# 사건등급평가위원회 운영규정
(행정규칙구분=훈령, 공포일자=20120330, 시행일자=20120330, 소관부처=원자력안전위원회)
행정규칙번호: 21
출처: 국가법령정보센터

행정규칙명: 사건등급평가위원회 운영규정
행정규칙종류: 훈령
발령일자: 20120330
발령번호: 21
시행일자: 20120330
소관부처: 원자력안전위원회
담당부서기관: 원자력안전위원회(원자력안전과)
현행여부: Y

조문내용:
['제1조(목적) 이 규정은 「원자력이용시설의 사고ㆍ고장 발생시 보고ㆍ공개 규정」과 관련하여 원자력이용시설에서 발생한 보고대상사건의 등급을 평가하기 위한 사건등급평가위원회의 구성과 운영 등에 관한 사항을 정함을 목적으로 한다.', '제2조(적용범위) 이 규정은 원자력관계사업자(이하 "사업자"라 한다)가 원자력이용시설을 운영 또는 방사성물질의 취급 중에 사고ㆍ고장(이하 "사건"이라 한다) 발생시 원자력안전위원회(이하 "안전위원회"라 한다)에 보고하여야 하는 대상 사건 중 등급평가가 필요한 사건에 대하여 적용한다.', '제3조(평가위원회 종류) 사건등급평가위원회(이하 "평가위원회"라 한다)는 사건의 등급을 평가하기 위하여 다음 각 호와 같이 분야별 평가위원회를 둔다.1. 원전사건등급평가위원회2. 방사선사건등급평가위원회', '제4조(평가위원회 구성) ① 평가위원회는 분야별로 위원장 1인을 포함한 10명 내외의 위원으로 구성한다.② 위원은 안전위원회 담당 과장, 한국원자력안전기술원(이하 "기술원"이라 한다) 담당 본부장을 포함하여 원자력안전, 방사선방호 등의 전문지식과 경험이 풍부한 자 및 관계 공무원 중에서 안전위원회가 위촉한다.', '제5조(위원장) ① 위원장은 민간위원 중에서 호선으로 선출한다.② 위원장은 평가위원회를 대표하고, 회의를 소집한다.③ 위원장 유고시에는 민간위원 중 연장자 순으로 위원장 직무를 대행한다.', '제6조(임기) ① 위원장 및 민간위원의 임기는 2년이며 연임할 수 있다.② 안전위원회 담당 과장 및 관계 공무원, 기술원 담당 본부장은 지정한 직위에 있는 자가 위원 자격을 승계한다.③ 제1항의 위원 중 임기만료 이외의 사유로 결원이 있을 경우에는 보결된 위원의 임기는 전임자의 잔여기간으로 한다.', '제7조(해제) 안전위원회는 위원이 다음 각 호의 어느 하나에 해당하는 경우에는 위촉을 해제할 수 있다.1. 부득이한 사유로 직무를 수행할 수 없을 때2. 직무에 현저하게 태만한 경우3. 주요 경력과 연구실적 등을 허위로 작성한 경우', '제8조(간사) 평가위원회의 사무를 처리하기 위하여 간사 2인을 두며, 간사는 안전위원회 담당자 및 기술원 담당 실장으로 한다.', '제9조(심의 사항 및 기준 등) ① 평가위원회는 원자력안전에 관련된 다음 각 호의 사항을 심의한다.1. 