Ⅰ 원전의 안전기준의 본연의 자세 ＜원자력시민위원회 특별레포트5 (2017년 12월 25일 발행)＞

[anju]

Ⅰ 원전의 안전기준의 본연의 자세

<원자력시민위원회 특별레포트5 (2017년 12월 25일 발행)>

이 페이지에서는 일본 원자력시민위원회에서 2017년에 발행한 <원자력시민위원회 특별레포트5>에 대해서 소개하겠다. 총 143쪽으로 되어 있고, 목차는 다음과 같다.

서장 원자력 플랜의 사회적 부적합

제1장 재가동을 추진하는 신규제 기준 적합성 심사

제2장 신규제 기준의 불철저

제3장 신규제기준 자체의 누락 또는 부족한 항목

제4장 긴급시 원자력 방재

제5장 규제 조직의 행동

제6장 원전에 관련된 리스크 평가의 허망

이 중, 서장을 노트형식으로 간단히 소개하고, 제 1장은 편집자의 얕은 지식으로 간략히 소개하기에는 내용이 방대하여 일본어 번역문을 그대로 옮겼다.

서장- 원자력 플랜의 사회적 부적합

쓰쓰이 데쓰로(筒井哲郎)

1. 원자력 플랜의 특이한 위험성

- 가나가와현에 피난한 피해자들이 요코하마지방재판소에 제소

-판결;기존지식 범위 내에서 이루어진 시뮬레이션에 기초한 설계는 정당하다

à일반산업 플랜에 있어서의 안전대책 설계 태도 임.

  원전 플랜에 있어서의 사고 피해는 천문학적

- 제 3자(시민)의 피해가 방대. 그러나 사회적 시스템 결여

- 일반산업과의 비교

일반 산업의 피해(코스모석유 치바제유소 화재, 2011.3.11-동일본 지진)

  - 구형탱크에 물을 채우는 시험 중에 지진으로 화재 발생

 초기 소화에 실패하고 인위적 소화 불가능 상태로 10일간 화재는 지속되고 자연진화.

  - 설비 피해는 컸으나 주변 일반시민의 피해는 없었음

원전 피해

- 일단 핵연료의 냉각수가 공급되지 않아 멜트다운으로 인해 격납용기 파손의 경우

; 원전업자와 정부는 멜트다운을 미연에 방지할 수 있다고 약속

- 그러나 실제 사고가 일어나면, 방성성물질의 외부방출

à가혹한 초인간적 노동 강요(피폭 노동, 죽음을 각오한 노동)

à수도권도 피난구역 지정 가능성

2 사회적 적합성의 결여

1) 일반산업설비의 배상책임과 보험제도

- 배상비용을 사업자가 부담하지 않는 경우는 사업자는 안전대책 비용을 최소화 하려는 인센티브 작용

- 배상 책임 면제의 왜곡

원전의 최대 문제는 사업자의 배상책임이 실질적 면제

배상액의 상한을 1200억엔 - 필요액의 100분의 1, 1000분의 1 이하

현행 체재로는 배상책임을 정부 책임 à 전력회사는 안전투자 제로 욕망

도면1 안전대책비용과 보험비용 (p11)

3 위험 평가의 한정적 성격

1) 「안전 목표」에 대해서

2015.4.22 가와우치원전 가동금지 가처분신청사건의 결정

- ‘안전목표’를 “노심손상 빈도 10(-4)/년, 격납용기 기능상실 빈도 10(-5)/년 정도

  (테러 등은 제외)

- 규제 심사의 현실

  ; 고정설비 심사에 중점을 두고 인간활동이나 조직기능 등에 대해서는 저평가

- 최근에 조직적인 파괴공작 리스크가 높아지며 테러대책 강구

2) 「확률론적 리스크 평가」에 대해서

사고 확률 예측은 주관적이고 자의적 전제

- 후쿠시마원전사고와 같은 사고 확률은 원전 1기 사고가 '100만년에 1번'

  세계 400기 à 2500년에 1번 (100만년/400기)

- 그러나 과거 50년 간 3개 원전에서 5기 사고(스리마일도, 체르노빌, 후쿠시마제1원전3기)

  - 실제 '10년에 1번'꼴의 빈도[1]

4 희생을 전제한 군사적 성격의 노동

1) 원전사고 탐사보도 '검증 후쿠시마원전사고 간 나오토(菅 直人) 정부의 100시간'

 3/11, 오후 9시, 전문가가 정부에 전달

 12일 01:06, 후쿠시마 제1원전 요시다 소장이 1호기 밴트 실시를 지시

      3시 경, 도쿄전력본사, 간 정부도 밴트 실시를 인식

      4시 반, 1호기 주변의 높은 방사선량으로 작업원 진입 불가 보고

     ~~~~

     15:36, 1호기 폭발, 14일 11시 경 3호기 폭발

- 사고발생 시에 6000명 이상, 14일 밤 720명 정도의 인원 중 650명 퇴거, 70명 남음

2) 죽음과 관련된 사고

- 일반 생산업 사고의 경우는 생산설비는 파기되나, 노동자는 피난하여 인명피해는 적음

  원전 사고의 경우는 생산설비는 파기되고, 노동자의 피난을 바람직하지 않다고 여김

à 원전을 용인한다는 것은 사고발생 시에 가혹한 노동을 강요하겠다는 것

- 노동계약에 직무수행에 있어서 생명 위험을 전제로 한 노동은 없다.

(군인, 경찰관, 소방사 제외)

- '예상 밖의 사태'라는 말은 사업자의 '무책임'한 태도

3) '설득'에 의한 피폭노동 강요

- 파워하라에 의한 자회사 혹은 하청업자에 피폭노동 강요

 (후쿠시마원전사고 당시 남명흥산, 남쌍서비스)

4) 근로자를 보호하는 법질서

- 노동안전위생법 제25조

  "사업자는 노동재해 발생의 급박한 위험이 있는 경우에는 바로 작업을 중지하고 노동자를 작업자에서 피난하는 등의 필요한 조치를 취해야 한다."

- 보완 통달 602호

  "본조는 사업자의 의무로서 재해발생 긴급 상황에 노동자를 피난하도록 하여야 하나, 객관적으로 판단했을 때 노동재해 발생 우려가 있을 시에는 사업자의 조치를 기다리지 않고, 노동자 자주적 판단에 따라 긴급피난을 위해 그 작업장에서 피신할 수 있다. 이 때 법의 규정을 따르지 않아도 된다."

à 민간회사 노동계약 틀에 맞지 않는 노동현황

5) 현지 주민에 피폭 강요

- 2017.3.31 나미에초, 이다테무라, 가와마타마치에 피난지시 해제 -귀환율 11%(2017.3)

 일본 정부는 2017.3월 말 주택지원 및 생활지원 종료

 체르노빌 사고- 피난생활자에게 계속해서 지원

제1장 재가동을 추진하는 신규제 기준 적합성 심사

（번역; 안금주）

1.1. 설계 기준 지진동, 쓰나미의 과소평가

滝谷紘一、阪上武

신규제기준이 시행된 2013년 7월 8일 이후 전력회사에서 제출된 원전의 설치변경허가신청서, 공사계획인가 신청서 등에 대해 원자력규제위원회(이하 규제위라고 약기)에 의한 신규제기준 적합성 심사가 순차적으로 진행되고 있다. 본 절에서는 지진·쓰나미에 의한 자연재해에 대한 안전대책에 대해 2017년 8월까지 설치변경허가가 내려진 PWR원전(12기)의 심사내용의 검증을 바탕으로 신규제기준의 미비한 점을 지적하고 규제기준의 개정과 그에 기초한 재심사를 요구한다. 이하, 내륙지각 내지진의 과소평가의 문제(1.1.1), 플레이트간 지진의 과소평가의 문제(1.1.2), 구마모토 지진에서 밝혀진 「격진의 반복」문제(1.1.3), 쓰나미의 과소평가의 문제(1.1.4)에 대해 순차적으로 설명한다.

1.1.1 내륙지각 내 지진에 관한 시마자키 구니히코(島崎邦彦) 씨의 지적

1.1.1.1 경위

설계 기준 지진동의 설정이 내진 안전 설계의 출발점이다. 신규제기준에 따라 각 전력회사가 설정하고 규제위가 승인한 설계기준 지진동의 크기에 대해 지진학 전문가로부터 과소평가가 될 가능성에 대한 지적이 이루어지고 있다.

사회적으로 큰 주목을 받고 있는 지적으로서, 지진학자의 시마자키 구니히코(島崎邦彦) ·도쿄대학 명예 교수(전·원자력 규제 위원회 위원장 대리)가 2015년에 복수의 학회(일본 지구 행성 과학 연합 대회, 일본 지진학 회, 일본활단층학회)에 있어서, 단층모델을 바탕으로 진원의 크기를 추정할 때에 각 전력회사가 사용하고 있는 이리구라·미야케식(入倉・三宅式)은 과소평가를 가져올 가능성이 있으므로 부적절하다고 발표했다. 2016년 6월에는 그 일이 같은 해 4월에 발생한 구마모토 지진의 데이터로 뒷받침되었음을 논문 발표했다. 또 나고야 고재 가나자와 지부에서의 오오이 원전 3·4호기 운전 금지 소송 항소심에 이를 논하는 의견 진술서를 제출했다. 규제위는 이전에 위원장 대리를 맡은 적이 있는 시마자키의 지적을 무시할 수 없게 되었고, 같은 해 6월에 다나카 슌이치 위원장들은 시마자키로부터의 의견 청취를 공개의 장소에서 실시했다. 그러나 규제위는 7월 27일 정례회의에서 “현시점에서 오오이 원전의 기준 지진동을 재검토할 필요는 없다”고 결론지었다. 시마자키가 제안한 정부의 지진 조사 연구 추진 본부·지진 조사 위원회의 자료에 기재되어 있는 다른 계산식을 사용한 평가에 대해서는, 원전에 대해서 “지금까지 사용한 적이 없다”(사쿠라타 미치오 -櫻田道夫 ·원자력 규제청 원자력 규제 부장)를 이유로, 기준 지진동의 검증을 실시하지 않는 생각을 나타냈다21. 이 규제위의 결정에 관해서, 시마자키는 이의를 제기하고 있다.

1.1.1.2 이리쿠라·미야케식 (入倉・三宅式)의 문제점

시마자키가 문제로 하고 있는 이리쿠라·미야케식은, 진원 단층 면적으로부터 지진 모멘트를 산출할 때에 사용되는 경험식이다. 2015년 5월 일본지구행성과학연합대회에서 “이리쿠라·미야케식을 이용하면 지진모멘트가 과소평가되는 경향이 밝혀졌다”고 발표하고, 같은 해 10월의 지진학회와 같은 해 11월의 활단층 학회에서도 같은 취지를 발표했다. 시마자키는 학회 발표에 있어서, 이리쿠라·미야케식을 포함한 4개의 경험식에 대해, 두께 14km의 수직인 단층을 가정해, 단층 길이 L(m)과 지진 모멘트 Mo(Nm)의 관계식으로 변형한 다음 비교했다22. 그 결과,

이리쿠라·미야케식은 진원단층 면적에서 내진모멘트를 산출할 때 사용하는 경험치가 된다.

(1) MO=4.37x10(10)xL(2) (다케무라 식, 1998)

(2) MO=3.80x10(10)xL(2) (야마나카, 시마자키 식, 1990)

(3) MO=3.35x10(10)xL(1.95) (지진 조사위, 2006)

(4) MO=1.09x10(10)xL(2) (이리쿠라, 미야케 식, 2001. 두께 14kmdml 지진 발생층의 수직 단층을 가정한 경우)

단층 길이가 같은 경우 ①의 「무무라식」에 의한 지진 모멘트는 ④의 이리쿠라·미야케식의 약 4배가 된다. 다케무라식은 원자로시설의 내쓰나미 평가에 이용되는 기준 쓰나미의 작성과정에서 사용되고 있다. 또한 시마자키는 지금까지 관측된 7개의 지진에 대해 “지진 발생 전에 사용할 수 있는 것은 활단층의 정보이다”로서 지진 발생 전에 상정할 수 있는 정보를 전제로 각 식의 계산치를 관측치와 비교했다. 이에 대해서도, 이리쿠라·미야케식의 과소평가를 볼 수 있는 것이었다.

