원자력안전위원회고시 제2014-17호

원자력이용시설의 사고·고장 발생시 보고·공개 규정

제1장 총칙

제1조(목적) 이 규정은 ｢원자력안전법｣ 제74조․제92조․제97조․제98조 및 같은 법 제20조제2항․제30조제2항․제30조의2제2항에 따른 운영기술지침서에 따라 원자력관계사업자가 보고․공개하여야 할 사항, 절차 및 이에 대한 평가 등에 관한 사항을 정함을 목적으로 한다.

제2조(적용범위) 이 규정은 원자력관계사업자(이하 “사업자”라 한다)가 원자력이용시설(이하 “시설”이라 한다)을 운영 또는 방사성물질의 취급 중에 사고․고장(이하 “사건”이라 한다) 발생시 원자력안전위원회(이하 “위원회”라 한다)에 보고․공개하는 사항에 대하여 적용한다.

제3조(용어의 정의) ① 이 규정에서 사용하는 용어의 뜻은 다음과 같다.

1. “지역사무소”란 ｢원자력안전위원회와 그 소속기관 직제｣ 제1조의2의 규정에 따른 소속기관으로서 원자력발전소 현장에 설치한 사무소를 말한다.

2. “사고”란 인체에 대한 방사선장해, 시설에 중대한 손상 또는 환경에 방사선 피해를 유발하는 것으로서, 부록 2의 사건 등급평가 지침에 따른 등급 4 이상의 사건을 말한다.

3. “고장”이란 인체에 대한 방사선장해, 시설에 중대한 손상 또는 환경에 방사선 피해를 유발하지 않는 것으로서, 부록 2의 사건등급 평가지침에 따른 등급 3 이하의 사건을 말한다.

4. “원자로 정지”란 원자로가 영출력 이상의 출력운전상태에서 원자로의 상태가 미임계에 이르는 것을 말한다.

5. “누설”이란 액체 또는 기체 방사성물질이 사전에 계획된 순서에 의하지 아니하고 제어되지 아니한 상태에서 시설 내외로 나간 경우를 말한다.

6. “방출”이란 누설과 액체 또는 기체 방사성물질에 대한 배출을 총칭한다.

7. “근무일”이란 법정 공휴일과 토요일 및 일요일을 제외한 날로서, 오전 9시부터 오후 6시까지를 말한다.

8. “안전운영”이란 원자로의 안전기능 손상없이 그 기능을 유지하면서 시설을 운영하는 것을 말한다.

9. “긴급조치”란 시설의 안전운영을 위해 취해진 조치를 말한다.

② 이 규정에서 사용하는 용어의 뜻은 제1항에서 정하는 것을 제외하고는 ｢원자력안전법｣(이하 “법”이라 한다), 같은 법 시행령 및 같은 법 시행규칙과 ｢원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙｣ 및 ｢방사선 안전관리 등의 기술기준에 관한 규칙｣이 정하는 바에 따른다.

제2장 보고대상

제4조(보고대상) 사업자가 이 규정에 따라 보고하여야 하는 대상 사건은 별표와 같다.

제3장 보고 방법 및 절차

제5조(보고) ① 사업자는 제4조에 따른 보고대상이 되는 사건이 발생한 경우에는 위원회에게 이용 가능한 통신수단을 이용하여 별표에서 규정한 시한 내에 구두로 보고하고, 다음 근무일 이내에 이를 별지 제1호서식에 따라 초기 서면 보고서를 제출하여야 한다.

② 제1항에 따라 구두로 보고하는 경우 근무시간에는 담당 부서, 근무시간 이외에는 당직실에 보고하여야 한다. 다만, 발전용원자로사업자는 해당 지역사무소장에게 보고하여야 한다.

③ 제1항에 따라 문서로 보고할 때에는 언론에 제공한 보도자료를 포함하여야 한다.

④ 시설의 안전상태가 제1항에 따라 보고한 때보다 저하될 때에는 후속보고를 하여야 한다.

⑤ 사업자는 별표에서 규정한 시한 내에 별지 제2호서식에 따라 상세보고서를 위원회에 제출하여야 한다.

⑥ 제1항ㆍ제4항ㆍ제5항에 따라 위원회에 보고하는 보고서는 부록 1의 사건보고서 작성지침에 맞게 작성하여야 한다.

제6조(신고) 사업자는 제4조에 따른 사고 중 방사성물질등의 도난․분실 또는 방사성물질이 누출되어 인근주민의 긴급대피가 필요한 때에는 그 지역을 관할하는 경찰관서에 이를 즉시 신고하여야 한다.

제4장 사건의 등급평가

제7조(사건의 잠정등급분류) ① 사업자는 별표에서 규정한 보고대상 사건 중 등급분류가 필요한 경우에는 부록 2의 사건 등급평가 지침에 따라 사건 잠정등급을 분류(이하 “잠정등급분류”라 한다) 하여 별지 제1호서식에 기재하여야 한다.

② 사업자는 제1항의 잠정등급분류 결과가 2등급 이상일 경우에는 별지 제3호서식을 추가하여야 한다.

제8조(사건의 등급평가) ① 위원회는 매 분기별로 사건등급평가위원회(이하 “평가위원회”라 한다)를 개최하여 최종등급을 평가․결정한다. 다만 평가위원회 위원장이 필요하다고 판단될 경우에는 평가위원회를 수시로 개최할 수 있다.

