원자력품질보증국제동향 - kins.re.kr · ASME NQA-1 Quality Assurance Requirements for Nuclear FacilitiesApplications - 미국의원자력발전소건설에있어서발전소건설인허가신청자

원자력 품질보증 국제동향

㈜코센 / 하 제 대 상무E-Mail : [email protected]. : (031) 777-8526

제12회 원자력안전기술정보회의2007. 4. 5 - 4. 6한국원자력안전기술원

제 1 장 서 론

제 2 장 품질보증의 국내 현황

제 3 장 미국의 품질보증 동향

제 4 장 유럽연합의 품질보증 동향

제 5 장 일본의 품질보증 동향

제 6 장 국제원자력기구의 품질보증 동향

제 7 장 국제 동향 대응 방안

제 8 장 결 론


목 차

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우리나라의 원자력발전소 건설의 주요 이정표

1968년 2월 14일 원자력발전추진위원회 규정 공포 (대통령 제 3371호)

1970년 11월 15일 한국전력주식회사 와 미국 웨스팅하우스사 (WEICO) 의

고리원자력발전소 1호기 건설계약 체결

1971년 11월 15일 고리원자력발전소 1호기 건설 착공

1978년 4월 29일 고리원자력발전소 1호기 상업운전 가동

이후 정부의 전원개발계획에 따라 지속적으로 원자력발전소를 건설하여

2007년 현재 20기의 원자력발전소를 가동 중에 있으며, 6기의 원자력발전소를

건설 중에 있다.


제 1 장 서 론

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- 원자력 품질보증은 고리원자력발전소1호기 건설 시에 등장하여 산업계에 전파

되었으며 적용기준은

10 CFR 50 (Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities)

Appendix B (Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel

Reprocessing Plants),

ANSI N45.2 (Quality Assurance Requirements for Nuclear Facilities)

ASME NQA-1 (Quality Assurance Requirements for Nuclear Facilities

Applications) 이었다.

- 1995년 원자력발전소 건설 기술자립의 초석으로 전력산업기술기준(KEPIC ,

Korea Electric Power Industry Code)을 개발하여 원자력 품질보증 (QAP)기준을

제정하였다.

- KEPIC QAP 1995년판은 ASME NQA-1-1994 edition 및 1995 addenda 를 참조

기준으로 정하고 번안하여 발행하였다. 품질활동과 관련 있는 제도적인 사항은 우리

나라의 실정에 맞도록 보완하여 제정 하였으며, 기술적인 사항은 참조기준에 따라

번안하였다.


제 1 장 서 론

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- 우리나라는 최초에 미국의 Westinghouse사로부터 고리원자력발전소 1호기 건설을

도입하면서 미국의 품질관리 방식을 경험하게 되었으며, 건설 인허가 요건에 미국

연방법 10 CFR 50 Appendix B (Quality Assurance Criteria for Nuclear Power

Plants and Fuel Reprocessing Plants)를 적용하게 되었다.

- 월성원자력발전소 1호기를 캐나다로부터 도입함으로써 품질보증요건을 캐나다

규격인 CSA Z299 Series를 적용하였다.

- 고리원자력발전소 2,3,4호기 및 영광원자력발전소 1,2호기를 다시 미국의

Westinghouse사 로부터 도입하게 됨으로써 10CFR50 Appendix B를 품질보증 요건

으로 적용하였다.

- 울진원자력발전소1,2호기를 프랑스로부터 도입하였으나 품질보증 요건은 10CFR50 Appendix B를 적용하였다.

- 영광원자력발전소3,4호기는 국내 회사를 주계약자로 건설 하였으며, 원자로 기술

도입선이 미국 ABB-CE사 이며 품질보증 요건은 10CFR50 Appendix B 를 적용.

- 월성원자력2,3,4호기는 원자로 기술 도입선이 캐나다 였으나, 건설의 품질보증 요건은 10CFR50 Appendix B 를 적용하였다.



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10 CFR 50 Appendix B Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants

- 미국 연방법 원자력발전소 건설 인허가 요건에서 원자력발전소 및 핵연료 재처리

설비에 대한 품질보증기준으로서 원자력발전소 및 핵연료 재처리설비의 구조물, 계통설비, 기기의 설계, 건설 및 운전에 대한 품질보증 요건을 다음과 같이 18개의 기준으로 제정하여 적용토록 하였다.

I. Organization

II. Quality Assurance Program

III. Design Control

IV. Procurement Document Control

V. Instructions, Procedures and Drawings

VI. Document Control

VII. Control of Purchased Material, Equipment and Services



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VIII. Identification and Control of Materials, Parts and Components

IX. Control of Special Processes

X. Inspection

XI. Test Control

XII. Control of Measuring and Test Equipment

XIII. Handling, Storage and Shipping

XIV. Inspection, Test and Operating Status

XV. Nonconforming Materials, or Components

XVI. Corrective Action

XVII. Quality Assurance Records

XVIII. Audits



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ASME NQA-1 Quality Assurance Requirements for Nuclear Facilities Applications

- 미국의 원자력발전소 건설에 있어서 발전소 건설 인허가 신청자 (Applicant)는

10 CFR 50 Appendix B 에 따른 품질보증계획을 수립하여 운영하여야 하며, 따라서 건설자,

설계자 및 기기 공급자의 품질보증계획도 이에 따라야 한다.

- 그러나 산업계에서는 다양한 형태의 제품과 특성에 따른 품질기준이 적용하고 있으므로 ANSI 와ASME 에서는 원자력발전소에 적용할 수 있는 세부적인 품질보증 프로그램 개발의 필요성을 인지하여 1979년 NQA-1을 제정하였다.

- 우리나라의 원자력 산업계에서도 NQA-1을 적용하여 각 사의 품질보증 프로그램을 개발하여 사용하였으며, NQA-1은 한 동안 원자력 산업계의 품질보증 프로그램 수립의 기초가 되었다.

- 이 규격은 Basic Requirements (기본 요건), Supplementary Requirements (보충 요건), Appendices (부록) 의 3개 부분으로 되어 있으며, KEPIC QAP 도 이 기준에 따라 번안하여 제정하였다.



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원자력 법

- 우리나라는 원자력의 연구 ․ 개발 ․ 생산 ․ 이용과 이에 따른 안전관리에 관한 사항을

제정하여 학술의 진보와 산업의 진흥을 촉진함으로써 국민생활의 향상과 복지증진에 기여하며, 방사선에 의한 재해의 방지와 공공의 안전을 도모할 목적으로 1958년3월11일 법률 제483호로원자력 법을 제정하여 많은 개정을 거쳐서 현재에 이르고 있다.