시마자키는, 2016년 4월에 발생한 구마모토 지진의 관측 데이터에 비추어도, 이리쿠라·미야케식을 이용하면 과소평가가 되기 때문에, 규제위에 대해, 이리쿠라·미야케식과는 다른 무촌식 등의 식을 이용해 기준 지진동을 재평가할 필요가 있다고 제언했다.

시마자키는, 월간지 「과학」에서 발표한 논문(☞ 각주 19)에 있어서, 구마모토 지진의 지진 모멘트의 관측치는, Mo=4.66×1019Nm인 곳, 이리쿠라·미야케식에 대해 단층 면적 S=496km2(단층 길이 L=31km× 단층 폭 W = 16km)를 적용하여 얻은 지진 모멘트는 Mo = 1.37 × 1019Nm이 되어, 동식에서는 과소평가가 되는 것을 나타내고 있다.

2016년 6월 16일, 규제위의 다나카 위원장, 이시도 위원 등이 시마자키와 면회하고, 시마자키는 “이리쿠라·미야케식이 정확하다고 해서… 아무리 생각해도 57km가 되지 않는다. 특히 지진전에 57km라는 사람은 없을 것입니다.… 식을 사용하는 한 진원의 크기는 과소평가된다”고 말했다. 규제위는, 6월 20일의 정례 회합에 있어서, 오이이 원전에 대해서 지진동 평가(시산)를 실시하기로 했다.

이에 따라 규제청은 다케무라식을 이용한 시산을 실시해 7월 13일 규제위에 제출했다. 그 시산 결과에서는 최대 가속도는 644갈 밖에 없고, 간사이 전력이 평가한 기준 지진동치 856갈(이리쿠라·미야케식을 사용)을 밑돌고 있기 때문에, 평가를 변경할 필요는 없다고 결론지었다. 그러나 이 시산에는, 오야마 히데유키(미하마의 회 대표)로부터, 비교의 출발점이 될 이리쿠라·미야케식에 의한 최대 가속도 설정을 간사이전력의 값(596갈)이 아니라, 그보다 낮은 값(356갈)으로 바꾸고 있다고 지적되고 있다23. 다만 이 경우에도 다케무라식으로 바꾼 효과로서 가속도는 1.81배로 올라간다. 시마자키는 7월 14일자로 다나카 위원장에게 신청서를 제출하고, 7월 13일의 규제위의 논의 및 결론은 납득할 수 없는 것을 표명하는 것과 동시에, 만약 기준 지진동 산정의 기초가 되는 최대 가속도가 1.81배가 된다면, 기준 지진동은, 현행 최대 가속도 856 갈의 1.81배인 1,550갈에도 되는 것은 아닐까 주장하고 있다. 오오이원전의 클리프 엣지 24는 1,260 갈(간사이 전력 공표치)이며, 이 값을 초과하는 것은 내진 안전성의 확보가 더 이상 불가능하고, 운전은 인정되지 않는 것을 의미한다.

실제로 기준 지진동이 과소평가였던 것에 대해서는, 최근, 2005년 8월의 미야기현 오키지진에서의 오나가와(女川)원전, 2007년 3월의 노토반도 오키지진에서의 시가원전, 2007년 7월의 니가타현 추에쓰오키(中越沖)지진에서의 가시와자키카리와원전, 2011년 3월의 도호쿠지방 태평양 앞바다 지진에서의 오나가와원전, 후쿠시마제1원전 등에서 우리는 종종 경험하고 있다. 모두 기준 지진동을 결정할 당시의 지진학의 지견에는 한계가 있었고, 그에 따른 불확실 정도의 고려가 불충분했기 때문이다. 이 불확실성이 존재하고 그것이 명확하지 않은 문제는 2013년 내진 기준이 개정된 현재에도 해소되지 않았다.

1.1.1.3 강(强)지진동 예측 레시피(수법) 개정

정부의 지진조사연구추진본부는 2016년 12월 9일 최신 지견을 반영하기 위해 '진원단층을 특정한 지진의 강진동 예측 수법'(통칭 '레시피' 25)을 수정했다. 그 후 2017년 4월 27일에 개정판이 나왔다. 거기에는, 이리구라·미야케식이 들어간 레시피(아)(전력회사가 채용)와 다케무라식이 들어간 레시피(이)가 기재되어 있다. 시마자키는 이 레시피(이)를 이용하여 오오이 원전의 기준 지진동을 평가할 것을 제안하고 있다. 또한, 상기의 수정점은 레시피(아)와 (이)의 내용이 아니고, 각각의 식을 어떠한 경우에 사용하는지를 나타내는 표제 부분만이며, 수정된 결과는 다음과 같다.

레시피(아) ; 과거의 지진기록이나 조사결과 등의 제 지견을 고려, 판단하여 진원계층모델을 설정하는 경우(이리쿠라, 미야케 식)

레시피(이) ; 장기평가 해온 지표의 활단층 길이 등으로부터 지진규모를 설정하고 진원단층모델을 설정하는 경우(다케무라 식)

레시피(이)에 대해서는, 「간편화한 방법으로」라고 하는 문언이 삭제되었다. 종래에는 이 문언이 있었기 때문에 전력회사는 엄밀함이 부족하다고 간주하여 채용하지 않았다고 보도되고 있다.

우리는 단층모델에 의한 기준지진동의 설정에 있어서는 불확실 정도의 고려가 필요하기 때문에, 적어도 양 레시피에 의한 평가를 실시해, 그 중 엄격한 값을 채용하는 것을 제안한다. 그 결과 기준지진동이 커져 내진안전상의 문제가 나오고 원전운전 불가가 되는 경우도 원전지진으로부터 주민을 지키기 위해 그것을 받아들여야 한다. 앞서 언급했듯이 규제청은 레시피(이)를 사용하지 않는 이유로 '지금까지 사용한 적이 없다'는 것을 들었지만, 이것으로는 새로운 지견의 반영은 할 수 없게 되어 과학적으로 엄정한 자세가 부족하다.

1.1.2 플레이트간 지진에 관한 지적

1.1.1은 내륙지각 내지진에 관한 문제점이다.

내진 기준에서의 기준 지진동의 검토에 대해서는, 플레이트간 지진에 대해서도 평가하는 것이 요구되고 있다. 이 플레이트간 지진에 관해서, 2017년 4월에 지진연구자의 노즈 아츠시(野津厚) (해상·항만·항공기술연구소)는, 동북지방 태평양 해안 지진의 데이터 분석·조사로부터 강진동 펄스를 계산하는 현재의 모델에는 불충분함이 있는 것을 공표[2]했다. 그 중에서 보다 정확하게 취급할 수 있는 계산 모델을 이용하여 이카타(伊方)원전을 대상으로 하여 거대 지진의 발생이 우려되고 있는 난카이 트로프에 대해 계산하면 최대 가속도는 약 1066갈이 되어 규제위가 이미 승인한 기준 지진동(650갈)을 대폭 초과하는 것을 말하고 있다. 원전의 기준 지진동의 과소평가를 막기 위해서, 규제위는 이 지진학의 신지견을 진지하게 받아들여 조속히 정사해, 그 뒷배경의 체크 요부 검토를 실시해야 한다.

1.1.3 반복 지진을 내진 기준으로 상정해야 한다

2016년 4월 구마모토지진에서는 진도 7의 격진이 약 28시간의 단기간에 2회 발생했다. 기상청은 이러한 격진의 반복은 “과거의 경험관측에는 없다”고 발표했다. 그러나 규제위가 아직 반복 지진을 내진 기준에 도입하려고 하지 않는 것은 신지견의 무시이며 간과할 수 없는 문제이다. 반복 지진 문제에 대해서는 제3장에서 상세히 설명한다(3.3)

1.1.3 반복(연속) 지진을 내진 기준으로 삼아야 할 것

2016년 4월 구마모토지진에서는 진도 7의 격진이 약 28시간의 단기간에 2회 발생했다. 기상청은 이러한 격진의 반복은 “과거의 경험칙에는 없다”고 발표했다. 그러나 규제위가 아직 반복 지진을 내진 기준에 도입하려고 하지 않는 것은 신지견의 무시이며 간과할 수 없는 문제이다. 반복 지진 문제에 대해서는 제3장에서 상세히 설명한다(3.3).

1.1.4 쓰나미에 대해

후쿠시마 원전사고의 교훈을 바탕으로 신규제기준의 설치허가기준규칙에는 새롭게 「기준 쓰나미」가 규정되어 그 심사가이드가 제정된 것으로 평가된다. 이들에 근거하여, 각 원전의 기준 쓰나미의 설정에 관한 심사가 실시되고 있지만, 시마자키는 해역의 활단층에 의한 지각내 지진에 기인하는 쓰나미에 대해서, 서일본에 많다고 하는 수직 단층 혹은 수직에 가까운 단층의 경우에 과소평가가 되어 있을 가능성을 지적하고 있다. 그 논거는 전항의 기준 지진동의 과소평가의 문제와 공통이며, 전력회사가 이용하고 있는 이리구치·미야케식에서는 진원의 크기를 과소평가하는 것에 있다(☞ 각주19).

기준 쓰나미에 대해서도, 지진조사연구추진본부에 의한 레시피 개정을 받아, 단층모델에 의한 진원의 크기에 대해 레시피(이)에 근거하는 재평가를 조속히 실시해야 한다.

1.2 화산재의 영향 평가에 대하여 à 생략 (한국의 경우는 거의 없음)

阪上武、滝谷紘一

1.3 비상용 취수설비의 내진클래스 C 오류

滝谷紘一

신규제기준 적합성심사에 제출된 설치변경허가신청서에 기재되어 있는 설비·기기의 내진클래스 분류에 있어서, 전 원전 공통적으로 비상용 취수설비는 C클래스로 분류되고 있지만, 이 설비는 붕괴열제거기능에 필수적이므로 본래 S클래스여야 한다(1.3.2). 비상용수수설비를 C클래스로 하고 있는 것은 내진기본설계의 명백한 오류이며, 그것을 규제위가 용인하고 있는 것은 설치변경허가에 있어서의 하자이다(1.3.3).

1.3.1 비상용 취수설비란?

가압수형 원전(PWR)을 예로, 원자로의 붕괴열을 제거하기 위한 설비 구성의 개요를 도 3에 나타낸다. 원자로에 가까운 측에서 여열 제거 설비, 원자로 보조 기계 냉각수 설비, 원자로 보조 기계 냉각 해수 설비 및 비상용 취수 설비로 구성되어 있다. 비상용수수설비는 원자로정지후의 붕괴열을 최종적으로 바다로 방출하는데 필요한 해수를 도입하는 취수구, 취수로 및 취수피트로 구성된 옥외토목구조물이다.

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[1] 원자력시민위원회(2014) <원전 제로 사회의 길—시민이 만드는 탈원전정책 대망> p139

[2] 노즈 아츠시(野津厚)(2017) '원자력발전소의 기준지진동책정을 위한 도호쿠지방 태평양해안지진에서 무엇을 배울 것인가?' "과학"87(5) pp.434-442

도면2 원자로 붕괴 열제거에 필요한 설비 구성 (PWR) p25

1.3.2 내진 클래스의 오류

원전의 내진 안전 설계의 출발점은 내진 중요도 분류이며, 이 분류는 사업자가 설치(변경) 허가 신청서 첨부 서류 8에 기재한다. 「설치허가기준규칙의 해석」(규제위)에 규정되어 있는 내진중요도 분류에서의 S클래스 시설에는 「원자로정지 후 노심에서 붕괴열을 제거하기 위한 시설」이 명기되어 있다. 이에 의거하여, 도 3의 【0004】 에 내진 클래스가 나타나 있는 바와 같이, 여열 제거 설비, 원자로 보조 기계 냉각수 설비 및 원자로 보조 기계 냉각 해수 설비는 S 클래스로서 신청되고 있다. 그러나, 비상용 취수 설비는 C클래스로서 신청되고 있어, 이것은 이에 맞지 않는다. 왜냐하면 C클래스는 기준지진동 Ss에 대해서 그 안전기능이 보증되지 않기 때문이다. Ss에 대해 붕괴 열 제거 기능을 유지하기 위해서는 비상 취수 설비도 S 클래스가 아니면 안전 논리로서의 일관성이 부족하다.

