KR101089892B1 - 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발사건 리스크/성능 영향 분석 시스템 및 그 운용 방법 - Google Patents

Abstract

고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 및 방법이 개시된다. 원자력 발전소의 시험 및 정비로 인한 인적유발 리스크 및 성능 영향을 분석하는 방법에 있어서, 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법은 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오를 고장수목으로 작성하는 단계, 상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)을 선정하는 단계, 순환논리(circular logic)를 제거하는 단계, 상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계 및 상기 발전소의 시험 및 정비과정에서 발생하는 기계적 요인 또는 인적요인에 의한 정지 가능성 또는 전기 출력 감소분을 계산하는 단계를 포함한다. 따라서, 고장수목을 작성하는 데 있어 다양한 발전소의 운전 조건, 즉, 터빈 사이클의 시험 또는 정비 상황을 용이하게 반영할 수 있는 이점이 있고, 기기의 고장에 따라 발전소 정지 가능성 및 전기 출력의 감소분을 계산하여 위험도뿐 아니라 금전적인 면에서의 손실을 동시에 평가할 수 있는 이점이 있다.

확률론적 위험도 평가(Probabilistic Safety Assessment), 발전 위험도 평가(Generation Risk Assessment), 인적유발사건(Human Induced Event), 고장수목(Fault Tree), 랭킨사이클(Rankine Cycle), 브레이튼 사이클(Brayton Cycle)

Description

고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발사건 리스크/성능 영향 분석 시스템 및 그 운용 방법{A system for analyzing the effect of human-induced events on risk/performance using fault trees and turbine cycle simulation and the operation method thereof}

본 발명은 발전 위험도 평가(Generation Risk Assessment) 과정의 주요 구성 요소 중의 하나인 고장수목분석 (Fault Tree Analysis)을, 랭킨 사이클 (Rankine Cycle) 또는 브레이튼 사이클 (Brayton Cycle)에 기반하여 전기를 생산하는 과정의 시뮬레이션을 수행하는 전산 코드와 결합하여, 발전소의 정지 가능성확률 및 출력 감소 예상치를 계산할 수 있는 방법과 이 방법으로 구성된 인적유발사건 리스크/성능 영향 분석 시스템에 관한 것이다.

원자력발전 분야에서는 효율적(즉, 재원은 최소로 들이면서 효과는 최고로 나타낼 수 있는)인 안전성 향상을 도모하기 위하여 위험도를 정량화하는 방법에 대하여 많은 연구가 수행되고 있다.

상술한 위험도를 정량화하는데 있어, 불확실성을 포함하고 있는 기기 고장률 또는 인적 오류에 대한 통계적인 처리 기법과 발전소에서 발생할 수 있는 사고 시 나리오를 논리적으로 전개하기 위한 방법을 조합한 일련의 안전 해석 방법론을 확률론적 위험도 평가(PRA; Probabilistic Risk Assessment)라고 한다.

상기 PRA는 1970년대 중반에 처음으로 실질적인 가능성이 입증되었으며, 1980년대 들어 실제 원자력발전 사업자들이 이를 실제로 적용함으로써 안전성을 정량화한 결과를 발전소의 설계, 운전, 정비, 그리고 규제 분야에 활용하기 시작하였다.

상기 PRA는 본래 원자력발전소의 안전성을 정량화하는 것이 목적이었기 때문에, PRA에서는 원자력발전소로부터 방사능이 누출되는 것과 직접적인 관련이 있는 사고 시나리오만을 대상으로 분석을 수행해 왔다.

그러나 PRA 방법의 발달은 2000년대에 들어 발전 위험도 평가(GRA; Generation Risk Assessment)라는 새로운 응용분야로의 확장을 가능하게 하였다. GRA는 기기 고장률 또는 인적 오류에 대한 데이터를 활용하고, 발전소의 사고 시나리오를 분석하는 등의 방법론적인 측면은 PRA와 유사하지만, 기존의 PRA가 다루지 않는 부분을 다루고 있다는 점에서 구별된다. PRA에서는 1) 발전소가 정지되는 시점 이후부터의 시나리오를 분석하고, 2) 주로 원자로를 포함한 일차계통의 건전성을 주로 다루고 있으며, 3) 발전소 정지 이후에 잔열제거가 원활히 이루어지지 않아 노심이 손상되는 확률을 계산하는데 초점을 맞추고 있다.

이와는 달리, GRA에서는 1) 발전소가 정지되는 시점까지의 시나리오를 분석하고, 2) 발전소 정지에 기여하는 빈도가 높은 터빈 사이클, 즉 이차계통에 대한 건전성을 주로 다루고 있으며, 3) 발전소 정지 가능성이 변함에 따라 노심이 손상 되는 확률이 변화되는 정도뿐만 아니라, 발전소가 정지되지 않는 시나리오에서 대해서도 전기 출력의 감소분을 계산하여 금전적인 손실의 평가가 가능하다는 점에서 기존의 PRA와는 구분된다.

