KR101405763B1 - Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group - Google Patents
Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group Download PDFInfo
- Publication number
- KR101405763B1 KR101405763B1 KR1020120136109A KR20120136109A KR101405763B1 KR 101405763 B1 KR101405763 B1 KR 101405763B1 KR 1020120136109 A KR1020120136109 A KR 1020120136109A KR 20120136109 A KR20120136109 A KR 20120136109A KR 101405763 B1 KR101405763 B1 KR 101405763B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- unit
- target device
- device group
- maintenance target
- maintenance
- Prior art date
Links
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 title claims abstract description 40
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 17
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 claims abstract description 87
- 238000013507 mapping Methods 0.000 claims abstract description 46
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 9
- 238000012502 risk assessment Methods 0.000 description 6
- 238000011002 quantification Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000010835 comparative analysis Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G06Q50/00—Information and communication technology [ICT] specially adapted for implementation of business processes of specific business sectors, e.g. utilities or tourism
- G06Q50/10—Services
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Tourism & Hospitality (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Strategic Management (AREA)
- Economics (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Human Resources & Organizations (AREA)
- Marketing (AREA)
- Primary Health Care (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- General Business, Economics & Management (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)
Abstract
본 발명은 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 그 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템에 있어서, 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하는 모델링부(100); PSA 모델의 기본사건과 원자력 발전소 정비에 사용하는 기능위치의 매핑결과와, 정비대상 기기그룹 리스트를 연계시키기 위한 데이터를 저장하고 있는 매핑 데이터베이스부(200); 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 저장된 기기 ID를 바탕으로, 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력하는 리스트 입력부(300); 및 입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가하는 리스크 평가부(400); 를 포함하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템에 관한 것이다.
본 발명은 PSA 지식을 보유한 전문가가 아니더라도, 간단한 절차에 의해 예상 가능한 여러 상황의 정비대상 기기그룹에 따른 리스크를 평가할 수 있도록 함으로써 보다 빠른 시간내에 정비대상 기기 그룹에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가할 수 있게 하는 효과가 있다.The present invention relates to a risk evaluation system and method for selecting a maintenance target device group, and more particularly, to a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group, a probabilistic safety assessment (hereinafter, A modeling unit 100 for constructing a single vertex fault tree using a PSA 'model; A mapping database unit 200 storing mapping results of a basic event of the PSA model, a function location used for maintenance of a nuclear power plant, and data for linking a maintenance target device group list; A list input unit 300 for inputting a device list included in the maintenance target device group based on the device ID stored in the mapping database unit 200; And a risk evaluation unit (400) for evaluating the risk of the nuclear power plant according to the device list included in the input maintenance target device group; The present invention relates to a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group including a maintenance target device group.
The present invention can assess the risk of a nuclear power plant according to a maintenance target device group in a shorter period of time by allowing a risk of a maintenance target group of various situations to be estimated by a simple procedure even if it is not an expert having knowledge of the PSA .
Description
본 발명은 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 정비대상 기기그룹 선정시 수행가능한 모든 정비시나리오에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가할 수 있도록 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a risk evaluation system and method for selecting a maintenance target device group, more specifically, to a maintenance target device group that can evaluate the risk of a nuclear power plant according to all maintenance scenarios that can be performed when a maintenance target device group is selected And a risk assessment system and method for the risk assessment system.
원자력 발전소의 안전한 운영을 위해서는 원자력 발전소를 구성하는 모든 구조물, 계통 및 기기가 설계상 기능을 정확히 수행하여야 한다. 특히 안전관련 설비 및 안전기능 수행과 관련된 중요한 안전 설비의 정비는 더욱 중요하다. For the safe operation of a nuclear power plant, all structures, systems and equipment constituting a nuclear power plant must function properly in design. In particular, the maintenance of important safety equipment related to safety-related facilities and safety functions is more important.
