 동 계통의 건전

성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 FSAR 7.3절, 공학적안전설비 작동계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.5, 3.3.6, 3.3.8, 3.3.9, 3.3.10절

다. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

라. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

- 2115 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 다음 변수들에 대한 공학적안전설비작동계통의 응답시간이 운영기술지

침서 또는 최종안전성분석보고서에서 규정하고 있는 허용기준 이내에

있는가를 확인․점검한다.

1) 가압기 저압력

가) 안전주입

(1) 고압 안전주입 (표준형 원전의 경우 해당)

(2) 저압 안전주입 (표준형 원전의 경우 해당)

(3) 안전주입 (APR1400형 원전의 경우 해당)

나) 원자로격납건물 격리

(1) CIAS 작동 소형 – 퍼지밸브 닫힘

(2) 기타 CIAS 작동밸브 닫힘

2) 원자로격납건물 고압력

가) 안전주입

(1) 고압 안전주입 (표준형 원전의 경우 해당)

(2) 저압 안전주입 (표준형 원전의 경우 해당)

(3) 안전주입 (APR1400형 원전의 경우 해당)

나) 원자로격납건물 격리

(1) CIAS 작동 소형 – 퍼지밸브 닫힘

(2) 기타 CIAS 작동밸브 닫힘

다) 주증기 격리

(1) MSIS 작동 MSIVs 닫힘

(2) MSIS 작동 MFIVs 닫힘

3) 원자로격납건물 고-고압력

가) 원자로격납건물 살수펌프

나) CSAS 작동시 원자로격납건물격리밸브 닫힘

- 2116 -

4) 증기발생기 저압력

가) 주증기 격리

(1) MSIS 작동 MSIVs 닫힘

(2) MSIS 작동 MFIVs 닫힘

5) 재장전수 탱크 저수위 (표준형 원전의 경우 해당)

가) 원자로격납건물 재순환 집수조

6) 증기발생기 저수위

가) 보조급수펌프 (전동기 구동)

나) 보조급수펌프 (터빈 구동)

7) 증기발생기 고수위

가) 주증기 격리

(1) MSIS 작동 MSIVs 닫힘

(2) MSIS 작동 MFIVs 닫힘

8) 주제어실 비상환기작동(CREVAS), 제어실 유입 고방사능

가) CREVAS 작동 격리 댐퍼 닫힘

나) 비상 보충 ACU FAN 작동

9) 핵연료건물 비상환기작동(FBEVAS), 사용후연료저장조지역 고방사능

가) FBEVAS 작동 격리 댐퍼 닫힘

나) 비상 ACU FAN 작동

10) 원자로격납건물 퍼지격리(CPIAS), 원자로격납건물 상부운전지역/운전

지역 고방사능

가) CPIAS 작동 격리 밸브

11) 4.16 kV 필수모선 저전압(전압 강하)

가) 계통 전압의 90%로 전압 강하(LOV 계전기 → EDG 기동신호)

12) 4.16 kV 필수모선 저전압(전압 상실)

가) 전원상실(UV 계전기 → EDG 기동신호)

나. 공학적안전설비작동계통에 포함되는 기기의 응답시간이 허용기준 이내

로 유지되는지를 확인하기 위하여, 공학적안전설비작동계통에 포함되

어 있는 검출기(전송기 포함), 신호 변환회로, 논리회로, 공학적안전설

- 2117 -

비작동계통-보조캐비닛(APR1400형의 경우 그룹제어기) 및 발전소제어

계통(APR1400형의 경우 루프제어기) 등의 개별 응답시간 시험 내용 및

결과를 점검한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준형원전 FSAR 7.3절, 공학적안전설비 작동계통

2. 표준형원전 운영기술지침서, 3.3.5, 3.3.6, 3.3.8, 3.3.9, 3.3.10절

3. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

4. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

5. 발전소보호계통 응답시간 시험 절차서

6. ISA 67.06.01-2002, "Performance Monitoring for Nuclear Safety-RelatedInstrument Channels in NPPs“

- 2118 -

첨부 1.검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 공학적 안전설비 작동계통 응답시간 측정

검 사 목 적 공학적안전설비작동계통 응답시간 및 기능적합성 확인

검사 주안점운영기술지침서에서 규정하고 있는 공학적안전설비 작동계통의 응답시간 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 공학적안전설비 작동계통의

응답시간이 허용기준을 만

족하는지 확인

가. 검출기(전송기 포함)나. 신호 변환회로다. 논리회로라. 개별 기기 동작시간

- 서류검토- 면담- 입회

해당 발전소 FSAR7.3절 표 7.3-18에 명시된 허용 기준 이내

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.3절, 공학적안전설비작동계통

2. 운영기술지침서 3.3.5 ESFAS 계측설비, 3.3.6 ESFAS 논리 및 수동트립,

3.3.8 격납건물환기 격리신호, 3.3.9 주제어실 비상환기

작동신호(CREVAS), 3.3.10 연료건물 비상환기 작동신호(FBEVAS)

3. KEPIC ENF 3100(안전계통 주기시험)

- 2119 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.3.7개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.3.7

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통시설

제 목 : 공학적안전설비 부계전기 기능시험

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

유영진

유영진

박건용

‘12.06.06

‘13.12.13

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.09

‘13.12.17

‘14.03.18

3 황희수 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2120 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.7 공학적안전설비 부계전기 기능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 공학적안전설비작동계통 부계전기

(APR-1400원전의 경우 부그룹회로)에 적용한다.

2. 검사개요

표준형원전 운영기술지침서의 공학적안전설비작동계통 부계전기에 대한

점검요구사항에 따라 부계전기의 최종구동기 작동시험을 실시하여 공학적

안전설비작동계통 부계전기, Lockout 계전기, 우회 및 수동트립 허용 기능

등이 정상적으로 동작하는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해

검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 공학적안전설비 부계전

기 및 관련 구동기가 정상적으로 동작되며 Lockout 계전기, 바이패스, 수

동 트립 허용기능도 정상적으로 작동됨을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 FSAR 7.3절, 공학적안전설비 작동계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 “공학적안전설비작동계통 논리 및 수동트립”

다. IEEE Std. 338(원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

라. KEPIC ENF 3100(안전계통 주기 시험)

- 2121 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 표준형원전 운영기술지침서 공학적안전설비작동계통 관련 점검요구사

항에 따라 다음과 같은 공학적안전설비작동계통에 대해서 부계전기 동

작신호에 의한 최종 구동기 동작의 적합성을 확인․점검한다.

1) 안전주입계통

2) 격납건물격리계통

3) 주증기관 격리계통

4) 재순환계통(APR-1400 원전 제외)

5) 보조급수작동계통

6) 격납건물살수계통

나. 공학적안전설비작동계통의 경우에는 다음과 같은 신호에 대해서 수동

트립 기능의 적합성을 확인․점검한다.

1) 안전주입 작동신호

2) 격납건물격리 작동신호

3) 격납건물살수 작동신호

4) 재순환 작동신호(APR-1400 원전 제외)

5) 주증기 격리신호

6) 보조급수 작동신호-1

7) 보조급수 작동신호-2

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

- 2122 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준형원전 FSAR 7.3절, 공학적안전설비 작동계통

2. 표준형원전 운영기술지침서, “공학적안전설비작동계통 계측설비”

3. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

4. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

5. 공학적안전설비 부계전기(또는 부그룹회로) 기능시험 절차서

- 2123 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 공학적 안전설비 부계전기 기능시험

검 사 목 적공학적안전설비작동계통 부계전기 동작 신호에 의한 최종 구동기의 동

작 상태 및 공학적안전설비 수동작동장치 기능 확인

검사 주안점공학적안전설비 부계전기 동작 신호에 의한 적절한 동작상태 및 다양

성 공학적안전설비 수동작동장치 기능 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 공학적안전설비 부계전기

동작신호에 의한 최종구동

기 동작 적합성 확인

가. 부계전기(또는 부그룹)

동작

나. 관련 최종 구동기 동작

다. 관련 지시계기 동작

2. 공학적안전설비작동계통

수동 트립기능 확인

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 해당발전소 점검

절차서 판정기준

참조

- 해당발전소 점검

절차서 판정기준

참조

관 련 규 정

1. 표준형원전 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.3 공학적안전설비 작동계통

2. 표준형원전 운영기술지침서 3.3.6 ESFAS 논리 및 수동트립

3. IEEE Std. 338(원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

- 2124 -

- 2125 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.8개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.8

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 안전관련 주요 계기계열 교정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 강영두 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 지성현 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

유영진

유영진

김형태

‘12.06.06

‘13.12.13

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.09

‘13.12.17

‘14.03.18

3 김형태 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

4

- 2126 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.3.8 안전관련 주요 계기계열 교정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 안전관련 주요계측제어계통에 포함

되는 발전소보호계통 채널, 노심보호연산기(제어봉집합체연산기 포함) 채

널, 노외 중성자속 안전채널, 공정계측 계기계열, 사고후감시 채널, 원격정지

반 등의 교정에 적용한다. 정기검사 시 안전관련 주요 계기계열 중 3개의

안전변수를 선정하여 교정 내용을 확인한다.

2. 검사개요

표준형원전 운영기술지침서의 안전계통 채널 교정에 대한 점검요구사항

에 따라 발전소보호계통 채널, 노심보호연산기 채널, 노외 중성자속 안전채

널, 공정계측 계기계열, 사고후감시 채널, 원격정지반 등의 교정 결과가 허

용기준을 만족하는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 안전관련 주요계측제어

계통의 발전소보호계통 채널, 노심보호연산기 채널, 노외 중성자속 안전채

널, 공정계측, 사고후감시 채널, 원격정지반 등의 계기계열 교정 시험내용

및 결과를 검사하여, 각 계통의 계기계열의 기능이 적합하게 유지되고 있

는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2127 -

가. 표준형원전 FSAR 7장, 계측 및 제어계통

나. 표준형원전 운영기술지침서 3.3절, 계측설비

다. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

라. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 발전소보호계통 채널 교정

발전소보호계통에 포함된 계기 및 기기에 대한 교정이 정해진 교정주기에

따라서 실시되고 교정값이 허용기준 이내에 있는 가를 확인 점검한다. 발

전소보호계통에 대한 채널 교정은 다음과 같은 계기 및 기기를 포함한다.

1) 전원 공급기

2) 아날로그 입출력 모듈

3) 시험 및 교정회로

4) 비교논리 및 트립 설정치

나. 노심보호연산기(제어봉집합체연산기 포함) 채널 교정

노심보호연산기에 포함되어 있는 계기 및 기기에 대한 교정이 정해진

교정주기에 따라서 실시되고 교정값이 허용기준 이내에 있는 가를 확인 점

검한다. 노심보호연산기에 대한 채널 교정은 다음과 같은 계기 및 기기를

포함한다.

1) 전원 공급기

2) 비교논리 및 트립 설정치

다. 노외 중성자속 안전채널 교정

노외 중성자속 안전채널의 교정시험은 발전소 계획정비 기간 중 발전소

저온정지 이하의 운전모드에서 노외 중성자속 안전채널 대수출력과 선형출

- 2128 -

력 회로를 대상으로 수행하며 세부내용은 다음과 같다.

1) 노외 중성자속 대수출력 교정

2) 노외 중성자속 선형출력 교정시험

라. 공정계측 계기계열 교정

원자로정지 및 사고후감시 등의 안전계통과 관련된 다음 변수들에 대해

서 전원, 전압/전류 변환카드, 지시계 및 기록계 등에 대한 교정이 정해진

교정주기에 따라서 실시되고 교정값이 허용기준 이내에 있는 가를 확인 점

검한다.

공정계측 계기계열 교정은 다음과 같은 정지변수 등에 대해서 수행한다.

1) 가압기 압력 계기계열

2) 원자로냉각재계통 압력/온도/유량 계기계열

3) 증기발생기 수위 계기계열

4) 증기발생기 압력 계기계열

공정계측 계기계열 교정은 위의 정지변수 등에 대해서 다음과 같은 기

기에 대해서 수행한다.

1) 전원 공급카드

2) 신호 변환카드

3) 지시계 및 기록계

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

- 2129 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준형원전 FSAR 7장, 계측 및 제어계통

2. 표준형원전 운영기술지침서, 3.3절 계측설비

3. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

4. IEEE Std. 338 (원전 안전계통 주기시험에 관한 기술기준)

5. ISA 67.06.01-2002, "Performance Monitoring for Nuclear Safety-RelatedInstrument Channels in NPPs"

- 2130 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전관련 주요 계기계열 교정

검 사 목 적 교정절차의 적합성 및 교정결과 값이 허용기준치를 만족하는지 확인

검사 주안점원자로 정지 설정치 및 공학적안전설비 작동 설정치가 적절히 교정되는지

확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 운영기술지침서 감시요건에

제시된 계기계열 교정의 적

합성 확인

가. 검출기(전송기 포함)

나. 신호변환 카드

다. 전원공급기

라. 지시계 및 기록계

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당발전소

점검절차서

판정기준 참조

관 련 규 정

1. 표준형원전 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장 계측제어

2. 운영기술지침서 3.3 계측설비

3. KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험)

* 정기검사 시 안전관련 주요 계기계열 중 최소 3개의 안전변수를 선

정하여 교정 내용을 확인한다.* 발전소보호계통, 노심보호연산기, 노외 중성자속 안전채널 교정의 경

우는 검사지침서 점검내용 참조

- 2131 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.9개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.9

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 지진원자로자동정지계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

김문수

유영진

유영진

‘12.06.11

‘13.12.13

‘14.03.18

김용범

박현신

정충희

‘12.06.11

‘13.12.17

‘14.03.18

3 권용일 ‘15.07.20 정충희 ‘15.07.31

4 권용일 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2132 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.3.9 지진원자로자동정지계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 지진원자로자동정지계통에 적용한다.

2. 검사개요

지진원자로자동정지계통은 대규모 지진발생시 원자로의 자동정지를 위

한 기능과 지진을 측정하는 기능이 제대로 발휘할 수 있도록 주기적인 성

능점검 및 기기 교정이 요구된다. 관련 기술기준 및 절차서에 의거 채널점

검, 기능시험, 기기교정, 계측기 설치상태 및 유지관리상태 점검 등 동 계

통이 적합하게 점검되고 있는지를 확인하기 위하여, 현장입회, 서류검토 또

는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 기술기준 및 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 지진원자로자

동정지계통이 적합하게 점검․시험․교정되고 있음을 검사하여, 성능이 제

대로 유지되고 있는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형원전 최종안전성분석보고서 7장 계측제어

나. 지진원자로자동정지계통 관련 절차서

- 2133 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

지진원자로자동정지계통의 성능이 제대로 유지되는지를 확인하기 위하

여 다음 사항을 검사한다.

가. 지진원자로자동정지계통의 교정 적합성 확인

지진원자로자동정지계통의 정확성 및 건전성을 유지하기 위하여, 교정을

수행하는 것으로서 다음 사항을 검사한다.

1) 지진센서모듈 (Balance, Offset, Gain 등)

2) 지진원자로자동정지 캐비닛 기기 (전원공급기, 입/출력카드, 트립 및

경보 설정치 등)

나. 지진원자로자동정지계통의 기능시험 적합성 확인

지진원자로자동정지계통이 기능을 유지하고 있는지를 확인하는 것으로

서 다음 사항을 검사한다.

1) 기능시험 절차 및 시험결과의 적절성(센서모듈 기능, 비교논리 기능,

동시논리 기능, 무정전 전원공급 기능 등)

2) 주제어실 및 MTP(정비시험패널)의 시청각경보 기능 유지 여부(지진

발생, 전원상실 등에 대한 경보)

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

- 2134 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준형원전 최종안전성분석보고서 7장 계측제어

2. 지진원자로자동정지계통 관련 절차서

- 2135 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 지진원자로자동정지계통

검 사 목 적 지진원자로자동정지계통의 건전성 확인

검사 주안점 지진원자로자동정지계통 교정결과 및 성능의 적절성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 지진원자로자동정지계통 교정

적합성 확인

- 센서모듈 교정

- 전원공급기 교정

- 입출력카드 교정

- 트립 및 경보 설정치 확인

2. 지진원자로자동정지계통

기능시험 적합성 확인

- 센서모듈 기능시험

- 비교논리 기능시험

- 동시논리 기능시험

- 관련 경보 작동

- 서류검토

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당발전소

점검절차서

판정기준 참조

- 해당발전소

점검절차서

판정기준 참조

관 련 규 정 1. 표준형원전 최종안전성분석보고서 7장 계측제어

- 2136 -

- 2137 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.3.10개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.3.10

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통 시설

제 목 : 다양성보호계통 기능시험 및 교정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

유영진

유영진

유영진

‘12.06.06

‘13.12.17

‘14.3.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.09

‘13.12.17

‘14.3.18

3 권용일 ‘15.07.20 정충희 ‘15.07.31

4 주재율 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2138 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.3.10 다양성보호계통 기능시험 및 교정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함)의 다양성보호계통에 적용한다.

2. 검사개요

표준형원전 다양성보호계통의 교정결과 및 그 기능이 해당 절차서 또는

최종안전성분석보고서에 기술된 허용기준을 만족함을 현장입회, 서류검토

또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

발전소보호계통의 공통원인고장에 대비하기 위하여 설치된 다양성보호

계통이 관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 적합하게 교정되고, 최

종안전성분석보고서에 기술된 기능 및 응답시간이 허용기준을 만족하고 있

음을 검사하여, 동 계통의 건전성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제27조(다양성보호계통)

나. 표준형원전 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2절, 7.3절, 7.7절(한빛3,4,5,6

/한울3,4) 및 7.8절(한울5,6/신고리1,2,3,4)

II. 검사내용 및 방법

- 2139 -

1. 검사내용

다양성보호계통의 성능이 제대로 유지되고 있는지 확인하기 위하여 다

양성보호계통 채널교정, 기능, 응답시간이 허용기준 이내에 있는지를 점검

한다.

가. 다양성보호계통 교정

1) 작동 신호별 설정치 교정

2) 경보 및 Trouble 경보 점검

3) 아날로그 출력 모듈 교정

나. 다양성보호계통 자동기능시험

1) 비교/동시/우회 논리시험

2) 설정치 표시 및 변경 기능시험

다. 다양성보호계통 응답시간 측정시험

1) 원자로정지신호(가압기고압력/격납건물고압력) 응답시간 측정

2) 보조급수작동신호(증기발생기저수위) 응답시간 측정

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2140 -

V. 참고문헌

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제27조(다양성보호계통)

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2절, 7.3절, 7.7절(한빛3,4,5,6/한울3,4) 및

7.8절(한울5,6/신고리1,2,3,4)

3. SECY-93-087, "Policy, Technical, and Licensing Issues Pertaining to

Evolutionary and Advanced Light-Water Reactor (ALWR) Designs."

4. Generic Letter 85-06, "Quality Assurance Guidance for ATWS

Equipment that is not Safety-Related,

5. Staff Requirement Memorandum on SECY-93-087, "Policy, Technical

and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced

Light-Water Reactor (ALWR) Designs."

6. 다양성보호계통 교정시험 절차서, 기능시험 절차서

- 2141 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 다양성보호계통 기능시험 및 교정

검 사 목 적- 교정절차의 적합성 및 교정결과 값이 허용기준치를 만족하는지 확인

- 기능시험절차의 적합성 및 다양성보호계통 기능의 건전성 확인

검사 주안점 원자로 정지 설정치 및 공학적안전설비 작동 설정치가 적절히 교정되는지 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 다양성보호계통 교정

가. 작동 신호별 설정치 교정

나. 경보 및 Trouble 경보 점검

다. 아날로그 입출력 모듈 교정

2. 다양성보호계통 기능시험

가. 비교/동시/우회 논리시험

나. 설정치 표시 및 변경 기능

시험

3. 다양성보호계통 응답시간측정

가. 원자로정지신호

나. 보조급수작동신호

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 서류검토

- 특정발전소 교정

절차 판정기준 참조

- 특정발전소 해당

절차서 판정기준

참조

- 특정발전소 해당

절차서 판정기준

참조

관 련 규 정 1. 표준형원전 FSAR 7.2절, 7.3절, 7.7절 및 7.8절

- 2142 -

- 2143 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.3.11개 정 번 호 1발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.3.11

검사대상시설명 : 계측 및 제어계통시설

제 목 : 보안성 운영환경 점검

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 권용일 ‘15.07.20 정충희 ‘15.07.31

1 정상용 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

2

3

- 2144 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.3.11 보안성 운영환경 점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함) 디지털 계측제어계통 중 안전계통(원

자로보호계통, 노심보호연산기계통, 공학적안전설비작동계통), 원자로정지

불능 예상과도상태 완화계통(다양성보호계통), 이외의 직접적인 원자로정지

신호발생 계통(지진원자로자동정지계통), 안전등급 연계논리계통(ILS) 또는

발전소제어계통(PCS) 및 동 계통의 유지보수·시험에 이용되는 디지털 설비

를 검사 대상으로 한다.

2. 검사개요

상기 제1항 “검사대상범위”에 기술된 디지털 계측제어계통 및 설비의

신뢰성 있는 운전이 연계계통의 바람직하지 않은 작동이나 사람의 부주의

한 접근에 의해 저하되지 않도록 보안성 운영환경이 적합하게 구축되어 유

지되고 있음을 현장입회, 서류검토 또는 면담을 통해 검사한다.

3. 검사목적

상기 제1항 “검사대상범위”에 기술된 디지털 계측제어계통 및 설비에

대해 보안성 운영환경이 관련 지침서를 만족하고 있음을 검사하여, 동 계

통의 건전성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2145 -

가. KINS/RG-N08.13, 경수로형 원전 규제지침 8.13, “안전계통의 디지털

컴퓨터 사용”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

제1절 제1항 “검사대상범위”에 기술된 디지털 계측제어계통 및 설비에

대해, 보안성이 확보된 운영환경이 관련 지침서에 따라 적합하게 구축되어

유지되고 있음을 확인하기 위해 다음 항목의 내용을 검사한다.

가. 디지털 기기의 형상관리

동 계통에 포함된 디지털 기기에 대한 소프트웨어 및 하드웨어의 형상관

리가 관련 지침서 또는 해당 발전소의 절차서에 따라 적합하게 수행되는

지 확인한다.

나. 소프트웨어 건전성 확인

다음과 같은 취약점에도 동 계통의 신뢰성 있는 운전이 저해되지 않음을

확인하기 위하여, 소프트웨어 기능점검 및 소프트웨어 진단기능(채널간

설정치 비교, Check Sum 등), 캐비닛 문 개방시 주제어실 경보발생 확인

등을 통해 해당 소프트웨어의 건전성을 확인한다.

- 부주의한, 의도되지 않은, 또는 비인가된 접근이나 변경

- 연결된 계통들의 바람직하지 않은 작동

다. 디지털 기반 유지보수 및 시험설비의 관리

동 계통의 유지보수 및 시험(응답시간측정, 기능점검 등)에 이용되는 디지

털 기반의 설비가 계통기능 및 시험결과에 악영향을 미치지 않도록, 해당

시험설비가 적절히 관리되고 그 기능이 유지하고 있음을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

- 2146 -

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. Regulatory Guide 1.152, Rev. 3, July 2011, “Criteria for Use ofComputers in Safety Systems of Nuclear Power Plants.”, U.S. NRC

2. IEEE Std. 7-4.3.2, 2003, “Standard Criteria for Digital Computers inSafety System of Nuclear Power Generating Stations.”

- 2147 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 계측 및 제어계통시설 검 사 원

검 사 항 목 보안성 운영환경 점검

검 사 목 적디지털 계측제어계통의 형상관리 및 소프트웨어 건전성 확인을 통해

보안성 운영환경의 적합성 확인

검사 주안점 디지털 계측제어계통의 형상관리 및 소프트웨어 건전성 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 디지털 기기의 형상관리 점검

가. 소프트웨어 형상관리 적합성

나. 하드웨어 형상관리 적합성

2. 디지털 기기의 소프트웨어

건전성 점검

가. 소프트웨어 기능 확인

나. 채널간 설정치 비교, 체크섬

등 소프트웨어 진단기능 확인

3. 디지털 기반 유지보수 및

시험 설비 관리

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 관련 지침서 또는

해당 발전소의

디지털

계측제어설비 관련

절차서에 명시된

허용기준(점검내용

1,2,3 적용)

관 련 규 정

1. 경수로형 원전 규제지침서 8.13, 안전계통의 디지털 컴퓨터 사용

2. U.S.NRC Reg. Guide 1.152(Rev.3), Criteria for Use of Computers in

Safety Systems of Nuclear Power Plants

* 점검대상 디지털기기: 원자로보호계통, 노심보호연산기계통, 공학적안전설비

작동계통, 다양성보호계통, 지진원자로자동정지계통, 안전등급 연계논리

계통 또는 발전소제어계통 등

- 2148 -

- 2149 -

4. 핵연료물질의 취급 및 저장시설

- 2150 -

- 2151 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.4.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.4.1

검사대상시설명 : 핵연료물질의 취급 및 저장시설

제 목 : 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이공희 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 김위경 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2현영학

송성주

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김진혁 ‘15.07.29김세원민복기

‘15.07.29‘15.07.30

- 2152 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.4.1 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통은 각각 1대의 냉각펌프, 열교환

기로 구성된 독립적인 2계열의 냉각계통과 저장조의 수질을 유지하기 위하

여 1계열의 펌프와 여과기 및 탈염기로 구성된 정화계통으로 구성되어 있

다. 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통은 저장조에 저장된 연료에서

발생하는 붕괴열(Decay Heat)을 제거하고 사용후핵연료 저장조, 핵연료이

송수조 및 재장전수조내의 이물질을 제거하여 시각적 투명성을 유지하며

저장 수 내 방사능 농도를 최대한 낮추는 기능과 적정한 수준의 수위를 유

지하여 저장중인 연료로부터의 방사선 피폭을 차단하는 기능을 갖는다. 동

계통의 안전기능이 적절히 유지되는지 확인하기 위하여 다음과 같이 검사

한다.

가. 사용후핵연료 저장조 냉각펌프 및 역지밸브 점검

나. 사용후핵연료 저장조 수위, 온도 및 붕소농도 점검

다. 사용후핵연료 저장조 열교환기 성능점검

라. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통의 운전 가능성을 확인하기 위해

서 운영기술지침서 등의 관련 기술기준에 의거 사용후핵연료 저장조 냉각

펌프 가동중 시험, 사용후핵연료 저장조 수위 및 붕소농도 점검 등이 적합

하게 수행되었는지 여부를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 확인

- 2153 -

한다.

3. 검사목적

표준형원전 사용후핵연료 저장조 냉각펌프 및 밸브에 대한 가동중 시험,

사용후핵연료 저장조 수위, 온도 및 붕소농도 점검결과가 관련 기술기준을

만족하는지 여부와 동 계통의 운전가능성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제 33조 “연료취급장치 및 저

장설비”, 제56조 “운영절차서” 및 제63조 “시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.14 “사용후연료저장조 수위”, 3.7.15 “사용후

연료저장조 붕소농도”, 제3편 4.5 “가동중시험(IST)계획서”

마. 최종안전성분석보고서 9.1.3절 “사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계

통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB

“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”

Ⅱ. 검사방법 및 내용

1. 검사내용

운영기술지침서 등의 관련 기술기준에서 요구하는 점검요구사항에 따라

아래와 같은 점검내용의 적합성을 확인한다.

가. 사용후핵연료 저장조 냉각펌프 및 역지밸브 점검

사용후핵연료 저장조 냉각펌프는 저장조의 온도 상승을 방지하고 사용

- 2154 -

후핵연료 저장조 냉각 열교환기의 냉각 요건을 만족시키는 충분한 유량

을 공급하기 위해 설치되어 있다. 동 펌프의 운전가능성을 확인하기 위해

운영기술지침서와 KEPIC MOB에 따라 3개월 주기로 일정유량에서 차압

및 진동값이 허용범위를 만족함을 확인한다. 또한 사용후핵연료 저장조

냉각펌프의 성능시험 시 출구 측에 설치된 역지밸브의 동작상태를 점검

하여 판정기준을 만족함을 확인한다.

나. 사용후핵연료 저장조 수위, 온도 및 붕소농도 점검

사용후핵연료 저장조내에서 핵연료집합체 저장과 이동을 위해 운영기

술지침서에서 요구하는 붕소농도가 허용범위를 만족하는지 확인한다. 또

한 사용후핵연료 저장조 수위가 방사선 차폐기능을 수행할 수 있도록 운

영기술지침서에서 제시하는 허용기준 이상으로 유지되는지를 확인한다.

최종안전성분석보고서 9.1.3절에 따라 핵연료저장조의 붕산수 온도는 4.

4～60의 범위로 유지되어야 한다. 발전소 운영절차서에 따라 24시간

주기로 온도 점검이 적절히 수행되는지와 저장조 냉각기능이 유지되고

있는지를 확인한다.

다. 사용후핵연료 저장조 열교환기 성능점검

사용후핵연료 저장조 냉각계통은 저장조에 저장된 연료에서 발생하는

붕괴열을 제거하는 기능을 유지하는 기능을 갖는다. 최종안전성분석보고서

에서는 최대 사용후핵연료 저장조 열부하에서도 냉각수의 비등 및 증발이

제한되도록 저장조수를 제한 온도 이내로 유지하도록 사용후핵연료 저장조

내에 열교환기를 설치하여 고열원인 사용후연료저장수와 저열원인 기기냉

각수를 각각 열교환기 튜브측과 동체측에 공급하여 붕괴열을 제거하는 것

으로 명시하고 있다. 이와 관련하여, 사용후핵연료 저장조 수온이 제한온도

이내로 유지될 수 있도록 사용후핵연료 저장조 열교환기의 성능변수가 허

용기준을 만족하는지 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

- 2155 -

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 발전소 운영절차서

가. 사용후 연료저장조 냉각 및 정화계통

나. 12시간, 24시간, 7일, 31일 주기점검

다. 안전관련 밸브 동작시험

라. 사용후연료저장조 냉각펌프 운전가능성시험

마. 재장전수탱크 및 사용후연료저장조의 수위/붕소 농도 점검

바. 원자로냉각재계통 및 재장전 수조와 수로 붕소 점검

2. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “InserviceTesting of Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC“Inservice Testing of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”

- 2156 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 핵연료물질의 취급시설 및 저장시설 검 사 원검 사 항 목 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통검 사 목 적 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통의 안전성 평가

검사 주안점- 사용후핵연료 저장조 냉각펌프, 안전관련 밸브의 운전가능성 확인- 사용후핵연료 저장조 수위 및 붕소농도 만족 여부

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 사용후핵연료 저장조 냉각

펌프 및 역지밸브 점검

- 펌프 성능

- 펌프 및 전동기의 진동

- 계기 검․교정 결과

- 역지밸브 동작시험

2. 사용후핵연료 저장조 수위,온도 및 붕소농도 점검

3. 열교환기 성능점검- 열교환기 성능

4. 운영절차서, 시험, 감시, 검사

및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수

계획의 적절성

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 가동중시험 요건

· 차압: KEPIC MOB허용값 이내

· 진동: 기준값의 2.5배

이하, 8.255/s 이하

. 계통 유로밸브 성능

및 위치 적합

- 수위 ≥ 23ft- 온도: FASR 9.1.3- 붕소농도:

4,000~4,400ppm(한빛3,4/한울3,4)2,150ppm이상(한빛5,6/한울5,6,신고리1,2, 신월성1,2)

- 총괄열전달계수

제한값이내

- 오염계수 제한값이내

- 원자로시설 등의 기술

기준에 관한규칙

제56조, 제63조·운기침, FSAR 및

제작사 지침서 등의

부합여부

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제33조 “연료취급장치 및 저장설비”, 제56조 “운영절차서” 및 제63조“시험․감시․검사 및 보수”

2. 운영기술지침서 제1편 3.7.14, 3.7.15, 제3편 4.5 3. 최종안전성분석보고서 9.1.3절 “사용후연료저장조 냉각 및 정화 계통” 4. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA, MOB 및 MOC 5. 가동중시험계획서

- 2157 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.4.2개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.4.2

검사대상시설명 : 핵연료물질의 취급 및 저장시설

제 목 : 핵연료 이송설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 신강식 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 김낙철 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2신강식/김낙철송태광

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 공장식 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

조두호/

송태광/

이상민

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2158 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.4.2 핵연료 이송설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 재장전기중기, 사용후핵연료 취급기중

기 등을 포함하는 핵연료 이송계통 설비에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 핵연료 이송설비 계통은 운전 가능성

을 입증하기 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 관련 최종안

전성분석보고서, 기술요건서 및 절차서의 점검요구사항에 의거 재장전기중

기, 사용후핵연료 취급기중기에 대한 부하시험, 과부하 및 저부하시험, 브

리지-호이스트, 브리지-트롤리 연동시험, 구역연동시험에 대한 점검을 수행

하며, 재장전기중기-직립기 및 사용후연료 취급기중기-직립기간 연동이 적

합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 확인

한다.

3. 검사목적

핵연료 취급 중 발생할 수 있는 핵연료 손상을 방지하고 핵연료 이송설

비 계통의 운전 가능성 확보를 위하여 관련 절차서에서 요구하는 점검주기

에 따라 핵연료 이송설비 계통의 운전가능성 및 성능의 적합성을 확인하기

위함이다.

4. 검사기준 및 근거

- 2159 -

1. 한빛 3,4 및 한울 3,4호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(30/31 of33)

2. 신고리 1,2호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-18~19

3. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.102, "핵연료 재장전기중기"

4. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.103, "기중기 이동 - 핵연료

건물“

5. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-4, “크레인 및 취급기 이

동- 핵연료취급지역”

6. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-5, “핵연료재장전기”

7. ANSI/ANS 57.1,"Design Requirements for Light Water Reactor FuelHandling Systems“

8. ASME B30.2, "Overhead and Gantry Cranes”

9. KEPIC MCN, "원자력발전소 크레인”

10. CMAA 70, "Specifications for Electric overhead traveling cranes”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 핵연료 재장전기중기 점검

- 핵연료 재장전기중기가 해당 최종안전성분석보고서 및 기술요건서의

검사주기(사용전 72시간 이내)를 만족하는지 확인하기 위하여, 검사시기 및

시험주기를 점검한다. 또한, 최종안전성분석보고서 및 기술요건서 등의 점

검내용이 절차서 및 실제 점검내용과 일치하는지 확인한다.

- 점검에 사용된 장비 및 계기(로드셀 등)가 유효한지 확인하기 위하여

사용장비 및 계기에 대한 교정 서류를 검토한다.

- 핵연료 재장전기중기의 부하시험, 과부하(및 저부하)연동, 절차서에 의

한 구역연동, 호이스트 이동 중 수평이동금지 연동 및 직립기와 재장전기

중기간의 연동기능이 적절히 동작하여야 한다.

나. 연료건물 기중기 점검

- 연료건물 기중기(연료건물 천정기중기, 사용후연료취급기중기 및 연료

- 2160 -

건물 모노레일 호이스트)가 해당 최종안전성분석보고서 및 기술요건서의

검사주기(사용전 7일간 이내 및 사용중 7일마다)를 만족하는지 확인하기

위하여, 검사시기 및 시험주기를 점검한다. 또한, 최종안전성분석보고서 및

기술요건서 등의 점검내용이 절차서 및 실제 점검내용과 일치하는지 확인

한다.

- 점검에 사용된 장비 및 계기(로드셀 등)가 유효한지 확인하기 위하여

사용장비 및 계기에 대한 교정 서류를 검토한다.

- 사용후연료취급기중기에 대한 구역연동, 사용후연료 취급기중기의 과

부하 및 저부하 연동, 호이스트 이동 중 수평이동금지 연동 및 직립기와

사용후연료 취급기중기간의 연동기능이 적절히 동작하여야 한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 한빛 3,4 및 한울 3,4호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(30/31 of33)

2. 신고리 1,2호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-18~19

3. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.102, "핵연료 재장전기중기"

4. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.103, "기중기 이동 - 핵연료

건물“

5. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-4, “크레인 및 취급기 이

- 2161 -

동- 핵연료취급지역”

6. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-5, “핵연료재장전기”

7. ANSI/ANS 57.1,"Design Requirements for Light Water Reactor FuelHandling Systems“

8. ASME B30.2, "Overhead and Gantry Cranes”

9. KEPIC MCN, "원자력발전소 크레인”

10. CMAA 70, "Specifications for Electric overhead traveling cranes”

- 2162 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

검사대상시설 핵연료물질의 취급 및 저장시설 검사원

검 사 항 목 핵연료 이송설비

검 사 목 적핵연료취급에 사용되는 재장전 기중기 및 사용후핵연료 취급기중기의 부하시험 및 연동 성능 점검

검사 주안점 부하시험 및 연동장치 기능 만족 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 핵연료 재장전기중기 점검

- 시험주기 및 내용 검토

- 시험장비 및 계기(로드셀

등) 교정 상태 확인

- 인출전, 장전전 시험결과

검토

2. 핵연료건물 사용후연료

취급기중기 점검

- 시험주기 및 내용 검토

- 시험장비 및 계기 .교정

상태 확인

- 인출전, 장전전 시험 결과

검토

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 최종안전성분석보고서

Table 13.7-1(30/33),13.7-18

- 기술요건서 T3.9.102- 최종안전성분석보고서

표 9.1.4-5- 기중기 취급전 72시간

이내에 시험을 수행

- 과부하/저부하 연동 및

구역연동

- 최종안전성분석보고서

Table 13.7-1(31/33),13.7-19

- 기술요건서 T3.9.103- 최종안전성분석보고서

표 9.1.4-4- 취급전 7일 이내에

시험수행

- 과부하/저부하 연동 및

구역연동

- 2163 -

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

관 련 규 정

1. 한빛 3,4 및 한울 3,4호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-1(30/31 of 33)2. 신고리 1,2호기 최종안전성분석보고서 Table 13.7-18~193. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.102, "핵연료 재장전기중기"4. 한빛 5,6 및 한울 5,6호기 기술요건서 T3.9.103, "기중기 이동 - 핵연료 건물“5. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-4, “크레인 및 취급기 이

동- 핵연료취급지역”6. 신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 표 9.1.4-5, “핵연료재장전기”7. ANSI/ANS 57.1,"Design Requirements for Light Water Reactor FuelHandling Systems“8. ASME B30.2, "Overhead and Gantry Cranes”9. KEPIC MCN, "원자력발전소 크레인”10. CMAA 70, "Specifications for Electric overhead traveling cranes”

- 2164 -

- 2165 -

5. 방사성 폐기물의 폐기시설

- 2166 -

- 2167 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.5.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.5.1

검사대상시설명 : 방사성폐기물의 폐기시설

제 목 : 액체 방사성폐기물 관리

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정승영 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 정해용 ‘10.10.29 이윤근 ‘10.10.29

2 송민철 ‘12.07 정찬우 ‘12.07

3 김성일 ‘15.07 이병수 ‘15.07

4

- 2168 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.5.1 액체 방사성폐기물 관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

액체 방사성폐기물의 관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

액체 방사성폐기물 관리시설은 원자력발전소 운영으로 발생되는 액체폐

기물을 안전하게 처리하고, 환경으로 방출되는 액체 방사성폐기물의 방출

농도를 관련기준치 이내로 유지하는 시설이다.

3. 검사목적

액체 방사성폐기물 처리계통의 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를

확인하고, 액체유출물의 배출에 따른 인근주민의 예상피폭선량이 허용기준

치 이내로 유지되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형 원전 운영기술지침서

나. 표준형 원전 최종안전성분석보고서

다. 표준형 원전 운영절차서

라. 원자로시설 등의 기술기준에 관한규칙 제32조 (방사성폐기물의 처리

및 저장시설 등)

마. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

- 2169 -

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 배출관리기준 만족여부

나. 환경상의 위해방지 기준 만족여부

다. 액체유출물 배출관리 및 감시의 적합성

라. 액체폐기물처리계통의 건전성 및 성능

마. 관련계통 수위계 및 유량계 성능

바. 배출관련 시료채취계통

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. (단, 입회는 필요시 수행)

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 원자력관계법령집

2. 표준형 원전 관련 절차서

- 2170 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사성폐기물의 폐기시설 검 사 원

검 사 항 목 액체 방사성폐기물 관리

검 사 목 적액체 방사성폐기물 처리계통이 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를 확인하고, 액체유출물의 배출에 따른 인근주민의 예상피폭선량이 허용기준치 이내로 유지되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

검사 주안점- 액체 방사성폐기물처리계통의 건전성 및 성능

- 액체유출물에 대한 배출관리기준/환경상의 위해방지 기준

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 배출관리기준 만족여부

2. 환경상의 위해방지 기준 만족여부

3. 액체유출물 배출관리 및 감시의 적합성

4. 액체폐기물처리계통의 건전성 및 성능

5. 관련계통 유량계 및 수위계 성능

6. 배출관련 시료채취계통

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 원자력안전법령

- 원자력안전위원회고시

(방사선.01)

- FSAR

관 련 규 정

1. 원자력안전법 제91조

2. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제32조, 제56조, 제63조,

제65조, 제66조

3. 원자력안전위원회고시(방사선.01)

4. 최종안전성분석보고서 11.2

5. 운영기술지침서 제2편 2.1.2, 제3편 4.13

6. 관련 절차서

- 2171 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.5.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.5.2

검사대상시설명 : 방사성폐기물의 폐기시설

제 목 : 기체 방사성폐기물 관리

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정승영 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 정해용 ‘10.10.29 이윤근 ‘10.10.29

2 송민철 ‘12.07 정찬우 ‘12.07

3 김성일 ‘15.07 이병수 ‘15.07

4

- 2172 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.5.2 기체 방사성폐기물 관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

기체 방사성폐기물의 관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

기체 방사성폐기물 관리시설은 원자력발전소 운영으로 발생되는 기체폐

기물을 안전하게 처리하고, 환경으로 방출되는 기체 방사성폐기물의 방출

농도를 관련기준치 이내로 유지하는 시설이다.

3. 검사목적

기체 방사성폐기물 처리계통의 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를

확인하고, 기체유출물의 배출에 따른 인근주민의 예상피폭선량이 허용기준

치 이내로 유지되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형 원전 운영기술지침서

나. 표준형 원전 최종안전성분석보고서

다. 표준형 원전 운영절차서

라. 원자로시설 등의 기술기준에 관한규칙 제32조 (방사성폐기물의 처리

및 저장시설 등)

마. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

- 2173 -

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 배출관리기준 만족여부

나. 환경상의 위해방지 기준 만족여부

다. 기체유출물 배출관리 및 감시의 적합성

라. 기체폐기물처리계통의 건전성 및 성능

마. 폭발성기체 감시설비

바. 배출관련 시료채취계통

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. (단, 입회는 필요시 수행)

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 원자력관계법령집

2. 표준형 원전 관련 절차서

- 2174 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사성폐기물의 폐기시설 검 사 원

검 사 항 목 기체 방사성폐기물 관리

검 사 목 적기체 방사성폐기물 처리계통이 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를 확인하고, 기체유출물의 배출에 따른 인근주민의 예상피폭선량이 허용기준치 이내로 유지되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

검사 주안점- 기체 방사성폐기물처리계통의 건전성 및 성능

- 기체유출물에 대한 배출관리기준/환경상의 위해방지 기준

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 배출관리기준 만족여부

2. 환경상의 위해방지 기준 만족여부

3. 기체유출물 배출관리 및 감시의 적합성

4. 기체폐기물처리계통의 건전성 및 성능

5. 폭발성기체 감시설비

6. 배출관련 시료채취계통

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 원자력안전법령

- 원자력안전위원회고시

(방사선.01)

- FSAR

관 련 규 정

1. 원자력안전법 제91조

2. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제32조, 제56조, 제63조,

제65조, 제66조

3. 원자력안전위원회고시(방사선.01)

4. 최종안전성분석보고서 11.3

5. 운영기술지침서 제2편 2.1.3, 제3편 4.13

6. 관련 절차서

- 2175 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.5.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.5.3

검사대상시설명 : 방사성폐기물의 폐기시설

제 목 : 고체 방사성폐기물 관리

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정승영 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 정해용 ‘10.10.29 이윤근 ‘10.10.29

2 송민철 ‘12.07 정찬우 ‘12.07

3 김성일 ‘15.07 이병수 ‘15.07

4

- 2176 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.5.3 고체 방사성폐기물 관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

고체 방사성폐기물의 관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

고체 방사성폐기물 관리시설은 원자력발전소 운영으로 발생되는 고체폐

기물을 안전하게 처리하고, 최종 처분시설로 인도되거나 규제해제 되기전

까지 안전하게 저장 및 관리하는 시설이다.

3. 검사목적

고체 방사성폐기물 처리계통이 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를

확인하고, 고체 방사성폐기물의 관리(처리, 운반, 저장 등)가 적절하게 수행

되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형 원전 운영기술지침서

나. 표준형 원전 최종안전성분석보고서

다. 표준형 원전 운영절차서

라. 원자로시설 등의 기술기준에 관한규칙 제32조 (방사성폐기물의 처리

및 저장시설 등)

마. 원자력안전위원회고시(폐기물.02) “방사성물질등의 포장 및 운반에 관

한 규정”

- 2177 -

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 고체 방사성폐기물 계통의 건전성 및 성능

나. 고체 방사성폐기물 처리방법의 적합성

다. 고체 방사성폐기물 취급 및 운반

라. 고체 방사성폐기물 저장 관리 (임시저장고, 대형폐기물 전용저장고)

마. 자체처분 대상 폐기물 관리

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. (단, 입회는 필요시 수행)

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 원자력관계법령집

2. 표준형 원전 관련 절차서

- 2178 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사성폐기물의 폐기시설 검 사 원

검 사 항 목 고체 방사성폐기물 관리

검 사 목 적고체 방사성폐기물 처리계통이 건전성과 설계성능을 유지하고 있는지를 확인하고, 고체방사성폐기물의 발생, 처리, 운반, 저장관리가 적절하게 수행되고 있는지를 점검하는데 검사목적이 있다.

검사 주안점- 고체 방사성폐기물처리계통의 건전성 및 성능

- 고체 방사성폐기물의 관리(처리, 운반, 저장 등)상태

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 고체 방사성폐기물 계통의 건전성 및 성능

2. 고체 방사성폐기물 처리방법의 적합성

3. 고체 방사성폐기물 취급 및 운반

4. 고체 방사성폐기물 저장 관리 (임시저장고, 대형폐기물 전용저장고)

5. 자체처분 대상 폐기물 관리

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 원자력안전법령

- 원자력안전위원회고시

(폐기물.02)

- FSAR

관 련 규 정

1. 원자력안전법 제91조

2. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제32조, 제56조, 제63조,

제65조, 제66조

3. 원자력안전위원회고시(폐기물.02)

4. 최종안전성분석보고서 11.4

5. 운영기술지침서 제2편 2.1.4

6. 관련 절차서

- 2179 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.5.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.5.4

검사대상시설명 : 방사성폐기물의 폐기시설

제 목 : 공기정화계통 여과기 성능

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정승영 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 정해용 ‘10.10.29 이윤근 ‘10.10.29

2 송민철 ‘12.07 정찬우 ‘12.07

3 이정근 ‘15.07 이병수 ‘15.07

4

- 2180 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.5.4 공기정화계통 여과기 성능

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사성폐기물의 관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

공기정화계통 내 여과기는 HEPA 필터, 활성탄 필터 등으로 구성되어

있으며, 원자력발전소 운영으로 발생되는 방사성입자 및 방사성요오드를

효과적으로 제거하여 방사선 피폭감소 및 환경으로 방출되는 방사성물질을

감소시키기 위한 설비이다.

3. 검사목적

방사선 피폭감소 및 환경으로 방출되는 방사성물질을 감소시키기 위한

공기정화계통 여과기의 성능을 평가하는 데 검사목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형 원전 운영기술지침서

나. 표준형 원전 최종안전성분석보고서

다. 표준형 원전 운영절차서

라. 원자로시설등의기술기준에관한규칙 제34조(방사선방호 설비)

- 2181 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 절차서, 육안검사 및 보수

나. 압력차 확인

다. 유량시험

라. HEPA 필터 누설 시험

마. 활성탄 필터 누설 시험

바. 활성탄 필터 요오드 흡착효율시험

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. (단, 입회는 필요시 수행)

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력관계법령집

2. 표준형 원전 관련 절차서

- 2182 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사성폐기물의 폐기시설 검 사 원검 사 항 목 공기정화계통 여과기 성능

검 사 목 적방사선 피폭감소 및 환경으로 방출되는 방사성물질을 감소시키기

위한 환기계통의 성능을 평가검사 주안점 환기계통의 성능 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 육안검사

2. 압력차 (ΔP)

3. 유량시험

4. HEPA 필터 누설 시험

5. 활성탄 필터 누설 시험

6. 활성탄 필터 요오드 흡착효율시험

- 정상계통- 비상계통

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- FSAR 6장, 9장

- Reg. Guide 1.52

- Reg. Guide 1.140

- ANSI N509, N510

- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제34조

2. 최종안전성분석보고서 6.5, 9.4

3. 운영기술지침서(한빛3456, 한울3456) 제1편3.7.11, 3.7.13, 3.7.14, 제3편

4.16

4. 운영기술지침서(신고리12) 제1편3.7.11, 3.7.12, 3.7.13, 제3편 4.16

5. 관련 절차서

6. Reg. Guide 1.52 및 1.140

7. ANSI/ASME N509 및 N510

- 2183 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.5.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.5.5

검사대상시설명 : 방사성폐기물 폐기시설

제 목 : 방사화학관리

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정승영 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 정해용 ‘10.10.29 이윤근 ‘10.10.29

2 송민철 ‘12.07 정찬우 ‘12.07

3 김성일 ‘15.07 이병수 ‘15.07

4

- 2184 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.5.5 방사화학관리

I. 검사개요/대상

1. 검사대상범위

방사성폐기물의 관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

1차 및 2차계통의 방사화학 관련 규정 및 기준 등을 만족하는 지를 점

검한다.

3. 검사목적

1, 2차계통 수질내 방사능 상태(총방사능, I-131 등가방사능)를 점검하고

O/H시 작업자 피폭저감을 위한 정지화학처리 절차 및 방법의 적합성을

점검한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 표준형 원전 운영기술지침서

나. 표준형 원전 최종안전성분석보고서

다. 표준형 원전 운영절차서

라. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 1차계통 방사화학 적정유지

- 2185 -

나. 2차계통 방사화학 적정유지

다. 정지시 수화학처리의 적합성

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. (단, 입회는 필요시 수행)

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력관계법령집

2. 표준형 원전 관련 절차서

- 2186 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사성 폐기물의 폐기시설 검 사 원

검 사 항 목 방사화학관리

검 사 목 적 1차 및 2차계통의 방사화학 관련 규정 및 기준 등을 만족하는지 점검

검사 주안점- 1, 2차계통 수질 방사능 상태

- 정지시 화학처리 적합성

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 1차계통 방사화학 적정 유지- I-131 등가방사능- RCS 총방사능- 핵종분석방법의 적합성

2. 2차계통 방사화학 적정 유지- I-131 등가방사능

3. 정지시 수화학처리의 적합성- 계통 개방조건- 충수조건

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- FSAR- 관련절차서

- FSAR- 관련절차서

- FSAR

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조

2. 최종안전성분석보고서 11.1

3. 운영기술지침서(한빛 3456, 한울 3456) 제1편3.4.15, 제1편3.7.16

4. 운영기술지침서(신고리12) 제1편3.4.15, 제1편3.7.17

5. 관련 절차서

- 2187 -

6. 방사선관리시설

- 2188 -

- 2189 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.1

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 방사선안전관리 계획 및 이행

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2서규석

서규석

‘13.02.17

‘13.11.18

이승행

이승행

‘13.02.22

‘13.11.20

3 서보균 ‘15.04.08 이병수 ‘15.04.09

4

- 2190 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.1 방사선안전관리 계획 및 이행

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

계획예방정비 기간중 설정된 방사선안전관리계획의 적절성과 작업관리, 출

입관리, 오염관리, 피폭관리 등을 모두 포괄하는 방사선방호 프로그램 이

행의 적합성을 확인한다.

3. 검사목적

원자력발전소 운영에 따른 직업상 피폭이 원자력안전법 및 관련 규정 이

내에서 합리적으로 달성 가능한 한 최소한으로 유지(ALARA : As Low

As Reasonably Achievable)될 수 있도록 적절한 방사선안전관리 계획의

수립과 이행 여부를 확인하는 것이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제46조(방사선방호의 최적화)

나. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제51조(방사선관리구역 등에의 조치)

다. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제52조(피폭방사선량 등에 관한 조치)

라. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제55조(자격 및 훈련)

마. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제62조(방사선방호계획)

바. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

- 2191 -

법에 관한 규정”

사. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

이. KINS 규제기준 및 지침

자. 운영기술지침서

차. 최종안전성분석보고서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 계획예방정비 기간중의 방사선안전관리 계획

1) ALARA 프로그램

2) 방사선피폭관리 목표

3) 주요 방사선작업 계획

4) 피폭 저감화 대책

나. 방사선방호 프로그램 이행

1) 방사선관리구역 출입관리

2) 인체, 물체 표면오염관리

3) 방사선관리구역내 공기오염 관리

4) 소내 방사선량률의 측정

5) 방사선작업 관리

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

- 2192 -

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. U. S. NRC Reg. Guide 8장

2. ANSI N3.2-69

3. ANSI/ANS HPSSC-6.8.1(1981)

4. ANSI N13.1

5. ANSI N13.20

6. ANSI N320-79

7. ANSI N323D

- 2193 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원검 사 항 목 방사선안전관리 계획 및 이행

검 사 목 적계획예방정비 중 방사선작업에 대한 방사선안전관리계획의 적절한

수립과 이행 적합성검사 주안점 방사선안전관리계획 수립의 적절성 및 이행의 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 계획예방정비 기간중의 방사

선안전관리계획

- ALARA 프로그램

- 방사선 피폭관리 목표

- 주요 방사선작업 계획

- 피폭 저감화 대책

2. 방사선방호 프로그램 이행

- 방사선관리구역 출입관리

- 인체, 물체 표면오염관리

- 방사선관리구역내

공기오염관리

- 소내 방사선량률의 측정

- 방사선작업 관리

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 입회

- 면담

- 원자력안전법령

- 운영기술지침서

- 최종안전성분석보고서

- 운영절차서

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제46조, 제51조, 제52조, 제55조

및 제62조

2. 원자력안전위원회고시(방사선.01)

3. 최종안전성분석보고서 12.1, 12.3, 12.5

4. 운영기술지침서 제2편 1.1.1, 1.2.1, 1.2.3, 1.2.4, 1.2.5

5. KINS 규제기준 13.1, 13.4, 13.6

6. KINS 규제지침 13.4, 13.5, 13.6, 13.7, 13.8, 13.9

- 2194 -

- 2195 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.2

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 방사선작업종사자 피폭관리

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2김병수

김병수

‘13.02.17

‘13.11.18

이승행

이승행

‘13.02.22

‘13.11.20

3 서보균 ‘15.04.08 이병수 ‘15.04.09

4

- 2196 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.2 방사선작업종사자 피폭관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

계획예방정비기간 중 방사선안전관리계획에 부합하는 단위 작업별 피폭관

리계획의 이행 및 방사선작업종사자 피폭방사선량 관리의 적합성을 확인

한다.

3. 검사목적

원자력발전소 운영에 따른 피폭방사선량이 선량한도를 초과하지 않고, 직

무피폭이 원자력안전법 및 관련 규정 이내에서 가능한 한 합리적으로 낮

게 유지(ALARA : As Low As Reasonably Achievable)되도록, 피폭관리

계획의 적절한 수립 및 이행 여부를 확인하는 것이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전법 제91조(방사선장해방지조치)

나. 원자력안전법 시행령 제2조 제4호 및 별표 1 [선량한도]

다. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제46조(방사선방호의 최적화)

라. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제51조(방사선관리구역 등에의 조치)

마. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제52조(피폭방사선량 등에 관한 조치)

바. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제55조(자격 및 훈련)

- 2197 -

사. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제62조(방사선방호계획)

아. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

자. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

차. 원자력안전위원회고시(선량.03) “개인 피폭방사선량의 평가 및 관리에

관한 기준”

카. 원자력안전위원회고시(방사선.04) “내부피폭방사선량의 측정 및 산출에

관한 규정”

타. KINS 규제기준 및 지침

파. 운영기술지침서

하. 최종안전성분석보고서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 단위작업별 피폭관리

1) 피폭관리 목표 대비 실적

2) 피폭저감화 대책 이행여부

3) ALARA 이행경험 반영여부

나. 종사자 개인피폭관리

1) 외부피폭선량 관리

2) 내부피폭선량 관리

3) 개인 누적선량 관리

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

- 2198 -

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. U. S. NRC Reg. Guide 8장

2. ANSI N13.30

3. ANSI/HPS N13.41

4. IAEA SS-115 (BSS, 1996)

5. ICRP Publication 60 (1990)

- 2199 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 방사선작업종사자 피폭관리

검 사 목 적계획예방정비기간 중 방사선안전관리계획에 부합하는 단위 작업별 피폭관리계획의 이행 및 종사자 개인선량관리의 적합성 확인

검사 주안점 종사자 피폭관리 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 단위작업별 피폭관리- 피폭관리 목표 대비 실적- 피폭저감화 대책 이행여부- ALARA 이행경험 반영여부

2. 종사자 개인피폭관리- 외부피폭선량 관리- 내부피폭선량 관리- 개인 누적선량 관리

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 원자력안전법령- 운영기술지침서- 최종안전성분석보고서- 운영 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전법 시행령 별표1(선량한도)

2. 원자력안전법 시행규칙 제131조, 제133조, 제137조, 제142조

3. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제46조, 제51조, 제52조, 제55

조 및 제62조

4. 원자력안전위원회고시(방사선.01, 선량.03, 선량.04)

5. 최종안전성분석보고서 12.1, 12.4, 12.5

6. 운영기술지침서 제2편 1.2.1, 1.2.2

7. KINS 규제기준 13.1, 13.4, 13.5

8. KINS 규제지침 13.3, 13.4, 13.5

- 2200 -

- 2201 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.3

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 소내방사선감시계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2유송재

유송재

‘13.02.17

‘13.12.16

이승행

이승행

‘13.02.22

‘13.12.17

3 서보균 ‘15.04.08 이병수 ‘15.04.09

4

- 2202 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.3 소내방사선감시계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

지역방사선감시계통은 설치지역 내 방사선준위를 대표할 수 있는 위치에

고정 설치되고 총 감마방사선을 연속적 감시하여 설계시 고려된 방사선구

역의 설계 허용치 초과여부 등을 감시하며, 설치 위치에서의 방사선준위

를 현장, 출입통제시설(보건물리실) 및 주제어실의 운전원에게 연속적으로

제공하는 기능을 수행하는 시스템으로 구성된다.

유출물 방사선감시계통은 정상 및 사고조건에서 방사선관리구역 내 방사

선준위를 감시하고, 액체 및 기체 유출물 내의 방사능농도를 감시함으로

서 처리 및 처분시설의 이상상태를 제어하여 일반인의 피폭을 선량한도

이내에서 합리적으로 가능한 한 낮게 유지하는 것을 보증하기 위해서 운

영되는 설비이다.

공정 방사선감시계통은 정상 및 사고조건에서 계통의 방사선준위를 감시

하는 기능을 수행한다.

방사선감시계통의 시설검사 단계에서는 안전성분석보고서 및 기술기준에

기술된 바에 따라 요구되는 성능을 낼 수 있도록 적절하게 설치되었는지

의 여부에 관한 검사를 수행한다.

3. 검사목적

- 2203 -

정상운전시 소내의 방사선/능 상태를 정확하게 감시하고 측정할 수 있는

지 확인하고, 사고나 이상 징후 발생시 신속하게 방사선/능 상태를 감지

하여 공학적 안전설비가 작동할 수 있는지 확인하는 것이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)

나. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제34조(방사선방호설비)

다. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제38조(경보장치 등)

라. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제63조(시험·감시·검사 및 보수)

마. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

바. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

사. KINS 규제기준 및 지침

아. 운영기술지침서

자. 최종안전성분석보고서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 소내방사선감시계통 관리상태 현장 점검

나. 소내방사선감시계통 운영현황 점검

다. 지역, 공정 및 유출물 감시기의 선원 교정(보정) 결과 적합성 확인

라. 방사선 감시계통의 기능·연동시험 여부 확인

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 지역 및 유출물 방사선감시계통의 표준선원(Standard source) 확보 여부

나. 지시, 경보, 기록장치의 유무 및 적합성 확인

다. 지역 및 유출물감시계통의 경우 감시계통에 연결된 시료채취 배관의

- 2204 -

대표시료채취 적합성, 유량률 측정기기 및 펌프의 적합성 확인

마. 방사선감시계통의 관련 기술기준 및 적용 가능한 산업기준을 만족하

는가를 확인한다.