이 비상용 취수 설비가 S 클래스가 아닌 것은, 원전 건설시의 설치 허가 당시부터 계속되고 있어, 오랜 세월에 걸쳐의 규제 기관에 의한 안전 심사의 하자이다. 이번 신규제기준 적합성심사에 있어서 기본설계에 있어서 이러한 비상용 취수설비의 내진클래스의 잘못을 깨닫지 못하거나 혹은 깨달아도 그것을 정확하게 하지 않고 규제위가 설치변경을 허가한 것에는 분명한 하자가 있다. "과오를 바꾸는 것에 주저하지 마라"의 격언대로 설치변경허가 심사를 즉시 재실시 해야 한다.

1.3.3 「규제위원회의 생각」의 불합리

규슈전력 겐카이 3·4호기의 심사서안에 대한 퍼블릭 코멘트 모집에서 이 문제를 지적하는 의견이 제출되어 그에 대해 '규제위원회의 사고방식'이 공표되었다. 그에 따르면,

비상용 취수 설비 중 취수 피트는, 원자로 보조기 냉각 해수계의 해수 펌프를 지지하고, 또한, 취수구, 취수로 및 취수 피트는, 해수를 취수해 해수 펌프에 도수하기 위한 유로가 되는 구조물입니다. 이러한 설비는, (1)지진에 의한 균열 등의 손상이 있어도 통수성이 손상되지 않고, S클래스 설비인 해수 펌프의 기능을 해치는 것은 아니기 때문에, 내진 클래스는 C클래스로 하는 것을 확인하고 있습니다. 다만, (2) 기준 지진동에 대하여 해수 펌프의 지지 기능을 해치지 않는 것 및 기기의 냉각에 필요한 유량을 확보할 수 있는 설계로 하는 것을 확인하고 있습니다.

라고 되어 있다(밑줄과 번호는 필자에 의한다).

밑줄 부분의 기재에는 그것을 뒷받침하는 구체적인 증거가 나타나지 않고, 불합리한 점을 근거 없이 말해 피하고자 하는 것이다. 밑줄 부 (1)에 「지진에 의한 균열 등의 손상이 있어도」라고 있지만, C 클래스의 토목 구조물이 기준 지진동에 의해 균열 정도의 경미한 손상에 그치는 것은 설치 허가 기준 규칙의 어느 곳에도 규정되어 있지 않다. 건물·구축물에 대해서는, S클래스에 관하여 「구조물 전체로서의 변형 능력(종국 내력시의 변형)에 대해서 충분한 여유를 갖고, 건물·구축물의 종국 내력에 대해 타당한 안전 여유를 가지고 있는 것」(설치허가기준 규칙의 해석 별기 2 제4조(지진에 의한 손상의 방지)6)이라고 한다. 따라서 S 클래스에는 균열 등의 경미한 손상은 허용되고 있다고 할 수 있다. 즉, "균열 등의 손상이 있어도 통수성이 손상되지 않는다"는 것은, S 클래스로 설계되고 있는 경우에만 보증되는 것이다. C클래스의 토목구조물의 경우에는 기준지진동에 대해 균열 정도에 맞는 보증은 아무것도 되지 않고, 벽, 바닥, 천장의 붕괴, 거기에 따른 유로 폐색 등이 있을 수 있으므로, 해수펌프의 지지기능의 상실과 기기의 냉각에 필요한 유량의 확보 불능에 이르는 위험성이 있다.

밑줄 부분(2)에 「기준 지진동에 대해 해수 펌프의 지지 기능을 손상시키지 않는 것 및 기기의 냉각에 필요한 유량을 확보할 수 있는 설계로 하는 것을 확인하고 있습니다.」라고 있지만, 확인하고 있다는 근거를 나타내지 않고 논리성이 부족하다. 본래 기준 지진동에 대해 안전기능의 확보를 보증하는 것이 내진 중요도 분류에서의 S 클래스이다. 그럼에도 불구하고, 취수설비는 C클래스로 좋다고 하는 규제위의 사고방식은 불합리하다.

1.4 불확실성이 가득한 가혹한 사고 대책

滝谷紘一

2017년 8월까지 신규제기준 적합성심사를 마치고 규제위가 설치변경허가를 낸 PWR 원전 12기의 가혹사고대책에 공통되는 큰 문제점은 현재 설계기준 대상 시설에 추가되는 가혹사고 대책의 실효성에 불확실성이 많다는 것이다. 구체적으로는 가혹한 사고대책에 대한 다음과 같은 점에서 신뢰성이 낮고 안전성이 보장되지 않는다.

1. 설비 운용을 자동화가 아니라 운전자·작업자에 의거하고 있다

2. 동적 기기의 다중성을 필요로 하지 않고 있다

3. 상설이 아닌 휴대형 설비를 인정하고 있는 것

4. 가혹한 사고 시뮬레이션 해석의 정확성 검증이 불충분함

5. 규제위에 의한 크로스체크 해석이 이루어지지 않고, 사업자의 해석을 엄정하게 검증하고 있지 않은 것

이렇듯이 가혹사고대책에서 원전을 재가동했을 경우에 노심용융과 원자로 격납용기 파손을 확실하게 방어할 수 없다.

1.4.1 가혹한 사고대책 설비 기능의 불확실성

신규제기준은 가혹사고로 상정할 수 있는 대표적인 몇몇 시나리오에 대하여 그 대책의 유효성을 평가할 것을 요구하고 있다. 이러한 상정 시나리오의 하나로서, 격납용기의 파손방지대책에 관한 「대파단(大破斷) LOCA＋전체 교류 동력 전원 상실(ECCS 주입 실패＋격납용기 스프레이 주입 실패)」의 케이스가 있다. 아래 도면은 이노·타키야에 의한 논문[1]을 참고로 하여, 규슈 전력의 겐카이(玄海) 3·4호기를 예로서 논한다.

(다른 PWR도 문제점은 공통되어 있다.)

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[1] 井野博満・滝谷紘一（2014）「不確実さに満ちた過酷事故対策 ─ 新規制基準適合性審査はこれでよいのか」『科 学』84(3) pp.333-344

도면3　事故対策シナリオ＜大破断LOCA+全交流動力電源喪失＞（短期対応）   出典：　玄海 3 ・ 4 号 機の設置 変 更許可申請書補正の 掲 載 図 をもとに主要部を簡略表示【脚註 47 】

도면4　事故対策シナリオ（短期）に対応する設備構成の概要 出典：　玄海３ ・ ４ 号 機の設置 変 更許可申請書補正の 掲 載 図 をもとに主要部を簡略表示【脚註 48 】

1.4.1.1 상정 시나리오의 요점과 문제점

도4는 이 경우의 사고 대책 시나리오 (단기)의 개요, 도5는이 사고 대책 시나리오의 설비 구성의 개요이다. 도4에서 나타내는 시나리오의 주요 포인트는 다음과 같다.

・큰 LOCA가 발생하고 ECCS가 작동하지 않으면 약 22 분 만에 노심 용융이 시작된다.

・조기의 전원 회복이 불능이라고 운전원이 판단하면, 대용량 공냉식 발전기와 상설 전동 주입 펌프를 연결해, 격납용기에의 스프레이(주수)를 준비한다. 이 준비가 완료되어 격납용기 스프레이가 개시되는 시간을, 노심 용융 개시 후 30분, 즉 사고 발생 후 52분이라고 가정하고 있다.

・원자로 용기 파손은 사고 발생 후 약 1.4 시간에 발생한다.

・그 후, 용융노심이 원자로 격납용기 내의 원자로 하부 캐비티 내로 유출되고, 격납용기 스프레이 수로 수장된 중에서 콘크리트 바닥 상에 퇴적하여 냉각된다. 이 과정에서 용융노심과 물이 접해도 수증기 폭발은 발생하지 않고, 용융노심·콘크리트 상호작용에 의한 수소발생을 고려해도 수소 폭굉은 발생하지 않는다. 그 결과, 원자로 격납용기의 압력과 온도는 한계 압력, 한계 온도 이하로 들어가 파손이 발생하지 않는다.

위 시나리오에 포함되는 문제점을 아래에 순차적으로 지적하여 취해야 할 대책에 대해 열거하겠다.

1.4.1.2 운전자·근로자의 판단, 조작의 불확실성

가혹한 사고 대책 설비의 운용은 거의 모든 것이 운전원·작업원의 판단과 조작이 필요하다. 가혹한 사고 발생시 중앙 제어실에는 플랜트의 이상에 기초한 다수의 경보가 잇달아 동시적으로 발신, 표시되어 그 현장 확인이나 대응 조치를 담당하는 운전원과 작업원은 극도로 긴박한 상태 속에서 올바른 판단을 하는데 오랜 시간이 걸리거나 판단 미스나 조작 미스도 발생하기 쉬워지고 있다. 따라서 평소에서 가혹한 사고 대응 교육 훈련을 정기적으로 실시하고 있다고 해도 기대대로 적절한 대응을 할 수 있다고 보장할 수 없다. 앞의 그림 4에서는 운전원의 판단, 작업원의 조작에 필요한 시간도 넣어 사고 발생 후 약 52분부터 격납용기 스프레이 개시가 가능하다고 가정되어 있지만, 그렇게 할 수 있는지는 불확실하다. 만약 이 격납용기 스프레이 개시가, 대용량 공냉식 발전기 혹은 상설 전동 주입 펌프의 연결과 기동에 번거로움 등으로, 계획보다 30분 정도 늦으면, 원자로 용기 파손, 용융 노심의 유출 개시까지의 원자로 하부 캐비티에의 수장량이 불충분해져, 물 냉각에 의한 용융 노심·콘크리트 상호작용의 억제를 계획대로는 할 수 없게 된다.

비교 대상으로서 후쿠시마 원전 사고 이전부터 구비되어 있는 설계 기준 대상 시설의 안전 설비의 운용은 플랜트의 이상 상태를 자동 검출하고, 그 검출 신호에 의해 자동 작동하는 것을 원칙으로 하고 있다. 이것은 운전자·작업자에 의한 인적 과오(휴먼 에러)를 최대한 배제하고, 안전 설비의 기능의 신뢰성을 높이기 위해서이다.

다양한 가혹한 사고 대책 설비 중에서도 특히 중요도가 높은 격납용기 파손 방지 대책 설비, 구체적인 예로서 도4, 도5에 있어서의 대용량 공냉식 발전기와 상설 전동 주입 펌프의 기능의 신뢰성을 높이기 위해서, 그 운용은 운전원·작업원에 의지하지 않고, 전 교류 동력 전원 상실의 자동 검출 신호를 바탕으로 자동으로 작동해야 할 것이다.

1.4.1.3 고장, 인적 과오를 상정하지 않는 비현실성

가혹한 사고 대책 설비는, 그것이 동적 기기라 하더라도 1대로 충분하다고 여기고, 다중성이 요구되고 있지 않다. 구체적인 예로서, 도5에 있는 대용량 공냉식 발전기와 상설 전동주입펌프는 각각 1대밖에 없다. 이것은 작동을 요구할 때 동적 기기의 고장이나 운전원, 작업원의 조작 실수 등이 있었을 때에 즉시 기능 상실에 빠진다.

비교 대상으로서, 설계 기준 대상 시설의 안전 설비에는 동적 기기의 기동 실패나 작동 중의 고장을 상정하고, 이에 대처하기 위해 다중성이 요구되고 있다. 설계 기준 대상 시설의 안전 설비와 가혹한 사고 대책 설비의 사이에서, 동적 기기의 신뢰성에 특별히 유의한 차이가 있다고는 생각할 수 없기 때문에, 중요한 가혹한 사고 대책 설비에 대해서는, 그 기능 신뢰성을 높이기 위해서, 동적 기기의 다중성을 갖추어야 한다. 가혹한 사고 대책 설비의 동적 기기에 고장이나 조작시의 인적 과오를 상정 외로 하고 있는 것은 비현실적이다

1.4.1.4 가반(휴대)형 설비의 비신뢰성

가혹 사고 대책 설비로서 추가 설치되는 설비에는, 도4, 도5에 표시되어 있는 상설의 대용량 공냉식 발전기와 상설 전동주입펌프에 덧붙여, 가반형 설비인 대체 전원용 고압발전기차, 중용량 발전기차, 그리고 대체 주수용의 디젤 주입펌프, 이동식 대용량 펌프차(해수), 이들 설비 사례의 개념을 도6에 나타낸다.