이러한 주요 설비는 원자력 발전소의 안전성에 영향을 줄 수 있으며, 원자력 발전소의 안전 운영을 위해서는 주요 설비에 대한 최적 정비 계획을 수립하고 정비계획에 따라 정비를 수행하여야 한다. These main facilities may affect the safety of nuclear power plants. In order to ensure the safe operation of nuclear power plants, an optimal maintenance plan for major facilities should be established and maintenance should be carried out in accordance with the maintenance plan.
정비에 의한 원자력 발전소의 리스크 평가는 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하'PSA')를 통해 가능하다. Risk assessment of nuclear power plants by maintenance is possible through the Probabilistic Safety Assessment (PSA).
PSA는 원전의 안전성을 종합적으로 평가하는 도구로서, 발전소의 전체적 운영 및 관리 최적화를 위한 안전성 지표의 도출에 세계적으로 널리 사용되고 있다. PSA is a tool that comprehensively assesses the safety of nuclear power plants and is widely used worldwide to derive safety indicators for optimizing overall operation and management of power plants.
PSA를 통해 평가 가능한 원자력 발전소의 리스크 척도로는 노심손상빈도와 조기대량방출빈도가 이용된다. Risk ratings of nuclear power plants that can be assessed through PSA include core damage frequency and early mass release frequency.
한편 상기와 같은 원자력 발전소의 리스크 평가 시스템과 관련해서 선행문헌(문헌명: 경수로형과 중소로형 원자력 발전소의 중대사고 리스크 비교 평가(한국원자력연구원, 연구보고서, 2004.03)에는 원자력 발전소의 가상 중대사고시 리스크를 평가하는 방법이 개시되어 있으며, 선행문헌과 같이 종래에는, 리스크를 평가하기 위해 PSA 모델 및 PSA 정량화 프로그램을 이용하여 리스크를 평가하였다. For the above-mentioned risk assessment system of nuclear power plants, the comparative evaluation of major accident risk of nuclear power plants of Kyungsu-ro and Kuksoo-ro (Korea Atomic Energy Research Institute, 2004.03) A method for evaluating risk has been disclosed. As in the prior art, in the past, the risk was evaluated using a PSA model and a PSA quantification program to evaluate the risk.
그러나, PSA 모델 정량화는 모델 구성 및 정량화 절차가 복잡하여 PSA 전문 지식을 보유한 일부 전문가에 한정되어 가능하고, 정량화에 비교적 많은 시간이 소요되는 문제점이 있었다.However, the PSA model quantification is limited to some experts having PSA expertise because of the complexity of the model construction and quantification procedures, and there is a problem that it takes a relatively long time to quantify.
또한 상기와 같은 이유로 여러 상황에 대해 정량화가 요구되는 정비대상 기기그룹을 선정하기 어려운 문제점이 있었다. Further, there is a problem that it is difficult to select a maintenance target device group requiring quantification for various situations for the above reasons.
본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 정비대상 기기그룹 선정 작업 시, PSA 지식을 보유한 전문가가 아니더라도, 간단한 절차에 의해 예상 가능한 여러 상황의 정비대상 기기그룹에 따른 리스크를 평가할 수 있도록 함으로써 보다 빠른 시간내에 정비대상 기기 그룹에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가할 수 있게 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 방법을 제공함에 그 목적이 있다. SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been made in order to solve the above problems, and it is an object of the present invention to provide a system and method for evaluating a risk of a maintenance target device group, The present invention provides a risk evaluation system and method for selecting a maintenance target device group that can evaluate the risk of a nuclear power plant according to a maintenance target device group within a shorter time.