일반적으로 GRA는 PRA와 방법론은 많은 부분 공유하지만, 더 넓은 범위에서의 발전소 분석이 필요하기 때문에, PRA의 방법론과 정확히 일치하지는 않는다. 특히 기기 고장 또는 인적 오류로 인하여 발전소가 정지되기까지의 논리적 전개 과정에서 기존에 일차계통만을 다룬 고장수목과는 달리 터빈 사이클, 즉 이차계통에 초점을 맞추어야 하기 때문에 기존의 PRA에서는 나타나지 않았던 상황을 표현할 수 있어야 한다.

또한, 인적유발사건 리스크/성능 영향 분석은 확률론적 위험도 평가에 비하여 더 넓은 범위에서의 발전소 분석이 필요하기 때문에, 확률론적 위험도 평가에서 사용되는 방법론만으로는 수행되기 어렵다.

또한 확률론적 위험도 평가의 주요 구성 요소 중의 하나인 고장수목 역시 훨씬 다양해진 발전소의 운전 조건을 모두 모델링하기에 어려운 측면이 있기 때문에 이에 대한 개선이 필요하다.

상술한 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 일 목적은 GRA에서 고장수목분석(FTA)을 활용할 수 있도록, 발전소에서 전기 생산을 담당하는 랭킨사이클 또는 브레이튼사이클의 시뮬레이션과 고장수목을 연계하는 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 및 방법을 제공함에 있다.

본 발명의 다른 목적은, 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적 요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오를 분석할 수 있는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 및 방법을 제공함에 있다.

본 발명의 또 다른 목적은 고장수목을 작성하는데 있어 발전소의 운전 조건을 고려할 수 있도록 터빈사이클 시뮬레이션 결과를 활용할 수 있는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 및 방법을 제공함에 있다.

상술한 본 발명의 목적들을 달성하기 위한 본 발명의 바람직한 실시예에 따르면, 원자력 발전소의 시험 및 정비로 인한 인적유발 리스크 및 성능 영향을 분석하는 방법에 있어서, 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법은 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지 의 시나리오를 고장수목으로 작성하는 단계, 상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)을 선정하는 단계, 순환논리(circular logic)를 제거하는 단계, 상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계 및 상기 발전소의 시험 및 정비과정에서 발생하는 기계적 요인 또는 인적요인에 의한 정지 가능성 또는 전기 출력 감소분을 계산하는 단계를 포함한다.

여기서, 상기 정점사건은 상기 발전소의 정지를 일으키는 신호를 포함하는 것이 바람직하며, 상기 발전소의 정지를 일으키는 신호는 노심을 보호하기 위한 원자로 정지신호, 터빈을 보호하기 위한 터빈 정지신호 또는 발전기를 보호하기 위한 발전기 정지신호 중 적어도 하나를 포함한다.

또한, 상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)을 선정하는 단계는 상기 정점사건을 확률론적 위험도 평가(PRA; Probabilisic Risk Assessment) 방법의 초기사건으로 선정하는 단계를 더 포함하는 것이 바람직하다.

그리고, 상기 순환논리(circular logic)를 제거하는 단계는 상기 고장수목으로부터 최소단절집합(Minimal Cutset)을 계산하고, 불린(Boolean) 연산자에 기반한 기준에 따라 순환논리를 제거하도록 하는 것이 바람직하다.

또한, 상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계는 사용자에 의해 기본 사건 및 주요 발전소 변수가 입력되는 단계, 터빈 사이클 시뮬레이션에 입력된 상기 기본사건과 상기 발전소 변수를 전달하는 단계, 상기 입력된 기본 사건에 인적오류가 발생하였음을 가정하여 터빈 사이클의 정상적인 형상을 수정하는 단계, 터빈 사이클 시뮬레이션을 수행하는 단 계, 발전소의 정지여부를 확인하는 단계, 상기 발전소가 정지되지 않은 경우에는 상기 시뮬레이션으로부터 결정된 출력감발 현황을 사용자 인터페이스로 제시하는 단계, 상기 발전소가 정지되는 것이 확인되는 경우, 기본사건의 모든 가능한 조합을 이용하여 시뮬레이션을 재 수행하는 단계, 발전소 정지 신호가 발생되는 기본 사건의 조합을 선정하는 단계, 상기 선정된 기본 사건의 조합에 따라 논리게이트를 선정하는 단계, 선정된 상기 논리게이트의 값에 따라 각각의 최소단절집합을 재계산하는 단계, 정점사건을 정량화하는 단계 및 각 최소단절집합의 중요도를 계산하는 단계를 포함한다.

또한, 상기 사용자에 의해 입력되는 기본사건은 상기 발전소의 시험 및 정비 절차 과정에서 인적 오류가 발생할 가능성이 있는 기본사건이며, 상기 주요 발전소 변수는 상기 기본사건하에서의 원자력 출력, 주증기 압력, 해수온도 또는 주급수 유량 중 적어도 하나를 포함하는 것이 바람직하다.