- 이 법의 제4장 ‘원자로 및 관계시설의 건설 ․ 운영’ 제11조 ‘건설허가’ 조항에 발전용

원자로 및 관계시설을 건설하고자 하는 자는 허가신청서에 품질보증계획서를 제출하도록 명시하고 있다.

- 원자력 법 시행규칙 제7조 ‘건설허가 첨부서류의 작성’ 4항 ‘품질보증계획서’에는

다음 사항을 기술하여야 한다.

1. 품질보증체제의 조직

2. 품질보증계획

3. 설계관리



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4. 구매서류관리

5. 지시서, 절차서 및 도면

6. 서류관리

7. 구매품목 및 용역의 관리

8. 품목의 식별 및 관리

9. 특수작업의 관리

10. 검사

11. 시험관리

12. 측정 및 시험장비의 관리

13. 취급 ․ 저장 및 운송

14. 검사 ․ 시험 및 운전의 상태

15. 부적합한 품목의 관리

16. 시정조치

17. 품질보증기록

18. 감사



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- 원자력법 시행규칙 7조 4항에 대한 세부 사항으로

‘원자로시설의 품질보증 세부요건에 관한 기준’을 과학기술부 고시 제2000-17호(2000.12.29)로 공포하였으며,

현재 이 고시는 2001-47 (2001.12.27)로 개정하여 공포하였다.

- 이 고시의 제3조 세부요건에서 발전용 원자로 건설의 품질보증에 관한 세부요건은

‘과학기술부고시 제2000-17호로 적용을 고시한 전력산업기술기준 (KEPIC) 의

원자력품질보증기준 (QAP) 또는 이와 동등한 기준’을 적용하여 품질보증계획 수립에적용토록 하였다.



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KEPIC QAP 원자력 품질보증

- 그 동안 우리나라의 원자력발전소 건설에 주로 적용하여 원자력산업계에 친숙해져

있는 ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III에서 채택하고 있는 ASME NQA-1 (1994 Edition 및 1995 Addenda) 의 적용범위와 내용을 동일하게 하고, 일부를 수정․ 보완하여원자력발전소, 방사선 폐기물의 저장 및 핵연료 제조설비 등 원자력 설비의 부지선정, 설계, 시공, 운전, 폐로 등에 있어 준수하여야 하는 원자력 품질보증계획 일반기준 (QAP-1) 과 원자력 설비의구조물, 계통 및 기기의 제작, 설치, 보수, 유지, 시험 등의 업무에 관한 계획수립과 이행에 대한원자력 품질보증 기술기준 (QAP-2)을 개발 하였다.

- KEPIC 2005년판에서는 KEPIC 해외적용 기반구축 및 국제화와 관련하여 QAP를

국.영문 병용판 (Bilingual)으로 발간하였으며, ISO/IEC 21 (Adoption of International Standard as Regional or National Standards ; 국제규격의 지역 또는 국가규격 채택) 의 절차에 따라 적용참조기준, 년도 및 부합여부 ( IDT : 일치, MOD : 수정, NEQ : 동등하지 않음) 를 표시하였다. QAP-1은 ‘원자력 품질보증 계획요건’, QAP-2는 ‘원자력 품질보증 기술요건’으로 되어 있다.



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미국의 원자력 품질보증 시스템의 발전 과정

미국의 원자력 품질보증시스템의 발전과정은 다음과 같이 4단계로 요약할 수 있다.

(1) AEC > ERDA > DOE 표준과 지령 (Standards and Directives)

1950년대 핵무기 생산에 대한 AEC의 품질관리 및 검사기준 요건

(2) AEC > NRC 규정과 지침 (Regulations and Regulatory Guides)

1960년대 정부 소유 원자로에 대한 품질보증 요건

1970년대 상업용 원자력발전소의 설계, 건설 및 운전에대한 AEC 인허가 규제

(3) ANSI N45.2 > ASME NQA-1 및 관련 표준 (Related Standards)

1970년대 ASME 의 원자력발전설비에 대한 기술표준 및 품질보증 기준

(4) ASME Section III Boiler and Pressure Vessel Code

1970년대 이후 현재까지의 경영시스템과 Performance-Based Approach



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- 초기의 NQA 활동은 원자력발전소의 설계업무에 초점을 두었으며, 점차 건설과정에까지 확대하였다. 현재는 모든 발전소의 운전 및 유지보수에 까지 NQA를 적용토록하고 있다.

- Task Proposal Notice (TPN) 의 승인을 받은 ASME NQA Main Committee는 2004년4월회의에서 1954년에서 2005년 까지 지난 50년간의 원자력설비의 품질보증 표준에 대한 사항을종합 정리하여 “Continuing Evolution of U.S Nuclear Quality Assurance Principles, Practice and Requirement - Part I, II ”를 2005년 8월에 발표를 하였다.

- 원자력 품질보증은 세계 2차 대전 때 적용한 품질관리와 검사 실무에서 유래되었다.

- 품질관리와 검사 요건은 통계적 관리 기법을 적용하여 작성되었으며, 군수품과 원자폭탄의 제조에 적용하였다. 품질보증은 설계기술업무의 부산물로 발생되었다.

- 미국 원자력 잠수함의 개발의 주역인 Hyman G. Rickover 제독은 당시 산업계의실상으로는 새로운 원자력발전소 기술에 적용시킬 수 없다고 생각하여 1962년에품질운영과 관련하여 다음과 같이 3가지 기본 원칙을 발표하였다.



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2006 KEPIC-Week

첫째, 원자력 발전의 통상적 및 관습적인 상황에 보다 더 효과적인 경영관리와 기술적인 관심을 가질 것,

(More effective management and engineering attention must be given to routine and

conventional aspects of nuclear power.)

둘째, 기술시방서는 제작자와 구매자가 마찬가지로 명확히 이해되고, 고려되고, 실행되도록 작성 할 것,

(Specification must be clearly understood, respected and enforced by manufacturers as well

as customers.)

셋째, 품질보증 요건을 보다 효과적으로 할 것. (More effective use must be made of quality

assurance program requirements.)

- 1965년부터 원자력발전소 시장이 크게 성장하면서 미국 국회와 AEC 에서는 다음과

같은 질문에 초점을 맞추었다.

“ 원자력발전소 산업계는 일반대중의 보호와 작업자의 안전을 달성시키기에 충분한

숙련된 작업자의 확보 여부와 AEC 는 원자력발전소의 건설허가 요건을 검사하고,

평가 및 관찰할 수 있는 전문 직원의 확보 여부 ”



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2006 KEPIC-Week

1966년 AEC Commissioner James Ramey 는 American Nuclear Society 와의 회의에서 품질보증을 다음과 같이 정의하였다.