원전사건등급평가위원회는 원자력발전소, 연구용원자로 및 핵주기시설 등에서 발생한 등급평가 대상 사고ㆍ고장의 등급평가에 관한 사항2. 방사선사건등급평가위원회는 방사성동위원소 등의 이동 또는 이용시설에서 발생한 등급평가 대상 사고ㆍ고장의 등급 평가에 관한 사항② 평가위원회는 「원자력이용시설의 사고ㆍ고장 발생시 보고ㆍ공개 규정」에 의한 별표 1의 사건 등급평가 지침과 국제원자력기구가 정한 국제원자력 사건등급 매뉴얼에 따라 사건등급을 공정하고 객관적으로 평가하여야 한다.③ 평가위원회는 소관 심의사항에 대한 세부적인 심의기준 등을 별도로 정하여 활용할 수 있다.', '제10조(회의운영) ① 평가위원회는 매 분기별로 회의를 개최하여 사건등급을 평가ㆍ결정한다. 다만, 위원장이 필요하다고 판단하거나 재적위원 과반수의 요청이 있을 경우에는 수시로 개최할 수 있다.② 평가위원회가 필요하다고 판단될 경우에는 사건 관련 사업자 등에게 자료 제출하게 하거나 의견 진술 등을 요구할 수 있으며, 관계전문가를 참고인 자격으로 회의에 참석하게 할 수 있다.', '제11조(의결) 회의는 재적위원 과반수 출석으로 개의하고 출석위원 과반수의 찬성으로 의결한다. 다만, 찬성과 반대가 동수일 경우에는 위원장이 결정한다.', '제12조(서면결의) ① 위원장은 심의사항 중 안건이 경미하다고 판단하거나 의결이 시급하다고 인정하는 사항에 대하여는 서면으로 의결할 수 있다.② 평가위원회는 서면결의 시 별표 2의 서식에 따라 의결한다.', '제13조(안건제출) 평가위원회에 안건 상정은 사건 조사를 수행한 기술원에서 별표 3의 서식에 따라 안건을 제출하되, 필요시 별도의 양식으로 작성할 수 있다.', '제14조(의사록 및 결과보고) ① 간사는 평가위원회의 의사경과 및 결과를 기록한 의사록을 별표 4의 서식에 작성하고, 위원장과 위원 2인 이상의 서명 날인을 받아 보관한다.② 간사는 회의결과 및 후속조치 결과를 다음 회의시 보고하여야 한다.', '제15조(정보공개) ① 안전위원회는 등급평가 결과를 홈페이지를 통해 공개한다.② 안전위원회는 등급평가 결과 중 국제원자력사건등급 매뉴얼에 따라 국제원자력기구가 관심을 갖는 사건인 경우에 사건 등급평가 내용을 사건 등급평가 보고체계(INES-NEWS)에 따라 국제 원자력기구에 송부한다.③ 안전위원회는 등급평가 결과가 2등급 이상이거나 해외에 경험을 전파할 필요가 있다고 판단하는 경우에는 국제원자력 사건 보고체계(IAEA-IRS)에 따른 보고서를 국제원자력기구로 송부할 수 있다.', '제16조(수당 등의 지급) 평가위원회에 출석한 민간위원에게 예산의 범위 안에서 수당 또는 여비 등을 지급할 수 있다. 다만, 공무원이 그 소관 업무와 관련되어 위원회에 출석하는 경우에는 그러하지 아니하다.']