또한, 상술한 본 발명의 목적들을 달성하기 위한 본 발명의 바람직한 실시예에 따르면, 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템은 사용자에 의해 기본사건 및 주요 발전소 변수가 입력되는 입력 모듈, 입력된 상기 기본 사건 및 주요 발전소 변수에 따라 발전소의 터빈 사이클을 시뮬레이션 하는 시뮬레이션 모듈, 고장수목을 생성하고 최소단절집합을 계산하며, 정점사건의 정량화 및 각 최소단절집합의 중요도를 계산하는 고장수목모듈 및 상기 고장수목모듈에서 계산된 상기 정점사건의 정량화 결과 및 최소단절집합의 중요도를 제공하는 사용자 인터페이스를 포함한다.

본 발명에 따르면, 고장수목의 크기와 복잡성을 최소화하여 형상관리가 용이한 효과가 있고, 고장수목을 작성하는 데 있어 다양한 발전소의 운전 조건, 즉, 터빈 사이클의 시험 또는 정비 상황을 용이하게 반영할 수 있는 이점이 있다.

또한, 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적 요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오를 분석할 수 있는 이점이 있다.

또한, 확률론적 위험도 평가에서 사용되는 방법론과 병행하여 사용됨으로써, 인적인 요소에 의한 리스크 및 성능에 대한 영향을 용이하게 분석할 수 있는 효과가 있다.

또한, 기기의 고장에 따라 발전소 정지 가능성 및 전기 출력의 감소분을 계산하여 위험도뿐 아니라 금전적인 면에서의 손실을 동시에 평가할 수 있는 이점이 있다.

또한, 발전소 정지에 기여하는 빈도가 상대적으로 높은 터빈 사이클, 즉, 이차계통에 포함된 기기의 고장으로 인한 영향을 평가할 수 있는 효과가 있다.

이하 첨부된 도면들을 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예를 상세하게 설명하지만, 본 발명이 실시예에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 참고로, 이하 설명에서는 구성 및 기능이 거의 동일하여 동일하게 취급될 수 있는 요소는 동일한 참조번호로 특정될 수 있다.

본 발명의 바람직한 실시예에 따른 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법을 도 1을 참조하여 설명하면 다음과 같다. 도 1은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법을 순서대로 도시한 순서도이다.

이에 도시된 바와 같이, 상기 인적 유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법은 먼저, 고장 수목(falut tree)을 작성하는 단계(S1)를 거친다.

여기서, 상기 고장 수목을 작성하는 단계(S1)는 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오를 통해 작성된다.

다음, 상기 고장 수목의 정점 사건(top event)를 선정하는 단계를 거친다. 이 때, 기존 기존 PRA에서는 일반적으로 고장수목의 정점사건으로서 특정 설비의 고장(Failure, Malfunction, Abnormality 등)을 선택하였다. 이는 고장수목과 사건수목(Event Tree)의 분기점을 연결시키기 위함이었다. 그러나 GRA의 관점에서는 일반적으로 터빈 사이클의 사건수목을 작성하는 것이 매우 어렵고, 사고 시나리오를 표현하는데 있어서도 효용성이 없기 때문에, 굳이 고장수목과 사건수목의 연결을 고려할 필요는 없다.

이 때, 도 2는 도 1의 정점 사건을 선정하는 단계에서 선정된 정점 사건의 PRA 분석 활용에 대한 단계를 더 포함하는 것을 도시한 순서도이다. 이에 도시된 바와 같이, 상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)을 선정하는 단계(S2)는 상기 정점사건을 확률론적 위험도 평가(PRA; Probabilisic Risk Assessment) 방법의 초기사건으로 선정하는 단계(S21)를 포함한다.

여기서, 상기 정점 사건은 상술한 연유로 인해 상기 발전소의 정지를 일으키는 신호를 포함한다. 이 때, 상기 발전소의 정지를 일으키는 신호는 노심을 보호하기 위한 원자로 정지신호, 터빈을 보호하기 위한 터빈 정지신호 또는 발전기를 보호하기 위한 발전기 정지신호 중 적어도 하나를 포함한다.

이에 따라, 상기 정점 신호, 즉, 발전소의 정지를 일으키는 신호를 정점사건으로 선정하여 고장수목을 작성하면, 기존 PRA의 초기사건(Initiating Event)에 연결이 가능하므로, 터빈 사이클에서 문제가 발생하여 터빈 또는 발전기 정지, 그리고 이로 인하여 원자로 정지가 발생하는 상황을 논리적으로 추적할 수 있는 이점이 있다. 도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따라 작성되는 고장수목과 이를 기존의 PRA 모델에 초기사건으로 선정하는 것을 예시한 예시도이다.

이 때, 상술한 정점 신호는 다양한 발전소의 정지를 일으키는 신호로 선정될 수 있으며, 이러한 정점신호를 노심을 보호하기 위한 원자로 정지신호, 터빈을 보호하기 위한 터빈 정지신호 및 발전기를 보호하기 위한 발전기 정지신호로 구분하여 차례대로 제시한 표 1 내지 표 3은 다음과 같다.

이다.