가반형 설비는 폭풍우, 적설, 토네이도 등의 이상 기상 조건이나 거대한 지진·쓰나미로 의해 부지내에서 목적지까지의 땅 균열, 함몰, 융기, 침수, 기와 퇴적, 여진 발생 등의 이변 상태가 일어나면 설비이동의 문제가 생기고, 또한 옥외 조작이라는 난관에 부딪치게 되므로 그 기능을 기대할 수 없게 된다. 사용 장소, 접속 장소가 미리 판명되어 있다면 가반형이 아닌 상설형으로 바꿔야 할 것이다. 또한 대용량 공냉식 발전기처럼 옥외에 설치되어 있는 것도 있는데 악천후에 있어서의 작업원에 의한 점검, 접속, 보수 등의 작업에 지장을 초래한다는 것은 자명한 일로 옥외에 설치한 것이 있다면 실내 설치로 바꿔야 할 것이다.

도면5　過酷事故 対 策 設備事例（ PWR ） p30

1.4.1.5 노심 주수 대책의 비신뢰성과 미검증 효과

이노 (井野)·타키야(滝谷) (2014)는, 다음과 같이 지적하고 있다.

기술적 능력에 관한 심사 기준 위반 : 노심 용융을 멈추거나 늦추기 위한 원자로 압력용기에 대한 물 주입 대책이 없다. 이것은 동 기준 1.8항의 【요구사항】의 【해석】(2)a)에 「용융노심이 원자로 격납용기 하부에 낙하하는 것을 지연시키거나 방지를 목적으로 원자로 압력 용기에 주수 순서 등을 정비한다. '라는 규정에 반하고 있다. 원자로 용기 내에 물을 주입하는 설비를 갖추어야 할 것이다.

위 지적은 신규제기준의 적합성심사 당초에 선행 심의된 겐카이(玄海) 3·4호기의 설치변경허가신청서의 최초 보정(2013년 7월 12일)에 대한 지적이었다. 마치 이 지적에 응하는 것처럼, 그 후의 보정(2016년 9월 20일)에서 규슈전력(九電)은, 노심 주수 대책을 추가시켰다. 이에 의하면, 「전 교류 동력 전원 상실 시에 누설 규모가 큰 LOCA(대규모 상실 사고; Loss of Coolant Accident-번역자 삽입)가 아니거나 누설이 없는 경우의 대응 조작으로서 상설 전동주입 펌프를 노심 주수에 연결시킨다. 그리고 누설 규모가 큰 LOCA로의 진전 가능성을 고려하여 상설 전동주입 펌프의 준비 완료 후에 B 충전 펌프(자가 냉각식)의 준비를 실시한다. 또한 누설 규모가 큰 LOCA가 발생한 경우는 상설 전동주입 펌프의 주입처를 격납용기 스프레이로 하는 것과 동시에, B 충전 펌프의 준비를 실시한다”고 되어 있다. 이 문제점은, LOCA의 누설 규모의 크기를 운전원이 판단하여, 대규모일 때는 노심 주수는 상설 전동 펌프로부터 B충전 펌프로 계통을 전환하는 것이며, 긴급 중대한 사태에 있어서는 그 판단 및 전환 조작을 인적 요소에 요구하는 것은 노심 주수와 격납용기 스프레이 양기능의 신뢰성을 손상시키는 것이다.

심사를 마친 다른 PWR 원전은 모두 노심 주수 대책이 도입되고 있다. 규슈전력의 가와우치 1·2호기는 겐카이(玄海)  3·4호기와 동일하다. 시코쿠 전력의 이카타 3호기는 충전 펌프에 의해 노심 주수를 실시하지만, 대LOCA시에는 그에 더해 대체 스프레이 펌프로 노심 주수하는 것으로 하고 있다. 그 후, 노심 손상의 징후가 있는 경우에는, 주수처를 전환함으로써 대체 스프레이 펌프에 의한 격납 용기 스프레이를 실시하고 있다. 겐카이(玄海) 3·4호기, 가와우치 1·2호기와 같이 인적 과오를 일으키기 쉬운 운전원의 판단과 전환 조작이 들어가는 문제가 있다.

간사이 전력의 다카하마 3·4호기, 다카하마 1·2호기, 미하마 3호기, 오이미 3·4호기에서는, LOCA의 대소에 관계없이 노심 주수는 1대의 충전 펌프 또는 충전/고압 주입 펌프(모두 자기 냉각식)로 실시한다고 되어 있어, 이들에는 LOCA 규모에 대한 인적인 판단, 주수계통 이 점에 관해서는 규슈전력과 시코쿠전력의 노심주수 대책에 비해 인적과오의 가능성은 낮다고 평가된다.

또, 전원전에 공통되는 문제로서는, 본래의 원자로 압력용기 내에 주수할 목적인 「용융노심의 원자로 격납용기 하부에의 낙하를 지연 또는 방지하는 것」의 평가가 전혀 나타나지 않은 것이다. 전력회사와 규제위는 제3자에게 노심주수의 실효성에 대해 책임을 져야 할 것이다.

1.4.2 과혹 사고 시뮬레이션 해석의 불확실성

과혹 사고 대책의 실효성은, 「중대 사고 등 대책의 유효성 평가」로서 중요 사고 순서에 관해서 해석 코드에 의한 시뮬레이션 해석의 결과가 소정의 평가 기준을 만족하고 있는지, 해석 코드, 해석 조건 등의 불확실성를 고려해도 평가기준을 충족하고 있는 것에 변함이 없는지의 관점에서 심사되고 있다. 사업자는 대상 사고의 종류와 평가 항목에 따라 다양한 분석 코드를 사용하여 가혹한 사고 시뮬레이션 해석을 하고 있다. 여기서는 PWR에 관해 사업자가 사용하는 가혹한 사고 종합 시스템 해석 코드 MAAP에 의한 분석 문제에 초점을 맞추어 논하겠다.

<번역자 주>
PWR  ; 가압수형 원자로（Pressurized Water Reactor）
MAAP : 원전의 과혹사고 진전을 해석하기 위한 컴퓨터 프로그램
(Modular Accident Analysis Program—모듈식 사고해석프로그램）의 약칭

1.4.2.1 해석코드의 정확도 검증이 불충분하다.

사업자는 가혹한 사고의 진전 거동의 시뮬레이션으로서 노심의 용융, 지르코늄-물 반응에 의한 수소 발생량, 원자로 용기의 파손, 용융노심의 격납용기 내 유출, 원자로 하부 캐비티에서의 격납용기 스프레이수에 의한 용융노심의 냉각, 용융노심·콘크리트 상호작용(MCCI)에 의한 콘크리트 침식과 그에 수반되는 수소의 추가 발생량, 격납용기의 압력, 온도 등을 해석 코드 MAAP에 의해 해석하고 있다.

사업자에 의한 MAAP의 타당성 확인 설명에는 "노심 hit-up (연료봉 내 온도 변화, 연료봉 표면 열전달, 피복관 산화, 피복관 변형)", "리로케이션" 및 "하부 플레넘에서의 노심 데브리의 열전달"에 관해서는 쓰리마일섬(TMI) 원전사고의 분석 결과와 비교하여 타당하며, MAAP의 해석 모델은 노심 손상 과정을 적절하게 평가할 수 있다고 되어 있다.

그러나 원자로 용기의 파손 과정에서 벌어지는 용융노심의 유출, 콘크리트 바닥에의 데브리 침하, 원자로 하부 캐비티에 모인 물에 의한 용융노심의 냉각, 용융노심·콘크리트 상호 작용과 그에 의한 수소의 추가 발생 등에 대해서는 TMI 사고 데이터를 적용한 검증 범위 외이며 실험실 규모의 관련 연구를 참고로 한 해석 모델이라는 부분적 타당성 체크에 불과하다.

그 중에서 중요한 문제점의 일례를 들자면, 용융노심·콘크리트 상호작용의 해석 모델에 대해서는, 물이 없는 드라이한 조건에서의 실험 데이터에 의한 검증은 실시되고 있지만, 이번의 가혹한 사고 대책으로 채용되고 있는 수중 조건에서의 검증이 전혀 실시되어 있지 않은 것이다. 게다가 후케타 도요시(更田豊志) 규제위원(당시)이 기자 회견에서 밝힌 대로, 수중 조건에서의 용융노심·콘크리트 상호작용의 시뮬레이션에 관해서, MAAP는 상호작용이 시작되면 전부 멈춘다고 하는 해석 결과를 주는 것이 전문가들 사이에서의 정설이 되어 있으므로, MAAP에 의한 평가는 콘크리트 침식과 수소 발생량의 과소평가로 이어질지도 모른다는 우려가 있다.

사업자는, 해석 모델이나 해석 조건에 포함되는 불확실한 영향 평가로서, 데브리(퇴적한 용융노심)의 형상이나 데브리 표면에서의 전열 조건 등의 파라미터 감도 해석을 실시히여 그 영향이 평가 기준 내에 들어가 있다는 것을 밝혀야 하고, 그 결과를 규제위에서 용인하고는 있으나, 파라미터의 변화폭의 설정 근거가 불충분하고, 원래 콘크리트 침식을 완만하게 평가하는 특성이 있는 MAAP를 이용해 감도 해석을 실시한다는 것은, 그 감도 해석 자체가, 위험성을 과소 평가할 가능성을 갖고 있는 것이다

사업자의 MAAP 설명서에는 "또한 사고 시퀀스의 해석에 있어서는 용융노심과 콘크리트의 상호작용과 같은 시비아 엑시던트(과혹 사고)라는 특유의 현상이 나타났을 경우, 현시점에서도 연구단계에 있으며, 실제 규모에서의 현상이 반드시 해명되지 있지 않은 현상도 포함되어 있다"고 기재되어 있다. 바로 그대로이며, 용융 노심·콘크리트 상호작용은 반드시 해명되지 않은 현상이며, MAAP에 의한 해석 결과에는 본질적으로 불확실성이 포함되어 있다고 말할 수 있다. MAAP의 해석 결과를 심사하는 것은 시기상조이며, 실기 규모에서의 현상을 해명하는 실험적, 이론적 연구를 추진해야 한다.

1.4.2.2 크로스체크 해석을 피하는 심사의 허술함

여기서 말하는 크로스체크 해석이란, 사업자가 제출하는 가혹한 사고 시뮬레이션 해석의 결과에 관하여, 사업자가 이용한 해석코드와는 다른 해석코드를 사용해 같은 해석 케이스, 해석 조건으로 규제위가 독자적으로 해석을 실시해, 그 결과를 사업자의 결과와 면밀히 비추어, 신청자의 해석 결과의 타당성을 정량적으로 검증하는 것을 말한다.

규제청은 가혹 사고 종합 해석 코드로서 MELCOR를 보유하고, 구 원자력 안전 기반 기구 당시부터 크로스체크 해석용으로 정비하고 있다. 그럼에도 불구하고, 신규제기준 적합성심사에 있어서, MAAP에 의한 해석결과의 크로스 체크 해석을 실시하지 않고 MAAP의 해석결과를 타당하게 하고 있는 것은, 사업자의 해석결과를 가혹하게 하는 심사의 허술함을 나타내는 것이다. MAAP와 MELCOR 두 해석 코드 간의 결과에 유의한 차이가 나온다면, 그것이 무엇에 기인하는지, 그것은 현상 기술의 도달 레벨에서 부득이한 차이인지. 만약 그렇다면 안전 측에 서서 보다 엄격한 결과를 채용해야 되는 것은 아닌지. 규제위는 그러한 정밀한 조사를 해야 할 것이다.

<번역자 주>
MELCOR ; 원자로의 안전성 해석에 사용되는 컴퓨터 코드
  원자로 냉각계, 격납용기, 그 외 건물내의 열수력 거동, 노심 용융, 노심·콘크리트 반응, 수소의 생성·연소, 핵분열 생성물의 방출·수송 등 폭넓은 현상을 모델화한다.