III. 판정기준

가. 소내방사선감시계통(지역, 계통감시기)의 관리 상태 및 점검은 최종안

전성분석보고서, 공급자 매뉴얼, 해당절차서 참고

나. 감시계통 기능·연동 시험은 운영기술지침서 및 해당절차서 참고

다. 방사선감시기 경보설정치 확인은 최종안전성분석보고서 및 해당절차

서 참고

라. 방사선감시기 교정결과는 기준값은 관련 기술기준 및 절차서에 제시

된 오차범위 이내, 공급자 매뉴얼 및 해당절차서 참고

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. U. S. NRC Reg. Guide 8장 (Reg. Guide 8.15, 8.25)

2. ANSI N3.2-69

3. ANSI/ANS HPSSC-6.8.1(1981)

4. ANSI N13.30

5. ANSI N320-79

6. ANSI N323D

7. ANSI N13.1-1999

8. KEPIC NRB6000

9. US NRC Reg. Guide 1.97, 8.8 등

10. US NRC NUREG-0737

11. US NRC Inspection and Enforcement Manual (Radiation Protection)

- 2205 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 소내방사선감시계통

검 사 목 적

정상운전시 소내의 방사선/능 상태를 정확하게 감시하고 측정할 수

있는지 확인하고, 사고나 이상 징후 발생시 신속하게 방사선/능 상

태를 감지할 수 있는지 확인

검사 주안점 방사선(능)감시계통의 교정상태, 성능점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 방사선 감시계통

- 지역 감시계통

- 공정 감시계통(기체, 액체)

- 유출물 감시계통(기체,액체)

- 서류검토

- 입회

- 면담

-운영기술지침서

-최종안전성분석보고서

-공급자 매뉴얼

-운영절차서

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제34조, 제38조, 제63조

2. 최종안전성분석보고서 11.5, 12.3

3. 운영기술지침서 제2편 1.3.2, 제3편 4.12

4. KINS 규제기준 13.1, 13.2, 13.3, 13.5

5. KINS 규제지침 13.1, 13.2, 13.3

6. ANSI/ANS HPSSC-6.8.1

7. ANSI N323D

8. KEPIC NRB6000

9. KOLAS-G-013(교정대상 및 기기설정을 위한 지침)

- 2206 -

- 2207 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.4

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 고정형 및 휴대용 측정장비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2김완주

김완주

‘13.02.17

‘13.11.18

이승행

이승행

‘13.02.22

‘13.11.20

3 서보균 ‘15.04.08 이병수 ‘15.04.09

- 2208 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.4 고정형 및 휴대용 측정장비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

발전소 방사선량 측정 및 인체 피폭 오염 상태 측정을 위한 고정형 및

휴대용 측정장비의 건전성을 확인한다.

3. 검사목적

정확한 방사선량을 측정하기위해 고정되어있거나 휴대가 가능한 장비들

의 성능, 교정 상태 등 운영관리 상태를 점검하여 성능을 확인하는 것이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)

나. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제34조(방사선방호설비)

다. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제38조(경보장치 등)

라. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제63조(시험 감시 검사 및 보수)

마. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

바. KINS 규제기준 13.1, 13.4, 13.5

사. KINS 규제지침 13.5, 13.6

아. 운영기술지침서

자. 최종안전성분석보고서

- 2209 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 고정형 측정장비

- 전신 체내피폭감시기 운영관리

- 전신오염 감시기(Portal Monitor) 운영관리

나. 휴대용 측정장비

- 측정기 교정 상태

- 측정기 운영관리

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

고정형 및 휴대용 측정장비의 교정 및 점검을 통해 해당 장비가 원자로

시설 등의 기술기준에 관한 규칙과 운영기술지침서, 최종안전성분석보고서,운영절차서의 내용을 만족하여야한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙

2. 최종안전성분석보고서 11장 및 12장

3. ANSI N13.30

4. 운영기술지침서

- 2210 -

5. 해당 호기 절차서

- 2211 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 고정형 및 휴대용 측정장비

검 사 목 적방사선량을 측정하기위해 고정되어있거나 휴대가 가능한 장비들의 성능,

교정 상태 등 운영관리 상태의 확인

검사 주안점 고정형 및 휴대용 방사선 측정장비의 교정상태, 성능점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 고정형 측정장비

- 전신 체내피폭 감시기

(WBC) 운영관리

- 전신오염 감시기 (Portal

Monitor) 운영관리

- 손발 오염감시기 운영관리

2. 휴대용 측정장비

- 측정기 교정 상태

- 측정기 운영관리

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 운영기술지침서

- 최종안전성분석보고서

- 공급자 매뉴얼

- 운영절차서

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제34조, 제38조, 제63조

2. 원자력안전위원회고시(방사선.01)

3. 최종안전성분석보고서 12.5

4. 운영기술지침서 제2편 1.3.2

5. KINS 규제기준 13.1, 13.4, 13.5

6. KINS 규제지침 13.5, 13.6

- 2212 -

- 2213 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.5

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 실험실 분석장비

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2김완주

김완주

‘13.02.17

‘13.11.18

이승행

이승행

‘13.02.22

‘13.11.20

3 서보균 ‘15.04.08 이병수 ‘15.04.09

- 2214 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.5 실험실 분석장비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설에 적용한다.

2. 검사개요

계측실험실 내에서 시료분석 목적으로 사용되는 정밀 방사능 측정장비

의 운영 및 성능을 점검한다.

3. 검사목적

계측실험실 내에서 시료분석 목적으로 사용되는 정밀 방사능 측정장비

인 감마핵종 분석기, 액체섬광계수기, 알파베타 계수기의 운영 및 성능을

확인하고 이 장비들이 위치한 계측실험실의 환경이 적절한 지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)

나. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제34조(방사선방호설비)

다. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제38조(경보장치 등)

라. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제63조(시험 감시 검사 및 보수)

마. 원자력안전위원회고시(방사선.01) “방사선방호 등에 관한 기준”

바. KINS 규제기준 13.1, 13.4, 13.5

사. KINS 규제지침 13.5, 13.6

아. 운영기술지침서

자. 최종안전성분석보고서

- 2215 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 감마 핵종 분석기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

나. 액체섬광계수기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

다. 알파 베타 계수기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

감마핵종분석기, 액체섬광계수기, 알파베타 계수기의 교정 및 점검을 통

해 해당 장비가 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙과 운영기술지침서,최종안전성분석보고서, 운영절차서의 내용을 만족하여야한다.

IV. 첨부서류

- 2216 -

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조

2. 최종안전성분석보고서 11장 및 12장

3. 운영기술지침서

4. 운영절차서

- 2217 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 실험실 분석장비

검 사 목 적계측실험실 내에서 시료분석 목적으로 사용되는 정밀 방사능 측정장비

의 운영 및 성능 확인

검사 주안점 방사능 분석장비의 교정상태, 운영관리 상태 및 계측실험실 환경 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 감마 핵종 분석기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

2. 액체섬광계수기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

3. 알파 베타 계수기

- 장비의 교정 상태

- 계측 환경 및 운영관리

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 운영기술지침서

- 최종안전성분석보고서

- 공급자 매뉴얼

- 운영절차서

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조, 제34조, 제38조, 제63조

2. 원자력안전위원회고시(방사선.01)

3. 최종안전성분석보고서 12.5

4. 운영기술지침서 제2편 1.3.2

5. KINS 규제기준 13.1, 13.5

6. KINS 규제지침 13.6

- 2218 -

- 2219 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.6.6개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.6.6

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 기상관측설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 문종이 ‘06.12.28 김홍태 ‘06.12.28

1 문종이 ‘10.10.08 이승행 ‘10.10.08

2 이관희 ‘13.07.24 정찬우 ‘13.07.31

3 이관희 ‘15.04 이병수 ‘15.04

4

- 2220 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.6.6 기상관측설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

방사선관리시설 중 기상관측설비에 적용한다.

2. 검사개요

기상관측시설은 한국표준형 원전의 정상가동시 또는 사고시 대기중으로

방출되는 방사성물질의 방출관리 및 주변 주민과 환경을 보호하기 위해 취

해지는 비상대응조치에 필수적인 자료인 기상관측자료를 제공하기 위한 시

설이다.

기상관측시설은 주변 구조물 또는 지형 등에 영향을 받지 않고 한국표

준형 원전 부지를 대표할 수 있는 지점에 설치된 기상탑위 지상 10 m 고

도와 방사성물질의 방출을 대표할 수 있는 고도에 설치된 풍향풍속계 및

온도계와 노장에 설치된 지상 1.5m 고도의 온도계, 습도계 및 지면에 설치

된 강수량계 등으로 구성되어 있다. 또한 이들 기상관측기기들로부터 순간

측정값을 수집하고 처리하는 데이터 수집․처리장치(Data Logger) 및 기상

자료를 필요로 하는 환경실험실, 주제어실(MCR), 기술지원센터(TSC), 비상

대책시설(EOF) 등에 기상자료를 송수신하는 통신시설이 추가로 설치되어

있다.

기상관측 및 시설에 대한 검사는 이들 시설이 원자력안전법 시행규칙

제137조(기록과 비치), 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제6조(기상

조건), 제20조(계측 및 제어장치) 및 원자력안전위원회고시(원자로.29) “원

- 2221 -

자로시설 부지의 기상조건에 관한 조사·평가 기준”에서 규정하고 있는 기

술기준을 만족하도록 운영되고 관리되고 있는지를 점검하는 것이다.

3. 검사목적

한국표준형 원전의 정상 가동시 대기로 방출되는 기체상 방사성 물질의

방출관리 및 주변주민이 받게될 피폭방사선량 계산과 사고시 방사성 물질

로부터 주변주민의 건강과 재산을 보호하기 위한 비상대책의 수립 및 적절

한 비상대응조치를 위한 필수자료인 기상자료의 제공을 위해 관련 규제요

건에 적합한 기상관측계통을 설치, 운영 및 관리하고 있는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전법 시행규칙 제137조(기록과 비치)

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제6조 (기상조건)

다. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조 (계측 및 제어장치)

라. 원자력안전위원회고시(원자로.29) “원자로시설 부지의 기상조건에 관한 조

사·평가 기준”

마. 안전성분석보고서 2.3.3 (부지기상 관측)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 기상관측기기 채널교정

나. 절차서 점검

다. 기상관측 적합성 점검

라. 비상전원 점검

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

- 2222 -

3. 검사 유의사항

해당없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고 문헌

1. 기상관측표준화법 제13조(기상측기의 검정 등)

2. 지상기상관측법, 기상청

3. 안전성분석보고서 (부지기상관측계획)

4. 10 CFR 50 App. E "Emergency Planning and Preparedness for Productionand Utilization Facilities"

5. Reg. Guide 1.23 “Meteorological Monitoring Programs for Nuclear PowerPlants"

6. ANSI/ANS 3.11 "American National Standard for Determining MeteorologicalInformation at Nuclear Facilities"

7. NUREG 0654, App. 2 "Meteorological Criteria for Emergency Preparednessat Operating Nuclear Power Plants"

- 2223 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 기상관측설비

검 사 목 적 기상관측설비의 체계적인 운영 및 관측기기의 성능유지 여부 확인

검사 주안점 관련 규제요건에 적합한 기상관측계통의 설치․운영․관리 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 기상관측기기 채널교정

- 관측기기 채널교정

2. 절차서 점검

- 관측설비 운영 절차서

- 교정 절차서

3. 기상관측 적합성 점검

- 기기성능 적합성

- 예비품 확보

- 자료처리 및 기록관리

- 자료의 송수신

4. 비상전원 점검

- 비상전원 성능

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 원자력안전법령

- 원자력안전위원회고

시(원자로.29)- 안전성분석보고서 2.3- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전법 시행규칙 제 137조(기록과 비치)

2. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제6조(기상조건)

3. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제20조(계측 및 제어장치)

4. 원자력안전위원회고시(원자로.29)

5. 최종안전성분석보고서 2.3

6. 운영기술지침서 제3편 4.10

7. Reg. Guide 1.23 (개정 1)

8. 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2224 -

- 2225 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.6.7개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.6.7

검사대상시설명 : 방사선관리시설

제 목 : 환경방사선/능 관리

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 최석원 ‘06.12.28 이동명 ‘06.12.28

1 최석원 ‘10.9.3 윤주용 ‘10.9.3

2 최석원 ‘13.7.31 김용재 ‘13.7.31

3 최석원 ‘15.04.13 윤주용 ‘15.04.13

4

- 2226 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

I.6.7 환경방사선/능 관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

환경실험실과 환경감시포스트 시설에서 조사 및 분석한 환경방사선/능 결과를

관리하는데 적용한다.

2. 검사개요

환경감시포스트에서 수집한 환경방사선 조사결과를 검토하고 시설 주변에서

확보한 시료의 전처리, 측정/분석한 결과의 적절성 및 계측 장비운영의 적절성을

확인한다. 환경방사선조사계획의 이행여부와 환경방사선조사 및 평가보고서의 내

용을 확인한다.

3. 검사목적

운영기술지침서 제2편 3.1절(환경감시) 및 제3편 5.1절(환경방사능 조사 및 평

가보고서)와 원자력안전위원회고시(원자로.07)에 따라 이행한 원자력발전소 주변

환경방사선조사 결과의 적절성을 확인하고 정해진 기간내 환경방사선조사 및 평

가보고서의 제출여부와 보고서 내용의 적절성을 확인하는데 검사의 목적이 있다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 제2편 3.1절(환경감시) 및 제3편 5.1절(환경방사능 조사

및 평가보고서)

나. 원자력안전위원회고시(원자로.07) “원자력이용시설 주변의 방사선환경

조사 및 방사선환경영향평가에 관한 규정”

다. 원자력발전소 주변 환경방사선조사계획

- 2227 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 방사선환경조사계획의 이행 확인

방사선환경조사계획에 따라 시설주변에서 방사선환경조사 및 방사선환경영향

평가가 이행되고 있는 지를 확인하기 위한 것으로서 다음 사항을 검사한다.

1) 시료 채취, 전처리 및 분석의 이행 여부

2) 조사항목별로 평균치와 평상변동범위(최소치∼최대치)의 설정 여부

3) 정해진 기간동안 시료의 보관 여부

4) 조사 및 분석한 결과의 기록보존(5년 이상) 여부

5) 환경조사 업무가 종료될 때까지 환경조사 및 환경영향평가 결과의 보존 여

부

6) 정해진 기간동안 측정 및 분석기기의 교정 실시 여부 및 교정결과의 적절성

여부

7) 조사결과의 축적경향과 변동에 대한 평가 여부

나. 보고서 제출 확인

방사선환경조사계획에 따라 시설주변의 방사선환경조사 및 방사선환경평가 결

과가 보고되고 있는 지를 확인하기 위한 것으로서 다음 사항을 검사한다.

1) 전반기 수행한 결과의 해당연도 9월 30일까지 보고서 제출 여부

2) 한해 평가한 결과의 다음해 3월 31일까지 보고서 제출 여부

3) 원자력안전위원회고시(원자로.07) 제10조 1호에서 정한 기준을 초과할 시 정

해진 기간내 보고의 이행 여부와 보고한 내용의 타당성 확인

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

- 2228 -

3. 검사 유의사항

해당 없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 운영기술지침서 제2편 3.1절(환경감시) 및 제3편 5.1절(환경방사능 조사 및

평가보고서)

2. 원자력안전위원회고시(원자로.07) “원자력이용시설 주변의 방사선환경조

사 및 방사선환경영향평가에 관한 규정”

3. 원자력발전소 주변 환경방사선조사계획

- 2229 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

주1) 점검내용중 “시료보관”, “기록유지”는 입회

검사대상시설 방사선관리시설 검 사 원

검 사 항 목 환경방사선/능 관리

검 사 목 적 환경방사선/능 조사 및 평가의 확인

검사 주안점- 방사선환경조사계획의 이행 확인

- 방사선환경조사 및 평가보고서 제출 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 환경조사계획의 이행 확인

- 시료 채취, 전처리, 분석

- 조사자료의 처리

- 시료보관

- 기록유지

- 기기교정

- 결과평가

2. 보고서 제출 확인

- 반기/연간 보고서

- 일시증가 보고서

- 서류

- 면담

- 입회주1)

- 서류

- 면담

- 원자력안전위원회고시(원

자로.07)

- 운기침 2/3.1절

- 원자력발전소 주변 환경

방사선조사계획의 이행

- 방재환경절차서의 절차

이행

- 원자력안전위원회고시(원

자로.07)

- 운기침 3/5.1절

- 원자력발전소 주변 환경

방사선조사계획의 이행

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 제2편 3.1절 (환경감시)2. 운영기술지침서 제3편 5.1절 (환경방사능 조사 및 평가보고서)3. 원자력안전위원회고시(원자로.07)4. 원자력발전소 주변 환경방사선조사계획

5. 방재환경절차서

- 2230 -

- 2231 -

7. 원자로 격납시설

- 2232 -

- 2233 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.7.1개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.1

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 국부누설률시험(LLRT)

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 김태형 ‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3 나한비 ‘15.04.13 황태석 ‘15.04.13

4 이승우 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

- 2234 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.7.1 격납건물 국부누설률시험(LLRT)

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형원전 및 APR1400형 원전의 격납건물 국부누설률시험에 적용

한다.

2. 검사개요

격납건물 국부누설률시험(Local Leakage Rate Test; LLRT)은 격납건물

관통부들의 누설률을 측정하는 시험으로서 유형 B시험과 유형 C시험으로

구성되어 있다. 유형별 시험대상은 아래와 같다.

가. 유형 B 시험 : 격납건물 관통부 누설률시험

- 작업자 출입구 및 비상출입구

- 장비반입구

- 핵연료 이송관

- 전기관통부

- 격납건물 배수조 배출 보호관 등

나. 유형 C 시험 : 격리밸브 누설률시험

- 격납건물 격리밸브

격납건물의 관통부들은 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조

에 따라 주기적으로 누설률시험을 수행할 수 있도록 설계되어 있으며, 원

자력안전위원회고시(원자로.25), 10CFR 50 부록 J 그리고 ANSI/ANS-56.8

에는 국부누설률시험 요건(누설률 측정장비의 검교정 요건, 시험방법 및

허용기준)이 기술되어 있다.

- 2235 -

3. 검사목적

운영기술지침서 및 절차서에 따라 측정된 국부누설률이 운영기술지침서

의 허용누설률 이내에 있음을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조(원자로격납건물 등)

나. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기

준”

다. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절, 3.6.2절, 3.6.3절

라. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.6절

마. 10 CFR 50 APP. J "Reactor Containment Leakage Testing forWater-Cooled Power Reactors"

바. ANSI/ANS-56.8-1994 "Containment System Leakage TestingRequirements"

사. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water ReactorPower Plants"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 및 절차서에 따라 수행된 격납건물 관통부들의 누설률

을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다. 검사자는

시험절차서, 시험결과기록지, 보수/정비이력 등을 적절히 참조하여 검사를

수행한다.

가. 시험 절차의 적합성 확인

시험요원의 자격, 국부누설률 시험주기, 시험방법 및 판정기준이 운영기

술지침서, FSAR 및 관련 기술기준에 따라 적절하게 기술되었는지 점검한다.

- 2236 -

나. 정상운전 중 누설률시험에 대한 점검

격납건물 출입구에 대해서는 출입구 전체에 대한 누설시험과 출입구에

설치된 개별 밀봉장치에 대한 누설시험이 주기적으로 수행되어야한다. 측

정된 출입구의 전체누설률과 각 출입문 밀봉장치의 누설률은 운영기술지침

서의 허용기준을 만족하여야 한다. 또한, 격납건물 건전성이 요구되는 기간

동안에 격납건물 출입구를 개방한 경우 최초 문개방 후 72시간 이내에 밀

봉장치 누설시험을 완료하여야 한다. 장비반입구는 주기적으로 밀봉장치에

대한 누설시험을 수행하여야 하며, 밀봉장치의 누설률은 운영기술지침서의

허용기준을 만족하여야 한다.

격납건물 퍼지공급 및 배기 격리밸브 중에서 저유량퍼지밸브(8”)와 고유

량퍼지밸브(48”)는 주기적으로 누설시험을 수행하여야 하며, 누설률은 운영

기술지침서의 허용기준을 만족하여야 한다.

검사자는 발전소 운영기간 중에 수행된 이러한 국부누설률시험 결과가

관련 요건을 만족하는지를 점검한다. 또한, 검사자는 발전소 운영기간 중

격납건물 관통부 및 격리밸브의 보수이력을 검토하여야 한다. 기기의 누설

률에 영향을 주는 보수 또는 조정이 있은 경우에는 보수․조정후 누설시험

이 적절히 수행되었는지를 점검한다.

다. 복합누설률에 대한 점검

검사자는 모든 유형 B 시험 및 유형 C 시험 대상에 대한 누설률 총합

인 복합누설률이 0.6 La 이하인지를 점검한다. (1 La: 허용누설률)

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2237 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기

준”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절, 3.6.2절, 3.6.3절

3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.6절

4. 10 CFR 50 APP. J "Reactor Containment Leakage Testing forWater-Cooled Power Reactors"

5. ANSI/ANS-56.8-1994 "Containment System Leakage TestingRequirements"

6. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water ReactorPower Plants"

- 2238 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원검 사 항 목 격납건물 국부누설률시험 (LLRT)

검 사 목 적격납건물 관통부 및 격리밸브의 국부누설률이 운영기술지침서의 허용기

준을 만족하는지 확인

검사 주안점- 정상운전 중 누설률시험 결과 및 보수이력 검토- 유형 B 시험 및 유형 C시험 누설률 시험결과 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 시험절차서에 대한 점검

2. 정상운전 중 누설률시험

에 대한 점검

- 격납건물 출입구 및

밀봉부 누설률 시험

- 격납건물 환기밸브

누설률 시험

3. 복합누설률에 대한 점검

- 유형 B시험

- 유형 C시험

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 운영기술지침서, FSAR 및

관련 기술기준에 따른

시험절차의 적합성

- 출입구 누설률: ≤ 0.05 La- 밀봉장치 누설률: ≤ 0.01 La

- 환기차단밸브 누설률

∙8인치: ≤0.01 La∙48인치: ≤0.05 La

- 복합누설률: ≤ 0.6 La

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기준”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절, 3.6.2절, 3.6.3절 3. 10 CFR 50 APP.J "Reactor Containment Leakage Testing for Water

Cooled Power Reactors" 4. ANSI/ANS 56.8 "Containment System Leakage Testing Requirements" 5. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water Reactor Power Plants"

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2239 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.7.2개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.2

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 종합누설률시험(ILRT)

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 김태형 ‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3 나한비 ‘15.04.13 황태석 ‘15.04.13

4 이승우 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

- 2240 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.7.2 격납건물 종합누설률시험(ILRT)

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전의 격납건물 종합누설률시험에 적

용한다.

2. 검사개요

격납건물은 사고시 방사성물질을 격납건물내에 가두어 환경으로의 누출

을 방지하기 위해 기밀성을 유지하여야 하며, 이러한 기밀성을 확인하기

위해 격납건물 종합누설률시험(Integrated Leakage Rate Test; ILRT)이 주

기적으로 수행되어야 한다.

격납건물은 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조에 따라 주기

적으로 누설률시험을 수행할 수 있도록 설계되어 있으며, 원자력안전위원

회고시(원자로.25), 10CFR 50 부록 J 그리고 ANSI/ANS-56.8에는 종합누설

률시험 요건(시험방법 및 허용기준)이 기술되어 있다.

3. 검사목적

격납건물의 기밀성을 확인하기 위해 운영기술지침서에 따라 격납건물의

종합누설률시험을 수행하고, 측정결과가 운영기술지침서의 허용누설률 이

내에 있음을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조(원자로격납건물 등)

- 2241 -

나. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기

준”

다. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절

라. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.6절

마. 10 CFR 50 APP. J "Reactor Containment Leakage Testing forWater-Cooled Power Reactors"

바. ANSI/ANS-56.8-1994 "Containment System Leakage TestingRequirements"

사. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water ReactorPower Plants"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 격납건물의 종합누설률

측정을 통한 격납건물의 기밀성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의

적합성을 확인한다.

가. 시험설비 및 준비상태 확인

격납건물 가압설비의 설치 상태 및 ILRT 상황실(통제소)의 준비상태를

확인하고, 데이터 취득설비(DAS) 및 컴퓨터를 통한 자료취득 및 누설률 계

산방식의 적합성을 확인하고, 시험에 사용되는 계측장비(압력계, 온도계, 유

량계 등)의 검교정 결과를 확인하여 ANSI/ANS-56.8의 허용기준을 만족하는

지 확인한다.

시험조건을 위한 밸브 정렬상태가 절차서에 따라 적합하게 수행되었는지

를 확인하고, 격납건물 내부에 대한 검사를 통해 준비상태, 자유체적에 영향

을 주는 비인가 적치물 유무, 가압용기 유무, 계측기 위치 등을 점검하여 시

험조건이 적합한지를 확인한다.

나. 시험절차의 적합성 확인

- 2242 -

운영기술지침서에 제시된 종합누설률 기준시험압력에 도달하기 위한 격

납건물 내부대기 가압과정에서 가압률이 적절한지 확인한다. 또한, 종합누설

률 측정을 시작하기 위한 대기안정화 조건을 만족한 후에 누설률 측정이 수

행되었는지를 확인한다.

타당한 방법으로 격납건물 내부 압력, 온도, 습도 데이터를 취득되고, 24

시간 이상의 데이터를 이용하여 종합누설률이 계산되었는지를 확인한다. 시

험 데이터 취득과정에서 관련 계측기들이 적합한 상태를 유지하였는지와 시

험기간 동안의 격납건물 내부 탱크 및 집수조의 수위와 외부 대기상태에 대

한 기록을 확인하여 시험조건이 적합하게 유지되었는지를 확인한다. 또한,

시험과정에서 시험압력이 적절히 유지되었는지 확인한다.

다. 종합누설률 및 확인시험 결과 확인

측정된 종합누설률과 확인시험결과를 확인한다. 종합누설률은 운영기술

지침서 또는 최종안전성분석보고서에 명시된 허용누설률(1 La)의 75% 이

하이어야 한다. 종합누설률 측정결과의 정확성을 확인하기 위한 확인시험

은 최소 4시간 이상 수행하여야 하며, 측정 누설률의 오차는 허용누설률의

25% 이내이어야 한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2243 -

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기준”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절

3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.6절

4. 10 CFR 50 APP. J "Reactor Containment Leakage Testing forWater-Cooled Power Reactors"

5. ANSI/ANS-56.8-1994 "Containment System Leakage TestingRequirements"

- 2244 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원

검 사 항 목 격납건물 종합누설률시험 (ILRT)

검 사 목 적 격납건물의 종합누설률이 운영기술지침서의 허용기준을 만족하는지 확인

검사 주안점시험장비 및 계측기 설치상태 등 시험 준비상태, 가압절차, 격납건물 대기의 안정상태, 종합누설률시험과 확인시험의 절차 및 결과의 적합성 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 시험설비 및 준비상태 확인

- 가압설비 및 ILRT 상황

실 준비상황

- 계측기의 검교정 상태

- 밸브 정렬상태 및 격납

건물 내부 현장확인

2. 시험절차의 적합성 확인

- 가압 및 대기안정화 상

태

- Data 취득 및 시험조건

유지 확인

3. 종합누설률 및 확인시험

결과 확인

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 가압설비 및 Data 취득

설비의 적합성

- ANSI/ANS-56.8 허용기

준 만족

- 사고조건으로 밸브 정렬

- 가압률 및 대기안정화

조건이 절차서 판정기준

만족

- 종합누설률이 허용기준

(0.75La) 이하

※1La: 허용누설률

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.25) “원자로격납건물 기밀시험에 관한 기준”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.1절3. 10 CFR 50 APP. J "Reactor Containment Leakage Testing for

Water-Cooled Power Reactors"4. ANSI/ANS 56.8 "Containment System Leakage Testing

Requirements"

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2245 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.7.3개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.3

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 격리계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 김태형 ‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3 나한비 ‘15.04.13 황태석 ‘15.04.13

4 이승우 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

- 2246 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.7.3 격납건물 격리계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전의 원자로 격납시설 격리계통에 적

용한다.

2. 검사개요

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전의 원자로 격납시설은 사고시 격납

건물을 외부와 격리하여 방사능 물질의 외부 유출을 차단하는 기능을 유지

하여야 하며, 이러한 격리기능 유지 여부를 확인하기 위해 격납건물 격리

계통에 대한 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 격납건물 관통부 격

리상태 점검, 출입문 연동기능 점검, 격납건물 격리밸브 닫힘시간 및 격리

가능성 점검 등을 통해 격납건물 격리계통이 적합하게 유지되고 있는지를

검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 격리계통이 적합하게

점검 및 시험되고 있는지를 검사하여 격납건물 관통부 및 격리밸브의 건전

성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 제1편 3.6절, 3.9.3절

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.4절

- 2247 -

다. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water ReactorPower Plants"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 관통부 및 격리밸브의

건전성을 확인하기 위해 아래 검사항목의 적합성을 확인한다.

가. 격납건물 출입문 연동기능 점검

격납건물의 상용출입구 및 비상출입구가 각각 한번에 1개의 문만이 열

릴 수 있음을 운영기술지침서의 점검주기에 따라 점검하고 있는지를 확인

한다.

나. 격납건물 관통부 격리상태 점검

격납건물 격리 수동밸브 및 블라인드 플랜지 등의 관통부와 퍼지밸브들

의 닫힘상태 점검이 운영기술지침서 점검요구사항의 점검주기에 따라 수행

되었으며 그 결과가 요건을 만족하고 있는지 확인한다. 또한 핵연료 이송

이전에 정해진 주기에 적합하게 관통부의 닫힘상태가 점검되었는지와 격납

건물 퍼지 및 배기밸브의 차단동작시험 결과가 허용기준을 만족시키는지를

확인한다.

다. 격납건물 격리밸브 닫힘시간 점검

동력구동 및 자동 격납건물 격리밸브에 대해 운영기술지침서에 정해진

시험주기에 따라 닫힘시간이 측정되고 있으며 측정된 닫힘시간이 밸브별

제한치를 만족시키고 있는지를 확인한다. 또한 자동 격납건물 격리밸브가

동작 신호에 의해 격리위치로 동작되는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 "검사방법"을 적용한다.

- 2248 -

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 "합격기준"을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 운영기술지침서 제1편 3.6절, 3.9.3절

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.4절

3. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water ReactorPower Plants"

- 2249 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원

검 사 항 목 격납건물 격리계통

검 사 목 적격납건물 관통부 및 격리밸브의 격리기능 관련 시험 및 점검이 운영기술지침서에 따라 수행되고 성능이 허용기준을 만족하는지 확인

검사 주안점 격납건물 출입문 연동기능 확인, 격납건물 관통부 격리상태 점검 및 격납건물 격리밸브 닫힘시간 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 격납건물 출입문 연동기능

점검

- 연동기능

2. 격납건물 관통부 격리상태

점검

- 가동 중 격납건물 관통부

점검

- 연료재장전 기간 중

격납건물 관통부 점검

3. 격납건물 격리밸브 닫힘시

간 점검

- 격리밸브 닫힘시간

- 격리밸브 동작가능성

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 한번에 1개의 출입문만 개방

- 닫힘상태 유지

- 관통부 닫힘상태 확인

- 신호에 의한 퍼지 및

배기밸브 차단 확인

- 각 자동 격리밸브가

제한시간 이내에 격리

- 동작신호에 의해 격리

위치로 동작

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 제1편 3.6절, 3.9.3절 2. ASME/OM-ISTC "Inservice Testing of Valves in Light-Water Reactor

Power Plants"

- 2250 -

- 2251 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.7.4개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.4

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 열제거계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 김태형 ‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3 김지은 ‘15.04.13 황태석 ‘15.04.13

4 이승우 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

- 2252 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.7.4 격납건물 열제거계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전의 격납건물 열제거계통에 적용한

다.

2. 검사개요

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전의 격납건물 열제거계통은 운전 가

능성을 확인하기 위해 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 운영기술지

침서의 점검요구사항에 의거 살수밸브(한빛 3,4호기), 살수계통 및 살수첨

가계통의 성능 확인(한빛 3,4호기), 살수첨가계통의 화학첨가 약품의 농도

및 수위 확인(한빛 3,4호기), 격납건물 살수노즐 공기시험 등이 적합하게

수행되고 있는지를 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 열제거계통이 적합하

게 점검 및 시험되고 있는지를 검사하여 격납건물 열제거계통의 건전성을

확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

나. 운영기술지침서 제1편 3.6.6절

- 2253 -

다. 운영기술지침서 제1편 3.6.7절 (한빛3,4)

라. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.2절

마. 전력산업기술기준 MOB(2000년), MOC(2000년)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 열제거계통의 운전가

능성 및 건전성을 확인하기 위해 아래 검사항목의 적합성을 확인한다.

가. 격납건물 살수계통 펌프 및 밸브 성능점검

시건, 밀봉 또는 다른 방법으로 위치가 고정되지 않은 격납건물 살수계

통 유로의 각 수동, 동력구동 및 자동밸브가 올바른 위치에 있는지 확인하

고, 각 격납건물 살수펌프의 차압이 운영기술지침서의 허용값 이상인지 가

동중시험계획에 따라 확인한다.

또한, 시건, 밀봉 또는 다른 방법으로 위치가 고정되지 않은 격납건물

살수계통 유로의 각 자동밸브가 실제 또는 모의 작동신호에 의해 정확한

위치로 동작되는지 확인하며, 각 격납건물 살수펌프가 실제 또는 모의 작

동신호에 의해 자동으로 기동되는지 확인한다. 그리고, 각 살수노즐이 막혀

있지 않음을 확인한다.

나. 격납건물 냉각계통 성능 점검(한빛 3,4호기)

각 격납건물 냉각계열이 실제 또는 모의 작동신호에 의해 자동으로 기

동되는지 확인한다. 각 격납건물 냉각계열의 팬이 저속모드에서 15분 이상

운전되고, 격납건물 냉각계통 각 계열의 팬 냉각기로 공급되는 기기냉각수

유량률이 절차서 판정기준을 만족하는지 확인한다. 또한, 안전주입작동신호

(SIAS)에 의해 각 격납건물 냉각계열이 자동으로 기동되는지 확인한다.

다. 살수첨가계통 성능 점검(한빛 3,4호기)

시건, 봉인 또는 다른 방법으로 위치가 고정되지 않은 각 살수첨가계통

- 2254 -

유로의 수동, 동력구동, 자동밸브가 올바른 위치에 있는지 확인하며 살수첨

가탱크 용액 체적 및 농도가 절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다.

살수첨가펌프의 시험 토출압력에서 재순환유량이 절차서의 판정기준을 만

족하는지 확인하며 살수첨가 펌프 및 살수첨가계통 유로의 자동밸브가 실

제 또는 모의 작동신호에 따라 작동됨을 확인한다. 살수첨가탱크 용액 체

적 및 농도가 절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험

에 관한 규정”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.6절

3. 운영기술지침서 제1편 3.6.7절 (한빛3,4)

4. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.2절

5. 전력산업기술기준 MOB(2000년), MOC(2000년)

6. ASME/OM Code-ISTB(1995년), ISTC(1995년)

7. ANSI/ANS-56.5 "PWR Containment Spray System Design Criteria"

- 2255 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원

검 사 항 목 격납건물 열제거계통

검 사 목 적격납건물 열제거계통(살수계통, 격납건물 냉각계통, 살수첨가계통)에 대한 시험 및 점검이 운영기술지침서에 따라 수행되고 성능이 허용기준을 만족하는지 확인

검사 주안점발전소 정상운전 혹은 계획예방정비기간 중에 격납건물 열제거계통의 성

능시험 결과, 보수이력 점검 등을 통해 열제거계통의 건전성을 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 격납건물 살수계통 펌프

및 밸브 성능점검

- 살수계통 밸브위치 점검

- 살수펌프 성능 시험

- 살수계통 운전가능성

- 살수노즐 공기시험

2. 격납건물 냉각계통 성능

점검(한빛 3,4호기)

- 격납건물 팬냉각기

성능시험

- 냉각계열 운전가능성

- 서류검토

- 입회

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 각 살수계통 밸브가 올

바른 위치에 있을 것

- KEPIC MOB 허용기준

및 가동중시험계획을

만족

- 자동신호에 의한 펌프

및 밸브가 작동

- 살수노즐이 막히지

않아야 함

- 저속모드에서 15분 이

상 운전 가능

- 격납건물 냉각계열이

작동신호에 의해 자동

으로 기동

- 2256 -

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

※ 격납건물 냉각계통, 살수첨가계통이 미설치된 호기는 해당 점검내용 미적용

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

3. 살수첨가계통 성능 점검

(한빛 3,4호기)

- 살수첨가계통 밸브 위치

점검

- 살수첨가펌프 성능시험

- 자동밸브 및 살수첨가펌

프 운전가능성

- 살수첨가탱크 용액 체적

및 농도 점검

- 서류검토

- 면담 - 각 밸브가 올바른 위

치에 있을 것

- 유량 및 진동이 절차

서의 판정기준 만족

- 살수신호에 의한 펌프

및 밸브의 작동

- 탱크 수위는 80~90%,

하이드라진 농도는

30~35 %/w 이내

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에 관한 규정”

2. 운영기술지침서 제1편 3.6.6절3. 운영기술지침서 제1편 3.6.7절(한빛3,4)4. 전력산업기술기준(KEPIC) MOB(2000년), MOC(2000년)

- 2257 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.7.5개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.5

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 가연성기체 제어계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2 김태형 ‘14.03.18 우승웅 ‘14.03.18

3 나한비 ‘15.04.13 황태석 ‘15.04.13

4 이승우 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

- 2258 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.7.5 격납건물 가연성기체 제어계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형원전과 APR1400형 원전의 격납건물 가연성기체 제어계통에

적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 원전의 격납건물에는 사고시 발생될 수 있는 가연성기체(수

소)를 제어하기 위해 피동촉매형 수소재결합기, 수소점화기 및 수소감시기

가 설치되어 있다. 이러한 가연성기체 제어계통의 운전 가능성을 확인하기

위해 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다.

3. 검사목적

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 가연성기체 제어계통

이 적합하게 점검되는지를 검사하여 이 계통의 성능이 설계대로 유지되는

지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조(원자로격납건물 등)

나. 운영기술지침서 제1편 3.3.11절, 3.6.7절

다. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.5절, 6.2.7절

II. 검사내용 및 방법

- 2259 -

1. 검사내용

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 격납건물 가연성기체 제어계통

의 운전 및 사용 가능함을 확인하기 위해 다음 점검내용 및 결과의 적합성

을 확인한다.

가. 격납건물 수소재결합기 점검

부지 공용설비인 수소재결합기가 설치되어 있는 경우, 수소재결합기 이

동계획서에 따라 주기적으로 부지내의 각 원전으로 이동 설치된다. 수소재

결합기가 설치된 원전은 운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 기능시험

을 수행한다. 기능 시험 시 수소재결합기의 반응실 온도가 기능시험온도에

도달하여 유지되는지를 점검하여 허용기준이 만족되었음을 확인한다. 또한,

각 수소재결합기의 외장물(배선결합, 구조적 연결부위, 이물질 집적상태

등)에 비정상상태가 없는지 육안으로 점검하였고 판정기준이 만족되었음을

확인한다.

피동촉매형 수소재결합기의 성능시험이 절차서에 따라 수행되고 수소재

결합기의 성능이 판정기준을 만족하고 있음을 확인한다. 또한, 피동촉매형

수소재결합기의 육안점검 결과를 검토하여 각 피동촉매형 수소재결합기의

외장물(구조적 연결부위, 이물질 집적상태 등)의 손상 등이 없음을 확인한

다.

나. 격납건물 수소재결합기 전기회로 및 계측제어회로 점검

부지 공용설비인 수소재결합기가 설치되어 있는 경우, 수소재결합기 기

능시험 완료 후 가열기의 각 상에 대해 접지 절연저항 시험을 수행하여 판

정기준이 만족되었음을 확인한다.

각 수소재결합기의 계측제어회로에 대한 채널교정을 수행하고 판정기준

이 만족되었는지 확인한다.

다. 수소감시계통 점검

- 2260 -

운영기술지침서의 점검요구사항에 따라 각 수소감시기 채널의 기능을

시험하고 경보발생 등의 판정기준이 만족되었음을 확인한다. 또한, 운영기

술지침서 또는 절차서에 제시된 농도의 표준수소시료를 사용하여 각 수소

감시기의 채널교정을 수행하고 판정기준이 만족되었음을 확인한다.

라. 격납건물 수소점화기 점검

각 수소점화기의 전압 및 표면온도가 절차서의 판정기준을 만족하는지

확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 운영기술지침서 제1편 3.3.11절, 3.6.7절

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.5절, 6.2.7절

3. 경수로형 원전 안전심사지침 6.2.5절 (격납건물내 가연성기체제어) 및

19.2절 (중대사고 대처능력) (KINS/GE-N001)

4. NRC Reg. Guide 1.7 “Control of Combustible Gas Concentration inContainment”

- 2261 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원

검 사 항 목 격납건물 가연성기체 제어계통

검 사 목 적가연성기체제어계통(수소재결합기, 수소감시기 등)에 대한 시험 및 점검이 운영기술지침서에 따라 수행되고 성능이 허용기준을 만족하는지 확인

검사 주안점 - 관련시험의 점검주기 검토 및 시행여부 확인 - 시험결과의 합격기준 만족여부 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 격납건물 수소재결합기

점검 - 열재결합기 기능시험

- 피동촉매형 수소재결합기(PAR) 성능시험

2. 격납건물 수소재결합기 전기회로 및 계측제어회로 점검

- 전기회로 절연저항

- 계측제어회로 채널교정

3. 수소감시계통 점검 - 채널교정 - 채널 기능시험

4. 격납건물 수소점화기 점

검

- 수소점화기 작동성 및 성

능 점검

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 2시간 이내에 반응실온도 1200 이상 도달 및 4시간 이상 유지

- 운영기술지침서의 허용기준 만족

- 운영기술지침서의 허용기준 만족

- 계기계열 교정 수행

- 표준기체로 채널교정 - 수소농도에 따른 경보 발생

- 수소점화기의 전압, 표면온

도가 절차서의 판정기준 만

족

관 련 규 정1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제23조(원자로격납건물 등)2. 운영기술지침서 제1편 3.3.11절, 3.6.7절

※ 수소점화기, 피동촉매형 수소재결합기가 미설치된 호기는 해당 점검내용 미적용

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2262 -

- 2263 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.7.6개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.7.6

검사대상시설명 : 원자로 격납시설

제 목 : 격납건물 가동중검사

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이계현 ‘06.12.28 최강룡 ‘06.12.28

1 이계현 ‘10.10.08 현창헌 ‘10.10.08

2이희택

백용락

‘12.06.11

‘14.03.17

김용범

임창복

‘12.06.11

‘14.03.18

3 정래영 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

4백용락

윤의식‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

- 2264 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.7.6 격납건물 가동중검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 격납건물 라이너플레이트 및 포스트텐

셔닝 계통의 가동중검사에 적용한다.

2. 검사개요

격납건물 라이너플레이트는 정상운전 또는 설계기준사고(DBA) 시에 구

조적 건전성과 기밀성을 유지하는 기능을 수행하고 있어 이에 대한 적절성

을 확인하기 위해 주기적인 점검이 요구된다. 관련 기술기준 및 절차서의

요건에 따라 점검표본 선정의 적합성, 검사자의 자격 및 점검장비의 검교

정 유효성, 라이너플레이트 표면 및 용접부위의 건전성, 관통부 용접부위

및 이종금속 용접부의 건전성, 볼트 연결부 및 습기차단벽 등의 건전성이

적절히 유지되고 있는지를 확인하기 위해 현장입회, 현장확인, 서류검토 또

는 면담 등을 통해 검사한다.

또한 격납건물 포스트텐셔닝 계통은 정상운전 시는 물론 냉각재상실사

고(LOCA)를 포함한 설계기준사고 및 설계기준지진 발생시 구조물 자체의

건전성을 유지하는 기능을 수행하고 있어 이에 대한 적절성을 확인하기 위

하여 운전기간중 주기적인 점검 및 가동중검사가 요구된다. 관련 법규, 기

술기준 및 절차서에 따라 가동중검사 및 격납건물 열화상태 점검이 적합하

게 수행되고 있는지를 서류검토, 현장확인 및 면담을 통해 검사한다.

3. 검사목적

- 2265 -

격납건물 라이너플레이트가 정상운전 또는 설계기준사고 시에 구조적

건전성과 기밀성을 적절히 유지할 수 있는지를 확인하며, 격납건물 포스트

텐셔닝 계통 가동중검사 및 구조물 열화상태 점검이 관련 절차서에 따라

적합하게 수행되었는지 여부와 점검결과가 관련 기술기준을 만족하는지 여

부를 검사하여 격납건물 포스트텐셔닝 계통의 건전성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법

에 관한 규정”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한 규

정”

다. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3장 "구조물, 계통 및 기기의 설계“

라. KEPIC MIE "금속격납용기 및 금속라이너"

마. KEPIC MIL, “격납구조 가동중검사 규정”

바. ASME Sec. III Div. 2 Sub. CC “Code for Concrete Reactor Vessels and

Containments”

사. ASME Sec. Ⅺ Div.1 IWE "Requirements for CLASS MC Components“

자. Reg. Guide 1.35(Rev. 3), "Inservice Inspection of Ungrouted Tendons in

Prestressed Concrete Containments"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 기술기준 및 절차서의 요건에 따라 격납건물 라이너플레이트 및 포

스트텐셔닝 계통을 포함한격납건물이 정상운전 또는 설계기준 사고시에 구

조적 건전성과 기밀성을 적절히 유지할 수 있는지를 확인하기 위해 아래

점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 격납건물 라이너플레이트 가동중검사

- 2266 -

1) 가동중검사 계획의 적합성

o 해당년도 점검대상 및 부위가 장기가동중검사 계획서에 의거하여 작

성되었는지를 확인한다.

o 점검자가 비파괴시험 관련 자격을 보유하고 있으며, 검사장비가 적절

히 검교정되었고, 검교정 유효기간 이내에 있음을 확인한다.

2) 사업자 점검내용의 적합성

o 라이너플레이트 표면 및 용접부, 관통부 용접부위, 볼트 연결부 및

압력경계 취약부 등에 대한 사업자 점검결과를 확인한다.

o 사업자 점검결과 불일치사항보고서(NCR) 또는 고객결함보고서(CNF)

가 발행된 경우, 불일치내용 또는 결함지시내용, 조치결과 및 재발방

지방안의 적절성을 확인한다.

3) 현장 입회검사

o 사업자 점검결과를 검토하여 결함지시 부위를 확인한 후 결함지시 부

위를 중심으로 사업자 점검내용의 적합성을 확인한다.

o 라이너플레이트 면에 도장된 보호도장이 손상되고 강재에 부식의 징

후가 있을 경우에는 별도로 초음파시험을 수행하여 강재가 설계두께

이내에 있는지를 확인한다.

4) 불만족 사항에 대한 시정조치 적합성 확인

격납건물 라이너플레이트의 가동중검사 보고서 검토시 확인되거나 이

전 주기 정기검사를 통해 확인된 문제점과 라이너플레이트 보호도장 열

화상태 점검시 확인된 문제점에 대하여 적절한 시정조치가 이루어졌는

지 확인한다.

나. 격납건물 포스트텐션닝 계통 가동중검사

1) 가동중검사 계획의 적합성

o 격납건물 포스트텐셔닝 계통의 가동중검사 계획서 및 절차서가 관련

기술기준에 부합되도록 작성되어 있는지 확인한다

o 점검자가 포스트텐셔닝 계통의 가동중검사 수행능력을 소유하고 있

- 2267 -

는지를 검토하며, 검사장비가 적절히 검교정되었고, 검교정 유효기간

이내에 있음을 확인한다.

2) 가동중검사 결과 확인

텐돈의 유효응력 측정결과 및 응력변화 추이상태가 설계시 고려된 허용

범위 이내에 있고, 텐돈 정착부품 및 그리스 캡이 건전한 상태를 유지

하고 있으며, 재료시험(텐돈, 그리스) 결과 및 그리스 되채움량 등이 관

련 기술기준을 만족하고 있는지 확인한다.

3) 원자로 격납건물 유지관리상태 확인

격납건물 텐돈 정착부 및 외벽에 격납건물의 구조건전성에 영향을 줄

수 있는 심한 열화․손상이 없는지 확인하기 위하여 가동중검사 결과, 일

상점검 및 정기점검 결과, 종합누설률시험 시의 구조물 점검결과 등을

검토하고 현장을 확인한다.

4) 불만족 사항에 대한 시정조치 적합성 확인

격납건물 포스트텐셔닝 계통의 가동중검사 보고서 검토시 확인되거나

이전 주기 정기검사를 통해 확인된 문제점과 구조물 열화상태 점검시

확인된 문제점에 대하여 적절한 시정조치가 이루어졌는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”에서 기술한 바와 같이 서류확인, 면

담 및 입회검사를 병행하여 수행한다.

3. 검사 유의사항

가. 격납건물 라이너플레이트 면에 도장된 보호도장이 손상되고 부식의 징

후가 있을 경우에는 초음파시험을 수행하여 모재의 두께감소가 허용값

(모재 호칭두께의 10%) 이내인지를 확인한다. 또한 습기차단벽

(moisture barrier)가 설치된 곳이나 외벽의 콘크리트 시공이음부와 접

하는 라이너플레이트는 부식발생 가능성이 상대적으로 크므로 이런 부

위에 대한 점검을 주의 깊게 수행한다.

- 2268 -

나. 격납건물 포스트텐셔닝 계통의 가동중검사는 반드시 발전소의 계획예

방정비 기간중에 실시되는 것이 아니므로 격납건물 포스트텐셔닝 계통

가동중검사시 현장입회검사를 통해 가동중검사 수행과정에서 문제점이

없는지 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법

에 관한 규정”

2. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규

정”

3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3장 "구조물, 계통 및 기기의 설계“

4. KEPIC MIE, “금속격납용기 및 금속라이너”

5. KEPIC MIL, “격납구조 가동중검사 규정”

6. ASME Sec. Ⅺ Div.1 IWE, “Requirements for CLASS MC Components”

7. ASME Sec. Ⅺ, IWL, “Requirements for Class CC Concrete Components

of Light-Water Cooled Plants”

8. Reg. Guide 1.35(Rev. 3), “Inservice Inspection of Ungrouted Tendons in

Prestressed Concrete Containments”

9. ACI 201.1R, “Guide for Making a Condition Survey of Concrete in

Service”

- 2269 -

10. ACI 349.3R, “Evaluation of Existing Nuclear Safety-Related Concrete

Structures”

11. 장기가동중검사계획서 및 해당년도 가동중검사계획서

- 2270 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로 격납시설 검 사 원

검 사 항 목 격납건물 가동중검사

검 사 목 적- 라이너플레이트 및 MC 부품의 건전성 확인- 격납건물 및 포스트텐셔닝 계통의 건전성 확인

검사 주안점- 라이너플레이트 및 MC 부품의 점검, 보수 등 유지관리상태 확인- 격납건물 및 포스트텐셔닝 계통의 점검, 보수 등 유지관리상태 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 점검계획, 점검절차, 점검대 상 선정방법 등 적합성

2. 라이너플레이트의 건전성- 가동중검사계획의 적합성- 검사장비 검교정 적합성- 검사결과(모재 및 용접부, 관

통부 용접부위, 이종금속 용접부, 습기차단벽의 건전성등)의 적합성

- 표면녹, 도장손상부위의 두께감육 여부 등

3. 포스트텐셔닝계통의 건전성- 가동중검사 계획의 적합성- 가동중검사 결과의 적합성- 격납건물 외벽 및 텐돈정착부

열화상태 현장 확인- 일상점검 및 정기점검 결과 검

토

4. 불만족사항에 대한 시정조치 적합성 검토

- 서류검토

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- KEPIC MIE 또는 ASME Sec.XI, IWE

- KEPIC MIL 또는 ASME Sec.XI, IWL

- FSAR 제3.8.1절- ASME Sec.Ⅲ, Div.2

Sub.CC

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정”2. KEPIC MIL 또는 ASME Sec.Ⅺ, IWL : 격납구조 3. KEPIC MIE 또는 ASME Sec.XI,IWE : 금속격납용기 및 금속라이너 4. Reg. Guide 1.355. FSAR 3.8.1.7절 “격납건물 가동중검사”6. 운영기술지침서 3.6.1.3 “격납건물 구조건전성”7. ACI 201.1R 및 ACI 349.3R

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2271 -

8. 원자로안전계통시설

- 2272 -

- 2273 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.8.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.8.1

검사대상시설명 : 원자로안전계통시설

제 목 : 안전주입 붕산수원 및 유로

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 방영석 ‘06.12.28 우승웅 ‘06.12.28

1 방영석/정애주

‘10.10.11 우승웅 ‘10.10.11

2 허병길 ‘13.12 설광원 ‘13.12

3이준수

김지은‘15.04.14 황태석 ‘15.04.14

4

- 2274 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.8.1 안전주입 붕산 수원 및 유로

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

KSNP형 및 APR1400형 원전의 안전주입 붕산 수원 및 유로 점검에 적

용한다.

2. 검사개요

비상노심냉각계통은 냉각재상실사고 시 원자로 노심의 건전성 보장을 위한

안전등급의 비상노심냉각수를 공급하고, 반응도 제어를 위한 부반응도를 제공

하며, 장기냉각 기간 동안 노심 냉각수 재고량을 유지하는 기능을 담당한다.

비상노심냉각계통과 부속계통의 운전가능성과 성능을 확인하기 위하여

운영기술지침서의 점검요구사항에서 규정하고 있는 (1) 안전주입탱크의 붕

산수 체적 및 농도, 질소압력, 안전주입탱크 격리밸브의 상태 등 점검, (2)

비상노심냉각계통 밸브 위치 및 동작상태, 안전주입유로 상태, 배관 충수

등 비상노심냉각계통 밸브 점검, (3) 재장전수탱크(APR1400형의 경우, 원자

로건물내재장전수탱크)의 붕산수 온도, 체적, 농도 등 점검 등에 대해 검사

한다.

본 검사에서는

가. 해당 점검 절차서가 운영기술지침서의 점검요구사항에 적합하게 작성

되어 있으며, 최근 지적 및 권고 사항 등이 적절하게 반영되고 관리되

고 있는지, 외국 유사 원전의 운전경험이 적절하게 고려되었는지,

나. 시험 주기가 적절하게 준수되고 있는지, 대상 기기의 정비 및 보수는

적절하게 이루어졌는지, 시험에 사용된 기기의 검․교정이 유효한지, 시

- 2275 -

험의 초기 조건 및 주의사항, 시험절차 등이 준수되었는지, 시험후 복구

절차가 적절하게 수립되었는지, 시험결과 판정기준 불만족시 운영절차

서에 따른 적절한 조치가 취해졌는지 등 해당 절차서에 적합하게 점검

및 시험이 수행되었는지

다. 시험 수행 시 주제어실과 현장 간의 통신 수단이 적절한지, 현장의 조

명, 접근성, 기타 위해 요인이 없는지

라. 시험결과의 기록 및 판정기준 평가 상의 오류가 없는지, 관련 시험 및

점검이 해당 절차서의 판정기준을 만족하여 충분한 성능을 유지하는지

등을 서류검토, 면담, 입회검사 또는 현장확인을 통해 점검한다.

3. 검사목적

비상노심냉각계통 및 부속계통에 대해서 운영기술지침서에 따라 수행되

는 정․주기시험 내용을 확인하고, 안전주입탱크, 밸브 및 유로, 재장전수

탱크(APR1400형의 경우, 원자로건물내재장전수탱크) 등이 관련 점검요구사

항과 점검주기에 따라 적합하게 점검되어 운전가능성과 성능이 유지되는지

를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시

험에 관한 규정”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절

다. 운영기술지침서 3.5절

라. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

마. Reg. Guide 1.82

바. GL 2004-02

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 및 관련 절차서에서 요구하는 점검사항과 점검주기에

- 2276 -

따라 비상노심냉각계통과 부속계통의 운전가능성 및 고장에 대비한 대처능

력이 확보되어 있는 지를 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성

을 확인한다.

가. 안전주입탱크 성능 점검

1) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 안전주입탱크로부터 시료를 채

취하여 화학 분석을 통해 붕소농도를 점검하고 관련 운영기술지침서 허

용기준을 만족하였는지 확인한다.

2) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 안전주입탱크 압력 및 수위가

각각 관련 운영기술지침서 허용기준을 만족하고 안전주입탱크 격리밸브

가 완전히 열려있음을 점검하였는지 확인한다.

3) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 가압기 압력이 운영기술지침서

에 명시된 압력 이상일 때 안전주입탱크 격리밸브 구동기의 전원이 제

거되어 있음을 점검하였는지 확인한다.

나. 비상노심냉각계통 밸브 및 유로 점검

1) 비상노심냉각계통 유로의 각 밸브들이 정확한 위치에 있는지 운영기술

지침서에 명시된 해당 점검주기마다 점검하였는지 확인한다.

2) 운영기술지침서에 명시된 점검주기로 비상노심냉각계통 배관이 충수상

태를 유지하고 있음을 점검하였는지 확인한다.

3) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 비상노심냉각계통 유로의 자동 밸브가 실

제 또는 모의 작동신호에 의해 올바른 위치로 작동됨을 점검하였는지 확인한다.

4) 비상노심냉각 부속계통의 유량 특성에 영향을 줄 수 있는 변경이 있는

경우, 원자로 정지기간 중 유량평형시험을 수행하고 유로별로 측정된

유량이 FSAR의 허용기준을 만족하였는지 확인한다.

다. 재장전수탱크(APR1400형의 경우, 원자로건물내재장전수탱크) 붕산수 점검

1) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 재장전수탱크(APR1400형의 경

우, 원자로건물내재장전수탱크)의 붕산수 체적과 붕소농도가 운영기술

지침서 허용기준 범위로 유지되고 있음을 점검하였는지 확인한다.

2) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 재장전수탱크(APR1400형의 경

우, 원자로건물내재장전수탱크)의 붕산수 온도가 운영기술지침서 허용

기준 범위로 유지되고 있음을 점검하였는지 확인한다.

3) APR1400형의 경우, 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 원자로건물

내재장전수계통의 중간저장탱크가 건조상태로 유지되고 있음을 점검하

- 2277 -

였는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험

에 관한 규정”

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절

3. 운영기술지침서 3.5절

4. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

5. Reg. Guide 1.82

6. GL 2004-02

7. KSNP 계통도

8. APR1400형 원전 계통도

- 2278 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로안전계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전주입 붕산 수원 및 유로

검 사 목 적

비상노심냉각계통과 관련한 정기점검 및 보수이력 등의 기록 검토 및 입

회검사, 운전원 면담 등을 통해 관련기기들의 운전가능성을 확인하고 고

장에 대비한 대처능력을 확인함

검사 주안점

안전주입탱크, 밸브 및 안전주입유로, 재장전수탱크(APR1400형의 경

우, 원자로건물내재장전수탱크) 붕산수의 건전성과 성능을 점검하고

고장에 대비한 대처능력을 확인함

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 안전주입탱크 성능 점검- 붕산수 체적 및 농도- 질소압력

2. 밸브 및 안전주입유로 점검- 밸브 위치 및 동작상태- 배관 충수 및 누설점검

3. 재장전수탱크 붕산수 점검 (APR1400의 경우, 원자로건물내재장전수탱크 붕산수 점검)

- 붕산수 온도, 체적, 농도

- 서류검토

- 서류검토- 면담

- 서류검토

- 운영기술지침서 3.5

- 운영기술지침서 3.5- KEPIC MO 또는 ASME/OM-ISTC

- 운영기술지침서 3.5

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험에 관한 규정

2. FSAR 6.3절 3. 운영기술지침서 3.5.2, 3.5.54. KEPIC MO 또는 ASME/OM-ISTB, ISTC5. Reg. Guide 1.82

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2279 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.8.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.8.2

검사대상시설명 : 원자로안전계통시설

제 목 : 안전주입 재순환 계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 방영석 ‘06.12.28 우승웅 ‘06.12.28

1 방영석/정애주

‘10.10.11 우승웅 ‘10.10.11

2 허병길 ‘13.12 설광원 ‘13.12

3 김지은 ‘15.04.14 황태석 ‘15.04.14

4

- 2280 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.8.2 안전주입 재순환 계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

KSNP형 및 APR1400형 원전의 안전주입 재순환 계통 점검에 적용한다.

2. 검사개요

비상노심냉각계통은 냉각재상실사고 시 원자로 노심의 건전성 보장을 위한

안전등급의 비상노심냉각수를 공급하고, 반응도 제어를 위한 부반응도를 제공

하며, 장기냉각 기간 동안 노심 냉각수 재고량을 유지하는 기능을 담당한다.

비상노심냉각계통과 부속계통의 운전가능성과 성능을 확인하기 위하여

운영기술지침서의 점검요구사항에서 규정하고 있는 (1) 재순환집수조

(APR1400형의 경우, 원자로건물내재장전수탱크 집수조, 집수조 여과기, 중

간저장조 및 원자로건물내재장전수탱크 충수배관)의 구조적 건전성 점검,

(2) 원자로건물 내부 청결도 및 이물질 생성원 점검, (3) 인산삼나트륨 저

장량 및 용해도 점검 등에 대해 검사한다.

본 검사에서는

가. 해당 점검 절차서가 운영기술지침서의 점검요구사항에 적합하게 작성

되어 있으며, 최근 지적 및 권고 사항 등이 적절하게 반영되고 관리되

고 있는지, 외국 유사 원전의 운전경험이 적절하게 고려되었는지,

나. 시험 주기가 적절하게 준수되고 있는지, 대상 기기의 정비 및 보수는

적절하게 이루어졌는지, 시험에 사용된 기기의 검․교정이 유효한지, 시

험의 초기 조건 및 주의사항, 시험절차 등이 준수되었는지, 시험후 복구

절차가 적절하게 수립되었는지, 시험결과 판정기준 불만족시 운영절차

- 2281 -

서에 따른 적절한 조치가 취해졌는지 등 해당 절차서에 적합하게 점검

및 시험이 수행되었는지

다. 시험 수행 시 주제어실과 현장 간의 통신 수단이 적절한지, 현장의 조

명, 접근성, 기타 위해 요인이 없는지

라. 시험결과의 기록 및 판정기준 평가 상의 오류가 없는지, 관련 시험 및

점검이 해당 절차서의 판정기준을 만족하여 충분한 성능을 유지하는지

등을 서류검토, 면담, 입회검사 또는 현장확인을 통해 점검한다.