“All actions necessary to provide adequate confidence that a product or facility will operate satisfactorily in service."

- 이후 DOD의 육군규격 에서 품질보증을 다음과 같이 정의하였다. (MIL-STD-109)

“A planned and systematic pattern of all activities necessary to provide adequate confidence that the item or product conforms to established technical requirements."

- 이 내용을 기초로 하여 AEC 에서는 10CFR Part 50 Appendix B를 개발하였다.



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- Appendix B에 부응하기 위하여 American National Standards N45 Committee를

구성하고 품질보증기준을 개발하였다. 이후 ASME NQA Committee가 구성되었다.

- 지난 50여 년간 쌓아온 이러한 지식과 기술은 미래의 설계자, 건설자 및 운전자에게

잘 전달되어야 하며, 이러한 자료를 상실하지 않도록 의견을 제시하였다.

- 이제 새롭게 원자력발전소 건설의 움직임이 나타나고 있으므로, 원자력산업계의

새로운 성장에 대비하기 위하여 ASME NQA Committee 에서는 시기에 적절하게

원자력 품질보증을 정리하여 발간하므로서 다음 세대에게 지침이 되고자 본 보고서를 작성하였다.

- ASME NQA Committee 는 NQA-1에 기술된 원칙을 ‘무엇을’ ‘어떻게’ ‘왜’ 라는 관점에서 취급하고 사용되도록 하였다.



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NQA 의 발전과정

1954년 : 1946년도에 제정한 Atomic Energy Act를 부분 개정하여 AEC 기능 정의,

AEC Santa Fe Operation Office에서 QC-1, Weapons Quality Policy를

제정하여 핵무기 제조에 대한 품질관리 및 검사 지침 수립

QC-1 Weapons Quality Policy Requirements

- Specification and drawing control

- Quality control procedures

- Control of inspection gauging and test equipment

- Production tooling accuracy

- In-process inspection and records

- Control of special process

- SFO/DOE source inspection

- Raw material and deviation control



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1956년 : AEC 에서 Dresden 1 and Indian Point 1 원자력 발전소 건설허가 발급

(10 CFR 50 요건에 따름, 품질보증 요건은 없는 상태 임)

1963년 : ASME Boiler and Pressure Vessel Section III 발행

(품질보증 요건은 없는 상태 임)

1965년-1967년 : AEC 10CFR50 Appendix A 발행 (Criterion 1 에 Quality Standards,

QA Program, Quality Records 제정)

1967년 : ASME Section III, Appendix IX Quality Assurance 15 Criteria 발행

1969년 : AEC 10CFR50 Appendix B Quality Assurance 18 Criteria 발행

AEC 와 원자력산업계에서 N45.2 개발 착수

1971년 : The American National Standard (ANSI) N45.2-1971 발행

1974년 : Nuclear Regulatory Commission (NRC) 설립

Energy Research and Development Administration (ERDA) 설립

1975년 : ASME Committee on Nuclear Quality Assurance (NQA) 설립

1977년 : ASME NQA Committee에서 ANSI/ASME N45.2-1977 발행

(Quality assurance program requirements for nuclear facilities)



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1979년 : ASME NQA-1-1979 발행

1983년 : ASME NQA-1-1983 발행,7개의 NQA-2-1983 QA standards 발행

1985년 : NRC에서 ASME NQA-1-1983 인가 (endorsed), (Regulatory Guide 1.28,

Revision 3)

1986년 : ASME NQA-1-1986 발행

1989년 : ASME NQA-1-1989 발행

1991년 : NRC에서 Standard Review Plan 17.3 에 ASME NQA-1 및 NQA-2 인가

(endorsed) 요건 설정

1994년 : ASME NQA-1-1994 발행

(Quality assurance requirements for nuclear facility applications)

1997년 : ASME NQA-1-1997 발행

2000년 : ASME NQA-1-2000 발행

2004년 : ASME NQA-1-2004 발행

2005년 : US Department of Energy (DOE) Action Plan 발행

(콜럼비아 우주왕복선 폭발사고 및 Devi-Besse 원자력발전소 원자로 상부 덮게

부식사건 경험자료)



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2006 KEPIC-Week

NQA 1954-2005 개요

미국 ASME NQA Main Committee에서 2005년 8월에 “미국 원자력 품질보증의 지속적인 발전” (Continuing Evolution of U.S. Nuclear Quality Assurance Principles, Practices and Requirements 1954-2005 )에 대한 보고서를 발표하였다.

그 내용을 요약하면 다음과 같다. (NQA Tutorial Outline)

(1) NQA 발전 경로

- AEC > DOE Standards and Directives

- AEC > NRC Regulations, Regulatory Guides, Standard Review Plans

- ANSI > ASME N45.2 >NQA-1/2/3 Standards

- 기타 NQA 관련 표준 (ANS, IEEE, 등)



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2006 KEPIC-Week

(2) 용어 정의

- Quality : The condition achieved (or existing) when an item, service or

process meets or exceeds the users' requirements or expectations. (출처 : DOE)

- Quality Assurance : All those planned and systematic actions necessary to

provide adequate confidence that a structure, system, or component will perform

satisfactorily in service. (출처 ; 10 CFR 50 Appendix B)

- Quality Assurance : All those actions that provide confidence that quality is

achieved (or exists). (출처 : ASME NQA-1)

(3) NQA 발전에 대한 고려 항목

- 일반대중에 대한 고려사항 (Public concerns)

- 정부 규제요건 (Government regulations)

- 프로그램 필요성 (Program needs)

- 경험 (Experiences)

- 품질 실패 (Quality failures)

- 외부 사건 (External events)



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2006 KEPIC-Week

▶ 품질은 일을 바르게 하기 위한 능력, 기술, 지식,경험, 훈련, 자원, 업무 윤리 및 동기를 가진 사람에의해서 달성 되는 것.

▶ NQA-1은 관리자, 수행자, 확인자가 작성.

▶ NQA-1은 원자력설비의 안전성과 신뢰성 운전에적용되는 품질경영시스템을 요구.

▶ NQA-1 프로그램은 적합과 성능면에서 실제적인차원의 접근으로 적용. (sensible graded)

▶ 제품을 생산하는 활동, 즉 계획, 서류화, 수행, 종합 ,가격 영향 검토 및 품질경영시스템을관리하고,수행하고 확인하는 모든 사람에게 있음.