1.4.3 가혹한 사고 대책의 불확실성 (결론)

이상에서 논의한 바와 같이, 신규제기준 적합성심사에서 인정된 PWR 원전의 가혹사고 대책은 설비 기능면이나 해석평가면에서 불확실성으로 가득 차 있다. 규제위가 승인한 「중대 사고 대책 등의 유효성 평가」란, 전력 회사가 작성한 사고 시나리오와 같이 대책에 준하여 행하면 그렇게 된다고 하는, 이른바 「성공 스토리」에 지나지 않고, 현실에서 가혹한 사고가 발생했을 경우에 시나리오대로 사태가 진행되는지의 보증은 전혀 없다(완료)

1.1.5 수증기 폭발 및 격납용기 파괴의 위험성

高島武雄、後藤政志、筒井哲郎

1.1.5.1 후쿠시마원전 사고에서는 대규모 수증기 폭발은 피했으나

원자로 내 또는 격납용기 내에는 냉각용의 물이 존재하기 때문에, 노심 용융을 일으키면, 용융 노심과 냉각수의 접촉에 의한 수증기 폭발이 발생할 가능성이 있다. 전력회사 등에서는 수증기 폭발도 포함하여 용융노심과 냉각수의 접촉을 FCI(Fuel Coolant Interaction: 연료냉각재 상호작용)라고 부른다.

끓는 물형 원자로(이하 'BWR')에서는 격납용기 하부에 압력 억제 풀(장)이 있지만, 후쿠시마 제1원전의 사고 원자로 '마크Ⅰ형'은 원자로 바로 아래에 풀(장)이 없고, 원자로 압력 용기가 멜트하지 않고 내려 앉은 용융노심이 풀에 낙하할 가능성은 적었다. 1차계 배관의 손상이나 격납용기 스프레이의 작동에 의해 격납용기의 바닥으로 흘러나온 물이 다소는 있었다고 해도, 대규모 수증기 폭발은 일어나지 않았다고 추측된다.

그러나, 도카이 제2원전이나 후쿠시마제2원전의 격납용기는, 「마크 II형」이며, 만약 이들 원자로가 노심 용융을 일으키면, 원자로 압력 용기로부터 낙하한 용융 노심은, 직하의 원자로를 지지하는 페데스탈에 있는 콘크리트 바닥을 녹인 후, 격납용기 하부에 있는 폭발성 풀에 떨어진다. 후쿠시마제1원전 사고에서는 격납용기가 우연히 마크 Ⅰ 형이었기 때문에 대규모 수증기 폭발은 피할 수 있었지만, 만일 마크 Ⅱ 형이었다면 사고의 진전은 크게 다를 가능성이 있었다

1.1.5.2 노심 용융 시 원자로 바로 아래에 물을 뿌리는 위험성

현재 가동을 시작한 가와우치원전, 이카타(伊方)원전 등 가압수형 원자로(PWR)에서는 다중으로 고장이 발생한 경우 최단에서는 약 20분 후에 노심용융·멜트다운이 일어난다. 그 결과, 두께 10 수 센치인 원자로 압력 용기를 용융할 때까지 사고 발생으로부터 1시간 반 정도밖에 걸리지 않는다. BWR 후쿠시마 제일 원전 사고로는 적어도 4~5시간이 걸렸다. 그러나 PWR에서는 원자로의 압력이 15MPa와 BWR에 비해 약 2배의 높이이기 때문에 사고의 진전이 빠르다. PWR을 운전하는 전력회사는 전체 전원 손실과 배관 파단이나 도망 안전 밸브의 개(방) 고착 등에 의해 냉각재 상실 사고가 발생하여 긴급 노심 냉각계(ECCS)도 기대할 수 없는 상황에서는 대체 냉각계도 1차계를 냉각할 수 있는 상황이 아니게 된다고 한다.

이러한 가혹한 사고 대책으로서는 원자로 내에 물의 공급을 포기하고, 격납용기 내에 스프레이로 물을 살포함으로써 원자로 하부 캐비티에 물을 모아 용융 노심을 냉각한다고 한다. 냉각수와 같은 상온의 액체와, 수백 도 이상 온도가 높은 용융물이 접촉하면, 고온의 용융물이 입자상이 되어 물 중에 분산되어, 막비등(물이 끓으면서 막을 형성?)하면서 주위에 증기의 막이 생긴다. 이것을 조(粗) 혼합 상태라고 하며, 이 상태에서 어떠한 자극("트리거링"이라고 함)을 받아서 증기의 막이 망가지면, 용융물은 물과 직접 접촉하게 되며 주위의 물이 단번에 증발한다. 한 입자의 증기막이 파괴되어 폭발하면 다른 입자도 차례차례 연쇄적으로 증기막이 파괴되어 폭발이 진행되어 미세화에 따른 전열 면적의 급증에 의해 이론적으로는 약 1600배에 달하는 급격한 팽창을 하여 주변 구조물을 파괴한다. 이것을 「수증기 폭발」이라고 한다.

<번역자 주>
캐비티 ; 사출 금형에서 플라스틱 수지가 채워져 제품의 모양이 만들어지는 공간을 의미하며, 붕어빵 틀의 붕어 모양처럼 제품 하나를 찍어낼 수 있는 공간을 1캐비티라고 한다.

1.1.5.3 「수증기 폭발은 일어나기 어렵다」라고 하는 비과학성과 안전성의 무시

수증기 폭발이 복잡한 과정을 거쳐 발생하며, 조건이 같아도 발생하는 경우도 있고 발생하지 않을 때도 있다. 수증기 폭발은 확률적인 현상이다. 많은 실험 결과로부터, 열전도율이 크고, 표면 장력이나 점성 계수가 작은 용융 금속에서는 발생하기 쉽고, 폭발도 격렬해지는 경향이 있다고 생각되고 있다.

용융 산화 우라늄에 의한 복수의 실험에서는 외부로부터의 트리거링에 의해 수증기 폭발이 일어나는 것이 확인되었다. 또한 조건에 따라 자발적인 수증기 폭발이 일어나는 것도 확인되었다. 그러나 전력회사는 사고시 외부에서 트리거링을 생각할 수 없거나 온도 조건이 다르다는 등 수증기 폭발은 매우 일어나기 어렵다고 한다. 사실상 '일어나지 않는다'고 판단하고 있다고 볼 수 있다. 하지만 사고시에는 연료의 산화우라늄뿐만 아니라 다양한 금속이 다양한 비율로 포함되게 되는 것 외에 용융로심의 온도나 중량, 물 풀의 수온이나 수심, 낙하 속도나 상태, 점성 외 다양한 물리적인 양, 격납 용기 압력 등이 관련되어 있다. 수증기 폭발이 일어나거나 일어나지 않는지 결정하기 위한 과학적 근거만으로는 충분하지 않다.

특히 전력회사 및 규제위의 판단은 실기에서는 원자로 바로 아래의 원자로 공동에서는 트리거링이 되는 것이 없기 때문에 수증기 폭발은 발생할 가능성이 매우 낮다는 것이다. 그러나 위의 이유로 이러한 판단은 상상력이 부족하다고 말해서는 안 될 것이며 동의하기 어렵다. 원자로 용기의 용융 파손 상태나 고압에 있어서의 제트류, 캐비티 바닥부와의 접촉, 수중에 낙하한 후의 유동, 사고에 수반하는 구조물의 낙하와 충돌, 층상계에서의 수증기 폭발의 발생 등 불확정한 현상을 포함하고, 특히 좁은 원자로 캐비티 내에서의 수소 폭발 등 트리거링은 언제든 일어날 수 있다. 실험실 규모의 트리거링이 없다고 생각되는 상황에서도 수증기 폭발이 발생하고 있으며 트리거링의 존재는 단정하기 어렵다는 것이 정확한 판단이 될 것이다.

게다가 “용융로심 상당 물질을 이용한 실험 결과로부터 실기에서는 수증기 폭발의 발생은 지극히 일어나기 어렵다”라는 상기의 전력회사의 판단이 일정한 뚜렷성을 가진다고 가정하고, 이들 실험은 실기 규모의 100분의 1에서 1000분의 1 오더의 소규모로, 실기로 상정되는 수 톤에서 백톤 가까이 있다. 이것은 과학적인 개연성의 판단만으로 안전성을 담보할 수 없다는 것을 이야기하고 있다.

1.1.5.4 가혹한 사고대책 생각

도쿄전력 후쿠시마제1원전 1호로에서 3호로에서 일어난 가혹한 사고 대책 중 '용융된 노심을 어떻게 냉각하는가?'라는 과제에 대해 몇 가지 경우를 생각해본다.

유럽 ​​등에서는, 격납용기 내에 설치한 코어 캐쳐에 받아내서 원자로 압력 용기로부터 유출된 용융 노심을 펼쳐 공냉(空冷) (일부 수냉)하는 대응을 취하고 있다. 그러나 기존의 일본 원전에서는 격납용기 내에 확장형 코어 캐처를 설치할 공간이 없고 규제위도 전력회사에 설치를 요구하지 않았다. 최근 도가니 내에 설치한 재료 자체의 용융 잠열과 증발 잠열에 의해 용융 노심을 냉각하는 어블레이션 냉각 기술을 응용한 컴팩트한 도가니형 코어 캐쳐[1]도 제안되고 있지만 일본의 원전에 채용되기에는 이르지 못했다. 아마도 설치 비용을 계산 한 결과 일 것이다.

이 때문에 PWR을 채용하고 있는 전력회사(간사이전력, 규슈전력 등)에서는 코어 캐처가 아닌 물을 뚫은 콘크리트 풀에 용융로심을 낙하시켜 냉각하는 것을 고안했다. 규제위는 이러한 가혹한 사고 대책을 인정하고 있다. 이러한 대책은 「세계에서 가장 엄격하다」라고는 말할 수 없고, 오히려 국제 기준에 비해 늦은 수준이 되고 있다

1.1.5.5 노형에 의한 용융 노심의 상태의 차이

BWR에서는, 제어봉이 압력 용기 하부로부터 삽입되고, 원자로 압력 용기 바닥 공간 부분인 하부 플레넘 부분에 다수의 계측 장치용 통로 구멍이 열려 있고, 노심 용융시에 이들 구멍을 통해 많은 양을 흘려 내보내는 것이 상정되고 있다. 한편, PWR에서는 계측 장치용 통로 구멍은 있지만, 제어봉 등이 압력 용기의 상부로부터 삽입되어 있기 때문에, 압력 용기 하부 플레넘은 노심을 유출에는 BWR보다 내성이 있다고 생각된다.

일단 냉각수 상실, 냉각 불능에 빠져 노심 용융이 발생하면 대량의 용융 노심이 원자로재와 함께 일거에 낙하할 가능성이 있다. 당연히 온도가 높고 균일하지 않을 가능성이 클 것이다.

1979년 미국에서 일어난 스리마일 섬 원전 사고(이하 TMI 사고)에서는 용융된 45%의 노심(62톤)의 외측 온도는 융점에 도달하지 않았고, 절대 온도는 2000K(켈빈) 정도였음에도 불구하고 노심 내부는 3100K까지 도달했다고 추정된다.

만약 TMI 사고가 더욱 진전되었다면 최고온도가 더욱 상승하여 1000K 이상의 온도분포를 가지는 100톤에서 150톤까지 되는 고온용융물이 압력용기 바닥에 낙하했을 것이다. 이는 수증기 폭발이 일어났다고 가정한다면 상당히 위험천만한 조건이었다.

1.5.6 PWR의 가혹한 사고 대책의 문제점

규제위는 다음의 경우에는 수증기 폭발이 발생한다는 것을 인정하고 있다. 즉,

A. 용융물(사고시는 용융노심)의 온도가 사고시의 상정 온도(산화우라늄의 융점 정도)보다 수백 도 정도 높을 때는 자발적인 요인이 트리거되어 수증기 폭발이 발생한다.

B. 용융물 온도가 (A)의 경우보다 낮은 경우에도 외부 요인의 트리거에 의해 수증기 폭발이 발생한다.

이 용융 노심 모의 물질에 의한 실험(TROI 실험이나 KROTOS 실험 60)으로 A. B. 사실을 인정하면서 규제위는 PWR의 가혹한 사고 시에는 “수증기 폭발의 발생 가능성은 매우 낮다”고 단정하고 있다. 그 후의 용융 노심의 거동에 대해서는, 막 비등 상태를 유지하고 서서히 냉각되는 것으로, 수증기 폭발의 발생은 검토조차 하고 있지 않다. 즉, 수증기 폭발 발생시 격납용기에 미치는 영향은 전혀 생각하지 않는다. 수증기 폭발은 격납 용기 설계의 요인이 되지 않는다는 것이다.