② 평가위원회는 부록 2의 사건 등급평가 지침과 국제원자력기구가 정한 국제원자력 사건등급 매뉴얼에 따라 사건등급을 공정하고 객관적으로 평가하여야 한다.

③ 위원회는 제1항의 등급평가 결과를 홈페이지를 통해 공개한다.

제9조(평가위원회 구성 및 운영) ① 제8조에 따른 평가위원회는 위원회 직원 및 관계 전문가로 구성하며, 위원회가 주관하여 운영한다.

② 평가위원회가 필요하다고 판단될 경우에는 사건 관련 사업자 등에게 자료 제출이나 의견 진술 등을 요구할 수 있다.

제5장 사건에 대한 정보공개

제10조(대국민 정보공개) ① 사업자는 이 규정에 따라 위원회에 보고한 사항을 다음 근무일 이내에 홈페이지 및 언론을 통해 공개하여야 한다.

② 사업자는 제1항에 따른 공개를 할 경우 가능한 명확하고 구체적으로 작성하되 다음 각 호의 사항을 포함하여야 한다.

1. 사건이 발생한 일시 및 장소와 원인

2. 발생하였거나 발생할 우려가 있는 방사선장해의 상황

3. 안전조치의 내용 및 계획

4. 부록 1의 사건보고서 작성지침의 내용 중 작성이 가능한 사항

③ 사업자는 제1항에 따라 공개한 내용 중 변경사항이 있는 경우에는 위원회에 보고하고 이를 언론기관에 제공하여야 한다.

제11조(해외 정보공개) ① 위원회는 다음 각 호의 어느 하나에 해당하는 경우에는 별지 제3호서식에 따른 사건 등급평가 내용을 사건등급평가 보고체계(INES-NEWS)에 따라 국제원자력기구에 송부한다.

1. 제7조에 따른 잠정등급 평가 결과가 2등급 이상인 경우

2. 제8조에 따른 사건의 등급평가 결과 중 국제원자력사건등급 매뉴얼에 따라 국제원자력기구가 관심을 갖는 사건인 경우

3. 위원회가 필요하다고 인정하는 경우

② 위원회는 제8조에 따른 등급 평가․결정 결과가 2등급 이상이거나 해외에 경험을 전파할 필요가 있다고 판단하는 경우 국제원자력 사건 보고체계(IAEA-IRS)에 따른 보고서를 국제원자력기구로 송부할 수 있다.

제6장 사건의 조사․평가․관리

제12조(사건조사 및 조치) ① 위원회는 사업자의 보고내용이 불충분할 때에는 법 제98조에 따라 필요한 추가 정보나 자료의 제출을 요구할 수 있다.

② 위원회는 제5조에 따라 보고받은 사건의 현장확인과 제8조에 따른 사건의 등급평가를 위하여 현장확인이 필요할 경우에는 한국원자력안전기술원장에게 현장조사를 지시할 수 있다.

③ 한국원자력안전기술원장은 제2항에 따라 현장조사를 수행한 경우에는 그 결과를 위원회에 서면으로 보고하여야 한다.

④ 위원회는 제2항․제3항의 조사결과를 토대로 사업자에게 ｢원자력안전법｣ 제92조제2항에 따라 사건의 재발방지 등을 위하여 필요한 시정조치(이하 “시정조치”라 한다)를 명할 수 있다.

⑤ 위원회는 필요한 경우 제2항부터 제4항에 따라 수행한 조사결과 등을 언론에 공개할 수 있다.

제13조(자료의 관리, 분석 및 평가) ① 발전용원자로 운영자는 이 규정에 따라 보고한 사건에 대하여 ｢원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙｣ 제58조에 따라 운전경험자료를 수집․분석․관리하고 시설운영 또는 건설원전에 반영하여야 하며 매년 첫 분기 이내에 전년도 수집․분석․반영 결과를 위원회에 보고하여야 한다.

② 한국원자력안전기술원장은 발전용원자로에 대해 보고사건과 중요 해외사건 등의 자료를 체계적으로 관리하여야 한다.

제7장 기타

제14조(제출 보고자료의 변경) 사업자는 제5조․제7조 및 제13조에 따라 제출한 보고서 내용 중 변경사항이 있을 경우에는 이를 위원회에 문서로 보고하여야 한다.

제15조(사본의 제출) 사업자는 제5조․제7조․제13조 및 제14조에 따라 위원회에 문서로 보고하는 경우에는 그 사본 1부를 한국원자력안전기술원장에게 제출하여야 한다.

제16조(재검토기한) ｢훈령․예규 등의 발령 및 관리에 관한 규정｣(대통령훈령 제248호)에 따라 이 고시 발령 후의 법령이나 현실여건의 변화 등을 검토하여 이 고시의 폐지, 개정 등의 조치를 하여야 하는 기한은 2017년 12월 31일까지로 한다.

부    칙

제1조(시행일) 이 고시는 2014년 11월 22일부터 시행한다.

제2조(경과조치) 이 고시의 시행 당시 종전의 원자력안전위원회고시 제2013-50호(원자력이용시설의 사고․고장 발생시 보고․공개 규정)에 따라 행한 행위는 이 고시에 따라 행한 것으로 본다.