이에 제시된 바와 같이, 표준형 원자력발전소의 경우 노심을 보호하기 위한 원자로 정지신호가 14개, 터빈을 보호하기 위한 터빈 정지신호가 15개, 그리고 발전기를 보호하기 위한 발전기 정지신호가 12개가 마련되어 있다.

상기 표 1 내지 표 3에 제시된 각각의 정지신호는 서로 독립적인 정지신호들도 있으며, 상호 연관성이 있는 것도 있다. 상기 정지신호 중에서 터빈 사이클 또는 이차계통의 문제로 인하여 발생할 가능성이 있는 것을 정점사건으로 간주하고, 이를 일반적인 고장수목 작성 절차에 따라 논리적으로 분해하여 기본사건까지 다다르게 된다. 정점사건을 선정하는데 있어 ‘수동정지’의 경우는 관련 비정상운전절차서 등을 분석하여 자동으로 원자로, 터빈 또는 발전기 정지에는 이르지 않지만 운전원의 판단에 의하여 수동으로 정지에 이르는 상황을 파악한 뒤, 고장수목을 작성하게 된다.

다음, 순환 논리(circular logic)를 제거하는 단계(S3)를 거친다.

현재 국내에서 가동 중인 원자력발전소는 모두 증기터빈을 사용하는 랭킨사이클에 기반하여 전기를 생산하고 있지만, 해외에서 가동 중인 일부 원자력발전소 등은 가스터빈을 사용하는 브레이튼사이클에 기반하여 전기를 생산하기도 한다. 일반적으로 랭킨사이클은 냉각수를 순환시키면서 전기를 생산하고, 브레이튼사이클은 냉각기체를 대기로 배출하면서 전기를 생산하게 된다.

냉각수가 순환되는 구조인 랭킨사이클의 경우, 고장수목을 작성할 때 순환논리가 종종 발생한다. 좀 더 상세히 설명하기 위하여 도 4를 제시한다. 도 4는 표준형 원자력 발전소의 랭킨 사이클의 구성을 도시한 개략도이다.

이에 도시된 바와 같이, 상기 원자력발전소의 랭킨사이클은 냉각수가 증기발생기(Steam Generator; SG)에서 원자로의 열을 전달 받아 증기 상태로 변화한 뒤, 출구로 방출되어 터빈(High Pressure Turbine; HP TBN 및 Low Pressure Turbine; LP TBN) 및 복수기(Condenser)를 거치면서 물로 변환된 다음, 주급수펌프(Feedwater Pump; FWP) 등을 거쳐 다시 증기발생기로 유입된다.

랭킨사이클의 효율을 높이고, 터빈을 보호하기 위하여 터빈 사이에는 습분분리재열기(Moisture Separator and Reheater; MSR)가 설치되고, 복수기 후단에서 증기발생기 입구 사이에는 5-7단의 급수가열기(Low Pressure Feedwater Heater; LP FWH)가 설치된다. 급수가열기는 터빈으로부터 일정량의 증기를 공급받기 위한 배관이 설치되어 있다.

여기서, 예를 들면, 상기 랭킨 사이클 내의 증기발생기의 고장 원인을 추적하게 되면, 주급수 펌프가 원인이 되고, 다시 주급수 펌프의 고장 원인을 추적하게 되면, 터빈 및 복수기가 원인이 되며, 이러한 터빈 및 복수기의 고장 원인을 추적하게 되면 다시 증기 발생기가 고장의 원인이 되는 순환논리를 형성하게 된다.

이 때, 상기 순환논리를 제거하는 단계(S3)는 상기 고장수목으로부터 최소단절집합(Minimal Cutset)을 계산하고, 불린(Boolean) 연산자에 기반한 기준에 따라 순환논리를 제거하도록 구비된다.

즉, 고장수목의 정점사건으로부터 하부로 내려가면서 불린 연산자에 기반한 기준에 따라서 순환논리를 만드는 사건을 찾아 자동적으로 제거되도록 하며, 이러한 방법은 한국원자력연구원에서 개발한 KIRAP(KAERI Integrated Reliability Analysis Package) 소프트웨어를 이용하여 고장 수목을 작성한 다음 최소단절집합을 계산하게 되면 이러한 과정에서 자동적으로 순환논리가 제거된다.

다음, 상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계(S4)를 거친다. 여기서, 좀 더 상세한 설명을 위하여 도 5를 제시한다. 도 5는 상기 기본사건을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계를 상세히 순서대로 도시한 순서도이다.

이 때, 본 발명의 바람직한 실시예에서는 GRA를 수행하기 위한 고장수목을 작성하는데 있어, 발전소 시험 및 정비와 관련된 기본사건이 포함될 수 있도록 하는 방법을 설명하고 있다. 일반적인 고장수목을 작성하는 방법과는 달리 시험 및 정비와 관련된 기본사건이 포함되기 위해서는 다음과 같은 세 가지 요인을 고려하여야 한다.