별표

별표 0001: 사건 등급평가 지침

【별표 1】

사건 등급평가 지침

1. 사건 등급평가를 위한 등급 분류체계는 아래와 같다.

┏━━━┯━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━┓

┃분류  │등급│성 격                                 │대표적인 사례           ┃

┠───┼──┼───────────────────┼────────────┨

┃사고  │7   │한 국가 이외의 광범위한 지역으로      │?구 소련의 체르노빌    ┃

┃      │    │방사능 피해를 주는 대량의 방사성물질  │원전 사고(’86)         ┃

┃      │    │방출 사고                             │?일본 후쿠시마 원전    ┃

┃      │    │                                      │사고(‘11)              ┃

┃      ├──┼───────────────────┼────────────┨

┃      │6   │방사선 비상 계획의 전면적인 시행이    │                        ┃

┃      │    │요구되는 정도의 방사능 피해를 주는    │                        ┃

┃      │    │다량의 방사성물질 방출 사고           │                        ┃

┃      ├──┼───────────────────┼────────────┨

┃      │5   │방사선 비상 계획의 부분적인 시행이    │?미국의 드리마일       ┃

┃      │    │요구되는 정도의 방사선 피해를 주는    │아일랜드 원전 노심      ┃

┃      │    │제한된 양의 방사성물질 방출 사고      │용융 사고(’79)         ┃

┃      ├──┼───────────────────┼────────────┨

┃      │4   │연간 허용 제한치 정도로 일반인이      │?프랑스 세인트라우렌트 ┃

┃      │    │피폭 받을 수 있는 비교적 소량의       │원전 사고(’80)         ┃

┃      │    │방사성물질 방출 사고로서 음식물의     │?일본 JCO 임계 사건    ┃

┃      │    │섭취 제한이 요구되는 사고             │(‘99)                  ┃

┠───┼──┼───────────────────┼────────────┨

┃고장  │3   │사고를 일으키거나 확대시킬 가능성이   │                        ┃

┃      │    │있는 안전 계통의 심각한 기능 상실     │                        ┃

┃      ├──┼───────────────────┼────────────┨

┃      │2   │사고를 일으키거나 확대시킬 가능성은   │?프랑스 시보 원전      ┃

┃      │    │없지만 안전계통의 재평가가 요구되는   │냉각재 누설 사건(‘98)  ┃

┃      │    │고장                                  │                        ┃

┃      ├──┼───────────────────┼────────────┨

┃      │1   │기기 고장, 종사자의 실수, 절차의      │                        ┃

┃      │    │결함으로 인하여 운전 요건을 벗어난    │                        ┃

┃      │    │비정상적인 상태                       │                        ┃

┡━━━┿━━┿━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━┩

│경미한│0   │정상 운전의 일부로 간주되며 안전성에  │                        │

│고장  │    │영향이 없는 고장                      │                        │

└───┴──┴───────────────────┴────────────┘

2. 시설의 사건 등급 분류방법은 아래와 같다.

 가. 등급분류 기준

   1) 등급은 사고?고장 또는 안전기능 저하 등으로 인하여 시설, 환경, 일반대중 및 작업자에 실질적으로 미친 영향을 고려하여 분류한다.

   2) 등급분류체계에서 기여 인자별 분류기준은 다음과 같다.

     가) 소외 및 소내 영향에 관하여는 아래 기준에 따른다.

┏━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┓

┃등급  │소외 영향                     │소내 영향                                     ┃

┣━━━┿━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┫

┃7     │?1016 Bq 이상의 I-131등가방  │                                              ┃

┃      │사능의 소외 누출              │                                              ┃

┠───┼───────────────┼───────────────────────┨

┃6     │?1015 - 1016 Bq의 I-131등가  │                                              ┃