[별표]

보고대상 사건(제4조 관련)

1. 원자력이용시설에 공통으로 적용되는 보고사건

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
1. 법 제74조 및 같은 법 시행령 제110조에 따른 방사성물질 등의 운반 및 포장 중 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 사건이 발생한 때 가. 방사성물질의 누설 또는 일탈 등으로 환경오염의 우려가 있거나 방사선작업종사자의 안전이 위협받게 된 때 나. 차량 또는 방사성물질등의 화재로 인하여 방사성물질의 누설이 우려될 때 다. 방사선작업종사자 및 수시출입자가 선량한도이상의 피폭을 받은 때 라. 외국으로부터 반입된 포장물이 법 및 이 영에 의한 운반기준에 적합하지 아니한 때 마. 방사성물질등을 도난당하거나 분실한 때 바. 방사성물질등이 누출되어 인근주민의 긴급대피가 필요한 때	1시간	30일 이내	○
2. 법 제97조에서 규정한 방사선발생장치 또는 방사성물질 등의 도난ㆍ분실ㆍ화재 그 밖의 사고가 발생한 때	1시간	30일 이내	○
3. 방사선비상계획서에 따른 방사선비상을 발령한 때(*)	-	-	○
4. 방사성물질 등의 누설로 인하여 시설의 방사선구역이 아닌 지역에서 물체의 표면오염도가 다음 각 목의 어느 하나를 초과한 때(발전용원자로 및 연구용원자로의 방사선관리구역 및 보전구역은 방사선구역으로 본다) 가. 알파선을 방출하는 방사성물질에 대하여는 40 kBq/m2(10-4μCi/cm2) 나. 알파선을 방출하지 않는 방사성물질에 대하여는 400 kBq/m2(10-3μCi/cm2)	1시간	60일 이내	○

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
5. 방사성물질의 누설 또는 방사선발생장치에 의하여 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 원인이 되었거나 또는 원인이 될 우려가 있는 사건이 발생한 때 가. 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 총 유효선량이 100mSv를 초과할 수 있는 방사선준위의 비정상적인 증가가 1시간 이상 지속될 때 나. 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 방사성물질 섭취량이 연간 섭취한도의 5배를 초과할 수 있는 방사능농도가 1시간 이상 지속될 때(다만, 핫셀이나 원자로격납건물과 같이 일상적인 운전시 종사자가 통상적으로 위치하고 있지 아니한 장소에는 적용하지 아니한다.)	1시간	60일 이내	○
6. 시설로부터 환경으로 방사성물질이 방출된 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 경우 가. 배수구, 배기구 이외의 곳에서 액체 또는 기체 방사성물질이 환경으로 방출되었을 때 나. 계획 및 통제되지 않은 상태에서 방사성물질이 환경으로 방출되었을 때	4시간	60일 이내	○
7. 시설의 운전과 관련하여 시설 내에서 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 사람의 사상이 발생한 경우 가. 사람의 사망사고가 발생하였을 때 나. 방사성물질에 의해 오염된 사람을 치료하고자 소외 의료기관으로 후송을 요하는 사건이 발생하였을 때	4시간	-	-
8. 관계규정을 초과하는 비정상적인 방사선피폭이 발생하였을 때	4시간	60일 이내	○

(*) 방사선비상의 경우「원자력시설 등의 방호 및 방사능 방재 대책법」과 원자력안전위원회고시 「원자력사업자의 방사선비상대책에 관한 규정」에서 정하는 바에 따라 보고한다.

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
9. 시설 내에서 화재 또는 유독가스의 발생 등으로 인해 시설의 안전운영이 위협받았거나 받을 우려가 있어 긴급조치를 취한 경우	4시간	60일 이내	-
10. 1시간 동안 평균하였을 때 시설경계(제한구역경계가 설정되어 있는 경우에는 제한구역경계를 말한다) 에서의 방사성물질의 방출이 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 경우 가. 원자력안전위원회고시「방사선방호 등에 관한 기준」의 별표 3 제5란 및 별표 4 제4란에서 규정한 배기중의 배출관리기준을 초과하는 기체 방사성물질의 방출 나. 원자력안전위원회고시「방사선방호 등에 관한 기준」의 별표 3 제8란 및 별표 4 제6란에서 규정한 배수중의 배출관리기준을 초과 하는 액체방사성물질의 방출. 다만, 삼중수소와 용해된 희유가스는 제외한다.	8시간	60일 이내	○
11. 다음 각 목의 어느 하나에 원인이 되었거나 또는 원인이 될 우려가 있는 방사성물질의 통제상실 상태가 발생된 경우 가. 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 총 유효선량이 50 mSv를 초과할 수 있는 방사선준위의 비정상적인 증가가 1시간 이상 지속될 때 나. 방사성물질이 방사선관리구역 내부 또는 외부에 누출되어 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 방사성물질 섭취량이 연간섭취한도를 초과할 수 있는 방사능농도가 1시간 이상 지속될 때. 다만, 핫셀 또는 원자로격납건물과 같이 일상적인 운전시 종사자가 통상적으로 위치하고 있지 아니한 장소에는 적용하지 아니한다.	8시간	60일 이내	○
12. 산불ㆍ강풍ㆍ해일 및 태풍 등의 자연재해에 의하여 시설의 안전운영이 위협받았거나 받을 우려가 있어 긴급조치를 취한 경우	8시간	60일 이내	-
13. 시설의 인근에서 발생한 산업재해로 인하여 시설의 안전운영이 위협받았거나 받을 우려가 있어 긴급조치를 취한 경우	8시간	60일 이내	-