첫째는 GRA에서는 발전소 정지 또는 급격한 출력감소뿐만 아니라 소량의 전기출력 감소분에 대한 가능성도 계산하는 것을 목표로 하고 있기 때문에, 기존의 PRA에서 작성되는 고장수목의 대상 범위보다 GRA의 고장수목의 범위가 넓다. 보통 이차계통의 대부분의 설비를 포함하게 되는데, 특히 시험이나 정비 도중의 기계적인 요인이나 인적 오류를 기본사건에 반영하게 되면, GRA에서 요구하는 대상 계통이 매우 방대해 질 뿐 아니라 고장수목의 크기와 복잡성이 기하급수적으로 증가하여 형상관리가 매우 어려워진다.

두 번째로 고려할 원인은 고장수목을 작성하는데 있어 터빈 사이클의 시험 또는 정비 상황을 반영해야 한다는 점이다. 고장수목은 발전소가 정지되는 과정을 논리적으로 표현한 것으로서, 모든 가능한 고장모드를 분석하고 이를 기본사건으로 조합하여 만든 것이다. 따라서 고장수목의 기본사건들도 만들어진 최소단절집합(Minimal Cutset)은 원자로, 터빈 또는 발전기 정지신호를 발생시키는 결정론적인 원인이라고 할 수 있다. 그런데 발전설비의 시험 또는 정비는 대상, 절차, 범위 등이 일정하게 정해진 경우 (예컨대 계획예방정지시 수행되는 시험 및 정비)뿐만 아니라 상황에 따라서 달라지는 경우 (예컨대 불시정지로 인하여 수행되는 정비)도 대다수 존재한다. 이러한 상황을 모두 고려하여 고장수목을 구성하는 것은 실제로 불가능하며, 기존의 고장수목과는 다른 방법으로 최소단절집합이 구성되어야 한다.

마지막으로 고려할 요인은 발전소 정지 여부를 분석하기 위한 터빈 사이클의 운전 조건이다. 발전소 운전 조건의 대다수는 온도, 압력, 유량 등 연속적인 변수이며, 이들의 조합으로 고장 논리를 표현하는 것은 매우 어려운 일이다.

두 번째 요인과 세 번째 요인에 대한 좀 더 상세한 설명을 위하여 도 6을 제시한다. 도 6은 운전 조건을 반영한 고장 수목의 구성을 설명하기 위하여 도시한 예시도이다.

이에 도시된 바와 같이, 발전기를 정지시키는 신호 중, 예시로 제시된‘복수기 진공 저-저’ 신호를 발생시킬 수 있는 요인으로서 복수기에 연결된 배관의 밸브 A, B, C의 여닫힘 상태가 가능하며, 복수기 내부의 튜브로 흐르는 냉각수의 온도도 복수기 진공에 영향을 끼치게 된다.

따라서 GRA에서 활용할 고장수목에서 ‘복수기 진공 저-저’ 신호의 원인을 찾기 위해서는, 각 냉각수 온도에 대해서 밸브 A, B, C의 여닫힘 상태의 조합을 만들어 줘야 하며, 어떠한 조합이 실제로 발전소를 정지시키는지에 대해서는 사전에 시뮬레이션 등의 방법을 통해 해답을 찾아야 한다. 특히 특정 온도 범위에서는 밸브 A, B, C의 여닫힘 조합이 ‘복수기 진공 저-저’신호를 만들 수 있지만, 또 다른 온도 범위에서는 동일한 조합이 정지 신호를 만들지 않을 수도 있기 때문에 밸브 A, B, C의 다른 여닫힘 조합이 정지 신호를 발생시킬 수도 있다. 결론적으로 운전 조건을 반영한 고장수목의 구성은 고장수목 단일 방법론만으로는 달성하기 어려운 측면이 있다.

본 발명에서는 상술한 세 가지 고려 사항을 반영하여 터빈 사이클 시뮬레이션을 고장 수목과 연계하는 방법을 제시하며, 이를 좀 더 상세히 설명하기 위하여 도 7을 제시하고, 도 5에 제시된 순서도와 연계하여 설명하기로 한다. 도 7은 도 6에 제시된 상황을 본 발명의 바람직한 실시예에 따라 재작성한 고장수목과 터빈 사이클 시뮬레이션의 예시도이다.

이에 도시된 바와 같이, 먼저, 사용자에 의해 기본 사건 및 주요 발전소 변수가 입력되는 단계(S401)를 거친다. 이 때, 이러한 입력 단계(S401) 이전에, 시험/정비 절차 또는 운전 조건의 조합에 따라 발전소 정지가 발생할 수도, 그렇지 않을 수도 있는 기본사건의 조합은 논리 게이트 (TBD; To Be Determined)를 이용하여 조합한다. 상기 논리 게이트를 도입한 이유는 AND나 OR와 같은 논리관계가 발전소 상황에 따라 동적으로 정해지기 때문이다. 예를 들어, 도 7에서는 복수기 진공도가 밸브 A, B, C의 조합에 따라 달라질 수 있으므로, 도 7에서는 밸브 A, B, C를 논리 게이트 [TBD]를 이용하여 조합하였다.