전술한 본 발명의 목적은, 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템에 있어서, 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하는 모델링부(100); PSA 모델의 기본사건과 원자력 발전소 정비에 사용하는 기능위치의 매핑결과와, 정비대상 기기그룹 리스트를 연계시키기 위한 데이터를 저장하고 있는 매핑 데이터베이스부(200); 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 저장된 기기 ID를 바탕으로 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력하는 리스트 입력부(300); 및 입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가하는 리스크 평가부(400);를 포함하되, 상기 모델링부(100)는, PSA 모델을 바탕으로 단일 정점 고장수목을 구성하고, 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리하는 것을 특징으로 하고, 상기 매핑 데이터베이스부(200)는, 단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장하고 있는 매핑 테이블(210); 및 정비대상 기기 선택을 위한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 ID를 저장하고 있는 ID 테이블(220);을 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템을 제공함으로써 달성된다.
또한 상기 리스크 평가부(400)는, 상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계함으로써, 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도를 평가하는 것을 특징으로 한다.
또한 상기 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템은, 상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 표시하는 표시부(500)를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.
전술한 본 발명의 다른 목적은, 모델링부(100), 매핑 데이터베이스부(200), 리스트 입력부(300), 리스크 평가부(400)를 포함하여 이루어지는 시스템을 이용한 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법에 있어서, (a) 상기 모델링부(100)가 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하는 단계; (b) 상기 매핑 데이터베이스부(200)가 단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장하는 단계; (c) 상기 리스트 입력부(300)가 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 기 저장된 기기 ID를 바탕으로 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력하는 단계; 및 (d) 상기 리스크 평가부(400)가 입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가하는 단계;를 포함하되, 상기 (a) 단계에서, 상기 모델링부(100)가 PSA 모델을 바탕으로 단일 정점 고장수목을 구성하고, 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리하는 것을 특징으로 하고, 상기 (a) 단계 이전에, (a-1) 상기 매핑 데이터베이스부(200)가 정비대상 기기 선택을 위한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 ID를 저장하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법을 제공함으로써 달성된다.
또한 상기 (d) 단계에서, 상기 리스크 평가부(400)가 상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계함으로써, 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도를 평가하는 것을 특징으로 한다.
또한 상기 (d) 단계 이후에, (e) 표시부(500)가 상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 표시하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.It is an object of the present invention to provide a risk assessment system for selecting a maintenance target device group, which comprises a modeling unit for constructing a single vertex failure tree using a probabilistic safety assessment (hereinafter, referred to as 'PSA') model, (100); A
Also, the
The risk evaluation system for selecting a maintenance target device group may further include a
Another object of the present invention is to provide a risk evaluation method for selecting a maintenance target device group using a system including a
Also, in step (d), the
Further, the method may further include the step of (e) after the step (d), wherein the
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
삭제delete
상술한 바와 같은 본 발명인 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 방법은 PSA 지식을 보유한 전문가가 아니더라도, 간단한 절차에 의해 예상 가능한 여러 상황의 정비대상 기기그룹에 따른 리스크를 평가할 수 있도록 함으로써 보다 빠른 시간내에 정비대상 기기 그룹에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가할 수 있게 하는 효과가 있다.As described above, the risk evaluation system and method for selecting a maintenance target device group according to the present invention can evaluate the risk according to a maintenance target device group in various situations that can be predicted by a simple procedure even if it is not an expert having PSA knowledge, It is possible to evaluate the risk of the nuclear power plant according to the maintenance target group within the time.
도 1 은 본 발명에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템을 개념적으로 도시한 전체 구성도.
도 2 는 본 발명에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법에 관한 전체 흐름도. BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a block diagram conceptually illustrating a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group according to the present invention; FIG.
FIG. 2 is an overall flowchart of a risk evaluation method for selecting a maintenance target device group according to the present invention. FIG.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 일실시예에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템 및 방법에 대해 상세하게 설명한다. Hereinafter, a risk evaluation system and method for selecting a maintenance target device group according to an embodiment of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.
도 1 은 본 발명에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템을 개념적으로 도시한 전체 구성도이고, 도 2 는 본 발명에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법에 관한 전체 흐름도이다. FIG. 1 is an overall schematic diagram conceptually illustrating a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group according to the present invention, and FIG. 2 is an overall flowchart of a risk evaluation method for selecting a maintenance target device group according to the present invention.