3. 검사목적

비상노심냉각계통 및 부속계통에 대해서 운영기술지침서에 따라 수행되

는 정․주기시험 내용을 확인하고, 원자로건물 재순환집수조(APR1400형의

경우, 원자로건물내재장전수탱크 집수조, 집수조 여과기, 중간저장조 및 원

자로건물내재장전수탱크 충수배관), 원자로건물 내부 청결도, 인산삼나트륨

등이 관련 점검요구사항과 점검주기에 따라 적합하게 점검되어 운전가능성

과 성능이 유지되는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절 및 6.8절 (APR1400형의 경우)

나. 운영기술지침서 3.5절

다. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

라. Reg. Guide 1.82

마. GL 2004-02

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 및 관련 절차서에서 요구하는 점검사항과 점검주기에

따라 비상노심냉각계통 및 부속계통의 운전 가능성 및 고장에 대비한 대처

능력이 확보되어 있는 지를 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합

성을 확인한다.

가. 원자로건물 재순환집수조(APR1400형의 경우, 원자로건물내재장전수탱크

- 2282 -

집수조 등)

운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 원자로건물 재순환집수조흡입측 입

구가 이물질로 막혀있지 않으며 입구 이물질 여과장치와 집수조 출구측 여

과망이 구조적인 변형이나 비정상적인 부식이 없음을 육안 점검하였는지

확인한다. (APR1400형의 경우, 각각의 원자로건물내재장전수탱크 집수조,집수조 여과기, 중간저장조 및 원자로건물내재장전수탱크 충수배관이 이물

질로 막혀있지 않으며, 구조적인 변형이나 비정상적인 부식이 없음을 육안

점검하였는지 확인한다.)

나. 격납건물 청결도

1) 원자로건물의 건전성이 확립되기 전 원자로건물 전구역 및 확립된 이후

원자로건물 출입이 있는 경우에는 그 구역에 대하여, 원자로냉각재상실

사고 조건에서 원자로건물 재순환집수조(APR1400형의 경우, 원자로건물

내재장전수탱크 집수조 등)로 이동하여 펌프 흡입구를 차단할 수 있는

이물질이 원자로건물 내에 없음을 육안 점검하였는지 확인한다.

2) 원자로건물 집수조 막힘 안전성 현안(US NRC GL 2004-02 및 Bulletin2003-01)과 관련하여, 운전원 조치 등 집수조 막힘에 대비한 비상 대응

능력 확보여부를 확인한다.

다. 인산삼나트륨 점검

1) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 인산삼나트륨 저장함의 외관상

태가 양호하고 저장량이 운영기술지침서에 명시된 최소 요구량을 만족

하고 있는지 확인한다.

2) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 인산삼나트륨의 용해도시험이

수행되고 시험시 시료채취 및 시험조건, 시험결과가 운영기술지침서에

명시된 허용기준을 만족하고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

- 2283 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절 및 6.8절 (APR1400형의 경우)

2. 운영기술지침서 3.5절

3. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

4. Reg. Guide 1.82

5. GL 2004-02

6. 기행-2132, 가동중시험(IST) 계획서

7. KSNP 계통도

8. APR1400형 원전 계통도

- 2284 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로안전계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전주입 재순환 계통

검 사 목 적

비상노심냉각계통과 관련한 정기점검 및 보수이력 등의 기록 검토 및 입

회검사, 운전원 면담 등을 통해 관련기기들의 운전가능성을 확인하고 고

장에 대비한 대처능력을 확인함

검사 주안점

재순환집수조(APR1400형의 경우, 원자로건물내재장전수탱크 집수조

등), 인산삼나트륨의 건전성과 성능을 점검하고 고장에 대비한 대처

능력을 확인함

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 원자로건물 재순환집수조 점검

- 재순환집수조의 구조적 건전성

(APR1400의 경우, 원자로건물내재장전수탱크 집수조, 집수조 여과기, 중간저장조 및 원자로건물내재장전수탱크 충수배관의 구조적 건전성)

2. 원자로건물 청결도 점검- 원자로건물 내부 청결상태 및 이물질 생성원

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- FSAR 6.3 (APR1400의 경우, FSAR 6.8)

- 운영기술지침서 3.5- Reg. Guide 1.82- GL 2004-02

- FSAR 6.3 (APR1400의 경우, FSAR 6.8)

- 운영기술지침서 3.5- Reg. Guide 1.82- GL 2004-02

- 2285 -

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

3. 인산삼나트륨 점검- 저장함 외관- 저장량 및 용해도

- 서류검토- 면담- 입회

- 운영기술지침서 3.5

관 련 규 정

1. FSAR 6.3절 및 6.8절 (APR1400의 경우)2. 운영기술지침서 3.5.4, 3.5.63. KEPIC MO 또는 ASME/OM-ISTB, ISTC 및 가동중시험계획서4. Reg. Guide 1.82

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2286 -

- 2287 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.8.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.8.3

검사대상시설명 : 원자로안전계통시설

제 목 : 안전주입 펌프 및 부속 계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 방영석 ‘06.12.28 우승웅 ‘06.12.28

1 방영석/정애주

‘10.10.11 우승웅 ‘10.10.11

2 허병길 ‘13.12 설광원 ‘13.12

3 이준수 ‘15.04.14 황태석 ‘15.04.14

4

- 2288 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.8.3 안전주입 펌프 및 부속 계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

KSNP형 및 APR1400형 원전의 안전주입 펌프 및 부속 계통 점검에 적용

한다.

2. 검사개요

비상노심냉각계통은 냉각재상실사고 시 원자로 노심의 건전성 보장을 위한

안전등급의 비상노심냉각수를 공급하고, 반응도 제어를 위한 부반응도를 제공

하며, 장기냉각 기간 동안 노심 냉각수 재고량을 유지하는 기능을 담당한다.

비상노심냉각계통과 부속계통의 운전가능성과 성능을 확인하기 위하여

운영기술지침서의 점검요구사항에서 규정하고 있는 고압 및 저압안전주입

펌프의 유량, 차압, 진동 및 성능시험 점검 등에 대해 검사한다.

본 검사에서는

가. 해당 점검 절차서가 운영기술지침서의 점검요구사항에 적합하게 작성

되어 있으며, 최근 지적 및 권고 사항 등이 적절하게 반영되고 관리되

고 있는지, 외국 유사 원전의 운전경험이 적절하게 고려되었는지,

나. 시험 주기가 적절하게 준수되고 있는지, 대상 기기의 정비 및 보수는

적절하게 이루어졌는지, 시험에 사용된 기기의 검․교정이 유효한지, 시

험의 초기 조건 및 주의사항, 시험절차 등이 준수되었는지, 시험후 복구

절차가 적절하게 수립되었는지, 시험결과 판정기준 불만족시 운영절차

서에 따른 적절한 조치가 취해졌는지 등 해당 절차서에 적합하게 점검

및 시험이 수행되었는지

다. 시험 수행 시 주제어실과 현장 간의 통신 수단이 적절한지, 현장의 조

- 2289 -

명, 접근성, 기타 위해 요인이 없는지

라. 시험결과의 기록 및 판정기준 평가 상의 오류가 없는지, 관련 시험 및

점검이 해당 절차서의 판정기준을 만족하여 충분한 성능을 유지하는지

등을 서류검토, 면담, 입회검사 또는 현장확인을 통해 점검한다.

3. 검사목적

비상노심냉각계통 및 부속계통에 대해서 운영기술지침서에 따라 수행되

는 정․주기시험 내용을 확인하고, 고압 및 저압안전주입펌프 등이 관련 점

검요구사항과 점검주기에 따라 적합하게 점검되어 운전가능성과 성능이 유

지되는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시

험에 관한 규정”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절

다. 운영기술지침서 3.5절

라. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

마. Reg. Guide 1.82

바. GL 2004-02

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 및 관련 절차서에서 요구하는 점검사항과 점검주기에 따라

비상노심냉각계통 및 부속계통의 운전 가능성 및 고장에 대비한 대처능력이 확

보되어 있는 지를 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 고압 및 저압안전주입펌프 성능시험

1) 안전주입펌프의 최소우회유량시험 및 전유량시험이 각각 가동중시험계

획서에 명시된 주기에 따라 수행되고 시험결과 측정된 펌프 유량, 차압,진동이 판정기준을 만족하였는지, 기준치 설정이 적절한지를 확인한다.

2) 운영기술지침서에 명시된 점검주기마다 안전주입펌프가 실제 또는 모의 작동

- 2290 -

신호에 의해 자동으로 기동되고, KSNP형의 경우에는 추가적으로 저압 안전주

입펌프가 실제 또는 모의 작동신호에 의해 정지됨을 점검하였는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험

에 관한 규정”

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.3절

3. 운영기술지침서 3.5절

4. KEPIC MO 또는 ASME OM Code-1990 Subsection ISTB & ISTC

5. Reg. Guide 1.82

6. GL 2004-02

7. KSNP 계통도

8. APR1400형 원전 계통도

- 2291 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로안전계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전주입 펌프 및 부속 계통

검 사 목 적

비상노심냉각계통과 관련한 정기점검 및 보수이력 등의 기록 검토 및 입

회검사, 운전원 면담 등을 통해 관련기기들의 운전가능성을 확인하고 고

장에 대비한 대처능력을 확인함

검사 주안점안전주입펌프의 운전가능성과 성능을 점검하고 고장에 대비한 대처

능력을 확인함

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 고압안전주입펌프 성능시험

- 유량, 차압, 진동- 실제 또는 모의 작동신호에 의해 자동으로 기동

2. 저압안전주입펌프 성능시험

- 유량, 차압, 진동- 실제 또는 모의 작동신호에 의해 자동으로 기동 및 재순환신호에 의해 정지

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 운영기술지침서 3.5- KEPIC MO 또는

ASME/OM-ISTB

- 운영기술지침서 3.5- KEPIC MO 또는

ASME/OM-ISTB

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험에 관한 규정

2. FSAR 6.3절 3. 운영기술지침서 3.5.3, 3.5.44. KEPIC MO 또는 ASME/OM-ISTB, ISTC5. Reg. Guide 1.82

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2292 -

- 2293 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.8.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.8.4

검사대상시설명 : 원자로안전계통시설

제 목 : 정지냉각계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이공희 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2현영학

송성주

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 송성주 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

- 2294 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.8.4 정지냉각계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

정지냉각계통(잔열제거계통)은 원자로 정지 후 증기발생기를 통한 노심

발생열(Decay Heat) 제거 및 계통 냉각이 효율적이지 못하게 되는 시점으

로부터(원자로 고온정지: 410psia, 350) 원자로 계통을 핵연료 재장전 온

도(14.7psia, 120)까지 냉각시키고 유지하는 기능을 갖는다. 또한 정지냉

각계통은 사고 시 비상노심냉각계통의 일부로서 사고 결말의 완화를 위한

냉각기능을 갖는다. 동 계통의 운전 가능성을 확인하기 위한 주요 검사대

상은 다음과 같다.

가. 정지냉각계통 기기성능 점검

나. 부분충수운전 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

원자로 정지냉각계통의 운전 가능성을 확인하기 위해서 운영기술지침서

등의 관련 기술기준에 의거 정지냉각펌프 및 밸브 가동중 시험, 정지냉각계

통 격리밸브 열림방지 연동시험, 정지냉각열교환기의 성능시험, 부분충수운

전 점검 등이 적합하게 수행되었는지 여부를 현장입회, 서류검토 또는 면담

등을 통해 확인한다.

3. 검사목적

원자로 정지냉각계통에 대한 점검을 수행함으로써 정지냉각펌프 및 밸브

- 2295 -

가동중 시험, 정지냉각계통 격리밸브 열림방지 연동시험, 정지냉각열교환기

의 성능시험, 부분충수운전 점검 결과가 관련 기술기준을 만족하는지 여부

와 동 계통의 운전가능성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제29조 “잔열제거설비”, 제56조

“운영절차서” 및 제63조 “시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 원안위(교과부) 원검 71233-78, “가압경수형 원전 부분충수운전 안전조

치요건”

마. 운영기술지침서 제1편 3.4.13 “원자로냉각재계통 압력격리밸브 누설”,3.5.3 “비상노심냉각계통 : 운전중”, 3.9.4 “정지냉각 및 원자로냉각재순

환 : 고수위”, 3.9.5 “정지냉각 및 원자로냉각재순환 : 저수위”, 제3편

4.5 “가동중시험 계획서”

바. 최종안전성분석보고서 5.4.7절 “정지냉각계통”

사. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 등의 관련 기술기준에서 요구하는 점검요구사항에 따라

아래와 같은 점검내용의 적합성을 확인한다.

가. 정지냉각계통 기기성능 점검

1) 펌프성능 점검

정지냉각계통 운전시 정지냉각펌프(저압안전주입펌프)는 고온관으로

부터 흡입한 원자로냉각재를 정지냉각열교환기로 통과시켜 냉각한 후 저온

- 2296 -

관을 통하여 다시 원자로냉각재계통에 주입한다. 동 정지냉각펌프의 운전

가능성을 확인하기 위해 운영기술지침서와 KEPIC MOB에 따라 3개월 주

기로 재순환유량관을 이용한 시험을 수행하고, 계획예방정비시에 전유량

시험을 수행한다. 재순환유량관을 이용한 시험의 경우, 유량, 차압 및 진동

값이 허용범위를 만족함을 확인하며, 전유량 시험에서는 일정유량에서 차

압 및 진동값이 허용범위를 만족함을 확인한다.

2) 정지냉각계통 유량

동 호기 운영기술지침서 1편 3.9.4 및 3.9.5에 근거하여 원자로 운전모

드 6에서 적어도 1개의 잔열제거유로가 운전 중이고 원자로냉각재 재순환

유량이 고 수위 시 13,020ℓ/min(3440gpm) 이상임을 12시간 주기로 점검

해야 한다. 발전소 운영절차서에 따라 18개월 주기로 수행된 점검기록을

검사하여 1개의 잔열제거유로가 정상적으로 운전되고 있었으며, 원자로냉

각재 재순환 유량은 요구유량 이상을 형성함을 확인한다.

3) 밸브 성능점검

원자로냉각재계통으로부터 정지냉각계통을 보호하기 위해 정지냉각계

통 유로 입구측에 설치된 차단밸브가 운영기술지침서에 근거하여 원자로냉

각재계통 일정 압력 이상에서 자동으로 닫히는지를 확인한다. 또한 동 계

통의 가동중시험 대상 밸브에 대한 시험 결과가 판정기준을 만족하는지 확

인한다.

4) 정지냉각 열교환기 성능점검

정지냉각열교환기는 냉각운전 동안 붕괴열, 현열, 정지냉각펌프의 열을

제거하고, 저온정지 동안은 붕괴열과 펌프 열을 제거하는데 사용된다. 최종

안전성분석보고서에 명시된 정지냉각열교환기의 성능이 적절하게 유지되는

지 확인하기 위하여 주기적으로 성능점검을 수행한다. 이와 관련하여 정지

냉각열교환기의 총괄열전달계수 등이 판정기준을 만족하는지를 확인한다.

나. 부분충수운전 점검

원자로냉각재 배관이 완전히 충수되지 않고 배관 상부가 비어 있는 상

- 2297 -

태로 정지냉각펌프를 운전하는 부분충수운전의 경우 냉각재 재고량이 적기

때문에 정지냉각기능 상실시 짧은 시간내에 노심비등이 발생될 수 있고,

적절한 조치가 없을 경우 노심손상으로 이어질 수 있다. 따라서 부분충수

운전시 운전중인 정지냉각계통의 성능이 적절히 유지되는지 점검하기 위해

서 원자력안전위원회 원검 71233-78, “가압경수형 원전 부분충수운전 안전

조치요건”에 따라 재장전 수위, 노심출구온도, 원자로냉각재 고온관 온도

및 정지냉각계통 운전변수(펌프출구압, 유량, 모터전류, 열교환기 입출구

온도 등)등을 일정시간 간격으로 측정하고, 동 변수들이 과도 현상없이 안

정된 값을 지시하는지 확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조(시

험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및

보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운영

절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지

확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

- 2298 -

1. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업 전 회의 및 작업 후 평가

3. 발전소 기술행정절차서

- 가동중 시험 계획서

- 발전소 정지중 안전기능 점검

4. 발전소 운영절차서

- 안전관련 밸브 동작시험

- 원자로 냉각재 펌프 및 정지냉각 펌프 차단기 점검

- 저압안전주입펌프 운전가능성 및 안전관련 밸브 시험

- 정지냉각계통 밸브연동시험

- 안전관련 밸브 주기 동작시험

- 정지냉각계통 열교환기 성능점검

- 정지냉각계통 유로점검

- 정지냉각계통 밸브점검

- 원자로냉각재계통 배수 및 부분충수 운전

5. 발전소 정비절차서

- 부분충수운전용 계측기 점검 및 교정

- 정지냉각 열교환기 분해점검

- 1차기기 열교환기 정비

- 2299 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 원자로안전계통시설 검 사 원

검 사 항 목 정지냉각계통

검 사 목 적 정지냉각계통 펌프, 밸브의 성능 및 운전가능성 확인

검사 주안점- 정지냉각계통 펌프 성능, 밸브의 작동성, 열교환기 성능 점검- 부분충수운전중 안전조치요건 준수 여부 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 정지냉각계통 기기성능 점검- 펌프 성능정검- 유량형성 점검- 밸브 성능점검- 열교환기 성능점검

2. 부분충수운전 점검- 배수운전 조치 적절성- 주요 안전변수 감시 적절성

3. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및

보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 펌프: KEPIC MOB 요건- 밸브: KEPIC MOC 요건- 열교환기 총괄열전달계수:설계값의 90% 이상

- 부분충수 관련 절차 준수- 원안위 원검 71233-78의

안전조치요건 준수

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조,제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회 원검 71233-78, “가압경수형 원전 부분충수운전 안전조치요건”

2. 전력산업기술기준(KEPIC) MOB “펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가동중시험”

3. 최종안전성분석보고서 5.4.7절 “정지냉각계통”, 표 5.4-3 “정지냉각계통 설계변수”

4. 운영기술지침서 1편 3.4.13 “원자로냉각재계통 압력격리밸브 누설”,3.5.3 “비상노심냉각계통 : 운전중”, 3.9.4 “정지냉각 및 원자로냉각재순환 : 고수위”, 3.9.5 “정지냉각 및 원자로냉각재순환 : 저수위”, 3편 4.5 “가동중시험 계획서”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2300 -

- 2301 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.8.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.8.5

검사대상시설명 : 원자로안전계통시설

제 목 : 보조급수계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 조상진 ‘06.12.28 이우호 ‘06.12.28

1 현영학 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2유성근

고창석

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김진혁 ‘15.07.29 민복기 ‘15.07.30

- 2302 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.8.5 보조급수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 보조급수계통은 원자로 정지 및 기동

시와 사고로 인한 원자로냉각재계통의 냉각 시 증기발생기 2차측으로 비상

급수를 공급하는 기능을 갖는다. 동 계통은 2개의 독립적인 계열로 구성되

며, 급수공급 펌프는 터빈구동(또는 디젤엔진구동) 및 모터구동 펌프로 구

성되어 원자로 안전관련 계통의 독립성 및 다중성 설계요건을 만족하도록

설치된다. 보조급수계통의 운전가능성을 확인하기 위하여 주기적인 점검

및 성능시험이 요구된다. 본 검사는 터빈(디젤엔진) 및 모터 구동 보조급수

펌프, 안전관련 밸브 운전가능성 등을 확인하기 위한 검사대상은 다음과

같다.

가. 보조급수펌프 운전가능성 및 성능점검

나. 보조급수계통 유로 건전성 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 보조급수 계통의 운전가능성을 확인

하기 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 최종안전성분석보고

서, 운영기술지침서, 가동중시험계획서 및 제작사 지침서에 의거하여 가동

중시험을 통한 보조급수펌프의 성능시험, 안전관련 밸브의 가동중시험, 보

조급수 펌프 및 밸브의 연동 시험, 관련 밸브의 위치 및 유로의 건전성 확

인 등 보조급수 계통이 적절하게 점검되고 있는지를 현장입회, 현장확인,

- 2303 -

서류검토 및 면담을 통하여 검사한다.

3. 검사목적

동 계통이 한주기 동안 안전성을 확보하여 운전될 수 있음을 입증하기

위해 계통, 기기의 운전가능성을 확인한다. 계통의 운전 가능성 확인은 계

통을 구성하는 기기의 수력학적 및 기계학적인 인자를 측정하여 성능을 확

인하며, 기기의 구동상태를 확인하기 위해 계기계열기능 점검과 관련된 연

동 등을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.5 “보조급수계통” 및 3.7.6 “보조급수저장탱

크”

마. 최종안전성분석보고서 10.4.9절 “보조급수계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB

“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

발전소 운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 보조급수계통의

운전가능성과 건전성이 적절히 유지되는지 확인하기 위해 다음의 점검 및

시험내용의 적합성을 검토한다.

- 2304 -

가. 보조급수펌프 운전가능성 및 성능점검

1) 보조급수펌프 성능 점검

가) 재순환 유량시험(B군 시험)은 3개월 주기로 수행되며, 펌프차압이

허용기준을 만족하는지 확인한다.

나) 종합시험은 2년 주기로 수행되며, 전 유량조건에서 펌프차압 및 진

동이 판정기준을 만족하는지 확인한다.

2) 보조급수펌프 과속도 정지성능 점검

터빈구동(또는 디젤엔진구동) 보조급수펌프의 안전성을 확인하기 위하여

구동기의 과속도 정지시험을 검사한다. 과속도 시험결과 전기적 과속도 정

지값과 기계적 과속도 정지값이 판정기준을 만족함을 확인한다.

3) 디젤구동 보조급수펌프 연료유 및 구동기 점검 (한빛3,4호기)

디젤엔진 일일연료탱크에 저장된 연료유의 양에 대한 주기점검이 적절

히 되는지 확인한다. 또한 제작사 권고사항에 따라 보조급수펌프의 구동기

(디젤엔진) 검사가 적절히 수행되는지 확인한다.

나. 보조급수계통 유로 건전성 점검

운영기술지침서에서는 원자로 정지 및 기동 시와 사고로 인한 원자로냉

각재계통의 냉각 시 주급수계통이 이용불가능하거나 상실되는 경우에 증기

발생기 2차측으로 비상급수를 공급하는 밸브들이 정확한 위치로 배열되는

지를 확인하도록 명시하고 있으며, 자동밸브가 보조급수계통 작동신호에

의해 적절하게 동작하는지를 확인하도록 명시하고 있다. 따라서 관련 규정

에 따라 보조급수계통 유로에 있는 각 밸브들의 위치가 적합하게 관리되고

기밀성이 유지되는 지를 확인하고, 작동신호에 따른 자동식 밸브들의 동작

성능을 점검함으로써 보조급수 공급 유로의 건전성이 적절히 유지되고 있

는지 확인한다. 또한 복수저장탱크 수위는 운영기술지침서의 제한 수위 이

상을 만족함을 확인하여야 한다.

보조급수 계통 기동 또는 운전 중 이상이 발생되어 정상운전이 어려울

- 2305 -

경우를 대비한 비정상운전절차서를 수립하여 운영하고 있고, 비상 대체 급

수원(Back-up 용수)으로 탈염수 및 원수(Raw Water)를 확보하고 있음을

확인한다. 비상시 대체 급수원으로 전환 시 필요한 비상급수밸브와 배관연

결용 Spool에 대하여 현장에서 운전원이 조작할 경우 원활하게 작동하여

비상시 신속하게 전환하는데 문제가 없는지를 검사한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 측정 장비는 교정이 완료되고, 유효기간 이내임을 확인한다.

나. 보조급수 펌프의 기계적 혹은 수력학적인 변경사항의 유무를 확인하고,

기 수행 가동중시험 결과를 이용하여 펌프의 성능변동의 유무와 현재

성능의 적합성을 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 보조급수계통관련 운영절차서

- 2306 -

- 보조급수펌프 및 안전관련 밸브시험

- 보조급수펌프 터빈과속도 시험

- 안전관련 밸브 동작시험

- 계통밸브 잠금상태 점검

- 보조급수계통 비상급수밸브 동작시험

- 안전관련 및 격납건물 관통부 밸브 상태점검

- 공학적안전설비작동계통 부계전기 기능시험(상온정지)

- 복수저장 및 이송계통 관련 운영절차서

2. 제작사 지침서

3. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

- 2307 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 원자로안전계통시설 검 사 원

검 사 항 목 보조급수계통

검 사 목 적 보조급수계통에 대한 점검을 통해 운전가능성 확인

검사 주안점 보조급수펌프 및 밸브의 성능, 특성, 유로의 건전성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 펌프 운전가능성 및 성능

점검

- 펌프성능

- 연동시험

- 구동기 과속도 정지시험

2. 계통 유로 건전성 점검

- 안전관련 밸브의 성능

- 밸브의 작동가능성 및

위치

- 보조급수저장탱크 수위

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사

및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수

계획의 적절성

* 한빛 3,4호기: 디젤구동기 점검

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- KEPIC MOB- 절차서 기준값 이내

- 과속도 정지 시험값:절차서 기준값 이내

- KEPIC MOC- 절차서 기준값 이내

- 운기침 제한값 이내

- 원자로시설 등의 기술

기준에 관한규칙

제56조, 제63조· 운기침, FSAR,제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 제1편 3.7.5, 3.7.62. 최종안전성분석보고서 10.4.93. 가동중시험계획서4. KEPIC MOA, MOB, MOC5. 제작사 지침서6. 발전소 운영절차서

- 2308 -

- 2309 -

9. 전력계통시설

- 2310 -

- 2311 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.1개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.1

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 비상디젤발전기 기계설비 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정연기/김진성B ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 장정환 ‘10.10.11 정해동 ‘10.11.11

2이상민A/정연기노경완

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 공장식 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4 공장식 ‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2312 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.1 비상디젤발전기 기계설비 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 비상디젤발전기(Emergency Diesel

Generator, EDG) 기계설비 성능시험 점검에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전 비상디젤발전기 기계설비의 건전성과

성능 적합성을 확인하기 위해서는 주기적인 점검 및 성능시험뿐만 아니라

관리상태 확인이 요구된다. 비상디젤발전기 기계설비 성능시험에서는 기동

용공기저장조 압력, 연료유 및 윤활유 관리상태, 연료이송계통 운전가능성

점검, 디젤발전기 기계계통 성능시험 결과 확인, 운전경험 및 기계계통 정

비가 요구되는 불만족사항 등이 절차에 따라 적합하게 점검되고 있는지를

입회, 면담 또는 서류검토를 통해 검사한다.

3. 검사목적

운영기술지침서, 최종안전성분석보고서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 비상디젤발전기 기계설비의 건전성과 성

능 적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 3.8.1(교류전원), 3.8.3(연료유, 윤활유 및 기동용 공기)및 4.7(비상디젤발전기 연료유 시험계획서)

나. 최종안전성분석보고서 9.5.4~9.5.8절, “비상디젤발전기 엔진 보조계통”

- 2313 -

(엔진 연료유 저장 및 이송계통, 냉각수계통, 기동용 공기계통, 윤활계

통, 공기흡기 및 배기계통)

다. Reg. Guide 1.9, "Selection, Design, and Qualification of Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power Systems atNuclear Power Plants," March 2007

라. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations,"1995

마. 발전소별 안전등급 펌프 및 밸브 가동중시험 계획서

바. 발전소별 EDG 신뢰도프로그램 관련 표준 기행 절차

사. EDG 정비 후 성능시험 관련 절차서

아. EDG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

자. EDG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

차. EDG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서, 최종안전성분석보고서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 비상디젤발전기 기계설비의 건전성과 성

능 적합성 확인을 위해 다음사항을 점검한다.

가. 디젤발전기 기동용공기저장조 압력, 연료유, 윤활유 관리상태 점검

비상디젤발전기 기동용공기계통 공기저장조 압력이 운영기술지침서 및

절차서에 기술된 허용기준을 만족하는지를 점검한다. 디젤 연료유 및

윤활유의 품질 상태가 운영기술지침서 및 절차서에 기술된 허용기준을

만족하는지를 점검한다.

나. 디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 점검

디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 확인을 위해 수행되는 연료유 이

송펌프 가동중시험 결과가 운영기술지치서 및 절차서에 기술된 허용기

준을 만족하는지를 점검한다.

다. 디젤발전기 기계계통 성능시험 결과 확인

디젤발전기 정비 후 수행되는 성능시험 결과 중 엔진 성능변수(엔진

- 2314 -

배기가스 온도, 냉각수 및 윤활유 온도 및 압력 등)가 절차서의 허용기

준을 만족하는지를 점검한다.

라. 국내·외 운전경험 및 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조

치결과 확인

국·내외 동일유형 디젤발전기에서 발생하는 운전경험 및 디젤발전기

성능시험시 기계계통 정비가 요구되는 사항이 도출되는 경우, 운전경

험을 반영한 재발방지대책의 적절성을 확인하고 불만족사항이 엔진 제

작사 지침서 및 정비절차에 따라 적합하게 조치되었는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 디젤발전기 성능시험과 관련된 운영기술지침서 및 최종안전성분석보고

서를 검사 전에 충분히 숙지하여야 한다.

나. 디젤발전기 성능시험 실패이력을 확인하여 적합하게 시정조치가 수행

되었는지를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 운영기술지침서 3.8.1(교류전원), 3.8.3(연료유, 윤활유 및 기동용 공기) 및

4.7(비상디젤발전기 연료유 시험계획서)

2. 최종안전성분석보고서 9.5.4~9.5.8절, “비상디젤발전기 엔진 보조계통”(엔진 연료유 저장 및 이송계통, 냉각수계통, 기동용 공기계통, 윤활계

통, 공기흡입 및 배기계통)

3. Reg. Guide 1.9, "Selection, Design, and Qualification of Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power Systems at

- 2315 -

Nuclear Power Plants," March 2007

4. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations,"1995

5. ASME OM Part 16, "Inservice Testing and Maintenance of DieselDrivers in Nuclear Power Plants"

6. 발전소별 안전등급 펌프 및 밸브 가동중시험 계획서

7. 발전소별 EDG 신뢰도프로그램 관련 표준 기행 절차

8. EDG 제작사 지침서(Operation and Maintenance Manual)

9. EDG 성능시험 관련 절차서

10. EDG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

11. EDG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

12. EDG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

- 2316 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

검사대상시설 전력공급계통시설 검 사 원검 사 항 목 비상디젤발전기 기계설비 성능시험검 사 목 적 비상디젤발전기 기계설비 건전성 및 성능 유지 확인

검사 주안점

비상디젤발전기 기동용공기계통 공기저장조 압력, 연료유/윤활유 관리상태 및 연료이송계통 운전가능성을 점검하고, 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항 조치결과 및 필요시 국내·외 동일유형 비상디젤발전기 운전경험 반영 여부 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 비상디젤발전기 점검 계획

및 범위- 운영기술지침서 점검요구사항 (기동용공기저장조 압력, 연료유/윤활유 상태 및 연료이송계통 운전가능성,공기흡기 및 배기계통 상태)

- 디젤발전기 기계계통 성능시험 변수(엔진 배기가스 온도, 냉각수/윤활유 온도 및 압력 등)

- 동일유형 디젤발전기 운전경험(고장조치 등) 반영사항

2. 비상디젤발전기 점검 이행 및 절차 준수

- 자격인증 서류 (점검/시험 요원, 점검/시험 장비)

- 점검 계획 및 범위에 대한 이행 및 절차 준수 여부

3. 비상디젤발전기 점검 이행 결과

- 점검 이행 결과 만족 여부- 디젤발전기 기계계통 정비가 요구되는 성능시험 불만족사항에 대한 조치결과

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 운영기술지침서- 최종안전성분석보고서

- 점검 계획서 또는 절차서

- 운영기술지침서- 최종안전성분석보고서

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 3.8.1(교류전원), 3.8.3(연료유, 윤활유 및 기동용 공기)및 4.7(비상디젤발전기 연료유 시험계획서)

2. 최종안전성분석보고서 9.5.4~9.5.8절, “비상디젤발전기 엔진 보조계통”3. 디젤발전기 정비 후 성능시험 관련 절차서4. 디젤발전기 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서5. 디젤발전기 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2317 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.2개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.2

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2이상민A/정연기노경완

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 공장식 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4 공장식 ‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2318 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.2 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 대체교류전원 디젤발전기(Alternate

Alternating Current Diesel Generator, AAC DG) 기계설비 성능시험 점검

에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기

계설비의 건전성과 성능 적합성을 확인하기 위해서는 주기적인 점검 및 성

능시험뿐만 아니라 관리상태 확인이 요구된다. 대체교류전원 디젤발전기

기계설비 성능시험에서는 연료유 및 윤활유 관리상태 점검, 연료이송계통

운전가능성 점검, 디젤발전기 기계계통 성능시험 결과 확인, 국내·외 운전

경험 및 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조치결과 등이 절차

에 따라 적합하게 이행되고 있는지를 현장입회, 면담 또는 서류검토를 통

해 검사한다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서 및 성능시험 절차서에서 요구하는 점검주기 및

점검방법에 따라 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기계설비의 건전성과

성능 적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”

- 2319 -

나. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification ofDiesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric PowerSystems at Nuclear Power Plants," March 2007

다. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"(1995)

라. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서

마. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

바. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

차. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서 및 성능시험 절차서에서 요구하는 점검주기 및

점검방법에 따라 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기계설비의 건전성과

성능 적합성 확인을 위해 다음사항을 점검한다.

가. 디젤발전기 윤활유 및 연료유 관리상태 점검

디젤발전기 윤활유 및 연료유의 품질 상태가 절차서의 허용기준을 만

족하는지를 점검한다.

나. 디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 점검

디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 확인을 위해 수행되는 연료유 이

송펌프가 정상적으로 작동하는지를 점검한다.

다. 디젤발전기 기계계통 성능시험 결과 확인

디젤발전기 정비 후 수행되는 성능시험시 연료유 저장탱크 유위, 냉각

수 탱크 수위, 윤활유 유위, 공기저장조 압력 등이 절차서의 허용기준

을 만족하는지를 점검한다.

라. 국내·외 운전경험 및 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조

치결과 확인

국·내외 동일유형 디젤발전기에서 발생하는 운전경험 및 디젤발전기

성능시험시 기계계통 정비가 요구되는 사항이 도출되는 경우, 운전경

험을 반영한 재발방지대책의 적절성을 확인하고 불만족사항이 엔진 제

- 2320 -

작사 지침서 및 정비절차에 따라 적합하게 조치되었는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 디젤발전기 성능시험과 관련된 최종안전성분석보고서를 검사 전에 충

분히 숙지하여야 한다.

나. 디젤발전기 성능시험 실패이력을 확인하여 적합하게 시정조치가 수행

되었는지를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”

2. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification of Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power Systems atNuclear Power Plants," March 2007

3. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"(1995)

4. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서

5. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

6. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

7. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

- 2321 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

검사대상시설 전력공급계통시설 검 사 원검 사 항 목 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험검 사 목 적 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 건전성 및 성능 유지 확인

검사 주안점

대체교류전원 디젤발전기 연료유/윤활유 관리상태, 연료이송계통 운전가능성 및 기계계통 성능시험 변수를 점검하고, 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항 조치결과 및 필요시 국내·외 동일유형 디젤발전기 운전경험 반영 여부 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 디젤발전기 점검 계획 및

범위- 연료유/윤활유 관리- 연료이송계통 운전가능성- 기계계통 성능시험 변수- 국내·외 동일유형 디젤발전기 운전경험 반영사항

2. 디젤발전기 점검 이행 및 절차 준수

- 자격인증 서류(점검/시험 요원, 점검/시험 장비)

- 점검 계획 및 범위에 대한 이행 및 절차 준수 여부

3. 디젤발전기 점검 이행 결과- 점검 이행 결과 만족 여부- 디젤발전기 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조치결과

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 최종안전성분석보고서- 운영기술지침서

- 점검 계획서 또는 절차서

- 최종안전성분석보고서 및 절차서

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”2. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification of

Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric PowerSystems at Nuclear Power Plants," March 2007

3. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator UnitsApplied as Standby Power Supplies for Nuclear PowerGenerating Stations" (1995)

4. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서5. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서6. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서 7. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2322 -

- 2323 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.3

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 비상디젤발전기 전기적 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0김문영/정연기김진성

‘06.12.28 김복렬/정해동

‘06.12.28

1 김대식/장정환 ‘10.10.11 김복렬/

정해동‘10.10.11

2

임장현

임장현

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.07.25

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.07.31

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2324 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.3 비상디젤발전기 전기적 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급 비상디젤발전기 전기적 성

능시험에 적용한다.

2. 검사개요

비상디젤발전기는 주발전기 트립 및 소외전원상실(LOOP)시 안전관련

전기부하에 비상교류전력을 공급한다. 비상디젤발전기의 설계안전성 및 신

뢰도를 보장하기 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 비상디젤

발전기 점검 및 성능시험은 운영기술지침서의 18개월 주기 점검요구사항에

서 규정하고 있는 모의 소외전원상실 시험, Lock-out 기능 확인시험, 모의

안전주입에 의한 기동시험, 모의 안전주입 및 소외전원상실 동시신호 시험,

단일 최대부하 차단시험, 트립신호 우회시험, 시험상태에서 대기상태 전환

시험, 자동부하순서기 자동투입간격, 24시간 연속운전시험, 고온 재기동시

험, 전부하 차단시험 등의 비상디젤발전기에 대한 시험내용을 확인․점검

한다. 또한, 비상디젤발전기 자동기동 신호인 4.16kV 모선 저전압계전기 설

정치 점검, 비상디젤발전기 각각의 정지신호 및 경보설정치 확인, 신뢰도

프로그램 운영 및 관리 상태를 확인하고, 10년 주기로 대기상태에서 2계열

비상디젤발전기 동시 기동시험 시 상호간섭으로 인한 공통원인 확인 등을

통하여 공통원인 고장 배제 가능성을 확인한다. 비상디젤발전기성능시험은

관련 운영기술지침서, 관련 법규 및 절차서의 점검요구사항에 의거 적합하

게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해

- 2325 -

검사한다.

3. 검사목적

안전등급 비상디젤발전기에 대하여 운영기술지침서에서 요구하는 18개

월 주기시험의 내용이 관련 절차서에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검

사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

나. 운영기술지침서 3.8.1 교류전원

다. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

Power Systems at Nuclear Power Plants"

라. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

마. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

바. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel Generator

Units Applied as Standby Power Supplies for Nuclear Power

Generating Stations"

사. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator

Units Applied as Standby Power Supplies in Nuclear Power

Generating Stations"

아. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

- 2326 -

관련 운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 안전등급 비상디젤

발전기 설비계통의 운전 및 사용 가능함을 확인하기 위해 아래 점검 및 시

험내용의 적합성을 확인한다.

가. 비상디젤발전기 운영기술지침서 점검요구사항(해당 발전소 운영기술

지침서에 따름)

1) 모의 소외전원상실(LOOP) 시험

모의 소외전원상실(LOOP) 신호 발생시 정상전원 또는 대기전원 공급차

단기가 차단되어 4.16kV 안전모선은 전압 상실되고, 4.16kV 안전모선으로

부터 모든 부하는 모선에서 탈락(load shedding)되어야 한다. 비상디젤발전

기는 정격전압 및 주파수에 도달하고 제한시간 (표준형: 12초, APR1400형:

19초) 이내에 차단기가 모선에 자동으로 투입되어야 한다. 그리고 자동 부

하순서기(load sequencer)가 정상 동작하여 규정된 전압(4.16kV±10%) 및

주파수(60±1.2Hz)를 유지하면서 정해진 시차를 두고 안전설비부하에 5분

이상 정상적으로 전력 공급함을 확인한다.

2) Lock-out 기능 확인시험

주제어실 및 현장 비상정지스위치, 엔진 과속도 정지, 비율차동계전기

동작, 현장 Stop Lever 조작 등을 통한 비상정지신호가 입력된 상태에서

비상디젤발전기가 기동되지 않음을 확인한다.

3) 모의 안전주입(SI)에 의한 기동시험

모의 안전주입(SI) 신호의 발생으로 비상디젤발전기가 자동으로 기동하

고, 기동 후 (표준형: 10초, APR1400형: 17초) 이내에 규정된 전압

(4.16kV±10%) 및 주파수(60±1.2Hz)를 유지하고, EDG 차단기는 투입되지

않고, 소외전원으로부터 저압안전주입, 고압안전주입 등의 차단기가 자동부

하 순차투입기에 의해 정해진 순서와 시간이내에 투입되고, EDG가 5분 이

상 무부하 운전됨을 확인한다.

4) 모의 안전주입(SI) 및 소외전원상실(LOOP) 동시신호 시험

- 2327 -

모의 안전주입(SI)과 동시에 소외전원상실(LOOP) 신호 발생시 4.16kV

안전모선은 전압 상실되고, 4.16kV 안전모선으로부터 모든 부하는 모선에

서 탈락(load shedding)되어야 한다. 비상디젤발전기는 (표준형: 10초,

APR1400형: 17초) 이내에 정격전압 및 주파수에 도달하여 제한시간 (표준

형: 12초, APR1400형: 19초) 이내에 차단기가 모선에 자동으로 투입되어야

한다. 그리고 자동 부하순서기(load sequencer)가 정상 동작하여 규정된 전

압(4.16kV±10%) 및 주파수(60±1.2Hz)를 유지하면서 정해진 시차를 두고 안

전정지부하에 전력을 공급하고 5분 이상 운전함을 확인한다.

5) 단일 최대부하 차단시험

비상디젤발전기에 안전정지부하가 연결된 상태에서 부하 중 가장 큰 부

하를 정지시켰을 때 비상디젤발전기의 주파수 첨두치가 제한값(66.75Hz 이

하)을 초과하지 않음을 확인한다.

6) 트립신호 우회시험

비상디젤발전기가 비상기동신호에 의해 운전되고 있는 상태에서 엔진

과속도 및 발전기 차동보호 신호를 제외한 모든 트립신호는 자동으로 우회

되고, 비상디젤발전기가 정지되지 않고 계속 운전됨을 확인한다.

7) 시험상태에서 대기상태 전환시험(시험 무효화 능력시험)

비상디젤발전기가 소외전원과 계통병입되어 시험모드로 운전 중인 상태

에서 모의 안전주입신호가 인가되었을 때, 비상디젤발전기 출력 차단기는

개방되고 비상디젤발전기는 무부하로 대기 운전모드로 복귀하여 정격 운전

상태(정격전압 및 주파수 유지)가 됨을 확인한다.

8) 24시간 연속운전시험

비상디젤발전기가 24시간 연속부하 운전능력을 갖고 있는지 확인하는

시험으로, 발전소 안전정지부하가 대부분 전동기 부하임을 고려하여 비상

디젤발전기가 역율 0.8~0.9에서 처음 2시간은 정격의 105~110% 출력부하로

운전하고, 그 후 22시간은 정격의 90~100% 출력 부하로 운전하여 24시간

- 2328 -

연속운전 능력을 확인한다.

9) 고온 재기동시험

24시간 연속운전 이후(혹은 정격출력으로 최소 2시간 이상 운전하여 열

적평형 상태유지 이후) 5분 이내에 수동 기동하였을 때 비상디젤발전기는

제한시간 (표준형: 10초, APR1400형: 17초) 이내에 기동되어 규정된 전압

(4.16kV±10%) 및 주파수(60±1.2Hz)를 유지하면서 안정된 상태로 5분 이상

정상적으로 운전됨을 확인한다.

10) 전부하 차단시험

비상디젤발전기가 역율 0.8~0.9에서 운전하는 동안 연속정격의 90~100%

부하를 차단(비상디젤발전기 측 차단기 개방)하였을 경우, 비상디젤발전기

는 엔진 과속도에 의해서 정지되지 않고 제한시간(3초 이내) 내 정격 전압

및 주파수로 안정됨을 확인한다.

나. 4.16kV 모선 저전압계전기 설정치 점검

비상디젤발전기 자동기동신호인 안전등급 4.16kV 모선의 저전압 계전기

(Degraded Voltage Relay) 및 전압상실 계전기(Loss Of Voltage Relay)에

대한 설정치가 관련 운영기술지침서 및 설계자료에 따라 적합하게 교정되

었음을 확인한다.

다. 대기상태에서 2계열 비상디젤발전기 동시 기동시험시 상호간섭으로 인한 공통

원인 확인(10년 주기)

운영기술지침서에 따라 10년 주기로 수행되는 대기상태에서 비상디젤발

전기 두 계열을 동시에 기동할 때 각 비상디젤발전기는 제한시간(표준형:

10초 이내, APR1400: 17초 이내) 내 규정된 전압(4.16kV±10%) 및 주파수

(60±1.2Hz)로 도달되어야 하며, 상호간섭으로 인한 공통원인고장이 없음을

확인한다.

라. EDG 신뢰도 프로그램 운영 적절성 및 관리상태 확인

EDG 신뢰도 프로그램 관련 절차서에 의거하여 비상디젤발전기 기동 및

- 2329 -

부하운전에 대한 유효/무효 운전 판정 및 성능감시 변수의 추이분석 등을

통한 성능분석 및 관리가 절차서에 의거 적절하게 수행하는지를 확인한다.

그리고 동일한 유형의 엔진에서 발생하는 시험실패 및 고장과 관련된 운전

경험 등을 분석하여 재발방지 대책에 적절히 반영하였는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 비상디젤발전기 성능시험과 관련된 FSAR, 운영기술지침서 및 기술기준

(RG 1.9, IEEE 387)의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야 한다.

나. EDG 신뢰도 프로그램 관리 이력을 검토한다.

다. 정주기시험 시험실패 이력, 발전기 및 여자기 계통 정비이력을 확인하

고, 적절한 조치가 취하여졌는지 검토한다. 그리고 해당 OH기간 중에

설계변경 혹은 특별한 정비작업사항이 있는지 여부를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 전기적 성능시험분야 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. 운영기술지침서 3.8.1 “교류전원”

3. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

Power Systems at Nuclear Power Plants"

4. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

5. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

- 2330 -

6. NUREG 1432 "Standard Technical Specification Combustion

Engineering Plants"

7. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel Generator

Units Applied as Standby Power Supplies for Nuclear Power

Generating Stations"

8. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator

Units Applied as Standby Power Supplies in Nuclear Power

Generating Stations"

9. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

- 2331 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 비상디젤발전기 전기적 성능 시험

검 사 목 적비상디젤발전기와 안전모선의 건전성 확인 및 2계열 동시고장 가능

성 확인

검사 주안점 비상디젤발전기(EDG)의 성능 적합성 확인 및 2계열 공통원인고장 배제

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 모의 소외전원상실(LOOP) 시험

- EDG 정상기동 및 안전모선 가압

- 자동부하순서기에 의한 부하투입

- 서류검토- 면담- 입회

- 표준형: 10초, APR1400: 17초 이내 정격 전압 및 주파수 도달

- 표준형: 12초, APR1400: 19초이내 차단기 투입

- 기준시간 내 안전모선을 가압- 설계시간 간격의 ±10%

2. Lock-out 기능 확인시험- 비상 수동정지 신호- 엔진과속도 신호- 발전기 비율차동계전기

- 서류검토- 면담

- 비상디젤발전기 기동 안됨

3. 모의 안전주입(SI)에 의한기동시험

- 면담- 입회

- EDG 자동기동- 안전정지 부하가 자동부하순서기에 따라 자동 투입

- 4,160±416V, 60±1.2Hz 유지4. 모의 안전주입(SI) 및

소외전원 상실(LOOP)동시신호 시험

- EDG 정상기동 및 안전모선 가압

- 자동부하순서기에 의한 부하투입

- 면담- 입회

- 비상모선 비여자, 부하 차단- EDG 자동 기동- 표준형: 12초, APR1400: 19초이내에 차단기 투입

- 5분 이상 운전 확인- 4,160±416V, 60±1.2Hz 유지- 설계시간 간격의 ±10%

5. 단일 최대부하 차단시험 - 서류검토- 면담

- 최대 단일부하 정지- 전압 4,576V 이하 유지- 주파수 66.75Hz이하 유지

6. 트립신호 우회시험 - 서류검토- 면담

- 엔진 과속도 및 발전기 차동신호를 제외한 모든 트립신호 우회

- 2332 -

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

7. 시험상태에서 대기상태

전환 시험(시험 무효화

능력시험)

- 서류검토- 면담

- 계통병입되는

시험모드에서 SI 신호

주입시 EDG가

대기상태로 운전

8. 24시간 연속운전시험 - 서류검토- 면담

- 2시간 105%~110%

출력유지(역율 0.8～0.9)

- 22시간 90%～100%

출력유지(역율 0.8～0.9)

- 정격전압 및 주파수 유지

9. 고온 재기동시험(24시간

연속운전 후 5분 이내

성능시험)

- 서류검토- 면담

- 24시간 운전 후 5분

이내 기동

- 표준형: 10초, APR1400: 17초

이내 정격 전압 및

주파수 도달

(4,160±416V, 60±1.2Hz)10. 전부하 차단시험 - 서류검토

- 면담- 과속도에 의해 EDG

정지 안됨

- 최대 66.75Hz 이하

- 3초 이내 정격 전압 및

주파수 유지

11. 4.16kV 모선 전압계전기

설정치 점검 및

비상디젤발전기

정지/경보신호 설정치

확인

- 서류검토- 면담

- 제작자 설계지침서에

명시된 설정치

12. 대기상태에서 2계열

비상디젤발전기 동시

기동시험시 상호간섭으로

인한 공통원인 확인 (10년주기)

- 서류검토- 면담

- 운영기술지침서에

명시된 기준 확인

- 2333 -

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

13. EDG 신뢰도 프로그램 운영 적절성 및 관리상태 확인

- 서류검토

- 면담

- EDG 신뢰도 프로그램 운영 절차서 참조

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 3.8.1 “교류전원”2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”3. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and

Testing of Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1EOnsite Electric Power Systems at Nuclear Power Plants"

4. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"5. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for

NUMARC Initiative Addressing Station Blackout at Light WaterReactors"

6. NUREG 1432 "Standard Technical Specification CombustionEngineering Plants"

7. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for DieselGenerator Units Applied as Standby Power Supplies forNuclear Power Generating Stations"

8. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing ofDiesel-Generator Units Applied as Standby Power Supplies inNuclear Power Generating Stations"

9. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)※ 이 검사점검표는 해당호기 FSAR 및 운영기술지침서에 따름

- 2334 -

- 2335 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.4

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

임장현

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2336 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.4 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성

능시험에 적용한다.

2. 검사개요

대체교류전원 디젤발전기는 주발전기 트립, 소외전원상실 및 비상디젤발

전기 기동실패를 포함한 발전소정전사고(SBO : Station Black Out)시 원자

로 안전정지에 필요한 전기부하에 비상전력을 공급한다. 원자로 시설등의

기술기준에 관한 규칙 제24조(전력공급설비)에 따라 설치된 대체교류전원

디젤발전기는 설계안전성 및 신뢰도를 보장하기 위하여 주기적인 점검 및

성능시험이 요구된다. 대체교류전원 디젤발전기 성능시험은 FSAR, 기술기

준의 점검요구사항에 의거 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회,

서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

대체교류전원 디젤발전기에 대해 관련 법규 및 기술기준, 절차서에 따라

적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

나. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

- 2337 -

Power Systems at Nuclear Power Plants"

다. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

라. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

마. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel Generator Units

Applied as Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"

바. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator Units

Applied as Standby Power Supplies in Nuclear Power Generating Stations"

사. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

대체교류전원 디젤발전기에 대해 관련 기술기준 및 절차서에 따라 적합

하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

가. 현장기동 부하운전 시험(주기: 3개월)

대체교류전원 디젤발전기 한 대로 공유가 가능한 호기/계열모선에 대해

서 지정된 순서대로 분기별로 현장에서 수동기동하고, 해당 호기 주제어실

안전모선에서 계통병입시켜 소외전력계통에 연결한다. 규정된 시간(제한값:

발전소 고유변수)내에 정격 전압(4.16kV±10%) 및 주파수(60±1.2Hz)에 도달

해야 한다. 90~100% 출력으로 1시간 이상 연속 운전하면서 디젤발전기의

전기적인 변수들이 관련 절차서의 판정기준을 만족함을 확인한다.

나. 주제어실 부하운전(주기: 18개월)

각 호기 예방정비보수(OH) 기간 중에 주제어실에서 고속기동하여 규정된

시간(제한값: 발전소 고유변수)내에 정격 전압(4160±416V) 및 주파수

(60±1.2Hz)에 도달하고, 기동 후 10분 이내에 안전모선에 계통병입 하여

105~110%출력(역율 0.8~0.9)으로 1시간, 90~100% 출력으로 3시간 이상 운

전함을 확인한다.

- 2338 -

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 대체교류전원 디젤발전기 성능시험과 관련된 FSAR 및 기술기준(RG1.9, 1.155, NUMARC 87-00)의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야 한

다.

나. 정주기 시험실패 이력, 발전기 및 여자기 계통, 발전소 운전기간 중 정

비이력 등을 확인하고, 적절한 조치가 취하여졌는지 검토한다. 그리고

해당 OH기간 중에 설계변경 혹은 특별한 정비작업이 필요한 사항이 있

는지 여부를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 전기적 성능시험분야 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing ofEmergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite ElectricPower Systems at Nuclear Power Plants"

3. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

4. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARCInitiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

5. NUREG 1432 "Standard Technical Specification Combustion EngineeringPlants"

6. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel GeneratorUnits Applied as Standby Power Supplies for Nuclear PowerGenerating Stations"

7. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator

- 2339 -

Units Applied as Standby Power Supplies in Nuclear PowerGenerating Stations"

8. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

- 2340 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험

검 사 목 적 대체교류전원 디젤발전기 건전성 확인

검사 주안점 대체교류전원 디젤발전기의 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준1. 현장기동 부하운전

시험(3개월)- 현장 저속기동 - 정격 전압 및 주파수 도달- 해당 호기/계열 모선에서

계통병입

- 서류검토- 면담 - 기동시간: 설계값

- 정격전압 4,160±416V- 주파수 60±1.2Hz- 출력: 90~100%- 1시간 연속운전

2. 각 호기 주제어실 기동 부하운전 시험 (18개월)

- 주제어실 고속기동- 정격 전압 및 주파수 도달- 계통병입- 출력운전

- 서류검토- 면담

- 입회

- 기동시간: 설계값 - 정격전압 4,160±416V- 주파수 60±1.2Hz- 기동후 10분 이내 계통병입

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

Power Systems at Nuclear Power Plants"

3. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

4. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

- 2341 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.5

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 주발전기 설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 김대식 ‘10.10.11 김복렬 ‘10.10.11

2김인용

김대식

‘12.06.05

‘13.12.16

박현신

박현신

‘12.06.05

‘13.12.16

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2342 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.5 주발전기 설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 주발전기 설비계통에 적용한다.

2. 검사개요

주발전기는 발전소 이용률 향상에 따른 안전성을 확보할 수 있도록 주

기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험은 절연저항 및 성

극지수 측정, 권선저항 측정, 발전기 내부 육안점검을 포함한다. 따라서 주

발전기가 관련 절차서에 따라 적합하게 점검되고 있는지를 서류검토 또는

면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

발전소 이용률 향상에 따른 안전성을 확보할 수 있도록 관련 규제요건

및 절차서에 따라 동 설비계통이 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성

능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

나. IEEE Std. 67(1995) “IEEE Guide for Operation and Maintenance ofTurbine Generators”

다. IEEE Std. 43(2000) “IEEE Recommended Practice for Testing InsulationResistance of Rotating Machinery”

라. KEPIC-EEB-1000(회전기 일반사항)

- 2343 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

주발전기 설비계통의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험

내용을 확인한다.

가. 절연저항 및 성극지수 측정

주발전기의 고정자 및 회전자권선에 대한 절연저항과 성극지수(1분 절

연측정값과 10분 절연측정값의 비율) 측정값이 관련 절차서의 판정기준을

만족하는지 확인한다.

나. 권선저항 측정

주발전기의 고정자 및 회전자권선에 대한 권선저항을 측정하여 권선에

대한 연속성을 확인하는 점검으로 권선저항 측정값이 관련 점검절차서의

판정기준을 만족하는지 확인한다.

다. 발전기 내부점검

발전기 정밀점검시(일반점검시는 제외) 수행되는 내부점검을 통해 주발

전기 내부의 물리적인 손상이나 비정상적인 현상 등을 점검하여 발전기 내

부의 건전함을 확인한다. 주발전기의 균열발생 여부, 이물질 및 오일침투

여부, 이완여부 및 케이블 상태 등을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 주발전기와 관련된 기술기준의 내용을 검사 전에 검토한다.

나. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

III. 판정기준

- 2344 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. 67(1995) “IEEE Guide for Operation and Maintenance ofTurbine Generators”

3. IEEE Std. 43(2000) “IEEE Recommended Practice for Testing InsulationResistance of Rotating Machinery”

4. KEPIC-EEB-1000(회전기 일반사항)

5. 주발전기 점검 정비절차서

- 2345 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 주발전기 설비

검 사 목 적 주발전기 설비의 건전성 확인

검사 주안점 주발전기 설비의 점검을 통해 성능적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 절연저항/성극지수 측정

- 고정자 권선

- 회전자 권선

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

2. 권선저항 측정

- 고정자 권선

- 회전자 권선

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

3. 발전기 내부 점검

(정밀점검시)

- 균열발생 및 이물질 여부

- 내부 건전성 상태

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. 67(1995) “IEEE Guide for Operation and Maintenance of

Turbine Generators”

3. IEEE Std. 43(2000) “IEEE Recommended Practice for Testing

Insulation Resistance of Rotating Machinery”

4. KEPIC-EEB-1000(회전기 일반사항)

- 2346 -

- 2347 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.6개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.6

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 주발전기 여자설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

조영식

김대식

임장현

‘12.06.04

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2348 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.6 주발전기 여자설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

주발전기 여자설비에 적용한다.

2. 검사개요

주발전기 여자설비는 모든 정상 운전조건 또는 급격한 부하변동 등에도

주발전기의 안정적인 운전을 확보할 수 있도록 요구되는 성능을 유지하여

야 하며, 이를 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성

능시험은 여자기 주요설비 점검 및 여자설비 보호회로 연동시험을 포함한

다. 따라서 주발전기 여자설비가 관련 절차서에 따라 적합하게 점검되고

있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

주발전기 여자설비가 요구되는 성능을 확보할 수 있도록 관련 기준 및

절차서에 따라 동 설비계통이 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적

합성을 확인한다.

3. 검사목적

주발전기 여자설비가 요구되는 성능을 확보할 수 있도록 관련 기준 및

절차서에 따라 동 설비계통이 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적

- 2349 -

합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 경수로형 원전 규제기준 제9.3.4, “주발전기 및 부속설비”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

다. IEEE Std. 421.2 “IEEE Guide for Identification, Testing andEvaluation of the Dynamic Performance of Excitation ControlSystems”

라. IEEE Std. 421.4 “IEEE Guide for the Preparation of ExcitationSystem Specifications”

마. KEPIC-EEB-3000 (정격 10MVA 이상의 50 및 60Hz 원통형 회전자 동

기발전기)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

주발전기 여자설비의 성능 적합성을 확인하기 위해 다음의 점검 및 시

험내용을 확인한다.

가. 여자기 주요설비 점검

여자기의 주요설비인 제어기, 위상제어정류기, 제어카드, 각종 소자 등의

손상상태 및 접속상태가 적합한지 건전성을 확인하며, 전원공급기, 차단기,

퓨즈 등의 점검결과가 관련 점검절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한

다.

나. 여자설비 보호회로 연동시험

과여자(OEL), 부족여자(UEL), 여자상실 등 여자기 보호신호 동작에 따

른 경보발생 및 계자차단기 트립이 정상적으로 작동함으로써 여자기 설비

의 보호회로 연동시험이 해당 절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다.

- 2350 -

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 여자설비와 관련된 기술기준(IEEE 421.2)의 내용을 검사 전에 충분히

검토하여야 한다.

나. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 소내전력계통

2. IEEE Std. 421.2 “IEEE Guide for Identification, Testing and Evaluationof the Dynamic Performance of Excitation Control Systems”

3. IEEE Std. 421.4 “IEEE Guide for the Preparation of Excitation SystemSpecifications”

4. KEPIC-EEB-3000, "정격 10MVA 이상의 50 및 60Hz 원통형 회전자 동

기발전기“, 2009

5. 여자시스템 점검 및 정비절차서

6. 여자변압기 점검 정비절차서

- 2351 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 주발전기 여자설비

검 사 목 적 주발전기 여자설비의 건전성 확인

검사 주안점 주발전기 여자설비 점검 및 시험을 통해 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 여자기 주요설비 점검- 제어카드 및 전원공급기

건전성 확인

- 서류검토 - 면담

- 해당 발전소 점검절차서의 판정기준

2. 여자설비 보호회로 연동시험

- 보호신호에 의한 경보발생 - 보호신호 동작에 따른

계자차단기 정상작동 확인

- 입회- 서류검토 - 면담

- 해당 발전소 점검절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 소내전력계통

2. IEEE Std. 421.2 “IEEE Guide for Identification, Testing and

Evaluation of the Dynamic Performance of Excitation Control

Systems”

3. IEEE Std. 421.4 “IEEE Guide for the Preparation of Excitation

System Specifications”

4. KEPIC-EEB-3000, "정격 10MVA 이상의 50 및 60Hz 원통형 회전자 동

기발전기,“ 2009

- 2352 -

- 2353 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.7개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.7

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 주발전기 보호설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

김인용

김대식

임장현

‘12.06.04

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2354 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.7 주발전기 보호설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 주발전기 보호설비에 적용한다.