이 때, 상기 기본 사건은 특정한 시험 및 정비 절차 과정에서 인적 오류가 발생할 가능성이 있는 기본 사건으로 입력되고, 또한, 상기 주요 발전소 변수는 이러한 오류 발생 가능성이 있는 기본 사건 상황 하에서의 원자력 출력, 주증기 압력, 해수온도 또는 주급수 유량 중 적어도 하나를 포함하도록 한다.

다음, 터빈 사이클 시뮬레이션으로 입력된 상기 기본사건과 상기 발전소 변수를 전달하는 단계(S402)를 거친다. 여기서, 상기 기본 사건이 상기 논리게이트로 조합되어 있음을 확인하는 과정이 포함한다.

다음, 상기 입력된 기본 사건에 인적오류가 발생하였음을 가정하여 터빈 사이클의 정상적인 형상을 수정하는 단계(S403)를 거친다.

이 때, 도 7의 예시도를 참조하여 설명하면, 도 7에서 제시된 시험 및 정비 절차서에서는 밸브 A와 B를 수리하는 과정이 들어 있으므로, 이들 밸브에서 인적 오류가 발생할 수 있다고 가정하여, 고장수목에 밸브 A 및 B와 관련한 기본사건을 시뮬레이션 대상 기본사건으로 설정한다. 또한 현재의 터빈 사이클의 운전 조건을 입력함으로써 시뮬레이션이 가능하도록 한다. 이 때, 터빈 사이클 시뮬레이션을 담당한 툴은 입력된 기본사건에 인적 오류가 발생하였음을 가정하여, 터빈 사이클의 정상적인 형상을 수정한다. 예컨대 정상운전에서의 발전소 기기 상태가‘밸브 열림’이었다면 ‘밸브 닫힘’으로, ‘펌프 작동중’이었다면 ‘펌프 정지’ 등으로 기기의 운전 상태를 수정한다.

다음, 터빈 사이클 시뮬레이션을 수행하는 단계(S404)를 거친다. 여기서, 상기 터빈 사이클 시뮬레이션을 수행하는 소프트웨어는 특정 소프트웨어로 제한되거나 한정되지는 않으며, 본 실시예에서는 미국 Scientech에서 개발한 PEPSE라는 소프트웨어를 예를 들어 설명한다. 본 발명에서 언급하는 터빈 사이클 시뮬레이션이란 발전소에서 열에너지를 터빈을 이용하여 기계적 에너지로 변환하고 이를 발전기를 이용하여 전기적 에너지로 변환시키는 일련의 과정을 열역학 1, 2법칙과 열전달 상관식 등을 이용하여 모사하는 것을 의미하며, 일반적으로 주어진 경계조건 하에서 정상상태(Steady-State) 운전 조건을 계산하는 역할을 한다.

다음, 발전소가 정지되는 것을 확인하는 단계(S405)를 거친다. 여기서, 상기 터빈 사이클 시뮬레이션의 결과는 인적 오류를 가정하여 발전소 기기의 운전상태가 수정된 경우에 해당하는 정상상태 운전 조건을 보여준다.

또한, 복수기 진공도에 대한 시뮬레이션 결과와 정지 설정치를 비교하여, 설정치 이상이 되는 경우 발전소가 정지된 것으로 간주하며, 그렇지 않으면 발전소는 소폭 출력감발이 되는 것으로 간주하여, 소폭 출력감발이 되는 경우에는 고장수목 모듈로 발전소가 정지되지 않는다는 정보를 전송하고, 시뮬레이션으로부터 결정된 출력감발 정보를 표시하는 단계(S4051)를 수행한다.

이 때, 발전소가 정지되는 것이 확인되면, 기본 사건의 모든 가능한 조합을 이용하여 시뮬레이션을 재 수행하는 단계(S406)를 시행하고, 이로 인해 최소단절 집합이 도출된다.

다음, 발전소 정지 신호가 발생되는 기본 사건의 조합을 선정하는 단계(S407) 및 상기 선정된 기본 사건의 조합에 따라 논리 게이트를 선정하는 단계(S408)를 거친다.

상기 S407 및 S408 단계를 도 7의 예시를 들어 설명하면, 인적 오류로 인하여 정상적인 상태에서는 개방되어 있어야 할 밸브 A 및 B가 ‘밸브 A 닫힘’과 ‘밸브 B 닫힘’ 사건이 벌어진다고 가정하고, 이를 터빈 사이클 시뮬레이션을 수행하였을 때 발전소 정지 신호가 발생한다고 가정한다. 이와 같은 경우 최소단절집합을 찾기 위하여 밸브 B는 정상 상태로 되돌리고‘밸브 A 닫힘’만을 이용하여 정지 신호가 발생하는지 점검한다. 또한 밸브 A는 정상 상태로 되돌리고 ‘밸브 B 닫힘’만을 이용하여 정지신호가 발생하는지 점검한다. 각각의 경우 모두 발전소 정지 신호가 발생한다면 논리 게이트 [TBD]는 [OR]로 설정된다. 그렇지 않다면 [TBD]는 [AND]로 설정된다.

다음, 선정된 상기 논리게이트의 값에 따라 각각의 최소단절집합을 재계산하는 단계(S409)를 거친다.