도 1에 나타난 바와 같이, 본 발명에 따른 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템(S)은 모델링부(100), 매핑 데이터베이스부(200), 리스트 입력부(300), 리스크 평가부(400) 및 표시부(500)를 포함하여 이루어진다. 1, the risk evaluation system S for selecting a maintenance target device group according to the present invention includes a
상기 모델링부(100)는 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하고, 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리한다. The
상기 매핑 데이터베이스부(200)는 PSA 모델의 기본사건과 원자력 발전소 정비에 사용하는 기능위치의 매핑결과와, 정비대상 기기그룹 리스트를 연계시키기 위한 데이터를 저장하고 있으며, 상기 도 1 에 나타난 바와 같이 매핑 테이블(210) 및 기기 ID 테이블(220)을 포함하여 이루어진다.The
상기 매핑 테이블(210)은 단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장하고, 상기 기기 ID 테이블(220)은 정비대상 기기 선택을 위한, 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 ID를 저장한다.The mapping table 210 maps and stores a basic event of a single vertex fault tree and a function location used for maintenance of a nuclear power plant, and the device ID table 220 stores a maintenance target device group And stores the device ID included in the device ID.
상기 리스트 입력부(300)는 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 저장된 기기 ID를 바탕으로, 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력한다. The
상기 리스크 평가부(400)는 입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가한다. The
또한 상기 리스크 평가부(400)는 상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계함으로써, 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도 평가한다.Also, the
상기 표시부(500)는 상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 외부로 표시한다.
The
이하 상기와 같은 시스템을 이용한 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법에 대해 도 2를 참조하여 상세히 설명한다.Hereinafter, a risk evaluation method for selecting a maintenance target device group using the above system will be described in detail with reference to FIG.
도 2에 나타난 바와 같이 모델링부(100)는 PSA 모델을 바탕으로 단일 정점 고장수목을 구성하고(S10), 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리한다(S20). As shown in FIG. 2, the
이후, 매핑 데이터베이스부(200)의 매핑 테이블(210)은 단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장한다(S30). Then, the mapping table 210 of the
또한, 리스트 입력부(300)는 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 기 저장된 기기 ID를 바탕으로, 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력한다(S40).Also, the
그리고, 리스크 평가부(400)는 상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계하고(S50), 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도와 같은 리스크를 평가한다(S60). The
뒤이어, 표시부(500)는 상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 외부로 표시한다(S70).
Subsequently, the
이상에서 본 발명의 바람직한 일실시예를 설명하였으나, 본 발명은 다양한 변화와 변경 및 균등물을 사용할 수 있고, 상기 실시예를 적절히 변형하여 동일하게 응용할 수 있음이 명확하다. 따라서 상기 기재내용은 하기 특허청구범위의 한계에 의해 정해지는 본 발명의 범위를 한정하는 것이 아니다.While the invention has been shown and described with reference to certain preferred embodiments thereof, it will be understood by those skilled in the art that various changes and modifications may be made therein without departing from the spirit and scope of the invention as defined by the appended claims. Therefore, the above description does not limit the scope of the present invention, which is defined by the limitations of the following claims.