2. 검사개요

주발전기 보호설비는 주발전기를 보호하기 위하여 주발전기 및 전력계

통의 전압이나 전류 등의 정보를 이용하여 고장여부를 감시하고 고장 시

고장구간을 최소화 하기 위해 차단기에 차단명령을 내려 고장 설비를 전력

계통으로부터 신속히 분리한다. 주발전기 보호설비는 감시기기인 계기용변

압기(Potential Transformer, PT), 계기용변류기(Current Transformer, CT)

와 보호계전기(Protective Relay), 차단기로 구성되어 있다. 주발전기 보호

설비는 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있도록 주기적인 점검 및 성능시험

이 요구된다. 점검 및 성능시험은 PT 및 점검과 보호계전기와 차단기 간의

연동시험 등을 포함한다. 따라서 발전기 보호설비가 관련 절차서에 따라

적합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토 및 면담 등을 통해 검사

한다.

3. 검사목적

주발전기의 보호 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있도록 관련 규제요건

및 절차서에 따라 발전기 보호설비가 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여

적합성을 확인한다.

- 2355 -

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

나. IEEE Std. 242(2001) “IEEE Recommended Practice for Protection andCoordination of Industrial and Commercial Power Systems”

다. ANSI/IEEE Std. C37.90(1989) “IEEE Standard for Relays and RelaySystems Associated with Electric Power Apparatus”

라. KEPIC-EEF-1000 (전력용 보호계전기)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

주발전기 보호설비의 신뢰성 및 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및

시험내용을 확인한다.

가. 계기용변압기 및 변류기 점검

계기용변압기 및 변류기의 육안점검, 퓨즈점검, 코일저항, 절연저항 측정

값이 관련 절차서의 판정기준을 만족하는지를 확인한다.

나. 보호계전기 및 차단기 연동시험

보호계전기와 관련 차단기의 연동시험을 점검함으로써 보호계전기 및

차단기 동작상태, 경보 발생 등이 관련 절차서 판정기준을 만족하는지 확

인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 주발전기 보호설비와 관련된 기술기준의 내용을 검사 전에 검토한다.

나. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

- 2356 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. 242(2001) “IEEE Recommended Practice for Protection andCoordination of Industrial and Commercial Power Systems”

3. ANSI/IEEE Std. C37.90(1989) “IEEE Standard for Relays and RelaySystems Associated with Electric Power Apparatus”

4. KEPIC-EEF-1000 (전력용 보호계전기)

- 2357 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 주발전기 보호설비

검 사 목 적 주발전기 보호설비 건전성 확인

검사 주안점 주발전기 보호설비 점검 및 시험을 통한 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 계기용변압기 및 변류기

점검

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

2. 보호계전기 및 차단기

연동시험

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. 242(2001) “IEEE Recommended Practice for Protection and

Coordination of Industrial and Commercial Power Systems”

3. ANSI/IEEE Std. C37.90(1989) “IEEE Standard for Relays and Relay

Systems Associated with Electric Power Apparatus”

4. KEPIC-EEF-1000 (전력용 보호계전기)

- 2358 -

- 2359 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.8개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.8

검사대상시설명 : 전력계통 시설

제 목 : 변압기 설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 서재수 ‘10.12 김복렬 ‘10.12

2문수철

김대식

‘12.06.01

‘13.12.16

박현신

박현신

‘12.06.05

‘13.12.16

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2360 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.8 변압기 설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 변압기 설비에 적용한다.

2. 검사개요

변압기설비는 주변압기, 소내보조변압기 및 대기보조변압기로 구성되며,

주발전기에서 생산된 전압과 소외전력계통으로부터 수전받는 전압을 소내

전원용 전압으로 변압하기 위해 사용한다. 변압기는 소내전력계통의 안정

적인 운전과 비상시 우선전력 확보를 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이

요구된다. 점검은 절연저항 측정, 절연유 점검, 변압기 외관점검 등이 포함

한다. 따라서 변압기설비가 관련 절차서에 따라 적합하게 점검 및 시험되

고 있는지를 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

변압기설비가 안정적인 운전과 비상시 우선전력을 확보할 수 있도록 관

련 규제요건 및 절차서에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능

적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서 8.3절 “소내전력계통”

나. KEPIC-EEC-1000(변압기 일반사항)

다. KEPIC-EEC-2100(유입변압기 일반사항)

- 2361 -

라. KEPIC-EEC-2200(유입변압기 시험)

마. KEPIC-EEC-3100(건식변압기 일반사항)

바. KEPIC-EEC-3200(건식변압기 시험)

사. KEPIC-ENB-6220(우선전력 공급계통설계)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

변압기의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용을 확인

한다.

가. 변압기 절연저항 측정

주변압기, 소내보조변압기 및 대기보조변압기를 포함하는 변압기의 절연

특성을 확인하는 점검으로 변압기 권선간 절연저항 및 대지간 절연저항이

관련 절차서의 판정기준을 만족하는지를 확인한다.

나. 절연유 점검

변압기설비의 절연유가 건전함을 확인하는 점검으로 절연유 내력시험

결과, 절연유 산가 및 절연유 습분 측정 결과가 관련 점검절차서의 판정기

준을 만족하는지 확인한다.

다. 변압기 외관 점검

변압기설비 외관의 물리적인 손상이나 비정상적인 현상 등을 확인하는

점검으로 변압기의 제어판넬 점검, 붓싱리드 연결 상태, 각종 볼트 조임 상

태, 이물질 유입여부, 변압기 내부 점검(정밀점검시) 등을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

- 2362 -

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

나. 최종안전성분석보고서 해당절의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야

한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 주변압기/소내보조변압기/대기보조변압기 정비절차서

- 2363 -

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 변압기 설비

검 사 목 적 변압기설비의 건전성 확인

검사 주안점 변압기 설비 점검 및 시험을 통해 성능적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 변압기 절연저항 측정

- 권선간 절연저항

- 대지간 절연저항

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

2. 절연유 점검

- 절연유 내력시험

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

3. 변압기 외관 점검

- 물리적 손상여부

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3절 “소내전력계통”

2. KEPIC-EEC-1000(변압기 일반사항)

3. KEPIC-EEC-2100(유입변압기 일반사항)

4. KEPIC-EEC-2200(유입변압기 시험)

5. KEPIC-EEC-3100(건식변압기 일반사항)

6. KEPIC-EEC-3200(건식변압기 시험)

7. KEPIC-ENB-6220(우선전력 공급계통설계)

8. 주변압기/소내용변압기/기동용변압기정비절차서

- 2364 -

- 2365 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.9개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.9

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 변압기 보호설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

문수철

김대식

임장현

‘12.06.01

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2366 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.9 변압기 보호설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 변압기 보호설비에 적용한다.

2. 검사개요

변압기 보호설비는 주변압기, 소내보조변압기 및 대기보조변압기를 보호

하고자 사용하는 설비로 사고보호구간에서의 신속한 정동작에 의한 소내전

력계통의 안정적인 운전과 비상시 우선전력 확보를 위하여 주기적인 점검

및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험은 변압기 보호설비 경보시험

및 보호계전기와 차단기간의 연동시험을 포함한다. 따라서 변압기 보호설

비가 관련 절차서에 따라 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회,

서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

변압기 보호설비가 안정적인 운전과 비상시 우선전력을 확보할 수 있도

록 관련 규제요건 및 절차서에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여

성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서 8.3 “소내전력계통”

나. IEEE Std. IEEE Std C37.91-2000 “IEEE Guide for Protective RelayApplications to Power Transformers

- 2367 -

다. IEEE Std C37.90-2005 “IEEE Standard for Relays and Relay SystemsAssociated with Electric Power Apparatus”

라. KEPIC-EEF-1000(전력용 보호계전기)

마. KEPIC-EEF-2000(계전기 서지내력 시험)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

변압기 보호설비의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내

용을 확인한다.

가. 변압기 보호설비 경보시험

브흐홀쯔 계전기, 방압변, 충격압력 계전기 등의 변압기(주변압기, 소내용변

압기, 기동용변압기) 보호설비 동작에 따른 현장패널 및 주제어실에서의 경보

발생이 관련 절차서 판정기준을 만족하는지 확인한다.

나. 보호계전기 및 차단기 연동시험

보호계전기와 관련 차단기의 연동시험을 점검함으로써 보호계전기 및

차단기 동작상태, 경보 발생 등이 관련 절차서 판정기준을 만족하는지 확

인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

나. 최종안전성분석보고서 해당절의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야

한다.

III. 판정기준

- 2368 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 보호계전기 정비절차서

- 2369 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 변압기 보호설비

검 사 목 적 변압기 보호설비의 건전성 확인

검사 주안점 변압기 보호설비 점검 및 시험을 통해 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준1. 변압기 보호설비 경보시험 - 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

2. 보호계전기 및 차단기

연동시험

- 서류검토

- 면담- 입회

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. IEEE Std C37.91-2000 “IEEE Guide for Protective Relay

Applications to Power Transformers

3. IEEE Std C37.90-2005 “IEEE Standard for Relays and Relay Systems

Associated with Electric Power Apparatus”

4. KEPIC-EEF-1000(전력용 보호계전기)

5. KEPIC-EEF-2000(계전기 서지내력 시험)

6. 보호계전기 정비절차서(표준형원전)

- 2370 -

- 2371 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.10개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.10

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 스위치야드 설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 김대식 ‘10.10.11 김복렬 ‘10.10.11

2

이길수

이길수

김대식

임장현

‘12.06.04

‘13.07.23

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.07.31

‘13.12.16

‘14.03.18

김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2372 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.10 스위치야드 설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 스위치야드 설비에 적용한다.

2. 검사개요

스위치야드 설비는 765kV 또는 345kV 모선, 차단기, 단로기, 애자/붓싱,

피뢰기 및 보호설비 등으로 구성되며, 소내전력계통과 송전계통간의 연계 기

능을 제공한다. 또한, 스위치야드 설비는 우선전력계통의 일부로서 소외전원

상실(LOOP) 사고의 주요 원인이 되고 있으며, 발전소 안전성 확보에 중요한

설비이다. 스위치야드 설비의 신뢰도 및 안전성 확보를 위하여 주기적인 점

검 및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험은 스위치야드 765kV 또는

345kV 차단기 동작특성 시험, 차단기 주회로 절연저항 및 접촉저항 측정,

제어전원 점검 등을 포함한다. 따라서 스위치야드 설비가 적합하게 점검 및

시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

스위치야드 설비의 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있도록 관련 규제요

건 및 절차서에 따라 동 설비가 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능

적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

나. KEPIC-EED-1100(고압차단기)

- 2373 -

다. KEPIC-EEF-1000(전력용 보호계전기)

라. KEPIC-ETD-3330(가스절연개폐장치)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

스위치야드 설비의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내

용을 확인한다.

가. 스위치야드 차단기 동작특성 시험

스위치야드 765kV 또는 345kV 차단기의 동작특성시험을 통하여 사용

가능 및 건전함을 확인하는 시험으로 차단기 투입, 개방, 결상시간 등이 허

용기준을 만족하는지 확인한다.

나. 차단기 주회로 절연저항 및 접촉저항 측정

스위치야드 765kV 또는 345kV 차단기의 주회로에 대한 절연저항 및 접

촉저항을 측정하여 건전함을 확인하는 점검으로 차단기 주회로 절연저항

및 접촉저항 측정 결과가 관련 점검절차서의 판정기준을 만족하는지 확인

한다.

다. 차단기 제어전원 점검

스위치야드 설비의 제어전원 건전성을 확인하는 점검으로 교류/직류 전

원 동작상태 및 경보 정상동작 상태 등을 확인하며, 스위치야드 설비의 비

상 제어전원으로 사용되는 축전지에 대하여 관련 기술기준(KEPIC-ENF-

3400)에 따라 적합하게 점검 및 시험되고 있음을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

- 2374 -

나. 변전기기 점검보수 기준(송변변전A01/변운01)의 유효성을 검토한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. KEPIC-EED-1100(고압차단기)

3. KEPIC-EEF-1000(전력용 보호계전기)

4. KEPIC-ETD-3330(가스절연개폐장치)

5. KEPIC-ENF-3400(개방형 납 축전지 보수, 시험 및 교체)

6. 변전기기 점검보수 기준(송변변전A01/변운01)

- 2375 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 스위치야드 설비

검 사 목 적 스위치야드 설비의 건전성 확인

검사 주안점 스위치야드 설비 점검 및 시험을 통해 성능적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 스위치야드 차단기

동작특성 시험

- 차단기 투입시간

- 차단기 개방시간

- 차단기 결상시간

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

2. 차단기 주회로 절연저항 및

접촉저항 측정

- 절연저항

- 접촉저항

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

3. 차단기 내부 점검 및

제어전원(정밀검사시) 점검

- 차단기 내부 건전성 확인

- 차단기 제어전원 및

축전지 관리상태

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. KEPIC-EED-1100(고압차단기)

3. KEPIC-EEF-1000(전력용 보호계전기)

4. KEPIC-ETD-3330(가스절연개폐장치)

- 2376 -

- 2377 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.11개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.11

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 무정전 전원계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 김대식 ‘10.11.11 김복렬 ‘10.10.11

2

김대식

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2378 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.11 무정전 전원계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 인버터설비를 포함하는 무정전 전원

계통에 적용한다.

2. 검사개요

무정전 전원계통은 인버터, 조정변압기, 자동절체스위치 등으로 구성되

며, 발전소 안전 및 주요 전기기기와 계측제어설비에 무정전 필수 전원을

공급한다. 무정전 전원계통의 설계안전성과 신뢰도를 확보하기 위하여 주

기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험은 인버터 주요설

비 점검, 보호신호 시험, 인버터 성능시험 등을 포함한다. 따라서 무정전

전원계통이 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는

면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

무정전 전원계통의 설계안전성과 신뢰도를 확보할 수 있도록 관련 규제

요건 및 절차서에 따라 동 설비계통이 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하

여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

나. KEPIC-EEL-1000(교류 무정전 전원장치)

다. IEEE Std. 944 "Recommended Practice for the Application and Testing

- 2379 -

of Uninterruptible Power Supplies for Power Generating Systems"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

무정전 전원계통의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내

용을 확인한다.

가. 인버터 주요설비 점검 및 보호신호 시험

인버터의 주요 제어소자 및 조절용변압기가 관련 점검 절차서에 따라

적합하게 점검되고, 인버터의 경보 및 보호신호가 정상적으로 동작하는지

확인한다.

나. 인버터 성능시험

무정전 전원설비에 포함되는 인버터의 성능 적합성 및 운전 가능성을

확인하는 시험으로 인버터의 교류출력전압, 출력주파수, 전원절체시험, 총

고조파 왜형율 측정 결과가 관련 점검 및 시험절차서의 판정기준을 만족하

는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2380 -

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. KEPIC-EEL-1000(교류 무정전 전원장치)

3. IEEE Std. 944 "Recommended Practice for the Application and Testing ofUninterruptible Power Supplies for Power Generating Systems"

4. 인버터/정전압변압기 점검 정비절차서

- 2381 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 무정전 전원계통

검 사 목 적 안전등급 인버터설비의 성능적합성 확인

검사 주안점안전등급 인버터설비에 대한 성능점검을 통해 무정전 전원계통의 건

전성 및 전원공급 가능성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 인버터 주요설비 점검

및 보호신호 설정치

확인

- 경보 및 보호신호

설정치 확인

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의

판정기준

2. 인버터 성능시험

- 교류출력전압 측정

- 출력주파수 측정

- 전원절체시간 측정

- 총고조파 왜형율

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소

점검절차서의

판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. IEEE Std. 944(1986) "Recommended Practice for the Application and

Testing of Uninterruptible Power Supplies for Power Generating

Systems"

3. KEPIC-EEL-1000(교류 무정전 전원장치)

- 2382 -

- 2383 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.12개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.12

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 안전등급 축전지설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 김대식 ‘10.10.11 김복렬 ‘10.10.11

2

김대식

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2384 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.12 안전등급 축전지설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

직류전력계통에 포함된 안전등급 축전지 설비계통에 적용한다.

2. 검사개요

안전등급 축전지 시험은 안전관련 계통의 계측제어 및 직류부하에 직류

전원 공급 능력을 확인하기 위하여 운영기술지침서의 18개월 주기 점검요

구사항에서 규정하고 있는 안전등급 축전지 점검, 사용방전시험 및 성능방

전시험 등을 포함한다 축전지 설비관련 운영기술지침서 및 절차서의 점검

요구사항에 의거 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토

또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

안전등급 축전지설비에 대해서 운영기술지침서에 따라 수행되는 18개월

주기에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원-운전중, 3.8.5 직류전원-정지중

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

다. KEPIC-EEG-1000(납축전지)

라. IEEE Std. 450 “IEEE Recommended Practice for Maintenance, Testing,and Replacement of Vented Lead-Acid Batteries for Stationary

- 2385 -

Applications"

마. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DCAuxiliary Power Systems for Generating Stations"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 축전지의 운전 및

사용 가능함을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한

다.

가. 축전지 점검 및 시험 확인 사항

1) 축전지 점검

축전지에 대한 셀 전압, 단자전압, 전해액 수위, 비중 및 온도 등을 확인

하는 점검으로 축전지의 셀 전압, 전해액 수위, 비중 및 온도 등의 축전지

점검 결과가 다음의 허용기준(발전소별로 다름)을 만족하는지를 확인한다.

가) 셀 전압 : 2.13V 이상

나) 단자 전압 : 124.7V 이상

다) 전해액 수위 : 최저수위선 초과, 고수위선 상부 1/4인치 이하

라) 비중 : 1.200 이상

또한, 축전지에 대한 비정상적인 외관 현상이나 물리적인 손상 상태, 단자

와 접속 볼트의 조임 상태 및 부식 상태, 랙의 균열이나 변형 이상 유무, 전

해액의 변색 및 이물질 유입여부 등을 점검하여 축전지의 건전함을 확인한다.

2) 축전지 접촉저항 측정

축전지의 셀간 및 단자간 접촉저항을 측정하여 축전지 성능 건전성을

확인하는 점검으로 축전지 셀간 및 단자간 접촉저항 측정이 운영기술지침

서 및 관련 점검절차서에 따라 적합하게 점검되고 측정 결과가 판정기준을

유지하는가를 확인한다.

3) 안전등급 축전지 사용방전시험(Service Test)

운영기술지침서 점검요구사항에 따라 안전등급 125V 축전지 A, B, C, D

채널에 대해 설계된 사용방전시간(240분) 동안 방전시간별 전류모의곡선

- 2386 -

(Duty Cycle)에 따른 전류방전시험이 수행되어야 한다. 방전 종료 후 축전지

단자전압(105V 이상)과 셀전압(1.81V 이상)은 허용기준값을 만족하여야 하고,

방전시험 전/중/후에 축전지 외함, 랙, 전기 연결부의 청결상태 및 물리적

손상이 없어야 하며 전해액수위, 비중 및 온도 등도 정상상태임을 확인한다.

4) 축전지 성능방전시험(Performance Test)

관련 기술기준(IEEE 450)에서 요구하는 점검 주기로 안전등급 축전지의

성능 적합성 및 운전 가능성을 확인하는 시험으로 정격 방전전류로 정격

방전시간 이상 유지하고, 방전 후 축전지는 최소용량값 이상이어야 하며,

방전시험 동안 각 셀 전압과 축전지 단자전압이 다음의 판정기준(발전소별

로 다름)을 만족하는가를 확인한다.

가) 용량값 : 정격용량의 80% 이상

나) 125VDC 단자전압 : 105V 이상

다) 셀 전압 : 1.81V 이상

5) 축전지 수정성능방전시험(Modified Performance Test)

사용방전시험 및 성능방전시험을 대체하여 수정방전전류로 부하주기 운

전과 축전지 용량에 대한 성능을 확인하는 시험으로 수정된 방전시간별 전

류모의곡선(Duty Cycle)에 따른 정격 방전시간 이상을 유지하고, 방전 후

축전지는 최소용량값 이상이어야 하며, 방전시험 전/중/후 각 셀 전압과

축전지 단자전압이 다음의 판정기준(발전소별로 다름)을 만족하는가를 확

인한다.

1) 용량값 : 정격용량의 80%이상

2) 125VDC 단자전압 : 105V 이상

3) 셀 전압 : 1.81V 이상

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 축전지시험과 관련된 운영기술지침서 및 기술기준(IEEE 450)의 내용을

- 2387 -

검사 전에 충분히 검토하여야 한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원-운전중, 3.8.5 직류전원-정지중

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. KEPIC-EEG-1000(납축전지)

4. IEEE Std. 450 “IEEE Recommended Practice for Maintenance, Testing,and Replacement of Vented Lead-Acid Batteries for StationaryApplications"

5. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DCAuxiliary Power Systems for Generating Stations"

- 2388 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전등급 축전지설비

검 사 목 적 축전지 설비의 건전성 확인

검사 주안점 축전지 설비 점검 및 시험을 통해 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 축전지 점검

- 셀전압 및 단자전압

- 전해액 수위 및 비중

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

시험절차서의 판정기준

- 셀전압 ≥ 2.13V

- 단자전압 ≥ 124.7V

- 비중 ≥ 1.2002. 축전지 접촉저항 측정

- 셀간 및 단자간 접촉저항

- 서류검토

- 면담

- 접촉저항 ≤ 60μΩ

3. 축전지 사용방전시험

(Service Test)

- 전류모의곡선(duty cycle)

에 따른 전류방전

- 방전후 단자전압 및 셀전압

- 서류검토

- 입회

- 면담

- 해당 발전소

시험절차서의 판정기준

- 단자전압 ≥ 105V

- 셀전압 ≥ 1.81V

4. 축전지 성능방전

(Performance) 시험

(60개월 주기)

- 정격방전시간

- 방전후 축전지 용량값

- 방전후 단자전압 및 셀전압

- 서류검토

- 입회

- 면담

- 해당 발전소

시험절차서의 판정기준

- 정격용량의 80% 이상

- 단자전압 ≥ 105V

- 셀전압 ≥ 1.81V

- 2389 -

5. 축전지 수정성능방전시험

(Modified Performance Test)

- 정격방전시간

- 방전후 축전지 용량값

- 방전후 단자전압 및

셀전압

- 서류검토

- 입회

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서 판정기준

- 용량값 : 정격용량의

80% 이상

- 단자전압 ≥ 105V

- 셀전압 ≥ 1.81V

점 검 분 야

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원 –운전중, 3.8.5 직류전원 – 정지중

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. KEPIC-EEG-1000(납축전지)

4. IEEE Std. 450 “IEEE Recommended Practice for Maintenance,

Testing, and Replacement of Vented Lead-Acid Batteries for

Stationary Applications"

5. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DC

Auxiliary Power Systems for Generating Stations"

- 2390 -

- 2391 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.9.13개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.9.13

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 안전등급 충전기설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 김대식 ‘10.10.11 김복렬 ‘10.10.11

2김대식

김대식

‘12.06.05

‘13.12.16

박현신

박현신

‘12.06.05

‘13.12.16

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2392 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.13 안전등급 충전기설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

직류전력 설비계통에 포함되어 있는 안전등급 충전기설비에 적용한다.

2. 검사개요

안전등급 충전기 시험은 안전관련 계통의 계측제어 및 직류부하에 직류

전원 공급 능력을 확인하기 위하여 운영기술지침서의 18개월 주기 점검요

구사항에서 규정하고 있는 안전등급 충전기 성능시험에 대한 시험내용을

확인․점검한다. 충전기 시험은 관련 운영기술지침서 및 절차서의 점검요

구사항에 의거 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토

또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

안전등급 충전기설비에 대해서 운영기술지침서에 따라 수행되는 18개월

주기에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원-운전중, 3.8.5 직류전원-정지중

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

다. KEPIC-EEH-1000(충전기)

라. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DCAuxiliary Power Systems for Generating Stations"

- 2393 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 운영기술지침서에서 요구하는 점검주기에 따라 충전기의 운전 및

사용 가능함을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한

다.

가. 충전기 점검 및 시험 확인 사항

1) 안전등급 충전기 주요설비 점검 및 보호신호 동작 확인

충전기에 대한 주요 제어소자들이 관련 점검절차서에 따라 적합하게 점

검되고 판정기준 이내에서 유지됨을 확인한다. 또한 안전등급 충전기의 직

류과전압, 직류저전압 등의 경보 및 보호신호가 정상 동작함을 확인한다.

2) 안전등급 충전기 성능시험

운영기술지침서의 점검요구사항에서 규정하고 있는 정격출력전압(125V)

및 기준전류값(800A)에서 12시간 동안 성능시험이 수행되어야 한다. 성능

시험 중에 충전기의 이음, 이취, 변색 및 과열 등이 발생하지 않고 정상적

으로 운전됨을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 충전기시험과 관련된 운영기술지침서 및 기술기준(KEPIC-EEH-1000)의

내용을 검사 전에 충분히 검토하여야 한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

- 2394 -

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원-운전중, 3.8.5 직류전원-정지중

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. KEPIC-EEH-1000(충전기)

4. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DCAuxiliary Power Systems for Generating Stations"

- 2395 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 안전등급 충전기설비

검 사 목 적 충전기 설비의 성능적합성 확인

검사 주안점 충전기 점검 및 축전지 충전능력

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 충전기 주요설비 점검 및

보호신호 동작확인

- 주요 제어소자 점검

- 경보 및 보호신호 동작

확인

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

2. 충전기 성능시험 - 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

- 12시간, 125V 이상에서

800A 이상 전원 공급

가능

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 3.8.4 직류전원 –운전중, 3.8.5 직류전원 – 정지중

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. KEPIC-EEH-1000(충전기)

4. IEEE Std. 946 “IEEE Recommended Practice for the Design of DC

Auxiliary Power Systems for Generating Stations"

※ 이 검사점검표에 제시된 합격기준은 한빛5,6호기에 대한 기준임.

- 2396 -

- 2397 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.14개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.14

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 발전기차단기

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2문수철

김대식

‘12.06.01

‘13.12.16

박현신

박현신

‘12.06.05

‘13.12.16

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2398 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.14 발전기차단기

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

주발전기와 주변압기 및 보조변압기 모선 간에 설치된 발전기차단기에

적용한다.

2. 검사개요

발전기차단기는 주발전기와 주변압기 및 보조변압기 모선간에 설치하여

계통고장파급에 의한 고장전류를 차단하여 주발전기를 보호하는 기능을 수

행한다. 발전기차단기는 소내부하운전을 위한 신호에서는 차단되어서는 안

되도록 설계되어 있으며 신뢰도 및 안전성 확보를 위하여 주기적인 점검

및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험은 차단기 동작특성 시험, 차단

기 주회로 절연저항 및 접촉저항 측정, 인터록시험, 제어전원 점검 등을 포

함한다. 따라서 발전기차단기가 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장

입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

발전기차단기의 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있도록 관련 규제요건

및 절차서에 따라 동 설비가 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적

합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

- 2399 -

나. NUREG-0800, Sec. 8.2 App. A, "Guidelines for Generator Circuit

Breakers/Load Break Switches"

다. KEPIC-EED-1100(고압차단기)

라. IEEE Std C37.013-1997 “IEEE Standard for AC High-Voltage

Generator Circuit Breakers Rated on a Symmetrical Current Basis”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

발전기차단기의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용을

확인한다.

가. 차단기 동작특성

차단기의 동작특성을 통하여 사용 가능 및 건전함을 확인하는 시험으로

차단기 투입, 개방, 결상시간 등이 허용기준을 만족하는지를 확인한다.

나. 차단기 주회로 절연저항 및 접촉저항 측정 점검

차단기의 주회로에 대한 절연저항 및 접촉저항을 측정하여 건전함을 확

인하는 점검으로 차단기 주회로 절연저항 및 성극지수 측정 결과가 관련

점검절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

나. 최종안전성분석보고서 해당절의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야

한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

- 2400 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 발전기차단기 점검절차서

- 2401 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 발전기차단기

검 사 목 적 발전기차단기 성능 확인

검사 주안점 발전기차단기 동작특성시험을 통해 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준1. 차단기 동작특성 시험

- 차단기 투입시간

- 차단기 개방시간

- 차단기 결상시간

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

2. 차단기 주회로 절연저항 측정 - 서류검토

- 면담

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

2. NUREG-0800, Sec. 8.2 App. A, "Guidelines for Generator Circuit

Breakers/Load Break Switches"

3. KEPIC-EED-1100(고압차단기)

4. IEEE Std C37.013-1997 “IEEE Standard for AC High-Voltage Generator

Circuit Breakers Rated on a Symmetrical Current Basis”

- 2402 -

- 2403 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.15개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.15

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 전원공급회로 절체시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

김인용

김대식

임장현

‘12.06.04

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2404 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.9.15 전원공급회로 절체시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 전원공급회로 절체시험에 적용한다.

2. 검사개요

소외전력은 소내 안전모선에 안정적인 전력을 공급하기 위해 물리적, 전

기적으로 독립된 2개의 회로(정상전원 공급회로, 대체전원 공급회로)로 구

성되어 있으며, 이를 우선전력계통으로 정의한다. 고장 또는 사고에 의해

정상전원 공급회로의 전원이 상실되면 대체전원 회로의 전원을 공급받을

수 있도록 수동 또는 자동으로 전원절체된다. 이와 같은 절원절체는 전원

공급의 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있도록 주기적인 점검 및 성능시험

이 요구된다. 점검 및 성능시험은 수동 및 자동절체시험 등을 포함한다. 따

라서 전원 절체시험이 관련 운영기술지침서 및 절차서에 따라 적합하게 점

검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 및 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

소내 안전등급 모선에 안정적인 전력을 공급하기 위한 신뢰도 및 안전

성을 확보할 수 있도록 관련 운영기술지침서 및 절차서에 따라 전원절체가

적합하게 시험됨을 검사하여 적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

- 2405 -

나. KEPIC-ENB-6220(우선전력공급계통 설계)

다. IEEE Std. 765(1995) standard for Preferred Power Supply(PPS) for

Nuclear Generating Stations

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

소외전원공급회로 절체시험의 신뢰성 및 적합성을 확인하기 위해 아래

점검 및 시험내용을 확인한다.

가. 수동절체시험

발전소 우선전력계통 두 회로인 정상전원 공급회로와 대체전원 공급회

로 간의 안전등급 모선에서의 수동절체가 관련절차서의 판정기준을 만족하

는지를 확인한다.

나. 자동절체시험

발전소 우선전력계통 두 회로인 정상전원 공급회로와 대체전원 공급회

로 간의 안전등급 모선에서의 자동절체(고속전원절체 및 잔류전압절체)가

관련절차서의 판정기준을 만족하는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 소외전원공급회로 절체시험과 관련된 기술기준을 검사 전에 검토한다.

나. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

- 2406 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. KEPIC-ENB-6220(우선전력공급계통 설계)

3. IEEE Std. 765(1995) standard for Preferred Power Supply(PPS) for NuclearGenerating Stations

- 2407 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 전원공급회로 절체시험

검 사 목 적 소외전원공급회로의 전원절체 시험 적합성 확인

검사 주안점 소외전원공급회로의 전원절체시험시 모선전압 유지 및 절체시간 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 수동절체시험

- 모선전압 유지

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

2. 자동절체시험

- 절체시간 확인- 모선전압 유지

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. KEPIC-ENB-6220(우선전력공급계통 설계)

3. IEEE Std. 765(1995) standard for Preferred Power Supply(PPS) for

Nuclear Generating Stations

- 2408 -

- 2409 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.16개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.16

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 조영식 ‘12.06.04 박현신 ‘12.06.05

1 임장현 ‘13.07.25 박현신 ‘13.07.31

2 김대식 ‘13.12.16 박현신 ‘13.12.16

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

4

- 2410 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.16 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS)

고압선로

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

주발전기로부터 주변압기까지의 상분리모선(IPB)과 주변압기 등 옥외 고

압변압기 스위치야드 차단기까지의 우선전력계통(PPS)고압선로에 적용한

다.

2. 검사개요

상분리모선 및 우선전력계통(PPS)고압선로는 모선, 덕트, 지지설비, 냉각

설비 및 현장제어패널 등으로 구성되며, 발전기에서 생산된 전력을 송전계

통으로 송전 또는 소내에 필요한 전력을 송전계통으로부터 수전하는 기능

을 한다. 상분리모선 및 우선전력계통(PPS)고압선로의 설비신뢰도를 확보

하기 위해서는 주기적인 점검 및 성능시험이 요구되며, 이를 위하여 IPB의

경우 발전기측 접속부의 절연저항 점검, 모선지지애자 및 내부 가열기 점

검, 변압기 및 외함연결부 점검, 냉각팬용 현장제어함 점검 등이 필요하고

GIB의 경우는 현장 패널내부 점검, 전원경보회로 및 SF6 가스 건전성 점검

등이 필요하다. GIB 대신 케이블이 설치된 발전소는 케이블의 절연저항,

케이블 보호계통(계전기, 경보 등) 등에 대한 점검을 수행한다. 따라서 상

분리모선 및 우선전력계통(PPS)고압선로가 적합하게 점검 및 시험되고 있

는지를 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS)고압선로의 설계안전성과 신뢰도

를 확보할 수 있도록 관련 법규 및 절차서에 따라 동 설비계통이 적합하게

- 2411 -

점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

나. IEEE Std. 765, “IEEE Standard for Preferred Power Supply(PPS) for

Nuclear Power Generating Stations"

다. IEEE Std. 1125, “IEEE Guide for Moisture Measurement and Control

in SF6 Gas-Insulated Equipment”

라. IEEE Std. C37.122, “IEEE Standard for High Voltage Gas-Insulated

Substations Rated above 52kV”

마. KEPIC-ENB-6220 (우선전력 공급계통 설계)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS)고압선로의 성능 적합성을 확인하

기 위해 아래 점검 및 시험내용을 확인한다.

가. IPB 건전성 확인 및 접속부 절연저항 점검

상분리모선의 플렉시블 콘넥터를 분리한 상태에서 수행한 발전기측 접

속부의 접속저항 및 각 상 절연저항 측정값이 해당 절차서에 따라 적합하

게 점검되고 해당 절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다. 모선 지지애

자의 청결상태 등의 육안점검, 각 상별 상분리모선의 변압기 및 외함 점검,

접속저항 측정 등이 해당 절차서에 따라 적합하게 점검되고 해당 절차서의

판정기준을 만족하는지 확인한다.

나. GIB/케이블 건전성 확인 및 SF6 가스 건전성 점검

GIB용 현장 제어패널내의 전원점검, SF6 압력 경보설정치 및 경보회로

점검, 습분측정값 등이 해당 절차서에 따라 적합하게 점검되고 해당 절차

- 2412 -

서의 판정기준을 만족하는지 확인한다. GIB 대신 케이블이 설치된 발전소

는 케이블의 절연저항, 케이블 보호계통(계전기, 경보 등) 등에 대한 점검

을 수행한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 검사내용의 판정기준은 해당 발전소의 관련 절차서를 참조한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. IEEE Std. 765, “IEEE Standard for Preferred Power Supply(PPS) for

Nuclear Power Generating Stations"

3. IEEE Std. 1125, “IEEE Guide for Moisture Measurement and Control

in SF6 Gas-Insulated Equipment”

4. IEEE Std. C37.122, “IEEE Standard for High Voltage Gas-Insulated

Substations Rated above 52kV”

5. KEPIC-ENB-6220(우선전력 공급계통 설계)

6. 상분리모선 점검절차서

7. 가스절연모선 점검절차서

- 2413 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로

검 사 목 적 상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로의 건전성 확인

검사 주안점상분리모선(IPB) 및 우선전력계통(PPS) 고압선로 점검을 통해 성능 적

합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. IPB 건전성 확인 및

접속부 절연저항 측정

- 육안점검

- 절연저항의 측정

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

- ≥1,000

2. GIB/케이블 건전성

확인 및 SF6 가스 점검

- 육안점검

- SF6 압력 경보설정치

점검

- 케이블 절연저항 측정

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소 점검절차

서의 판정기준

- 압력경보 :

설정치±0.2/

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.2 “소외전력계통”

2. IEEE Std. 765, “IEEE Standard for Preferred Power Supply(PPS) for

Nuclear Power Generating Stations"

3. IEEE Std. 1125, “IEEE Guide for Moisture Measurement and Control

in SF6 Gas-Insulated Equipment”

4. IEEE Std. C37.122, “IEEE Standard for High Voltage Gas-Insulated

Substations Rated above 52kV”

5. KEPIC-ENB-6220 (우선전력 공급계통 설계)

- 2414 -

- 2415 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.9.17개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.9.17

검사대상시설명 : 전력계통시설

제 목 : 원자로정지차단기

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

구철수

문수철

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.07.16

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.07.31

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2416 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.9.17 원자로정지차단기

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

원자로제어봉에 전원을 공급하고 차단하는 기능을 수행하는 원자로정지

차단기에 적용한다.표준형 원전의 원자로정지차단기에 적용한다.

2. 검사개요

원자로정지차단기는 전동발전기에서 공급하는 제어전원이 상실되거나

원자로정지 신호가 발생시 제어봉을 낙하시키기 위한 설비이다. 원자로정

치차단기의 트립장치는 저전압 트립(Under Voltage Trip)장치와 분로 트립

(Shunt Trip)장치로 구성되어 있다. 원자로정지차단기는 신뢰도 및 안전성

확보를 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 점검 및 성능시험

은 차단기 내부점검 및 동작특성 시험을 포함한다. 따라서 원자로정지차단

기가 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담

등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

원자로정지차단기의 신뢰도 및 동작 정확성을 확보할 수 있도록 관련

규제요건 및 절차서에 따라 동 차단기가 적합하게 점검 및 시험됨을 검사

하여 그 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 운영기술지침서 해당 점검요구사항

- 2417 -

나. KEPIC-EED-1200 (저압차단기)

다. 원자로 정지차단기 기술 지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

원자로정지차단기계통의 성능 적합성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시

험내용을 확인한다.

가. 차단기 내부 점검

제어반의 내부 상태를 점검하여 각 부품의 건전성을 확인한다. 제어반 내

부의 이물질 여부, 부품의 열화 및 손상 상태, 연결 상태 및 퓨즈의 건전성을

확인한다.

나. 원자로정지차단기 동작특성 시험

원자로정지차단기의 동작특성시험은 투입과 차단능력을 확인하기 위한 것

으로 정격전압에서 정상 투입상태에서 저전압 트립장치 및 분로 트립장치 각

각의 동작에 의해 정상적으로 차단되고 경보가 발생됨을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 원자로정지차단기의 제작자 기술지침서 내용 중 부품의 교체 및 점검

사항을 검사 전에 확인한다.

나. 시험 전 초기 조건 만족 여부를 확인하고 시험이 수행되는 지를 확인

한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

- 2418 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7.2 원자로보호계통

2. KEPIC-EED-1100 (고압차단기)

3. 원자로 보호계통 매트릭스 논리기능시험 절차서

4. 원자로 보호계통 수동정지 기능시험 절차서

5. 원자로정지차단기 점검 정비 절차서

- 2419 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 전력계통시설 검 사 원

검 사 항 목 원자로정지차단기

검 사 목 적 원자로정지차단기의 건전성을 확인

검사 주안점 원자로정지차단기 점검 및 시험을 통해 성능적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 차단기 내부 점검

- 내부 건전성 상태점검

- 서류검토

- 면담

- 해당 발전소

점검절차서의 판정기준

2. 원자로정지차단기 동작특

성시험

- 저전압 트립장치에 의한

동작

- 분로 트립장치에 의한

동작

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 정상 트립동작 확인

- 경보 확인

관련 규정

1. 운영기술지침서 3.3.4 RPS 논리 및 트립작동

2. KEPIC-EED-1200 (저압차단기)

3. 원자로 트립 스위치 기어 제작자 기술 지침서

- 2420 -

- 2421 -

10. 동력변환계통시설

- 2422 -

- 2423 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.10.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.10.1

검사대상시설명 : 동력변환계통시설

제 목 : 주급수계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

민복기박창규

박창규최성부

‘06.12.28

‘06.12.28

이상균이우호

이우호강석철

‘06.12.28

‘06.12.28

1 홍진기홍진기

‘10.09.13‘10.10.08

금오현정해동

‘10.09.15‘10.10.08

2이기대

조남경

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 조남경 ‘15.07.22 민복기 ‘15.07.22

- 2424 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.10.1 주급수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

주급수계통은 복수계통으로부터 복수를 공급받아 고압급수가열기를 거

쳐 증기발생기로 급수를 공급하여, 증기발생기의 수위를 일정하게 유지하

는 기능을 수행한다. 표준형 원전의 기동용급수펌프, 급수승압펌프, 주급수

펌프, 고압급수가열기 및 밸브 등을 포함하는 주급수계통에 적용되고 검사

대상은 다음과 같다.

가. 주급수 차단밸브 및 안전관련 밸브 성능 점검

나. 주급수계통 펌프 운전가능성 점검

다. 고압급수가열기 누설 점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

표준형원전 급수계통의 성능을 확인하기 위해 주기적인 점검 및 성능시

험이 요구된다. 운영기술지침서, 최종안전성분석보고서 및 설계요건 등에

의해 작성된 급수계통 시험절차서의 적합성을 확인한다. 그리고 밸브 동작,

구동터빈 및 펌프 성능, 고압급수가열기 누설점검 및 불시정지 취약설비에

대한 점검 등이 적합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면

담 등을 통해 검사한다. 현장입회, 서류검토 및 면담은 검사자가 불시정지

및 취약설비 등 중요도에 따라 선택하여 수행한다.

3. 검사목적

- 2425 -

운영기술지침서, 최종안전성분석보고서, 기술기준 및 설계요건 등의 점

검 요구조건이 적합하게 운영절차서에 반영되고 동 절차서에 따라 주급수

계통의 건전성이 적합하게 점검되고 관련기기들의 성능이 허용기준에 만족

되는지 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에

관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.3 “주급수 격리밸브”

마. 최종안전성분석보고서 10.4.7절 “복수 및 급수계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

안전기능을 수행하는 기기는 발전소 운영기술지침서 및 관련기술기준

등에서 요구하는 점검요구사항이 적합하게 점검되고 시험되는지 확인하고

비안전등급 기기는 최종안전성분석보고서 및 설계요건 등에서 요구하는 주

요사항이 점검주기에 따라 점검되고 시험되는지 확인한다.

가. 주급수 차단밸브 및 안전관련 밸브 성능점검

운영기술지침서 제1편 점검요구사항 3.7.3.1항에 따라 주급수 차단밸브

는 10초 이내에 급속 닫힘(Fast Close) 동작하고 KEPIC MOC Code 허용

시간(급속닫힘 시험 시 기준시간 ±50%)이내에서 닫힘을 확인하여야 한다.

주급수 차단밸브의 급속 닫힘 시험은 닫힘 요구(신호)가 있은 후부터 닫힘

- 2426 -

이 완료될 때까지의 시간이 운영기술지침서 및 가동중시험 허용시간 이내

이어야 한다. 주급수 차단밸브의 Fail-Safe 시험 및 위치지시기 지시상태가

가동중시험 요건을 만족하는지 확인되어야 한다.

원전 가동중시험 요건(KEPIC MOC)에 따라 주급수계통의 증기발생기

측 역지밸브(Check Valve)에 대하여 3개월 주기로 동작상태(열림, 안전방

향, 전행정 동작)를 확인하고 출력운전 중 전행정 동작시험이 불가한 경우,

연료재장전 기간에 표본 분해점검을 수행하여 전행정 동작을 2회(분해 시

및 조립 시) 수행함을 확인한다.

나. 주급수계통 펌프 운전가능성 점검

주급수펌프는 터빈구동 펌프로 총 3대이다. 주급수펌프 연동 및 운전가

능성시험은 절차서에 따라 18개월 주기로 확인하고 있다. 급수펌프 윤활유

압력 저-저에 의한 펌프 정지 등 각종보호연동 및 정지신호의 정상 동작여

부 확인과, 윤활유펌프 자동기동 확인시험 등이 절차서 판정기준에 만족하

는지 검사한다. 주급수펌프 터빈 기계적과속도 트립시험은 절차서에 따라

적합하게 수행되고 터빈트립이 절차서 판정기준에 만족하는지 확인한다.

주급수펌프 성능시험은 절차서에 따라 적합하게 수행되고, 펌프의 입․출

구압력, 유량, 회전수(터빈구동), 진동, 베어링 온도 등이 절차서 허용범위

이내인지를 확인한다.

급수승압펌프는 총 3대가 설치되어 있다. 급수승압펌프 연동 및 운전가

능성시험은 절차서에 따라 18개월 주기로 수행되어야 한다. 승압펌프 윤

활유 압력 저-저에 의한 펌프 정지 등 연동시험이 절차서 판정기준을 만족

하는지 확인한다. 급수승압펌프 입·출구압력, 진동 등이 정상인지를 검사하

고 관련 절차서 판정기준을 만족하는지 확인한다.

기동용 급수펌프 연동 및 운전가능성시험은 절차서에 따라 18개월 주기

로 확인하고 있다. 윤활유압력 저압력 신호에 의한 보조윤활유펌프 자동기

동 연동시험 기록지 검사를 통하여 펌프 연동시험결과가 적합하였는지 확

인한다. 기동용 급수펌프의 성능시험은 절차서에 따라 적합하게 수행되고

- 2427 -

펌프 입·출구압력, 유량, 차압, 진동 등이 정상인지를 확인한다.

다. 고압급수가열기 누설 점검

고압급수가열기에 대하여 누설점검(Leak Test) 결과를 검사한다. 고압급

수가열기 누설시험은 쉘측에 용수를 가압하여 일정시간 유지한 상태에서

압력변화 및 열교환기 튜브로의 누설유무를 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조(시

험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및

보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운영

절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지

확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

1) 시험 관련 장비들이 적합하게 검․교정되어 있는지를 확인한다.

2) 펌프의 진동측정은 동일한 위치에서 반복하여 측정되고 있음을 확인한

다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 10.4.7절 “복수 및 급수계통”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 2428 -

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업 전 회의 및 작업 후 평가

3. 발전소 운영절차서

- 안전기능 밸브 가동중시험

- 주급수 차단밸브 닫힘 점검

- 주급수펌프 점검

- 주급수펌프 터빈 보호계통시험

- 기동용 급수펌프 주기시험

- 주급수계통

- 터빈구동 주급수펌프 운전

- 급수가열기 추기, 배수 및 배기

4. 제작자 지침서

- 2429 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 주급수계통

검 사 목 적 급수계통의 기기에 대한 점검을 통해 계통성능 유지 확인

검사 주안점주급수 차단밸브의 급속닫힘, 급수펌프 및 급수가열기의 운전가능성

확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 주급수 차단밸브 및 안

전관련 밸브 성능 점검

- 동작시험(급속닫힘 등)- 위치지시

- Fail-Safe 기능

2. 주급수계통 펌프 운전가

능성 점검

- 펌프성능

- 터빈 과속도시험

- 연동시험

3. 고압급수가열기 누설점검

- 누설시험

4. 운영절차서와 시험, 감시,

검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및

보수 계획의 적절성

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 운영기술지침서 제한값

10초 이내 및 급속닫힘

기준시간 ±50%이내

- KEPIC MOC 요건만족

- 운영절차서 허용범위 이내

- 자동기동 신호에 의한 동작

- 누설이 없어야 함.

- 원자로시설 등의 기술

기준에 관한규칙 제56조,제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 운영기술지침서 제1편 3.7.32. 최종안전성분석보고서 10.4.7절3. 전력산업기술기준(KEPIC) MOC, ASME OM Code-19954. 급수계통 운영절차서

- 2430 -

- 2431 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.10.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.10.2

검사대상시설명 : 동력변환계통시설

제 목 : 복수계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

민복기박창규

박창규최성부

‘06.12.28

‘06.12.28

이상균이우호

이우호강석철

‘06.12.28

‘06.12.28

1 홍진기홍진기

‘10.09.13‘10.10.08

금오현정해동

‘10.09.15‘10.10.08

2이기대

고창석

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.2

‘14.03.18

3 조남경 ‘15.07.22 민복기 ‘15.07.22

- 2432 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.10.2 복수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

복수계통은 증기사이클의 일부로서 증기를 응축하여 이를 복수기 온수

조에 수집하여 급수계통에 이송하는 기능을 수행한다. 표준형 원전의 복수

펌프, 복수기 진공펌프, 급수가열기 등을 포함하는 복수계통에 적용되고 검

사대상은 다음과 같다.

가. 복수펌프, 복수기 진공펌프 운전가능성 점검

나. 저압급수가열기 누설점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

표준형원전 복수계통은 복수기로 유입되는 증기를 응축하여 복수기 온

수조(Condenser Hot Well)에 수집한 후 급수계통으로 이송하는 기능을 갖

는다. 본 검사에서는 최종안전성분석보고서 및 설계요건 등에 의해 작성

된 복수계통 시험절차서의 적합성을 확인하고, 복수계통의 운전가능성을

확인하기 위하여 복수펌프 성능, 진공펌프 성능, 급수가열기 등이 적합하게

점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다. 현

장입회, 서류검토 및 면담은 검사자가 불시정지 및 취약설비 등의 중요도

에 따라 선택하여 검사를 수행한다.

3. 검사목적

- 2433 -

운영기술지침서, 최종안전성분석보고서, 기술기준 및 설계요건 등의 점

검 요구조건이 적합하게 운영절차서에 반영되고 절차서에 따라 적합하게

점검되고 기기 성능이 허용기준에 만족되는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 최종안전성분석보고서 10.4.7절 “복수 및 급수계통”

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

복수계통에 설치된 기기들이 최종안전성분석보고서 및 설계요건 등에서

요구하는 점검주기에 따라 적합하게 점검되고 시험되는지 확인하고, 점검

결과가 상기 요건을 만족하는 것인지 확인한다.

가. 복수펌프, 복수기 진공펌프 운전가능성 점검

복수펌프는 총 3대가 설치되어 있다. 복수펌프에 대한 운전가능성시험은

절차서에 따라 18개월 주기로 적합하게 수행됨을 확인하고, 점검결과가 절

차서 허용범위 이내임을 확인한다. 복수펌프에 대한 연동시험은 입구밸브

닫힘, 복수기 수위 저-저, 복수기 출구밸브 닫힘 신호등에 의한 복수펌프

자동정지 됨을 확인하여야 한다. 복수펌프의 수력학적인 성능시험 결과, 펌

프 입·출구 차압, 진동값이 판정기준을 만족하는지 확인한다.

표준원전의 복수기 진공펌프는 복수기 증기-공기추출기(Steam-Air

Ejector)를 지원하여 복수기 진공을 유지한다. 복수기 진공펌프 입구압력

상승 또는 복수기 압력 상승 신호에 의해 대기중인 진공펌프가 설정값에서

자동기동 되는지를 확인하고 진공펌프가 기동된 후 입구밸브가 자동으로

열리고 밀봉수재순환 펌프가 자동기동 되는지 확인한다. 진공펌프 성능은

- 2434 -

진동 등이 절차서 허용범위 이내로 유지되는지 확인한다.

나. 저압급수가열기 누설 점검

저압급수가열기에 대하여 누설점검(Leak Test) 결과를 검사한다. 저압급

수가열기 누설시험은 튜브 또는 쉘 측에 공기(튜브) 또는 용수(쉘)를 가압

하여 일정시간 유지한 상태에서 압력변화 및 열교환기 튜브로의 누설유무

를 확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

가. 첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

1) 시험 관련 장비들이 적합하게 검․교정되어 있는지를 확인한다.

2) 펌프의 진동측정은 동일한 위치에서 반복하여 측정되고 있음을 확인한

다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 10.4.7절 “복수 및 급수계통”

- 2435 -

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업 전 회의 및 작업 후 평가

3. 발전소 운영절차서

- 복수펌프 운전가능성 시험

- 복수기 진공펌프 주기시험

- 2차측 안전밸브 시험

- 복수계통

- 복수기 공기추출계통

- 급수가열기 추기, 배수 및 배기

4. 제작자 지침서

- 2436 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 복수계통

검 사 목 적 복수계통의 기기에 대한 점검을 통해 계통성능 유지 확인

검사 주안점 복수펌프, 진공펌프, 급수가열기 등의 운전가능성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 복수펌프, 복수기 진공펌프 운전가능성 점검

- 펌프성능 - 연동시험

2. 저압급수가열기 누설 점검

- 누설시험

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 절차서 기준값 이내 ·펌프 성능 ·연동시험 만족

- 누설이 없어야 함.

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조

·최종안전성분석보고서, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정1. 최종안전성분석보고서 10.4.7절2. 발전소 운영절차서3. 제작사 지침서

- 2437 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.10.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.10.3

검사대상시설명 : 동력변환계통 시설

제 목 : 발전기 보조계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 유성근 ‘06.12.28 이우호 ‘06.12.28

1 홍진기 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2조남경

조남경

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 조남경 ‘15.07.22 민복기 ‘15.07.22

- 2438 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.10.3 발전기 보조계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 발전기 공기누설의 건전성, 발전기 고

정자 냉각계통과 발전기 수소제어 및 밀봉계통 등을 포함하는 발전기보조

계통에 적용되고 검사대상은 다음과 같다.

가. 발전기 고정자 냉각수계통 점검

나. 발전기 공기누설, 가스제어 및 수소밀봉계통 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 발전기 보조계통의 성능을 확인하기 위

해 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 관련 절차서의 점검요구사항

에 의거 발전기 공기누설시험발전기 고정자 냉각과 발전기 수소제어, 밀

봉장치 등을 포함하는 발전기 보조계통이 적합하게 점검되고 있는지 현장

입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 발전기 보조계통이 적합하게

점검 및 시험됨을 검사하여 성능의 적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2439 -

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서” 및 제63조

“시험, 감시, 검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 최종안전성분석보고서 10.2절 “터빈/발전기”

라. 전력산업기술기준(KEPIC) MTG “터빈발전기”

마. 제작자 지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 발전기의 공기누설, 발전기

고정자 냉각계통 및 발전기 가스제어 및 수소밀봉계통의 성능 및 건전성을

확인하기 위하여 아래의 점검 및 시험내용의 적합성을 검토한다.

가. 발전기 고정자 냉각수계통 점검

1) 펌프의 출구압력, 유량, 진동 등이 절차서 기준값 이내로 만족되는지

를 확인한다.

2) 고정자 냉각수펌프가 펌프 출구 저 압력에서 대기펌프가 자동기동 되

는지를 확인한다.

나. 발전기 공기누설, 가스제어 및 수소밀봉계통 점검

1) 주발전기 공기누설시험은 발전기에 수소를 가압하기 전 공기를 이용

하여 가스 소모량을 측정하기 위한 시험으로, 발전기 내부에 공기를

규정된 압력으로 가압하여 규정된 시간동안에 누설율이 허용범위이내

로 만족되는지를 확인한다.

2) 수소가스 순도, 온도, 압력이 절차서 기준값 이내로 만족되는지를 확

인한다.

3) 펌프의 출구압력, 진동, 등이 절차서 기준값 이내로 만족되는지를 확

인한다.

4) 펌프출구 모관 저 압력에서 비상밀봉유펌프가 자동기동 되는지를 확

인한다.

- 2440 -

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

3. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

4. 검사 유의사항

가. 시험 관련 장비들이 적합하게 검․교정되어 있는지를 확인한다.

나. 펌프의 진동측정은 동일한 위치에서 반복하여 측정되고 있음을 확인

한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 10.2절 “터빈/발전기”

2. 발전소 운영절차서

3. 제작사 지침서

- 2441 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 발전기 보조계통

검 사 목 적 발전기 보조계통에 대한 건전성 확인

검사 주안점- 주발전기 공기누설시험, 고정자냉각수펌프 성능 확인- 수소가스제어 성능 및 밀봉계통의 펌프의 성능 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 발전기고정자 냉각수계통 점검

- 펌프 성능- 전도도, 유량- 자동기동시험

2. 발전기 공기누설, 가스제어 및 수소밀봉계통 점검

- 발전기 공기누설시험- 펌프 성능- 수소가스 순도, 온도, 압

력- 비상밀봉유펌프 자동기동시험

3. 운영절차서, 시험, 감시,검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 절차서 기준값 이내

- 절차서 기준값 이내

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 10.2절2. 발전소 운영절차서3. 제작사 지침서 4. KEPIC, MTG “터빈/발전기”

- 2442 -

- 2443 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.10.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.10.4

검사대상시설명 : 동력변환계통시설

제 목 : 터빈 보조계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 유성근 ‘06.12.28 이우호 ‘06.12.28

1 홍진기 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2조남경

조남경

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 조남경 ‘15.07.22 민복기 ‘15.07.22

- 2444 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.10.4 터빈 보조계통

I. 검사개요/대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 고압/저압터빈 증기밸브, 터빈 비상정지

/보호장치 및 터빈 윤활유계통, 제어유계통, 습분분리재열기, 추기증기 역

지밸브, 과압보호장치 등을 포함하는 터빈보조계통에 적용되고 검사대상은

다음과 같다.

가. 터빈밸브 및 보호장치 성능점검

나. 윤활유 및 제어유계통 점검

다. 습분분리 재열기 누설점검

라. 추기증기 역지밸브시험

마. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

터빈 보조계통의 성능을 확인하기 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이

요구된다. 터빈 비상정지 및 보호장치의 건전성을 확인하고, 과속도 정지장

치 시험 및 윤활유 및 제어유 펌프의 자동기동 및 성능을 확인하며, 습분

분리재열기 세관, 추기증기 역지밸브, 과압보호장치 등 터빈보조계통이 적

합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사

한다.

3. 검사목적

터빈 보조계통의 점검절차서가 최종안전성분석보고서, 제작자지침서 및

- 2445 -

KEPIC MTG에 부합하게 적절히 작성되어 관리되고 있는지 확인한다. 동 계

통의 점검이 관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 적합하게 점검 및

시험되고 그 결과가 절차서 판정기준을 만족하는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서” 및 제63조“시험, 감시, 검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 전력산업기술기준(KEPIC) MTG “터빈발전기”

라. 최종안전성분석보고서 10.2절 “터빈/발전기”

마. 제작자 지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 터빈보조계통의 성능 및 건

전성을 확인하기 위해 아래의 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 터빈밸브 및 보호장치 성능점검

1) 터빈 기동전 검사

가) 비상정지계통 건전성 확인

터빈 Front-Standard내에 설치되어 있는 비상정지계통의 주요 기기

(기계적 트립 밸브, 전기적 트립 밸브, 공기 릴레이 덤프밸브, 과속도

트립 장치 및 수동 트립 핸들)에 대한 건전성을 실제 또는 모의 트립

신호를 주어 동작상태가 절차서 판정기준을 만족하는지 확인한다.

나) 터빈 증기밸브 개폐동작 확인

최종안전성분석보고서에 의거 증기밸브의 분해점검 및 주기적 시험

을 확인하고, 터빈에 증기를 통기하기 전에 고압 및 저압터빈 정지밸

브를 열고 터빈 트립신호를 주어 경보확인과 현장의 증기밸브가 닫혔

- 2446 -

는지 확인한다.

다) 터빈 차실내부의 과압방지 장치 건전성 확인

저압터빈 과압 방지용인 케이싱 파열판의 건전성을 육안으로 확인한다.

2) 터빈 기동직후 검사

가) 기계적 과속도 장치 작동의 건전성 확인

계통병입 후 정격출력 10%정도에서 3시간 이상 운전 후 과속도 시

험을 실시하여 터빈이 정지됨을 확인하고, 관련절차서의 판정 기준

값을 만족하는지를 확인한다.

나) 터빈 증기밸브의 기밀상태 확인

고압터빈 정지밸브 및 제어밸브 기밀상태는 터빈이 1,800rpm으로 운

전중 밸브 개폐를 통한 누설시험으로 기밀상태를 확인하고, 관련절

차서의 판정 기준값을 만족하는지를 확인한다.

나. 윤활유 및 제어유계통 점검

1) 윤활유 펌프의 자동 기동시험은 주 윤활유펌프 출구 모관 저-압력에서

대기 중인 보조윤활유펌프가 자동으로 기동되고, 보조윤활유펌프 및

주윤활유펌프 출구 저압시 또는 교류 전원상실시 비상윤활유 펌프가

자동으로 기동되는지를 확인하고, 펌프 출구압력, 진동 등이 관련 절차

서의 허용기준을 유지하는지를 확인한다.

2) 제어유 펌프의 자동 기동시험은 펌프 출구 모관 저-압력에서 대기 중

인 제어유 펌프가 자동으로 기동되는지를 확인하고, 펌프 출구압력, 진

동 등이 관련 절차서의 허용기준을 유지하는지를 확인한다.

3) 윤활유 및 제어유의 점도, 전산가, 수분 등이 관련 절차서의 판정기준

을 만족하는지를 확인한다.

다. 습분분리 재열기 누설점검

습분분리 재열기의 세관에 대하여 누설점검(Leak Test) 결과를 검사한

다. 습분분리 재열기 누설시험은 튜브측에 공기를 가압하여 일정시간 유지

한 상태에서 압력변화로 누설유무를 확인한다.

- 2447 -

라. 추기증기 역지밸브시험

추기증기역지밸브의 운전 중 주기적인 운전가능성 시험결과를 확인하고,

전 행정시험은 현장 또는 중앙제어실에서 밸브기능을 확인한다.

마. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 시험 관련 장비들이 적합하게 검․교정되어 있는지를 확인한다.

나. 펌프의 진동측정은 동일한 위치에서 반복하여 측정되고 있음을 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 10.2절 “터빈/발전기”

2. 발전소 운영절차서

3. 제작사 지침서

- 2448 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 터빈 보조계통

검 사 목 적 터빈 보조계통에 대한 점검을 통해 운전가능성 확인

검사 주안점- 터빈보호장치의 성능, 윤활유/제어유 펌프 성능 확인- 습분분리재열기 및 추기증기계통 등에 대한 점검을 통해 건전성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 터빈밸브 및 보호장치 성능점검 - 터빈밸브 분해점검 및 동작시험 - 터빈보호장치시험 - 과압방지용 파열판

2. 윤활유/제어유계통 점검 - 펌프 성능 및 자동기동 - 전산가/점도/수분

3. 습분분리재열기 누설점검 - 누설시험

4. 추기증기역지밸브시험 - 전행정시험 - 운전가능성 시험

5. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 절차서 기준값 이내- 누설되지 않아야함.- 과속도 정지 허용값 :정격속도의 111% 이하

- 육안점검시 이상이 없어야 함

- 설정값에서 자동기동- 절차서 기준값 이내

- 세관누설이 없어야 함

- 절차서 기준값 이내

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 10.2절 “터빈/발전기”

2. 발전소 운영절차서

3. 제작사 지침서

5. KEPIC MTG“터빈발전기”

- 2449 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.10.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.10.5

검사대상시설명 : 동력변환계통 시설

제 목 : 주증기 안전 및 방출밸브

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김윤일 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 홍진기 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2유성근

고창석

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 류수현 ‘15.07.29 민복기 ‘15.07.29

- 2450 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.10.5 주증기 안전 및 방출밸브

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전은 모두 4개의 주증기 배관을 갖고 있으

며, 각 주증기 배관에는 4개의 스프링 작동식 주증기 안전밸브와 1개의 대기

방출밸브 및 주증기 격리밸브와 우회밸브가 설치되어 있다. 주증기 안전밸브

는 증기발생기 및 주증기계통 등 2차 계통을 과압으로부터 보호하는 기능을

갖으며, 대기방출밸브는 주증기 격리밸브가 닫혀있거나 주복수기가 이용 불가

능할 때 증기발생기 감압 및 냉각 기능을 갖고 있다. 주증기 격리밸브 후단에

는 터빈밸브, 터빈우회밸브 및 대기방출밸브들이 설치되어 있다. 본 검사에서

는 주증기 격리밸브와 터빈 밸브들을 제외한 주증기 공급 계통의 밸브들이

운영기술지침서 및 관련요건에 부합하게 적절히 점검되고, 점검결과가 동 설

비들의 설계 및 설치 후 사용전검사에 합격한 상태로 유지되고 있는지 다음

과 같이 검사한다.

가. 주증기 안전밸브 점검

나. 대기방출밸브 및 터빈우회밸브 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

주증기 안전밸브의 계통 과압보호 기능과 대기방출밸브의 작동성이 적

절히 유지되고 있음을 확인하기 위하여 운영기술지침서 등 관련 기술기준

에 의거 동 밸브들의 성능과 운전가능성을 입회검사, 현장확인, 서류검토

또는 면담을 통해 검사한다.

- 2451 -

3. 검사목적

본 검사의 목적은 주증기 안전밸브의 육안점검, 압력설정치 시험 및 누

설 점검, 대기방출밸브의 작동성 점검을 수행하여 동 밸브들의 운전가능성

을 확인하여 주증기계통의 과압 보호능력이 유지되고 있음을 확인하기 위

함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33, 원자로.23) “안전관련 펌프 및 밸브의

가동중시험에 관한 규정”, “원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브에 관

한 기준”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.1 “주증기 안전밸브”, 3.7.4 “대기방출밸브”

마. 최종안전성분석보고서 10.3절 “주증기계통”, 10.4.4절 “터빈우회계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOC“밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가동중시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 등 관련 기술기준에서 요구하는 점검요구내용에 따라

다음 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 주증기 안전밸브 점검

원자력발전소의 사고발생시 증기발생기 및 주증기계통의 압력을 설계압

력의 110% 미만으로 유지하기 위해 주증기 안전밸브는 운전가능성을 유지

해야 한다. 주증기 안전밸브의 운전가능성은 운영기술지침서 점검요구사항,

가동중시험계획서, 전력산업기술기준(KEPIC) MOC, MOD에 따라 시험되

- 2452 -

며, 상세 검사내용은 다음과 같다.

1) 시험절차서에 기술된 시험방법, 시험주기 및 계통복구 사항 등 기술내

용의 타당성을 검토하고, 시험용 계측기 및 보조 장비의 교정상태를 확

인한다.

2) 시험전 주증기계통의 온도 및 압력이 적절히 유지되고 있는지 확인한

다. 또한 밸브 본체의 온도 변화가 허용 범위에 있는지 확인한다.

3) 주증기 안전밸브 압력설정치 시험 직전에 밸브 시트로부터의 누설이 있

는지 확인한다.

4) 주증기 안전밸브의 개방압력이 2회 연속 허용기준을 만족하는지 확인한다.

5) 주증기 안전밸브 압력설정치 시험 후, 밸브 시트로부터의 누설이 허용

기준을 만족하는지 확인한다.

나. 대기방출밸브 및 터빈우회밸브 점검

증기발생기 대기방출밸브는 주증기 격리밸브가 차단되어 있는 경우, 2차

측의 열을 제거하기 위해 사용되므로 정상운전 중에는 닫혀 있다. 2차측

계통의 열을 제거하는 능력을 유지하기 위하여 가동중시험계획서에 따라

일정주기로 동 밸브의 동작시험이 수행되어야 한다. 이와 관련하여 계획예

방정비기간에 수행되는 대기방출밸브의 동작시험이 허용기준을 만족하는지

확인한다.

터빈우회밸브들은 최종안전성분석보고서 10.4.4.2.3에 따라 자동조절모드

에서 운전될 때 15∼20초에 완전히 열리거나 닫혀야 하고, 급속모드에서는

1초 이내에 열리고, 5초 이내에 닫혀야 한다. 터빈우회밸브의 동작시험은

증기우회제어계통 기능시험절차서에 따라 수행되며, 동 밸브들은 자동조절

모드 및 급속모드에서 적합하게 열리고 닫혀, 밸브의 동작성능이 양호한지

검사하고, 밸브의 개폐시간이 허용기준을 만족하는지 확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조(시

험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및

보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운영

- 2453 -

절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지

확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 발전소 표준기술행정절차서(정기시험 및 주기시험 관리)

2. 발전소 운영절차서

- 육안누설검사

- 주증기 안전밸브 압력설정치시험절차서

- 증기발생기 압력방출밸브 동작시험 절차서

- 터빈우회밸브 동작시험 절차서

3. 제작자 지침서

- 2454 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통 시설 검 사 원

검 사 항 목 주증기 안전 및 방출밸브

검 사 목 적 주증기계통 안전 및 방출밸브 동작성능상태 확인

검사 주안점- 주증기 안전밸브의 열림 개방압력 설정치 확인- 대기방출밸브 및 터빈우회증기밸브의 운전성능 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 주증기 안전밸브 점검- 밸브 육안점검- 개방 설정압력 확인- 시험 전후 누설 확인

2. 대기방출밸브 및 터빈우회밸브 점검

- 대기방출밸브 성능시험- 터빈우회밸브 자동 및 급속모드 시험

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및

보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 외관 손상이 없어야 함- 개방압력은 설정치의 ±1% 이내

- 누설률 허용기준 만족

- 가동중시험 요건 만족- 자동모드 기준값 :열림/닫힘 : 15초～20초

- 급속모드 기준값 :열림시간 : 1초 이내닫힘시간 : 5초 이내

- 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 56조, 63조∙ 운기침, FSAR,

제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.23, 원자로.33)“원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브에 관한 기준”,“안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험에 관한 규정”

2. 최종안전성분석보고서 10.3절 “주증기계통” 3. 운영기술지침서 3.7.1“주증기 안전밸브”, 3.7.4“대기방출밸브”4. KEPIC MOC“밸브 가동중시험”, MOD“압력방출장치 가동중시험”5. 발전소 가동중시험계획서

- 2455 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.10.6개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.10.6

검사대상시설명 : 동력변환계통 시설

제 목 : 주증기 격리밸브

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김윤일 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 홍진기 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2유성근

고창석

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 류수현 ‘15.07.20 민복기 ‘15.07.20

- 2456 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.10.6 주증기 격리밸브

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전은 모두 4개의 주증기 배관을 갖고 있으

며, 각 배관에는 1개의 주증기 격리밸브(주증기 차단밸브)가 설치되어 있어

서 공학적안전신호가 발생 할 경우 또는 운전원의 수동조작에 의해 주증기를

차단하는 기능을 수행한다. 증기발생기 세관 파단시에는 증기발생기로부터 이

물질 제거 등을 위하여 설치된 취출수 계통의 격리밸브가 자동으로 닫혀 방

사성 물질의 확산을 차단한다. 이러한 주증기계통의 격리기능을 확인하기 위

한 검사 대상은 다음과 같다.

가. 주증기 격리밸브 및 격리우회밸브 점검

나. 취출수 격리밸브 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

증기발생기 세관 파단이나 기타 이유로 증기발생기 2차측 격리가 필요

한 경우에 대비한 주증기 격리기능이 적절히 유지되고 있음을 확인하기 위

하여 최종안전성분석보고서 등 관련 기술기준에 의거 주증기 격리밸브 및

취출수 격리밸브의 성능과 운전가능성을 입회검사, 서류검토 또는 면담을

통해 검사한다.

3. 검사목적

본 검사의 목적은 주증기 격리밸브 및 취출수 격리밸브의 작동성을 검

- 2457 -

사하여 증기발생기 세관 파단이나 기타 이유로 증기발생기 2차측 격리가

필요한 경우에 격리 기능이 유지되고 있음을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”, “원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브에 관한 기준”

라. 운영기술지침서 1편 3.7.2 “주증기격리밸브”, 제3편 4.5 “가동중시험계

획서”

마. 최종안전성분석보고서 10.3절 “주증기계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전 가동중시험 - 일반요건”, MOC“밸브 가동중시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 등 관련요건에서 요구하는 점검요구내용에 따라 다음

점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 주증기 격리밸브 및 격리우회밸브 점검

1) 주증기 격리밸브 시험

운영기술지침서 제1편 점검요구사항 3.7.2.1항 및 가동중시험계획에 따

라 주증기 격리밸브는 계획예방정비기간에 정상운전 온도 및 압력조건

인 고온대기 상태에서 5초 이내에 닫히는지 여부를 점검한다. 정비점검

표를 검사하여 정비작업이 적절히 수행되었음을 확인한다. 원자로 재기

동 이전 운전모드 3에서 주증기 격리밸브 동작시험 절차서에 따라 작

동유 펌프측과 비펌프측 배유회로를 구분하여 동작시험이 수행되므로

동 밸브들의 급속 닫힘시험 결과가 제한시간 5초 이내 및 기준값±50%

- 2458 -

이내를 만족하는지 확인한다.

2) 주증기 격리우회밸브 시험

안전등급 밸브 동작시험 절차서에 따라 주증기 격리밸브의 우회밸브는

3개월 주기로 동작시험이 적합하게 수행되는지 확인하고, 동작시간 측

정결과가 허용범위를 만족함을 확인한다. 18개월 주기로 위치지시기 확

인시험 결과 판정기준에 만족하는지 확인한다.

나. 취출수 격리밸브 점검

취출수 격리밸브는 증기발생기 세관 파단 등의 이유로 증기발생기 취출

수에서 냉각재누설이 감지되면 경보와 함께 격리기능을 발휘하여야 한다.

이를 확인하기 위하여 매 계획예방정비시 연동에 의한 격리 기능을 시험하

고 3개월 주기로 닫힘 시간이 허용기준을 만족하는지 확인한다.

취출수 격리밸브 작동시험시 밸브가 현장에서 닫혔을 때 주제어실에서

밸브가 닫힌 것을 명확하게 지시하는지 2년 주기로 확인한다. 취출수 격리

밸브는 공압식 밸브로 위치지시 확인과 함께 고장-안전 기능이 확인된다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조(시

험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및

보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운영

절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지

확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2459 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 발전소 표준기술행정절차서(정기 시험 및 주기 시험 관리)

2. 발전소 운영절차서

- 안전관련 밸브 동작시험

- 주증기 격리밸브 동작시험

3. 제작자 지침서

- 2460 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통 시설 검 사 원

검 사 항 목 주증기 격리밸브

검 사 목 적증기발생기 세관 파단이나 기타 이유로 증기발생기 2차측 격리가

필요한 경우에 대비한 격리기능 점검

검사 주안점- 주증기 격리밸브의 작동성 확인

- 취출수 격리밸브의 연동 및 작동성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 주증기 격리밸브 및 격리우회밸브 점검

- 동작시험(급속닫힘 등)- 위치지시- Fail-Safe 기능

2. 취출수 격리밸브 점검- 연동시험- 닫힘시험- 위치지시

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 주증기격리밸브 급속닫힘: 5초(또는 10초)이내 닫힘

- 가동중시험 허용범위- 개폐 위치지시등 점등

- 경보 발생과 연동- 기준시간의 ±50% 이내- 주제어실에 닫힘위치 지시

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33)“안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에 관한 규정”

2. 최종안전성분석보고서 10.3절 “주증기계통”3. 운영기술지침서 3.7.2 “주증기 안전밸브”, 3.7.4 “대기방출밸브”4. KEPIC MOC “밸브 가동중시험”5. 발전소 가동중시험계획서

- 2461 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.10.7개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.10.7

검사대상시설명 : 동력변환계통 시설

제 목 : 복수기 세관 검사

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 최성부 ‘06.12.28 강석철 ‘06.12.28

1 홍진기B ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2홍진기B

최성부

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 조두호 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

권영의

김종민

김상현

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2462 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.10.7 복수기 세관 검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 복수기 세관의 비파괴검사에 적용한

다.

2. 검사개요

복수기 세관 손상에 따른 해수 유입으로부터 2차 계통 재질을 보호함으

로 발전설비의 건전성을 확보하기 위해 주기적인 점검이 요구된다. 따라서

복수기 세관의 건전성을 확인하는 와전류탐상검사가 관련 요건에 따라 적

합하게 수행되는지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인하고, 주요공정에 대

하여는 필요시 입회검사를 수행한다.

3. 검사목적

복수기 세관의 결함유무를 확인하기 위한 와전류탐상검사가 전력산업기

술기준(KEPIC) ME (또는 ASME Code Sec. V) 및 절차서에 따라 적합하게

수행되는지를 확인하고, 검사대상에 대한 점검결과가 허용기준을 만족하는

지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10.4.1절 “복수기”

다. 전력산업기술기준(KEPIC) ME "비파괴검사

- 2463 -

라. ASME Code Sec. V, "Nondestructive Examination"

마. ASNT Recommended Practice No. SNT-TC-1A

바. ANSI/ASNT CP-189, “Standard for Qualification and Certification of NondestructiveTesting Personnel"

사. 와전류탐상검사 절차서

아. 비파괴검사 장비 검․교정 절차서

자. 비파괴검사 자격부여 절차서

차. 정비 절차서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

복수기 세관 건전성을 확인하기 위해 적용되는 와전류탐상검사의 적합

성을 확인하기 위하여 다음 사항을 확인한다.

가. 검사계획의 적절성

복수기 세관의 와전류탐상검사 계획이 관련 요건에 적합한지를 확인한

다.

나. 검사 절차의 적절성

와전류탐상검사를 수행하는 절차가 관련 요건에 적합하게 수행되는지를

확인한다.

다. 검사원 자격인정 유무

와전류탐상검사를 수행하는 검사원이 관련 요건에 따른 자격을 가지고

있는지를 확인한다.

라. 검사장비의 검․교정 유무

와전류탐상검사에 적용되는 비파괴검사 장비가 관련 요건에 따라 검․

교정되고 있는지를 확인한다.

- 2464 -

마. 검사결과 및 후속조치 내용의 적절성

와전류탐상검사 결과 확인된 결함들이 허용기준을 만족하는지를 확인하

고, 허용치를 초과할 경우 후속조치 내용을 확인한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 복수기 세관 검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입회는

표본검사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1 (검사점검표)의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

2. KEPIC ME, "비파괴검사“

3. ASME Code Sec. V, "Nondestructive Examination"

4. ASNT Recommended Practice No. SNT-TC-1A

5. ANSI/ASNT CP-189, “Standard for Qualification and Certification ofNondestructive Testing Personnel"

6. 와전류탐상검사 절차서

7. 비파괴검사 장비 검․교정 절차서

8. 비파괴검사 자격부여 절차서

9. 정비 절차서

- 2465 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 복수기 세관 검사

검 사 목 적 복수기 세관의 건전성을 와전류탐상검사를 통해 확인

검사 주안점 세관의 결함여부 확인 및 결함 검출시 후속조치사항 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 검사 계획

2. 검사 절차

3. 검사원 자격 및 검사장

비 검·교정

4. 검사결과 및 후속조치

내용

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 검사계획서

- KEPIC ME(ASME Sec. V)

- 장비 검·교정절차서

- SNT-TC-1A,CP-189- 자격부여 절차서

- 비파괴검사 절차서

- 정비 절차서

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 제10.4장2. ASME Code Sec. V3. KEPIC ME4. ASNT Recommended Practice No. SNT-TC-1A5. ANSI/ASNT CP-1896. 와전류탐상검사 절차서7. 비파괴검사 장비 검․교정 절차서8. 비파괴검사 자격부여 절차서9. 정비 절차서

- 2466 -

- 2467 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.10.8개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.10.8

검사대상시설명 : 동력변환계통 시설

제 목 : 터빈-발전기 기계설비

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김월태 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 김경조/이상민A ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2신강식/김경조오창식

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 공장식 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

송태광/

조두호/

이상민

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2468 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.10.8 터빈-발전기 기계설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 터빈-발전기 계통의 기계설비 검사에

적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 터빈-발전기 기계설비는 고장 정비

및 계획 예방정비 후 정비 품질을 보장하기 위한 점검이 요구된다. 또한

터빈-발전기 진동은 발전소 운전 중 및 기동 운전 시 상시 감시가 요구된

다. 터빈-발전기 기계설비에 대한 정비 후 품질확인을 위한 점검이 관련

절차서에 따라 적절히 수행되는 지를 확인하고, 터빈-발전기 진동감시가

적절히 수행되는 지를 확인하기 위해 현장입회, 서류검토 또는 면담을 통

해 검사한다.

3. 검사목적

터빈-발전기 기계설비에 대한 주요 정비, 비파괴검사 및 진동 감시가 적

절하게 수행되고 있는지를 검사하여 터빈-발전기의 성능이 적절히 유지됨

을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10.2장

2. KEPIC EEB 1000(회전기 일반사항)

- 2469 -

3. IEEE Std 67-1990, “IEEE Guide for Operation and Maintenance ofTurbine Generators”

4. 고압터빈 정비절차서

5. 저압터빈 정비절차서

6. 주발전기 점검 정비절차서

7. 터빈진동절차서

8. 터빈-발전기 제작자 지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

터빈-발전기 기계설비에 대한 주요 정비, 비파괴검사 및 진동 감시가 적

절하게 수행되고 있는지를 검사하기 위하여 다음 사항을 확인한다.

가. 비파괴검사

터빈-발전기 분해점검 시 육안검사(VT ; visual test), 표면검사(PT ;

penetrant test, MT ; Magnetic Particle Test) 및 체적(초음파)검사(UT :

Ultrasonic Test)를 통해 부품의 건전성을 확인한다. 결함으로 의심되는 지시

치가 확인되는 경우 결함 확인 및 상세 해석 절차에 따라 건전성이 확인되

어야 한다. 초음파 검사 등 체적검사에 관한 정기검사는 비파괴 검사 전문

부서에서 수행하며 체적검사를 통하여 확인된 결함의 상세해석은 기계해석

전문부서에서 수행하여 건전성을 확인한다. 육안, 표면검사 및 체적검사 대

상기기는 아래 주요 부품을 포함한다.

- 커플링 및 커플링 볼트

- 터빈 축

- 저압터빈 회전익

- 저압 휠

- 고압 회전자

- 저어널 베어링

육안, 표면 및 체적(초음파)검사는 장기가동중검사계획서에 따라 매 계

- 2470 -

획예방정비 기간에 수행되며 검사주기는 운전경험, 타호기 사례, 기타 관련

정보에 따라 적절히 조정될 수 있다.

나. 보수 정비 및 계획예방 정비

터빈-발전기 해체와 조립 및 각 부품의 정비는 해당절차를 준수하여 수

행되어야 한다. 각 부품의 정비 후 조립 과정에서의 간극측정, 허용공차 등

은 해당 호기의 정비절차서에 명시된 기준 이내여야 한다(정비부서에서 생

산하는 측정기록표를 확인). 각 부품의 정비는 정비절차서와 제작자 지침

서에서 권고하는 바에 따라 수행되어야 한다. 실제 정비수행업체의 절차서

는 발전소 해당 정비감독부서장에 의한 검토와 발전소장에 의한 승인이 적

절히 수행되었는지 확인하여야 한다. 발전소 기동 및 정상 운전 중 주요

운전감시 변수 확인사항에는 다음 사항이 포함된다.

- 추력 베어링 마모

- 터빈 차동팽창

- 편심

센서 검교정에 관한 검사는 계측 및 전기 전문부서에서 수행한다.

다. 진동 점검

터빈-발전기의 진동은 베어링에서 계측되는데 터빈 축정렬, 케이싱 조

립, 각 부품의 설치 허용 공차 등의 불량에 따른 회전 접촉, 마찰, 충격, 질

량 불균형 등으로 인해 발생하고, 터빈-발전기 정비 품질이 종합적으로 확

인되는 인자라고 할 수 있다. 각 호기에는 터빈진동감시를 위한 자동감시

및 계측 설비가 장치되어 있으며, 실시간 정보는 주제어실과 계측 캐비넷

에 전송되고 표시된다. 정비 후 발전소 기동시 터빈 회전속도별 진동 및

발전소 정상운전 중 진동변수가 허용치 이내임이 확인되어야 한다.

라. 장비 검교정

정비 및 보수 수행과정에서 필요한 장비는 적절히 검교정이 완료된 장

비여야 한다. 장비 검교정 주기 및 검교정 결과를 이용한 장비 활용이 되

- 2471 -

고 있는 지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 검사 특성을 고려하

여 입회는 표본검사(Sampling Inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

터빈 고진동으로 인한 고장사례에 따르면 터빈진동은 허용기준으로 제

시되는 절대 진동 수치보다 위상 변화를 동반한 진동값의 변화 자체가 중

요하므로, 진동값이 허용기준 이내라 하더라고 위상이 변하고 진동값이 변

하면 터빈 내부에서의 이상징후일 수 있으므로 면밀한 검토와 그에 따른

적절한 대책이 수반되어야 한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10.2장

2. KEPIC EEB 1000(회전기 일반사항)

3. IEEE Std 67-1990, “IEEE Guide for Operation and Maintenance ofTurbine Generators”

4. 고압터빈 정비절차서

5. 저압터빈 정비절차서

6. 주발전기 점검 정비절차서

7. 터빈진동절차서

8. 터빈-발전기 제작자 지침서

- 2472 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원검 사 항 목 터빈-발전기 기계설비검 사 목 적 터빈/발전기 기계설비의 정비품질 및 진동감시 건전성 확인

검사 주안점터빈, 터빈로터, 발전기 기계설비의 손상여부, 정비절차 및 정비결과의 적합성, 진동감시 및 베어링 온도 감시계통의 건전성을 포함한 터빈-발전기 설비의 고유기능 유지여부를 확인함.

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 터빈-발전기 기계설비 점검 계획

- 검사 대상 범위 및 주기- 검사방법(육안/표면/체적 검사)

2. 터빈-발전기 기계설비 보수정비 및 계획예방정비 절차

3. 검사장비 검 교정 상태

4. 비파괴검사 결과 및 후속조치 확인

5. 터빈-발전기 정비결과 확인

6. 진동점검- 터빈 회전속도에 따른 진동준위- 베어링 윤활유 온도 등

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담- 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 관련 절차서

- 관련 절차서- 제작사 지침서

- 관련 절차서- 제작사 지침서

- 관련 절차서

- 관련 절차서- 제작사 지침서

- 관련 절차서

관 련 규 정

및

참 고 자 료

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10.2장2. KEPIC EEB 1000(회전기 일반사항)3. IEEE Std 67-1990, “IEEE Guide for Operation and Maintenance of Turbine

Generators”4. 고압터빈 정비절차서5. 저압터빈 정비절차서6. 주발전기 점검 정비절차서7. 터빈진동절차서8. 터빈-발전기 제작자 지침서

- 2473 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.10.9개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.10.9

검사대상시설명 : 동력변환계통시설

제 목 : 터빈제어 및 보호계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 조영식 ‘10.10.01 김복렬 ‘10.10.01

2

조영식

김대식

임장현

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.16

‘14.03.18

3김인용

이상화‘15.08.06 정충희 ‘15.08.06

- 2474 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.10.9 터빈제어 및 보호계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 터빈제어 및 보호계통에 적용한다.

2. 검사개요

주 터빈과 관련된 터빈제어 및 보호계통은 터빈(주발전기 포함)을 기동하고 터

빈기동 중 정격회전속도(1,800 rpm)를 유지하도록 터빈 입구에 설치된 밸브들의

개도를 제어하며, 터빈 및 보조계통의 운전변수를 감시하여 이상 발생 시 터빈을

보호하는 역할을 수행한다. 터빈보호계통은 터빈 보호신호(외부 및 내부신호)에

의해 터빈을 신속하게 정지시키고 경보를 발생하는 역할을 수행한다. 동 계통의

신뢰도 확보는 원전 불시정지 예방과 신뢰도 향상을 위해 주기적인 점검 및 성능

시험이 요구된다. 따라서 터빈제어 및 보호계통이 적합하게 점검 및 시험되고 있

는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

주 터빈과 관련된 터빈제어 및 보호계통의 신뢰도 및 안전성을 확보할 수 있

도록 관련 요건 및 절차서에 따라 동 설비가 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하

여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

II. 검사내용 및 방법

- 2475 -

1. 검사내용

주 터빈과 관련된 터빈제어 및 터빈보호계통의 성능적합성을 확인하기 위해

다음 사항을 점검․확인 한다.

가. 터빈제어 및 보호계통 점검

터빈제어 및 보호계통 캐비닛의 건전성을 확인하기 위해 접지상태, 입출력전원

상태, 내부소자(전원절체스위치, 통신 및 제어기의 카드, 솔레노이드밸브 등) 동작

상태 등이 관련 점검절차서의 판정기준을 만족하는지 확인한다.

나. 터빈보호계통 기능시험

1) 윤활유 저압력, 복수기 저진공, 고정자냉각수 저유량, 습분분리재열기 고수위 등

터빈 보호신호(외부신호)에 의해 터빈보호계통의 트립경보가 정상적으로 발생

하는지 확인한다.

2) TMR(Triple Modular Redundancy) Cross Trip, EOS(Emergency Overspeed

Protection System) Cross Trip, PLU(Power Load Unbalance) 등 터빈 보호신

호(내부신호)에 의해 터빈보호계통의 트립경보가 정상적으로 발생하는지 확인

한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2476 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

2. GE Steam Turbine-Generator Maintenance & Operation Manual

3. GE Turbine Instrumentation and Equipment List

- 2477 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 터빈제어 및 보호계통

검 사 목 적 터빈제어 및 보호계통의 건전성 확인

검사 주안점 터빈제어 및 보호계통의 점검 및 시험을 통해 성능 적합성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 터빈제어 및 보호계통 점검

- 접지, 전원, 내부소자 상태

- 서류검토

- 면담 - 해당 발전소 점검

절차서의 판정기준

2. 터빈보호계통 기능시험

- 터빈 보호신호(외부 및 내부신

호)에 의한 트립경보 확인

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소 점검

절차서의 판정기준

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

2. GE Steam Turbine-Generator Maintenance & Operation Manual

3. GE Turbine Instrumentation and Equipment List

- 2478 -

- 2479 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.10.10개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.10.10

검사대상시설명 : 동력변환계통시설

제 목 : 동력변환계통 주요계기계열 교정

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김문영 ‘06.12.28 김복렬 ‘06.12.28

1 조영식 ‘10.10.01 김복렬 ‘10.10.01

2조영식

김대식

‘12.06.04

‘13.12.16

박현신

박현신

‘12.06.05

‘13.12.16

3 박연수 ‘15.08.03 정충희 15.08.07

4 김대희 ‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

- 2480 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.10.10 동력변환계통 주요계기계열 교정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

표준형원전(APR-1400 원전 포함) 터빈발전기 보호관련 설비, 급수제어계

통, 증기우회제어계통의 주요계기계열 교정시험에 적용한다.

2. 검사개요

터빈발전기 보호관련 정지신호와 급수제어계통, 증기우회제어계통에 포

함되어 있는 계기계열(전송기, 변환기, 지시계 등)의 건전성을 확인하기 위

해서는 주기적인 점검 및 교정이 요구된다. 관련 절차서의 점검 및 교정요

구사항에 의거 해당 계기계열이 교정 허용범위내로 적합하게 교정되고 있

는지를 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 터빈발전기 보호관련 설비,

급수제어계통, 증기우회제어계통에 포함되어 있는 계기계열(전송기, 변환

기, 지시계 등)이 적합하게 교정되고 교정된 값이 허용범위 이내인지 검사

하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장 및 10장

- 2481 -

다. KEPIC ENF 3610(계측 및 시험기기 교정 및 관리)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

터빈발전기보호 관련 정지신호와 급수제어계통, 증기우회제어계통에 포

함되어있는 전송기, 변환기, 지시계 등이 요구되는 허용범위 이내로 적합하

게 교정되어 있는지를 확인한다.

가. 계기계열 교정

1) 터빈 정지신호

가) 과속트립(기계식)

나) 전자식 과속트립

다) 저진공 트립

라) 추력베어링 과다마모에 의한 트립

마) 원자로 트립

바) 발전기 트립

사) 과도한 진동에 의한 트립

아) 배기후드 고온에 의한 트립

자) 습분분리기 배수계통의 고 수위에 의한 트립

차) 고정자냉각수 장시간 상실에 의한 트립

카) 제어유 저압에 의한 트립

타) 두 개의 속도신호 상실에 의한 트립

2) 급수제어계통 교정

가) 입력신호

a) 원자로 출력신호

b) 총증기 유량신호

- 2482 -

c) 총급수 유량신호

d) 증기발생기 수위신호

e) 타 주급수제어계통의 총급수유량 요구신호

나) 지시계류

3) 증기우회제어계통 교정

가) 입력신호

a) 증기모관 압력신호

b) 가압기 압력신호

c) 증기발생기 유량신호

나) 지시계류

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. M&T 장비의 유효성 및 정확도를 확인한다.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장 및 10장

2. 계기 검교정 대상항목 및 교정주기설정 기술행정절차서

3. 계측제어설비 정밀도 관리 기술행정절차서

- 2483 -

4. KEPIC ENF 3610(계측 및 시험기기 교정 및 관리)

- 2484 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 동력변환계통시설 검 사 원

검 사 항 목 동력변환계통 주요계기계열 교정

검 사 목 적 동력변환계통 시설에 포함된 계측제어설비 교정 적합성 확인

검사 주안점 교정절차의 적합성 및 교정결과 값이 허용기준치를 만족하는지 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 계기계열 교정

- 터빈 정지신호

- 급수제어계통 계기계열

- 증기우회제어계통 계기계열

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 해당 발전소 교정

절차의 판정기준

참조

관 련 규 정1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 7장 및 10장

2. 해당발전소 관련 절차서 판정기준

- 2485 -

11. 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설

- 2486 -

- 2487 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.1

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 1차기기냉각해수계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김봉현 류수현

‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 현영학 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2김효중

송성주

‘12.9.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.9.21

‘14.03.18

3 김진성 ‘15.07.27 민복기 ‘15.07.27

- 2488 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.1 1차기기냉각해수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

1차기기냉각해수계통은 발전소 모든 운전 단계에서 1차기기냉각수 열교

환기에 냉각용 해수를 공급하며, 냉각해수로 유입되는 부유물질을 제거하

는 1차기기냉각해수 회전망세척계통이 부속계통으로 설치되어 있다. 동 계

통의 건전성 및 운전 가능성을 확인하기 위하여 다음과 같이 검사한다.

가. 1차기기냉각해수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

나. 1차기기냉각해수 회전망 세척펌프 및 역지밸브 성능 점검

다. 계통 유로의 건전성 점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

1차기기냉각해수계통의 운전 가능성을 확인하기 위해서 운영기술지침서

등 관련 요건에 의거하여 기기냉각해수 펌프 및 회전망 세척펌프의 차압

및 진동값 측정, 역지밸브 유량형성 및 닫힘시험, 유로밸브의 위치확인 및

안전신호에 의한 밸브 동작시험 등이 적합하게 점검되고 있는지를 시험입

회 또는 서류검토, 현장확인, 면담 등 가능한 방법을 통해 검사한다.

3. 검사목적

이 지침서는 1차기기냉각해수계통에 대하여 1차기기냉각해수펌프 성능

및 역지밸브 시험, 회전망 세척펌프 성능 및 역지밸브 시험, 기기냉각해수

계통 유로상의 밸브 주기점검, 안전신호에 의한 밸브 동작 가능성 점검 등

- 2489 -

에 대하여 검사하여 관련 기술기준의 만족여부와 동 계통의 운전 가능성을

확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제31조 “최종 열제거설비”, 제

56조“운영절차서” 및 제63조 “시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.8 “기기냉각해수계통”

마. 최종안전성분석보고서 9.2.1.2절 “기기냉각해수계통”, 9.5.10절 “기기냉

각해수 이동스크린계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 등의 관련 요건에서 요구하는 내용에 따라 다음 점검

및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 1차기기냉각해수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

1차기기냉각해수계통은 1차기기냉각수 열교환기에 냉각해수를 공급하는

2개의 독립적인 안전관련 계열로 구성되어 있으며, 각 계열별 2대씩 총 4

대의 수직 장축 원심형 펌프가 설치되어 있다. 운영기술지침와 KEPIC

MOB 및 MOC 요건에 따라 기기냉각해수 펌프의 성능시험은 일정유량에

서 차압 및 진동값이 허용범위를 만족함을 확인하며, 역지밸브는 후단 유

량형성 및 닫힘동작이 판정기준을 만족함을 확인한다. 또한 공학적안전신

호에 따른 펌프의 자동기동 여부를 확인한다.

- 2490 -

나. 1차기기냉각해수 회전망 세척펌프 및 역지밸브 성능 점검

1차기기냉각해수 회전망 세척펌프는 1차기기냉각해수 펌프와 1차기기냉

각수 열교환기 튜브의 막힘을 방지하기 위해 설치된 해수 취수구 스크린을

통과하여 유입되는 해수의 이물질을 세척한다. KEPIC MOB 및 MOC 요건

에 따라 1차기기냉각해수 회전망 세척펌프의 성능시험은 일정유량에서 차압

및 진동값이 허용범위를 만족함을 확인하며, 역지밸브 점검은 역지밸브의

유량형성 및 닫힘동작이 판정기준을 만족함을 확인한다.

다. 계통 유로의 건전성 점검

운영기술지침서에서는 안전관련 설비로 공급되는 유로에 사용된 밸브들

이 정확한 위치에 있는지 확인하도록 명시하고 있으며, 자동밸브가 공학적

안전설비 작동신호에 의해 적절하게 동작하는지를 확인하도록 명시하고 있

다. 동 요건을 수행하기 위하여 각 밸브들의 위치가 적합하게 관리되는지

를 확인하고, 안전신호의 따른 밸브들의 작동상태를 점검하여 기기냉각수

계통 유로의 건전성을 유지하고 있는지를 확인한다. 또한 계통 유로의 안

전관련 밸브 동작시험이 KEPIC MOC 요건을 만족하는지 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및 보수 등

과 관련된 각종 운영절차서를 적절히 보유하고 있는지와 시험, 검사 및 정

비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

- 2491 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

3. 발전소 기술행정절차서

- 가동중 시험 계획서

4. 발전소 운영절차서

- 24시간주기 정기점검

- 안전등급 밸브 동작시험

- 1차기기냉각해수 펌프 및 안전관련 밸브 시험

- 1차기기냉각해수 회전망 세척펌프 및 안전관련 밸브 시험

- 계열별 비상 디젤발전기 및 안전모선 정기점검

- 2492 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 1차기기냉각해수계통

검 사 목 적 1차기기냉각해수계통의 성능 확인

검사 주안점 1차기기냉각해수계통의 펌프 성능 및 유로 건전성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 1차기기냉각해수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

- 펌프 성능변수- 펌프 자동기동시험- 역지밸브 동작시험

2. 1차기기냉각해수 회전망 세척펌프 및 역지밸브 성능 점검

- 펌프 성능변수- 역지밸브 동작시험

3. 계통 유로의 건전성 점검- 밸브 동작시험- 밸브 위치확인

4. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 가동중시험 요건 만족· 차압 및 진동 : KEPIC

MOB의 허용범위 이내· 역지밸브 동작 : KEPIC

MOC 요건 만족- 자동기동

(공학적안전설비 부계전기/EDG시험결과 활용)

- 가동중시험 요건 만족· 차압 및 진동 : KEPIC

MOB의 허용범위 이내· 역지밸브 동작 : KEPIC

MOC 요건 만족

- 밸브 동작시간이 제한값 이내- 계통 유로밸브 배열 적합성- KEPIC MOC 요건준수

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 9.2.1.2절 “기기냉각해수계통”, 9.5.10절 “기기

냉각해수 이동스크린계통”2. 운영기술지침서 제1편 3.7.8 “기기냉각해수계통”3. KEPIC MO “원전 가동중시험”4. 발전소 가동중시험계획서

- 2493 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.2

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 1차기기냉각수계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김봉현류수현

‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 현영학 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2김효중

송성주

‘12.9.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.9.21

‘14.03.18

3 김진성 ‘15.07.27 민복기 ‘15.07.27

- 2494 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.2 1차기기냉각수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

1차기기냉각수계통은 정상운전시에는 원자로 안전성 및 비안전성 관련 기

기에, 그리고 냉각재상실사고시는 일부 안전성 관련 기기를 포함하여 공학적

안전설비에 냉각수를 공급한다. 동 계통의 건전성 및 운전 가능성을 확인하기

위하여 다음과 같이 검사한다.

가. 1차기기냉각수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

나. 계통 유로의 건전성 점검

다. 1차기기냉각수 열교환기 성능 점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

1차기기냉각수계통의 운전 가능성을 확인하기 위해서 운영기술지침서 등

의 관련 요건에 의거 기기냉각수 펌프의 차압 및 진동값 측정, 역지밸브 유량

형성 및 닫힘시험, 열교환기의 성능시험, 유로밸브의 위치확인 및 안전신호에

의한 밸브 동작시험 등이 적합하게 점검되고 있는지를 현장입회 또는 서류검

토, 또는 면담 등 검사기간 중 가능한 방법을 통해 검사한다.

3. 검사목적

이 지침서는 1차기기냉각수계통에 대하여 1차기기냉각수펌프 성능 및 역

지밸브 동작시험, 1차기기냉각수열교환기 성능시험, 1차기기냉각수계통 유로

밸브의 배열상태와 주기점검, 안전신호에 의한 밸브 동작 가능성 등에 대하여

- 2495 -

검사를 수행하여 관련요건 만족여부와 동 계통의 운전 가능성을 확인하기 위

함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조“운영절차서” 및 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.7 “1차기기냉각수계통”

마. 최종안전성분석보고서 9.2.2.2절 “1차기기냉각수계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 등의 관련요건에 따라 다음 점검내용 및 시험내용의 적합

성을 확인한다.

가. 1차기기냉각수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

1차기기냉각수계통은 2개의 독립된 다중 계열로 구성되어 있다. 동 계통

에는 기기냉각수 열교환기, 펌프, 냉각수 보충펌프, 완충탱크 및 화학약품

주입탱크 등이 설치되어 있다. 운영기술지침서, KEPIC MOB 및 MOC 요

건에 따라 기기냉각수 펌프의 성능시험은 일정유량에서 차압 및 진동값이

허용범위를 만족함을 확인하며, 역지밸브 점검은 역지밸브의 유량형성 및

닫힘시험이 판정기준을 만족함을 확인한다. 또한 공학적안전신호에 따른

펌프의 자동기동 여부를 확인한다.

나. 계통 유로의 건전성 점검

- 2496 -

운영기술지침서에서는 안전성 관련 기기에 기기냉각수를 공급하는 밸브

들이 정확한 위치로 배열되어 있는지를 확인하도록 명시하고 있으며, 자동

밸브가 공학적안전설비 작동신호에 의해 적절하게 동작하는지를 확인하도록

명시하고 있다. 따라서 각 밸브들의 위치가 적합하게 관리되는지를 확인하

고, 안전신호에 따른 밸브들의 작동상태를 점검하여 1차기기냉각수 공급 유

로의 건전성이 적절히 유지되고 있는지 확인한다. 또한 계통 유로의 안전관

련 밸브 동작시험이 KEPIC MOC 요건을 만족하는지 확인한다.

다. 1차기기냉각수 열교환기 성능 점검

1차기기냉각수계통은 1차기기냉각해수를 열제거원으로 사용하여 원자로

안전성 및 비안전성 관련기기에 냉각수를 공급한다. 최종안전성분석보고서

에서는 최대출력시 또는 사고시의 열부하에서도 적절한 온도와 유량의 냉

각수를 안전관련 및 비안전관련 열교환기에 공급하도록 명시하고 있다. 1

차 기기냉각수 열교환기 성능변수 등이 허용기준을 만족하여 적정한 온도

의 냉각수를 적절히 공급할 수 있는지 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험

및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운

영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는

지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

- 2497 -

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1.. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 운영절차서

- 안전관련 밸브 시험

- 안전관련 계통 및 격납건물 관통부 밸브 상태점검

- 1차기기냉각수펌프 및 안전 관련 밸브시험

- 1차기기냉각수계통 열교환기 성능점검

- 계열별 비상 디젤발전기 및 안전모선 정기점검 등

- 2498 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 1차기기냉각수계통

검 사 목 적 1차기기냉각수계통의 성능 확인

검사 주안점 1차기기냉각수계통의 펌프 성능 및 관련 유로의 건전성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 1차기기냉각수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

- 펌프 성능변수- 자동기동시험- 역지밸브 동작시험

2. 계통 유로의 건전성 점검- 밸브 동작시험- 밸브 위치확인

3. 1차기기냉각수 열교환기 성능 점검

- 열교환기 성능변수

4. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 가동중시험 요건 만족· 차압 및 진동 : KEPIC

MOB의 허용범위 이내· 역지밸브 동작 : KEPIC

MOC 요건 만족- 자동 기동

(공학적안전설비 부계전기/EDG시험 결과 활용)

- 밸브 동작시간이 제한값 이내- 계통 유로밸브 배열 적합성- KEPIC MOC 요건준수

- 시험절차서 판정기준

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 9.2.2.2절 “기기냉각수계통”

2. 운영기술지침서 제1편 3.7.7 “기기냉각수계통”

3. KEPIC MO “원전 가동중시험”4. 발전소 운영절차서

- 2499 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.3

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 필수 냉방수계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김효중 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 현영학 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2이기대

류수현

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김진성 ‘15.07.27 민복기 ‘15.07.27

- 2500 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.3 필수 냉방수계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 필수냉동기, 필수냉방수 펌프 등을 포

함하는 필수냉방수계통에 적용된다. 필수냉방수계통은 발전소 공학적안전설비

(ESF Switchgear Room), 비상노심안전주입(ECCS Equipment Room) 및 연료

건물의 열교환기실 등 원자로 안전관련 냉각기 및 공기조화계통(Air handling

Unit)에 냉방수를 공급하는 기능을 갖고 있으며, 발전소의 모든 운전형태에서

지속적으로 운전되도록 100% 용량을 갖는 2개의 독립적인 계열로 설계되어

있다. 동 계통은 ESF Switchgear Room Complex, 1차 보조건물의 ECCS

Equipment Room, 연료건물의 열교환기실 등에서 요구되는 열 부하(열 제거

량)를 수용할 수 있어야 한다.

필수냉방수계통을 구성하는 기기들의 운전가능성과 성능 유지상태를 확인

하기 위하여 다음과 같이 검사한다.

가. 필수냉방수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

나. 필수냉동기 성능 점검

다. 계통 유로의 건전성 점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

필수냉방수계통의 운전가능성을 확인하기 위해서 최종안전성분석보고서,

운영기술지침서, 관련 기술기준에 의거, 필수냉방수 펌프의 수력학적/기계적

성능인자의 건전성과 필수냉동기의 성능을 점검하고, 냉방수 공급 유로의 건

- 2501 -

전성을 확인하기 위하여 동 계통 밸브들의 가동중시험결과를 검사한다.

검사는 현장입회, 서류검토 또는 관계자의 면담 등을 통해 수행하며, 동

계통의 불시정지, 취약 부분 등의 중요도에 따라 선택하여 수행한다.

3. 검사목적

필수냉방수계통 펌프 및 냉동기의 성능, 냉방수 공급 유로 및 부속 기기

들의 운전성능이 관련 기술기준을 만족한 상태로 적절히 유지되고 있는지 점

검하여 동 계통의 안전기능이 적절히 유지되고 있음을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서”, 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.7.10 “필수냉수계통”

마. 최종안전성분석보고서 9.2.7절 “냉수계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종 안전성분석보고서(FSAR), 관련 기술기준 및 운영기술지침서 등에

서 요구하는 점검요구내용에 따라 다음 점검 및 시험결과의 적합성을 확인

한다.

가. 필수냉방수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

필수냉방수 펌프의 성능 변수인 차압 및 진동상태가 안전관련 펌프의

- 2502 -

가동중시험 관련 기술기준인 KEPIC MOB의 요건을 만족하는지를 점검하여

펌프 성능을 평가함으로써 운전가능성이 적절히 유지되고 있음을 확인한다.

또한 역지밸브 점검은 정방향 작동성과 역방향의 역류방지 기능이 KEPIC

MOC 요건을 만족함을 확인한다.

나. 필수냉동기 성능 점검

필수냉방수계통의 냉동기 성능변수(냉동기의 전류, 오일 온도, 냉방수

입․출구 온도, 응축기와 증발기의 윤활유 압력 등)를 점검하여 냉동기의

성능을 평가함으로써 냉동기 고유기능과 운전가능성이 적절히 유지되고 있

음을 확인한다. 냉동기 출구 온도는 최종안전성분석보고서에서 고려된 온도

이내로 유지됨을 확인한다.

다. 계통 유로의 건전성 점검

안전주입 신호, 혹은 고 방사선 신호가 발생되었을 때 안전관련 냉방수

유량을 확보하기 위하여 계통유로상의 차단밸브 등의 동작가능성과 연동운

전 논리가 적절히 유지되는지 점검하여 필수냉방수계통이 운전가능성을 적

절히 유지하고 있는지 확인한다. 동 계통의 안전기능을 수행하는 밸브가

KEPIC MOC 요건을 만족하는지 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및 보수 등

과 관련된 각종 운영절차서를 적절히 보유하고 있는지와 시험, 검사 및 정

비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2503 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

3. 발전소 기술행정절차서

- 가동중 시험 계획서

4. 발전소 운영절차서

- 회전기기 교체운전 및 점검

- 안전관련 밸브 동작시험

- 안전관련 밸브 상태 및 격납용기 관통부 점검

- 계통밸브 시건상태 점검

- 필수냉방수 펌프 및 안전관련 밸브 시험

- 필수냉동기 성능점검

- 계열별 비상디젤발전기 및 안전모선 정기검검

- 2504 -

첨부 1. 검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 필수 냉방수계통

검 사 목 적 필수 냉방수계통의 운전가능성 확인

검사 주안점필수냉방수 펌프, 밸브 및 냉동기의 성능과 동 계통 유로의 건전성을 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 필수냉방수 펌프 및 역지밸브 성능 점검

- 펌프 성능변수- 역지밸브 동작시험

2. 필수냉동기 성능 점검- 성능변수

3. 계통 유로의 건전성 점검- 밸브위치 확인- 밸브동작시험

4. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 가동중시험 요건 만족· 차압 및 진동 :

KEPIC MOB의 허용범위 이내· 역지밸브 동작 :

KEPIC MOC 요건 만족

- 냉방수 출구 온도 ≤ 6oC- 절차서 허용범위 이내

- 계통유로밸브 배열 적합성

- KEPIC MOC 요건 만족

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR,제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 9.2.7절 “냉수계통”

2. 운영기술지침서 제1편 3.7.10 “필수냉수계통”

3. KEPIC MO “원전 가동중시험”

4. 가동중시험계획서, 보수, 시험 및 점검 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2505 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.4

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 화학 및 체적제어 계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 고창석 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 김위경 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2현영학

류수현

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 김진성 ‘15.07.27 민복기 ‘15.07.27

- 2506 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.4 화학 및 체적제어계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

화학 및 체적제어계통은 붕산회수계통과 연계하여 원자로냉각재계통에

요구되는 냉각재의 양을 유지하는 기능, 원자로냉각재 펌프의 밀봉수와 가

압기 보조살수용 보충수를 공급하는 기능, 원자로냉각재의 중성자 흡수재

인 붕소의 농도를 조절하는 기능, 1차 수질화학 제어기능 및 냉각재의 방

사능 준위를 감소시키는 기능 등을 수행한다. 동 계통에 대한 안전성능에

대하여 다음과 같이 검사한다.

가. 충전펌프 및 역지밸브 성능 점검

나. 붕산수 주입 유로 운전가능성 및 붕산수원 점검

다. 운영절차서, 시험․감시․검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

화학 및 체적제어계통에는 원심형 및 왕복동형 충전펌프, 원심형 붕산수

보충펌프 및 원자로 보충수 펌프 등이 설치되어 있다. 충전펌프는 KEPIC

MOB, 발전소 운영기술지침서에 근거한 발전소 가동중시험계획서에 따라

3개월 주기 A군 시험과 2년 주기 종합시험이 수행된다. 동 계통은 비상시

원자로의 안전정지를 위하여 붕산주입유로가 확보되어야 하며 붕산수원인

사용후연료저장조와 재장전수탱크는 요구되는 붕산수 체적, 붕소 농도 및

수온을 만족하면서 운전 가능해야 한다. 본 검사에서는 상기 유로상의 펌

프 및 밸브와 붕산수원이 필요시 의도된 기능을 발휘할 수 있도록 적절히

유지되는지 확인한다.

- 2507 -

3. 검사목적

화학 및 체적제어계통에 대하여 이전 운전 주기 및 당해 계획예방정비

기간 동안 수행된 충전펌프의 운전가능성 시험, 붕산주입 유로 점검 및 붕

산 수원 점검 등이 관련요건을 만족하여 동 계통의 안전기능이 적절히 유

지됨을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제20조 “계측 및 제어장치”, 제

22조 “원자로냉각계통 등”, 제28조 “반응도 제어계통”, 제38조 “경보장

치 등”, 제63조 “시험․감시․검사 및 보수 등”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 운영기술지침서 제1편 3.1 “반응도제어계통”, 3.4 “원자로냉각재계통”,3.5 “비상노심냉각계통

마. 최종안전성분석보고서 9.3.4절 “화학 및 체적제어계통”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOB “펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동

중시험”, MOF “냉각계통 성능시험”

사. 안전관련 펌프 및 밸브 가동중시험 계획서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

발전소 운영기술지침서 등의 관련기술기준에서 요구하는 점검요구내용

에 따라 다음의 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 충전펌프 및 역지밸브 성능 점검

화학 및 체적제어계통의 충전펌프는 최종안전성분석보고서 13.7의 요건

에 따라 운전모드별로 운전가능한 펌프 수 요건을 만족하여야 하며(운전모

- 2508 -

드 5, 6은 비상전원 확보 포함), 충전펌프의 운전가능성을 점검하기 위해

KEPIC MOB 요건에 따라 가동중시험이 수행된다. 원심형 펌프의 운전가

능성 시험은 펌프 유량을 일정하게 고정한 상태에서 차압 및 진동이 허용

범위 이내로 유지되는지 점검하고, 왕복동형 펌프의 운전가능성 시험은 펌

프 출구 압력을 일정하게 고정한 상태에서 유량 및 진동이 허용 범위이내

로 유지되는지 점검한다. 펌프의 가동중시험은 발전소 절차서에 따라 수행

되며, 가동중시험의 주기 준수상태, 시험결과의 적합여부, 불만족시 조치

적합성 등을 검사하여 점검이 적합하게 수행됨을 확인하고, 펌프의 차압

및 진동이 판정기준을 만족하여 운전성능이 적합하게 유지되고 있는 지 확

인한다. 또한 펌프 시험시에 수행되는 펌프 후단 역지밸브에 대한 동작시

험에 대해서도 검사를 하여 점검 주기 및 결과가 KEPIC MOC 요건을 만

족하는지 확인한다.

나. 붕산수 주입 유로 운전가능성 및 붕산수원 점검

발전소 운영절차서에 따라 수행되는 붕산수 주입유로의 점검결과를 검

사하여 운전모드 1~4에서는 최소 2개 유로 이상, 운전모드 5, 6에서는 최

소 1개 유로 이상이 운전 가능한 상태로 유지되고 있음을 확인한다. 동 계

통의 유로 유량은 최소한 18개월에 한 번씩 원자로냉각재계통이 정상운전

압력인 상태에 도달한지 24시간 이내에 시험되어 핵연료 교환용수 저장탱

크나 사용후 핵연료저장조로부터 고농도의 붕산수를 원자로냉각재계통으로

주입할 수 있는 붕산수 주입유로의 운전성을 확보하여야 한다. 발전소 절

차서에 따라 수행되는 붕산주입 유량 시험결과를 검사하여 반응도 제어계

통 붕산 유로의 건전성이 적합하게 유지됨을 확인한다.

원자로의 반응도제어를 위한 붕산수원은 사용후연료저장조, 재장전수탱

크가 있으며, 반응도 제어계통으로서 붕산수원은 일정량의 붕산수를 확보

하여야 한다. 붕산수 확보를 위하여 운전모드 1~4에서는 사용후연료저장조

와 재장전수탱크 2개의 붕산수원이 운전가능 해야 하며, 운전모드 5, 6에서

는 사용후연료저장조와 재장전수탱크 중 최소 1개 이상의 붕산수원이 운전

가능 해야 한다. 붕산수원은 7일 주기로 발전소 운영절차서에 따라 붕소농

- 2509 -

도와 저장용량이 점검되며, 24시간 주기로 온도가 점검된다. 발전소 운전

중 및 정지 중에 수행한 점검결과와 주제어실의 지시상태, 화학시료분석결

과 등을 검사하여 당해 호기의 붕산수원이 운전가능성을 적합하게 유지하

고 있는지 확인한다. 또한 안전관련 밸브에 대한 가동중시험과 관련하여

밸브의 동작시험, 위치지시 확인시험, 역지밸브 동작시험 및 누설시험 등은

발전소의 운영절차서에 따라 주기적으로 적절히 수행되는지와 점검결과가

KEPIC MOC 요건을 만족하는지 확인하며, 본 검사를 위하여 가동중시험

계획서의 밸브 점검관련내용을 활용한다.

다. 운영절차서, 시험․감시․검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시

험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와

동 운영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되

고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 발전소 표준기술행정절차서

- 2510 -

- 정기 시험 및 주기 시험 관리

- 인적실수 예방기법 및 활용

- 작업전회의 및 작업후평가

2. 발전소 운영절차서

- 화학 및 체적제어계통, 붕산혼합 및 붕산수 이송계통

- 12시간 및 24시간 (정)주기점검

- 안전관련 밸브 동작시험

- 충전펌프 및 안전관련 밸브 시험, 충전 펌프 차단기 점검

- 붕산주입유로 및 붕산수원 점검, 붕산(수) 주입 유량 시험

- 체적제어탱크 수위 계기계열 교정

- 충전수 계통 압력/유량 계기계열 교정

- 유출수 계통 압력/온도 계기계열 교정

- 재생열교환기 출구 온도 계기계열 교정

- 붕산 측정기 입구온도 계기계열 교정

- 1차실험실 수질분석보고서

- 2511 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 화학 및 체적제어계통

검 사 목 적 화학 및 체적제어 계통에 대한 운전가능성 확인

검사 주안점 충전펌프 성능 및 붕산수원의 가용성 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 충전펌프 및 역지밸브 성능 점검- 충전펌프 성능변수- 역지밸브 동작시험

2. 붕산수 주입 유로 운전가능성 및 붕산수원 점검- 붕산계통 유로유량- 붕산수원 체적, 온도,붕산 농도

- 밸브위치지시- 밸브전행정 동작- 밸브닫힘/열림기능- 밸브누설

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및

보수 계획의 적절성

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 가동중시험 요건 만족· 차압 또는 유량, 진동 :

KEPIC MOB 허용범위 이내· 역지밸브 동작 : KEPIC

MOC 요건 만족

- 유로유량 : FSAR 요건- 붕산농도, 체적, 온도 :

FSAR 요건- 가동중시험 요건 만족· 요구되는 위치· 허용시간 이내 동작· 누설율 : KEPIC MOC또는 운영기술지침서 제한치 이내

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 9.3.4절 “화학 및 체적제어계통”2. 운영기술지침서 제3편 4.5절 “가동중시험계획서”3. KEPIC MO “원전가동중시험”4. 가동중시험계획서, 보수, 시험 및 점검 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2512 -

- 2513 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.5

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 계기용 압축공기계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김효중 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 김위경 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2조남경

배용범

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 이심원 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

- 2514 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.5 계기용 압축공기계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

발전소 압축공기계통은 계기용 공기와 작업용(소내용) 공기 공급계통으로

구분되며 각각의 계통에는 별도의 공기압축기가 설치되어 있어서 계기용

공기와 작업용 공기계통으로 적절한 품질의 공기를 공급한다. 계기용 압축

공기계통은 정상운전 시에는 계기용 압축공기계통과 작업용 압축공기계통

에 공기를 공급하며, 100% 용량의 공기압축기 2대가 원자로 정상운전 혹

은 정지 중에 필요한 계기용 및 작업용 압축공기를 지속적으로 공급할 수

있도록 설계되어 있다. 계기용 압축공기 상실로 인한 계기용 압축공기계통

공급모관의 저 압력이 발생할 경우에는 작업용 압축공기계통으로의 공기

공급이 차단되며, 필요시에는 발전소간 공통 연결밸브를 통하여 인접 발전

소로부터 계기용 압축공기를 공급받을 수 있도록 유로가 구성되어 있다.

본 검사에서는 다음과 같이 계기용 압축공기계통의 안전성능에 대하여 검

사한다.

가. 계기용 공기압축기 운전성능 점검

나. 계기용 압축공기계통의 밸브 운전가능성 점검

다. 계기용 압축공기계통의 공기품질 점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

발전소 계기용 압축공기 공급계통의 운전가능성을 확인하기 위해서 최종안

전성분석보고서, 운영기술지침서, 관련 기술기준에 의거 공기압축기의 성능

- 2515 -

과 계통의 운전상태, 공기 품질 유지상태, 공기공급계통 유로의 밸브 운전

가능성이 적합하게 유지되고 있는지 현장입회, 서류검토 또는 관계자의 면

담 등을 통해 확인한다.

3. 검사목적

이 지침서는 계기용 압축공기 공급계통의 성능과 계통의 운전상태, 공기

품질의 적정성, 유로상의 밸브들이 작동가능성을 유지하고 있는지를 점검

하는 검사를 수행함으로서 동 계통의 성능이 관련 기술기준에 만족하고,

원자로 및 관계시설의 안전성 유지에 적합한 것인지 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서”, 제63조

“시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

라. 최종안전성분석보고서 9.3.1절 “압축공기계통”

마. 전력산업기술기준(KEPIC) MOC “밸브 가동중시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종 안전성분석보고서(FSAR), 관련 기술기준 및 운영기술지침서 등에서

요구하는 점검요구내용에 따라 다음 점검 및 시험결과의 적합성을 확인한

다.

가. 계기용 및 작업용 공기압축기 운전성능 점검

계기용 압축공기계통의 운전가능성과 성능, 유지상태의 건전성을 확인하

기 위하여 공기압축기의 운전상태와 계기용 압축공기계통의 압력저하에 따

른 대기중인 공기압축기의 자동기동 능력 확보상태를 주기적으로 점검한 결

- 2516 -

과를 평가함으로서 최종안전성분석보고서 9.3.1절 및 운영절차서에서 요구하

는 적합한 운전가능성을 유지하고 있는지를 확인한다.

나. 계기용 압축공기계통의 밸브 운전가능성 점검

최종안전성분석보고서 및 운영기술지침서, 안전관련 펌프 및 밸브의 가

동중시험 계획서에서는 안전성 관련 밸브들은 정확한 위치에 있는지 확인하

도록 명시하고 있으며, 밸브의 동작능력이 전력산업기술기준(KEPIC) MOC

요구사항을 만족할 것을 요구하고 있다. 이와 관련, 계기용 압축공기계통 유

로상의 밸브들의 위치가 적합하게 관리되는지를 확인하고, 안전주입신호에

따른 밸브들의 동작상태를 점검하여 계기용 압축공기계통의 공기 공급 유로

건전성이 적절히 유지되고 있는지를 확인한다.