이러한 사고는 무서운 일이다. 2017년 2월 22일, 사가현 다케오시 문화 회관 대홀에서 개최된 겐카이 원전에 관한 현민 설명회(다케오 회장)에서, 원자력 규제청의 지역 원자력 규제부 안전 규제 관리관은, 「(물 증기) 폭발을 했을 경우라는 형태로 심사를 한 것은 아닙니다.''라고 수증기 폭발이 발생 시의 격납 용기에의 영향은, 검토조차 하고 있지 않은 것을 표명하고 있다.+

1.5.7 적합성 심사의 문제점

일반적으로 고온 액체가 물과 접촉할 때 폭발적인 현상이 일어나는 것은 자연 현상으로서 당연한 일이다. 철, 알루미늄 등 용융금속, 용융염, 화산분화의 마그마, 소각로의 용융슬래그 등 모든 용융물의 수증기 폭발, 수증기 폭발 사고가 보고되고 있다. 용융 금속인 용융 노심에서는 수증기 폭발이 일어나지 않는다는 것은 실증되어 있지 않으며, 용융 노심을 예외로 해서는 안 된다.

실제로 규제위도 용융온도가 낮고 트리거가 발생하지 않는 경우에만 수증기 폭발이 일어날 가능성이 낮다고 하는 것이다. 예상 온도보다 높은 용융 노심이 떨어지면 TROI 실험의 결과에서 알 수 있듯이 자발적인 요인의 트리거에 의해 수증기 폭발이 일어날 가능성이 높다.

당연히, 수증기 폭발이 일어날 때, 격납용기가 파열되는지에 대한 검토가 필요하다. 아마도, 내부에는 전력회사측이 계산을 하고, 어려운 조건에서는 콘크리트 피트의 바닥부에 균열이 생기는(파손되는) 것을 파악하고 있는 것으로 추측된다. 수증기 폭발은 수중에서의 현상이기 때문에, 폭발 후의 부하에 대해서는, 수격 현상(water hammer)과 같은 취급으로 계산이 가능하다.

짐작하건데 전력 회사에서는 대기 부분의 격납용기 벽에 미치는 영향을 계산하지 않을 지도 모른다. 그러나, 대규모의 수증기 폭발이 격납용기에 영향을 주지 않는다고도 말할 수 없다. 폭발로 인해 물이 흩어지거나 구조물이 용기를 직격하면, 용기 벽이 파손에 이르게 될 것이다. 900톤이라고도 하는 압력 용기를 지지하는 플랜지 부분이 파손될 수도 있을 것이다.

1.5.8 사고시의 용융노심 온도와 수증기폭발발생의 관계

전력회사가 “낙하한 용융노심 표면은 수중에서 고화되기 때문에 수증기 폭발이 일어나지 않는다”고 하는 것은 바램일 뿐이다. 소량의 실험에서는 재현할 수 있었다고 해도, 100톤이나 150톤이라고도 불리는 사고시의 용융 노심의 양에서는, 실험과 다른 거동을 나타내는 것은 충분히 생각된다.

사고시의 용융 노심의 상황을 생각하면,

① 용융노심 표면과 내부에서는 큰 온도차가 생겨 균일하다고는 할 수 없다.

② 또한 노심에는 제어봉, 연료 피복관, 스페이서 등에 다양한 금속이 사용되고 있으며, 연료와 이들 금속의 접촉에 의한 공융현상에 의해 융점(2170K 정도)이 저하된다. 그 결과, 높은 과열도(과열도=융체 온도-융점)가 된다.

③전력회사는 용융노심 온도의 추정은 시뮬레이션으로 하고 있다고 생각되지만, 계산조건이 바뀌면 완전히 다른 값이 된다. UO2의 융점(3120K) 이상이 되지 않는다는 판단은 옳다고 말할 수는 없는 것 아닌가?

④ 유럽의 신규원전건설에 있어서는 격납용기 내에 코어캐처를 설치하여 대응하고 있는 것이 주류가 되고 있다. 이것은 수증기 폭발의 발생을 부정할 수 없기 때문이다.

이러한 점에서 전력회사는 용융노심이 수중에서는 즉시 고화되지 않는다고 전제로 한 대책을 세워야 한다. 원전에 한정되지 않고, 일반적으로 고온의 용융물이 물과 접촉하는 경우는, 수증기 폭발이 발생하는 것을 전제로 대책을 세우는 것이 상식이다[2]. 구체적으로는, 한번에 취급하는 고온 물질의 양을 적게 하고, 트러블이 발생해도 양자가 접촉하지 않도록 하는 등이다. 이것이 안전 측에 서있는 사고 방식이라고 할 수 있다.

또한 전력회사는 일본 원자력 연구개발기구의 모리야마 등이 실시한 JASMINE 코드에 의한 시뮬레이션을 사고시에 상정하고 있는 수심 및 낙하 높이가 시뮬레이션의 조건과 크게 다르다는 이유로 비현실적으로 제대로 다루지 않았다. 풀장의 수심과 낙하 높이 등의 초기 조건과 경계 조건의 차이는 수증기 폭발의 발생이나 발생하는 압력 값, 움직임의 하중 등에 큰 영향을 미친다. 그러나, 전력회사가 수증기 폭발의 발생 확률을 낮추기 위해서나 폭발의 격렬함을 줄이기 위해서, 수심이나 낙하 높이의 조건에 대해서 고려했는지에 대해서는 잘 모르겠다. 게다가 규제위가 언급한 흔적도 볼 수 없다. 풀장의 수심은 낙하하는 용융 노심의 제트 직경에 따라 깊게 해야 한다는 의견도 있기 때문에 수증기 폭발에 대비한 효과적인 수심에 관한 견해가 확립되어 있다고는 말할 수 없다.

게다가 전력회사는 모리야마 등이 시뮬레이션에서 입력 파라미터의 하나인 「융체 제트 직경을 0.1~1m의 균일 분포」로 한 것을, 「실기에서의 상정과 다르다」라고 하고 있다. 시뮬레이션에서는, 융체 제트 직경을 초기 조건으로서 확률 밀도 분포로 여겨, 물 중에서는 세립화(미세 입체화)에 따라 감소하는 결과가 되고 있다. 전력회사가 말하는 「균일 분포」라고 표현하는 의미를 모르겠다.

1.5.9 수증기폭발발생 가능성은 부정할 수 없다

수증기 폭발(혹은 증기 폭발)의 기구 해명의 연구의 결과, 폭발의 발생에는 고온의 액체와 휘발성의 액체가 있어, 1. 안정된 끓으면서 막이 형성되는 상태가 되는 것. 2. 트리거가 가해질 것. 3. 고온액이 세립화하는 것. 4. 현상이 확대·전파하는 것이 필요하다는 것이 확인되었다.

가혹사고시 대책으로서 용융노심을 피트 속의 물 풀에 투입하여 냉각하는 것이 신청전력회사로부터 제안되어 규제위도 승낙하고 있다. 이러한 대책은 상기 네 가지 조건을 만족하여 수증기 폭발이 일어날 가능성이 부정할 수 없으며 대단히 위험한 행위이다. 전력회사가 말하는 '발생 가능성은 매우 낮다'는 근거는 한정된 실험결과에서 얻어진 것으로, 실제 사고가 일어났을 때 적용하기에는 너무도 무모하다.

우선, 용융 노심은 고온의 액체이며, 물 풀에 투입되었을 경우, 확실하게 안정된 비등하며 막이 형성된다. 그 경우, 트리거가 더해져 현상이 진전해 나갈 가능성이 있다. 전력회사는, 실험시와 같은 「외란(외부 트리거)은 생각할 수 없다」 때문에, 액액 직접 접촉은 일어나지 않는다고 하고 있지만, 과연 그렇게 단언할 수 있는 것인지 의문이다.

트리거는 자발적으로 발생하는 경우가 많으며, 외부에서 강한 외란(예를 들어, 압력 펄스)에 의해서만 발생하는 것은 아니다. 고온액과 용기 바닥부와 외벽 사이에 소량의 물이 갇힌 것만으로 트리거가 될 수 있다(옛날에는 Long의 알루미늄의 실험). 따라서, 2개의 조건도 고려될 수 있다. 3의 조건은, TROI나 KROTOS 실험, 혹은 반응도형 증기 폭발의 실험으로 회수된 용융 노심을 보면, 세립화하는 것도 알고 있어, 이 조건은 만족된다.

TROI 실험의 압력 파형 등으로부터 4의 조건도 본다고 생각할 수 있을 것이다. 이와 같이, 용융 노심을 입을지도 모르는 얇은 막과, 트리거가 걸리지 않는 것을 전제로 한 소망은, 전혀 과학적인 근거가 부족하고, 현저하게 설득력이 부족한 것이다.

일단 증기막이 파괴되면 실제로 이 단계에서 수증기 폭발이 가속화 되어 막을 수 있는 방법은 없을 것입니다.

1.5.10 핵연료 용융물에 의한 실험에서 수증기 폭발이 발생한 사실을 무시해서는 안 된다.

TROI 실험에서는 2600K나 3000K라는 낮은 과열도의 실험에서도 자발적인 수증기 폭발이 관찰되고 있다. 전력회사는 TROI 실험에 의한 데이터를 온도측정의 미비를 이유로 묻어내려고 하고 있다. 편리한 해석을 하고 있다고 생각되는 규제위도 이를 추인하고 있다. 어리석은 사태라고 말할 수밖에 없다. 규제위의 심사는 수증기 폭발은 일어나지 않는다고 하여 그 후의 검토는 하지 않는다는 '사고정지'라고도 할 것이다. 용융로심을 물에 투입한다는 가혹한 사고 대책은 바로 '자살행위'라고 말할 수밖에 없는 위험할 수 없는 것이다. 「러시안 룰렛」이라고도, 「줄다리적 대응」이라고도 불러야 하고, 원전 주변의 넓은 범위를 「파국 상태」에 이끄는 대책이라고 말할 수밖에 없다

1.6 수소 폭발의 위험성

다키타니 고이치(滝谷紘一)

신규제 기준에 있어서의 가혹사고 대책으로서는, 원자로 격납용기 내에서의 수소 폭발의 방지가 요구되고 있지만, 신규제기준 적합성 심사에 있어서의 가압수형 원전에서의 수소 발생량의 상정이 불충분하고, 안전성의 심사로서 매우 부적절하다. 또 해석조건에도 자의적 설정을 넣어 개별 원전의 심사에 따라 달라지는 점도 있기 때문에 안전심사에 있어서의 일관성과 적합성이 부족하다. 사고 진전과 사고 평가에 있어서 다양한 불확실성의 영향을 엄격히 고려한다면 수소 폭발의 위험성이 분명히 존재하고 있다.

1.6.1 자의적인 지르코늄 반응량의 평가

규제기준규칙에서는 가혹사고에 있어서의 노심용융시에도 원자로 격납용기를 파손시키지 않기 위해 수소폭발의 방지가 요구되고 있다. 수소 폭발의 가장 격렬한 형태가 충격파가 발생하는 폭굿(바쿠고)이며, 그것을 방지하는 판단 기준으로 공기 분위기인 PWR 원전의 격납용기 내에서는 “평균 수소 가스 농도를 13% 이하로 하는 것”이 정해져 있다.

원전 사고 시에, 대량의 수소가 급격하게 발생하는 케이스로서는, 핵연료 피복관에 포함되는 지르코늄이 고온에서 물과 반응하여 수소가 발생하는 반응이 생각되기 때문에 원자로 내에 존재하는 지르코늄의 어느 정도의 비율이 물과 반응하는지가 수소 농도 평가상의 중요한 포인트이다.

그림 7에 설치 변경 허가가 내려졌거나 심사 중의 원전에 대해 각각 전력 회사가 상정하고 있는 수소 농도의 크기에 주목하여  네 그룹(①가와우치 1.2호기, ②다카하마 1.2호기와 미하마 3호기, ③다카하마 3,4호기와 이카타 3호기, 도마리(泊) 3호기(심사중) 및 ④ 겐카이 3·4호기와 오오이(大飯) 3·4호기)로 나누어, 각 그룹에 대해 원자로 내에 존재하는 지르코늄의 반응 비율과 격납용기 내의 평균 수소 농도의 최대치의 관계를 나타낸다. 여기서 지르코늄의 반응 비율은 3 케이스(심사 가이드에 정한 원자로 압력 용기가 파손될 때까지 상정해야 할 값의 75%, 원자로 압력 용기 파손 후의 용융 노심·콘크리트 상호작용에 수반하는 반응량의 해석 코드 MAAP에 의한 평가치인 약 81~82% 및 해석 코드에 의거하지 않고 상정되는 최대한도의 100%)에 대해 나타내고 있다. 대응하는 각 원전의 수소 농도치는, 각 설치변경허가신청서의 값 및 그것에 기초해서 다키타니(필자)가 계산한 값이다. 또한, 이 평가에서는 수소 처리 설비로서 정적 촉매식 수소재결합 장치의 기능을 고려하고, 신뢰성이 결여되는 동적 기기의 점화기(전기식 수소 연소 장치)의 기능은 고려하지 않았다. 도 7에서 수소 폭굉(데토네이션-변역자 주입) 방지 판단 기준을 만족할 수 있는 지르코늄 반응 비율이 원전마다 상당히 다른 것을 알 수 있다.