S: 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템
100: 모델링부 200: 매핑 데이터베이스부
210: 매핑 테이블 220: 기기 ID 테이블
300: 리스트 입력부 400: 리스크 평가부
500: 표시부 S: Risk assessment system for selection of maintenance target device group
100: modeling unit 200: mapping database unit
210: mapping table 220: device ID table
300: List input unit 400: Risk evaluation unit
500:
Claims (10)
확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하는 모델링부(100);
PSA 모델의 기본사건과 원자력 발전소 정비에 사용하는 기능위치의 매핑결과와, 정비대상 기기그룹 리스트를 연계시키기 위한 데이터를 저장하고 있는 매핑 데이터베이스부(200);
상기 매핑 데이터베이스부(200)에 저장된 기기 ID를 바탕으로 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력하는 리스트 입력부(300); 및
입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가하는 리스크 평가부(400);
를 포함하되,
상기 모델링부(100)는,
PSA 모델을 바탕으로 단일 정점 고장수목을 구성하고, 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리하는 것을 특징으로 하고,
상기 매핑 데이터베이스부(200)는,
단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장하고 있는 매핑 테이블(210); 및
정비대상 기기 선택을 위한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 ID를 저장하고 있는 ID 테이블(220);
을 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템.
In a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group,
A modeling unit 100 for constructing a single vertex fault tree using a probabilistic safety assessment (hereinafter referred to as 'PSA') model;
A mapping database unit 200 storing mapping results of a basic event of the PSA model, a function location used for maintenance of a nuclear power plant, and data for linking a maintenance target device group list;
A list input unit 300 for inputting a device list included in the maintenance target device group based on the device ID stored in the mapping database unit 200; And
A risk evaluation unit 400 for evaluating the risk of the nuclear power plant according to the list of devices included in the input maintenance target device group;
, ≪ / RTI &
The modeling unit (100)
The system consists of a single vertex fault tree based on the PSA model, and manages the recoverable repair data that can be reflected according to the constructed single vertex fault tree and the accident history of each initial event.
The mapping database unit 200,
A mapping table 210 for mapping and storing a basic event of a single vertex fault tree and a function location used for maintenance of a nuclear power plant; And
An ID table (220) for storing a device ID included in a maintenance subject device group for selection of a maintenance subject device;
And a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group.
상기 리스크 평가부(400)는,
상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계함으로써, 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도를 평가하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템.
The method according to claim 1,
The risk evaluation unit (400)
The recovery action data that can be reflected in accordance with the single vertex fault trees constructed through the modeling unit 100 and the initial event-related accident events, the basic events of the single vertex fault trees mapped through the mapping database unit 200, By linking the device list included in the maintenance target device group through the list input unit 300 based on the function mapping result used for maintenance, the core damage frequency and the early mass emission frequency And a risk evaluation system for selecting a maintenance target device group.
상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 표시하는 표시부(500)를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 시스템.
The method according to claim 1,
And a display unit (500) for displaying a risk result evaluated through the risk evaluation unit (400).
(a) 상기 모델링부(100)가 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment)(이하, 'PSA') 모델을 이용하여 단일 정점 고장수목을 구성하는 단계;
(b) 상기 매핑 데이터베이스부(200)가 단일 정점 고장수목의 기본사건과, 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치를 매핑하여 저장하는 단계;
(c) 상기 리스트 입력부(300)가 상기 매핑 데이터베이스부(200)에 기 저장된 기기 ID를 바탕으로 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 입력하는 단계; 및
(d) 상기 리스크 평가부(400)가 입력된 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트에 따른 원자력 발전소의 리스크를 평가하는 단계;
를 포함하되,
상기 (a) 단계에서,
상기 모델링부(100)가 PSA 모델을 바탕으로 단일 정점 고장수목을 구성하고, 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터를 관리하는 것을 특징으로 하고,
상기 (a) 단계 이전에,
(a-1) 상기 매핑 데이터베이스부(200)가 정비대상 기기 선택을 위한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 ID를 저장하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법.
A risk evaluation method for selecting a maintenance target device group using a system including a modeling unit (100), a mapping database unit (200), a list input unit (300), and a risk evaluation unit (400)
(a) constructing a single vertex fault tree using the probabilistic safety assessment (PSA) model by the modeling unit 100;
(b) mapping the basic event of the single vertex fault tree to the function location used for maintenance of the nuclear power plant, and storing the mapping;
(c) inputting, by the list input unit 300, a device list included in the maintenance target device group based on the device ID previously stored in the mapping database unit 200; And
(d) evaluating the risk of the nuclear power plant according to the list of devices included in the maintenance target device group inputted by the risk evaluation unit 400;
, ≪ / RTI &
In the step (a)
The modeling unit 100 forms a single vertex failure tree based on the PSA model and manages the recoverable recovery data according to the single vertex failure tree and the accident history of the initial event.
