KR101553892B1 - 원자력 발전소 중대사고 대응 장치 및 방법 - Google Patents

Abstract

본 발명은 원자력 발전소에서 사고 발생시, 보다 효과적으로 대응할 수 있도록 하기 위한 것으로, 적어도 하나의 계측기로부터 원자력 발전소의 사고 증상과 관련된 계측 정보를 감지하는 신호수신부와, 상기 신호수신부에서 계측된 값들에 대하여 기 설정된 기준에 따라 유효성을 검증하고, 유효성이 검증된 값들에 근거하여 사고 발생 여부를 판단 및, 발생된 사고의 증상을 완화시키기 위한 완화 기능을 적어도 하나 제시하는 사고 정보 처리 모듈, 및, 상기 제시된 완화 기능을 이행할 수 있는 적어도 하나의 작업 경로를 정의하고, 정의된 작업 경로들 중 기 설정된 기준에 따른 최적의 경로를 검출하는 사고 대응 모듈을 포함하는 것을 특징으로 한다.

Description

원자력 발전소 중대사고 대응 장치 및 방법{APPARATUS AND METHOD FOR COPING WITH SEVERE ACCIDENT OF NUCLEAR POWER PLANT}

본 발명은 원자력 발전소에서 사고 발생시, 보다 효과적으로 대응할 수 있도록 하기 위한 것이다.

일반적으로 종래의 원자력 발전소에서 중대사고 관리는 중대사고관리지침서(Severe Accident Management Guidelines; SAMGs)에 의해 이루어진다. 여기서 SAMGs는, 중대사고 발생시, 원자력 발전소의 요원이 주요 공정변수에 의해 증대사고 증상을 파악하고 파악된 증상에 부합하는 사고완화기능을 선정한 후, 완화루프의 가용성, 기기의 동작상태, 완화기능에 따른 발전소 부정적 영향 등을 분석하여 적절한 완화기능을 수행할 수 있도록 하는 지침을 말하는 것이다.

그러나 통상적으로 원자력 발전소의 중대사고 상황에서는 발전소가 정상적으로 운전될 때에 비하여, 비정상적인 정보가 다량으로 발생될 수 있다. 이러한 경우, 원자력 발전소 요원은 이러한 비정상적인 정보들에 의하여 현재 발생한 사고에 대하여 혼란에 빠질 수 있다. 또한 현재 발생한 사고에 대하여 올바르게 판단한 경우라고 할지라도, 발생된 사고를 완화시키기 위한 기능을 수행하는 경우, 많은 분석 과정과 확인 과정을 필요로 한다. 따라서 적절한 판단과 신속한 사고완화 행위가 이루어지지 않을 가능성이 있으며, 이러한 경우 사고는 더욱 전파되어 공공의 안전을 위협할 수 있다.

본 발명의 목적은, 원자력 발전소에서 중대사고 발생시 보다 신속하고 적절한 사고완화 행위가 이루어지도록 하는 장치 및 방법을 제공함에 있다.

본 발명의 다른 목적은, 원자력 발전소에서 중대사고 발생시에, 원자력 발전소 요원이 상기 중대사고로 인한 비정상적 정보로 인해 혼란을 일으키는 것을 방지할 수 있도록 하는 장치 및 방법을 제공함에 있다.

상술한 목적을 달성하기 위한 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치는, 적어도 하나의 계측기로부터 원자력 발전소의 사고 증상과 관련된 계측 정보를 수신하는 신호수신부와, 상기 신호수신부에서 수신된 값들에 대하여 기 설정된 기준에 따라 유효성을 검증하고, 유효성이 검증된 값들에 근거하여 사고 발생 여부 및 사고 종류를 판단 및, 발생된 사고를 완화시키기 위한 완화 기능을 적어도 하나 제시하는 사고 정보 처리 모듈, 및, 상기 제시된 완화 기능을 이행할 수 있는 적어도 하나의 작업 경로를 정의하고, 정의된 작업 경로들 중 경로의 이용 가능여부를 검출한 후 이 중에서 기 설정된 기준에 따른 최적의 경로를 검출하는 사고 대응 모듈을 포함하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 사고 정보 처리 모듈은, 상기 원자력 발전소에서 노심 용융의 발생 또는 방사선 누출 시에, 상기 신호수신부에서 수신된 정보들의 유효성을 검증하기 위해 기 설정된 유효성 검증 논리 중 적어도 하나를 이용하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 기 설정된 유효성 검증 논리는, 상기 계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통한 신뢰도 분석 논리, 계측기 이력 분석을 통한 고장 판별 논리, 복수의 채널의 센서에서 수신되는 계측값들의 다중성 비교 논리, 및 계측값들의 상호 상관성에 근거한 다양성 비교 논리를 포함하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 사고 대응 모듈은, 상기 제시된 완화 기능을 수행하기 위한 적어도 하나의 작업 경로 각각의 가용성을 판단하고, 가용 가능한 작업 경로들 각각에 따른 사고 완화 능력에 근거하여 상기 최적의 경로를 선택하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 사고 대응 모듈은, 상기 가용 가능한 작업 경로들 각각에 기 설정된 경로 우선 순위를 더 고려하여 상기 최적의 경로를 선택하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 기 설정된 가용 경로 선정논리는, 경로상의 기기에 대한 가용판단논리, 작업수행에 제약을 주는 공정제한 조건 판단논리를 포함하는 것을 특징으로 한다