┃      │방사능의 소외 누출            │                                              ┃

┠───┼───────────────┼───────────────────────┨

┃5     │?1014 - 1015 Bq의 I-131등가  │?수 % 이상의 노심 용융사고 또는 수 % 이      ┃

┃      │방사능의 소외 누출            │상의노심 내용물이 핵연료집합체에서 누출       ┃

┃      │                              │?원전 이외의 시설에서 상기에 상응하는        ┃

┃      │                              │방사성물질의 방출로 심각한 소외 영향이        ┃

┃      │                              │우려되는 경우                                 ┃

┠───┼───────────────┼───────────────────────┨

┃4     │?수 mSv 이상 피폭을 유발하   │?0.1 % 이상의 노심 내용물이 핵연료 집합      ┃

┃      │는 방사성물질의 소외 누출     │체에서 누출                                   ┃

┃      │?주민이 사망하는 방사선원    │?5 Gy 이상의 종사자 방사선 피폭              ┃

┃      │분실, 방사성물질의 수송사고   │?원전 이외의 시설에서 회수가 불가능한        ┃

┃      │                              │약 1015 Bq 정도의 방사능 누출                 ┃

┠───┼───────────────┼───────────────────────┨

┃3     │?결정집단이 수백 μSv 이상   │?작업자에게 전신 1 Gy, 피부 10 Gy의 방       ┃

┃      │피폭을 유발하는 방사성물질    │사선 피폭을 초래하거나 초래할 가능성이        ┃

┃      │의 소외 누출                  │있는 오염 사고                                ┃

┃      │?일반주민에게 즉발 방사선 영 │?원전이외의 시설에서 회수가능한 약 1015      ┃

┃      │향이 나타난 방사선원의 분실   │Bq 정도의 방사능 누출                         ┃

┃      │또는 방사성물질 수송 사고     │                                              ┃

┠───┼───────────────┼───────────────────────┨

┃2     │                              │?연간피폭선량 제한치를 초과하는 종사자 피폭  ┃

┃      │                              │?피폭이 연간선량제한치에 육박할 것이 우      ┃

┃      │                              │려되어 외과적인 의료조치가 필요한 경우        ┃

┃      │                              │?운전영역에서 선원에서 1 m 거리에서 측       ┃

┃      │                              │정한 감마 및 중성자 조사량의 합이 50          ┃

┃      │                              │mSv/h를 초과하는 경우                         ┃

┃      │                              │?설계상 예측되지 아니한 지역에 심각한        ┃

┃      │                              │양의 방사성물질 존재                          ┃

┃      │                              │ ­ Ru-106 등가선량으로 약 1011 Bq에 상응하는 ┃

┃      │                              │방사능을 함유한 액체폐기물에 의한 오염        ┃

┃      │                              │ - Ru-106 등가선량으로 약 1011 Bq에 상응하    ┃

┃      │                              │는 고체폐기물의 흘림으로 표면 또는 공         ┃

┃      │                              │기중 오염수준이 운전구역 제한치의 10          ┃

┃      │                              │배 이상 오염되는 경우                         ┃

┃      │                              │ - I-131 등가선량으로 약 1010 Bq에 상응하는   ┃

┃      │                              │기체 방사성물질이 건물 내에 누설되는 경우     ┃

┗━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┛

     나) 심층방어 기능 저하에 관련된 사항에 대하여는 잠재적 고장에 의하여 사건이 실제로 발생된 것으로 가정하고 안전기능에 미치는 영향을 판단한 후에 아래기준에 따라 분류한다. 

      (1) 사건이 실제 발생한 경우

┌─────────┬──────┬────────┬───────┐

│발생 빈도1)       │예상된 사건 │가능성 있는 사건│불가능한 사건 │

│안전기능          │            │                │              │

│이용가능도2)      │            │                │              │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│완전 충족         │0 등급      │1 등급          │2∼3 등급     │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│운전제한조건 충족 │1∼2 등급3) │2∼3 등급3)     │2∼3 등급3)   │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│적정              │2∼3 등급3) │2∼3 등급3)     │2∼3 등급3)   │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│부적정            │3 등급4)    │3 등급4)        │3 등급4)      │

└─────────┴──────┴────────┴───────┘

      (2) 안전기능은 저하되었으나 실제 사건은 발생하지 않은 경우

  ┌─────────┬──────┬────────┬───────┐

│발생 빈도1)       │예상된 사건 │가능성 있는 사건│불가능한 사건 │

│안전기능          │            │                │              │

│이용가능도2)      │            │                │              │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│완전 충족         │0 등급      │0 등급          │0 등급        │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│운전제한조건 충족 │0 등급      │0 등급          │0 등급        │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│적정              │1∼2 등급3) │1 등급          │1 등급        │

├─────────┼──────┼────────┼───────┤

│부적정            │3 등급      │2 등급          │1 등급        │

└─────────┴──────┴────────┴───────┘

        발생빈도 

          ○ 예상된 사건 : 시설의 정상 운전 중에 발생이 예상되는 사건. 다만, 제어계통에 의하여 시설이 제어되는 과도상태는 포함하지 아니한다.

          ○ 가능성 있는 사건 : 시설 수명기간 중 발생할 가능성이 "1% (3×10-4/년)" 정도인 사건

          ○ 불가능한 사건 : 시설의 수명기간 중 발생이 거의 불가능한 설계 개념상의 사건으로서 "설계기준사고"라고 부르는 사건

        안전기능 이용가능도

          ○ 완전충족 : 사건의 완화?종결에 필요한 안전계통과 기기들이 설계된 바대로 운전 가능한 상태(다중성/다양성 유지)