다. 계기용 압축공기계통의 공기품질 점검

최종안전성분석보고서 9.3.1 및 계기용 압축공기의 공기품질을 규정한

ANSI/ANS-S7.3-1975 기술기준에 따라 계기용 압축공기의 품질이 이슬점

(Dew Point) -40 이하, 입자 3 이하, 유분 1ppm 이하로 유지되고 있는

지 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서) 및 제63조

(시험․감시․검사 및 보수)에 규정된 대로 운영에 필요한 행정, 운전, 시험

및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서들을 적절히 보유하고 있는지와 동 운

영절차서에 따라 시험, 검사 및 정비 계획 수립과 이행이 적절히 되고 있는

지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2517 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. ANSI/ISA-S7.3-1975 “Quality Standard for Instrument Air”

2. 발전소 운영절차서

- 안전등급 밸브 동작시험

- 공기압축기 주기시험

- 계기용 압축공기 분석

- 압축 공기 계통 운전절차서

- 압축공기 상실

- 2518 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 계기용 압축공기계통

검 사 목 적 압축공기 공급계통의 건전성 확인

검사 주안점공기압축기 성능 및 자동 기동능력 확보여부와 압축공기 저장탱크 압력유지 확인 및 계기용 압축공기계통의 공기품질 유지상태 확인함

점 검 분 야점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 계기용 공기압축기 운전성능 점검- 토출 공기 압력- 자동기동 시험

2. 계기용 압축공기계통의 밸브 운전가능성 점검

3. 계기용 압축공기계통의 공기품질 점검

4. 운영절차서, 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검- 시험, 감시, 검사 및

보수 계획의 적절성

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 점검절차서· 토출 공기압력 : 7.7~ 8.8 kg/cm2

· 자동기동 설정압력 이하 시 자동기동 여부확인

- 점검절차서 합격기준 - KEPIC MOC

- 공기품질· Dew Point : ≤ -40· Particulate : ≤ 3· Oily : ≤ 1 ppm w/w · Contaminants : ND

- 원자로시설 등의 기술 기준에 관한규칙 제56조, 제63조· 운기침, FSAR, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정 1. 가압경수형원전 안전심사지침 9.3.1 “압축공기계통”

2. 최종안전성분석보고서 9.3.1절 “압축공기계통”

3. 제작자지침서 및 보수, 시험 및 점검 절차서

- 2519 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.6개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.6

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 화재방호계통

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 고완영 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 김위경 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2이상규

배용범

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 이심원 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

- 2520 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.6 화재방호계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원전의 소화수 공급설비, 화재진압설비,

자동화재 탐지설비, 옥내·외소화전설비, 화재확산 방지시설, 비상용 화재방호

장비 등을 포함하는 화재방호계통에 적용한다.

가. 화재진압설비 성능점검

나. 화재감지설비 성능점검

다. 기타 화재방호설비 성능점검

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 화재방호계통은 화재안전성을 위하여

주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 관련 절차서의 점검요구사항에 따라

화재감지계통 및 화재진압계통 등의 기능 및 유지보수에 대한 점검 등 화재

방호계통에 대한 점검이 적합하게 이루어지고 있는지를 현장확인, 시험입회,

서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

발전소의 화재를 최대한 예방하고 화재발생시 신속히 화재를 감지 및 진

압하며, 화재로 인해 원자로 안전정지의 유지와 환경으로의 방사성물질의 누

출에 미치는 영향을 최소화하도록, 화재방호계통의 설비가 기술지침서 및 관

련기준의 요건에 따라 적합한 상태로 유지, 시험되고 있는지를 확인하기 위함

- 2521 -

이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제14조(화재방호에 관한 설계

기준 등)

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제59조(화재방호계획)

다. 원자력안전위원회고시(원자로.31) “화재방호계획의 수립 및 이행에 관

한 규정”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.32) “화재위험도분석에 관한 기술기준”

마. 소방시설 설치·유지 및 안전관리에 관한 법률 및 시행령, 시행규칙

바. 국민안전처고시 국가화재안전기준(NFSC)

사. 건축법 및 동법 관련 시행령 및 고시

아. 건축물의 피난·방화구조 등의 기준에 관한 규칙

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 화재진압설비 성능점검

다음 사항의 시험결과가 기술지침서 및 점검절차서의 요건에 적합한지를

확인한다.

1) 소화수공급 펌프 및 관련설비의 자동기동기능, 유량 및 압력 등 성능

2) 스프링클러계통의 밸브 및 노즐의 동작상태, 위치

3) 옥내·외소화전의 관리상태, 호스의 내압시험 결과 누설여부

4) 기타 화재진압설비(이산화탄소소화설비 등)의 유지상태 및 기능

나. 화재감지설비 성능점검

화재경보 및 감지설비의 관리 및 동작상태가 정상적인지를 확인한다.

다. 기타 화재방호설비 성능점검

1) 방화문, 방화댐퍼, 방화벽 관통부 밀봉재 등 화재확산 관련설비의 유

지, 관리상태가 양호한지를 확인한다.

- 2522 -

2) 비상용 화재방호장비의 관리 실태가 양호한지를 확인한다.

라. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

화재로 인하여 발전소 안전정지에 필요한 기능이 방해받지 않고, 환경으

로의 방사능누출 위험성이 현저히 증가하지 않도록 관련 법령 및

NUREG-0800(BTP CMEB 9.5-1)의 요건에 따라 시험절차가 적합하게 수립

되어 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 안전심사지침(KINS/GE-N001) 9.5-1 “화재방호”

2. NUREG-0800(BTP CMEB 9.5-1) “Fire Protection"

3. 최종안전성분석보고서 9.5.1장 “화재방호”

4. 발전소 운영절차서

- 화재방호계통

- 소방관련설비 육안점검

- 소방설비계통 자동동작 및 유량 측정시험

- 소방설비계통 밸브 동작시험(화재방호계통 밸브동작시험)

- 소방펌프 점검 및 밸브배열상태 점검

- 2523 -

- 옥외소화전 및 옥내소화전 점검

- 소화전 유량 및 압력변화 측정(소화전 토출 및 호스 수압시험)

- 살수 및 스프링클러 점검

- 포말소화계통 점검

- 이산화탄소 화재진압계통 육안점검

- 이산화탄소 및 INERGEN 기체 소화계통 기능점검

- 화재감시계통 경보회로시험(화재감지기 회로점검)

- 비상호흡 및 방호장비 점검

- 방화문 상태 점검

5. NFPA Code(National Fire Code) 10, 11, 12, 12A, 13, 14, 15, 20, 22,24, 25, 30, 50A, 72, 80, 221, 251, 252, 600, 803,

6. 발전소 화재방호운영계획서

7. 발전소 화재위험도분석보고서

- 2524 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 화재방호계통

검 사 목 적화재발생 시 원자로 안전정지기능에 미치는 영향 및 방사성물질 누출 가능성을 최소화하기 위한 화재방호 설비의 건전성 확인

검사 주안점 화재방호계통의 건전성 및 성능상태 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 화재진압설비 성능점검- 소화수 공급계통- 수계 소화설비 - 가스계 소화설비

2. 화재감지설비 성능점검- 자동화재 탐지설비

3. 기타 화재방호설비 성능점검

- 화재확산 방지설비- 피난설비

4. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 펌프 정상동작 및 자동기동

- 방출량 및 방출압력 - 설비의 유지상태 및 기능

- 모의신호에 대한 동작상태 양호

- 시설유지 및 관리 상태 양호

- 관련 기술기준 및 제작사 지침서를 반영한 절차서 작성 및 이행

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제14조(화재방호에 관한

설계기준 등) 및 제59조(화재방호계획)

2. 원자력안전위원회고시(원자로.31, 원자로.32) “화재방호계획의 수립 및 이행에 관한 규정”, “화재위험도분석에 관한 기술기준”

3. 소방시설 설치·유지 및 안전관리에 관한 법률 및 시행령, 시행규칙

4. 국민안전처고시 국가화재안전기준(NFSC)

5. 건축법 및 동법 관련 시행령 및 고시

6. 건축물의 피난·방화구조 등의 기준에 관한 규칙7. 최종안전성분석보고서 9.5.18. 안전심사지침 KINS/GE-N001 및 NFPA Code9. 화재방호운영계획서 및 점검 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2525 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.7개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.7

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 화재방호계획 이행상태

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 고완영 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 김위경 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2이상규

배용범

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 이심원 ‘15.07.30 민복기 ‘15.07.30

- 2526 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.7 화재방호계획 이행상태

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전에 적용되는 화재방호운영계획서 및 화

재위험도분석보고서에 기술된 사항들에 적용한다.

가. 화재방호운영계획서 및 화재위험도분석보고서의 적합성 점검

나. 화재방호계획 이행상태 점검

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 화재방호계획은 화재안전성 확보를

위해 조직구성, 화재 예방, 화재 진압, 초동소방대 및 화재안전정지능력 유

지가 가능하도록 작성되어야 한다. 화재방호운영계획서에 기술된 사항들에

대한 주기적 적합성 평가, 점검 및 이행상태를 입회검사, 서류검토 또는 면

담을 통해 확인한다.

3. 검사목적

발전소의 화재를 최대한 예방하고 화재발생시에도 신속히 화재를 감지

및 진화하며 화재로 인해 원자로 안전정지의 유지와 환경으로의 방사성물

질의 누출에 미치는 영향을 최소화할 수 있도록 화재방호운영계획서가 관

련기준의 요건에 만족한 상태로 작성, 유지 및 이행되고 있는가를 확인하

기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

- 2527 -

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제14조(화재방호에 관한 설계

기준 등)

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제59조(화재방호에 관한 설계

기준 등)

다. 원자력안전위원회고시(원자로.31) “화재방호계획의 수립 및 이행에 관

한 규정”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.32) “화재위험도분석에 관한 기술기준”

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 화재방호운영계획서 및 화재위험도분석보고서의 적합성 점검

화재로 인하여 발전소 안전정지에 필요한 기능이 방해받지 않고, 환경으

로의 방사능누출 위험성이 현저히 증가하지 않도록 관련 법령 및 기술지침

서의 요건에 따라 화재방호운영계획서가 적합하게 수립되고 주기적으로 적

합성 평가가 이루어지고 있는지 확인한다.

화재위험도분석보고서가 관련 법령 및 요건에 따라 다음과 같은 사항들

을 포함하여 적합하게 작성되고 주기적으로 적합성 평가가 이루어지고 있

는지를 확인한다. 또한 중대한 변경사항이 발생하였을 경우 주기 이전이라

도 화재위험도분석보고서를 개정하여 관리하는지를 확인한다.

1) 화재방호구역의 구분

2) 가연성물질의 종류 및 크기

3) 설계기준화재의 범주

4) 화재감지 및 진압설비

5) 화재위험성의 평가

6) 원자로안전정지·잔열제거·화재감시 및 방사성물질 유출방지 능력

나. 화재방호계획 이행상태 점검

화재방호운영계획서의 목적은 화재로 인하여 발전소 안전정지에 필요한

기능이 방해받지 않고, 환경으로의 방사능누출 위험성이 현저히 증가하지

- 2528 -

않도록 심층방어 설계를 하는 것이다. 이와 같은 기본원칙에 따라 화재방

호운영계획서에 기술된 화재방호 관련조직의 권한 및 책임, 초등소방대의

교육 및 훈련, 가연물 및 점화원 관리 절차, 화재진압을 위한 운영절차 등

이 적절히 이행되고 있는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 안전심사지침(KINS/GE-N001) 9.5-1 “화재방호”

2. NUREG-0800(BTP CMEB 9.5-1) “Fire Protection"

3. 최종안전성분석보고서 9.5.1장 “화재방호”

4. 발전소 화재방호운영계획서

5. 발전소 화재위험도분석보고서

- 2529 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 화재방호계획 이행상태

검 사 목 적화재로 인한 원전 안전정지기능에 미치는 영향 및 방사성물질 누출 가능성을 최소화하기 위한 화재방호계획의 적절성과 이행현황 점검

검사 주안점 화재방호계획의 적합성 및 이행상태 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 화재방호운영계획서 및

화재위험도분석보고서의적합성 점검

2. 화재방호계획 이행상태점검

- 가연물 및 점화원 관리상태

- 초동소방대 교육 및 훈련

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

o 원자력안전위원회고시 (원자로.31) 제5조, SRP,RG1.189-점화원, 가연성물질 관리-화재유형 및 화재대상에 따른 화재진압방법 수립-원자로 안전정지 기능을 확보하기 위한 비상조치 수립

o 원자력안전위원회고시 (원자로.32) 제4∼9조, SRP,RG1.189-방호구역별 가연성물질 제한, 관리, 화재감지,경보, 진압설비의 종류,위치 및 작동 기술기준 만족

o 원자력안전위원회고시 (원자로.31 제5조,원자로.32 제5조)- 화재방호운영계획서 준수-교육계획 대비 실적의 적절성

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제14조 및 제59조2. 원자력안전위원회고시(원자로.31, 원자로.32) “화재방호계획의 수

립 및 이행에 관한 규정”, “화재위험도분석에 관한 기술기준”3. 최종안전성분석보고서 9.5.14. 안전심사지침 KINS/GE-N0015. NFPA Code6. 화재방호운영계획서7. 화재위험도분석보고서8. 점검절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2530 -

- 2531 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.8개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.8

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전 및 감압밸브 시험

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김윤일 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2이상규

조남경

‘12.09.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.09.21

‘14.03.18

3 조남경 ‘15.07.22 민복기 ‘15.07.22

- 2532 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.8 안전 및 감압밸브 시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

안전 및 감압밸브는 각종 안전관련 계통의 과압보호 기능을 제공한다.

안전등급 안전 및 감압 밸브들의 목록은 가동중시험 계획서에 기술되어 있

으며, 전력산업기술기준(KEPIC), MOD에 따라 밸브의 외관상태 육안점검,

개방압력 설정치 확인시험 및 시험전·후 누설점검이 안전등급 및 밸브 그

룹별로 일정 주기마다 수행된다. 안전 및 감압밸브 개방압력 설정치 점검

의 검사대상은 가압기 안전밸브와 주증기 안전밸브를 제외한 안전등급 안

전 및 감압밸브이다.

가. 안전 및 감압밸브 점검

나. 개방형 압력방출밸브 점검

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

2. 검사개요

안전 및 감압밸브들의 개방압력 설정치 확인시험이 관련 기술기준에 따

라 적절히 수행되고, 시험결과가 허용기준을 만족하고 있는지를 입회검사,

서류검토 또는 면담을 통해 확인한다.

3. 검사목적

본 검사의 목적은 안전 및 감압밸브의 외관상태 육안점검, 개방압력 설

정치 확인시험 및 압력설정치 확인시험 전, 후에 누설 점검을 통해 동 밸

브의 성능과 관련 계통의 과압보호 기능이 유지되고 있음을 확인하기 위함

- 2533 -

이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서” 및 제63조 “시험․감시․검사 및 보수”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법에

관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.23) “원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브

에 관한 기준”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에

관한 규정”

마. 전력산업기술기준(KEPIC) MOD “압력방출장치 가동중시험”

바. 발전소 가동중시험 계획서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

원자력관계법령, 전력산업기술기준(KEPIC), 운영기술지침서 등의 기술기

준에 따라 안전 및 감압밸브의 성능을 점검하기 위하여 다음사항을 검사한

다.

가. 안전 및 감압밸브 점검

1) 시험전 밸브의 외관상태 확인

안전 및 감압밸브의 압력설정치 확인시험 전 육안점검을 통하여 밸브외

관상 손상여부를 확인한다.

2) 개방압력 설정치 확인

안전 및 감압밸브의 개방압력 설정치 확인 시험은 발전소 정지 상태에

서 수행되며, 매 계획예방정비시 동일 밸브군의 일정 밸브들이 시험된다.

시험에 사용된 계측장비기가 적절히 교정되었음을 확인하고, 시험대상 밸

브의 선정의 적절성을 확인하고, 개방압력 설정치 시험이 수행된 밸브들이

- 2534 -

판정기준을 연속 2회 만족했는지 확인한다. 개방압력 판정기준을 불만족한

밸브들에 대한 시정조치가 적절히 취해졌는지 확인한다.

3) 개방압력 설정치 시험전·후 누설여부 확인

안전 및 감압밸브의 압력설정치 확인시험전후 누설 기밀성(seat leakage)

확인 결과를 검토하고, 밸브 제작자의 밸브 누설률 제한치를 만족하는 여

부를 확인한다.

나. 개방형 압력방출밸브 점검

연차 계획에 따라 개방형 압력방출장치의 점검 및 교체가 적절히 수행

되었는지 확인한다.

다. 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검

안전 및 감압 밸브의 성능시험과 관련한 운영절차서는 적절하게 구비되

어 있으며, 시험계획, 시험방법, 시험기기, 판정기준 등이 KEPIC MOD 기

술기준과 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조, 제63조에 부합하

게 수립되고 이행됨을 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

- 2535 -

1. 발전소 운영절차서

- 안전 및 감압밸브 압력설정치 시험

2. 제작자 지침서 “안전 및 감압밸브”

- 2536 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 안전 및 감압밸브시험

검 사 목 적 밸브의 성능 및 계통의 운전안전성 확인

검사 주안점 밸브 누설 및 설정치가 제한치 이내 인지 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 안전 및 감압밸브 점검

- 외관상태 점검

- 밸브 누설률 시험

- 개방압력 설정치 시험

2. 개방형 압력방출 밸브

점검

3. 운영절차서, 시험, 감시, 검사

및 보수에 대한 점검

- 시험, 감시, 검사 및 보수 계획의 적절성

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 시험절차 준수여부

- KEPIC MOD,운영절차서 및

제작자 지침서의

제한치

- 점검/교체 연차계획

준수

- 원자로시설 등의 기술

기준에 관한규칙

제56조, 제63조· 운영기술지침서,최종안전성분석보고서, 제작사 지침서 등의 부합여부

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

2. 전력산업기술기준(KEPIC) MOD 및 가동중시험계획서

3. 관련 운영 및 보수 절차서

4. 제작자지침서

- 2537 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.9개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.9

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 조두연 ‘06.12.28 이상균 ‘06.12.28

1 고창석 ‘10.09.13 금오현 ‘10.09.15

2김효중

고창석

‘12.9.21

‘14.03.18

최영준

민복기

‘12.9.21

‘14.03.18

3 김진혁 ‘15.07.29 민복기 ‘15.07.29

- 2538 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.9 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시

험에 관한 규정”, 전력산업기술기준(KEPIC MO), 발전소 운영기술지침서 3

편 4.5 (가동중시험 계획서) 등의 요건에 따라 원자로의 상온정지 및 상온

정지 상태 유지, 사고 시 사고결과를 완화 시키는 안전관련 펌프 및 밸브

에 대한 성능을 확인하고 시간경과에 따른 취약화 정도를 감시, 평가하기

위하여 가동중시험을 실시하여야 한다. 시험과 관련하여서는 펌프의 성능

및 밸브 동작기능이 적합하게 수행되고 있는지를 검사한다. 또한 모터구동

밸브(MOV)와 공기구동밸브(AOV)의 주기적성능평가계획에 따라 대상 밸

브의 정적시험, 동적시험이 일정에 맞게 적절히 수행되는지, 불만족 시 조

치사항은 적절한지 등을 다음과 같이 검사한다.

가. 가동중시험 계획 및 운영절차서 적합성 점검

나. 가동중시험 결과 점검

다. 모터구동밸브 및 공기구동밸브의 주기적 성능 진단시험

2. 검사개요

안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험을 확인하기 위해서 원자력안전위

원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에 관한 규정”,

운영기술지침서 등의 관련 기술기준에 의거 가동중시험 계획이 적절하게

수립되고 이를 위하여 작성된 시험절차서가 적절한지를 검토한다. 펌프의

차압 및 진동값 측정, 역지밸브 열림 및 닫힘 시험, 동력구동밸브의 위치지

- 2539 -

시확인 및 동작시험 등이 적합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서류검토

또는 면담 등을 통해 검사한다.

모터구동밸브와 공기구동밸브의 주기적성능평가 계획에 의해 수행하는

진단시험 대상밸브에 대한 정적시험, 동적시험이 계획의 일정에 맞는지, 정

비이력이 있는 밸브를 시험대상에 추가하였는지 등 시험계획의 적절성을

검토한다. 또한 진단시험 결과 정(+)여유도인지, 불만족 시 조치사항은 적

절한지 등을 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

가동중시험 계획이 적절하게 수립되었으며, 이를 위한 시험절차가 적절

한지를 검토하고, 펌프의 차압 및 진동값 측정, 역지밸브의 열림 및 닫힘

시험, 동력구동밸브의 위치지시 확인 및 동작시험 등에 대하여 검사를 수

행하여 관련 기술기준의 만족여부와 안전기능 수행능력을 확인하기 위함이

다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 “운영절차서”, 제63조

“시험․감시․검사 및 보수 등”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험에

관한 규정”

라. 운영기술지침서 제3편 4.5 “가동중시험 계획서”

마. 최종안전성분석보고서 3.9.6절 “펌프 및 밸브의 가동중시험”

바. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “원전가동중시험 - 일반요건”, MOB“펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD “압력방출장치 가

동중시험”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

- 2540 -

운영기술지침서와 관련 기술기준 등에서 요구하는 시험요구사항에 따라

다음 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 가동중시험 계획 및 운영절차서의 적절성 점검

원자로의 안전정지 및 정지상태 유지, 사고 시 사고결과를 완화시키는

안전관련 펌프 및 밸브에 대한 성능을 확인하기 위하여 운영기술지침서와

전력산업기술기준(KEPIC) MO “원전 가동중시험”의 요건에 따라 가동중시

험 대상기기를 선정하고 이에 대한 가동중시험계획서 및 관련 시험계획서

를 작성하여야 한다. 따라서 가동중시험 계획이 가동중시험 요건에 적절하

게 작성되었는지, 이를 위한 시험절차가 적절하게 작성되었는지를 확인하

여야 한다. 이를 위하여 가동중시험계획서가 개정된 것이 있는지 확인하고

개정된 내용이 운영기술지침서와 전력산업기술기준(KEPIC) MO “원전 가

동중시험”의 요건에 적합한지 확인한다. 또한 가동중시험 관련 절차서 중

다른 검사항목에 해당되지 않는 절차서에 대해서는 개정된 것이 있는지 확

인하고 개정된 내용이 가동중시험계획서 및 가동중시험 요건에 적합한지

표본 검토한다.

나. 가동중시험 결과 점검

안전관련 펌프, 밸브의 안전기능 수행능력을 확인하기 위하여 펌프의 차

압 및 진동값 측정, 역지밸브의 열림 및 닫힘 시험, 동력구동밸브의 위치지

시 확인 및 동작시험 등에 대하여 주기적으로 시험을 수행하여야한다. 이

와 관련하여, 적절한 절차에 따라 시험을 수행하여 그 결과가 각각의 허용

기준을 만족하는지 표본 검토하고, 확인이 필요한 것에 대해서는 표본 입

회검사를 수행한다. 또한 기준값이 변경된 것이 있는지 확인하고 다른 검

사항목에 해당되지 않는 기준값 변경 사안에 대하여 변경 사유가 적합한지

확인한다.

다. 모터구동밸브 및 공기구동밸브의 주기적 성능 진단시험

위원회 규제권고사항에 따라 모터구동밸브 및 공기구동밸브에 대하여

설계기준 성능평가시험을 수행해야 한다. 설계기준 성능평가시험을 완료한

- 2541 -

후에는 안전기능 수행능력을 유지하고 있음을 확인하기 위하여 설계기준

평가 후 5년 이내에 첫 주기시험을 하고, 그 결과에 따라 이후의 시험주기

를 최대 10년 이내로 조정할 수 있다. 또한 밸브의 성능에 영향을 주는 정

비가 수행되는 밸브는 정비하기 전과 정비를 수행한 후에 성능 진단시험을

수행하여야 하므로, 시험 주기가 도래했거나 정비 대상이어서 진단시험 대

상이 되는 모터구동밸브 및 공기구동밸브를 확인한다. 또한 진단시험 대상

모터구동밸브 및 공기구동밸브의 주기적 성능시험에 대하여 현장 확인이

필요하면 표본 입회검사를 수행하고, 진단시험 결과를 검토하여 정(+)여유

도를 유지하고 있는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. ASME/OM IST Rules for In-service Testing of Light-Water ReactorPower Plants - ISTA “General Requirements”, ISTB “Inservice Testingof Pumps in Light-Water Reactor Power Plants”, ISTC “InserviceTesting of Valves in Light -Water Reactor Power Plants”, Appendix I“Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water ReactorPower Plants”, OM-SG-1997 Part 14 “Vibration Monitoring of RotatingEquipment in Nuclear Power Plants”

2. 발전소 표준기술행정절차서

- 2542 -

- 정기 및 주기 시험 관리

- 작업 전 회의 및 작업 후 평가

- 자료관리

3. 발전소 운영절차서

- 안전관련 밸브 동작시험

- 안전관련계통 밸브상태 점검 등

4. MOV 및 AOV 진단시험 계획, 결과

- 2543 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험

검 사 목 적 안전관련 펌프 및 밸브의 안전기능 수행능력 확인

검사 주안점 안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시험계획서에 따른 시험 수행 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 가동중시험 계획 및 운영절차서 적합성 점검

- 가동중시험계획서- 운영절차서

2. 가동중시험 결과 점검- 시험주기- 시험결과- 기준값 변경

3. 모터구동밸브 및 공기구동밸브의 주기적 성능 진단시험

- 진단시험 대상- 진단시험 결과

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 전력산업기술기준 (KEPIC) MO 및 운영기술지침서

- 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조, 제63조

- 절차서 시험주기- 절차서 허용기준- 전력산업기술기준

(KEPIC)

- 진단시험계획- 주기대상 및 정비대상 - 정(+)여유도

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중시

험에 관한 규정”

2. 전력산업기술기준(KEPIC) MOA “(원전가동중시험) 일반요건”,MOB “펌프 가동중시험”, MOC “밸브 가동중시험”, MOD“압력방출 장치 가동중시험”

3. 최종안전성분석보고서 3.9.6절 “펌프 및 밸브의 가동중시험”4. 운영기술지침서 제3편 4.5 “가동중시험 계획서”

- 2544 -

- 2545 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.10개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.10

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 구조물 검사

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 백용락 ‘06.12.28 최강룡 ‘06.12.28

1 윤의식 ‘10.10.12 현창헌 ‘10.10.12

2이재하

백용락

‘12.06.11

‘14.03.17

김용범

임창복

‘12.06.11

‘14.03.18

3 정래영 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

4김상윤

윤의식‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

- 2546 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.10 구조물 검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 원전 및 APR1400형 원전 구조물(건물)의 구조건전성 점검에

적용한다.

2. 검사개요

원전의 내진범주 I급 구조물을 포함하여 원자력안전위원회고시(원자

로.09)에서 명시한 구조물들은 안전등급 기기 및 계통을 수용하고 지지하

며, 설계기준사고 또는 설계지진 발생시 필수냉각계통의 기능을 유지하거

나 외부환경으로 방사능 물질의 누출을 차단하는 기능 등을 갖는다. 따라

서 이들 구조물은 설계수명기간 동안 그 건전성이 적절하게 유지되어야 하

며, 이를 위해서는 시간이력에 따른 경년열화의 주기적인 점검, 평가 및 유

지관리가 필요하다.

구조물검사에서는 관련 기술기준 및 절차서의 요건에 따라 구조물에 대

한 주기적인 점검 및 평가, 보수 등 구조물 유지관리의 적절성을 확인하기

위해 현장입회, 서류검토 및 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 검사대상 구조물의 경년열

화 및 손상에 대한 점검, 평가 및 보수 등의 유지관리상태를 검사하여 안

전관련 구조물이 설계목적에 부합된 구조건전성을 유지하고 있는지 확인하

기 위한 것이다.

- 2547 -

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.09) “기타 원자로 안전에 관계되는 시설

에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.40) “부적합사항의 보고에 관한 규정”

라. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3장

마. KEPIC SNA(원자력구조 일반), SNB(격납구조), SNC(철근 콘크리트 구조),

SND(강구조)

바. KEPIC 참조규정(ASME Sec. III, Div.2, ACI 349, AISC N690)

사. 원전 안전성관련 콘크리트 구조물의 열화현상 점검절차서

아. 원전 안전성관련 철골 구조물의 열화현상 점검 절차서

자. 원전 안전성관련 콘크리트 구조물의 보수절차서

차. 사용후연료 저장조 누설점검 절차서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 대상 구조물들의 건전성이

유지되고 있음을 확인하기 위해 아래 점검 및 평가, 보수내용의 적합성을

확인한다.

가. 안전관련 구조물의 유지관리상태 확인

1) 콘크리트 구조물에 대한 균열, 박리·박락, 철근 부식, 누수·누출, 강도

저하, 염해 발생 여부 등의 열화·손상상태 확인

2) 강구조물에 대한 강재의 부식 발생 여부, 볼트 체결상태 등의 열화·손

상상태 확인

- 2548 -

3) 관리대상 열화부위의 추적관리의 적합성 확인

4) 보수대상 열화·손상부위 선정, 보수·보강방법, 보수·보강작업 및 보수 후

추적관리의 적합성 확인 등

나. 사용후연료 저장조 및 연료재장전수조 등 수조구조물의 누설 여부 확인

1) 누설검지계통 및 수조구조물 벽체에서의 누설 여부 확인

2) 누설 발생 시 조치사항의 적합성 확인 등

다. 1차냉각해수계통 콘크리트 관로의 유지관리상태 확인

1) 콘크리트 관로에 대한 부식, 침출, 균열 발생 여부 등의 열화·손상상태

확인

2) 보수대상 열화․손상부위 선정, 보수방법, 보수작업 및 보수 후 추적관리의

적합성 확인 등

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”에서 기술한 바와 같이 서류검토, 면담

및 입회검사를 병행하여 수행한다.

3. 검사 유의사항

가. 점검대상 콘크리트 구조물에 FSAR 3.2 및 3.8.4에 명시된 안전관련 구

조물이 모두 포함되어 있는지 확인한다. 아울러 강구조물 점검대상이

터빈건물에 국한되지 않고 기타 안전관련 콘크리트 구조물 내부에 설

치된 강구조물을 포함하고 있는지 확인한다.

나. 콘크리트 구조물 및 매설 콘크리트 관로의 열화요인은 매우 다양하며 복합적

이므로 열화․손상상태에 대한 평가는 관련 점검 및 평가에 충분한 경험을

갖춘 전문가 또는 전문기관에 의해 종합적으로 평가되는지 확인한다. 그리고

적용되는 비파괴검사 기법의 실효성이 확인되어야 한다.

다. 정기점검 시 수행한 접근검사 구역이 적절한지 확인하고, 점검보고서에

검사가 되지 않은 구역이 구체적으로 명시되어 있는지 확인한다.

- 2549 -

라. 콘크리트 표면의 재료분리, Honeycomb, 박리·박락 및 녹물유출 등 결

함발생 부위 등에 대해서는 원인분석 및 내부공극 여부 조사 등이 적

절히 수행되었는지 확인한다.

마. 격납건물 내부구조물 강재거더와 라이너플레이트 사이의 내진간극이

적절히 확보되어 있는지 확인하고, 라이너플레이트 측 강재거더의 볼

트체결 상태가 적절한 지 확인한다.

바. 관리대상 구역의 선정 및 추적관리에 대한 이행상태가 효과적이고 적

절한 지 확인한다.

사. 복수저장탱크 등 옥외 안전관련 강재탱크의 기초콘크리트는 원형으로

균열이 발생하기 쉬우므로, 균열조사 및 보수상태를 확인한다.

아. 붕산수를 저장하는 수조구조물 및 옥외 강재탱크 등에서 누수·누출 및

백화현상이 발생된 경우에는 침출물 성분분석을 수행하여 방사성물질

누설 여부를 평가하고 있는지 확인한다.

자. 정기점검 시 지표하 구조물의 열화평가를 위해 토양시료 분석, 지하수

성분 분석이 적절히 이루어지고 있는지 확인한다. 그리고 해수접촉부

위에 대한 정밀점검이 이행되는지 확인한다.

차. 사용후연료 저장조 및 연료재장전수조의 누설검지계통에서 누설발생

시에는 가능한 한 현장에서 소정시간 동안 집수하여 사업자 누설량 점

검결과의 타당성을 확인한다.

카. 발전소 설비개선을 위한 설계변경으로 인해 구조변경이 이루어지는 경

우에는 구조변경작업의 타당성을 확인한다.

타. 안전관련 구조물에 대한 경년열화관리(AMP) 관련 절차서가 적절히 작

성되어 있고 이행되는지 확인한다.

파. 불일치사항 발생시 부적합사항 보고 대상여부에 대한 평가를 원자력안

전위원회고시(원자로.40) “부적합사항의 보고에 관한 규정”에 따라 수

행하는 지 확인한다.

- 2550 -

III. 판정기준

1. 안전관련 구조물은 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

2. 사용후연료 저장조 등 수조구조물의 누설 발생 시 외부환경으로 누출되

지 않아야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3장

2. KEPIC SNA(원자력구조 일반), SNB(격납구조), SNC(철근 콘크리트구조),

SND(강구조)

3. KEPIC 참조 규정(ASME Sec. III, Div.2, ACI 349, AISC N690)

4. ACI 349.3R, "Evaluation of Existing Nuclear Safety-Related Concrete Structures"

5. 원전 안전성관련 콘크리트 구조물의 열화현상 점검절차서

6. 원전 안전성관련 철골 구조물의 열화현상 점검 절차서

7. 원전 안전성관련 콘크리트 구조물의 보수절차서

8. 사용후연료 저장조 누설점검 절차서

- 2551 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검사원

검 사 항 목 구조물 검사

검 사 목 적ㆍ구조물 및 매설 콘크리트 관로의 유지관리상태 확인․사용후연료 저장조 등 수조구조물의 누설건전성 확인

검사 주안점ㆍ구조물 및 매설 콘크리트 관로의 점검, 평가 및 보수결과 점검ㆍ사용후연료 저장조 등 수조구조물 누설점검, 누설 시 조치사항 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 구조물 및 매설 콘크리트 관로의 유지관리 상태 확인

- 관련 절차서 검토 - 일상점검, 정기점검 및 특별점

검 결과 검토 - 보수방법 및 보수결과 검토 - 열화․손상 상태 현장확인

2. 사용후연료 저장조 등 수조구조물 누설건전성 확인

- 관련절차서 및 주기점검결과 검토

- 누설검지계통 및 구조물 벽체 누설여부 현장확인

- 누설발생 시 조치사항 검토

3. 구조변경작업의 타당성 확인 - 개구부 설치작업의 적절성 - 신설구조물 설치작업의 적절성

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- FSAR 3장- KEPIC SNB, SNC 및 SND- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 제3.8절

2. KEPIC SNB(격납구조), SNC(철근 콘크리트 구조), SND(강구조)

3. KEPIC 참조규정(ASME Sec. III, Div.2, ACI 349, AISC N690)

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2552 -

- 2553 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.11개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.11

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련 보호도장

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이상국 ‘06.12.28 최강룡 ‘06.12.28

1 이상국 ‘10.10.12 현창헌 ‘10.10.12

2이재하

백용락

‘12.06.11

‘14.03.17

김용범

임창복

‘12.06.11

‘14.03.18

3 정래영 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

4백용관

박선종‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

- 2554 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.11 안전관련 보호도장

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 격납건물 내 강재구조물(라이너플레

이트, 구조용 강재, 배관, 기기, 관통부, 출입구 등) 및 콘크리트 구조물에

적용되는 Service Level I급 보호도장의 검사에 적용한다.

2. 검사개요

격납건물 내 Service Level I급 보호도장은 냉각재상실사고(LOCA) 등

설계기준사고(DBA) 시 격납건물 내에 발생하는 고온·고압의 환경조건과

비상냉각수의 살수로 인한 도막의 박락으로 순환수의 집수조를 막아 냉각

수의 재순환을 방해하여 집수 및 배수계통을 통과하는 유량 감소의 원인이

되므로 주기적인 성능 감시와 유지관리가 요구된다. 따라서 관련 법규, 기

술기준 및 절차서에 따라 주기적인 성능감시와 유지관리 활동이 적합하게

수행되고 있는지를 서류검토, 현장확인, 면담 등을 통해 점검한다.

3. 검사목적

격납건물 보호도장에 대한 주기적인 성능 감시와 유지관리 활동이 관련

계획서 및 절차에 따라 적합하게 수행되고 있는지 여부와 점검결과가 관련

기술기준을 만족하는지 여부를 점검하여 설계 시 고려된 격납건물 보호도

장의 건전성을 확인하기 위한 것이다.

4. 검사기준 및 근거

- 2555 -

가. 원자력안전위원회고시(원자로.26) “원자로시설의 품질보증 세부요건에

관한 기준 고시”

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3.8.1 "원자로격납건물“

다. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.1.2 "보호도장 계통 - 유기재료“

라. Reg. Guide 1.54, Rev. 1, Quality Assurance Requirements for Protective

Coatings Applied to Water-Controlled Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, July 2000

마. ASTM D 5144, Standard Guide for Use of Protective Coating Standards

in Nuclear Power Plant, American Society for Testing and Materials

바. ASTM D 5163, Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor

the Performance of Safety Related Coatings in an Operating Nuclear

Power Plant, American Society for Testing and Materials

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

Service Level I급 보호도장의 건전성 확인을 위하여 다음 사항을 검사

한다.

가. 유지관리 계획 및 관련절차서의 적합성 확인

발전소별 고유의 특성을 고려하여 사전에 정해진 절차 및 계획에 따라

도장 상태조사, 상태평가 및 보수도장이 수행될 수 있도록 종합적이고 체

계적이며 효율적인 도장 성능감시 및 유지관리 계획이 관련 기술기준에 부

합되도록 작성되었는지를 검토한다.

나. 열화상태 조사결과 및 평가의 타당성 확인

격납건물 내 강재구조물(라이너플레이트, 구조용 강재, 배관, 기기, 관통

부, 출입구 등) 및 콘크리트 구조물에 적용된 보호도장의 열화상태 조사가

- 2556 -

적합한 수단과 방법 및 자격자에 의해 수행되었으며, 자격 있는 평가자에

의해 평가되었는지 확인한다. 조사 및 평가결과가 관련 기술기준에 만족한

지 여부를 확인하고, 조사되지 않은 안전관련 보호도장에 대해서는 ECCS

strainer의 성능 여유도가 충분하거나 파편이동분석 결과 파편이 집수조에

도달하지 않아 DBA 발생 시 안전성을 저해하는 요소가 발생하지 않음을

확인한다.

다. 보수계획 및 작업의 적합성 확인

검사자 및 작업자에 대한 자격인증 및 훈련, 보수재료 인증 결과, 표면

처리 등 보수시공 및 보수결과의 적합성, 그리고 불만족사항 처리 등이 관

련 기술기준에 부합되도록 수행되었는지 확인한다. 특히, 표면처리작업은

보수작업 중 가장 중요한 공정으로 특별 관리한다.

라. 기록 관리 및 성능 감시보고서의 적합성 확인

격납건물 보호도장의 열화 상태조사, 상태 평가 및 보수도장 등 주기적

인 성능 감시와 유지관리 활동에 대한 기록이 적절하게 유지되며, 성능 감

시보고서는 추정되는 손상사유 및 분석을 포함한 결과와 향후 감시계획 및

유지관리에 대한 평가결과요약서 등이 관련 기술기준에 부합되도록 작성되

었는지 여부를 검토한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”에서 기술한 바와 같이 서류확인, 면담

및 입회검사를 병행하여 수행한다.

3. 검사 유의사항

Service Level I에 해당하는 보호도장 공정은 ASTM D 5144에 의거 특수

공정(Special Process)으로 분류되어 있어 10 CFR 50 APP. B, Criterion 9의

규정된 요건에 따라 승인된 절차서를 사용하여 자격이 인정된 자에 의하여

수행되어야 하며, 그에 준하는 품질보증 활동이 이루어져야 한다.

- 2557 -

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.26) “원자로시설의 품질보증 세부요건에

관한 기준 고시”

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3.8.1 "원자로격납건물“

3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.1.2 "보호도장 계통 – 유기재료“

4. Reg. Guide 1.54, Rev. 1, Quality Assurance Requirements for Protective

Coatings Applied to Water-Controlled Nuclear Power Plants, U.S.

Nuclear Regulatory Commission, July 2000

5. ASTM D 4227, Standard Practice for Qualification of Coating Applicators

for Application of Coatings to Concrete Surfaces

6. ASTM D 4228, Standard Practice for Qualification of Coating Applicators

for Application of Coatings to Steel Surfaces

7. ASTM D 4537, Standard Guide for Establishing Procedures to Qualify

and Certify Inspection Personnel for Coating Work in Nuclear Facilities

8. ASTM D 5144, Standard Guide for Use of Protective Coating Standards

in Nuclear Power Plant, American Society for Testing and Materials

9. ASTM D 5163, Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor

the Performance of Safety Related Coatings in an Operating Nuclear

Power Plant, American Society for Testing and Materials

10. ASTM D 5962 Standard Guide for Maintaining Unqualified Coatings

- 2558 -

(Paints) Within Level Areas of a Nuclear Power Facility

11. US NRC Generic Letter 98-04, Potential for Degradation of the

Emergency Core Cooling System and the Containment Spray System

After a Loss-of-Coolant Accident Because of Construction and Protective

Coating Deficiencies and Foreign Material in Containment, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, July 14, 1998. NUREG-1801 XI S-26 April 2001

12. EPRI Report TR-109937, Guidelines on the Elements of a Nuclear

Safety -Related Coatings, Electric Power Research Institute, March 1998

13. 격납건물 내부 보호도장 점검 절차서

14. 격납건물 내부 보호도장 보수 절차서

15. 격납건물 내부 기기 보호도장 점검 절차서

16. 안전성관련 도장검사자 자격관리 절차서

17. 격납건물 내부 도장작업자 자격관리 절차서

- 2559 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 안전관련 보호도장

검 사 목 적- 보호도장의 주기적 성능감시 및 유지관리활동을 통한 건전성 확보 - 열화부위 조사, 평가 및 보완작업을 통한 보호도장의 안전성능 유지

검사 주안점- 보호도장 유지관리 계획의 적합성- 열화상태 조사결과 및 평가의 타당성- 보수계획 및 작업의 적합성

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 유지관리 계획 및 관련절차서의 적합성 확인

2. 열화상태 조사결과 및 평가의 타당성 확인

- 도장검사자 및 평가자 자격- 콘크리트 면- 라이너플레이트 면- 배관, 기기 등 강재구조물

3. 보수계획 및 작업의 적합성 확인

- 작업자, 검사자 인증- 보수재료 인증- 표면처리 등 시공 적합성- 불만족사항 처리 적합성

4. 기록 관리 및 성능 감시보고서의 적합성

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- Reg. Guide 1.54- ASTM D 5144- ASTM D 5163

- ASTM D 4537- ASTM D 5163

- ASTM D 5144- ASTM D 4537- ASTM D 4227- ASTM D 4228- ASTM D 5962

- ASTM D 5163

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서 3.8.1, 6.1.2 2. Reg. Guide 1.54 Rev.1 3. ASTM D 5144, 5163 4. 원자로격납건물 보호도장 열화 점검절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2560 -

- 2561 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.11.12개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.11.12

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련 설비 지진취약성 점검

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2김문수

백용락

‘12.06.11

‘14.03.17

김용범

임창복

‘12.06.11

‘14.03.18

3 이희택 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

4지호석

이희택‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

- 2562 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.11.12 안전관련 설비 지진취약성

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전관련 기능을 수행하는 설비의 지

진취약성 검사에 적용한다.

2. 검사개요

지진발생시 안전관련 설비의 구조적 건전성을 확보하기 위하여 주기적

인 점검이 요구된다. 이와 관련하여 안전관련 설비 지진취약성 점점에서는

서류검토, 현장입회 및 면담을 통해 관련 기술기준 및 절차서의 요건에 따

라 안전관련 설비에 대한 유지관리(정착부, 인접설비 간섭 등)가 적절히 수

행되어 해당 설비가 지진발생시 건전성을 유지할 수 있는지 확인한다.

3. 검사목적

안전관련 설비의 지진취약성 점검이 관련 기술기준 및 절차서에 따라

적합하게 수행되었는지 여부와 점검결과가 관련 요건을 만족하는지 여부를

검사하여 지진발생시 주요 설비가 건전성(정착부 등)을 유지할 수 있는지

확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제13조(외적요인에 관한 설계

기준)

나. 최종안전성분석보고서 (FSAR) 3.2, 3.7 및 3.10

- 2563 -

다. KEPIC SNC(원자력-철근 콘크리트구조)

라. ACI 349, 351, 355

마. Reg. Guide 1.199, Anchoring Components and Structural Supports inConcrete

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

안전관련 설비 지진취약성 점검을 위하여 다음 사항을 검사한다.

가. 안전관련 설비 정착부 관리 상태 점검

1) 콘크리트 앵커볼트

앵커볼트의 설치 간격 및 자유단까지의 거리 등이 관련 설계도면을

만족하는지, 앵커볼트 시공 및 너트 조임 등의 상태가 적절한지 점검

(육안검사, Torque 측정, 매입깊이 검사 등)하고, 설계자료(정착부 설

계도면 및 앵커볼트 리스트 등)와 비교 검토한다. 단, 앵커볼트의 설

치간격 확인 및 매입깊이 등에 대한 검사는 초기점검결과를 사용할

수 있다.

2) 기초판 및 Pedestal

기초판 및 Pedestal 콘크리트의 상태가 부식 또는 균열 등의 발생 없

이 건전한지 확인한다.

3) 기초판과 앵커볼트의 연결부 와셔/너트

각 연결부에 와셔가 적절히 시공되어 있는지 확인한다. 또한 진동 환

경에 있는 설비는 잠김 와셔/잠김 너트가 설계도면 대로 시공되어 있

는지 확인한다.

4) 그라우트

앵커볼트가 설치된 위치에서 기초판과 기초 콘크리트 사이의 간극이

- 2564 -

없어야 하며, 그라우트가 시공된 경우 건전성을 유지하고 있는지 확인

한다.

5) 용접 정착부

용접 정착부의 적절성 및 부식 등의 열화 발생 여부를 확인한다.

나. 지진취약부 관리상태 점검

지진발생 시 인접시설의 영향가능성(임시작업용 설비, 추가된 설비, 낙

하물, 조적벽, 그레이팅 등), 보수 및 교체 설비의 지진취약성(정착부 적절

성 및 지진상호작용 가능성 등) 고려 여부를 검사한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 지진취약성 점검대상 설비가 타당하게 선정되었는지 확인한다.

나. 점검대상 설비에 대한 초기점검결과(Baseline Data)가 확보되어 있는지

확인한다.

다. 안전관련 설비 지진취약성 점검에서는 현장 시공상태(육안점점/비파괴

검사 결과 등)와 설계자료(도면, 내진검증보고서 등)의 비교검토를 통해

문제점이 없는지 확인한다.

라. 설계변경 또는 설비 노후화 등에 따라 기기가 교체되는 경우, 관련 기기

정착부가 설계(도면, 내진검증보고서 등)대로 시공되었는지 확인한다.

III. 판정기준

안전관련 설비 정착부 및 지진취약부 관리상태 점검 결과가 검사기준

을 만족하여야 하며, 관련 절차에 따라 적절히 열화상태가 점검되고 관리

기준 이상의 열화·손상은 보수되어야 한다.

- 2565 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 3.2, 3.7 및 3.10절

2. Reg. Guide 1.199, Anchoring Components and Structural Supports inConcrete

3. Seismic Qualification Utility Group(SQUG) Generic ImplementationProcedure의 현장점검 절차

4. KEPIC SNC(원자력-철근 콘크리트구조)

5. ACI 349, Code Requirements for Nuclear Safety-Related ConcreteStructures and Commentary

6. ACI 351.1R, Grouting between Foundations and Bases for Support ofEquipment and Machinery

7. ACI 355.2, Qualification of Post-Installed Mechanical Anchors inConcrete and Commentary

8. 안전관련 콘크리트 앵커시스템 주기점검 절차서

- 2566 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 안전관련 설비 지진취약성

검 사 목 적- 안전관련 기기 및 배관, 지진 시 안전관련 기기에 상호 영향이 가능

한 인접 설비, 설계변경/교체된 안전관련 기기 등 지진취약성 점검

검사 주안점

- 검사 대상 설비 선정 타당성 확인

- 검사 대상 설비 초기점검결과(Baseline Data) 확보 확인

- 정착부 상태 확인

- 지진취약부 관리상태 확인

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 검사대상 설비의 선정 타

당성 확인

2. 검사대상 설비에 대한 초

기점검결과(Baseline Data)확인

3. 안전관련 설비 정착부 상

태 확인

- 기초판, 콘크리트 앵커,그라우트, 용접 정착부,볼트 및 너트 등

4. 지진취약부 관리상태 확인

- 지진발생시 인접 비내진

범주 시설의 영향가능성

(임시작업용 설비, 추가된

설비, 낙하물 등)- 정비 및 보수 설비의 지

진취약성 고려 여부

- 서류검토

- 서류검토

- 서류검토

- 입회검사

- 면담

- 서류검토

- 입회검사

- 면담

- FSAR 3.7, 3.10- KEPIC SNC- ACI 349, 351, 355

- Reg. Guide 1.199

관 련 규 정

1. FSAR 3.2, 3.7, 3.102. KEPIC SNC3. ACI 349, 351, 355

4. Reg. Guide 1.199

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2567 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.13개 정 번 호 1발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.13

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 읍천단층 상시감시시스템 운영 및 제한구역 통제

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이현우 ‘15.04.09 김문수 ‘15.04.10

1

심택모

최호선

양준모

박선정

‘17.11.06 김문수 ‘17.11.07

2

3

4

- 2568 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.13 읍천단층 상시감시시스템 운영 및 제한구역 통제

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 원전 중 신월성 1,2호기의 읍천단층 상시감시시스템 운영과

제한구역 통제 검사에 적용한다. 주요 검사항목은 아래와 같다.

가. 읍천단층 상시감시시스템 운영

나. 제한구역 통제

2. 검사개요

가. 읍천단층 상시감시시스템 운영에 대한 검사는 단층감시를 위한 계측기

의 검·교정 여부, 계측기록의 유지 및 관리, 이상 신호시 해석 및 조치

내용 등을 검사하여 읍천단층에서 있을 수 있는 변위발생으로 인해 원

전부지에 영향을 미칠 징후를 사전에 확인하여 필요한 안전조치를 취

하도록 하는 것을 포함한다.

나. 제한구역 통제에 관한 검사는 신월성 1,2호기 제한구역 일부에 원자력

환경관리공단 소유지(사업자의 지상권 설정지역)가 포함됨에 따라 이

지역에 대한 통제 상태 및 사업자의 조치가 관련 검사기준을 만족하는

지 확인하는데 있다.

3. 검사목적

읍천단층 상시감시시스템 운영과 제한구역 통제에 관한 일체의 설비 및

활동이 검사기준을 만족하는지를 확인한다.

- 2569 -

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제5조 “위치제한”의 ②항

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정” 제2조의 ②항

다. 원자력안전위원회고시(원자로.04) “원자로시설의 위치에 관한 기술기

준” 별표의 제2항 “원자로시설의 위치제한에 관한 지침”

라. 원자력안전과-1545(‘07.6.4) “신월성원전1,2호기 건설허가 이행사항”

마. 신월성원자력 1,2호기 최종안전성분석보고서 2.1.2 “제한구역에 대한 권

한과 통제” 및 2.5.3.8 “지구조 변형가능성 조사”

바. 관련 절차서 및 지침서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

아래의 사항들이 검사기준을 만족하는지 여부를 확인한다.

가. 읍천단층 상시감시시스템 운영

1) 계측, 통신, 처리 및 저장 시스템

2) 이상신호 기준 및 대응

3) 계측기 검·교정

4) 절차·지침의 유효성 및 이행

5) 계측, 분석, 점검 및 보고 기록 유지관리

나. 제한구역 통제(제한구역 중 지상권 설정지역)

1) 제한구역 감시활동

2) 기록의 유지관리

- 2570 -

2. 검사방법

관련 서류검토, 현장입회 및 면담을 통해 검사한다.

3. 검사 유의사항

가. 읍천단층 상시감시시스템 운영에 관한 점검 시 계측기뿐만 아니라, 계

측신호를 수신하여 분석·저장하는 시스템에 대하여도 적합성 검사를

수행한다.

나. 신월성 1,2호기 제한구역에 해당하는 지상권 설정지역(원자력환경관리

공단 소유지)에서 원자로시설의 운영과 관련 없는 행위 및 일반인의

출입에 관해 통제가 가능한 상태이고, 관련 기록의 유지·관리가 적합한

지 검사를 수행한다.

III. 판정기준

가. 읍천단층 상시감시시스템 운영

1) 계측, 통신, 처리 및 저장 시스템은 상시감시가 가능한 상태이어야 한다.

2) 이상신호경보 기준과 대응이 계측DB를 근거로 적합하게 수립되어야 한다.

3) 단층감시 설비의 검·교정은 관련 기준에 따라 수행되고 기록되어야 한다.

4) 관련 절차와 지침이 유효하고, 작업자는 이를 준수하여야 한다.

5) 계측, 분석, 점검, 이상신호 처리, 보고 등의 기록이 보존되어야 한다.

나. 제한구역 통제

1) 제한구역 통제를 위한 감시활동이 관련 기준에 맞게 유지·관리되어야 한

다.

2) 제한구역 통제와 관련된 기록은 절차에 따라 유지·관리되어야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2571 -

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 2.1.2 및 2.5.3.8

2. 관련 절차서 및 지침서

3. 읍천단층 상시감시시스템 연차보고서

- 2572 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검사원

검 사 항 목 읍천단층 상시감시시스템 운영 및 제한구역 통제

검 사 목 적 읍천단층 상시감시시스템 운영 및 제한구역 통제의 적합성 검사

검사 주안점- 설비관리, 유지관리절차 및 자료처리·보고의 적합성 확인

- 기록유지의 적합성 확인

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 읍천단층 상시감시시스템 운영

- 감시설비의 건전성

- 이상신호 기준 및 대응

- 단층감시 설비 검·교정

- 절차·지침의 유효성 및 이행

- 계측, 분석, 점검, 이상신호

처리 및 보고 기록

- 서류확인,면담 및

현장입회를

병행하여

수행

- 설계기준에 따른 상시

감시 상태 유지

- 이상신호경보와 대응

기준이 설계기준과

계측DB에 근거

- 계측설비 검·교정 주기

준수

- 절차·지침 유효성 및

준수

- 기록 유지관리가 관련

기준에 부합

2. 제한구역 통제(제한구역 중

지상권 설정지역)- 제한구역 감시활동

- 기록의 유지관리

- 서류확인,면담 및

현장입회를

병행하여

수행

- 통제를 위한 감시활동이

관련 기준에 부합

- 기록 유지관리가 관련

기준에 부합

관련규정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법에

관한 규정” 제2조의 ②항

2. 원자력안전과-1545(‘07.6.4) “신월성원전1,2호기 건설허가 이행사항”3. 신월성원자력 1,2호기 최종안전성분석보고서 2.1.2 “제한구역에 대한 권한과

통제” 및 2.5.3.8 “지구조 변형가능성 조사”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2573 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.14개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.14

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 공기조화 및 환기계통

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 정진석 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 정진석 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2신강식

노경완

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 노경완 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

김희수/

공장식/

노경완

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2574 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.14 공기조화 및 환기계통

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 공기조화계통 설비중 안전관련 기능

을 수행하거나 기술지침서 요건에 따라 정기 점검되고 있는 공기조화계통

의 기계분야에 대해 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 공기조화계통은 운전 가능하기 위해

주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 관련 절차서의 점검요구사항에 의

거 주제어실 비상정화계통, 핵연료건물 비상배기계통 및 비상노심냉각계통

기기실 배기계통의 운전가능성 시험, 전열기용량 시험, 계통 자동동작시험

및 정·부압유지 시험 등이 적합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 현장확

인, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

핵연료 건물내 연료 취급 사고 및 비상주입 등 발생시 오염된 공기의

대기방출을 최소화하고 사고시 주제어실에서의 비상운전 가능성 확보를 위

하여 관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 공기조화계통의 운전가능

성 및 성능의 적합성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 9.4장 공기조화계통

- 2575 -

나. 운영기술지침서(Tech. Spec.) 3.7.11, 3.7.12, 3.7.13

다. ASME N509, "Nuclear Power Plant Air-Cleaning Units and Components"

라. ASME N510, "Testing of Nuclear Air Treatment Systems"

마. 공기조화계통 정기점검절차서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운영기술지침서 및 관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 공기조

화계통의 운전 가능성을 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을

확인한다.

가. 주제어실 비상정화계통

주제어실 비상정화계통 자동 동작 점검, 운전가능성 시험, 정압유지시험

및 전열기 용량 시험 등에 대한 점검결과가 운영기술지침서 및 관련 절차

서의 허용기준을 만족하는지를 확인한다.

나. 핵연료건물 비상배기계통

핵연료건물 비상배기계통 자동 동작 점검, 운전가능성 시험, 부압유지시

험 및 전열기 용량 시험 등에 대한 점검결과가 운영기술지침서 및 관련 절

차서의 허용기준을 만족하는지를 확인한다.

다. 비상노심냉각계통 기기실 비상배기계통

비상노심냉각계통 기기실 비상배기계통 운전가능성 시험, 부압유지시험,

전열기 용량시험, 송풍기 및 댐퍼상태 등에 대한 점검결과가 운영기술지침

서 및 관련 절차서의 허용기준을 만족하는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

- 2576 -

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 9.4장 공기조화계통

2. 운영기술지침서(Tech. Spec.) 3.7.11, 3.7.12, 3.7.13

3. ASME N509, "Nuclear Power Plant Air-Cleaning Units and Components"

4. ASME N510, "Testing of Nuclear Air Treatment Systems"

5. 주제어실 비상정화계통 정기점검 절차서

6. 핵연료건물 비상배기계통 정기점검 절차서

7. 비상노심냉각계통 기기실 비상배기계통 정기점검 절차서

- 2577 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 공기조화 및 환기계통

검 사 목 적

1. 주제어실 및 핵연료건물 공기조화계통의 운전가능성 및 성능 적합성을 확인

2. 비상노심냉각계통 기기실 비상환기계통의 운전가능성 및 성능 적합성을 확인

검사 주안점공기조화계통 중 기계분야 설비의 안전관련 기능, 유지보수 타당성 확인 및 기술지침서 요건에 따라 수행되는 시험항목의 만족여부 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 성능점검 계획 및 범위

- 운영기술지침서 점검요구사항 - 성능점검 변수(송풍기 진동, 댐퍼 상태, 전열기 용량 등)

2. 시험요원 자격 및 장비 검·교정 상태

3. 주제어실 및 핵연료건물 공기조화계통 성능 점검

4. 비상노심냉각계통 기기실 비상환기계통 성능 점검

5. 성능점검 결과 및 후속조치- 점검 이행 결과 만족 여부- 성능시험 불만족사항에 대한 후속

조치 적절성(필요시)

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담

- 운영기술지침서- 최종안전성분석보고서- 점검 계획서 및 절차서

- 관련 절차서

- 점검 계획서 및 절차서

- 점검 계획서 및 절차서

- 운영기술지침서- 최종안전성분석보고서

관 련 규 정

1. 한빛 3,4,5,6/한울 3,4,5,6호기,/신월성 1,2호기/신고리 1,2호기/신고리 3,4호기 최종안전성분석보고서 9.4

2. 한빛 3,4,5,6/한울 3,4,5,6호기,/신월성 1,2호기/신고리 1,2호기/신고리 3,4호기 운영기술지침서 3.7.11, 3.7.12, 3.7.13

3. 공기조화계통 정기점검 절차서4. ASME N509, Nuclear Power Plant Air-Cleaning Units and Components5. ASME N510, Testing of Nuclear Air Treatment Systems

- 2578 -

- 2579 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.15개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.15

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련 지지대 및 방진기

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이진호박정순 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 이상민 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2이상민/김낙철오창식

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 조두호 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4김선혜/노우진/이상민

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2580 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.15 안전관련 지지대 및 방진기

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급(2차계통 포함) 지지대 및 방

진기에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급(2차계통 포함) 기기 및 배관

에 설치된 지지대 및 방진기의 건전성과 성능 적합성을 확인하기 위해서는

주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 지지대 및 방진기 점검에서는 시

험장비 검·교정, 지지대 육안검사, 방진기 성능시험, 과도상태 점검 등이

관련 절차서의 점검주기에 따라 적합하게 점검되고 있는지를 현장입회, 서

류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 안전등급(2차계통 포함) 기

기 및 배관에 설치된 지지대 및 방진기의 건전성과 성능 적합성을 확인한

다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3.9.3절, 5.4.14절

나. 한빛3,4호기 및 한울 3,4호기 운영기술지침서 16.4.0.5절, “ASME 코드 등급

1,2,3 기기의 가동중검사 및 시험에 대한 점검요구사항” 또는 한빛 5,6호기

및 한울 5,6호기 운영기술지침서(ITS) 제3편 4.4절, “가동중검사(ISI) 계획서”

다. 한빛3,4호기 및 한울 3,4호기 운영기술지침서 16.3/4.7.9절, “스너버” 또

는 한빛 5,6호기 및 한울 5,6호기 기술요건서(Technical Requirements

- 2581 -

Manual) 스너버 해당 절

라. 신고리 3,4호기 운영기술지침서 제3편 4.4절, “가동중검사(ISI) 계획서”

마. KEPIC MIF(지지물), MOE(방진기 가동중시험)

바. 장기가동중검사계획서(LTP) 및 차수별 검사계획서

사. 기계식 방진기 점검절차서

아. 유압식 방진기 점검절차서

자. 2차계통 배관 지지대 점검절차서

카. 과도상태 점검 관련절차서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 안전등급(2차계통 포함) 기

기 및 배관에 설치된 지지대 및 방진기의 건전성과 성능 확보를 위해 아래

점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 관련 점검 절차서 내용 검토

안전등급(2차계통 포함) 지지대 및 방진기 관련 절차서가 최종안전성분

석보고서 및 운영기술지침서 관련 절, KEPIC MIF, MOE, 제작사 권고사항

등을 반영하여 작성되었는지 확인한다.