다음, 정점 사건을 정량화하는 단계(S410) 및 각 최소단절집합의 중요도를 계산하는 단계(S411)를 거침으로써, 고장수목을 구성하는 기본 사건을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계(S4)가 완료된다.

다음, 상기 발전소의 시험 및 정비과정에서 발생하는 기계적 용인 또는 인적요인에 의한 정지 가능성 또는 전기 출력 감소분을 계산하는 단계(S5)를 거침으로써, 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법이 완료된다.

따라서, 고장수목의 크기와 복잡성을 최소화하여 형상관리가 용이한 효과가 있고, 고장수목을 작성하는 데 있어 다양한 발전소의 운전 조건, 즉, 터빈 사이클의 시험 또는 정비 상황을 용이하게 반영할 수 있는 이점이 있다.

또한, 발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적 요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오를 분석할 수 있는 이점이 있다.

또한, 확률론적 위험도 평가에서 사용되는 방법론과 병행하여 사용됨으로써, 인적인 요소에 의한 리스크 및 성능에 대한 영향을 용이하게 분석할 수 있는 효과가 있다.

도 8은 본 발명의 다른 바람직한 실시예에 따른 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템을 도시한 구성도이다.

이에 도시된 바와 같이, 상기 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템은 입력모듈(100), 시뮬레이션 모듈(200), 고장수목모듈(300) 및 사용자 인터페이스(400)를 포함한다.

상기 입력모듈(100)은 사용자에 의해 기본 사건 및 주요 발전소 변수가 입력되도록 입력키와 디스플레이로 구성되는 것이 바람직하며, 이에 한정되거나 제한되는 것은 아니다. 상기 기본 사건 및 주요 발전소 변수는 상술한 바와 같이, 상기 발전소의 시험 및 정비 절차 과정에서 인적 오류가 발생할 가능성이 있는 기본사건이며, 상기 주요 발전소 변수는 상기 기본사건하에서의 원자력 출력, 주증기 압력, 해수온도 또는 주급수 유량 중 적어도 하나를 포함하는 것이 바람직하다.

상기 시뮬레이션 모듈(200)은 입력된 상기 기본 사건 및 주요 발전소 변수에 따라 발전소의 터빈 사이클을 시뮬레이션 하도록 상술한 미국 Scientech에서 개발한 PEPSE라는 소프트웨어로 구비되나, 이에 한정되거나 제한되는 것은 아니며, 랭킨 사이클 (Rankine Cycle) 또는 브레이튼 사이클 (Brayton Cycle)에 기반하여 전기를 생산하는 과정의 시뮬레이션을 수행할 수 있는 모듈이면 자유롭게 변경 가능하다.

상기 고장수목모듈(300)은 고장수목을 생성하고 최소단절집합을 계산하며, 정점사건의 정량화 및 각 최소단절집합의 중요도를 계산하도록 구비되며, 또한, 시뮬레이션을 수행하는 전산 코드와 결합하여, 발전소의 정지 가능성확률 및 출력 감소 예상치를 계산할 수 있는 모듈로 구비된다.

다음, 상기 사용자 인터페이스(400)는 상기 고장수목모듈(300)에서 계산된 상기 정점사건의 정량화 결과 및 최소단절집합의 중요도, 발전소의 정지 가능성 확률 및 출력 감소 예상치를 제공하도록 디스플레이 장치 또는 프린터 장치로 구비되나 이에 한정되거나 제한되는 것은 아니다.

또한, 본 실시예에서는 상기 입력모듈(100) 및 사용자 인터페이스(400)를 별도로 구비하는 것으로 제시하였지만, 동시에 하나의 모듈로 구비되도록 하는 것도 가능하며 이에 한정되거나 제한되는 것은 아니다.

이에 따라, 상기 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템은 기기의 고장에 따라 발전소 정지 가능성 및 전기 출력의 감소분을 계산하여 위험도뿐 아니라 금전적인 면에서의 손실을 동시에 평가할 수 있는 이점이 있다.

또한, 발전소 정지에 기여하는 빈도가 상대적으로 높은 터빈 사이클, 즉, 이차계통에 포함된 기기의 고장으로 인한 영향을 평가할 수 있는 효과가 있다.

상술한 바와 같이, 본 발명의 바람직한 실시예를 참조하여 설명하였지만 해당 기술분야의 숙련된 당업자라면 하기의 청구범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.

도 1은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법을 순서대로 도시한 순서도이다.

도 2는 도 1의 정점 사건의 PRA 분석 활용에 대한 단계를 더 포함한 단계를 도시한 순서도이다.

도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따라 작성되는 고장수목과 이를 기존의 PRA 모델에 초기사건으로 선정하는 단계를 예시한 예시도이다.

도 4는 표준형 원자력 발전소의 랭킨 사이클의 구성을 도시한 개략도이다.

도 5는 상기 기본사건을 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계하는 단계를 상세히 순서대로 도시한 순서도이다.

도 6은 운전 조건을 반영한 고장 수목의 구성을 설명하기 위하여 도시한 예시도이다.