          ○ 운전제한조건 충족 : 사건의 완화?종결에 필요한 안전계통과 기기들이   기술지침서의 최소요건을 만족하는 정도에서 운전 가능한 상태

          ○ 적정 : 사건의 완화?종결에 필요한 안전계통과 기기들이 운전제한조건을 만족하지 못하나 다른 안전계통에 의하여 안전기능이 유지되는 상태

          ○ 부적정 : 관련 안전계통의 고장 손상으로 그 안전기능이 상실된 상태

        복수 등급에 해당될 경우 안전기능 이용가능도가 안전설비의 다중성 및 다양성에 의하여 여유를 가질 경우 낮은 등급 채택 

        소내?외 영향평가지침에 따라 분류될 수 있는 사건  

   (3) 안전기능이 저하되었으나 출력운전중인 원자로에 영향을 주지 않은 경우

┌───────────┬───────────────────┐

│안전방벽2) 여유도(수) │잠재 최상위 등급 1)                   │

│                      ├───────┬─────┬─────┤

│                      │5 내지 7 등급 │3, 4 등급 │1, 2 등급 │

├───────────┼───────┼─────┼─────┤

│3개 초과              │0 등급        │0 등급    │0 등급    │

├───────────┼───────┼─────┼─────┤

│3                     │1 등급        │0 등급    │0 등급    │

├───────────┼───────┼─────┼─────┤

│2                     │2 등급        │1 등급    │0 등급    │

├───────────┼───────┼─────┼─────┤

│1 또는 0              │3 등급        │2 등급    │1 등급    │

└───────────┴───────┴─────┴─────┘

     잠재 최상위등급은 사건에 의하여 발생될 수 있는 최대 등급을 의미하며 이를 결정함에 있어 다음과 같은 일반원칙을 적용한다.

          - 복수시설이 있는 부지의 경우, 해당시설에 대하여만 평가한다.

          - 사건에 잠재된 방사능 양, 물리적?화학적 조성 및 방사능의 확산형태 등을 고려하여야 한다.

          - 안전성평가에 사용된 가정 보다 실제 사건으로 영향을 받는 안전방벽의 결함으로 인하여 물리적으로 발생 가능한 상황을 고려하여야 한다. 

     안전방벽은 안전기능을 유지하기 위하여 시설운전과는 별도로 마련된 안전대비책을 말하는 것으로 운전제한조건에서 규정된 절차서, 행정관리, 능동 또는 피동형설비를 포함한다. (다중 개념은 적용하지 아니함)

 나. 등급의 결정

    사건에 대한 등급 결정은 "2"의 "가"에 따라 등급을 분류한 후, 이중 가장 높은 등급을 택한다.

 다. 등급의 조정

   1) "2"의 "가" 및 "나"에 따라 등급을 분류한 후, 추가 조정요인이 있으면 1 등급 상향 또는 하향 조정할 수 있다.

   2) 등급을 1 등급 상향 조정할 수 있는 추가 요인은 다음과 같다.

     가) 공통 원인에 의한 고장

     나) 부적절한 절차

     다) 안전 문화의 결여. 안전문화 결여의 예는 다음과 같다.

       (1) 대안에 대한 평가 없이 운전제한조건의 조치사항이나 절차의 위반

       (2) 품질보증 수행상의 부적합

       (3) 종사자 실수의 누적

       (4) 방사성물질 외부 방출의 적정관리 실패 또는 피폭선량 관리체계의 부적절

       (5) 고장을 경험한 후 시정조치를 취하지 아니함으로써 동일한 고장이 재발한 경우

   3) "2" "가" "2)" "나)"의 "(2)"와 "(3)"에 따라 등급을 분류한 후, 다음의 어느 하나에 해당하는 조정요인이 있으면 1등급 하향 조정할 수 있다.

     가) 신뢰성 있는 운전의 재개를 위한 요구시간과 비교하여 보다 짧은 시간에 시정조치가 취하여진 경우

     나) 안전 계통의 시험주기보다 그 계통의 운전 불가능의 지속시간이 짧은 경우

 라. 등급의 최종 확인 

    "2"의 "가" 내지 "다"에 의하여 등급을 분류, 결정 및 조정한 후 다음의 등급별 정의에 적절하게 부합되는지를 최종 확인한다.