나. 시험장비 검·교정

기계식 또는 유압식 방진기 성능시험에 사용되는 장비에 대한 검·교정

기록을 확인한다.

다. 지지대 육안점검 (KEPIC MIF)

지지대에 대한 검사물량 및 점검주기가 관련 절차서의 기준을 만족하고

손상, 간섭, 변형, 오정렬, 부식, 명패부착, 도장상태, 체결상태 등에 있어서

특이사항이 없는지 확인한다. 상온 및 고온에서 측정한 지지대(Spring

- 2582 -

Hanger Type 지지대)의 스프링 변위가 관련 절차서의 허용기준을 만족하

는지 확인한다.

라. 방진기 성능점검 (운기침/FSAR 관련 절 및 KEPIC MOE)

방진기에 대한 검사물량 및 점검주기가 관련 절차서의 기준을 만족하는

지 확인한다. 방진기의 핀과 핀 사이의 거리가 관련 절차서의 허용기준을

만족하는지 확인한다. 방진기 운전가능성을 확인하기 위하여 인장 및 압축

시 속도/가속도, 견인력 등의 시험결과가 관련 절차서의 허용기준을 만족

하는지 확인한다. 또한 대용량 기기 방진기 저장조 유위 및 작동유에 대한

성분분석 결과가 관련 절차서의 허용기준을 만족하는지 확인하며, 방진기

사용수명감시 프로그램에 대한 각 발전소별 이행계획 및 조치사항을 검토

한다.

마. 과도현상 점검

안전주입 발생, 지진으로 인한 발전소 정지, 배관 파열 등과 같이 지지

대 및 방진기에 잠재적인 손상을 일으킬 가능성이 있는 과도현상의 발생여

부를 확인한다. 과도상태가 발생한 경우에는 해당 계통의 지지대 및 방진

기에 대한 점검을 실시하고 육안검사 또는 성능시험 결과가 절차서의 허용

기준을 만족하는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 검사 특성을 고려하

여 입회는 표본검사(Sampling Inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

- 2583 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규

정”

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3.9.3절, 5.4.14절

3. 한빛3,4호기 및 한울 3,4호기 운영기술지침서 16.4.0.5절, “ASME 코드 등급

1,2,3 기기의 가동중검사 및 시험에 대한 점검요구사항” 또는 한빛 5,6호기

및 한울 5,6호기 운영기술지침서(ITS) 제3편 4.4절, “가동중검사(ISI) 계획서”

4. 한빛3,4호기 및 한울 3,4호기 운영기술지침서 16.3/4.7.9절, “스너버” 또는

한빛 5,6호기 및 한울 5,6호기 기술요건서(Technical Requirements Manual)스너버 해당 절

5. 신고리 3,4호기 운영기술지침서 제3편 4.4절, “가동중검사(ISI) 계획서”

6. KEPIC MIF(지지물), MOE(방진기 가동중시험)

7. USNRC GL 90-09, "Alternative Requirements for Snubber Visual InspectionIntervals and Corrective Actions”

8. 장기가동중검사계획서(LTP) 및 차수별 검사계획서

9. 기계식 방진기 점검절차서

10. 유압식 방진기 점검절차서

11. 2차계통 배관 지지대 점검절차서

12. 과도상태 점검 관련절차서

- 2584 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 안전관련 지지대 및 방진기

검 사 목 적 안전등급 기기 및 배관에 설치된 지지대 및 방진기의 건전성과 성능 적합성 확인

검사 주안점안전등급 기기 및 배관에 설치된 지지대 및 방진기의 설치상태를 점검하여 특이사항이 없는지 확인하고 방진기에 대한 성능 확인 등을 통해 지지대 및 방진기의 건전성 확보 여부 점검

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 안전관련 지지대 및 방진기

점검 계획- 검사 대상 범위 및 주기

2. 안전관련 지지대 및 방진기 점검 절차

3. 시험장비 검·교정 확인

4. 지지대 육안점검

5. 방진기 성능점검

6. 과도현상 점검

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 관련 절차서

- 최종안전성분석보고서- KEPIC MIF/MOE- 관련 절차서

- 관련 절차서

- 관련 절차서

- 관련 절차서

- 관련 절차서

관 련 규 정 1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 3.9.3절, 5.4.14절

2. 운영기술지침서 제3편 4.4절 “가동중검사(ISI) 계획서”

3. KEPIC MIF(지지물), MOE(방진기 가동중시험)

4. 장기가동중검사계획서(LTP) 및 차수별 검사계획서

5. 기계식 방진기 점검절차서

6. 유압식 방진기 점검절차서

7. 과도상태 점검 관련절차서

- 2585 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.11.16개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.11.16

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련 기기 및 배관 가동중검사

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김상택 ‘06.12.28 강석철 ‘06.12.28

1 최성부 ‘10.10.11 정해동 ‘10.10.11

2최성부

오규명

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 조두호 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4

김종민/

권영의/

김상현

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2586 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.11.16 안전관련 기기 및 배관 가동중검사

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급 2, 3 기기 및 배관에 대한

가동중검사(ISI ; Inservice Inspection)에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급 2, 3 기기 및 배관의 건전성

을 확인하기 위하여 비파괴검사 방법을 통한 가동중검사가 요구된다. 장기

가동중검사계획서, 차수별 가동중검사 계획서 및 관련 절차서의 요건에 따

라 가동중검사가 적합하게 수행되는 지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인

하고, 주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 수행한다.

3. 검사목적

안전등급 2, 3 기기 및 배관의 건전성을 확인하기 위한 가동중검사가

FSAR 및 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI) 등 관련 기술기준 및 절

차에 따라 적합하게 수행되는지를 확인하고, 검사대상에 대한 점검결과가

허용기준을 만족하는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제63조, “시험·감시·검사 및 보수“

나. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규

정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

- 2587 -

법에 관한 규정”

라. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.6절, “안전등급 2,3 기기의 가동중검사”

마. KEPIC Code

- MI, "원전 가동중검사“

- MN, "원자력기계“

- ME, "비파괴검사“

- MQ, "용접“

바. ASME Code

- Section XI, "Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power PlantComponents"

- Section III, "Rules for Construction of Nuclear Facility Components"

- Section V, "Nondestructive Examination"

- Section IX, "Welding and Brazing Qualifications"

사. ASNT CP-189

아. 장기가동중검사계획서(LTP)

자. KINS 경수로형 원자력발전소 규제기준 및 규제지침

- KINS/RG-N03.13, N3.14, N3.15, N3.16, N3.17, N3.18, N3.19, N4.14,N6.4 등

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

안전등급 2, 3 기기 및 배관의 건전성 확인을 위하여 다음 사항을 확인

한다.

가. 비파괴검사 범위 및 절차의 적합성

원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한 규

정”, FSAR 및 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI) 요건에 따라 작성된

장기가동중검사계획서의 적용범위, 검사항목, 검사부위, 검사방법 등에 부

합되도록 검사계획 및 절차가 수립되었는지를 확인한다. 특히 가동중검사

대상은 신규 가동중검사 대상 추가 등 필요한 경우 검사도면과 제작 및 설

- 2588 -

치도면을 비교하여, 가동중검사 부위의 적절성을 확인한다.

나. 비파괴검사원 자격 및 검사장비의 검·교정의 적합성

가동중검사를 수행하는 비파괴검사원이 KEPIC MI (또는 ASME Code

Sec. XI), ASNT CP-189 등에 부합되는 자격을 부여받았는지를 확인한다.

또한 비파괴검사에 사용되는 장비가 KEPIC ME, KEPIC MIZ 부록 및 관

련 절차서 등에 따라 검·교정이 수행되었는지를 확인한다.

다. 비파괴검사 결과 및 후속조치내용의 적합성

가동중검사 결과 및 후속조치내용이 KEPIC MI (또는 ASME Code Sec.

XI) 등 관련 요건에 따라 적합하게 처리되었는지를 확인한다.

라. 기기·배관의 보수 및 교체작업의 적합성

압력유지 기기·배관의 보수 및 교체작업에 대한 보수작업계획서를 원자

력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중검사에 관한 규정”,

KEPIC MI (또는 ASME Code Sec. XI) 요건 등에 따라 설계, 재료, 용접사

및 비파괴검사원 자격, 용접절차시방서(WPS)를 포함한 보수·교체작업 절

차, 용접부 검사 및 시험결과 등이 적합한지를 확인한다. 특히 페라이트강

재료의 경우, 재료시험성적서의 모의후열처리 시험에 대한 기록유무를 확

인하고, 모의후열처리 시간이 기기에 적용된 총 후열처리 유지시간의 80%

이상 여부를 확인한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 가동중검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입회는 표본검

사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

- 2589 -

III. 판정기준

첨부 1 (검사점검표)의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.6절, “안전등급 2,3 기기 및 배관의 가동

중검사”

2. 장기가동중검사계획서(LTP) 및 가동중검사 주기별 종합보고서

- 2590 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 안전관련 기기 및 배관 가동중검사

검 사 목 적KEPIC MI 등의 가동중검사 요건에 따른 검사대상 기기 및 배관의 건

전성 확인검사 주안점 기기 및 배관 용접부에서 확인된 결함 또는 누설의 허용기준 만족 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 검사 계획- 검사부위/주기/방법 등

2. 검사 절차

3. 검사원 자격 및 검사장비 검·교정

4. 검사결과 및 후속조치내용

5. 기기·배관의 보수 및 교체작업

- 기기·배관 및 용접재료- 용접사 및 검사원 자격- 용접 및 검사절차 - 검사 및 시험결과

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담 - 입회

- KEPIC MI(ASME XI)- 장기가동중검사계획서- 기량검증절차서 등 관련절차서

- CP-189- KINS 규제지침

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.16)

2. KEPIC MI 또는 ASME Code Sec. XI

3. ASNT CP-189

4. 최종안전성분석보고서 6.6절

5. KINS 규제지침 KINS/RG-N03.13, N3.14, N3.15, N3.16, N3.17,

N3.18, N3.19, N4.14, N6.4 등

6. 10CFR50.55a 및 USNRC Reg. Guide 1.147

- 2591 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.17개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.17

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 수질관리

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 신호상 ‘06.12.28 강석철 ‘06.12.28

1 김석훈 ‘10.10.08 정해동 ‘10.10.08

2김석훈

김상현

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 김상현 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4남태흠/

오규명‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2592 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.17 수질관리

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 원자로냉각재계통 및 2차 계통에 적

용한다.

2. 검사개요

표준형원전 및 APR1400형 원전의 원자로냉각재계통 및 2차 계통 수질

관리 항목이 제반 기술기준 및 요건에 규정된 제한치를 만족하는지 점검한

다. 상기 주요계통이 부식에 대한 건전성을 확보하고 있는지 확인하고자,

원자로냉각재계통의 염소, 용존산소, 불소 등의 점검방법, 점검주기 및 농

도관리의 적합성 확인, 증기발생기 2차 계통의 pH, 양이온전도도, 염소, 나

트륨, 황 등의 점검방법, 점검주기 및 농도관리의 적합성을 서류검토, 면담,

현장입회를 통해 검사한다.

3. 검사목적

발전소 운영기술지침서, 안전성분석보고서 및 관련 절차서에서 요구하는

점검주기 및 점검방법에 따라 원자로냉각재계통 및 증기발생기 2차측 수질

관리의 적합성을 검토하여, 관련계통이 부식에 대한 건전성을 확보하고 있

는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2593 -

가. 발전소 운영기술지침서 제1편 3장 "운전제한조건 및 점검요구사항“

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 9.3.4장, 10.3.5장

다. 특정기술주제보고서 “증기발생기 관리프로그램 통합지침서”, 부록 4,“증기발생기 보호를 위한 수질관리 프로그램”

라. 특정기술주제보고서 “증기발생기 관리프로그램 통합지침서”, 표준지침서 6,“2차 계통 수질관리”

마. 발전소 수질관리 및 복수기 누설관련 운영절차서

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

발전소 운영기술지침서, 최종안전성분석보고서, 특정기술주제보고서 “증

기발생기 관리프로그램 통합지침서” 및 수질관리 관련 발전소 운영절차서

에서 요구하는 점검주기 및 방법에 따라 원자로냉각재계통 및 증기발생기

2차측 수질관리의 적합성을 확인하기 위하여 아래 점검내용의 적합성을 확

인한다.

가. 원자로냉각재계통의 수질관리

원자로냉각재계통 재료의 부식을 억제하고, 핵연료 피복관의 건전성 및 성

능을 확보하기 위하여 염소, 황, 용존산소 및 불소 농도가 제한치내에 유지되

는지를 점검한다.

1) 원자로냉각재 기동운전 수질조건 확인

가) 조치단계별 원자로냉각재 수질(pH, 하이드라진, 리튬, 용존수소, 용

존산소, 염소, 불소, 붕소, 황산) 제한치 및 측정치 확인

2) 원자로냉각재 출력운전 중 수질조건 확인

가) 조치단계별 원자로냉각재 수질(pH, 전도도, 용존수소, 용존산소, 염

소, 불소, 붕소, 황산) 제한치 및 측정치 확인

3) 원자로냉각재 정지운전(재장전 포함) 수질조건 확인

가) 조치단계별 원자로냉각재 수질(pH, 염소, 불소, 용존수소, 황산, 붕

소) 제한치 및 측정치 확인

- 2594 -

나. 2차 계통의 수질관리

증기발생기 2차 계통 재료의 부식을 억제하기 위하여 조치단계별 관리항목이

제한치내에 유지되는지를 점검한다.

1) 출력운전 중 수질조건 확인

가) 조치단계별 증기발생기 취출수 수질(양이온전도도, 나트륨, 염소, 황산, 붕소)제한치 및 측정치 확인

나) 조치단계별 급수 수질(pH, 하이드라진, 철, 구리, 용존산소) 제한치 및 측정치 확인

다) 조치단계별 복수 수질(산소) 제한치 및 측정치 확인

2) 가열/고온정지 수질조건 확인

가) 조치단계별 증기발생기 취출수 수질(나트륨, 염소, 황산, 붕소) 제한치

및 측정치 확인

나) 조치단계별 급수 수질(pH, 용존산소, 하이드라진) 제한치 및 측정치 확인

3) 저온정지 및 습식 휴관 수질조건 확인

가) 조치단계별 증기발생기 취출수 수질(pH, 하이드라진, 나트륨, 염소, 황산, 붕소)및 충수 공급원 수질(용존산소) 제한치 및 측정치 확인

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

- 2595 -

V. 참고문헌

1. EPRI TR-105714, "PWR Primary Water Chemistry Guidelines"

2. ERPI TR-102134, "PWR Secondary Water Chemistry Guidelines"

- 2596 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설검 사

원

검 사 항 목 수질관리

검 사 목 적 1, 2차 계통의 수질 건전성 확인

검사 주안점 1, 2차 계통 수질관리 기록 및 이상상태 시의 조치내용 검토

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 시험/점검절차서의 적합성

2. 시험/검사원 자격 인증의 적합성

3. 시험/검사장비 검교정 결과 확인

4. 시험/점검내용 및 결과의 적합성

- 1차계통 수질분석 결과- 2차계통 수질분석 결과

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담

- 서류검토- 면담- 입회

- 서류검토- 면담- 입회

- FSAR, Tech. Spec. 및 각종 수질관리지침

- 발전소 운영 및 점검 절차서

- 발전소 운영 및 점검 절차서

- FSAR, Tech. Spec. 및 각종 수질관리지침

관 련 규 정 1. 운영기술지침서 제1편 3장 “운전제한조건 및 점검요구사항”

2. 최종안전성분석보고서 9.3.4, 10.3.5

3. 증기발생기 관리프로그램 통합지침서 부록 4, 표준지침서 6

4. 발전소 운영 및 점검 절차서

5. NSSS 공급자의 수화학지침서 및 기기 제작사의 OM Manual

6. EPRI, "PWR Primary Water Chemistry Guidelines"

7. EPRI, "PWR Secondary Water Chemistry Guidelines"

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2597 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.11.18개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : IV.11.18

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 탄소강배관 감육

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2김석훈

오규명

‘12.06.11

‘14.03.18

김용범

김용범

‘12.06.11

‘14.03.18

3 고한옥 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4안수훈/

오규명‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2598 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.11.18 탄소강배관 감육

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 주증기계통, 복수 및 급수계통, 증기

발생기 취출수계통, 보조급수계통 등의 탄소강 배관에 적용한다.

2. 검사개요

계통을 따라 흐르는 냉각수 또는 습증기에 노출된 강관(steel piping)은

유동가속부식(Flow-accelerated corrosion)으로 인해 표면이 손상되어 벽두

께가 감소될 수 있다. 특히, 습증기를 운반하는 탄소강 배관은 유동가속부

식에 취약하다. 유동가속부식에 의한 탄소강 배관의 파손은 발전소의 안전

성 및 운전에 나쁜 영향을 줄 수 있으므로, 이를 방지하기 위한 적절한 감

시와 정비가 요구된다.

유동가속부식으로 인한 탄소강 배관의 파손을 방지하기 위하여 사업자

가 수행하고 있는 감시 프로그램의 적절성과 그 이행상태의 적절성을 서류

검토, 면담, 현장입회를 통해 검사한다. 또한, 유동가속부식으로 인한 배관

손상 및 설계변경 등에 기인한 탄소강 배관 정비프로그램의 적절성을 서류

검토, 면담, 현장입회를 통해 검사한다.

3. 검사목적

배관의 유동가속부식 민감도 예측, 두께측정 대상 선정, 두께측정 및 평

가, 후속조치 등이 포함된 사업자의 배관 감시 프로그램 및 그 이행상태의

- 2599 -

적절성을 확인하고, 유동가속부식으로 인한 배관손상 및 설계변경에 기인

한 보수/교체의 적절성을 확인하여 탄소강 배관의 건전성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

나. ASME B31.1, "Power Piping"

다. ASME Code Sec. III, "Rules for Construction of Nuclear FacilityComponents"

라. ASME Code Sec. Ⅴ, "Nondestructive Examination"

마. ASME Code Sec. IX, "Welding & Brazing Qualifications"

바. ASME Code Sec. XI, "Rules for Inservice Inspection of NPPComponents"

사. ASME Code Sec. XI Code Case N597, "Requirements for AnalyticalEvaluation of Pipe Wall Thinning"

아. KEPIC MN, ME, MQ, MI

자. EPRI NSAC-202L, "Recommendations for an Effective Flow-AcceleratedCorrosion Program"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 기기의 유동가속부식 민감도 해석, 검사대상 선정 및 검사, 감육률

결정을 위한 검사 자료의 분석 및 평가, 후속 검사시기 결정 및 최

소요구두께 이하로 감육이 예상되는 기기의 보수/교체를 위한 체계

적 방안이 사업자의 배관감육 감시프로그램에 반영되어 있는지를

확인한다.

1) 기기의 유동가속부식 민감도 해석

- 민감도 해석에 사용된 전산프로그램 또는 기타 방법의 적절성을 검

토한다.

- 민감도 해석을 수행하기 위해 배관의 재료 유형, 배관형상(직경 및

형태), 운전 및 수화학조건(계통 온도, 압력, 유속, 건조, pH, 용존산

- 2600 -

소 함량 등)의 정보가 적절히 입력되어 사용되었는지를 검토한다.

- 직관부를 포함하여 유동가속부식에 민감한 모든 기기들이 해석대상

에 포함되어 있는지 검토한다.

2) 검사, 평가 및 후속조치

- 검사대상을 선정하는 기준이 잘 수립되어 있는지 확인한다.

- 검사대상 선정 기준에 운전경험을 반영하는 요건이 포함되어 있는

지 확인한다.

- 검사주기 및 감육 추세 결정을 위한 기준이 잘 수립되어 있는지 확

인한다.

- 벽두께에 대한 합격기준이 잘 수립되어 있는지 확인한다.

- 감육이 발견되었을 때 취하여야 하는 건전성 평가, 추가검사, 보수

및 교체 등의 후속조치에 대한 기준이 잘 수립되어 있는지 확인한

다.

나. 유동가속부식으로 인한 배관의 손상을 방지하기 위하여 사업자가 자

신들이 수립한 배관 감시 및 정비프로그램을 잘 이행하고 있는지를

점검하기 위하여 다음 사항을 확인한다.

- 두께측정을 위한 검사절차서가 현재 유효한 것인지 확인한다.

- 검사절차서에 초음파두께 검사방법이 적절히 기술되어 있는지 확인

한다.

- 비파괴검사를 수행하는 자의 자격이 적절히 인정되어 있는지 확인

한다.

- 비파괴검사 및 관련 장비가 교정주기에 따라 적절히 교정되어 있는

지 확인한다.

- 두께측정 결과가 절차서에 따라 적절히 서류화 되어 있는지 확인한

다.

- 두께측정 결과에 대한 평가가 절차서에 따라 적절히 수행되어 서류

화되어 있는지 확인한다.

- 두께측정 결과의 재현성을 보증하기 위하여 측정 그리드 형태가 적

절한지 확인한다.

- 동일 또는 유사한 형태의 발전소에서 일어난 유동가속부식에 따른

배관 손상과 관련한 운전경험이 검사 대상에 적절히 포함되어 있는

지 확인한다.

- 2601 -

다. 유동가속부식으로 인하여 손상된 탄소강 배관 보수/교체의 적절성

을 확인한다.

- 보수/교체 계획이 사전에 수립되는지 확인한다.

- 보수/교체 계획에 적용 기술기준이 명확히 기술되어 있는지 확인한

다.

- 용접, 검사 및 시험이 기술기준 및 관련 절차서에 따라 적절히 수

행되었는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부된 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다. 다만, 동일한 검사가 반복

적으로 수행되는 탄소강배관 감육 검사의 경우, 검사 특성을 고려하여 입

회는 표본검사(sampling inspection)로 수행한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부된 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. Generic Letter 89-08, "Erosion/corrosion induced pipe wall thinning,"US NRC, 1989

2. Bulletin 87-01, "Thinning of pipe walls in nuclear power plants," USNRC, 1987

3. Inspection Manual, IP-49001, "Inspection of Erosion-Corrosion/Flow-AcceleratedCorrosion Monitoring Program" US NRC, 1998

4. "Erosion/corrosion induced pipe wall thinning in U.S. NPPs," NUREG-1344,US NRC, 1989

- 2602 -

5. Bindi Chexal, Jeffrey Horowitz, et al., "Flow-accelerated corrosion inpower plants," TR-106611-R1, EPRI, 1998

6. G. A. Delp, J. D. Robinson, and M. T. Sedlack, "Erosion/corrosion innuclear power plants steam piping: Causes and inspection programguidelines," NP-3944, EPRI, 1985

- 2603 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 탄소강배관 감육

검 사 목 적유동가속부식에 대한 배관 감시 프로그램과 정비프로그램의 적절성 및

그 이행상태의 적절성을 점검함으로써 탄소강 배관의 건전성 확인

검사 주안점1. 배관 감시/정비 프로그램의 적절성

2. 손상된 배관의 건전성평가 및 조치

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 배관감육감시 프로그램의

적절성

- 기기의 유동가속부식 민감도

해석

- 검사, 평가 및 후속조치

2. 배관감육감시 프로그램의

이행상태 적합성

- 검사절차서

- 비파괴검사자 자격인정

- 비파괴검사 장비

- 두께측정 결과의 서류화

- 두께측정 결과의 평가

- 운전경험의 반영

3. 배관 보수/교체의 적합성

- 보수/교체 계획

- 용접, 검사 및 시험

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- EPRI NSAC-202L- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 10장

2. ASME B31.1, "Power Piping"

3. ASME Code Sec. III, V, IX, XI

4. ASME Code Sec. XI Code Case N597, "Requirements for Analytical

Evaluation of Pipe Wall Thinning"

5. KEPIC MN, ME, MQ, MI

6. EPRI NSAC-202L, "Recommendations for an Effective Flow- Accelerated

Corrosion Program"

- 2604 -

- 2605 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.11.19개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.19

검사대상시설명 : 기타 원자로의 안전에 관계되는 시설

제 목 : 경년열화관리 점검

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

정연기/김경조/최성부/이상민홍진기B

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3김종민최영환

‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4안수훈/

오규명‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2606 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.11.19 경년열화관리 점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 경년열화관리 점검에 적용한다.

2. 검사개요

발전용원자로운영자는 해당 원자로시설의 운영허가를 받은 날부터 10년

마다 원자력안전법 시행령 제36조에 따라 주기적 안전성평가를 수행하고

있으며, 원자력안전법 시행령 제37조에 따라 주기적 안전성평가 내용에는

경년열화에 대한 사항이 포함되어야 한다. 상기 주기적 안전성평가보고서

는 심사 업무를 통해 검토되며, 계속운전 신청서류에 대한 평가 시 심사

및 현장 점검이 수행된다.

경년열화 완화대책 및 관리계획은 원자력안전법 시행규칙 제20조제1항

7호에 따라 최초 주기적안전성평가가 수행된 ’10년 이상 가동원전‘에 대해

적용한다. 또한 계속운전 원전의 경우에는 최종안전성분석보고서에 계속운

전기간의 경년열화관리계획 및 시간제한경년열화제한평가 내용이 신규로

반영된다. 이에 따라 10년 이상 가동원전에 대해서는 경년열화관리계획 통

합관리방안의 적절성과 표본으로 선정된 개별 경년열화관리계획이 적합하

게 이행되는 지를 서류검사 및 면담을 통하여 확인하고, 주요공정에 대하

여는 필요시 입회검사를 수행한다.

3. 검사목적

- 2607 -

가동원전의 경년열화관리 점검은 발전소별 경년열화관리계획 및 이행현

황의 적합성을 확인하기 위해 수행한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전법 시행령 제36조(주기적 안전성평가의 시기 등)

나. 원자력안전법 시행령 제37조(주기적 안전성평가의 내용)

다. 원자력안전법 시행규칙 제20조(주기적 안전성평가의 세부내용)

라. 원자력안전위원회고시(원자로.35) “원자로시설의 계속운전 평가를 위한

기술기준 적용에 관한 지침”

마. 원자력안전과-1566(2011.05.06)호, “국내 원전 안전점검 결과 및 개선대책

통보”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

경년열화관리대상 항목 중에서 표본을 선정하여 선정된 항목의 경년열

화관리방안 및 이행이 적합하게 수행되는 지를 확인한다. 그리고 계속운전

원전에 대하여는 원자력안전위원회고시(원자로.35) “원자로시설의 계속운전

평가를 위한 기술기준 적용에 관한 지침”의 규정사항 및 최종안전성분석보

고서의 “계속운전기간의 경년열화관리계획 및 시간제한경년열화제한평가”

내용을 고려해야 한다.

가. 경년열화관리 프로그램 통합관리방안의 적절성

경년열화관리 프로그램 통합관리방안 (또는 이행지침), 경년열화관리 프

로그램에 대한 주기적인 유효성 평가, 교육훈련 등 해당 경년열화관리 프

로그램 통합관리방안의 일반적 이행 현황

나. 개별 경년열화관리 프로그램 이행현황의 적절성

개별 경년열화관리 프로그램 중 타 정기검사 항목에 포함되지 않은 항

목에 대해서 표본검사를 수행하며, 개별 경년열화관리 프로그램의 점검계

- 2608 -

획, 절차, 이행결과 및 후속조치내용 등이 관련 지침 또는 절차를 만족하는

지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1 (검사점검표)의 “검사방법”에서 기술한 바와 같이 서류검토 및

면담과 주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 통하여 수행한다.

3. 검사 유의사항

계속운전 원전의 경우에는 최종안전성분석보고서에 반영된 “계속운전기

간의 경년열화관리계획 및 시간제한경년열화제한평가” 내용을 고려하여 점

검한다.

III. 판정기준

첨부 1 (검사점검표)의 “합격기준”을 적용한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.26) “원자로시설의 품질보증 세부요건에 관

한 기준”

2. 경년열화관리프로그램 운영지침 및 경년열화 관련 운영절차서

3. 한국원자력안전기술원, 가압경수로형 원자력발전소 주기적안전성평가 심

사지침서 (KINS/GE–N7), 2014.12

4. 한국원자력안전기술원, 가압경수형 원전 계속운전 심사지침서(KINS/GE–N8), 2006.3

5. 최종안전성분석보고서 “계속운전기간의 경년열화관리계획 및 시간제한경

년열화제한평가” 관련 절

6. U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-1800, Rev.1, StandardReview Plan for Review of License Renewal Applications for NuclearPower Plants, 2005.9

- 2609 -

7. U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-1801, Rev.1, GenericAging Lessons Learned(GALL) Report, 2005.9

8. IAEA Safety Guide, NS-G-2.10, Periodic Safety Review of NuclearPower Plants, 2003

9. IAEA Safety Guide, NS-G-2.12, Ageing Management for NuclearPower Plants, 2009

10. NEI 95-10, Industry Guideline for Implementing the Requirements of10 CFR Part 54 (The License Renewal Rule)

11. ASME B&PV Sec. Ⅲ Division 1 Appendix W, Environmental Effectson Components

- 2610 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원

검 사 항 목 경년열화관리 점검

검 사 목 적 - 경년열화관리 프로그램 통합관리방안 및 세부 이행현황 점검

검사 주안점- 경년열화관리 프로그램 통합관리방안(또는 운영지침) 이행 현황 확인

- 개별 경년열화관리 프로그램(표본) 이행현황의 적절성 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 경년열화관리 프로그램

통합관리방안(또는 운영

지침) 이행현황 적절성

2. 개별 경년열화관리 프로그

램 (표본) 이행결과 확인

- 계획, 절차 및 이행결과의

적합성

- 경향분석 및 시정조치내용

의 적합성 등

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 경년열화관리 프로그

램 통합관리방안 (또는 운영지침)

- 개별 경년열화관리프

로그램별 관리 절차

- (계속운전 원전)FSAR “계속운전

기간의 경년열화

관리계획 및 시간

제한경년열화제한

평가” 관련 절차

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.35) “원자로시설의 계속운전 평가를

위한 기술기준 적용에 관한 지침”

2. 원자력안전과-1566(‘11.5.6), “국내 원전 안전점검 결과 및 개선대책

통보” 및 후속대책 (추진실적 및 이행계획) 검토보고서

3. 한국원자력안전기술원, 가압경수로형 원자력발전소 주기적안전성평

가 심사지침서 (KINS/GE–N7), 2014.12

4. (계속운전 원전) 한국원자력안전기술원, 가압경수형 원전 계속운전

심사지침서(KINS/GE–N8), 2006.3

5. IAEA Safety Guide, NS-G-2.10, Periodic Safety Review of

Nuclear Power Plants, 2003

6. (계속운전 원전) 최종안전성분석보고서 “계속운전기간의 경년열화

관리계획 및 시간제한경년열화제한평가” 관련 절

- 2611 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.11.20개 정 번 호 4발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.11.20

검사대상시설명 : 기타 원자로 안전에 관계되는 시설

제 목 : 안전관련계통 누설점검

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김낙철 ‘06.12.28 정해동 ‘06.12.28

1 정연기 ‘10.10.08 정해동 ‘10.12.28

2이상민A/김낙철이상민A

‘12.06.11‘14.03.18

김용범김용범

‘12.06.11‘14.03.18

3 고한옥 ‘15.07.28 김용범 ‘15.07.28

4남태흠/

오규명‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

- 2612 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.11.20 안전관련계통 누설점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전등급 1, 2, 및 3 압력유지

(Pressure-Retaining) 기기에 대한 육안누설검사와 안전관련 계통 및 기기

에 대한 붕산부식 검사 및 평가에 적용한다.

2. 검사개요

한국표준형 및 APR1400형 원전의 안전관련 계통 누설점검은 안전등급

1, 2, 및 3 압력유지(Pressure-Retaining) 기기에 대한 육안누설검사와 안전

관련 계통 및 기기에 대한 붕산부식 검사 및 평가의 적합성을 확인하기 위

해서는 주기적인 점검이 요구된다. 관련 검사기준 및 근거에 따라 작성된

점검절차서의 점검주기 및 요구사항에 따라 적합하게 점검되고 있는지를

서류검사 및 면담을 통하여 확인하고, 주요공정에 대하여는 필요시 입회검

사를 수행한다.

3. 검사목적

안전등급 1, 2 및 3 기기에 대한 육안누설 검사와 안전관련 계통 및 기

기에 대한 붕산부식 검사 및 평가가 관련 요건에 따라 적절히 수행됨을 확

인하고, 육안누설검사중 누설이 확인되거나 시정조치가 요구되는 붕산부식

또는 누설흔적이 발견되면 시정조치의 적절성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

- 2613 -

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제21조 “원자로냉각재계통 압

력경계”

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제63조 “시험·감시·검사 및 보

수“

다. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한

규정”

라. 발전소별 최종안전성분석보고서(FSAR)

- 5.2.4절, “Inservice Inspection and Testing of the Main PrimarySystems"

- 6.6절, "Inservice Inspection of Class 2 and 3 Components"

마. 가동중검사계획서 관련 운영기술지침서

- 4.4절, “가동중검사계획서”

- 5.4절, “가동중검사 결과보고서”

바. KEPIC MI, "원전 가동중검사“ (또는 ASME Code Section XI)

사. 장기가동중검사계획서 (LTP) 및 차수별 가동중검사계획서

아. 육안누설검사 관련 점검절차서

자. 붕산부식검사 및 평가 관련 표준 절차서 및 발전소별 점검 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

안전등급 1, 2, 및 3 기기에 대한 육안누설검사 절차서는 계획예방정비

기간중 기기의 분해점검, 보수 및 교체 등의 정비가 완료된 후, 또는 계통

운전중에 계통압력시험(System Pressure Test)을 실시하여 검사대상 계통

및 기기의 누설 부위여부를 확인하여 사전에 시정조치가 적절히 수행되는

지를 확인한다. 그리고, 붕산부식 검사 및 평가 절차서가 원자로냉각재누설

로 인하여 생성되는 붕산용액 또는 붕산결정에 의한 압력경계의 열화를 방

지하고, 또한, 소량누설을 적시에 감지한 후 적절한 시정조치를 할 수 있도

록 수립되어 있는지를 확인한다.

가. 점검 절차서의 적합성 검토

- 2614 -

안전등급 1, 2, 및 3 기기에 대한 육안누설검사 절차서가 해당 안전관련

계통의 누설여부를 적절히 수행할 수 있도록 검사대상 계통 및 기기, 검사

자 자격인증, 점검내용, 보온재 제거 절차를 포함한 점검 절차, 합격기준

및 시정조치 절차 등이 적용 기술기준(KEPIC IWA 5000 또는 ASME

Code Sec. IWX 5000)의 요건에 따라 적절히 수립되어 있는지를 확인한다.

붕산부식 검사 및 평가 절차서가 표준 절차서를 참조하여 원자로냉각재

계통 및 보조계통의 붕산누설 여부를 체계적으로 검사, 평가하기 위한 절

차로서 충분한지를 확인한다. 국내외 원전의 누설사례 및 조치사항을 참조

하여 누설 원인 검토, 향후 설계 개선 또는 점검 강화 등에 대한 대책을

수립·이행하고 있는지 여부를 확인한다. 원자로 상부헤드 관통관 육안검사

주기는 표준기행 절차서, 운전연수 및 원자로헤드 온도를 기준으로 평가된

상부헤드 EDY(Effective Degradation Year) 평가결과를 검토하여 관련 절

차서 내에 점검주기가 적절히 선정되어 있는지를 확인한다.

나. 검사자 자격인증의 적합성

안전등급 1, 2 및 3 기기 육안누설검사자가 적용기술기준인 KEPIC

MIA-2000(또는 ASME Code Sec. XI IWA-2000)의 관련 요건에 따라 수립

된 비파괴 검사자 자격부여절차에 따라 검사에 요구되는 자격인증을 받았

는지를 확인한다.

붕산부식 취약부위 선정, 체계적인 검사 수행, 검사이력 관리와 국내·외

검사 및 평가결과 등을 개별 원전 적용 등을 일관성 있고 체계적으로 관리

하기 위하여 붕산부식 검사 관리자를 지정하고, 붕산부식 검사 및 평가업

무를 적절히 수행하도록 체계적인 교육훈련계획이 수립 및 이행되고 있는

지를 확인한다.

다. 검사결과의 적합성

안전등급 1 기기에 대한 육안누설 검사가 해당 계통 및 기기의 시험조

건(발전소 운전모드 3, 매주기)에서 수행되고, 누설유무를 확인하고, 시정조

- 2615 -

치가 요구되는 결함(누설흔적)이 있는지 여부를 확인한다. 안전등급 2, 3

기기(해당 계통 정상운전조건, 매 단주기)에 대한 육안누설검사는 운전형태

에 따라 각 계통의 기능시험이 수행중일 때 수행하고 있는지를 확인한다.

또한 누설흔적 등의 시정조치가 요구되는 사항이 있는지 여부를 확인한다.

붕산부식 검사 및 평가에 대한 점검은 원자로 상부헤드 관통부, 원자로

하부헤드 관통부 등의 이종금속용접부, 증기발생기 플랜지 및 볼트, 가압기

플랜지 볼트 및 전열기 관통부, 원자로냉각재펌프 케이싱 플랜지 볼트 및

씰 하우징 스터드, 밸브 및 배관 연결 플랜지 등 절차서의 점검주기 및 대

상 부위에 따라 수행되고, 점검 결과로 붕산수의 누설 흔적 등의 시정조치

가 요구되는 결함이 있는 지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1 (검사점검표)의 “검사방법”에서 기술한 바와 같이 서류검토 및

면담과 주요공정에 대하여는 필요시 입회검사를 통하여 수행한다.

3. 검사 유의사항

가. 정상운전중 누설 등으로 인한 시정조치 유무, 계획예방정비를 위한 냉

각(Cooldown)과정에서 작업조치 예정사항 유무를 확인한다.

나. 원자로냉각재계통 누설시험 점검항목에서 검토하고 있는 미확인누설

등의 경향분석 결과와 방사선 감지기/원자로건물 열교환기 표면 등의

점검 결과의 특이사항 유무 등의 원자로건물내 누설 사전인자

(Precursor)를 면담을 통해 확인한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

- 2616 -

1. USNRC Generic Letter 88-05(1998. 3. 17), “Boric Acid Corrosion ofCarbon Steel Reactor Pressure Boundary Components in PWR Plants”

2. WCAP-15988-NP, "Generic Guidance for an Effective Boric AcidInspection Program for Pressurized Water Reactors (Westinghouse,March 2003)

3. EPRI Boric Acid Corrosion Guidebook, Revision 1 (November, 2001)

- 2617 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K형 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 검 사 원검 사 항 목 안전관련계통 누설 점검

검 사 목 적1. 안전등급 기기 및 배관에 대한 압력유지 건전성 확인 2. 안전등급 기기 및 배관에 대한 붕산부식 등 열화상태 점검 및

시정조치 확인

검사 주안점 안전등급 기기 및 배관에 대한 육안누설/붕산부식 검사결과의 허용기준 만족 여부 및 후속조치 적절성 여부

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 안전관련계통 누설 점검 계

획

- 검사 대상범위 및 주기

- 검사방법(육안 검사)

2. 안전관련계통 누설 점검 절

차

- 육안누설 검사 절차

- 붕산부식 검사 절차

3. 검사원 자격 및 검사장비 검·교정 상태

4. 점검 결과 및 후속조치 내용

- 누설 및 붕산흔적 발견시 후

속조치 적절성

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 최종안전성분석보고서

- KEPIC MI(ASME XI)

- 관련 절차서

- KEPIC MI(ASME XI)

- 관련 절차서

- 최종안전성분석보고서

- KEPIC MI(ASME XI)

- 관련 절차서

관 련 규 정

1. 원자력안전위원회고시(원자로.16) “원자로시설의 가동중 검사에 관한

규정”

2. 운영기술지침서 3편 4.4절 “가동중점검(ISI) 계획서” 및 5.4절 “가동

중검사 결과 보고서”

3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 5.2.4절, 6.6절

4. 발전소별 장기가동중검사계획서 (LTP)

5. KEPIC MI" 원전 가동중검사“ (또는 ASME Code Sec. XI "Rules for

In-Service Inspection of Nuclear Power Plant Components")

6. 발전소별 붕산부식 검사 및 평가 절차서

7. 발전소별 안전등급 1,2,3 기기 육안누설검사 절차서

- 2618 -

- 2619 -

12. 운영기술능력 분야

- 2620 -

- 2621 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.12.1개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.12.1

검사대상시설명 : 운영 기술능력 분야

제 목 : 인적요소의 관리

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이동훈 ‘06.12.28 김대일 ‘06.12.28

1 윤영식 ‘10.10.12 김대일 ‘10.10.12

2

정윤형

유영진

정윤형

‘12.06.04

‘13.12.13

‘14.03.17

박현신

박현신

정충희

‘12.06.05

‘13.12.17

‘14.03.18

3 김지태 ‘15.04.10 정충희 ‘15.04.10

- 2622 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

IV.12.1 인적요소의 관리

문서, 인간공학 지침서 등을 근거로 점검된다. 이와 함께 발전소 운영과

관련된 인적요소의 유지․관리 사항으로 인간공학 측면에서 설계변경 및 절

차서 개정에 따른 교육 및 훈련 관련 제반사항을 점검한다.

3. 검사목적

본 검사의 목적은 인적오류 발생을 최소화하기 위해 발전소 운영자가

인적오류관련 사고 및 사고근접 사례를 적절하게 분석하여 그 결과에 따른

교훈 및 예방책을 적절하게 반영하고, 직무수행능력 저하방지를 위한 설계

변경과 시험․보수 시 인적오류 예방, 운전원 교육 등의 조치가 적합하게

유지․관리되고 있음을 확인하는 것이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력시설 등의 기술기준에 관한규칙 제57조 “인적 요소의 관리”

나. 최종안전성분석보고서 제18장 (인간공학)

다. NUREG-0700 Rev.0, "Guidelines for Control Room Design Reviews"

라. NUREG-0700 Rev.02, "Human-System Interface Design Review

Guidelines"

마. NUREG-0737 Supplement 1, "Clarification of the TMI Action Plan

Requirements: Requirements for Emergency Response Capability"

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 인적요소에 의한 사고 및 사고근접사례 관리

- 2623 -

1) 사고 및 사고근접사례의 인적행위개선 관리상태 점검

가) 인적행위개선관리 운영조직 구성 적합성 확인

나) 인적오류사례 수집 및 보고 시의성 확인

다) 사고사례와 사고근접사례 선정 적합성 확인

라) 사고 및 사고근접사례 분석 내용 타당성 확인

마) 시정조치 내용 적합성 및 발전소 적용 타당성 확인

바) 타 발전소 사례반영 적합성 및 활용성 확인

사) 절차서에 명시된 책임사항 이행 적절성 확인

아) 경험사례의 운전원 교육․훈련 반영 적합성 확인

자) 상기 내용을 포함한 문서관리 적절성 확인

차) 위 사항을 종합한 표준절차서 표준운영-2035A “인적오류예방기법

및 활용,” 표준운영-2035B “원전인적행위 개선관리(K-HPES)” 이행

적절성 확인

2) 사고근접사례 도출∙관리와 관련있는 아래 표준절차서의 적용 내용 및

결과 점검

가) 표준안전-1013 “관리자 관찰”

나) 표준운영-2038 “국내외 운전경험 활용 및 관리”

다) 표준운영-2036 “운영개선프로그램”

나. 직무수행 저하방지를 위한 조치

1) 인간-시스템연계 설비의 설계 변경․개선사항 점검

가) 설계 변경․개선 내용의 최종안전성분석보고서 및 인간공학설계 지

침에의 부합성 확인

나) 설계변경 내용에 대한 현장 확인

다) 경험사례의 운전원 교육․훈련 반영 적합성 확인

2) 시험․보수 시 인적오류 예방활동의 적합성 점검

가) 작업전회의/작업후평가 이행실적과 점검

- 2624 -

나) 운영개선프로그램(Corrective Action Program; CAP) 이행실적 점검

과 후속조치 적합성 확인

다) 절차서에 명시된 책임사항 이행 및 문서관리 적절성 확인

3) 표준운영-2035A “인적오류 예방기법 및 활용”에 의한 인적오류 방지대

책 유지․관리상태 점검

가) 절차서에 명시된 책임사항 이행 및 문서관리 적절성 확인

나) 용역업체의 인적오류 예방활동 점검

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력시설 등의 기술기준에 관한규칙 제57조 “인적 요소의 관리”

2. 최종안전성분석보고서 제18장 (인간공학)

3. 표준안전-1013 “관리자 관찰”

4. 표준운영-2035A “인적오류 예방기법 및 활용”

5. 표준운영-2035B “원전인적행위개선관리(K-HPES)”

6. 표준운영-2035C “작업전 회의 및 작업후 평가”

7. 표준운영-2036 “운영개선프로그램”

8. 표준운영-2038 “국내외 운전경험 활용 및 관리”

9. 표준정비-9044B “설계변경관리”

- 2625 -

10. 해당 발전소의 절차서 작성, 개정 및 관리 관련 절차서

11. NUREG-0700 Rev.0 "Guidelines for Control Room Design Reviews"

12. NUREG-0700 Rev.02 "Human-System Interface Design ReviewGuidelines"

- 2626 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 운영기술능력 분야 검 사 원

검 사 항 목 인적요소의 관리

검 사 목 적발전소 운영관련 인적 요소의 교훈 반영 및 직무 수행능력을 저하를 예방하기 위한 조치의 적합성 확인

검사 주안점

인적오류 관련 사고 및 사고근접 사례분석을 통한 교훈 및 예방책을 설비, 절차서와 교육훈련에 적절하게 반영하였고, 설계변경과 시험․보수 시 직무수행능력 저하를 예방하도록 적합하게 관리되는 가를 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법 합 격 기 준

1. 인적요소에 의한 사고 및

사고근접사례 관리 적합성

가. 인적행위개선관리체제 운영

나. 사고근접사례 도출 및 관리

2. 직무수행능력 저하방지를

위한 조치의 적절성

가. 설계변경 시 인적요소의

반영

나. 시험․보수 시 인적오류

예방 활동의 적합성

다. 운전원 교육훈련 반영

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 원자로시설 등의

기술기준에 관한 규칙

제57조에 대한 부합성

- NUREG-0700 인간공학

상세설계 지침에 대한

부합성

․ 주제어실

․ 안전변수지시계통

․ 원격정지실

- NUREG-0700 인간공학

지침에 대한 부합성

- 관련 절차서 기준에

대한 부합성

관 련 규 정 1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제57조(인적요소의 관리)

2. 최종안전성분석보고서 제18장 (인간공학)

3. NUREG-0700 Rev.0 (제어실 상세 설계검토)

4. NUREG-0700 Rev.2 (인간-시스템연계 설비 설계검토 지침)

- 2627 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.12.2개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.12.2

검사대상시설명 : 운영 기술능력 분야

제 목 : 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김상재 ‘06.12.28 이덕헌 ‘06.12.28

1 이경원 ‘10.10.15 이덕헌 ‘10.10.15

2 유선오 ‘14.3. 이덕헌 ‘14.3.

3 박준상 ‘15.04.10 이덕헌 ‘15.04.10

4

- 2628 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.12.2 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

운영기술능력 중 비상운전절차서

2. 검사개요

원전 운전과 관련한 절차서 중 비상운전절차서의 유지 관리 체계, 유지

및 관리 현황, 개정 및 교육훈련의 적절성을 검사한다.

3. 검사목적

운영허가 단계에서 허가된 비상운전절차서 개발계획서에 따라 작성된

비상운전절차서가 관련 규정에 적합하게 유지 관리되고 있는지를 확인한

다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제56조(운영절차서)

나. 원자력안전법 제20조(운영허가) 2항 및 원자력안전법 시행규칙 제16조(운영허가의 신청 등) 제5항제3호에 “비상운전절차서의 작성 시 적용할

기술적 근거 및 검증방법에 관한 설명서” 제출

- 2629 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 비상운전절차서(EOP)의 유지 관리상태

비상운전절차서는 주제어실 등 필수 비치 위치에 최근본이 배치되어 있

어야 하며, 비상운전절차서 개정 관리는 관련 절차(기술행정 절차서)에 따

라 수행되어야 한다. 동 사항에 대한 점검 방법은 다음과 같다; (1) 비상

운전절차서 개정 관리 상황 점검은 비상운전절차서 유지관리 대장 등 관련

서류 검토와 담당자 면담을 통하여 수행하며, (2) EOP 현장 비치 상태의

적절성은 비치장소 방문을 통하여 확인한다. (3) 설계변경, 운전경험 등을

샘플 검토하여 EOP 개정의 적절성을 확인한다.

나. EOP관련 운전원 훈련의 적절성

원자로 운영자는 비상운전절차서 및 개정 사항에 대하여 절차(기술행정

절차서)에 따른 교육 훈련을 실시하여야 한다. 이에 대한 결과를 EOP 관

련 교육훈련 서류/면담 검사를 통하여 점검한다.

2. 검사방법

서류 검토 및 면담

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

1. 최신 개정본 비상운전절차서가 비치 대상 장소에 적절하게 비치되어 있

고, 개정 관리가 관리 절차에 따라서 수행되어야 한다.

2. 개정 사항 등에 대한 교육이 관리 절차에 따라서 적절하게 수행되어야

한다.

- 2630 -

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 개발 및 유지관리절차서”

2. 사업자 기행 절차서 “비상운전기술배경서 작성지침”

3. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 작성지침”

4. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 확인지침”

5. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 검증지침”

6. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 교육훈련 지침”

7. 사업자 기행 절차서 “비상운전절차서 사용자 지침”

- 2631 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 운영 기술능력 분야 검 사 원검 사 항 목 비상운전절차서(EOP)에 대한 점검

검 사 목 적발전용 원자로운영자의 비상운전절차서가「원자로시설 등의 기술기준

에 관한 규칙」제56조 규정에 따라 유지, 비치, 관리되고 있는지를 확인

검사 주안점비상운전절차서의 비치, 개정 및 유지·관리와 운전원에 대한 교육훈

련이 적절하게 이행되고 있음을 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 비상운전절차서 유지·관리 체계

- 비상운전절차서 작성,확인, 검증 및 유지·관리 절차의 적절성

2. 비상운전절차서 유지·관리 상태

- 비상운전절차서 비치

상태

- 비상운전절차서 개정

사항 관리의 적절성

3. 비상운전절차서 교육

훈련

- 비상운전절차서 및 개

정사항에 대한 운전원

교육훈련 적절성

- 서류검토

- 면 담

- 서류검토

- 면 담

- 서류검토

- 면 담

- 원자로시설등의 기술기

준에 관한 규칙 제56조

- FSAR 13장

- FSAR 13장

관 련 규 정

1. 원자로시설등의 기술기준에 관한 규칙 제56조2. 최종안전성분석보고서 제13장3. USNRC NUREG-0899, "Guidelines for the Preparation of Emergency

Operating Procedures"※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2632 -

- 2633 -

지침서 번호분 류 번 호 Ⅳ.12.3개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(표준형원전)

분류번호 : Ⅳ.12.3

검사대상시설명 : 운영 기술능력 분야

제 목 : 운전경험의 반영

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김상재 ‘06.12.28 이덕헌 ‘06.12.28

1 이경원 ‘10.10.15 이덕헌 ‘10.10.15

2 유선오 ‘14.3. 이덕헌 ‘14.3.

3 박준상 ‘15.04.10 이덕헌 ‘15.04.10

4

- 2634 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.12.3 운전경험의 반영

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

운영기술능력 중 운전경험반영

2. 검사개요

원전 운영 중에 취득한 운전경험을 체계적으로 반영하기 위하여 절차서

에 따라 운전경험 자료를 수집․유지․관리하고, 유사한 사건의 재발을 방

지하기 위하여 원전운영자는 자체적으로 운전경험반영체계를 구비하고 있

다. 이러한 운영자의 운전경험반영체계의 운영 상태를 점검한다.

3. 검사목적

검사의 목적은 (1) 운전경험 반영을 위한 체계 및 절차의 적절성 확인,

(2) 해당 절차서에 따라 운전경험 자료를 수집․분석․관리하고 분석결과

를 설비 개선, 운영절차서 개정 및 교육훈련 등에 반영하는 등 안전성 증

진 활동 수행의 적절성 확인이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설등의기술기준에관한규칙 제58조(운전경험의 반영)

나. 원자력안전위원회고시(원자로.19) “원자로이용시설의 사고․고장 발생

시 보고․공개 규정”

- 2635 -

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

운전 및 정비경험의 활용 적절성에 대해 원자력시설 등의 기술기준에

관한 규칙 제58조의 규정과 원자력안전위원회고시(원자로.19)를 만족하는지

를 확인하기 위하여 다음 사항을 중심으로 원전운영자의 자체적인 운전경

험의 활용 내용을 점검한다.

가. 운전경험반영 체계의 적절성 점검

원전 운영자는 운전경험을 수집․분석․활용하기 위한 체계 및 절차서

를 적절하게 구비하고 유지관리하여야 한다. 서류 검토 및 면담을 통하여

자체 발전소의 운전경험 전파하고, 타 원전의 운전경험을 접수하여 활용할

수 있도록 절차가 구비되고 관리되는지를 점검한다. 또한, 해외 원전의 운

전경험을 체계적으로 입수하여 활용할 수 있도록 절차가 구비되었는지를

점검한다.

나. 국내 원전의 운전경험사례 관리 체계 및 반영 현황

검사 대상 원전에서 발생한 운전경험반영 사례 내용의 전파 결과 및 타

원전 운전경험반영 사례의 접수 및 검토․반영 내용을 종합적으로 점검한

다. 특히, 주요 운전경험 사례의 전파 누락 및 입수된 운전경험의 미반영

사례 등을 중점 검토한다.

다. 해외 원전의 운전경험 자료의 수집․분석․관리 체계 및 결과

해외 운전경험 자료를 입수하여 원전 설비 개선, 운영절차서 개정 및 교

육훈련 등에 활용한 결과를 점검한다.

라. 정보 공개 및 보고 대상 사건의 공개 및 보고 여부

공개 및 보고 대상 사건의 분류, 분류된 사건의 공개 및 보고 여부 및 공

개 및 보고 방법의 적절성 등에 대하여 서류/면담 검사를 통하여 확인한다.

- 2636 -

2. 검사방법

서류 검토 및 면담

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

1. 원자로 정지를 포함한 운전경험 자료가 체계적으로 수집․분석․관리되

도록 절차가 수립되고 운영되어야 한다.

2. 수집된 운전경험자료 분석 결과는 설비․안전성 관련기준․운영절차서

및 교육훈련에 반영되어야 하고, 반영된 운전경험은 문서화되어 유지․관리되어야 한다.

3. 규정 및 절차에 의한 공개 및 보고 대상 사건은 적절하게 보고되고 공

개되어야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 표준운영-2038 절차서, 국내외 운전경험 활용 및 관리

2. 표준운영-2015A 절차서, 원전 운영보고 및 정보공개 절차

- 2637 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상시설 운영 기술능력 분야 검 사 원검 사 항 목 운전경험의 반영

검 사 목 적

발전용 원자로운영자의 운전경험 반영을 위한 조치가「원자로시설

등의 기술기준에 관한 규칙」제58조 규정에 따라 수행되고 있으며

보고·공개 조치가 원자력안전위원회고시(원자로.19)에 따라 수행되고

있는지를 확인

검사 주안점

운전경험을 체계적으로 반영하기 위한 관리 체계 및 이행조치 관리

의 적절성을 점검하고 이와 함께 보고·공개 대상 사건이 관련 규정에

따라 적절히 조치되었음을 점검

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 운전경험 수집·분석·활

용 관련 체계

- 국내·외 운전경험 자료

관리 절차의 적절성

- 사건 보고절차의 적절성

2. 국내·외 운전경험 자료

관리·반영 실적

- 발전소 운전경험 전파

실적 및 국내 타 원전

운전경험 반영 실적 적

절성(설비, 안전성 기

준, 운영절차서, 교육훈

련 반영 실적)

- 해외 원전 운전경험 반

영 실적 적절성

3. 발생사건 보고·공개 현황

- 발전소 발생 사건에 대한

보고·공개 조치 적절성

- 서류 검토

- 면 담

- 서류 검토

- 면 담

- 서류 검토

- 면 담

- 원자로시설 등의 기술

기준에 관한 규칙 제

58조

- 원자력안전위원회고시(원

자로.19)

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제58조

2. 원자력안전위원회고시(원자로.19) “원자력이용시설의 사고·고장 발

생시 보고․공개 규정”

3. IAEA Safety Guide NS-G-2.11, "A System for the Feedback of

Experience from Events in Nuclear Installations"※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2638 -

- 2639 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.12.4개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

분류번호 : IV.12.4

검사대상시설명 : 운영 기술능력 분야

제 목 : 운영조직

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 문수철 ‘06.12.28 양성호 ‘06.12.28

1

2 김상열 ‘14.03.06 양성호 ‘14.03.07

3 문수철 ‘15.04.10 장현섭 ‘15.04.10 김효준 장현섭

4

- 2640 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.12.4 운영조직

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

운영기술 능력분야 중 운영조직

2. 검사개요

발전용원자로운영자가 원자로시설의 안전운전에 필요한 조직을 구성하

고, 각 부서의 담당자에게 업무수행에 요구되는 책임과 권한을 부여하였으

며, 원자로의 운전 중 발생하는 안전관련 사항의 검토를 위한 공학적․기

술적 지원조직을 갖추었는지를 확인한다.

발전용원자로운영자는 원자력안전법 시행령 제33조(운영허가 신청) 제1

항의 단서조항에 의거하여 단위 원자로시설 운영조직이 원자로 2기를 운영

하도록 허가신청하고 있으며, 사업자는 이를 발전소라고 지칭하고 있다.

일반적으로 발전용원자로시설에 대한 정기검사는 호기별 예방정비기간

에 수행되고 있으나, 이를 운영하는 운영조직에 대한 검사는 단위 운영조

직이 2기의 원자로를 운영하고 있으므로 동일 시설에 대한 중복검사를 피

하기 위하여 발전소별로 시행하되 호기별 20개월을 초과하지 않도록 한다.

3. 검사목적

발전용원자로운영자가 원자력안전법령의 허가요건에 적합하도록 발전소

운영조직을 구성하여 운영하는지 여부를 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

- 2641 -

가. 원자력안전법 제21조(허가기준) 제1호

나. 원자력안전법 제26조(운영에 관한 안전조치 등) 제3항 및 제4항

다. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제50조(적용범위)

라. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제54조(운영조직)

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 원자로시설의 안전운전에 필요한 조직 및 부서를 구성하고, 업무수행에

요구되는 책임 및 권한을 부여하고 있는지 확인

나. 법 제26조제3항 및 법 84조제2항의 규정에 의하여 원자로조정감독자면

허·원자로조종사면허·핵연료물질취급감독자면허 및 핵연료물질취급자면

허 등의 소지자를 비롯한 유자격 종사자를 확보하고 있는지 확인

다. 운전중 발생하는 안전관련사항의 검토를 위하여 공학적·기술적 지원조

직을 갖추고 있는지 확인

2. 검사방법

서류 검토 및 면담

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

1. 원자로시설의 안전운전에 필요한 조직 및 부서를 구성하고, 업무수행에 요

구되는 책임 및 권한을 부여하여야 한다.

2. 원자력안전법 제26조 제3항의 규정에 의하여 원자로마다 법 제84조의 규정

에 의한 원자로조종감독자면허를 받은 자 및 원자로조종사면허를 받은 자

각 1인 이상을 늘 원자로의 운전업무에 종사하게 하여야 한다.

3. 원자력안전법 제26조 제4항의 규정에 의하여 핵연료물질취급감독자면허를

- 2642 -

받은 자 및 방사선취급감독자면허를 받은 자 각 1인 이상을 원자로 및 관

계시설에서의 핵물질 및 방사선 안전관리를 위한 업무에 종사하게 하여야

한다.

4. 원자력안전법 제84조 제1항의 규정에 의하여 원자로의 운전이나 핵연료물

질․방사성동위원소 등의 취급은 원자력안전법 제88조(면허증)에 따라 위

원회의 면허(상기 취급 관련 면허)를 받은 자나 국가기술자격법에 의한 방

사선관리기술사가 하여야 한다.