2. 발전용 및 연구용 원자로 등 시설에 공통으로 적용되는 보고사건

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
1. 운영기술지침서의 안전제한치 또는 안전계통 설정한계치가 초과된 경우	1시간	60일 이내	○
2. 운영기술지침서의 운전제한조건에 따른 조치요구사항을 위반한 경우	4시간	60일 이내	○
3. 시설에서 고장 또는 인적실수에 의하여 과도상태가 발생하여 다음의 안전설비가 작동되어야 함에도 불구하고 작동하지 아니한 경우. 다만, 시험․정기점검 등 계획에 따른 경우는 제외한다. 가. 원자로보호 또는 정지계통 나. 비상노심냉각계통 다. 보조급수계통(단, 중수로의 경우 비상급수계통) 라. 격납용기 격리계통 마. 격납용기 살수계통 바. 비상디젤발전기 계통	4시간	60일 이내	○
4. 지진 등이 발생하여 시설에 설치된 지진감시기가 작동하였거나 작동했어야 할 경우. 다만, 지진감시 기가 오작동한 경우에는 제외한다.	4시간	60일 이내	-
5. 사용후핵연료 저장조의 냉각여유도가 5℃ 미만인 경우. 다만, 사용후핵연료가 반입되어 일시적으로 온도가 상승하는 경우는 제외한다. ※ 사용후핵연료저장조의 냉각여유도는 각 호기의 설계기준값을 기준으로 계산	4시간	60일 이내	○
6. 방사선비상 상황을 판단하기 위하여 주제어실에 설치된 안전변수 지시계통 등의 주요 지시계군(群)의 고장이나 소외 비상대응기관 등에 대한 비상통보 또는 비상경보 등 통지계통의 기능이 상실된 경우.	8시간	60일 이내	○
7. 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 경우 가. 안전에 중요한 사용후핵연료 저장 캐스크 구조물ㆍ계통 또는 부품의 기능 상실 나. 사용후핵연료 저장 캐스크 용기의 심각한 기능저하	8시간	60일 이내	○
8. 시설내에서 핵연료 취급 중 핵연료가 낙하한 경우	8시간	60일 이내	○

3. 발전용 원자로시설에 적용되는 보고사건

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
1. 시설의 고장 또는 인적실수에 의하여 원자로가 자동 또는 수동 정지되었거나 정지된 경우(시설의 고장에는 소외전력계통으로부터의 파급영향을 포함한다)	4시간	60일 이내	○
2. 운영기술지침서에 따른 운전모드가 적용되는 조건에서 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 공학적 안전설비가 작동하였을 경우. 다만, 시험ㆍ정기점검 등 계획에 따른 작동은 제외한다. 가. 비상노심냉각계통이 작동한 경우 나. 격납용기 격리계통이 작동한 경우, 다만, 가압중수형 원자로의 연료교체 또는 계획된 1차 계통의 기체 배기로 인하여 방사선 준위가 증가하여 작동한 경우는 제외한다. 다. 격납용기 살수계통이 작동한 경우 라. 보조급수계통 또는 비상급수계통이 작동한 경우 마. 해당 안전모선 저전압에 의해 비상디젤발전기가 자동기동되어 전력을 공급한 경우	4시간	60일 이내	○
3. 운영기술지침서의 운전제한조건을 불만족하여 발전소의 출력을 감발하는 경우	4시간	-	-
4. 시설 내에서 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 예상치 못한 방사성물질의 누설이 발생한 경우 가. 누설에 의하여 방사선감시기의 고방사선경보가 작동하였거나 작동되어야 했을 때. 다만, 중수를 사용하는 시설은 공기중 삼중수소농도감시기의 경우를 제외한다. 나. 냉각 또는 감속을 위하여 사용된 중수가 24시간 동안 200kg 이상 시설내부로 누설된 때 다. 냉각 또는 감속을 위하여 사용된 중수가 24시간 동안 100kg 이상 시설 외부로 누설된 때	4시간	60일 이내	○
5. 원자로냉각재 압력경계에서 관통결함이 발견되었거나 누설이 확인된 경우	8시간	60일 이내	○
6. 정지냉각 또는 잔열제거계통이 원자로냉각재 유로에 연결된 상태에서 비정상적으로 그 기능이 모두 상실된 경우	4시간	60일 이내	○

4. 연구용원자로 등 시설에 적용되는 보고사건

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
1. 원자로 및 관계시설의 고장 또는 인적실수에 의하여 원자로보호계통이 자동 또는 수동으로 작동한 경우. 다만, 시설 외부의 순간정전에 의한 원자로정지는 제외한다.	4시간	60일 이내	○
2. 운영기술지침서의 운전모드가 적용되는 조건에서 공학적 안전설비가 작동하였을 경우. 다만, 시험의 일환으로 작동된 경우를 제외하며, 오작동에 의한 경우를 포함한다.	4시간	60일 이내	○
3. 시설 내에서 다음 각 목의 어느 하나에 해당하는 예상하지 못한 방사성물질의 누설이 발생한 경우 가. 누설에 의하여 관련 방사선감시기의 고방사선경보가 작동하였거나 작동되어야 했을 때. 다만, 중수를 사용하는 시설에서 공기중 삼중수소농도감시기의 경우를 제외한다. 나. 냉각 또는 감속을 위하여 사용된 중수가 24시간 동안 50kg 이상 시설내부로 누설된 때	4시간	60일 이내	○