일 실시 예에 있어서, 상기 기 설정된 최적의 경로 설정논리는 가용한 작업 경로들에 대해 우선순위 논리, 조기 완화능력평가 논리, 작업수행의 결과로 야기될 수 있는 발전소의 부정적 영향 평가논리를 포함하는 것을 특징으로 한다.

또한 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 방법은, 적어도 하나의 계측기로부터 원자력 발전소의 사고 증상과 관련된 계측 정보를 감지하는 단계와, 상기 감지된 정보들의 유효성을 판단하는 단계와, 상기 유효성이 검증된 정보들에 근거하여 사고 발생 여부 및 사고 증상을 판단하는 단계와, 상기 판단된 사고 증상에 대응되는 완화 기능을 제시하고, 제시된 완화 기능을 수행하기 위한 완화 경로들을 정의하는 단계, 및, 상기 정의된 완화 경로들 중 기 설정된 기준에 따라 최적의 경로를 검출하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 감지된 정보들의 유효성을 판단하는 단계는, 상기 원자력 발전소에서 노심 용융의 발생으로 인한 방사선 누출 시에, 상기 신호수신부에서 계측된 정보들의 유효성을 검증하기 위해 기 설정된 유효성 검증 논리 중 적어도 하나를 이용하여 상기 유효성을 판단하는 단계임을 특징으로 한다.

일 실시 예에 있어서, 상기 최적의 경로를 검출하는 단계는, 상기 정의된 완화 경로들 각각의 가용성을 판단하는 단계와, 상기 정의된 완화 경로들 중, 가용 가능한 경로들 각각의 사고 완화 능력을 산출하는 단계, 및, 상기 판단된 사고 증상에 대응되는 기 설정된 기준 및, 상기 산출된 사고 완화 능력에 근거하여 상기 가용 가능한 경로들 중 적어도 하나를 최적의 경로로 검출하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 한다.

따라서 본 발명은, 원자력 발전소에서 중대사고 발생시, 보다 신속하고 적절한 사고완화 행위가 이루어지도록 할 수 있도록 하는 효과가 있다.

또한 본 발명은, 원자력 발전소 요원이 비정상적인 정보들로 인한 혼란에 빠지는 것을 미리 방지할 수 있도록 하는 효과가 있다.

도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치의 구성을 도시한 블록 구성도이다.
도 2는 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치의 동작 과정을 도시한 흐름도이다.
도 3a 및 도 3b는 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치에서 수행되는 계측 정보의 유효성을 판단하는 예를 도시한 도면이다.
도 4a 및 도 4b는 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서, 사고 증상을 제시하고 그에 따른 완화 기능을 제시하는 예를 도시한 도면이다.
도 5는 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 사고 완화 경로의 가용성을 판단하는 예를 도시한 도면이다.
도 6은 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 정의된 작업 경로들의 예를 도시한 도면이다.
도 7은 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 최적의 사고 완화 경로를 표시하는 예를 도시한 도면이다.

본 명세서에서 사용되는 기술적 용어는 단지 특정한 실시 예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아님을 유의해야 한다. 또한, 본 명세서에서 사용되는 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 명세서에서, "구성된다." 또는 "포함한다." 등의 용어는 명세서상에 기재된 여러 구성 요소들, 또는 여러 단계를 반드시 모두 포함하는 것으로 해석되지 않아야 하며, 그 중 일부 구성 요소들 또는 일부 단계들은 포함되지 않을 수도 있고, 또는 추가적인 구성 요소 또는 단계들을 더 포함할 수 있는 것으로 해석되어야 한다.