Before the step (a)
(a-1) The mapping database unit 200 further stores a device ID included in a maintenance target device group for selecting a maintenance target device. .
상기 (d) 단계에서,
상기 리스크 평가부(400)가 상기 모델링부(100)를 통해 구성된 단일 정점 고장수목과 초기 사건별 사고경위에 따라 반영 가능한 회복조치 데이터와, 상기 매핑 데이터베이스부(200)를 통해 매핑된 단일 정점 고장수목의 기본사건과 원자력 발전소의 정비에 사용하는 기능위치 매핑결과를 기준으로, 상기 리스트 입력부(300)를 통한 정비대상 기기그룹에 포함된 기기 리스트(list)를 연계함으로써, 정비대상 기기그룹에 따른 노심손상빈도 및 조기대량 방출빈도를 평가하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법.
The method according to claim 6,
In the step (d)
The risk evaluating unit 400 may calculate the recovery action data that can be reflected according to the single vertex fault tree constructed through the modeling unit 100 and the accident history of each initial event and the single vertex fault mapped through the mapping database unit 200 By linking the device list included in the maintenance target device group through the list input unit 300 based on the basic event of the tree and the function mapping result used for the maintenance of the nuclear power plant, A core damage frequency and an early mass emission frequency are evaluated.
상기 (d) 단계 이후에,
(e) 표시부(500)가 상기 리스크 평가부(400)를 통해 평가된 리스크 결과를 표시하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 정비대상기기 그룹 선정을 위한 리스크 평가 방법.The method according to claim 6,
After the step (d)
(e) displaying a risk result evaluated by the display unit (500) through the risk evaluation unit (400).
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020120136109A KR101405763B1 (en) | 2012-11-28 | 2012-11-28 | Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020120136109A KR101405763B1 (en) | 2012-11-28 | 2012-11-28 | Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR20140068519A KR20140068519A (en) | 2014-06-09 |
| KR101405763B1 true KR101405763B1 (en) | 2014-06-10 |
Family
ID=51124250
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020120136109A KR101405763B1 (en) | 2012-11-28 | 2012-11-28 | Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (1) | KR101405763B1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106980913A (en) * | 2017-04-21 | 2017-07-25 | 浙江大学 | A kind of wind power generating set standby redundancy needing forecasting method based on failure tree analysis (FTA) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2016120532A1 (en) | 2015-01-30 | 2016-08-04 | Fortum Oyj | Safety critical system |
| KR102026472B1 (en) * | 2018-11-29 | 2019-09-27 | 한국수력원자력 주식회사 | Probabilistic method selecting multiple faluere accident by using probabilistic safety assessment method |
| KR102602851B1 (en) | 2023-05-09 | 2023-11-17 | 한국건설기술연구원 | Probabilistic Inference Methodology and System for Evaluating Process-Plant-System based on Bayesian Network |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100856500B1 (en) * | 2007-03-23 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | A method for quantitive evaluation of the damage frequencies of reactor core on external accidents at nuclear power plant |
| KR20100036083A (en) * | 2008-09-29 | 2010-04-07 | 한국원자력연구원 | A single quantification method of an external event psa model containing multi-compartment propagation scenarios |
| KR101171274B1 (en) * | 2011-07-13 | 2012-08-20 | 한국수력원자력 주식회사 | System and method with erp system to manage planet risk during outage |
| KR101198397B1 (en) * | 2011-07-13 | 2012-11-08 | 한국수력원자력 주식회사 | Compatible system and method for monitoring risk of nuclear power plant at full power operation |
-
2012
- 2012-11-28 KR KR1020120136109A patent/KR101405763B1/en active IP Right Grant
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100856500B1 (en) * | 2007-03-23 | 2008-09-04 | 한국원자력연구원 | A method for quantitive evaluation of the damage frequencies of reactor core on external accidents at nuclear power plant |
| KR20100036083A (en) * | 2008-09-29 | 2010-04-07 | 한국원자력연구원 | A single quantification method of an external event psa model containing multi-compartment propagation scenarios |