5. 원자로를 제외한 기타시설에 적용되는 보고사건

보고대상	보고 시한		사건 등급 평가
	구두 보고	상세보고
1. 핵원료 또는 핵연료물질의 정련ㆍ변환ㆍ가공 등의 작업 중 임계에 도달하였거나 도달할 우려가 있을 때. 다만, 핵연료주기사업자에 한한다.	1시간	60일 이내	○
2. 법 제53조에 따라 허가받은 물질에 대하여 다음 각 목의 어느 하나에 해당되는 사건이 발생한 때 가. 다음의 어느 하나에 해당하는 계획되지 아니한 방사능 오염 사건 1) 오염구역 내에 24시간 이상 작업종사자 또는 일반인의 출입을 제한하거나 추가적인 방사능 통제조치를 취하여야 하는 상황 2) 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 연간섭취 한도의 5배를 초과할 수 있는 방사능농도가 1시간 이상 지속될 때 나. 다음의 어느 하나에 해당하는 방사선 관련 장비의 고장 또는 기능 불능상태 1) 규제 제한치를 초과하는 방사성물질의 방출 또는 방사선피폭을 방지하거나 사고 영향을 완화하기 위하여 설치된 방사선 관련 장비 2) 고장 또는 기능불능 시 즉시 운전 가능한 상태로 유지하도록 요구되는 장비 다. 허가물질ㆍ장치ㆍ저장용기 또는 방사성물질을 내장한 장비에 손상을 준 다음의 어느 하나에 해당하는 화재 또는 폭발 1) 개인이 그 장소에 24시간 체류할 경우 연간섭취 한도의 5배를 초과할 수 있는 방사능농도가 1시간 이상 지속될 때 2) 허가물질 또는 그 저장용기의 건전성에 영향을 주는 손상 발생 라. 다음의 어느 하나에 해당하는 사건 1) 선원이 차폐용기에서 나온 상태에서 고착 2) 선원 장치대(Rack)의 손상 3) 선원 케이블 또는 구동장치의 고장 등으로 선원의 안전상 문제가 발생한 때 4) 출입통제계통의 작동불능 5) 제품출구 감시기에서 방사선원 검출 6) 선원저장 수조 또는 벽체의 구조적 손상 또는 비정상적인 저장용수 감소 또는 누설	8시간	60일 이내	○

[별지 제1호서식]

원자력이용시설 사건 초기 서면보고서(제5조 제1항 관련)

원자력이용시설 사건 초기 서면보고서
보고서 일련번호
해당시설명
해당시설 소유기관
해당시설 주소지
보고규정상 해당 조항
사건 발생(발견) 일시					년 월 일 시 분
보고일시					최초 구두보고				년 월 일 시 분
					초기 서면보고				년 월 일
보고자 성명, 소속, 직책 및 연락처(전화번호)
사건 제목
잠정등급분류 결과	해당없음	0	1		2	3	4	5		6	7	평가기준		심층방어기능에 미친 영향 □ 소내에 미친 영향 □ 소외에 미친 영향 □
<사건 내용> 1. 사건 개요 2. 사건에 따른 시설 현황 및 진행사항 3. 잠정등급분류 근거
해당 시설 안전성 영향				유 □ 무 □					방사능 영향				유 □ 무 □

[별지 제2호서식]

원자력이용시설 사건 상세보고서(표지)(제5조 제5항 관련)

원자력이용시설 사건 상세보고서(표지)
보고서 일련번호
해당시설명
해당시설소유자
해당시설 주소지
보고규정상 해당 조항
사건 발생(발견) 일시			년 월 일 시 분
재가동 일시	원자로 임계		년 월 일 시 분
	계통병입		년 월 일 시 분
보고일			년 월 일
보고자 성명, 소속, 직책 및 연락처(전화번호)
사건 제목
<사건 내용> I. 사건 개요
해당 시설 안전성 영향		유 □ 무 □		방사능 영향	유 □ 무 □

[별지 제2호서식]

원자력이용시설 사건 상세보고서(계속)

원자력이용시설 사건 상세보고서(계속)
보고서 일련번호
<사건 내용> II. 사건 세부내용 III. 안전성 평가 IV. 근본원인 및 시정조치 V. 사건으로부터 얻은 교훈

[별지 제3호서식]

THE INTERNATIONAL NUCLEAR EVENT SCALE (INES)
EVENT RATING FORM (ERF) to be sent to : IAEA, WAGRAMERSTRASSE 5, P.O.BOX 100, A-1400 VIENNA, AUSTRIA TELEX:1-12645, CABLE:INATOM VIENNA, FACSIMILE:43 1 2309723, TELEPHONE:43 1 2360 2685
EVENT TITLE														EVENT DATE
RATING	RATING DATE		BELOW SCALE		ON SCALE							SAFETY ATTRIBUTE	DEGR. DEFENCE □ IN-DEPTH ON-SITE IMPACT □ OFF-SITE IMPACT□
				0	1	2	3	4	5	6	7
COUNTRY				FACILITY NAME								FACILITY TYPE
ASPECTS OF SIGNIFICANCE TO THE PUBLIC : ACCIDENT □ INCIDENT □ DEVIATION □ RADIOACTIVE RELEASES OFF-SITE RADIOACTIVE RELEASES ON-SITE WORKERS INJURED BY RADIATION WORKERS INJURED PHYSICALLY PLANT SAFETY IS UNDER CONTROL THE EVENT REPORTED IS A DISCOVERY OF A DEFICIENCY BY ROUTINE SURVEILLANCE A PRESS RELEASE WAS MADE ( IF YES, PLEASE ATTACH IT )															YES NO □ □ □ □ □ □ □ □ □ □ □ □ □ □
SHORT DESCRIPTION OF THE EVENT : *
CONTACT PERSON FOR FURTHER INFORMATION					NAME : ADDRESS : Nuclear Safety and Security Commission, Saemunan-ro, Jongno-gu, Seoul, KOREA PHONE : 82-2-397-7281～88 FAX : 82-2-397-7292
* PLEASE ATTACH ADDITIONAL INFORMATION ON JUSTIFICATION OF THE EVENT RATING AND DIFFICULTIES ENCOUNTERED, IF NEED

