원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정 (고시, 원자력안전위원회)
공포일: 20240314 / 시행일: 20240314

제1조(목적) 이 규정은「원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙」제63조에 따른 시간의 경과에 따라 안전관련 설비의 성능이 저하 또는 재질이 취약화 되는 정도를 감시ㆍ평가하기 위하여 실시하는 가동중 검사에 필요한 사항을 규정함을 목적으로 한다.

제2조(적용범위) 이 규정은「원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙」제12조의 안전등급 및 규격에 따라서 정한 원자력안전위원회고시 「원자로시설의 안전등급과 등급별 규격에 관한 규정」에 따라 안전등급이 부여된 안전관련설비에 대하여 적용한다.

제3조(용어의 정의) 이 규정에서 사용하는 용어의 뜻은 다음과 같다.1. "가동중 검사"란 발전용원자로 및 관계시설(이하 "원자로시설"이라 한다)의 운영중에 시간의 경과에 따른 안전관련 설비의 취약화 정도를 감시 평가하기 위하여 발전용 원자로운영자가 수행하는 비파괴검사, 압력시험, 안전관련 설비의 보수 및 교체, 예상되지 않은 운전중 사건 평가 등을 말한다. 가동중 검사는 발전소 운영 전에 수행하는 가동전 검사를 포함한다.2. "안전관련 설비"란 원자력발전소에서 원자로냉각재 압력경계의 건전성 확보, 원자로의 안전 정지 및 정지상태 유지, 방사선의 소외 피폭선량 제한치 초과에 대한 예방 또는 완화시키는 기능을 보유하고 안전등급으로 분류된 구조물, 계통 및 기기를 말한다.3. "수탁기관"이란「원자력안전법」제111조제1항에 따라 위탁된 업무를 수행하는 기관을 말한다.4. "보수 및 교체"란 안전관련 설비의 용접, 경납땜, 금속제거 및 품목이나 계통의 제거, 추가, 수정 등을 말한다.

제4조(검사 주기 및 개시일) ① 발전용원자로운영자는 가동중 검사를 매 10년 단위로 실시하여야 한다. 다만, 중수로형은 첫 번째 검사는 5년 이내, 두 번째 검사부터는 매 10년 단위로 실시한다.② 가동중 검사 주기 개시일은 발전소 상업운전일을 기준으로 한다.

제5조(검사자료의 확보) 발전용원자로설치자는 원자로의 가동에 따른 변화를 비교분석, 평가하는 등 검사를 실시하는데 필요한 기초자료를 확보하여 이를 발전용원자로운영자에게 제공하여야 한다.

