건설 중인 신고리•신한울 모델로 4년 간 미국 관계기관과 12차례 논의…뭐했나

Press release - 2014-01-06

2014년 1월 6일, 서울 - 정부가 ‘한국형 원전’이라 홍보해온 APR1400이 지난해 말 미국 원자력규제위원회(NRC) 설계인증 신청 접수에서 서류제출 부실로 거절된 것으로 드러났다. 이는 한수원과 한전이 2009년 3월부터 무려 4년 반이라는 기간 동안 NRC와 긴밀하게 논의하며 다양한 노력을 한 결과라 더욱 충격적이다.

미국 원전 규제기관인 미국 원자력규제위원회(Nuclear Regulatory Commission·NRC)는 지난해 12월 19일자로 한수원과 한전에 신형경수로 원전 APR1400표준 설계의 설계인증 신청 접수를 거절했다. 앞서 한수원 등은 지난해 9월 30일 신청서류를 제출했다.

NRC는 한수원과 한전에 서면을 통해 “계측 제어(I&C), 인간공학, 확률론적 위험성 평가(PRA), 환경보고서 부분의 세부 정보가 미흡할 뿐 아니라 원자로 내부 구조물의 진동평가, 사용 후 핵연료의 임계분석 등을 포함한 여러가지 기술 보고서가 누락됐다”며 설계 인증을 위한 검토를 거절하는 이유를 공식적으로 밝혔다. 이 문서에 언급된 원자로 내부구조의 부식 균열, 확률론적 위험성 평가, 방사선 폐기물 관리, 핵연료 집합체의 지진 시 반응 평가, 작업 종사자 방사능 피폭 보호 등은 원전 운영과 국민 안전에 직접적으로 관련된 것들로, 원전 비리와 잦은 고장, 원전 주변의 높은 인구밀도 등 국내 상황을 고려하면 심각한 우려를 표하지 않을 수 없다

한수원과 한전은 이번 표준설계인증 신청과 관련하여, 까다로운 미국 규제요건을 통과하면 신형 원전의 기술적 안전성을 입증하고 해외진출에 도움이 될 것이라 홍보해왔다. 이들은 실제로 2009년부터 완벽한 심사 문서를 준비하기 위해 NRC와 무려 12번의 사전신청 미팅을 가졌으며 지난 11월에는 NRC가 위치한 워싱턴DC 내에 현지 센터까지 개소했다.

이렇게 갖은 노력을 해왔다는 지속적 홍보에도 불구하고 필요한 서류 일부를 제출하지 않았고, 인증을 위한 충분한 정보를 제공하지 못했다는 이유로 신청 승인을 거절당했다. 이로써 한수원과 한전의 무능함이 여실히 드러났을 뿐 아니라, 얼마나 ‘그들만의 리그’에 빠져 있었는지를 확인할 수 있다. 또 2002년 APR1400의 표준설계인가(SDA)를 내준 국내 원자력 규제기관의 신뢰성에 대해서도 의심할 수 밖에 없게 됐다.

더구나 NRC는 지난달 20일 해당 내용을 공식 블로그에 게재했다. ‘한국형 원전’의 경쟁 모델인 프랑스와 일본의 원자로 모델들이 이미 NRC에 성공적으로 접수해 심사중인 것을 감안하면, 이번 발표는 한국 신형원전의 안전성에 문제가 있을 수 있다는 인식을 세계에 공식적으로 알리는 계기가 될 공산이 크다.

설계승인 검토가 거절된 APR1400은 현재 건설 중인 신고리 3,4호기와 신한울 1,2호기와 아랍에미리트에 수출하여 건설중인 모델이다. 이것으로도 모자라 현재 산업부는 이 모델을 6~10기이상 더 지으려는 제2차 에너지기본계획을 통과시키려 하고 있다.

그린피스는 미국에서는 설계인증 접수조차 받지 않는 원전과 함께 살아가야 하는 국내 상황에 크게 유감을 표한다. 또 한국의 원전규제기관인 원자력안전위원회가 국민의 안전을 최우선으로 생각한다면 이번 인증 접수 거절과 관련된 자료들을 국민들에게 투명하게 공개하고 설명할 것을 요구한다. 원안위는 한수원이 설계 인증을 취득할 때까지 원전 건설 중단을 한수원에 지시해야 할 것이다.

우리는 후쿠시마 대참사를 통해 ‘100%안전한 원전은 신화에 불과하다’는 것을 이미 확인했다. 세계 최고 수준의 원자력 안전성도 확보하지 못하는 상황에서 수출은커녕 국내에서도 점차 줄이고, 세계적 흐름에 맞춰 재생가능에너지로의 전환을 꾀해야 할 것이다.

[참고] 설계 인증 신청서류 부실 사항

1. 충분한 정보를 제공하지 않은 분야

• 비안전성 관련 제어 시스템의 소프트웨어의 공통 원인 고장(the software common cause failures of non-safety related control systems)

• 안전성 관련 계측제어 시스템의 소프트웨어 개발 과정 (software development process of the safety I&C system platform)

• 원자로 냉각재 펌프 디자인 (reactor coolant pump design)

• 파단전누설 평가 (leak-before-break evaluation)

• 원자로 내 구조물 조사유기 응력부식균열(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)의 원전 관련 핵심구조(Core Supports)와 원자로 내부 구조물(Reactor Internals)에 대한 영향

• 터빈 비산물 확률 (turbine missile probability)

• 원자로 용기 용접의 건전성 평가 (welds for reactor vessel integrity evaluations)

• 방사성 폐기물 관리 (radioactive waste management)

• 원전 종사자의 방사성 보호 (radiation protection)

• 인간 공학 분야 (human factors engineering)

• 확률론적 위험 평가 (Probabilistic risk assessment, PRA)

2. 제출하지 않은 기술보고서 분야

• 원자로 내부 구조물의 진동평가 (vibration assessment of reactor internals)

• 냉각재 펌프 플라이휠의 건전성 (flywheel integrity)

• 핵연료 집합체의 지진 시 반응 평가(fuel seismic response evaluation)

• 핵연료 및 사용후 핵연료의 임계분석(new and spent fuel criticality analysis)