5. 운전 중 발생하는 안전관련 사항의 검토를 위하여 공학적․기술적 지원조

직을 갖추어야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 13장

2. 운영기술지침서

3. 운전에 관한 품질보증계획서

4. ANSI/ANS-3.2-1994. 원자력발전소 운전 중 운영관리 및 품질보증

5. 한국수력원자력(주) 절차서, 표준운영-2082A, 발전소운전 조직에 대한 책임

및 권한

6. 한국수력원자력(주) 절차서, 표준운영-2012B, 발전소원자력안전위원회 운영

- 2643 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상분야 운영 기술능력 검 사 원검 사 항 목 운영조직

검 사 목 적발전용원자로운영자가 원자력안전법령의 허가요건에 적합하도록 발전소

운영조직을 구성하여 운영하는지 여부를 확인하기 위함

검사 주안점 발전용원자로운영조직이 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제54

조(운영조직)의 규정에 적합하도록 구성되어 있는지 여부를 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 조직 및 부서구성 적절성 - 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규칙

제54조

- 품질보증계획서

- FSAR 및 운기침

2. 책임 및 권한부여 적절성 - 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규칙

제54조

- 품질보증계획서

- FSAR 및 운기침

3. 유자격 종사자의 확보 - 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규칙

제54조

- 품질보증계획서

- FSAR 및 운기침

4. 공학적/기술적 지원조직의 구

성

- 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규칙

제54조

- 품질보증계획서

- FSAR 및 운기침

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제54조

2. FSAR 제13장

3. 운영기술지침서

4. 품질보증계획서

5. ANSI/ANS 3.2-1994

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

- 2644 -

- 2645 -

지침서 번호분 류 번 호 IV.12.5개 정 번 호 3발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

분류번호 : IV.12.5

검사대상시설명 : 운영 기술능력 분야

제 목 : 자격 및 훈련

제․개정

번 호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김길수 ‘06.12.28 양성호 ‘06.12.28

1

2 김상열 ‘14.03.06 양성호 ‘14.03.06

3 문수철 ‘15.04.10 장현섭 ‘15.04.10 김효준 장현섭

4

- 2646 -

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

Ⅳ.12.5 자격 및 훈련

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

운영기술 능력분야 중 자격 및 훈련

2. 검사개요

발전용원자로운영자가 발전용원자로의 안전 운전을 위해 적합한 자격을

갖춘 자가 발전소 업무에 종사하도록 다음의 조치를 취하고 있는지 여부를

검사한다.

1. 발전소 업무수행에 요구되는 지식 및 경험을 갖춘 종사자의 선임

2. 원자로운전․핵연료물질․방사성동위원소 취급은 원자력안전법 제84조

의 규정에 의한 자격을 갖춘 자가 수행

3. 정상운전 및 사고 시에 운영절차에 따라 업무를 원활히 수행할 수 있도

록 발전소종사자에 대한 훈련계획의 수립 및 이행

4. 원자로운전원에 대하여 매년 약물복용 및 정신질환 등에 관한 진단을

실시

발전용원자로운영자는 원자력안전법 시행령 제33조(운영허가 신청) 제1

항의 단서조항에 의거하여 단위 원자로시설 운영조직이 원자로 2기를 운영

하도록 허가신청하고 있으며, 사업자는 이를 발전소라고 지칭하고 있다.

일반적으로 발전용원자로시설에 대한 정기검사는 호기별 예방정비기간

에 수행되고 있으나, 이를 운영하는 운영조직에 대한 검사는 단위 운영조

직이 2기의 원자로를 운영하고 있으므로 동일 시설에 대한 중복검사를 피

- 2647 -

하기 위하여 발전소별로 시행하되 호기별 20개월을 초과하지 않도록 한다.

3. 검사목적

원자력안전법령의 규정에 의하여 적합한 자격을 갖춘 자가 발전소 업무

에 종사하고 있는지 여부를 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전법 제21조(허가기준) 제1호

나. 원자력안전법 제26조(운영에 관한 안전조치 등) 제3항 및 제4항

다. 원자력안전법 제84조(면허 등)

라. 원자력안전법 제106조(교육훈련)

마. 원자력안전법 시행령 제148조(방사선작업종사자 교육)

바. 원자력안전법 시행령 제149조(보수교육)

사. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제50조(적용범위) 및 제55조(자격 및 훈련)

자. 최종안전성분석보고서 제13장

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 발전용원자로 운영자는 업무수행에 요구되는 지식 및 경험을 갖춘 종

사자를 선임하여 해당 업무에 종사하고 있는지 확인

나. 원자로운전․핵연료물질․방사성동위원소 취급은 원자력안전법 제84조의 규정에 의한 자격을 갖춘 자가 수행하는지 확인. (다만 제106조 제1항의 규정에 의한 교육 및 훈련을 받은 자가 면허소지자 또는 국가기

술자격법에 의한 방사선관리기술사의 지시․감독 하에 이를 취급하는

경우에는 그러하지 아니하다.)

다. 정상운전 및 사고 시에 운영절차에 따라 업무를 원활히 수행할 수 있

도록 법 제106조제1항에 의한 방사선작업종사자, 방사선관리구역출입

자에 대한 교육훈련과 법 제106조제2항의 규정에 의한 보수교육 등을

포함하여 발전소종사자에 대한 훈련계획이 수립되어 이행되고 있는지

확인

- 2648 -

라. 원자로운전원에 대하여 매년 약물복용 및 정신질환 등에 관한 진단을

실시하여 이상이 없는 자가 원자로를 운전하도록 하고 있는지 확인

2. 검사방법

서류 검토 및 면담

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

1. 원자로 운전, 핵연료물질 및 방사성동위원소등의 취급은 원자력안전법 제

84조의 규정에 의한 자격을 갖춘 자가 하거나, 관련 교육을 이수한 자가

자격을 갖춘 자의 지시․감독 하에 하여야 한다.

2. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제55조에 따라 발전용원자로운영자

는 업무수행에 요구되는 지식 및 경험을 갖춘 종사자 선임, 원자로 운전

원을 대상으로 약물 복용 및 정신질환 등에 관한 진단을 수행하여야 한다.

3. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제55조 및 FSAR 13.2에 따른 교육

훈련계획이 수립되고 이행되어야 한다.

4. 원자로운전 면허소지자 및 핵연료물질․방사성동위원소의 취급면허소지자

는 원자력안전법 시행령 제149조(보수교육)에 따라 보수교육을 받아야 한

다.

5. 원자로운영자는 원자력안전법 제106조 제1항의 규정에 따라 방사선관리구

역 출입자에 대한 방사선장해방지에 필요한 교육훈련을 실시하여야 한다.

6. 발전용원자로운영에 종사하는 자(발전소상주협력사를 포함한다)는 ANS3.1-1993의 요건에 따라 선발, 자격부여 및 훈련되어야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

- 2649 -

1. 최종안전성분석보고서(FSAR) 13장

2. 운영기술지침서

3. 운전에 관한 품질보증계획서

4. ANSI/ANS-3.1-1993. 원자력발전소 종사자 자격인정

5. ANSI/ANS-3.2-1994. 원자력발전소 운전 중 운영관리 및 품질보증

- 2650 -

첨부 1.

검 사 점 검 표 (K 형 )

검사대상분야 운영 기술능력 검 사 원검 사 항 목 자격 및 훈련

검 사 목 적발전용원자로운영자가 원자력안전법령의 규정에 적합한 자격을 갖춘 자

가 발전소 업무에 종사하도록 하고 있는지 여부를 확인하기 위함

검사 주안점

발전용원자로운영자가 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제55조

(자격 및 훈련)의 규정에 적합한 자격을 갖춘 자가 발전소 업무에 종

사 하도록 조치를 취하였는지를 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 종사자 선임의 적합성 - 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규

칙 제55조

- FSAR 및 운기침

- ANSI/ANS-3.1-1993

2. 유자격종사자에 의한 해당업무

수행여부

- 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규

칙 제55조

- FSAR 및 운기침

3. 교육훈련계획 수립 및 이행의

적절성

- 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규

칙 제55조

- 품질보증계획서

- FSAR

4. 원자로운전원 약물복용 및 정

신질환 검사 및 결과

- 서류검토

- 면담

- 원자로시설 등의 기

술기준에 관한 규

칙 제55조- FSAR

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제55조

2. FSAR 제13장

3. 운영기술지침서

4. 품질보증계획서

5. ANSI/ANS 3.2-1994 및 ANSI/ANS 3.1-1993

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-1

본 지침서는 사고관리계획서가 정식으로 제출된 이후 개정될 예정

이며, 그 이전까지 임시지침으로 활용한다.

A. 사고관리 관련 임시지침

A-2

A-3

A.1. 중대사고 예방설비

A-4

A-5

지침서 번호분 류 번 호 A.1.1개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.1.1

검사대상시설명 : 중대사고 예방설비

제 목 : 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0노우진김희수노경완

‘17.10.26 신호상 ‘17.10.26

1

2

3

4

A-6

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.1.1 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

원전의 대체교류전원 디젤발전기(Alternate Alternating Current DieselGenerator, AAC DG) 기계설비 성능시험 점검에 적용한다.

2. 검사개요

원전 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기계설비의 건전성과 성능 적

합성을 확인하기 위해서는 주기적인 점검 및 성능시험뿐만 아니라 관리상

태 확인이 요구된다. 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험에서는

윤활유 및 연료유 관리상태 점검, 연료이송계통 운전가능성 점검, 국내·외

운전경험 및 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조치결과 등이

절차에 따라 적합하게 이행되고 있는지를 현장입회, 면담 또는 서류검토를

통해 검사한다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기계

설비의 건전성과 성능 적합성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”

다. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification ofDiesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric PowerSystems at Nuclear Power Plants," March 2007

A-7

라. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"(1995)

마. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서

바. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

사. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

아. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하는 점검

주기 및 점검방법에 따라 대체교류전원 디젤발전기(AAC DG) 기계설비의 건전성

과 성능 적합성 확인을 위해 다음사항을 점검한다.

가. 디젤발전기 윤활유 및 연료유 관리상태 점검

디젤발전기 윤활유 및 연료유의 품질 상태가 절차서의 허용기준을 만족하는

지를 점검한다.

나. 디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 점검

디젤발전기 연료이송계통 운전가능성 확인을 위해 수행되는 연료유 이송펌프

가 정상적으로 작동하는지를 점검한다.

다. 디젤발전기 기계계통 성능시험 결과 확인

디젤발전기 정비 후 수행되는 성능시험시 연료유 저장탱크 유위, 냉각수 탱

크 수위, 윤활유 유위, 공기저장조 압력 등이 절차서의 허용기준을 만족하는

지를 점검한다.

라. 국내·외 운전경험 및 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조

치결과 확인

국·내외 동일유형 디젤발전기에서 발생하는 운전경험 및 디젤발전기 성능시

험시 기계계통 정비가 요구되는 사항이 도출되는 경우, 운전경험을 반영한

재발방지대책의 적절성을 확인하고 불만족사항이 엔진 제작사 지침서 및 정

비절차에 따라 적합하게 조치되었는지를 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

A-8

3. 검사 유의사항

가. 디젤발전기 성능시험과 관련된 최종안전성분석보고서를 검사 전에 충

분히 숙지하여야 한다.

나. 디젤발전기 성능시험 실패이력을 확인하여 적합하게 시정조치가 수행

되었는지를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”

3. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification of Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power Systems atNuclear Power Plants," March 2007

4. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator Units Appliedas Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"(1995)

5. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서

6. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서

7. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서

8. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

A-9

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 예방설비 검 사 원검 사 항 목 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능시험검 사 목 적 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 건전성 및 성능 유지 확인

검사 주안점

대체교류전원 디젤발전기 연료유/윤활유 관리상태, 연료이송계통 운전가능성 및 기계계통 성능시험 변수를 점검하고, 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항 조치결과 및 필요시 국내·외 동일유형 디젤발전기 운전경험 반영 여부 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 디젤발전기 점검 계획 및

범위- 연료유/윤활유 관리- 연료이송계통 운전가능성- 기계계통 성능시험 변수- 국내·외 동일유형 디젤발전기 운전경험 반영사항

2. 디젤발전기 점검 이행 및 절차 준수

- 자격인증 서류(점검/시험 요원, 점검/시험 장비)

- 점검 계획 및 범위에 대한 이행 및 절차 준수 여부

3. 디젤발전기 점검 이행 결과- 점검 이행 결과 만족 여부- 디젤발전기 기계계통 정비가 요구되는 불만족사항에 대한 조치결과

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 최종안전성분석보고서- 운영기술지침서

- 점검 계획서 또는 절차서

- 최종안전성분석보고서 및 절차서

관 련 규 정

1. 사고관리계획서2. 최종안전성분석보고서 8.3.1.1.3.6절, “시험”3. Reg. Guide 1.9(Rev. 3), "Selection, Design, and Qualification of

Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric PowerSystems at Nuclear Power Plants," March 2007

4. IEEE STD 387, "Standard Criteria for Diesel-Generator UnitsApplied as Standby Power Supplies for Nuclear PowerGenerating Stations" (1995)

5. AAC DG 정비 후 성능시험 관련 절차서6. AAC DG 연료유이송펌프 성능시험 관련 절차서7. AAC DG 엔진 및 계통 정비 관련 절차서 8. AAC DG 연료유 및 윤활유 분석 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-10

A-11

지침서 번호분 류 번 호 A.1.2개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.1.2

검사대상시설명 : 중대사고 예방설비

제 목 : 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이상화 ‘17.10 조영식 ‘17.10

1

2

3

4

A-12

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.1.2 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 점검에 적용한다.

2. 검사개요

대체교류전원 디젤발전기는 주발전기 트립, 소외전원상실 및 비상디젤발전기

기동실패를 포함한 발전소정전사고(SBO : Station Black Out)시 원자로 안전정지

에 필요한 전기부하에 비상전력을 공급한다. 원자로 시설등의 기술기준에 관한

규칙 제24조(전력공급설비)에 따라 설치된 대체교류전원 디젤발전기는 설계안전성

및 신뢰도를 보장하기 위하여 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다. 대체교류

전원 디젤발전기 성능시험은 FSAR, 기술기준의 점검요구사항에 의거 적합하게

점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

3. 검사목적

대체교류전원 디젤발전기에 대해 관련 법규, 사고관리계획서, 기술기준 및 절

차서에 따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

다. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

Power Systems at Nuclear Power Plants"

라. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

A-13

마. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

바. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel Generator Units

Applied as Standby Power Supplies for Nuclear Power Generating Stations"

사. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator Units

Applied as Standby Power Supplies in Nuclear Power Generating Stations"

아. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

대체교류전원 디젤발전기에 대해 관련 사고관리계획서, 기술기준 및 절차서에

따라 적합하게 점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

가. 현장기동 부하운전 시험(주기: 3개월)

대체교류전원 디젤발전기 한 대로 공유가 가능한 호기/계열모선에 대해서 지

정된 순서대로 분기별로 현장에서 수동기동하고, 해당 호기 주제어실 안전모선에

서 계통병입시켜 소외전력계통에 연결한다. 규정된 시간(제한값: 발전소 고유변수)

내에 정격 전압(4.16kV±10%) 및 주파수(60±1.2Hz)에 도달해야 한다. 90~100% 출

력으로 1시간 이상 연속 운전하면서 디젤발전기의 전기적인 변수들이 관련 절차

서의 판정기준을 만족함을 확인한다.

나. 주제어실 부하운전(주기: 18개월)

각 호기 예방정비보수(OH) 기간 중에 주제어실에서 고속기동하여 규정된 시간

(제한값: 발전소 고유변수)내에 정격 전압(4160±416V) 및 주파수(60±1.2Hz)에 도

달하고, 기동 후 10분 이내에 안전모선에 계통병입 하여105~110%출력(역율 0.8~0.9)

으로 1시간, 90~100% 출력으로 3시간 이상 운전함을 확인한다.

2. 검사방법

A-14

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 대체교류전원 디젤발전기 성능시험과 관련된 FSAR 및 기술기준(RG1.9, 1.155, NUMARC 87-00)의 내용을 검사 전에 충분히 검토하여야 한

다.

나. 정주기 시험실패 이력, 발전기 및 여자기 계통, 발전소 운전기간 중 정

비이력 등을 확인하고, 적절한 조치가 취하여졌는지 검토한다. 그리고

해당 OH기간 중에 설계변경 혹은 특별한 정비작업이 필요한 사항이 있

는지 여부를 검토한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 전기적 성능시험분야 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing ofEmergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite ElectricPower Systems at Nuclear Power Plants"

4. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

5. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARCInitiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"

6. NUREG 1432 "Standard Technical Specification Combustion EngineeringPlants"

7. IEEE Std. 387(1995) “IEEE Standard Criteria for Diesel GeneratorUnits Applied as Standby Power Supplies for Nuclear PowerGenerating Stations"

8. IEEE Std. 749(1983) "Standard Periodic Testing of Diesel-Generator

A-15

Units Applied as Standby Power Supplies in Nuclear PowerGenerating Stations"

9. KEPIC-ENF-3300(예비 전력공급용 디젤발전기 유닛 주기시험)

A-16

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 예방설비 검 사 원검 사 항 목 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능시험 검 사 목 적 대체교류전원 디젤발전기 건전성 확인

검사 주안점 대체교류전원 디젤발전기의 성능 적합성 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 현장기동 부하운전

시험(3개월)- 현장 저속기동 - 정격 전압 및 주파수

도달- 해당 호기/계열 모선에서

계통병입

- 서류검토- 면담 - 기동시간: 설계값

- 정격전압 4,160±416V- 주파수 60±1.2Hz- 출력: 90~100%- 1시간 연속운전

2. 각 호기 주제어실 기동 부하운전 시험 (18개월)

- 주제어실 고속기동- 정격 전압 및 주파수 도달

- 계통병입- 출력운전

- 서류검토- 면담

- 입회

- 기동시간: 설계값 - 정격전압 4,160±416V- 주파수 60±1.2Hz- 기동후 10분 이내 계통병입

- 출력: 105%~110%(1시간)90%~100%(3시간)

관 련 규 정

1. 사고관리계획서

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 8.3 “소내전력계통”

3. Reg. Guide 1.9(1993) "Selection, Design, Qualification, and Testing of

Emergency Diesel Generator Units Used as Class 1E Onsite Electric

Power Systems at Nuclear Power Plants"

4. Reg. Guide 1.155(1988) "Station Blackout"

5. NUMARC 87-00(1991) "Guidelines and Technical Basis for NUMARC

Initiative Addressing Station Blackout at Light Water Reactors"※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-17

지침서 번호분 류 번 호 A.1.3개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.1.3

검사대상시설명 : 중대사고 예방설비

제 목 : 다양성보호계통 기능시험 및 교정

제·개정

번호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0고정수권용일

‘17.10.10 조영식 ‘17.10.10

1

2

3

A-18

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.1.3 다양성보호계통 기능시험 및 교정

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

다양성보호계통 기능시험 및 교정에 적용한다.

2. 검사개요

다양성보호계통의 기능 및 교정결과가 관련 절차서 또는 최종안전성분석보고

서에 기술된 허용기준을 만족함을 현장입회, 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사

한다.

3. 검사목적

발전소보호계통의 공통원인고장에 대비하기 위하여 설치된 다양성보호계통이

관련 절차서에서 요구하는 점검주기에 따라 적합하게 교정되고, 최종안전성분석

보고서 및 사고관리계획서에 기술된 기능이 제대로 유지되고 있음을 검사하여,

동 계통의 건전성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제27조(다양성보호계통)

다. 최종안전성분석보고서 7.2절, 7.3절, 7.7절 또는 7.8절

A-19

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

다양성보호계통의 성능이 제대로 유지되고 있는지 확인하기 위하여, 다

양성보호계통 채널교정 결과가 허용기준을 만족하고 있는지 확인하고 기능

이 적합한지를 점검한다.

가. 다양성보호계통 교정

1) 작동 신호별 설정치 교정

2) 경보 및 Trouble 경보 점검

3) 감지기, 아날로그 입출력 모듈 교정

나. 다양성보호계통 기능시험

1) 비교/동시/우회 논리시험

다. 다양성보호계통 응답시간 측정시험

1) 원자로정지신호(가압기고압력/격납건물고압력) 응답시간 측정

2) 보조급수작동신호(증기발생기저수위) 응답시간 측정

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

A-20

V. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제27조(다양성보호계통)

3. 최종안전성분석보고서 7.2절, 7.3절, 7.7절 또는 7.8절

4. SECY-93-087, "Policy, Technical, and Licensing Issues Pertaining toEvolutionary and Advanced Light-Water Reactor (ALWR) Designs."

5. Generic Letter 85-06, "Quality Assurance Guidance for ATWSEquipment that is not Safety-Related,

6. 다양성보호계통 교정시험 절차서 및 기능시험 절차서

A-21

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

검사대상시설 중대사고 예방설비 검 사 원

검 사 항 목 다양성보호계통 기능시험 및 교정

검 사 목 적- 교정절차의 적합성 및 교정결과가 허용기준을 만족하는지 확인

- 기능시험절차의 적합성 및 다양성보호계통 기능의 건전성 확인

검사 주안점 원자로정지 설정치 및 공학적안전설비 작동 설정치가 적절히 교정되는지 확인

점 검 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 다양성보호계통 교정

가. 작동 신호별 설정치 교정

나. 경보 및 Trouble 경보 점검

다. 감지기, 아날로그 입출력

모듈 교정

2. 다양성보호계통 기능시험

가. 비교/동시/우회 논리시험

나. 설정치 표시 및 변경 기능

시험

3. 다양성보호계통 응답시간측정

가. 원자로정지신호

나. 보조급수작동신호

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 서류검토

- 관련 시험절차서

허용기준 참조

- 관련 시험절차서

허용기준 참조

- 관련 시험절차서

허용기준 참조

관 련 규 정 1. 최종안전성분석보고서 7.7절 또는 7.8절

A-22

A-23

지침서 번호분 류 번 호 A1.4개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.1.4

검사대상시설명 : 중대사고 예방설비

제 목 : 이동형발전설비 성능시험

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이상화 2017.10 조영식 2017.10

1

2

3

4

A-24

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.1.4 이동형발전설비 성능시험

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

이동형발전설비 성능시험 점검에 적용한다.

2. 검사개요

이동형발전설비는 발전소 정전사고(SBO: Station Black Out)와 동시에

대체교류발전기 전원이 장기간 이용불능인 조건에서 발전소 안전성 확보에

필요한 최소한의 부하들에 전원을 공급한다.

이동형발전설비의 건전성과 성능 적합성을 확인하기 위해서는 주기적인

점검 및 성능시험뿐만 아니라 관리상태 확인이 요구된다. 이동형발전설비

성능시험에서는 설계안전성 및 신뢰도 보장하기 위하여 주기적인 점검 및

실증시험이 요구된다. 이동형발전설비 성능시험은 FSAR, 기술기준의 점검

요구사항에 의거 적합하게 점검 및 시험되고 있는지를 현장입회, 면담 또

는 서류검토를 통해 검사한다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 이동형발전설비의 건전성과 성능 적합성

을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 최종안전성분석보고서 8.4절, “소내정전사고”

다. Reg. Guide 1.9(1993), “Selection, Design, and Qualification of

A-25

Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power

Systems at Nuclear Power Plants“

라. Reg. Guide 1.155(1988) “Station Blackout”

마. 규제지침 9.19 장기 교류전원상실사고

바. 이동형발전설비 관련 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

이동형발전설비의 관련 기술기준, 사고관리계획서 및 절차서에 따라 적합하게

점검 및 시험됨을 검사하여 성능적합성을 확인한다.

가. 주기시험(주기: 18개월)

주기시험은 이동형발전설비 한 대로 발전소별 지정된 순서대로 현장에서 수동

기동하고 Load Bank(부하용량: 3,200 kW)를 이용하여 이동형발전설비를 연속 운

전하면서 이동형발전설비의 전기적인 변수들이 관련 절차서 판정기준을 만족함을

확인한다.

나. 실증시험(주기: 60개월)

실증시험은 SBO와 동시에 대체교류발전기 전원상실 발생 후 사고대응전략 이

행에 요구하는 조건하에 이동형 발전기에 의해 안전모선 가압 및 부하에 전원공

급연결과 기동신호 수동 투입 후 정격전압(4.16 kV±10%) 및 주파수(60±1.2 Hz)에

도달하여 전원공급이 가능한지를 확인하다. 또한, 안전모선 부하에 전원공급상태

에서 정격부하용량에서 연속운전 1시간 동안 이동형발전설비의 전기적인 변수들

이 관련 절차서의 판정기준을 만족함을 확인한다.

다. 신뢰도 프로그램 점검

이동형발전설비는 규제지침(9.19 장기 교류전원상실사고)에서 명시된 목표신뢰

A-26

도(0.95 이상)를 설정하고 주기적인 정비와 시험을 통해 목표신뢰도를 유지하고

관리되는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

가. 이동형발전설비 성능시험과 관련된 최종안전성분석보고서를 검사 전에

충분히 숙지하여야 한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. 최종안전성분석보고서 8.4절, “소내정전사고”

3. Reg. Guide 1.9(1993), “Selection, Design, and Qualification of

Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric Power

Systems at Nuclear Power Plants“

4. Reg. Guide 1.155(1988) “Station Blackout”

5. 규제지침 9.19 장기 교류전원상실사고

6. 이동형발전설비 관련 절차서

A-27

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 예방설비 검 사 원검 사 항 목 이동형발전설비 성능시험검 사 목 적 이동형발전설비 건전성 및 성능 유지 확인

검사 주안점 이동형발전설비의 이용 가능성 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 주기시험(18개월)

- 정격 전압 및 주파수- 출력운전

- 서류검토 - 면담

- 점검 절차서

2. 이동형발전설비 실증시험(60개월)

- 전원공급- 정격 전압 및 주파수 - 출력운전

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 점검 절차서

3. 신뢰도 프로그램 점검 - 서류검토- 면담

- 점검 절차서

관 련 규 정

1. 사고관리계획서2. 최종안전성분석보고서 8.4절, “소내정전사고”3. Reg. Guide 1.9(1993), “Selection, Design, and Qualification of

Diesel-Generator Units Used as Standby(Onsite) Electric PowerSystems at Nuclear Power Plants“

4. Reg. Guide 1.155(1988) “Station Blackout”5. 이동형발전설비 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-28

지침서 번호분 류 번 호 A.1.5개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.1.5

검사대상시설명 : 중대사고 예방설비

제 목 : 비상 냉각수 외부주입

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 장동주 ’17.10.30 정구영 ’17.10.30

1

2

3

4

A-29

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.1.5 비상 냉각수 외부주입

I. 검사개요/대상

1. 검사대상범위

한국표준형 및 APR1400형 원전의 비상 냉각수 외부주입 시험 검사에 적용한

다.

2. 검사개요

비상 냉각수 외부주입 설비는 사고시 비상노심냉각계통 또는 보조급수

계통 등 소내의 냉각수 보충 수단을 사용할 수 없는 경우 소외에 구비된

이동형 펌프를 보조건물 또는 핵연료건물 외벽에 설치된 외부주입 유로에

연결하여 원자로, 증기발생기 및 사용후연료 저장조 등에 외부의 수원으로

부터 냉각수를 주입하는 설비이다. 이러한 비상 냉각수 외부주입 설비는

원전에서 다중고장사고 혹은 극한재해가 발생 했을 때 중대사고를 예방하

기 위해 설치된다.

본 검사지침서는 비상 냉각수 외부주입 설비가 설치된 원전에 대해 사

고관리계획서에서 요구하는 설비의 성능 및 운전원의 설비 운영능력이 유

지되고 있는 지 확인하는데 적용한다.

본 검사에서는,

가. 비상 냉각수 외부주입 시험 절차서가 사고관리계획서에서 요구하는 성

능을 확인하는데 적합하게 작성되어 있는지,

나. 최근 지적 및 권고 사항 등이 적절하게 반영되고 관리되고 있는지, 시

험 주기가 적절하게 준수되고 있는지, 관련 설비의 유지관리가 적절하

게 이루어졌는지, 시험에 사용된 기기의 검․교정이 유효한지, 시험의

초기 조건 및 주의사항, 시험절차 등이 준수되었는지, 시험 후 복구절차

A-30

가 적절하게 수립되었는지,

다. 시험결과의 기록 및 판정기준 평가 상의 오류가 없는지, 관련 시험 및

점검이 해당 절차서의 판정기준을 만족하여 충분한 성능을 유지하는지

등을 서류검토, 면담, 입회검사를 통해 점검한다.

3. 검사목적

비상 냉각수 외부주입을 위한 설비의 성능, 유지관리 상태 및 운전원의 운영

능력이 관련 점검주기에 따라 적합하게 점검되어 사고관리계획서에서 요구하는

사항을 만족하는지 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자력안전위원회고시(원자로.42) “사고관리 범위 및 사고관리능력 평가의 세부

기준에 관한 규정”

나. 원자력안전위원회고시(원자로.43) “사고관리계획서 작성방법에 관한 규정”

다. 안전성분석보고서 1B “후쿠시마 원전 사고 후속 개선 조치사항”

라. 사고관리계획서 3.2절, “사고관리 설비의 시험, 감시, 검사 및 보수계획”

II. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

사고관리계획서에서 요구하는 비상 냉각수 외부주입 성능이 확보되어 있는지

를 확인하기 위해 아래 점검 및 시험내용의 적합성을 확인한다.

가. 비상 냉각수 외부주입 설비 준비상태 및 성능 점검

1) 관련 유로에 연결된 상태에서 펌프의 유량 및 차압이 펌프의 성능곡선

을 기준으로 사고관리계획서에서 요구하는 성능을 만족하는지 확인한

다.

2) 펌프와 외부주입 유로를 연결하는 호스의 길이, 재질, 내압능력, 구경

등이 연결 구간의 길이, 연결부의 구경, 펌프의 토출압 등을 고려하여

적절히 구비되어 있는지 확인한다.

3) 보관시설은 사고관리계획서의 이행체계에 따라 극한 재해에 견딜 수 있

도록 설치되어 있어야 한다.

4) 보관시설에는 극한 재해를 고려한 사고관리계획서의 이행체계에 따라

A-31

부지 내 다수 원전의 동시 사고에 대응할 수 있는 수량의 비상 냉각수

외부주입 설비가 구비되어 있어야 한다.

5) 붕소 주입 수단, 펌프 연료 보충수단 및 현장과 주제어실 간 통신수단

이 구비되어 있어야 한다.

나. 비상 냉각수 외부주입 운영 능력 확인

1) 운반 차량이 보관시설에서 출발한 시점부터 외부주입 유로에 연결을 완

료하고 펌프를 기동하여 절차서의 유량에 도달할 때까지의 측정된 소요

시간은 사고관리계획서에서 평가된 여유시간 이내여야 한다.

2) 사고관리계획서에 기술된 가용 수원으로부터 이동형 펌프까지의 연결

수단 및 절차가 구비되어 있어야 한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

III. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 만족하여야 한다.

IV. 첨부서류

1. 검사점검표

V. 참고문헌

1. 원자력안전위원회고시(원자로.42) “사고관리 범위 및 사고관리능력 평가의 세부

기준에 관한 규정”

2. 원자력안전위원회고시(원자로.43) “사고관리계획서 작성방법에 관한 규

정”

3. 안전성분석보고서 1B “후쿠시마 원전 사고 후속 개선 조치사항”

4. 신고리3,4호기 사고관리계획서 3.2절, “사고관리 설비의 시험, 감시, 검사

및 보수계획”

A-32

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 예방설비 검 사 원

검 사 항 목 비상 냉각수 외부주입

검 사 목 적1,2차측 비상 냉각수 외부주입 관련 설비(펌프, 밸브, 차량, 수원 등)의 준

비 상태, 성능 및 운영 능력이 허가된 사항을 만족하는지 확인

검사 주안점

비상냉각수 외부주입 성능시험 및 유지관리 상태 점검을 통해 관련 설비

의 성능을 확인하고, 부대설비(차량, 수원 등)의 준비 상태 및 운전원 훈련

상태 등 운영 능력을 점검

검 사 분 야

점 검 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 비상 냉각수 외부주입 설

비 준비상태 및 성능 점검

- 펌프의 유량 및 차압

- 호스 상태 (길이, 재질,

내압능력, 체결부구경 등)

- 운반차량 수량 및 적절성

- 펌프, 호스, 운반차량 등

설비의 총 수량 및 보관

시설의 적절성

- 붕소 주입 수단 적절성

- 펌프연료 준비 상태 및

연료 보충 수단 적절성

- 체결부 건전성 및 체결

수단 준비 상태

- 현장-주제어실 통신수단

적절성

2. 비상 냉각수 외부주입 운

영 능력 확인

- 제반 설비의 이동 및 체결

- 외부주입 소요시간

- 수원 교체 절차 구비

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 사고관리계획서 인허가

사항 만족

- 사고관리계획서 인허가

사항 만족

관 련 규 정 1. 원자력안전위원회고시(원자로.43) “사고관리계획서 작성방법에 관한 규정”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-33

A.2. 중대사고 완화설비

A-34

A-35

지침서 번호분 류 번 호 A.2.1개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.2.1

검사대상시설명 : 중대사고 완화설비

제 목 : 중대사고용 가연성기체 제어설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 이준수 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-36

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.2.1 중대사고용 가연성기체 제어설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

중대사고용 가연성기체 제어설비의 성능 시험 점검에 적용한다.

2. 검사개요

중대사고 시 격납건물에 발생될 수 있는 가연성기체(수소)를 제어하기

위해 피동촉매형 수소재결합기, 수소점화기, 수소감시기가 설치되어 있다.이러한 중대사고용 격납건물 가연성기체 제어설비의 운전 가능성을 확인하

기 위해 주기적인 점검 및 성능시험이 요구된다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 중대사고용 격납건물 가연성기체 제어설

비의 성능이 설계대로 유지되는지를 확인한다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의20(사고관리에 관한

설비)

나. 사고관리계획서 3.3절, 4.2.1절

다. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.5절, 6.2.7절

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

A-37

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하는 점검

주기 및 점검방법에 따라 중대사고용 가연성기체 제어설비의 운전 및 사용 가능

함을 확인하기 위해 다음 점검내용 및 결과의 적합성을 확인한다.

가. 피동촉매형 수소재결합기 점검

피동촉매형 수소재결합기의 성능시험이 절차서에 따라 정해진 주기로 수행되

고 수소재결합기의 성능이 판정기준을 만족하고 있음을 확인한다. 또한, 피

동촉매형수소재결합기의 육안점검 결과를 검토하여 촉매체 손상 등이 없음을

확인한다.

나. 수소점화기 점검

수소점화기의 작동성 및 성능을 확인하기 위한 시험이 절차서에 따라 정해진

주기로 수행되고 수소점화기의 성능(전압, 표면온도)이 판정기준을 만족하고

있음을 확인한다.

다. 수소감시계통 점검

수소감시계통 점검은 정기검사지침서 7.5절(격납건물 가연성기체 제어계통)에

서 수행한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

A-38

1. 사고관리계획서 3.3절, 4.2.1절

2. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.5절, 6.2.7절

A-39

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 완화설비 검 사 원

검 사 항 목 중대사고용 가연성기체 제어설비 성능시험

검 사 목 적 중대사고용 가연성기체 제어설비(수소재결합기, 수소점화기 등)에 대한 시험 및 점검이 정해진 주기에 따라 수행되고 성능이 허용기준을 만족하는지 확인

검사 주안점 - 관련 시험의 점검주기 검토 및 시행여부 확인 - 시험결과의 합격기준 만족여부 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 피동촉매형 수소재결합기 (PAR) 점검

- PAR 촉매체 기능시험 - PAR 외장함 및 촉매체 육

안점검

2. 수소점화기 점검 - 수소점화기 작동성 및 성

능 점검

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 운영기술지침서의 설계기준사고용 PAR 촉매체 기능시험 허용기준 준용

- 수소점화기의 전압 및 표면온도가 절차서의 판정기준 만족

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의20(사고관리에 관한 설비)

2. 사고관리계획서 3.3절, 4.2.1절3. 최종안전성분석보고서(FSAR) 6.2.5절, 6.2.7절

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-40

A-41

지침서 번호분 류 번 호 A.2.2개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.2.2

검사대상시설명 : 중대사고 완화설비

제 목 : 원자로공동 충수설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김태훈 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-42

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.2.2 원자로공동 충수설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

APR1400형 원전의 원자로공동 충수설비(Cavity Flooding System, CFS)점검에 적용한다.

2. 검사개요

원자로공동 충수설비(CFS)는 중대사고가 발생할 경우 원자로공동으로

방출될 수 있는 노심용융물을 냉각시키기 위하여 원자로건물내장전수탱크

(IRWST)로부터 중간저장조(HVT)를 거쳐 원자로공동으로 냉각수를 공급하

는 기능을 담당한다.

원자로공동 충수설비의 운전가능성과 성능 적합성을 확인하기 위해서는

충수유로에 설치된 밸브들에 대한 주기적인 점검 및 성능시험뿐만 아니라

관리상태의 확인이 요구된다. 따라서 원자로공동 충수설비 점검에서는 원

자로공동 충수설비 밸브의 작동성 및 열림시간 점검, 정상운전시 닫힘상태

확인 등이 절차에 따라 적합하게 수행되고 있는지를 현장입회, 면담 또는

서류검토를 통해 검사한다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서, 가동중시험계획서 및 관련 운영

절차서에서 요구하는 점검주기 및 점검방법에 따라 원자로공동 충수설비가

적합하게 점검되어 운전가능성과 성능이 유지되는지를 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제12조(안전등급 및 규격), 제

23조(원자로격납건물 등), 제41조(시험·감시·검사 및 보수)

A-43

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정”

다. 원자력안전위원회고시(원자로.09) “기타 원자로의 안전에 관계되는 시

설에 관한 규정”

라. 원자력안전위원회고시(원자로.15) “원자로시설의 안전등급과 등급별 규

격에 관한 규정”

마. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시

험에 관한 규정”

바. 최종안전성분석보고서 6.2.7절, “중대사고 현상분석”

사. 사고관리계획서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서, 가동중시험계획서 및 성능시험 절차서

에서 요구하는 점검주기 및 점검방법에 따라 원자로공동 충수설비(CFS)의 운전가

능성과 성능의 적합성 확인을 위해 다음사항을 점검한다.

가. 원자로공동 충수설비 밸브의 작동성 및 열림시간 점검

원자로공동 충수설비의 전동구동게이트밸브가 동작신호에 의해 요구되는 위

치로 동작하는지 확인한다. 또한 전동구동게이트밸브를 성능시험 절차서에

따라 점검하고, 측정된 열림시간이 허용기준을 만족하는지 확인한다.

나. 정상운전시 원자로공동 충수설비 밸브의 닫힘상태 확인

정상운전시 원자로공동 충수설비 밸브는 부적절한 운전을 방지하기 위하여,

전원을 제거하여 운영 관리되도록 한다. 이와 관련하여 정상운전 중 원자로

공동 충수설비 밸브의 닫힘상태 및 전원차단이 적절히 유지되었는지 확인한

다.

2. 검사방법

A-44

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 최종안전성분석보고서 6.2.7절, “중대사고 현상분석”

2. 사고관리계획서

3. KINS/GE-N001, 경수로형 원전 안전심사지침 19.2절, “중대사고 대처능

력”

4. 전력산업기술기준(KEPIC) MOC, “밸브 가동중시험”

5. 안전관련 펌프 및 밸브 가동중시험계획서

6. NUREG-1482, “Guidelines for Inservice Testing at Nuclear Power

Plants”

7. ASME/OM-ISTC “Inservice Testing of Valves in Light-Water Reactor

Power Platns”

A-45

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 완화설비 검 사 원검 사 항 목 원자로공동 충수설비검 사 목 적 원자로공동 충수설비 운전가능성 및 성능 유지 확인

검사 주안점원자로공동 충수설비 밸브의 작동성 및 열림시간 점검, 정상운전시 닫힘상태를 확인하고 성능시험 불만족사항에 대한 조치결과를 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 원자로공동 충수설비 밸브의 작동성 및 열림시간 점검

- 밸브 동작가능성- 밸브 열림시간

2. 정상운전시 원자로공동 충수설비 밸브의 닫힘상태 확인

- 전원차단- 밸브 닫힘상태

- 서류검토 - 면담- 입회

- 서류검토 - 면담

- 밸브가 신호에 따라 동작

- 밸브 열림시간이 절차서의 허용기준을 만족

- 전원차단 유지- 밸브 닫힘상태 유지

관 련 규 정

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙, 제12조(안전등급 및 규격),제23조(원자로격납건물 등), 제41조(시험·감시·검사 및 보수)

2. 원자력안전위원회고시(원자로.09) “기타 원자로의 안전에 관계되는 시설에 관한 규정”

3. 원자력안전위원회고시(원자로.15) “원자로시설의 안전등급과 등급별 규격에 관한 규정”

4. 원자력안전위원회고시(원자로.33) “안전관련 펌프 및 밸브의 가동중 시험에 관한 규정”

5. 최종안전성분석보고서 6.2.7절, “중대사고 현상분석”6. 사고관리계획서7. 전력산업기술기준(KEPIC) MOC, “밸브 가동중시험”8. 안전관련 펌프 및 밸브 가동중시험계획서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-46

A-47

지침서 번호분 류 번 호 A.2.3개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.2.3

검사대상시설명 : 중대사고 완화설비

제 목 : 원자로격납건물 압력제어설비

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 서승원 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-48

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.2.3 원자로격납건물 압력제어설비

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

중대사고로 인해 유발될 수 있는 고온 또는 과압조건에서 격납건물을

보호하기 위한 시설인 원자로격납건물 압력제어설비에 대한 점검에 적용한

다.

2. 검사개요

원자로격납건물 압력제어설비의 성능 적합성을 확인하기 위해서는 주기

적인 점검 및 성능시험뿐만 아니라 관리상태 확인이 요구된다. 원자로격납

건물 압력제어설비 시험에서는 비상원자로건물살수보조계통 부대 설비 유

지·관리 확인과 주입 시험 확인, 격납건물여과배기계통의 유지·관리 및 감

압, 여과 성능 확인 등이 절차에 따라 적합하게 이행되고 있는지를 현장입

회, 면담 또는 서류검토를 통해 검사한다.

3. 검사목적

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하

는 점검주기 및 점검방법에 따라 비상원자로건물수보조계통과 격납건물여

과배기계통 등 원자로격납건물 압력제어설비의 성능 적합성을 확인하기 위

함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 최종안전성분석보고서 1.B, “후쿠시마 원전 사고 후속 개선 조치사항”

다. 최종안전성분석보고서 6.2, “격납건물계통”

A-49

라. 비상원자로건물살수보조계통 유지·관리 관련 절차서

마. 비상원자로건물살수보조계통 시험 관련 절차서

바. 격납건물여과배기계통 유지·관리 관련 절차서

사. 격납건물여과배기계통 시험 관련 절차서

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

최종안전성분석보고서, 사고관리계획서 및 성능시험 절차서에서 요구하는 점검

주기 및 점검방법에 따라 원자로격납건물 압력제어설비의 유지·관리 상태와 성능

적합성 확인을 위해 다음사항을 점검한다.

가. 비상원자로건물살수보조계통 유지·관리상태 점검

비상원자로건물살수보조계통에 사용되는 수원, 배관, 펌프, 펌프 운반차량, 호

스 등 부대 설비가 적절하게 유지·관리되고 있는지를 확인한다.

나. 비상원자로건물살수보조계통 시험 결과 확인

비상원자로건물살수보조계통 주입 시험 수행 시 제반 설비의 운반 및 동선,

사고 시 차량배치 위치, 주입 소요시간, 호스 및 체결부 누설여부, 수원교체

절차, 체결도구 구비 및 비치 상태 등을 확인한다.

다. 격납건물여과배기계통 유지·관리상태 점검

격납건물여과배기설비와 관련된 배관, 밸브, 용기, 필터 등의 부대 설비가 적

절하게 유지·관리되고 있는지를 점검한다.

라. 격납건물여과배기계통 시험 결과 확인

격납건물여과배기계통의 감압 성능 및 여과 성능을 확인하기 위한 시험이 적

절히 수행되었는지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

A-50

3. 검사 유의사항

가. 시험수행 시 사용된 계측기의 교정날짜, 측정범위, 정확도가 절차서의

판정기준을 만족하여야 한다.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. 최종안전성분석보고서 1.B, “후쿠시마 원전 사고 후속 개선 조치사항”

3. 최종안전성분석보고서 6.2, “격납건물계통”

4. 비상원자로건물살수보조계통 유지·관리 관련 절차서

5. 비상원자로건물살수보조계통 시험 관련 절차서

6. 격납건물여과배기계통 유지·관리 관련 절차서

7. 격납건물여과배기계통 시험 관련 절차서

A-51

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 중대사고 완화설비 검 사 원검 사 항 목 원자로격납건물 압력제어설비검 사 목 적 원자로격납건물 압력제어설비 유지·관리 상태 및 성능 적합성 확인

검사 주안점비상원자로건물살수보조계통 및 격납건물여과배기계통의 부대 설비가 적절히 유지·관리되고 있는지 확인하고, 성능을 확인하기 위한 성능 시험 결과를 확인한다.

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준1. 비상원자로건물살수보조계

통 유지·관리상태 점검- 펌프, 호스, 운반차량 등 설비의 보관·대기 시설 확인

2. 비상원자로건물살수보조계통 성능 시험 결과 확인

- 제반 설비의 운반 및 동선 확인

- 차량배차 위치 확인- 주입소요시간 확인- 호스·체결부 누설 확인- 수원교체 절차 확인- 체결도구 구비·비치상태

확인3. 격납건물여과배기계통 유

지·관리상태 점검- 관련 배관, 밸브, 용기, 필터 등 부대설비 관리상태 확인

4. 격납건물여과배기계통 성능 시험 결과 확인

- 감압 성능 시험 결과 확인- 여과 성능 시험 결과 확인

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담 - 입회

- 최종안전성분석보고서- 사고관리계획서- 점검 계획서

- 최종안전성분석보고서- 사고관리계획서- 시험 절차서

- 최종안전성분석보고서- 사고관리계획서- 점검 계획서

- 최종안전성분석보고서- 사고관리계획서- 시험 절차서

관 련 규 정

1. 사고관리계획서2. 최종안전성분석보고서 1.B, “후쿠시마 원전 사고 후속 개선 조치사

항”3. 최종안전성분석보고서 6.2, “격납건물계통”4. 비상원자로건물살수보조계통 유지·관리 관련 절차서5. 비상원자로건물살수보조계통 시험 관련 절차서6. 격납건물여과배기계통 유지·관리 관련 절차서 7. 격납건물여과배기계통 시험 관련 절차서

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-52

A-53

A.3. 사고관리 전략 및 이행체계

A-54

A-55

지침서 번호분 류 번 호 A.3.1개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.3.1

검사대상시설명 : 사고관리 전략 및 이행체계

제 목 : 극한재해 완화지침서에 대한 점검

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김지훈 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-56

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.3.1 극한재해 완화지침서에 대한 점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

극한재해 완화지침서에 대한 점검에 적용한다.

2. 검사개요

극한재해 완화지침서는 설계기준으로 고려한 외적요인을 초과하는 자연

재해 및 인위적재해 발생 시 핵연료 냉각기능 및 원자로 격납건물의 방호

벽기능 등 필수안전기능을 복구·유지하기 위한 지침으로 사용된다. 극한재

해 완화지침서의 유지관리 및 관련 교육훈련이 절차에 따라 적합하게 이행

되고 있는지를 현장입회, 서류검토 또는 면담을 통해 검사한다.

3. 검사목적

원자력안전위원회고시(원자로.43) “사고관리계획서 작성방법에 관한 규

정” 제11조(극한재해 완화지침서 작성에 관한 설명서)에 따라 작성된 극한

재해 완화지침서의 유효성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정” 제2조(정기검사 대상시설 및 분야)

다. 경수로형 원전 규제지침 KINS/RG-N19.02 “극한재해의 평가 및 완화

지침서”

Ⅱ. 검사내용 및 방법

A-57

1. 검사내용

극한재해 완화지침서의 유효성을 확인하기 위해 다음사항을 점검한다.

가. 극한재해 완화지침서 유지관리 체계

극한재해 완화지침서의 작성, 확인, 검증 등 유지관리 절차가 마련되어 있으

며, 지침서 유지관리가 절차에 따라 적합하게 이행되고 있는지 확인한다.

나. 극한재해 완화지침서 유지관리 상태

극한재해 완화지침서 최신본이 필수 비치 위치에 보관되고 있는지 확인한다.

지침서의 개정 사항이 유지관리 대장 등을 통해 문서화되어 관리되고 있는지

확인한다.

다. 극한재해 완화지침서 관련 운전원 교육훈련

극한재해 완화지침서 및 개정사항에 대한 운전원 교육훈련이 정해진 계획에

따라 실시되고, 교육훈련 결과가 적합한지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. NEI 12-06(Rev3), “DIVERSE AND FLEXIBLE COPING STRATEGIES(FLEX)

A-58

IMPLEMENTATION GUIDE,” NEI, 2016

3. JLD-ISG-2012-01, “Compliance with Order EA-12-049, Order Modifying

Licenses with Regard to Requirements for Mitigation Strategies for

Beyond-Design-Basis External Events,“ U.S.NRC, 2016

A-59

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 사고관리 전략 및 이행체계 검 사 원검 사 항 목 극한재해 완화지침서에 대한 점검검 사 목 적 극한재해 완화지침서의 유효성 확인

검사 주안점극한재해 완화지침서의 유지관리 체계 및 상태를 점검하고, 지침서 관련 운전원 교육훈련 수행내역 및 결과의 적합성 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 극한재해 완화지침서 유지

관리 체계

- 극한재해 완화지침서 작성,확인, 검증 등 유지관리

절차의 적절성

2. 극한재해 완화지침서 유지

관리 상태

- 극한재해 완화지침서 비치

상태

- 극한재해 완화지침서 개정

사항 관리의 적절성

3. 극한재해 완화지침서 관련

운전원 교육훈련

- 극한재해 완화지침서 및

개정사항에 대한 운전원

교육훈련의 적절성

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

관 련 규 정

1. 사고관리계획서

2. 원자력안전위원회(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방법

에 관한 규정” 제2조(정기검사 대상시설 및 분야)3. 경수로형 원전 규제지침 KINS/RG-N19.02 “극한재해의 평가 및 완

화지침서”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-60

A-61

지침서 번호분 류 번 호 A.3.2개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.3.2

검사대상시설명 : 사고관리 전략 및 이행체계

제 목 : 중대사고 관리지침서에 대한 점검

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 김지훈 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-62

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.3.2 중대사고 관리지침서에 대한 점검

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

중대사고 관리지침서에 대한 점검에 적용한다.

2. 검사개요

중대사고 관리지침서는 노심의 현저한 손상 이후 발생하는 위협요인으

로 인해 원자로격납건물의 방호벽기능이 상실되어 방사성물질이 대량 방출

되지 않도록 하기 위한 지침으로 사용된다. 중대사고 관리지침서의 유지관

리 및 관련 교육훈련이 절차에 따라 적합하게 이행되고 있는지를 현장입

회, 서류검토 또는 면담을 통해 검사한다.

3. 검사목적

원자력안전위원회고시(원자로.43) “사고관리계획서 작성방법에 관한 규

정” 제12조(중대사고 관리지침서 작성에 관한 설명서)에 따라 작성된 중대

사고 관리지침서의 유효성을 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 사고관리계획서

나. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및 방

법에 관한 규정” 제2조(정기검사 대상시설 및 분야)

다. 경수로형 원전 규제지침 KINS/RG-N19.03 “중대사고관리지침서”

Ⅱ. 검사내용 및 방법

A-63

1. 검사내용

중대사고 관리지침서의 유효성을 확인하기 위해 다음사항을 점검한다.

가. 중대사고 관리지침서 유지관리 체계

중대사고 관리지침서의 작성, 확인, 검증 등 유지관리 절차가 마련되어 있으

며, 지침서 유지관리가 절차에 따라 적합하게 이행되고 있는지 확인한다.

나. 중대사고 관리지침서 유지관리 상태

중대사고 관리지침서 최신본이 필수 비치 위치에 보관되고 있는지 확인한다.

지침서의 개정 사항이 유지관리 대장 등을 통해 문서화되어 관리되고 있는지

확인한다.

다. 중대사고 관리지침서 관련 운전원 교육훈련

중대사고 관리지침서 및 개정사항에 대한 운전원 교육훈련이 정해진 계획에

따라 실시되고, 교육훈련 결과가 적합한지 확인한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 사고관리계획서

2. Generic Letter 88-20, "Individual Plant Examination for Severe

A-64

Accident Vulnerabilities - 10CFR50.54", U. S. NRC, Nov. 23, 1988.

3. NUREG/CR-6009, "Developing and Assessing Accident Management

Plans for Nuclear Power Plants.", U. S. NRC, July 1992.

A-65

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 사고관리 전략 및 이행체계 검 사 원검 사 항 목 중대사고 관리지침서에 대한 점검검 사 목 적 중대사고 관리지침서의 유효성 확인

검사 주안점중대사고 관리지침서의 유지관리 체계 및 상태를 점검하고, 지침서 관련 운전원 교육훈련 수행내역 및 결과의 적합성 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 중대사고 관리지침서 유지

관리 체계

- 중대사고 관리지침서 작성,확인, 검증 등 유지관리

절차의 적절성

2. 중대사고 관리지침서 유지

관리 상태

- 중대사고 관리지침서 비치

상태

- 중대사고 관리지침서 개정

사항 관리의 적절성

3. 중대사고 관리지침서 관련

운전원 교육훈련

- 중대사고 관리지침서 및

개정사항에 대한 운전원

교육훈련의 적절성

- 서류검토

- 면담

- 서류검토

- 면담

- 입회

- 서류검토

- 면담

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

관 련 규 정

1. 사고관리계획서

2. 원자력안전위원회고시(원자로.34) “원자로시설의 정기검사 대상 및

방법에 관한 규정” 제2조(정기검사 대상시설 및 분야)3. 경수로형 원전 규제지침 KINS/RG-N19.03 “중대사고관리지침서”

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-66

A-67

지침서 번호분 류 번 호 A.3.3개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.3.3

검사대상시설명 : 사고관리 전략 및 이행체계

제 목 : 사고관리조직 및 지휘통제체계

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 조남철 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-68

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.3.3 사고관리조직 및 지휘통제체계

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

사고관리계획서의 사고관리 조직 및 지휘통제체계의 점검에 적용한다.

2. 검사개요

발전용원자로운영자가 사고관리 전략에 따라 사고의 진행을 예방하고

사고의 영향을 완화하기 위해 필요한 사고관리 조직 및 이행체계를 수립하

고, 전략이행에 요구되는 책임과 권한을 부여하였는지를 확인하기 위해 서

류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

발전용원자로운영자는 원자력안전법 시행령 제33조(운영허가 신청) 제1항의 단

서조항에 의거하여 단위 원자로시설 운영조직이 원자로 2기를 운영하도록 허가신

청하고 있으며, 사업자는 이를 발전소라고 지칭하고 있다.

일반적으로 발전용원자로시설에 대한 정기검사는 호기별 예방정비기간에 수행

되고 있으나, 이를 운영하는 운영조직에 대한 검사는 단위 운영조직이 2기의 원

자로를 운영하고 있으므로 동일 시설에 대한 중복검사를 피하기 위하여 발전소별

로 시행한다.

3. 검사목적

발전용원자로운영자가 원자력안전법령의 허가요건에 적합하도록 사고관리 조

직 및 지휘통제체계를 수립하였는지를 점검하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 21 제2항

A-69

나. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제8조

다. 사고관리계획서 제3장 사고관리 이행체계

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 사고관리조직

사고관리전략의 수행을 위해 필요한 조직 및 인력이 사고관리계획서에

기술된 대로 구성되었는지 점검한다.

나. 사고관리 지휘통제체계

사고관리전략의 수행을 위해 요구되는 책임 및 권한이 부여 되었는지 점검하

고, 단위 조직간 및 단위 조직내 의사소통 체계 및 정보교환 수단이 구비되

었는지를 점검한다.

다. 극한재해로 인한 다수기 동시사고

해당 부지에 다른 원자로시설이 존재하는 경우, 극한재해로 인한 다수기 동

시 사고관리를 위하여 필요한 부지 단위의 사고관리 조직 및 인력이 확보되

었는지 점검한다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

A-70

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 21 제2항

2. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제8조

3. 사고관리계획서 제3장 사고관리 이행체계

A-71

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 사고관리 전략 및 이행체계 검 사 원

검 사 항 목 사고관리조직 및 지휘통제체계

검 사 목 적 발전용원자로운영자가 원자력안전법령의 허가요건에 적합하도록 사고관리 조직 및 지휘통제체계를 수립하였는지를 점검하기 위함

검사 주안점사고관리 조직 및 인력이 사고관리계획서에 부합하도록 적합하게 구성되어 있음을 점검하고, 전략이행에 요구되는 책임과 권한이 부여되었는지 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 사고관리조직- 조직 및 인력의 적절성

2. 사고관리 지휘통제체계- 책임 및 권한부여 적절성- 의사소통 체계 및 정보교환수단 확보 여부

3. 극한재해로 인한 다수기 동시사고

- 부지단위의 조직 및 인력- 부지단위의 지휘통제체계- 공유설비 및 이동형 설비등에 대한 우선 배분 순위를 결정할 수 있는 조직,책임자 및 절차 수립여부

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서

관 련 규 정1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 21 제2항2. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제8조3. 사고관리계획서 제3장 사고관리 이행체계

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행

A-72

A-73

A.4. 사고관리계획의 교육 및 훈련

A-74

A-75

지침서 번호분 류 번 호 A.4.1개 정 번 호 0발 행 일 자

발전용 원자로 정기검사지침서

(사고관리)

분류번호 : A.4.1

검사대상시설명 : 사고관리계획의 교육 및 훈련

제 목 : 사고관리계획의 교육 및 훈련

제․개

정 번

호

작 성 확 인 부 분 개 정

성 명 일 자 성 명 일 자 쪽 작성자 확인자 일자

0 조남철 ‘17.10.30 정구영 ‘17.10.30

1

2

3

4

A-76

한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety)

발전용 원자로 정기검사지침

A.4.1 사고관리조직

I. 검사개요 및 대상

1. 검사대상범위

사고관리계획서의 사고관리계획의 교육 및 훈련의 점검에 적용한다.

2. 검사개요

사고관리를 수행하는 조직의 구성원이 사고 시 그 책임 및 권한에 대한

역할을 이해하고 이를 적시에 수행할 수 있도록 관련 지식 및 기술을 습득

하기 위해 필요한 사고관리 교육 및 훈련계획이 수립되어 이행되는지를 확

인하기 위해 서류검토 또는 면담 등을 통해 검사한다.

발전용원자로운영자는 원자력안전법 시행령 제33조(운영허가 신청) 제1항의 단

서조항에 의거하여 단위 원자로시설 운영조직이 원자로 2기를 운영하도록 허가신

청하고 있으며, 사업자는 이를 발전소라고 지칭하고 있다.

일반적으로 발전용원자로시설에 대한 정기검사는 호기별 예방정비기간에 수행

되고 있으나, 이를 운영하는 운영조직에 대한 검사는 단위 운영조직이 2기의 원

자로를 운영하고 있으므로 동일 시설에 대한 중복검사를 피하기 위하여 발전소별

로 시행한다.

3. 검사목적

사고관리를 수행하는 조직의 구성원에 대한 사고관리 교육 및 훈련계획이 수

립되었고, 주기적으로 이행되는지를 확인하기 위함이다.

4. 검사기준 및 근거

가. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 23

A-77

나. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제13조

다. 사고관리계획서 제8장 사고관리 교육훈련계획

Ⅱ. 검사내용 및 방법

1. 검사내용

가. 사고관리 교육

사고관리를 수행하는 조직의 구성원이 사고관리계획서에 따라 주기적

으로 교육을 받을 수 있도록 교육계획이 수립되어 이행되고 있는지 점

검한다.

나. 사고관리 훈련

사고관리전략에 따라 사고의 진행을 예방하고 사고의 영향을 완화할 수 있도

록 사고관리를 수행하는 조직의 구성원에 대한 사고관리 훈련계획이 수립되

어 주기적으로 이행되고 있는지 점검한다.

다. 사고관리 교육훈련 결과

사고관리 교육 및 훈련프로그램의 개선을 위해 주기적으로 교육 및 훈련프로

그램이 평가되고 피드백 될 수 있는 관리체계가 적절히 수립되었는지 점검한

다.

2. 검사방법

첨부 1. 검사점검표의 “검사방법”을 적용한다.

3. 검사 유의사항

해당 없음.

Ⅲ. 판정기준

첨부 1. 검사점검표의 “합격기준”을 적용한다.

Ⅳ. 첨부서류

A-78

1. 검사점검표

Ⅴ. 참고문헌

1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 23

2. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제13조

3. 사고관리계획서 제8장 사고관리 교육훈련계획

A-79

첨부 1.

검 사 점 검 표 (사고관리 )

검사대상시설 사고관리계획의 교육 및 훈련 검 사 원

검 사 항 목 사고관리계획의 교육 및 훈련

검 사 목 적 사고관리를 수행하는 조직의 구성원에 대한 사고관리 교육 및 훈련계획이 수립되었고, 주기적으로 이행되는지를 확인하기 위함

검사 주안점사고관리를 수행하는 조직의 구성원에 대한 사고관리 교육 및 훈련계획이 사고관리계획서에 부합하도록 수립되어 있고, 주기적으로 이행되는지 확인

검 사 분 야

검 사 내 용 검 사 방 법※ 합 격 기 준

1. 사고관리 교육- 사고관리 교육계획 수립의

적절성- 사고관리 교육의 주기적

이행 여부

2. 사고관리 훈련- 사고관리 훈련계획 수립의 적절성

- 사고관리 훈련의 주기적 이행 여부

3. 사고관리 교육훈련결과- 사고관리 교육 및 훈련 프로그램의 평가체계 수립 및 이행 여부

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 서류검토 - 면담

- 사고관리계획서

- 사고관리계획서- 발전소 단위 2년이내

- 사고관리계획서

관 련 규 정1. 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제85조의 232. 원자력안전위원회 고시 제2016-3호 제13조3. 사고관리계획서 제8장 사고관리 교육훈련계획

※ 서류검토, 면담, 입회 중 1개 이상 수행