▶ 품질프로그램의 서류는 NQA 요건 에 일치하는증거자료 및 방어기록으로 준비 하는 것.

▶ 품질은 제품을 검사하는 것.

▶ NQA-1 은 품질전문가가 작성하는 것.

▶ NQA 안전성 구조물, 계통 및 기기에 만적용.

▶ NQA 프로그램은 융통성 없는 요건과절차에 따른 엄격한 일치를 요구.(strict compliance)

▶ 조직의 품질보증프로그램의 계획, 서류화및 실행에 대한 일차적인 책임은 품질전문가에 있음.

▶ QA 프로그램은 과도하게 많은 서류를발생 시킴.

현재의 NQA 문화비 효율적 개념



(4) NQA 패러다임의 변화

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(5) NQA-1 원리에 대한 기본토대 (underlying)

(본 내용은 NQA-1의 각 기본요건에 대한 핵심적인 내용을 기술한 것임.)

BR ; Basic Requirements

BR 1. 조직

상위 관리자 (Senior Management)에 대한 방침과 목적을 정의하고, 품질기대치에 대한 설정 및지속적인 개선, 달성기대치에 대한 식별 및 자원을 배분하고, 규범, 책임 및 권한을 기술하고, NQA 원리 이해, 채택 및 추종하도록 한다.

일의 품질은 수행자에 의해서 달성되고 유지되어야 하며, 일의 품질은 일을 직접 수행하는 책임이없는 사람이 확인해야 한다.

BR 2. QA Program

경영층 (Management)은 조직의 품질 프로그램의 개발 및 실행 확인, 품질에 영향을 주는 작업을수행하는 사람의 확인, 작업자의 능률과 자격 달성과 유지를 위한 훈련 제공한다.

QA 프로그램 및 경영 시스템의 복잡성, 적절성 및 효율성에 대한 평가, 관련 경험의 발굴 및 활용을 하도록 한다.



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BR 3. 설계관리

품목의 설계는 건전한 설계기술, 분석 및 형상관리를 사용하여 설계하고, 변경관리, 설계 분석

및 확인을 하도록 한다.

BR 4&7. 구매

품목과 용역은 규정된 요건에 따라 구매, 채택 및 관리토록 한다.

BR 5. 지침서, 절차서 및 도면

작업공정은 계획을 세우고 관리하며, 업무 내용은 서류에 기술된 내용에 따라 수행한다. 적정한

사람이, 적정한 시간에 적정한 정보를 확보하고 있음을 확인토록 한다.

BR 6&17. 서류 및 기록

품질서류 및 기록은 규정된 요건에 따라 작성, 식별 및 관리토록 한다.

BR 8&13. 품목의 식별관리

품목은 선적, 취급, 설치 중에 식별 및 관리되어야 하며, 사용중에 품질을 보증하고, 손상 및 변질

방지토록 관리토록 한다.



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BR 9. 공정관리품질 달성을 위한 특수공정은 규정된 요건에 따라 조건을 관리하고, 올바른 재료, 공구를 사용하고, 공정과 변경관리 확인을 한다.

BR 10&11. 검사 및 시험관리검사 및 시험한 품목은 규정된 요건의 일치 여부를 확인한다.

BR 12. 측정 및 시험장비 관리품질에 영향을 주는 활동에 사용되는 측정 및 시험장비는 규정된 정밀도 요건에 따라 관리토록 한다.

BR 14. 검사, 시험 및 운전상태품목의 검사, 시험 및 운전 상태는 요구한 활동이 성공적으로 수행되고 있음을 식별할 수 있도록 한다.

BR 15. 부적합 품목 관리규정된 요건에 일치하지 않은 품목 식별 및 관리토록 한다.

BR 16. 시정조치품질 요건에 벗어난 조건을 식별, 관리 및 조치하고, 재발방지 방안 및 경험자료 (lessons learned)를 활용토록 수립한다.

BR 18. 감사품질보증 프로그램은 일치성과 업무수행에 토대를 둔 방법 (Performance based methods)을적용하여 평가한다.



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NQA 비전- NQA 는 공공의 건강과 안전을 보호하며, 미국에서는 새로운 원자력발전소 건설의 가능성에

대비 하여 신규 원자력발전소 건설의 복잡한 문제와 NQA-1을 포함한 새로운 품질보증 규정에대한 사항에 직면하여 있다. 현재의 제한된 자원 환경하에서 표준화는 비용 면에서 효과적인(cost- effective) 생산목표달성의 한 수단이 된다.

- NQA 위원회는 산업계에 시기적절하고 부가가치를 제공할 수 있는 것에 목표를 두고다음과 같은 활동을 지속적으로 수행 한다.

(1) 신기술 및 개선된 기술, 규제요건 및 산업계 경험의 변경에 대하여 시기 적절하게반영하여 개발.

(2) 모든 원자력 설비에 최신의 ASME NQA 발행판 적용 추진.

(3) ASME NQA 의 최신 발행판을 적용토록 NRC 및 규제당국과 협의, 지원하여기술표준, 산업계 및 규제당국과의 차이점을 최소화.



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NQA에 대한 NRC 인가 추진 현황

1985년 Regulatory Guide 1.29 Revision 3에서 NQA-1a-1983에 대하여 검사 및

시험요원의 자격관리, 품질보증 기록 및 감사계획과 주기에 대한 3가지 검토 의견을

제시하고, 인가 (endorses) 하였다.

이후 1992년 11월에는 NQA-1b-1991 에 대하여 공급자 선정, 시정조치, 형상 관리

(Configuration Control), 일반규격품목(Commercial Grade Items)에 대한 검토 이견

을 제시하였다.

7개의 주요 개정을 한 NQA-1 1997년 Edition 에 대하여 NRC 에서는 NQA-1-1983

과 비교하여 각 구절마다 면밀히 검토하였다.

NQA-1-2000 은 발행 당시 적용할 조직이 없었으므로 검토 할 이유가 없었다.

2002년 NRC 에서는 NQA-1-1994를 적용하여 작성한 Exelon 사의 품질보증계획서

(QA Topical)를 10CFR50.54.a 따라 검토하고, 승인하였다. 이로 인하여 발전소 소유주는 NQA-1-1994를 적용하여 품질보증 프로그램을 개정하였다.



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NQA-1-2000에 대한 검토 결과 43개의 검토의견이 제시되었으며, 2005년 9월 NRC

NQA 위원과 회의를 가졌다. (43개 검토의견에서 32개 토론)

NQA Committee 및 Subcommittee는 계속해서 NRC 와 이 사항에 대하여 업무 분담

을 하여 조치를 취하고 있다.