또한, 본 명세서에 개시된 기술을 설명함에 있어서 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이 본 명세서에 개시된 기술의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 상세한 설명을 생략한다.

이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 명세서에 개시된 실시 예들을 상세히 설명하도록 한다. 본 명세서에서 사용되는 ‘공정’이라는 용어는, 원자력 발전소의 노심에서 핵연료를 연소시키고, 연소된 열이 일차계통 냉각재에 에너지를 전달하며, 일차계통 냉각재가 원자로 냉각재 펌프에 의해 강제 순환되어 증기 발생기로 보내진 후, 증기 발생기를 통해 일차계통의 열을 이차계통의 물로 전달하여, 이차계통의 물이 에너지를 전달받아 고에너지 증기로 변환되어 터빈을 회전시킴으로써 전기를 생산하는 일련의 과정을 말하는 것일 수 있다.

그리고 본 명세서에서 사용되는 ‘공정변수’라는 용어는, 상기의 공정이 어떻게 진행되고 변화되느냐를 알리는 것으로, 대부분 센서로부터의 측정값을 의미하는 것일 수 있다. 뿐만 아니라 상기 공정 변수는 하나의 센서가 아니라 복수의 센서에 의해 계측된 값을 계산한 값 일 수도 있다.

먼저 본 발명의 완전한 이해를 돕기 위해, 본 발명의 기본 원리를 설명하면 본 발명에서는, 중대사고시 사고증상을 알려주는 계측정보의 유효성을 판단하고, 유효성이 검증된 계측 정보를 근거로 사고 증상을 제시한다. 그리고 동시에 사고증상을 완화시킬 수 있는 완화기능을 제시할 수 있도록 한다. 또한 본 발명은, 제시된 완화기능을 구체적으로 이행할 수 있도록 수많은 사고완화 경로에 대한 가용경로를 제시하고 그 중에서 최적의 경로와 함께 제어 대상기기를 제시한다.

이 과정에는 수많은 경로에 대한 가용성을 판단하는 기능, 기기의 가용성 판단, 경로에 대한 완화능력 계산, 완화기능에 대한 공정제한조건 판단, 그리고 완화기능 수행으로 야기될 수 있는 원자력 발전소의 중대 위협분석등이 포함될 수 있도록 한다. 또한 상기의 모든 과정은 실시간으로 자동으로 이루어질 수 있으며, 이를 통해 중대사고시 원자력 발전소 요원에게 정확한 사고 증상파악 정보를 실시간으로 제공하고, 원자력 발전소 요원이 이를 토대로 실시간으로 사고완화를 위한 모든 제어정보를 제공함으로써 중대사고시 사고 조기대응이 가능하도록 한다.

도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치의 구성을 보이고 있는 도면이다.

도 1을 참조하여 살펴보면, 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치(100)는, 신호수신부(110), 사고 정보 처리 모듈(120), 사고 대응 모듈(130)을 포함하여 구성될 수 있다.

여기서 신호수신부(110)는 원자력 발전소에서 사고 발생시, 사고 증상과 관련된 각종 센서의 계측 정보를 수신한다. 신호수신부(110)는 적어도 하나의 센서를 포함하여 구성될 수 있으며, 상기 센서들은 상기 원자력 발전소의 하나 이상의 장소에 각각에 구비될 수 있다. 신호수신부(110)는 상기 센서들을 이용하여 계측된 값들을 수신하거나, 또는 적어도 하나의 센서로부터 계측된 값들을 기 설정된 방식으로 계산하고, 계산된 값들을 하나의 계측값으로 수신할 수 도 있다.

한편 상기 신호수신부(110)에서 계측된 값들은 사고 정보 처리 모듈(120)로 입력된다. 사고 정보 처리 모듈(120)은 상기 신호수신부(110)로부터 수신된 값들에 근거하여 원자력 발전소에서 사고가 발생하였는지 여부를 감지할 수 있다. 예를 들어 사고 정보 처리 모듈(120)은 상기 신호수신부(110)로부터 입력된 값들이, 현재 원자력 발전소의 운전 모드에 따라 기 설정된 임계값을 벗어나는 경우, 사고가 발생한 것으로 판단할 수 있다.