표 1에는 설치 변경 허가가 발행된 PWR 원전 12기의 수소 농도의 평가 조건과 평가 결과의 비교를 나타낸다. 또한, 도 7에서의 지르코늄 반응량 81%는, 표 1에서의 원자로 용기 파손 전과 파손 후의 지르코늄 반응량을 가산한 값(약 81~82%)의 개수로서 표시하고 있다.

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[1]  V.B.Khabensky et al.(2009), Nucl.Eng.Tech. 41(5) pp.561-574

[2] Pouring Molten salt into Water - Explosion!，溶融塩の水蒸気爆発ww.youtube.com/watch?v=PDRWQUUUCF0

도6　지르코늄 반응량과 격납 용기 내 수소 농도의 관계  p40          作成： 滝 谷紘 一

표1 PWR 원전의 가혹한 사고시 격납용기 내 수소농도의 평가 조건과 평가 결과 비고：①출처：원자력 규제위원회에 의한 각 원전의 설치 변경 허가 신청서에 관한 심사서 ② 원전명의 란은 위에서 아래로 심사서의 발효순서에 기재 ③다카하마 3·4에서 미하마 3까지의 각 원전은 원자로 용기 파손 후의 지르코늄 반응량을 25%(가와우치 1·2 채용치)로 하면 수소 농도는 13%를 넘어 불합격이 된다. ④ 겐카이(玄海) 3·4와 다이반 3·4는 수소연소장치의 효과를 무시하면 수소농도는 13%를 넘어 불합격이 된다. P40

표 1에 있어서, 다카하마 3·4호기로부터 미하마 3호기까지의 각 호기의 원자로 용기 파손 후의 지르코늄 반응량(표의 음영 부분)을 가와우치 1·2호기와 마찬가지로 25%라고 상정하면, 수소 농도는 폭굉 방지 판단 기준인 13%를 넘어, 불합격이 된다. 또 겐카이 3·4호기와 오오이(大飯) 3·4호기는 앞서 설치 변경 허가가 내린 원전과 마찬가지로 수소 연소 장치의 효과를 무시하면 수소 농도가 13%를 넘어 불합격하게 된다.

최초로 설치 변경 허가가 내려진 가와우치 1·2호기에서는, 원자로 압력 용기 밖에서의 수중에서의 용융 노심·콘크리트 상호작용에 의한 수소 발생량을 MAAP 해석(수중 조건에서의 정밀도 검증이 이루어지지 않았다)에 의거하지 않고 지르코늄 최대 반응량으로 평가해도 수소 농도는 약 12.6%이므로 폭굉 방지 판단 기준을 만족한다고 규제위는 그것을 승인했다. 그러나, 그 이후에 심사된 다카하마 3·4호기, 다카하마 1·2호기 등에서는 지르코늄 반응량을 MAAP 해석에 의거한 값인 약 81~82%로서, 그에 대한 수소 농도는 13% 이하가 되는 것을 나타냈을 뿐, 지르코늄 반응량 100%로의 평가를 실시하고 있지 않은 것이다. 도 7에 나타내는 바와 같이, 가와우치 1·2호기와 마찬가지로 지르코늄 반응량 100%의 조건으로 평가하면, 분명히 수소 농도는 판단 기준치 13%를 초과하는 것이다. 이것은 심사를 통과하지 않기 때문에 당해 전력회사는 지르코늄 반응량 100%에서의 평가를 나타내지 않고, MAAP 해석에 의거한 약 81~82%로의 평가만으로 하고, 규제위는 이 방식을 용인했다. 이러한 신청과 그 허가는, 가와우치 1·2호기에 대한 심사와의 일관성이 없고, 심사를 통하기 위한 자의에 의한 것이라고 말하지 않을 수 없다.

게다가 설치 변경 허가가 2017년 1월에 나온 겐카이 3·4호기와 5월에 나온 오오이 3·4호기에 있어서는 도 7에 나타낸 바와 같이 지르코늄 반응량 81%에서도 폭굉 방지 판단 기준을 넘어 버리므로 평가 조건을 바꾸고 있다. 구체적으로는, 그 이전에 심사를 마친 원전에서는 수소 농도를 엄격하게 평가하는 관점에서 일관되게 그 효과에는 기대하지 않는 것으로 되어온 이그나이터(전기식 수소 연소 장치)에 의거한 수소 연소의 해석 결과를 나타내고, 수소 농도는 각각 최대 약 9.5%로 약 8.9%라고 하고, 이 평가 결과를 규제위는 이 점화기는 운전자에 의한 기동 조작과 동력 전원이 필요하기 때문에 기능의 신뢰성이 낮고, 또한 사용하는 수소 연소 해석 코드의 실험 검증도 불충분하고 해석 결과의 신뢰성이 부족하다

이상과 같이 개별 원전을 합격시키도록 자의적인 평가조건의 변경을 인정하고 있는 규제위의 심사는 일관성·정합성이 부족하고 매우 부적절하다.

또, 원자로 격납용기 체적이 상대적으로 큰 점에서 지르코늄 반응량 100%에서도 평균 수소 농도가 13% 이하에 머무르는 가와우치 1·2호기에 대해서도, 금속과 물의 반응에 의한 수소 발생에 관해서, 지르코늄 이외에 원자로 압력 용기의 내외에 존재하는 다량의 철과의 반응을 고려하고 있지 않다는 문제가 있다. 원자력발전기술기구의 자료에는 "용융노심-콘크리트 반응이 종식하지 않고 계속된 경우에는 다른 금속의 반응도 포함하여 모든 노심 지르코늄의 100%를 초과하는 양이 반응할 수도 있다"고 기재되어 있다. 이를 고려하면, 수소 농도가 폭굉 방지 판단 기준을 초과할 우려가 충분히 있다. 가와우치 1·2호기의 심사에서 이 점에 대해 아무런 언급도 하지 않는 것은 문제이다.

이상과 같이, PWR 원전은, 어느 원전에서도 가혹사고시에 원자로 격납 용기 내에서 수소 폭발의 위험성이 있다.

1.6.2 "규제위원회의 사고방식"의 불합리성

1.6.2.1 다카하마 3·4호기의 공공 코멘트 제출 의견에 대한 “규제 위원회의 사고방식”

다카하마(高浜) 3·4호기의 심사서(안)에 관한 퍼블릭 코멘트로서, 「『용융 노심・콘크리트 상호작용』의 불확실성을 고려한 수소 발생량에 대해서, 가와우치 원전의 평가에서는, 수소를 발생하는 지르코늄의 반응량을 해석에 의거하지 않고 100%로 하고 있는 것에 대해, 다카하마 원전의 평가에서는, 해석에 의거해 약 81%로 해, 불확실성의 정도를 작게 해 수소 농도 13% 이하의 결과를 내고 있는 것은 자의적이고 불합리하다”라는 지적이 있었지만, 이에 대해 규제위는,

“심사 가이드에 따라, 원자로 압력 용기 내의 (1)전 지르코늄량의 75%가 물과 반응해 수소가 발생한다는 보수적인 조건으로 평가를 실시하고 있어, 수소 농도(건조 조건)는 11.7%로 기준으로 정한 폭굉 조건을 밑도는 것을 확인하고 있습니다. 이 경우, 수소 발생에 기여하는 여러 가지 요소, 구체적으로는 알미늄이나 아연, MCCI등에 의한 수소 발생량이, (2)지르코늄량의 75%라고 보수성에 포함되는 것도 확인하고 있습니다. 또, 가와우치 원자력 발전소 1호로 및 2호로의 심사에서는 원자로 격납용기가 다른 플랜트보다 큰 것으로부터 지르코늄 100%가 물과 반응했을 경우의 (3)안전 유도를 참고로 확인하기 위해 감도 해석으로 실시한 것입니다."

라고 답했다[1]. (밑줄과 번호는 필자)

밑줄 부분(1)은 지르코늄 반응량 75%가 보수적인 조건이라고 말하고 있지만, 그 근거는 나타내지 않았다. 밑줄 부분(2)에서는, 「MCCI 등에 의한 수소 발생량이 지르코늄량의 75%라는 보수성에 포함된다」

하지만, 그 근거는 나타내지 않았다. 심사 가이드에서는 「원자로 압력 용기가 파손될 때까지 지르코늄 반응량 75%, 한층 더 파손된 뒤의 MCCI에 의한 수소 발생량을 고려하는 것」이 규정되어 있기 때문에, 지르코늄량은 75%＋α(MCCI 상당분)로 평가해야 하기 때문에, 「지르코늄량의 75%라고 하는 보수성에 포함된다」 밑줄 부 (3)에서 "안전 유도를 참고로 확인하기 위해 감도 해석으로 실시했다"는 설명은 사실에 반하고 있다. 왜냐하면 가와우치 원전의 심사서에는 「불확도의 영향 평가」로서 지르코늄 반응량 100%의 상정이 명기되어 있어 「참고로서 확인하기 위한 감도 해석」으로서 실시된 것은 아니다. 이들은 다카하마 3·4호기에 관하여, 가와우치 1·2호기와 동일한 조건의 지르코늄 반응량 100%의 평가를 회피하기 위한 궤변이다.

1.6.2.2 겐카이 3·4호기의 공공 코멘트 제출 의견에 대한 “규제위원회의 사고방식”

심사서(안)에 관한 퍼블릭 코멘트 모집에 제출된 의견 “선행하여 설치 변경 허가가 내려진 가압 수형 원전 8기에서의 평가 조건과 같이 “이그나이터의 기능에 기대하지 않는다” 조건 하에서의 해석 평가와 그 심사를 실시하는 것을 요구한다”에 대해, 규제위의 사고방식으로서 “이그나이터에 대해서는, 심사 가이드 수소연소 대책으로서 유효한 것으로 생각하고 있습니다.(중략) 이번 심사에서는 이그나이터의 신뢰성 향상 대책으로서 이그나이터는 2계통의 전원 계통에서 급전하는 것, 또, 2계통의 전원 설비 각각 다른 구획에 설치하는 것으로 서로 위치적 분산을 도모하고 있습니다.

여기에는 점화기의 신뢰성 향상 대책으로서 2계통의 전원 계통으로부터 급전하는 것을 들 수 있지만, 전 교류 동력 전원 상실이 발생했을 경우에 급전하는 대용량 공냉식 발전기는 1기 밖에 설치되어 있지 않으므로 완전한 독립 2계통이 되지 않아 신뢰성은 불충분하다. 또한 대용량 공냉식 발전기의 기동에는 운전원의 판단, 조작이 필요하고, 긴급시에 있어서의 인적 대응에는 신뢰성이 부족하다. 따라서 점화기의 기능에 의존하는 것을 허용하는 규제위의 사고 방식은 불합리하다.

1.7 미하마 3호기 증기발생기의 내진평가 부정의 혐의

다키타니 고이치(滝谷紘一)

간사이 전력은 미하마 3호기의 적합성 심사 시 증기 발생기의 내진 평가에 있어서의 전열관의 허용 응력에 대해 개정된 규격에 근거한 값을 이용하면 불합격이 되어 버리기 때문에, 구 규격에 근거한 완만한 허용 응력치를 자의적으로 이용하여 합격을 도모했다. 이러한 부정행위의 혐의가 있는 미하마 3호기의 공사계획 인가는 취소되어야 한다.

신규제기준 적합성 심사를 거쳐 설치 변경 허가(2016년 10월 5일)와 공사계획인가(2016년 10월 26일)를 받은 간사이전력 미하마원전 3호기에 대해서, 공사계획인가신청 자료의 정밀한 조사를 실시했는데, 증기 발생기 전열관에 관한 설계기준지진동 Ss에 대한 내진성 평가에 있어서 허용 응력을 2005년 이후에 개정된 규격이 아니라, 1984년 책정의 (규제가 느슨한) 구 규격을 이용한 값에 자의적으로 설정했다는 부정행위의 혐의가 있는 것으로 밝혀졌다. 이하, 그 상세를 설명한다.