[부록 1]

사건보고서 작성지침

1. 원자력이용시설 사건 초기 서면보고서 작성지침(제5조제1항 관련)

가. 일반사항

1) 사건 초기 서면보고서는 별지 제1호서식을 사용하여 팩스 또는 이메일을 통하여 보고

2) 가능한 한 1쪽 이내로 작성하며, 필요시 별지를 사용

3) 사건내용은 개조식으로 간략하게 기술

나. 보고서 일련번호

해당년도, 해당시설에서 발생한 보고사건의 수에 따른 일련번호와 -0을 기재

- 예 : 2005년에 한울원자력 5호기에서 3번째로 발생한 보고사건의 초기 서면보고서의 경우 [05-한울5호기-3-0]으로 기재

다. 해당시설 명, 소유기관, 주소지

해당 시설명과 그 시설을 소유한 기관명, 그 시설이 위치한 주소를 기재

라. 보고규정상 해당 조항

발생사건에 대해 적용되는 이 규정의 보고조항 해당 번호를 모두 기재

- 예 : 별표의 1.3.가, 2.3.나

마. 사건발생(발견) 일시, 최초 구두보고 일시, 초기 서면보고 일시

일시는 분까지 기재하며, 초기 서면보고 일시는 서면보고 현재 일시를 기재

바. 보고자 : 보고자는 해당시설 담당 부서장(부장급)을 기재

사. 사건 제목

1) 사건에 가장 크게 영향을 준 계통이나 기기를 포함

2) 원자로정지 등 사건의 결과로 나타난 사항을 기술

아. 잠정등급분류결과

1) 부록 2의 “사건 등급평가 지침”에 따라 분류된 결과와 3개 평가기준 중 해당사항을 표기

2) 등급평가대상이 아닌 경우에는 “해당없음”으로 표기

자. 사건 내용

1) 사건 개요

가) 사건 발생전 해당 시설의 운전 상태를 기술

나) 6하 원칙으로 사건 발생 (추정) 원인 등을 기술

다) 보고시점에서 파악된 사건 진행별 사항을 시간 순서대로 기술하며, 여러 사건이 복합적으로 관련 되어 있을 때는 이를 순차적으로 기술

2) 사건에 따른 시설 영향 및 진행사항

보고시점에서 파악된 사건에 의해 야기된 결과, 안전성 영향 및 사건관련 진행  사항을 간략하게 기술

3) 잠정등급분류 근거

잠정등급 분류의 근거로서 사용된 부록 2의 2. “사건 등급분류 기준”의 관계조항에 대한 사항을 기술

2. 원자력이용시설 사건 상세보고서 작성지침(제5조 제5항 관련)

가. 보고서 일련번호

해당년도, 해당시설, 이 시설에서 해당년도에 발생한 보고사건의 수에 따른 일련번호와 보고서 순서번호를 기재

- 예 : 2005년 한울 5호기에서 3번째로 발생한 보고사건에 대한 상세보고서의 첫 번째 경우 [05-한울5호기-3-1]로 기재하며 해당 사건에 대한 후속보고서가 있을 경우 끝자리 번호를 증가시켜 기재

나. 해당시설 명, 소유기관, 주소지

해당 시설명과 그 시설을 소유한 기관명, 그 시설이 위치한 주소를 기재

다. 보고규정상 해당 조항

발생사건에 대해 적용되는 이 규정의 보고조항 해당 번호를 모두 기재

- 예 : 별표의 1.3.가, 2.3.나

라. 사건발생(발견) 일시 : 일시는 분까지 기재

마. 재가동 일시 : 해당 사건관련 조치후 발전소 재가동(원자로 임계 및 계통병입) 일시를 기재

바. 보고일 : 보고 현재 날짜를 기재

사. 보고자 : 보고자 : 보고자는 해당시설 담당 부서장(부장급)을 기재

아. 사건 제목

1) 사건의 근본 원인을 포함하여 가장 크게 영향을 준 계통이나 기기를 포함

2) 여러 사건이 동시에 발생된 경우에는 별도 제목으로 기술. 다만, 사건 보고서를 제출할 기한 내에 동일한 원인으로 사건이 발생할 때에는 단일 보고서에 그 내용을 포함할 수 있다.

자. 사건 내용

1) 사건 개요는 서술식으로 다음에 관한 사항을 개략적으로 기술한다.

가) 사건 발생 전 시설 운전상태(시험 및 정비작업 현황 등을 포함)

나) 사건이 시작될 당시 또는 사건에 기여한 작동불능이 되었던 구조물․계통․기기․사람의 실수 등

다) 각 기기나 계통의 고장원인 또는 인적실수(확인되는 경우)

라) 고장 mode․메커니즘․고장난 기기의 영향

마) 방사성물질 방출(방출여부․형태 및 방출량) 등 사건의 결과

2) 사건 세부내용에는 다음 사항을 구체적으로 기술한다.