도 7은 도 6에 제시된 상황을 본 발명의 바람직한 실시예에 따라 재작성한 고장수목과 터빈 사이클 시뮬레이션의 예시도이다.

도 8은 본 발명의 다른 바람직한 실시예에 따른 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템을 도시한 구성도이다.

<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명>

100: 입력모듈 200: 시뮬레이션 모듈

300: 고장수목모듈 400: 사용자 인터페이스

Claims (8)

1. 원자력 발전소의 시험 및 정비로 인한 인적유발 리스크 및 성능 영향을 분석하는 방법에 있어서,

   발전소의 시험 및 정비 과정에서 발생할 수 있는 기계적인 요인 또는 인적요인에 의하여 정지 또는 전기 출력이 감소되는 과정까지의 시나리오가 사건 수목의 연결을 고려하여 확률론적 위험도 평가(Probabilistic Safety Assessment)의 초기 사건과 연결가능한 고장수목으로 작성되는 단계;

   상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)이 선정되는 단계;

   순환논리(circular logic)가 제거되는 단계;

   상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)이 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계되는 단계; 및

   상기 발전소의 시험 및 정비과정에서 발생하는 기계적 요인 또는 인적요인에 의한 정지 가능성 또는 전기 출력 감소분이 계산되는 단계;

   를 포함하는 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 운용 방법.
2. 제 1항에 있어서,

   상기 정점사건은 상기 발전소의 정지를 일으키는 신호를 포함하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 운용 방법.
3. 제2항에 있어서,

   상기 발전소의 정지를 일으키는 신호는 노심을 보호하기 위한 원자로 정지신호, 터빈을 보호하기 위한 터빈 정지신호 또는 발전기를 보호하기 위한 발전기 정지신호 중 적어도 하나를 포함하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 운용 방법.
4. 제1항에 있어서,

   상기 고장수목(fault tree)의 정점사건(top event)이 선정되는 단계는 상기 정점사건이 확률론적 위험도 평가(PRA; Probabilisic Risk Assessment) 방법의 초기사건으로 선정되는 단계를 더 포함하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 운용 방법.
5. 제1항에 있어서,

   상기 순환논리(circular logic)가 제거되는 단계는 상기 고장수목으로부터 최소단절집합(Minimal Cutset)을 계산하고, 불린(Boolean) 연산자에 기반한 기준에 따라 순환논리를 제거하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템 운용 방법.
6. 제1항에 있어서,

   상기 고장수목을 구성하는 기본사건(basic event)이 터빈 사이클 시뮬레이션과 연계되는 단계는

   사용자에 의해 기본 사건 및 주요 발전소 변수가 입력되는 단계;

   터빈 사이클 시뮬레이션에 입력된 상기 기본사건과 상기 발전소 변수를 전달하는 단계;

   상기 입력된 기본 사건에 인적오류가 발생하였음을 가정하여 터빈 사이클의 정상적인 형상을 수정하는 단계;

   터빈 사이클 시뮬레이션을 수행하는 단계;

   발전소의 정지여부를 확인하는 단계;

   상기 발전소가 정지되지 않은 경우에는 상기 시뮬레이션으로부터 결정된 출력감발 현황을 사용자 인터페이스로 제시하는 단계;

   상기 발전소가 정지되는 것이 확인되는 경우, 기본사건의 모든 가능한 조합을 이용하여 시뮬레이션을 재 수행하는 단계;

   발전소 정지 신호가 발생되는 기본 사건의 조합을 선정하는 단계;

   상기 선정된 기본 사건의 조합에 따라 논리게이트를 선정하는 단계;

   선정된 상기 논리게이트의 값에 따라 각각의 최소단절집합을 재계산하는 단계;

   정점사건을 정량화하는 단계; 및

   각 최소단절집합의 중요도를 계산하는 단계;

   를 포함하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법.
7. 제6항에 있어서,

   상기 사용자에 의해 입력되는 기본사건은 상기 발전소의 시험 및 정비 절차 과정에서 인적 오류가 발생할 가능성이 있는 기본사건이며, 상기 주요 발전소 변수는 상기 기본사건하에서의 원자력 출력, 주증기 압력, 해수온도 또는 주급수 유량 중 적어도 하나를 포함하는 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 방법.
8. 제1항 내지 제7항 중 어느 한항의 방법을 수행하는 시스템에 있어서,

   사용자에 의해 기본사건 및 주요 발전소 변수가 입력되는 입력 모듈;

   입력된 상기 기본 사건 및 주요 발전소 변수에 따라 발전소의 터빈 사이클을 시뮬레이션 하는 시뮬레이션 모듈;

   고장수목을 생성하고 최소단절집합을 계산하며, 정점사건의 정량화 및 각 최소단절집합의 중요도를 계산하는 고장수목모듈; 및

   상기 고장수목모듈에서 계산된 상기 정점사건의 정량화 결과 및 최소단절집합의 중요도를 제공하는 사용자 인터페이스;

   를 포함하는 고장수목과 터빈사이클 시뮬레이션을 이용한 인적유발 사건 리스크 및 성능 영향 분석 시스템.

Images