   1) 0 등급 : 안전에 중요한 영향을 미치지 아니한 경우

   2) 1 등급 : 허용된 운전범위를 이탈

   3) 2 등급 : 안전 관점에서 중대한 고장

   4) 3 등급 : 사고에 가까운 고장(심층 방어기능이 남아 있지 아니한 상태)

 마. 출력운전중인 원자로에 영향을 미친 사건 발생빈도에 의한 사건 분류 예

  1) 가압경수형 원자로

┏━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━┓

┃예상된 사건                           │가능성 있는 사건          │불가능한 사건               ┃

┣━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━━━┫

┃ 1. 원자로 정지                       │1. 소형 원자로냉각재 상실 │1. 대형 원자로냉각재 상실   ┃

┃ 2. 부적절한 붕산 희석                │2. 증기발생기 튜브 1개의  │2. 단일 제어봉 인출         ┃

┃                                      │완전 파단                 │                            ┃

┃ 3. 주급수 유량 상실                  │3. 사용후핵연료 취급 중 1 │3. 동력변환계통의 대형 배관 ┃

┃                                      │개의 집합체의 단순 낙하   │파단                        ┃

┃ 4. 안전밸브 또는 압력방출밸브와 같은 │4. 정상 충수능력을 초과   │4. 다른 사용후핵연료 집합   ┃

┃능동적 기기의 부적절한 작동에         │하는 사용후핵연료 저      │체 상부로의 사용후핵        ┃

┃의한 냉각재계통의 압력저하            │장조의 냉각수 누출        │연료 집합체 낙하            ┃

┃                                      │                          │                            ┃

┃ 5. 가압기의 정상살수 또는 보조       │5. 원자로냉각재가 여러    │                            ┃

┃살수에 의한 냉각재계통의 부적         │개의 안전밸브 또는        │                            ┃

┃절한 압력의 저하                      │압력 방출밸브의 작동      │                            ┃

┃ 6. 증기발생기의 세관을 통한 누설이   │에 의하여 방출되는        │                            ┃

┃기술지침서의 기준을 초과하나          │경우                      │                            ┃

┃증기발생기의 세관 1개가 완전히        │                          │                            ┃

┃파단된 때 보다 적은 경우              │                          │                            ┃

┃ 7. 제어에 의하여 원자로 정지나 냉    │                          │                            ┃

┃각이 가능한 동력변환계통의 누설       │                          │                            ┃

┃ 8. 원자로 냉각재계통의 누설이 있     │                          │                            ┃

┃어도 제어에 의하여 원자로 정          │                          │                            ┃

┃지나 냉각이 가능한 경우               │                          │                            ┃

┃ 9. 소외 교류전원 상실                │                          │                            ┃

┃10. 핵연료집합체가 부적절하게 장      │                          │                            ┃

┃전된 상태에서의 운전                  │                          │                            ┃

┃11. 핵연료 재장전 기간 중 단일 제     │                          │                            ┃

┃어봉 집합체의 부적절한 인출           │                          │                            ┃

┃12. 경미한 핵연료취급 고장            │                          │                            ┃

┃13. 원자로냉각재펌프 회전자 고착      │                          │                            ┃

┃을 제외한 냉각재의 강제순환           │                          │                            ┃

┃상실 또는 방해                        │                          │                            ┃

┗━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━┛

    2) 가압중수형 원자로

┏━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━┓

┃예상된 사건                             │가능성 있는 사건                │불가능한 사건     ┃

┣━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━┫

┃ 1.원자로 정지                          │ 1.소형 원자로냉각재 상실       │1.대형 원자로     ┃

┃ 2.부적절한 액체 제어제 희석            │(압력관 파단 포함)              │냉각재 상실       ┃

┃ 3.주급수 유량 상실                     │ 2.증기발생기의 튜브 1개의 완전 │2.동력변환계통의  ┃

┃ 4.급수, 배수 및 압력방출밸브와 같은    │파단                            │대형배관 파단     ┃

┃능동형 기기의 부적절한 운전이나 고      │ 3.정상 충수 능력을 초과하는    │                  ┃

┃장에 의하여 원자로 냉각재계통의 압      │사용후핵연료 저장조의 냉        │                  ┃

┃력제어가 불가능한 경우                  │각수 누출                       │                  ┃

┃ 5. 증기발생기의 세관을 통한 누설이     │ 4.원자로냉각재가 여러개의 안   │                  ┃

┃기술지침서의 기준을 초과하나 증기       │전밸브 또는 압력방출 밸브       │                  ┃

┃발생기의 세관 1개가 완전히 파단된       │를 통하여 방출되는 경우         │                  ┃

┃때 보다 적은 경우                       │ 5.사용후핵연료 손상 또는       │                  ┃

┃ 6.제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이   │압력방출 밸브를 통하여          │                  ┃