인가된 QA 표준에서 향후 취급을 해야 하는 항목은 다음과 같다.

- 형상관리 (Configuration Management)

- 컴퓨터 소프트웨어 (Computer Software)

- 일반규격 품목 (Commercial Grade Items)

- 시정조치 (Corrective Action)

- 전자기록 (Electronic Records and Data)

- 업무수행에 토대를 둔 감사 (Performance Based Auditing)

- 설계 조직 관리 (Design Organization Controls)

차세대 및 NuStart 사업에 적용할 품질보증 활동에 대비하기 위하여 NQA 에서는

지속적으로 추진하여 NRC 및 산업계에서 거론된 모든 내용을 해결하여 NQA-1-

2007 을 발행 할 예정이다.



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10 CFR 50 Appendix B

- 미국은 1954년 원자력 에너지 법 (Atomic Energy Act) 의 제정으로 미국원자력위원회

(US AEC) 가 발족되면서 미국의 US AEC 는 1956년 10 CFR 50을 작성하여 원자력발전시설의 설계, 건설 및 운전에 관한 요건을 제정하였다. 초기에는 품질보증에 대한

구체적인 명문 규정이 없었으나 1960년대 중반부터 원자력위원회는 자체 품질보증 요원을 확보하고 당시에 국방부에서 이용하던 품질계획 요건 (MIL-Q-9858A) 및 원자력 산업계의 관례를 기준으로 광범위한 품질보증 개념을 구상하기 시작하여 1969년4월에 10 CFR 50 Appendix B를 처음 발표하고 1970년7월 규정으로서 정식 공포를 하였다.

- 이 기준의 제목은 “원자력발전소 및 핵연료 재처리공장에 대한 품질보증 기준”이며,

1971년도 및 1975년도에 2차 개정을 거쳐 현재와 같은 18개의 기준으로 발전되어

지금까지 적용하고 있다.

- 이 기준에서 “품질보증” 이란 구조물, 계통 및 구성기기가 사용 중에 만족스럽게 자동

하는지 적절한 확신을 얻는데 필요한 계획적이고 체계적인 행위를 말하며, 이 요건은 설계, 구매, 제작, 설치, 시험, 검사, 운전 및 보수 유지까지의 전단계에 걸쳐서 수행하여야 한다.



30

NRC Regulatory Guides

- 미국 원자력위원회 (US AEC)는 10 CFR 50 Appendix B의 제정과 함께 안전에 관한

지침서 (Safety Guide)를 1970년부터 발간하기 시작하였으며, 1974년 AEC 가 미국

원자력규제위원회 (US Nuclear Regulatory Commission)로 개편되면서 규제지침서 (Regulatory Guide)로 개칭하여 발간하게 되었다. Regulatory Guide 는 원자력 법에 규정된 인허가 사항을 해결하는데 적합한 방법과 원자력법령을 따르는데 필요한 제반 사항들을 규제의 관점에서 정의 한 것이다.

- 10 CFR 50 Appendix B 는 법령으로서 그 준수가 필수적인데 반하여 Regulatory Guide 는 그 준수에 법적 구속력은 없으나 가급적 따르도록 하고 있으며, 원자력발전소의 인허가신청자가 10 CFR 50 의 요구 조건과 지침을 준수하는데 많은 도움을 주고 있다.

- 이 규제지침은 10개 부분으로 나누어져 원자력 생산 및 이용설비, 환경 및 부지선정,

특수 핵 물질의 보호 및 책임, 방사선 장해방어, 방사성 생성 물질, 핵연료의 제조와

재처리, 독점 금지 등을 다루고 있다.



31

ASME Boiler and Pressure Vessel Code

- ASME B & PV Code Section III (Rules for Construction of Nuclear Facility

Components) 는 미국 기계학회 보일러 및 압력용기위원회 (ASME Boiler and Pressure Vessel Committee)에서 1963년에 제정하였으며, 1967년 Winter Addenda 에 Appendix IX (Quality Assurance Requirements)을 처음으로 제정하여 품질관리에 관한 시스템 요구를 규정으로 채택

하였다.

- 1971년 Edition 에서는 Article NA-4000에 10CFR50 Appendix B 의 요건에 입각한

세부 품질보증 프로그램 요건을 작성하였다. 이는 현재 NA-4000 과 CA-4000을 통합한 내용의NCA-4000을 변경하여 Subsection NCA Article 4134.1에서 NCA 4134.18 까지 그 세부 내용이

수록되어 있다.

- 1973년의 Summer Addenda 에서는 품질보증 활동의 범위를 재료업체 및 공급자에게

까지 적용토록 하였으며, 이에 따라 ASME Section III 의 재료업체 (Metallic Material Organization)는 NCA-3800을 따르고, 비금속 재료업체 (Nonmetallic material manufacturer's and constituent supplier's) 는 NCA-3900 요건에 따르도록 하였다.



32

ASME B& PV Code Section III Subsection NCA-4000 Quality Assurance

NCA-4134.1 Organization NCA-4134.2 Quality Assurance Program NCA-4134.3 Design Control NCA-4134.4 Procurement Document Control NCA-4134.5 Instructions, Procedures and Drawings NCA-4134.6 Document Control NCA-4134.7 Control of Purchased Items and Services NCA-4134.8 Identification and Control of Items NCA-4134.9 Control of Processes NCA-4134.10 Inspection NCA-4134.11 Test Control NCA-4134.12 Control of Measuring and Test Equipment NCA-4134.13 Handling, Storage and Shipping NCA-4134.14 Inspection and Test Status NCA-4134.15 Control of Nonconforming NCA-4134.16 Corrective Action NCA-4134.17 Quality Assurance Record NCA-4134.18 Audits



33

ANSI N45.2

- 미국 연방법 10CFR50 Appendix B 에 따른 규제요건을 원자력 산업계에 적용하기

위하여는 종래의 품질보증 기준 요건에 실무 적용이 적합한 부분의 개발이 불가피하게 되었다.

- 보다 실무적인 품질보증 요건을 제정을 위하여 1969년5월 American National

Standards Committee 는 US AEC 품질보증위원과 원자력 산업분야 전문가들로 구성된 특별 조직인 American National Standards Committee N45 (Reactor Plants and Their Maintenance)를 설립하였다.

- 이 위원회는 다시 1970년에 N45.2 Subcommittee (Nuclear QA Standards)를 발족

하여 1971년 ANSI N45.2를 발행하였으며, 1971년부터 1978년까지 모두 23개의 Standards를 개발할 계획이었으나 16개 규격만 개발하여 원자력 산업계의 품질 실무에 이용되었고, 나머지는 취소되거나 다른 표준에 흡수되었다.