| KR101171274B1 (en) * | 2011-07-13 | 2012-08-20 | 한국수력원자력 주식회사 | System and method with erp system to manage planet risk during outage |
| KR101198397B1 (en) * | 2011-07-13 | 2012-11-08 | 한국수력원자력 주식회사 | Compatible system and method for monitoring risk of nuclear power plant at full power operation |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106980913A (en) * | 2017-04-21 | 2017-07-25 | 浙江大学 | A kind of wind power generating set standby redundancy needing forecasting method based on failure tree analysis (FTA) |
| CN106980913B (en) * | 2017-04-21 | 2021-04-27 | 浙江大学 | Wind generating set spare part demand prediction method based on fault tree analysis |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR20140068519A (en) | 2014-06-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Asadzadeh et al. | An integrated systemic model for optimization of condition-based maintenance with human error | |
| Zio | Reliability engineering: Old problems and new challenges | |
| CN103928071B (en) | Based on the emergent state auxiliary judgment system and method for nuclear power plant of emergency action level | |
| JP4881402B2 (en) | Method for operating a process management system having a risk display function | |
| KR101405763B1 (en) | Risk evaluation system and method for selection of functional equipment group | |
| Xu et al. | Analysis of operator support method based on intelligent dynamic interlock in lead-cooled fast reactor simulator | |
| RU2538298C2 (en) | Risk monitoring device and risk monitoring method for use with nuclear power facility | |
| Yang et al. | Development of a risk monitoring system for nuclear power plants based on GO-FLOW methodology | |
| JP4326731B2 (en) | Process management system having risk monitor and process management method having risk display function | |
| Zille et al. | Modelling multicomponent systems to quantify reliability centred maintenance strategies | |
| CN114358619A (en) | Double-layer assessment method and system for elastic power distribution network resilience assessment | |
| Park et al. | SAMEX: A severe accident management support expert | |
| Park et al. | A systematic framework to investigate the coverage of abnormal operating procedures in nuclear power plants | |
| Gil et al. | A code for simulation of human failure events in nuclear power plants: SIMPROC | |
| Joe et al. | The development of dynamic human reliability analysis simulations for inclusion in risk informed safety margin characterization frameworks | |
| Kang et al. | Development of the IPRO-ZONE for internal fire probabilistic safety assessment | |
| KR101475596B1 (en) | dispatcher training system and its control method | |
| AU2021355054A1 (en) | Maintenance simulation device and maintenance simulation method | |
| Mandelli et al. | Comparison of a traditional probabilistic risk assessment approach with advanced safety analysis | |
| Diaconeasa et al. | Performing an accident sequence precursor analysis with the ADS-IDAC dynamic PSA software platform | |
| Bahrebar et al. | Dynamic Availability Assessment on Tehran Research Reactor Water Cooling System | |
| Smith et al. | Station blackout: a case study in the interaction of mechanistic and probabilistic safety analysis | |
| Germain | NRC reactor operating experience data | |
| Di Bona et al. | A Hybrid Model to Evaluate Human Error Probability (HEP) in a Pharmaceutical Plant | |
| Alrammah | Issues in incorporating Probabilistic Safety Assessment (PSA) in the design and licensing stages of Generation IV reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
| GRNT | Written decision to grant | ||
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20170601 Year of fee payment: 4 |
|
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20190603 Year of fee payment: 6 |