제6조(검사기준) ① 검사를 실시할 때에는 다음 각 호에서 정한 기준 및 지침을 적용한다.1. 가압경수로형의 경우에는 전력산업기술기준(이하 "KEPIC"이라 한다) MI(2000년판부터 2019년 추록까지의 발행년판 및 추록) 또는 이에 상응하는 ASME Code Sec. XI(1995년판부터 2017년판까지의 발행년판 및 추록)을 적용한다. 다만, 정상운전시 원자로냉각계통과 격리되지 않는 공칭 2인치 이상의 안전등급 1 배관의 맞대기 용접부는 표면검사 대상부위에 체적검사를 추가한다.2. 가압중수로형의 경우에는 CAN/CSA-N285.4 및 CAN/CSA-N285.5를 적용한다. 상기 CAN/CSA-N285.4 및 CAN/CSA-N285.5 기준에서 사용하는 ASME Code Sec. XI은 제1호에서 정한 KEPIC MI 또는 이에 상응하는 ASME Code Sec. XI을 적용한다. 다만, 정상운전시 원자로냉각계통과 격리되지 않는 공칭 2인치 이상의 안전등급 1 배관의 맞대기 용접부에 대해서는 제1호와 동등한 수준의 표면검사 및 체적검사를 적용한다.3. 다음 각 목에 대해서 미국 원자력규제위원회(US-NRC)의 "규제지침(Regulatory Guides) 1.14, 1.65 및 1.147"을 준용한다.가. 원자로냉각재 펌프 플라이휠의 건전성나. 원자로용기 스터드의 재료 및 검사다. ASME XI Code Case의 허용4. 격납건물의 텐돈 및 구조검사에 대해서 미국 원자력규제위원회(US-NRC)의 규제지침(Regulatory Guide) 1.35, 1.90을 준용하고, CAN/CSA-N287.7 및 RCC-G Part 3을 적용한다. 상기 CAN/CSA-N287.7에서 사용하는 ASME Code Sec. XI은 제1호에서 정한 KEPIC MI 또는 이에 상응하는 ASME Code Sec. XI을 적용한다.② 제4조에 따른 새로운 검사주기에 유효하게 적용되는 가동중 검사 기술기준의 발행년판 및 추록(이하 "유효연도"라 한다)은 다음 각 호와 같다.1. 가압경수로형은 제1항제1호에서 정한 KEPIC MI 또는 이에 상응하는 ASME Code Sec. XI 중 검사주기 시작 1년 전에 유효한 최신 발행년판 및 추록2. 가압중수로형은 검사주기 시작 1년 전에 발행된 CSA/CAN-N285.4, 285.5, 287.7의 최신판3. 가동중 검사 기술기준에서 인용하는 다른 기술기준의 유효연도가 규정되지 않은 경우에는 가동중 검사 기술기준의 유효연도와 동일한 연도를 따른다.4. 가동전 검사의 경우 제1호 및 제2호에 따른 기술기준의 유효연도를 적용하는 것을 원칙으로 하되 설계조건으로 인하여 적용이 어려울 경우에는 건설허가시 승인된 기술기준의 유효연도를 적용할 수 있다.③ 제1항에서 검사기준으로 규정한 KEPIC 등의 기술기준은 다음 각 호의 방법에 따라 적용한다.1. KEPIC 등의 기술기준을 적용함에 있어서 별표에 규정된 제한사항을 준수하여야 한다.2. 적용시점, 적용범위 등 세부적인 사항은 해당 원자로시설의 인허가 내용 또는 관련규정에 따르며 이와 상충되는 사항은 적용을 배제한다.3. 국내ㆍ외 원자로시설에 적용된 경험이 없거나 원자로시설에의 적용 안전성이 확인되지 아니한 사항은 원자력안전위원회가 그 타당성을 인정한 경우에 한하여 적용한다.4. KEPIC과 이에 상응하는 기술기준의 내용이 상이한 경우 및 이해당사자 간에 기술기준 적용에 대한 해석이 다른 경우에는 원자력안전위원회의 해석에 따른다.

제8조(가동중 검사계획서 제출) ① 발전용원자로운영자는 매 10년 동안의 장기 가동중 검사계획서를 작성하여 10년 주기 개시 3개월 전까지 원자력안전위원회에 제출하여야 한다. 다만, 발전용원자로 설치자는 가동전 검사계획서를 검사 개시 3개월 전까지 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.② 장기 가동중 검사계획서에는 다음 각 호의 사항이 포함되어야 한다.1. 검사주기, 검사일정 및 검사차수2. 검사기준에 대한 다음 사항가. 검사에 적용되는 기술기준 및 적용 유효연도나. 기술기준에 적용되는 수정 및 제한사항 목록다. 대체적용 및 완화요청에 관한 사항(ASME Code Case 포함)라. 기타 검사 기준과 관련된 사항3. 비파괴검사에 대한 다음 사항가. 안전등급별 기술기준에 따른 비파괴검사 대상, 검사범위, 수행내역 등 구조물, 계통 및 기기의 검사에 관한 사항나. 비파괴검사 범위를 나타내는 배관 및 계측도면(P & ID)다. 비파괴검사 대상 기기 및 부위의 식별 도면라. 보정시험편에 관한 사항4. 계통압력시험에 대한 다음 사항가. 계통압력시험의 계통명나. 계통압력시험 압력경계를 표시한 도면다. 계통압력시험 주기 및 방법5. 방진기 검사에 대한 검사기준, 검사대상, 주기, 방법 및 내용6. 안전관련 설비의 보수 및 교체에 대한 사항7. 예상되지 않은 운전중 사건 평가에 대한 사항8. 검사절차서 및 관련 참고자료의 목록9. 기타 가동중 검사와 관련된 사항③ 발전용원자로운영자는 장기 가동중 검사계획서의 내용을 변경할 경우에는 변경사유를 첨부하여 해당검사 개시 전까지 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.④ 발전용원자로운영자는 검사 차수별 가동중 검사계획서를 작성하여 검사개시 전에 수탁기관의 장에게 제출하여야 한다. 가동중 검사계획서에는 제2항의 내용 중 해당 검사 차수 중에 수행되는 부분에 대한 내용을 포함하여야 하며, 검사차수별 가동중 검사계획이 장기 가동중 검사계획을 따르지 않고 변경될 경우에는 그 사유를 제시하여야 한다.⑤ 원자력안전위원회는 제6조 및 제7조의 요건에 미흡하다고 판단될 때에는 가동중 검사계획서의 보완을 요구할 수 있다.