- 또한 이들 16개 규격은 ASME 와 공동작업을 거쳐 개발된 ANSI/ASME NQA-1 및

NQA-2 로 통합, 흡수되었다.



34

ASME NQA-1

1979년 ANSI 와 ASME 가 공동으로 NQA-1 (Quality Assurance Program

Requirements for Nuclear Facilities)를 개발하여 발행 하였으며, 그 후 계속해서Edition 과Addenda 가 발행되고 있다. 이 규격은

- 기본요건 (Basic Requirements)

- 보충요건 (Supplementary Requirements)

- 부록 (Appendices)

의 3개 부분으로 구성되어 있으며, 기본요건 및 보충요건은 필수적으로 적용되어야

하며, 부록은 필요시 지침으로 이용되고 있다

NQA-1 은 ASME B&PV Code Section III 1982년 Winter Addenda 에 채택되었으며, 1985년8월에개정된 Regulatory Guides 1.28 Revision에서 인가를 받았으며(Endorse), 1994년 개정시 NQA-2를포함하여 원자력 품질보증 요건을 제시한 통합 규격으로서

활용되고 있다.

이후 NQA-1-2000 및 NQA-1-2004를 발행하였다.



35

IEEE

ASME, ANSI 와 더불어 미국 전기/전자학회 (IEEE , The Institute of Electrical and Electronics Engineer, Inc.)에서는 원자력 산업에 사용되는 전기/전자 관련 품목의 설계/인정 관련 규격 및컴퓨터 소프트웨어 개발에 관한 규격을 개발하여 왔으며 그 중에서 원자력 품질보증과 관련된 규격은 IEEE 323, IEEE 344, IEEE 730 등이 있다.

- IEEE 323 IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear

Power Generating Stations

- IEEE 344 IEEE Recommended Practice for Seismic Qualification of Class

1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations

- IEEE 730 IEEE Standard for Software Quality Assurance Plans



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2006 KEPIC-Week

영국

영국은 유럽국가들과 같이 IAEA Safety Series 의 품질보증 요건을 채택하고 있으며,

영국의 원자력 품질보증기준은 BS 5882-1990 (A Total Quality Assurance Programme for Nuclear Installation) 에 원자력 품질보증에 관한 기본방침 및 요건이 기술되어 있다.

프랑스

프랑스 정부는 원자력발전소 설계 및 건설에 관한 품질보증 요건을 전력회사의 자주적인 운영에 일임하여 왔다.

프랑스 전력회사 (EDF)와 원자로 제작회사 Framatome은 1977년 그간의 표준 원자력발전소 설계및 건설 경험을 바탕으로 일관된 원자력발전소 공업규격의 편찬 작업에 착수하였으며, 그 결과1979년~1981년 사이에 다음과 같이 6개 분야로 구성된 RCC Code를 개발하여 이용하고 있다.


제 4 장 유럽국가의 동향

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2006 KEPIC-Week

- RCC-P : 900MWe 급 PWR 계통에 관한 규정

- RCC-G : 900MWe 급 PWR 토목에 관한 규정

- RCC-I : PWR의 화재예방 및 방호에 관한 규정

- RCC-M : PWR의 기계기기에 관한 규정

- RCC-E : Nuclear Island의 전기장비에 관한 규정

- RCC-C : PWR의 원자력발전소 연료에 관한 규정

상기 Code 의 특징은 원자로형 및 용량별로 구분하여 작성되어 있다는 것이며, 이중에서 원자력발전소용 주기기 제작에 관한 품질보증 요건은 RCC-M 의 A5000, RCC-E 의 A5000 등에 규정되어 있으며 내용적으로는 국제원자력기구가 제정한 IAEA Safety Series 의 품질보증 요건에 따르도록 되어있다.



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2006 KEPIC-Week

독일

독일은 유럽국가들과 같이 IAEA Safety Series 의 품질보증 요건을 채택하고 있으며,

독일의 품질보증기준은 연방 내무성 (BMI)에서 발표한 원자력발전소 안전기준의 Section 2.1 "Quality Assurance"에 품질보증에 관한 기본방침이 간략히 기술되어

있다.

이를 뒷받침하는 상세한 지침은 원자력안전표준위원회 (KTA)에서 1980년 제정한 KTA-1401 "품질보증기준 일반요건“에 12개 항목으로 구분하여 기술되어 있다.

독일의 품질보증의 특징은 미국의 시스템 지향적 (System-oriented) 품질보증과는 달리 제3검사기관 (TÜV)의 설계심사, 제작검사, 시운전 등에 의한 제품 지향적 (Product-oriented) 품질보증에 중점을 두고 있다는 점이다.



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2006 KEPIC-Week

일본의 원자력발전소 건설의 품질보증기준은 1972년 일본전기협회의 전기기술기준조사위원회에서 JEAG 4101 "원자력발전소 건설의 품질보증 지침“을 개발하여 적용하였다. JEAG 4101은 일본전기 시험법에 기초를 두어 개발 한 것으로 최소한의 법적 사항을 준수하기 위하여 작성한 민간규정이다.

일본에서 원자력발전소를 건설하기 시작한 초기에는 미국의 10CFR50 Appendix B를 기초로 하여 원자력발전소의 설계에서 시운전까지의 각 단계에서의 품질보증요건을 포괄적으로 작성하였다.

그러나 1981년에 IAEA 50-C-QA를 참고로 하여 일본의 국내 실정에 맞도록 개정하였으며, 그 내용은 초기의 IAEA 규격에 따른 13개의 항목으로 구성하였다.

이후 1985년 개정판에서는 운전단계의 품질보증에 관한 일반사항이 추가되었으며, 관련 후속기준이 IAEA Safety Series 의 품질보증 요건을 참고로 하여 다음과 같이 발행하였다.


제 5 장 일본의 동향

40

2006 KEPIC-Week

- JEAG 4101-1985 원자력발전소의 품질보증지침

- JEAG 4102-1986 원자력발전소의 품질보증계획 책정지침

- JEAG 4104-1986 원자력발전소의 설계관리지침

- JEAG 4105-1986 원자력발전소의 조달관리지침

- JEAG 4106-1986 원자력발전소의 제작, 설치지침

- JEAG 4107-1987 원자력발전소의 운전, 보수지침

- JEAG 4108-1985 원자력발전소의 품질기록관리지침

- JEAG 4109-1985 원자력발전소의 품질보증감사지침


제 5 장 일본의 동향

41

IAEA Safety Standards Series 개요

1957년, 원자력의 평화적 이용을 위한 연구와 국제적인 공동관리를 위하여 국제연합총회 아래 설치된 IAEA (국제원자력기구, International Atomic Energy Agency)는 2004년11월 기준으로 138개국 회원국 (Member States)을 보유하면서 핵안전환경 보호기준 설치, 기술협력을 통하여 전력생산을 포함한 원자력의 실용적 응용을 지원하고 있다.