┃가능한 원자로 냉각재계통의 누설         │방출되는 경우                   │                  ┃

┃ 7.제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이   │ 6.1개 찬넬의 유량 막힘         │                  ┃

┃가능한 동력변환계통의 누설              │   (70%이상)                    │                  ┃

┃ 8.소외 교류전원 상실                   │ 7.급수배관 파손                │                  ┃

┃ 9.핵연료집합체가 부적절하게 장전된     │ 8.감속재 상실                  │                  ┃

┃상태에서의 운전                         │ 9.종단차폐 냉각기능상실        │                  ┃

┃10.경미한 핵연료취급 고장               │10.원자로 정지냉각 기능 상실    │                  ┃

┃11.원자로냉각재펌프 정지                │11.예상치 아니한 반응도의       │                  ┃

┃12.1개 이상의 증기발생기에 급수 유량    │증가                            │                  ┃

┃상실                                    │12.용수상실(기기냉각해수, 기기  │                  ┃

┃13.1개 찬넬의 유량 막힘(70 % 이하)      │냉각수)                         │                  ┃

┃14.감속재의 냉각 상실                   │13.계기용 공기상실              │                  ┃

┃15.컴퓨터 제어기능 상실                 │14.소내 전원 상실( 4급, 3급,    │                  ┃

┃16.계획되지 아니한 국부적인 반응도 증가 │2급 또는 1급 )                  │                  ┃

┗━━━━━━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━┛

    3) 연구용 원자로

┏━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━┓

┃예상된 사건                   │가능성 있는 사건                │불가능한 사건         ┃

┣━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━━━━━━┿━━━━━━━━━━━┫

┃1. 1차 계통 냉각 상실         │1. 1차 냉각재 누수              │1. 설계 지진 발생     ┃

┃2. 외부 전원 상실             │2. 1차 냉각계통 펌프 축 고착    │2. 빔 튜브 파단       ┃

┃3. 우회유동 조절 상실         │3. 반사체 중수 누출             │3. 유동차단에 의한    ┃

┃4. 2차 계통 냉각상실          │4. 반사체 중수 배관 파손        │핵연료 손상           ┃

┃5. 반사체 냉각계통 냉각 상실  │5. 원자로 수조에서의 핵연료 취  │                      ┃

┃6. 기동시 부적절한 반응도 삽입│급 중 낙하                      │                      ┃

┃7. 제어봉의 부적절한 인출     │6. 핵연료 저장조에서의 핵연료   │                      ┃

┃8. 실험시료의 부적절한 인출   │취급 사고                       │                      ┃

┗━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━━━━━━┷━━━━━━━━━━━┛

별표 0002: 평가위원회 서면결의서

【별표 2】

○○○평가위원회 서면결의서

1. 심의ㆍ의결인 : 위원 ○○○

┏━━━━━━┯━━━━┯━━━┯━━━━┓

┃안     건   │구 분   │가?부│기타의견┃

┠──────┼────┼───┼────┨

┃ [보고안건] │        │      │        ┃

┃            │접수사항│      │        ┃

┃1.          │        │      │        ┃

┠──────┼────┼───┼────┨

┃2.          │접수사항│      │        ┃

┣━━━━━━┿━━━━┿━━━┿━━━━┫

┃ [의결안건] │        │      │        ┃

┃            │        │      │        ┃

┃1.          │의결사항│      │        ┃

┠──────┼────┼───┼────┨

┃2.          │의결사항│      │        ┃

┠──────┼────┼───┼────┨

┃3.          │의결사항│      │        ┃

┠──────┼────┼───┼────┨

┃4.          │의결사항│      │        ┃

┗━━━━━━┷━━━━┷━━━┷━━━━┛

                                2012.   .   .