제9조(검사결과의 보고) ① 발전용원자로운영자는 검사차수별 검사를 완료한 후 3개월 이내에 다음 각 호의 사항이 기재된 가동중 검사 결과 보고서를 수탁기관의 장에게 제출하여야 한다.1. 기기 및 계통별 검사 내용 및 평가결과2. 검사결과, 제6조의 검사기준의 요건이 불만족된 사항에 대한 내용 및 처리결과3. 검사를 완료하지 못한 부분이 있을 경우 그 내용, 사유 및 처리 대책4. 차기 검사시 추가하여 검사를 실시할 사항이 있을 경우 그 내용과 사유② 발전용원자로운영자는 제1항에 따른 검사 차수별 가동중 검사 결과, 기술기준을 초과하는 결함에 대해서는 처리결과에 대한 요약내용을 검토기간을 고려하여 임계 전까지 수탁기관의 장에게 제출하여야 한다.③ 발전용원자로설치자는 운영허가 발급일 이전에 제1항 각 호의 사항이 기재된 가동전 검사 요약보고서를 수탁기관의 장에게 제출하여야 한다.④ 가동전 검사 및 한 주기 가동중 검사가 완료되었을 경우에는 검사완료후 6개월 이내에 종합결과보고서를 원자력안전위원회에 제출하여야 한다.

제10조(보수 및 교체 작업) ① 발전용원자로설치자 또는 운영자는 안전관련 설비에 대해서 결함 제거, 일부 또는 전체를 교체ㆍ변경하거나 신설할 경우에는 다음 각 호의 사항이 기재된 보수 및 교체 작업계획서를 수탁기관의 장에게 제출하여야 한다.1. 보수 및 교체에 적용되는 기술기준 및 적용 유효연도2. 보수 및 교체작업에 대한 설명서(P&ID 포함)3. 보수 및 교체 관련 작업절차, 작업자 자격, 용접절차 및 인증, 열처리, 비파괴검사 및 압력시험에 대한 사항4. 기타 보수 및 교체와 관련된 기술적인 사항② 제1항은 구조물, 계통 및 기기가 모든 건설기준의 요건을 만족한 후부터 적용한다.③ 보수 및 교체와 관련된 기술기준은 해당 원전의 건설기준 또는 장기 가동중 검사계획서 상의 기술기준을 적용한다. 다만, 기술기준내용을 변경하거나 만족시킬 수 없는 경우에는 제13조에 따라서 원자력안전위원회의 승인을 얻어야 한다.

제11조(비파괴검사 기량검증) ① 발전용원자로설치자 또는 운영자는 가동중 검사에서 수행되는 비파괴검사 중에서 안전관련 설비에 대한 초음파탐상검사(UT)와 증기발생기 세관에 대한 와전류탐상검사(ECT)에 대해 기량검증을 수행하여야 한다.② 가압경수로형 및 가압중수로형 원전에 대한 초음파탐상검사 기량검증 기술기준은 제6조제1항제1호 및 제2호를 적용하며, 기술기준의 적용 유효연도는 제6조제2항을 따른다.③ 초음파탐상검사 기량검증을 위한 시험편은 국내 가압경수형 원자로 및 가압중수형 원자로 안전관련 설비의 크기, 재질, 형상 등의 특성이 반영된 것이어야 한다. 증기발생기 세관에 대한 와전류탐상검사의 경우에는 발전소 특성에 따른 데이터를 사용하여 각 발전소별로 기량검증을 보완하여야 한다.④ 발전용원자로운영자는 기량검증 적용 3개월 전에 다음 각 호의 사항을 기재한 보고서를 원자력안전위원회에 제출하여야 한다. 기량검증의 변경이나 외국의 기량검증을 사용하는 경우에도 3개월 전에 제출하여야 한다.1. 기량검증 수행 기관 및 주소2. 기량검증 적용 기술기준 및 적용연도3. 기량검증 시험편 또는 시험데이터에 관한 사항4. 기량검증 평가에 관한 사항5. 기량검증의 품질보증에 관한 사항6. 기량검증의 보안에 관한 사항7. 기량검증의 운영에 관한 사항8. 기타 사항⑤ 원자력안전위원회는 제4항이 요건에 미흡하다고 판단할 때에는 추가보완을 요구할 수 있다.⑥ 기량검증 수행기관은 기량검증 현황에 대하여 1년 마다 원자력안전위원회에 보고하여야 하며, 원자력안전위원회는 필요하다고 판단할 경우 기량검증 업무에 대하여 점검할 수 있다.