IAEA Safety Series 는 다음과 같이 4가지로 분류하여 발행하고 있다.

- Safety Fundamentals (silver cover) : 안전 확보를 위한 기본 목적, 개념 및 원리

- Safety Standards (red cover) : 특별한 활동 또는 적용 분야에서 안전 확보를 만족

하게 달성 할 수 있는 기본 요건

- Safety Guide (green cover) : 기본 요건 충족과 관련 있는 국제경험에 기초를 둔

권고 사항

- Safety Practices (blue cover) : 안전 표준 (Safety Standards) 또는 안전 지침

(Safety Guides)의 적용에 사용 할 수 있는 실제 사례와 세부 방법


제 6 장 국제원자력기구의 동향

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IAEA

Structure of Safety Standards for MANAGEMENT SYSTEMS – current status

General safety (applicable to all areas)

Safety of nuclear facilities

Radiation protection & safety of rad. sources

Safe management of radioactive waste

Safe transport of radioactive material

DS338: Management Systems Requirements

DS339: M.S. Generic GuidanceDS113: M. S. for Regulatory Bodies

DS349: M. S. for Nuclear Facilities

DS315: M. S. for Tech. Ser. in Rad. Saf.DS319: M. S. in Rad. Saf. for Users

DS336: M. S. for Treat., Handl. and Stor….DS337: M. S. for Saf. of Rad. Was. Disp….

DS326: M. S. for Safe Transp. of Rad. Mat.

SS five areas



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IAEA 에서는 안전에 대한 중요정보를 알려주는 Proceeding Series, Technical Reports Series 및IAEA-TECDOC Series를 발간하고 있다.

IAEA Safety Standards 는 Safety Fundamentals, Safety Requirements 및 Safety Guides 로 분류하고 있다.

IAEA Safety Standards 는 회원국에게 법률상의 의무를 지우는 강제규정은 아니나 그 국가에서채택하도록 유도하고 있다. 이 규정의 채택과 실행의 최종 결정에 대한 책임은 회원국에 있다.

IAEA 에서는 Safety Series 운영에 있어서 어떠한 인증서 (Certificate)도 발행하지 않는다.



44

Safety Series No.50-C/SG-Q : QA Requirements and safety Guides

Code : Quality assurance for safety in nuclear power plants and other nuclear

installations Safety Guides :

Q1 : Establishing and implementing a quality assurance programme

Q2 : Non-conformance control and corrective actions

Q3 : Document control and records

Q4 : Inspection and testing for acceptance

Q5 : Assessment of the implementation of the quality assurance programme

Q6 : Quality assurance in procurement of items and services

Q7 : Quality assurance in manufacturing

Q8 : Quality assurance in research and development

Q9 : Quality assurance in siting

Q10 : Quality assurance in design

Q11 : Quality assurance in construction

Q12 : Quality assurance in commissioning

Q13 : Quality assurance in operation

Q14 : Quality assurance in decommissioning



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Management System 의 Safety Standards 최근 동향

IAEA

Quality Control

Quality Assurance

(Total) Quality Management

(Integrated) ManagementSystems

Time

Safe

ty &

Per

form

ance

Evolution to Management Systems

Managing the totality of stakeholder objectives (safety, quality, health, environment, …)



46

IAEA 에서는 품질보증기준을 경영시스템 (Management System)개념으로 변경하기 위하여 1996년 발행 한 Safety Standards 50-C/SG-Q (Quality Assurance for Safety in Nuclear Power Plants and Other Nuclear Installations) 에 대한 개정작업을 수행하여왔다. 이것은 경영관리(Management), 성능(Performance), 평가(Assessment)의 3가지 구조로 구성되며, 공정 접근방법 (Process Approach)으로 되어있다.

IAEA 와 ISO (International Organization for Standardization) 비교 검토를 위하여 50-C/SG-Q 와 ISO 9001:2000 에 대한 비교검토보고서를 2002년3월 Safety Report Series No.22 (Quality Standards : Comparison between IAEA 50-/SG-Q and ISO 9001:2000)으로 발행하였으며, 이것을 기준으로 2002년10월 IAEA 와 Formatom (European Atomic Forum, 브루셀) 간의 공동Workshop을 개최하였다.

IAEA Safety Standard 50-C/SG-Q ( QA Requirements and Safety Guides) 개정의 이유는 ISO 9001:2000 (Management System Standards) 의 등장 및 적용과 IAEA/FORMATOM 워크숍에서논의된 변화의 필요성, 시장 및 산업계에서 통합 경영시스템으로의 환경변화에 대처하고 ISO 9001:2000과 조화 (harmonization)를 이루기 위함이다.



47

경영시스템(Management System)의 진보과정은 품질관리(Quality Control), 품질보증 (Quality Assurance), 품질경영 (Total/Quality Management)으로 진행되고 있으며, 앞으로는 안전, 품질, 보건, 환경을 모두 취급하는 통합 경영시스템 (Integrated/ Management Systems)으로 발전하는것이다.

품질관리는 제조공정 후에서 부적합 제품을 가려내는 것이며, 품질보증은 품질활동이 전 제조공정 동안에 실행되도록 하는 것이며, 품질경영은 공정에 관여되는 구매자 및 공급자의 모든 사람이관여하는 것이며, 경영시스템은 이해당사자 (stakeholder)의 목적 (안전, 품질, 보건, 환경 등)을통합적으로 경영관리 하는 것이다.

과거의 품질관련 개념이 이렇게 변천, 발전되고 있음으로 IAEA 에서는 이해 대처하기 위하여 새로운 품질경영시스템을 구상하여 DS 338 (Management System Requirements)을 개발하였다.

DS 338의 용어의 배열, 순서, 구성은 ISO 9001:2000 형식을 따랐으며, 안전에 영향을 주는 필요한 사항을 검토하여 DS 338에 포함시켰다.



48

ISO 9001:2000에 포함되지 않은 안전에 관계되는 추가 내용을 다음과 같이 포함시켰다. 즉 요건의 등급화, 독립적인 확인, 지식 경영, 안전문화, 자기 평가 등을 추가하여 SS 50-C/SG-Q (1996)은 다음과 같이 구성하였다.