가) 사건 발생 전 시설 상태(운전상태․시험 및 작업상태․기기의 운전상태)

나) 사건 발생 및 전개과정(원인 또는 문제점 발견 시점 및 방법, 시간대별 진행과정)

다) 사업자 대응조치

라) 사건 회복/복구 과정 등

3) 안전성 평가에는 “2) 사건 세부내용”과 “4) 근본 원인 및 시정 조치”에 관한 사항에서 언급된 사항은 기술하지 아니하고 다음 사항을 기술한다.

가) 원인 확인을 위한 조사 수행내용 및 결과

나) 사건  대응조치를 포함한 진행과정 및 결과에 대한 안전성 평가

다) 평가에 대한 결론

라) 안전성 측면에서 사건의 심각도 평가

4) 근본원인 및 시정조치 내용에는 다음 사항을 기술한다.

가) 조사결과 확인된 근본원인

나) 사건 재발방지를 위해 취해진 장․단기 시정조치사항. 이에는 조치되었거나 조치계획을 수립한 내용을 기술(가능한 유사사례에 대한 조치 포함)

5) 사건으로부터 얻은 교훈에는 다음 사항을 기술한다.

가) 유사사건 재발방지를 위해 타 호기에 반영하여야 할 가치가 있는 사항

나) 국내・외 유사 또는 동일시설에서 과거 발생한 유사 사건의 유무

차. 기타사항

1) 방사선장해와 관련된 사건 보고서에는 다음 사항을 포함한다.

가) 방사선 또는 방사성물질에 의한 개인의 피폭정도(예상 또는 실제 피폭량)

나) 관련된 방사성물질의 농도 또는 방사선의 준위의 이상증가 원인

다) 각 개인별 피폭기록(성명․주민등록번호․예상 피폭선량을 포함하여 기재)

라) 관련 인허가 제한치 또는 조건․ALARA 요건․환경기준 등 제반 안전요건을 준수하기 위한 일정계획을 포함한 재발방지를 위하여 계획되고 있거나 취한 시정조치 사항

2) 방사성물질의 도난 또는 분실사고와 관련된 보고서에는 다음 사항을 포함한다.

가) 방사성물질의 종류, 수량 및 물리․화학적 형태

나) 도난 또는 분실이 발생한 상황 개요

다) 허가물질과 관련된 긴급조치사항

라) 방사성물질의 회수를 위하여 취해졌거나 취할 조치사항

마) 재발 방지를 위하여 채택되었거나 채택 예정인 수단 또는 절차서

[부록 2]

사건 등급평가 지침(제7조 및 제8조 관련)

1. 사건 등급평가를 위한 등급 분류체계는 아래와 같다.

분류	등급	성 격	대표적인 사례
사고	7	한 국가 이외의 광범위한 지역으로 방사능 피해를 주는 대량의 방사성물질 방출 사고	․구 소련의 체르노빌 원전 사고(’86) ․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 요구되는 정도의 방사선 피해를 주는 제한된 양의 방사성물질 방출 사고	․미국의 드리마일 아일랜드 원전 노심 용융 사고(’79)
	4	연간 허용 제한치 정도로 일반인이 피폭 받을 수 있는 비교적 소량의 방사성물질 방출 사고로서 음식물의 섭취 제한이 요구되는 사고	․프랑스 세인트라우렌트 원전 사고(’80) ․일본 JCO 임계 사건 (‘99)
고장	3	사고를 일으키거나 확대시킬 가능성이 있는 안전 계통의 심각한 기능 상실
	2	사고를 일으키거나 확대시킬 가능성은 없지만 안전계통의 재평가가 요구되는 고장	․프랑스 시보 원전 냉각재 누설 사건(‘98)
	1	기기 고장, 종사자의 실수, 절차의 결함으로 인하여 운전 요건을 벗어난 비정상적인 상태
경미한 고장	0	정상 운전의 일부로 간주되며 안전성에 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-131 등가방사능의 소외 누출
6	◦ 1015 - 1016 Bq의 I-131 등가방사능의 소외 누출
5	◦ 1014 - 1015 Bq의 I-131 등가방사능의 소외 누출	◦ 수 % 이상의 노심 용융사고 또는 수 % 이상의노심 내용물이 핵연료집합체에서 누출 ◦ 원전 이외의 시설에서 상기에 상응하는 방사성물질의 방출로 심각한 소외 영향이 우려되는 경우
4	◦ 수 mSv 이상 피폭을 유발하는 방사성물질의 소외 누출 ◦ 주민이 사망하는 방사선원 분실, 방사성물질의 수송사고	◦ 0.1 % 이상의 노심 내용물이 핵연료 집합체에서 누출 ◦ 5 Gy 이상의 종사자 방사선 피폭 ◦ 원전 이외의 시설에서 회수가 불가능한 약 1015 Bq 정도의 방사능 누출
3	◦ 결정집단이 수백 μSv 이상 피폭을 유발하는 방사성물질의 소외 누출 ◦ 일반주민에게 즉발 방사선 영향이 나타난 방사선원의 분실 또는 방사성물질 수송 사고	◦ 작업자에게 전신 1 Gy, 피부 10 Gy의 방사선 피폭을 초래하거나 초래할 가능성이 있는 오염 사고 ◦ 원전이외의 시설에서 회수가능한 약 1015 Bq 정도의 방사능 누출
2		◦ 연간피폭선량 제한치를 초과하는 종사자 피폭 ◦ 피폭이 연간선량제한치에 육박할 것이 우려되어 외과적인 의료조치가 필요한 경우 ◦ 운전영역에서 선원에서 1 m 거리에서 측정한 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 상응하는 고체폐기물의 흘림으로 표면 또는 공기중 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) 안전기능 이용가능도2)	예상된 사건	가능성 있는 사건	불가능한 사건
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) 안전기능 이용가능도2)	예상된 사건	가능성 있는 사건	불가능한 사건
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

<주1> 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

<주2> 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

<주3> 복수 등급에 해당될 경우 안전기능 이용가능도가 안전설비의 다중성 및 다양성에 의하여 여유를 가질 경우 낮은 등급 채택

<주4> 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

<주1> 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.