제12조(자격) ① 용접 및 비파괴검사는 제6조에서 규정한 기술기준에 따라 자격을 갖춘 자가 수행하여야 한다.② 와전류탐상검사를 수행하는 비파괴검사원의 기량검증은 새로운 검사 기법 또는 열화기구가 기량검증시험에 포함되었을 때 1년 이내에 추가 검증되어야 한다.③ 기량검증 자격의 유지는 별표의 적용 제한사항에서 정한 바에 따라 기량검증 수행기관에서 실기훈련을 하여야 한다.

제13조(대체적용 및 완화요청) ① 발전용원자로설치자 또는 운영자는 이 규정에 정한 기준과 유사한 다른 기준 및 지침을 적용하거나 적절한 검사방법 또는 절차를 개발하여 가동중 검사를 실시할 수 있다.(이를 "대체적용"이라 한다) 또한, 기준의 일부에 대해 완화 또는 면제를 요청(이를 "완화요청"이라 한다)할 수 있으며 다음 각 호의 어느 하나에 해당하는 경우로서 원자로시설의 신뢰성 또는 관련설비의 건전성을 저해하지 아니하는 범위 내에서 실시하여야 한다.1. 점검 및 시험대상 기기 및 계통의 설계, 형상, 재질의 한계로 제6조의 기준에 따른 검사가 불가능하거나 그 기준을 만족시키지 못할 경우2. 고방사선으로 인하여 상당한 방호조치에도 불구하고 작업자에 대한 과도한 피폭이 우려되는 경우3. 품질과 안전성이 현행 기술기준에서 허용가능한 수준으로 유지되는 경우4. 제6조의 검사기준에 따른 검사 수행시 품질과 안전성 향상이 작업의 어려움과 위험을 보상하지 못할 경우② 제1항에 따른 대체적용 또는 완화요청을 하고자 하는 경우에는 다음 각 호가 기재된 대체적용 또는 완화요청 신청서를 원자력안전위원회에 제출하여 승인을 얻어야 한다.1. 사업소명2. 대체적용 또는 완화요청 대상 호기, 기기, 계통의 이름 및 관리번호3. 대체적용 또는 완화요청 기준4. 대체적용 또는 완화요청 신청 사유 및 내용5. 대체적용 또는 완화요청의 기술적 근거6. 기타③ 대체적용 또는 완화요청은 각 원전에 적용되는 장기 가동중 검사계획서 기간내에서만 유효하며 장기 가동중 검사계획서 최초 제출시나 개정안 제출시 함께 신청할 수 있다.④ 제2항의 대체적용계획서에는 배관 및 계측도면(P & ID)과 기기 및 계통의 보수이력서를 첨부하여야 한다.⑤ 제6조제1항제3호다목에 따른 규제지침 1.147에서 허용하지 않는 ASME Code Case를 적용할 경우 제1항, 제2항 및 제3항에 따라 대체적용을 신청하여 원자력안전위원회의 승인을 얻어야 한다. ASME Code Case의 대체적용 신청은 장기 가동중 검사계획서 제출시 함께 신청하거나 별도로 신청할 수도 있다.

제14조(재검토기한) 원자력안전위원회는「훈령ㆍ예규 등의 발령 및 관리에 관한 규정」에 따라 이 고시에 대하여 2024년 1월 1일 기준으로 매 3년이 되는 시점(매 3년째의 12월 31일까지를 말한다)마다 그 타당성을 검토하여 개선 등의 조치를 하여야 한다.