미하마 3호기의 기준 지진동의 최대 가속도의 변천은, 「내진 설계 심사 지침」의 구 지침(1978년)에 근거해 405갈, 그 후 2006년에 개정된 신 지침에 근거해 600가르, 게다가 2013년에 제정된 신규제기준의 내진기준에 근거한 설치 변경 허가 신청시에는 750가르, 그 심사 과정에서 최종적으로 993가르로 끌어올렸다.

신규제기준 적합성심사 회합에 제출된 기준 지진동에 대한 증기 발생기의 전열관 응력(막 응력＋굽힘 응력)의 평가 결과에 있어서의 발생치와 허용치는,

① Ss750갈에 대해 발생치 468MPa, 허용치 481MPa (제296회 심사회합 자료, 2015년 11월 19일)

② Ss993갈에 대하여 발생치 527MPa, 허용치 539MPa (제356회 심사회합 자료, 2016년 4월 26일)

라고 기재되어 있다.

여기서 주목해야 할 것은 허용치가 ①보다 ②에서 큰 측으로 변경되고 있다는 것이다. 과학적·기술적으로 지진력 증가에 따른 응력발생치의 증대는 이해할 수 있지만, 재료와 그 사용온도에서 정하는 허용치의 증대는 불가해하다. 또, 미하마 3호기와 같은 전열관 재료(인코넬 690 합금)의 다른 원전(가와우치 1호, 이카타 3호, 다카하마 1·2호, 오오이 3·4호)에서의 허용치는 ①과 같은 481MPa로 되어 있다. 이 허용치 차이의 문제는, 중의원 원자력문제조사특별 위원회(2016년 12월 9일)에서 거론되고, 규제위의 답변으로부터 그 이유가, ①에서의 허용치는 일본기계학회 책정의 2005년 규격 77(개정 규격이라고 부른다)에 의해, 또 ②에서의 허용치는 일본전기협회의 1984년 규격 78 규제위는 그 자리에 “내진설계의 공인심사 가이드에서는 낡은 ​​쪽의 규격도 새로운 쪽의 규격도 모두 사용해도 좋다. 이들을 간사이 전력은 구분했다는 식으로 생각하고 있다. 어떤 생각으로 구분을 했는지는 듣지 않았다”고 말했다. 이것은 문제 의식이 없는 책임 탈출의 대답이다.

간사이 전력은 미하마 3호기에 있어서의 기준 지진동 Ss의 993갈로의 인상에 의해, 응력 발생치(527MPa)가 개정 규격에 근거하는 허용치(481MPa)를 초과하게 된다 , 이것으로는 내진 불합격의 평가가 되어 공사 계획 인가를 얻을 수 없기 때문에, 허용치를 구 규격에 근거하는 느슨한 값 539MPa)으로 변경해 내진 규제 위원회에 신청한 것으로 추인된다. 표 2에 기준 지진동 Ss의 993갈에 대한 내진 평가 결과를 정리하여 나타낸다.

내진 설계의 규격의 재검토에 관해서는, 약 20년전에 제정된 구 규격에는 그 후의 지견에 근거해 문제가 있기 때문에, 개정 규격에서는 허용치의 결정 방법을 엄격한 측으로 변경한 것이다. 이전 표준과 개정 표준 간에 동일한 평가 항목에 차가 있을 때 개정 표준을 사용하는 것은 당연하다. 간사이전력은 이번 신규제기준 적합성심사에서 다카하마 1·2호기, 오오이 3·4호기 및 당초 신청된 미하마 3호기에서는 개정규격을 사용하고 있다. 기준 지진동 Ss가 인상된 미하마 3호기의 최종 신청에 있어서 구 규격을 꺼내 공사 계획 인가 취득을 도모한 것은, 내진 평가에 있어서의 부정 행위라고 말할 수밖에 없다. 규제위가 이를 깨닫지 못하거나 알고 있어도 제대로 체크하지 않고 공사계획인가를 내놓은 것에는 분명한 하자가 있기에 즉시 인가를 취소해야 할 것이다.

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[1] 原子力規制委員会（2015）「関西電力高浜発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書（3号及び4号発電用原子炉施 設の変更）に関する審査書(案)に対するご意見への考え方」平成27年2月p.68

표 2 기준 지진동 Ss에 대한 미하마 3호기 증기 발생기 전열관의 내진 평가 결과 p44

1.8 크로스체크 해석을 하지 않음

다키야 고이치(滝谷紘一)

신규제기준 적합성심사에 있어서 「중대사고대책 등의 유효성 평가」는 중요항목 중의 하나이다. 이 평가에 있어서 각 전력회사는 해석 코드를 이용해 가혹사고의 시뮬레이션 계산을 실시해 소정의 판단 기준을 만족하는 것을 제시하고 있지만, 규제위는 전력회사의 시뮬레이션 계산 결과의 타당성을 판단하는데 있어서 후쿠시마원전 사고 이전에는 정착하고 있던 정량적으로 엄정한 심사 수법인 크로스 체크 해석을 실시하고 있지 않았다. 이는 허술하게 심사하고 있다는 증거이다.

1.8.1 크로스 체크 분석의 필요성

원자력 시설의 안전 심사에 있어서의 크로스 체크 해석이란, 설치(변경) 허가신청서나 공사계획인가 신청서 등에 기재하는 사고 해석 혹은 강도 해석 등에 관하여, 신청자가 이용한 해석 코드와는 다른 해석 코드를 이용해 같은 해석 케이스, 해석 조건으로 규제자 스스로 해석을 실시해, 그 결과를 신청자의 결과와 면밀히 대조하여 신청자의 해석 결과의 타당성을 검증하는 것이다.

후쿠시마 원전사고 이전의 안전심사에서는 원자력안전·보안원 및 원자력안전위원회는 함께 크로스 체크 해석을 도입하고 있었다. 국회의원의 자료요구에 대해 규제청이 제출한 자료에 따르면 원자력안전·보안원(1차심사)은 1988년 이후의 심사안건 21건, 원자력안전위원회(2차심사)는 1994년 이후 10건에 대해 실시하고 있다. 모두 설계 기준 사고를 대상으로 해, 해석 케이스는 적절히 인출로 행해지고 있다.

신규제기준 적합성심사에서는 「노심손상방지대책 및 격납용기 파손방지 대책의 유효성 평가」에 있어서 복잡한 현상을 수반하는 가혹사고에 관한 신청자의 해석결과의 타당성을 엄정하게 평가하는 것이 특히 중요하다. 「설치허가기준규칙의 해석」에는 상정해야 할 가혹한 사고 시퀀스 그룹이 정해져 있다. 이들 그룹은 원자로 압력 용기 내에서의 핵연료의 냉각 특성, 핵연료 피복 관재의 지르코늄-물 반응에 의한 수소의 발생, 노심의 용융·붕괴, 원자로 압력 용기의 파손, 격납용기 내에서의 용융 노심-냉각재 상호작용(수증기 폭발), 수소 연소·폭발, 용융 노심-콘크리트 상호작용(콘크리트의 침식, 가연성 가스(수소·일산화탄소)의 발생) 등 매우 복잡하고 불확실한 성질의 물리·화학 현상을 수반하는 과도 변화이다. 신청자는 이들을 수치 해석 기법으로 시뮬레이션(모의)하기 위해서 다양한 종류의 해석 코드를 사용하고 있다.

규제위가 전력회사의 해석 결과를 조사해, 의문점, 불명점에 대해 신청자에게 설명하고, 경우에 따라서는 추가 해석을 요구할 뿐인 방법으로는, 해석 결과가 정량적으로 타당한지에 대해서 적정한 판단을 내린다는 것은 불가능에 가깝다. 왜냐하면, 신청자가 이용하는 해석 코드의 해석 모델에 불충분한 점이 있거나, 입력 데이터에 실수가 있거나, 또 만약 판단 기준에 도달하기 위해 자의적인 해석이 이루어지고 있었다면, 신청자에게 「해석 코드로 계산하면 이런 결과가 된다」라고 주장한다고 해도 그것을 정량적인 근거로 타당하다고 할 근거가 없다는 것이다.

따라서, 심사자가 신청자와는 독립적으로 동일한 해석 기능을 갖는 다른 해석 코드에 의해 동일한 해석 조건으로 해석을 실시해, 양자의 해석 결과를 정량적으로 면밀하게 대조하는 것이 신청자의 해석 결 과의 타당성을 판단하는데 있어서의 객관적이고 실효성 있는 심사의 방법이며 전술한 바와 같이 후쿠시마원전 사고 이전의 안전 심사에서는 설계기준 사고를 대상으로 정착하고 있었던 것이다. 하물며 가혹사고를 대상으로 심사하는 것은 이번 신규제기준 적합성심사가 처음이며 '크로스체크 해석'에 의한 검증을 실시하는 것은 필수 불가결하다.

1.8.2 크로스 체크 해석을 하지 않는 규제위의 허술함 심사

지금까지 심사를 마친 원전의 심사에서는 크로스 체크 해석은 실시되지 않았다. 지금까지의 원전의 설치 변경 허가 심사서(안)에 대한 퍼블릭 코멘트에서의 의견 모집에 있어서, 「크로스 체크 해석」의 실시 요구의 의견이 매회와 같이 제출되고 있다. 이 의견에 대한 답변으로 제시된 규제위의 '사고방식'은 다음과 같다.

구체적인 예로서, 다카하마 1·2호기의 심사서(안)에 대한 의견과 규제위의 「사고 방식」에 대해 살펴 보겠다. 가혹 사고 시뮬레이션에 관해서 의견 「MAAP 코드에 의한 해석에 관해서 MELCOR 코드를 이용한 크로스 체크 해석의 실시를 요구한다.」의 「규제위원회의 생각」은 「MAAP 코드에 대해서는, 규제위는 MELCOR에 의한 해석을 실시하고 있어 MAAP 해석 결과와 같은 경향인 것을 확인하고 있습니다. (중략) MELCOR를 이용한 해석 사례는 NRA 기술 보고서 ​​2014-2001에서 공개하고 있습니다. "이었다. 이 "사고 방식"은 논점을 벗어난 변명에 불과하며, 크로스 체크 해석이 불필요하다는 논리적 설명은 되어 있지 않다. 왜냐하면, “MAAP 해석과 유사한 경향인 것을 확인하고 있다”는, 단지 타성에 젖은 확인에 그치고 있어, 의견 제출자가 요구하고 있는 MAAP 해석의 정량적인 검증이 아닌 것을 나타내고 있다. 또, 인용되고 있는 NRA 기술 보고는 PWR 대표 3 루프 플랜트에 대한 MELCOR에 의한 해석 결과를 나타낼 뿐이며, MAAP 해석 결과와 일치한 평가는 전혀 행하지 않았기 때문에, 크로스 체크 해석과는 무관한 것이다.

규제청 발족 당시의 기술지원 기관이었던 (독)원자력안전기반기구(2014년 3월 규제청에 통합)는 신규제기준을 반영한 안전설계의 타당성을 평가하는 것을 목적으로 가혹사고에 관한 크로스체크 해석 방법의 정비를 국가 예산으로 정하고 있었다. 그럼에도 불구하고 신규제기준 하에서 가혹사고에 관한 안전심사가 현실이 되었을 때 그 성과를 살린 크로스체크 해석을 실시하지 않는다는 것은 이해하기 어렵다. 규제위는 가혹사고 현상의 복잡성, 실험데이터의 불충분성, 해석모델의 정밀도 부족 등이 있기 때문에 사업자와 규제기관이 사용하는 각 해석코드의 신뢰성이 모두 아직 충분히 확립되어 있지 않기 때문에 크로스체크 해석을 하면 해석코드 간에 결과차이가 크게 발생하여 신청자의 평가결과가 타당한가 아닌가 판단 그렇다면 준비해야 할 심사능력이 불충분한 채 안전심사를 실시하고 있다.

크로스 체크 해석을 실시하고 있지 않은 것은, 규제위가 사업자의 해석 결과의 정량적인 검증으로부터 도망치고, 사업자의 해석 결과를 가득 채우는 모욕적인 심사를 하고 있는 것의 증좌이다.