<주2> 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 2. 부적절한 붕산 희석 3. 주급수 유량 상실 4. 안전밸브 또는 압력방출밸브와 같은 능동적 기기의 부적절한 작동에 의한 냉각재계통의 압력저하 5. 가압기의 정상살수 또는 보조 살수에 의한 냉각재계통의 부적절한 압력의 저하 6. 증기발생기의 세관을 통한 누설이 기술지침서의 기준을 초과하나 증기발생기의 세관 1개가 완전히 파단된 때 보다 적은 경우 7. 제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이 가능한 동력변환계통의 누설 8. 원자로 냉각재계통의 누설이 있어도 제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이 가능한 경우 9. 소외 교류전원 상실 10. 핵연료집합체가 부적절하게 장전된 상태에서의 운전 11. 핵연료 재장전 기간 중 단일 제어봉 집합체의 부적절한 인출 12. 경미한 핵연료취급 고장 13. 원자로냉각재펌프 회전자 고착을 제외한 냉각재의 강제순환 상실 또는 방해	1. 소형 원자로냉각재 상실 2. 증기발생기 튜브 1개의 완전 파단 3. 사용후핵연료 취급 중 1개의 집합체의 단순 낙하 4. 정상 충수능력을 초과하는 사용후핵연료 저장조의 냉각수 누출 5. 원자로냉각재가 여러 개의 안전밸브 또는 압력 방출밸브의 작동에 의하여 방출되는 경우	1. 대형 원자로냉각재 상실 2. 단일 제어봉 인출 3. 동력변환계통의 대형 배관 파단 4. 다른 사용후핵연료 집합체 상부로의 사용후핵연료 집합체 낙하

2) 가압중수형 원자로

예상된 사건	가능성 있는 사건	불가능한 사건
1. 원자로 정지 2. 부적절한 액체 제어제 희석 3. 주급수 유량 상실 4. 급수, 배수 및 압력방출밸브와 같은 능동형 기기의 부적절한 운전이나 고장에 의하여 원자로 냉각재계통의 압력제어가 불가능한 경우 5. 증기발생기의 세관을 통한 누설이 기술지침서의 기준을 초과하나 증기 발생기의 세관 1개가 완전히 파단된 때 보다 적은 경우 6. 제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이 가능한 원자로 냉각재계통의 누설 7. 제어에 의하여 원자로 정지나 냉각이 가능한 동력변환계통의 누설 8. 소외 교류전원 상실 9. 핵연료집합체가 부적절하게 장전된 상태에서의 운전 10. 경미한 핵연료취급 고장 11. 원자로냉각재펌프 정지 12. 1개 이상의 증기발생기에 급수 유량상실 13. 1개 찬넬의 유량 막힘(70 % 이하) 14. 감속재의 냉각 상실 15. 컴퓨터 제어기능 상실 16. 계획되지 아니한 국부적인 반응도 증가	1. 소형 원자로냉각재 상실 (압력관 파단 포함) 2. 증기발생기의 튜브 1개의 완전 파단 3. 정상 충수 능력을 초과하는 사용후핵연료 저장조의 냉각수 누출 4. 원자로냉각재가 여러개의 안전밸브 또는 압력방출 밸브를 통하여 방출되는 경우 5. 사용후핵연료 손상 또는 압력방출 밸브를 통하여 방출되는 경우 6. 1개 찬넬의 유량 막힘 (70%이상) 7. 급수배관 파손 8. 감속재 상실 9. 종단차폐 냉각기능상실 10. 원자로 정지냉각 기능 상실 11. 예상치 아니한 반응도의 증가 12. 용수상실(기기냉각해수, 기기 냉각수) 13. 계기용 공기상실 14. 소내 전원 상실( 4급, 3급, 2급 또는 1급 )	1. 대형 원자로 냉각재 상실 2. 동력변환계통의 대형배관 파단

3) 연구용 원자로

예상된 사건	가능성 있는 사건	불가능한 사건
1. 1차 계통 냉각 상실 2. 외부 전원 상실 3. 우회유동 조절 상실 4. 2차 계통 냉각상실 5. 반사체 냉각계통 냉각 상실 6. 기동시 부적절한 반응도 삽입 7. 제어봉의 부적절한 인출 8. 실험시료의 부적절한 인출	1. 1차 냉각재 누수 2. 1차 냉각계통 펌프 축 고착 3. 반사체 중수 누출 4. 반사체 중수 배관 파손 5. 원자로 수조에서의 핵연료 취급 중 낙하 6. 핵연료 저장조에서의 핵연료 취급 사고	1. 설계 지진 발생 2. 빔 튜브 파단 3. 유동차단에 의한 핵연료 손상