50-C-Q Code Quality Assurance →

DS 338 Requirements on Management System (Safety Requirements)

50-SG-Q1 to Q7 Safety Guides →

DS 339 Generic Guidance on Management System (Safety Guides)

50-SG-Q8 to Q14 Safety Guides →

DS 349 Specific Guidance for Management System of Nuclear Facilities

(Safety Guides)



49

IAEA

IAEA source material for DS 338, DS 339 and DS349

50-SG-Q1 to Q7Safety Guides

50-C-Q CodeQuality Assurance

DS 339 Generic Guidance on Management Systems

DS 338Requirements on

Management Systems

SS 50-C/SG-Q (1996)

50-SG-Q8 to Q14Safety Guides

DS 349 Specific Guidance for MS

Of Nuclear Facilities

+ new material

+ new material

+ new material



50

DS338 은 2005년11월 완료하고 회원국의 검토와 IAEA 의 승인을 받은 후에 2006년8월에 DS338은 GS-R-3으로, DS 339는 GS-R-3.1 로 발행 하였다.

GS-R-3 The Management System for Facilities and Activities Safety Requirements

GS-R-3.1 Application of the Management System for Facilities and Activities Safety Requirements

이 내용에는 ISO 9001:2000 의 내용만으로는 지식과 안전문화 측면에서 원자력의안전에 충분하지 않다고 판단하여 새로운 내용을 추가하였다.

DS338 의 기본 골격은 ISO 9001:2000 이며, 여기에 Member States에서 검토 의견으로 제시한 요건의 등급화, 독립적인 확인, 지식 경영, 안전 문화 및 자기 평가에 대한 내용을 추가하여 개발 하였다.



51

원자력 품질보증 기준의 국제적인 동향의 변화는 크게 두가지로 대별 할 수 있다.

- 첫째는 미국의 10CFR50 Appendix B의 기본 요건을 적용하여 산업계에서 품질보증 활동에 실행

하는 NQA-1 기준의 변화 및 향후 활동,

- 둘째는 국제원자력기구(IAEA)에서 발행 한 Safety Series 50-C/SG-Q를 G.S-R-3 지침으로

새롭게 개발하여 적용한다는 것이다.

NQA-1 은 그 내용면에서 획기적인 변경은 없으나, 2000년 Edition 과 2004 Edition에서 일부

내용과 구성을 달리하였으며, 번호 체계를 새롭게 하였다.

NQA-1 의 추진과제 중에 최신판에 대한 규제당국 (NRC) 의 인가(endorse)업무가 있으며, 2006년도에는 NRC 와 포괄적으로 해결 할 목적을 세우고 진행중에 있다.

IAEA 에서는 지난 수년간 DS338을 개발하여 기존의 50-C/SG-Q를 완전히 변경하여 ISO 9001 개념에 안전성을 보완한 G.S-R-3 (The Management System for Facilities and Activities)을

발행하였다.

즉, 미국과 IAEA 두 기구에서 발행한 품질보증 기준을 근간으로 각국에서 나라의 형편에 맞게

일부를 수정하여 적용하고 있는 것이 국제적인 추세이다.


제 7 장 국제동향 대응 방안

52

이에 대한 대응 방안으로 우리나라는 운전 및 건설 중인 원자력발전소는 대부분 미국의 제도를 도입하였으므로 미국의 원자력 품질보증 기준을 적용하여야 할 것이다.

그러나 원자력발전소 운영에 있어서는 핵물질 사찰 등 IAEA 의 통제하에 있다는

점을 고려한다면 IAEA 의 안전규제에 따라야 하므로 IAEA 의 원자력 품질보증 기준에 대한 사항도 고려해야 할 것이다.

- 국가 규제요건 및 기준의 부분 개선

- 산업계 기술발전에 따른 적용기준의 개선

- ASME NQA 2006년 동향 조사 및 규제당국의 인가 사항 입수

- IAEA 2006년 동향 조사 및 G.S-R-3 의 적용 현황 파악

- 원자력 품질보증 프로그램과 관련이 있는 세계적인 기구의 전담 조직구성 및

지속적인 참여 추진 (ASME NQA, IAEA 등)


제 7 장 국제동향 대응 방안

53

세계의 원자력 품질보증의 동향은 자국의 규제 요건은 각국의 원자력 및 발전설비

법에 따라 적용되고 있으나, 원자력 발전소 건설과 운영에 있어서 발전소 소유주와산업계의 품질보증 적용기준은 미국의 기준과 유럽연합 기준으로 대별 할 수 있다.

우리나라는 원자력발전소 건설 초기에서 지금까지 미국의 품질보증 기준을 적용하였으며, 미국의 기술기준제도에 대부분 익숙해져 있는 실정이다.

이에 따라 기술자립의 일환으로 우리의 기술기준인 KEPIC을 개발하여 그 동안 일부발전소에 부분적으로 적용하였으나, 신고리 원자력발전소 1,2호기 및 신월성 원자력발전소 1,2호기, 신고리원자력발전소 3,4호기는 KEPIC을 적용하여 건설하고 있다.

KEPIC QAP 는 ASME NQA-1을 참조기준으로 제도적인 사항을 일부 우리나라의

실정에 맞게 보완하여 번안하였다. 따라서 그 간의 틀은 NQA-1 의 범위를 크게 벗어날 수 없다고 본다.

다만 NQA-1 의 변천과정을 조사 연구하여 지속적인 QAP 개발에 적용하는 것을 제안한다.


제 8 장 결 론

54

아울러 유럽국가를 비롯한 일부 나라에서 IAEA 안전지침을 적용하고 있으므로IAEA Member State 로서의 역할을 고려하여 국제원자력기구의 품질시스템 기준에대한 검토도 지속적으로 수행하여야 할 것이다.

원자력 품질보증 기준의 운영에서 다음과 같은 과제를 가지고 지속적인 활동을 수행하는 것을 제안한다.

- 원자력시설의 안전성 확보에 대한 대중 수용성 접목

- 국제 동향의 지속적인 정보 확보 및 참여 방안 수립

- 우리나라 문화와 경험을 반영한 품질보증 프로그램 개발

- 비용과 효율성을 고려한 품질보증 프로그램 연구 개발


제 8 장 결 론

55

감사합니다감사합니다..((주주))코센코센 / / 품질기술사업실품질기술사업실

하하제제대대 상무상무

EE--Mail : Mail : [email protected]@kocen.com전전 화화 : 031: 031--777777--85268526

끝끝

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