심의?의결인 : ○○○ (인)

별표 0003: 위원회 안건 양식

【별표 3】

위원회 안건 양식

┏━━━━━┳━━━━━━━━━━━━━┓┏━━┯━━┓

┃의안번호  ┃제 ○○ 호                ┃┃의  │또는┃

┣━━━━━╋━━━━━━━━━━━━━┫┃결  │보  ┃

┃구     분 ┃제xx회 사건등급평가위원회 ┃┃사  │고  ┃

┣━━━━━╋━━━━━━━━━━━━━┫┃항  │사  ┃

┃상     정 ┃년  월  일                ┃┃    │항  ┃

┃년 월 일  ┃                          ┃┃    │    ┃

┗━━━━━┻━━━━━━━━━━━━━┛┗━━┷━━┛

┏━━━━━━━━┓

┃안 건 제 목 (안)┃

┗━━━━━━━━┛

┏━━━━━━━━━━━━┓

┃사건등급평가위원회 안건 ┃

┗━━━━━━━━━━━━┛

┏━━━━━┳━━━━━━━━━━━┓

┃제  안  자┃한국원자력안전기술원장┃

┣━━━━━╋━━━━━━━━━━━┫

┃제출년월일┃년  월  일            ┃

┗━━━━━┻━━━━━━━━━━━┛

1. 의결(또는 보고)주문

  ○ oo과의 "안건제목(안)"을 첨부와 같이 의결(또는 접수)한다.

2. 제안사유

  ○ (안건상정 목적을 간략하게 기술) 을 위해 oo규정 제oo조 제oo항에 의거하여 심의ㆍ의결 필요

3. 주요내용

  ○ (안건의 핵심 내용을 개조식으로 요약)

  ○ 

4. 검토사항

  ○ (안건의 주요 검토사항을 개조식으로 요약)

  ○ 

5. 참고사항

  ○ (안건 상정 근거 및 관련 법령명 또는 규정명)

    - 제oo조(관련조항 전문 기재)

  ○ 

    - 

[첨부]

┌───────┐

│상정안건 제목 │

└───────┘

[예  시] 

1. (배경, 상정안건 개요)

  ○

    -

  ○

    -

2. (주요내용)

  ○

    -

  ○

    -

  ○

    -

  ○

    -

3. (결론, 상정안)

  ○

    -

  ○

    -

별표 0004: 사건등급평가위원회 의사록

【별표 4】

제xx회 사건등급평가위원회 의사록

1. 일    시 : 20  .  .  (요일)  11:00～

2. 장    소 : OOO 회의실

3. 참 석 자 

             위 원 장 :  ○○○ 

             위    원 :  ○○○

                "    :  ○○○ 

                "    :  ○○○ 

                "    :  ○○○

                "    :  ○○○

                "    :  ○○○

                "    :  ○○○

                "    :  ○○○

             간    사 :  ○○○

4. 회의결과 

   가. 보고안건 

┌───────┬──────────┐

│안   건   명  │심  의  결  과      │

├───────┼──────────┤

│제1호 안건 :  │o 원안대로 접수함.  │

├───────┼──────────┤

│제2호 안건 :  │o 원안대로 접수함.  │

└───────┴──────────┘

   나. 의결안건 

┌───────┬─────────┐

│안   건   명  │심  의  결  과    │

├───────┼─────────┤

│제1호 안건 :  │o 원안대로 의결함.│

├───────┼─────────┤

│제2호 안건 :  │o 원안대로 의결함.│

├───────┼─────────┤

│제3호 안건 :  │o 원안대로 의결함.│

├───────┼─────────┤

│제4호 안건 :  │o 원안대로 의결함.│

└───────┴─────────┘

                                      위 의사록을 확인함.

                                               20  .  . 

위원장    ○○○   (인) 

위  원    ○○○   (인) 

위  원    ○○○   (인) 


부칙

        부칙 제1조(시행일) 이 훈령은 발령한 날부터 시행한다.

부칙 공포정보: 20120330 (공포번호: 21)