예를 들어 상기 임계값은 원자력 발전소의 운전 모드에 따라 서로 다르게 설정되어 있을 수 있다. 예를 들어 사고 정보 처리 모듈(120)은 상기 신호수신부(110)에서 입력된 감지값들이 원자력 발전소가 정상 운전시에 대응되게 설정된 임계값들을 벗어나는 경우, 이를 사고가 발생한 것으로 판단할 수 있다.

상기 사고 정보 처리 모듈(120)은 상기 발생된 사고가 설계 기준에 포함된 것인지 또는 중대사고와 관련된 것인지 여부를 판단할 수 있다. 여기서 상기 ‘중대사고’라는 것은, 원자력 발전소의 노심 용융이 발생하고 방사선이 누출되는 사고를 의미할 수 있다.

본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치(100)의 사고 정보 처리 모듈(120)은, 원자력 발전소가 정상 운전 또는 설계 기준 사고 운전시에 대응되는 유효성 기준 뿐만 아니라, 이러한 ‘중대사고’가 발생하는 경우에 대한 유효성 검사 기준을 포함한다.

통상적으로 이러한 ‘중대사고’가 발생되는 경우, 누출되는 방사선이나 높은 열 또는 증기 등으로 인해 센서, 즉 계측기에 기 설정된 환경 설계 기준(예를 들어 측정 한계치)등을 초과할 수 있어, 센서에서 감지되는 정보가 왜곡되거나 또는 센서의 고장으로 인한 오정보가 감지될 수 있다. 따라서 본 발명의 실시 예에 따른 사고 정보 처리 모듈(120)은 다양한 논리에 따라 센서의 계측 정보의 유효성을 판단할 수 있도록 한다.

예를 들어 본 발명의 실시 예에 따른 사고 정보 처리 모듈(120)에서 계측 정보의 논리성을 판단하는 논리로, 계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통한 신뢰도 분석 논리, 계측기 이력 분석을 통한 고장 판별 논리, 다중 비교 논리 및 다양성 비교 논리 등을 사용할 수 있다.

여기서 상기 계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통하여 신뢰도를 분석하는 논리는, 원자력 발전소의 각 구획에 설치된 계측기(센서)들의 환경 인자를 추정하고, 추정된 상기 계측기(센서) 주변의 환경과 상기 계측기의 환경 한계사항을 비교하여 상기 계측기에서 계측된 정보의 신뢰성을 판단하는 것이다.

이러한 과정들에 근거하여 사고 정보 처리 모듈(120)은 원자력 발전소에서 사고 발생시 이를 감지하고, 사고의 증상을 파악한다. 그리고 발생된 사고의 영향을 완화시킬 수 기능을 제시한다.

예를 들어 노심이 용융되는 상기 ‘중대사고’의 경우, 상기 사고 정보 처리 모듈(120)은 신호수신부(110)에서 계측된 값들 중 유효성이 검증된 계측값들에 근거하여, 현재 원자력 발전소에 노심이 용융되는 사고가 발생한 것을 인식할 수 있다. 그리고 이러한 경우 사고 정보 처리 모듈(120)은 현재 발생된 사고를 완화시킬 수 있는 기능들을 적어도 하나 제시할 수 있다.

그리고 사고 대응 모듈(130)은 상기 사고 정보 처리 모듈(120)에서 제시된 기능들에 관련된 경로들을 정의한다. 예를 들어 사고 대응 모듈(130)은 특정 기능, 일 예로 “이차측 열제거를 통한 노심 열제거 기능”이 제시되면, 현재 제시된 기능과 관련된 작업 경로를 모두 파악한다. 그리고 파악된 작업 경로의 가용성을 판단한다. 만약, 상기 “이차측 열제거를 통한 노심 열제거 기능”을 수행할 수 있는 작업 경로가 하나 이상인 경우라면, 사고 대응 모듈(130)은 상기 하나 이상의 작업 경로를 모두 파악하고 이를 정의한다.

그리고 사고 대응 모듈(130)은, 상기 “이차측 열제거를 통한 노심 열제거 기능”을 위해 순차적으로 구동되는 각종 기기들, 예를 들어 각종 벨브나 펌프등이 가동되는지, 그리고 상기 각종 기기들이 가동되는 경우라면, 얼마나 구동이 가능한지 등을 판단할 수 있다. 그리고 사고 대응 모듈(130)은 각 기기들의 구동 상태에 따라 상기 작업 경로가 사용가능한 경우, 해당 작업 경로에 따른 사고 증상의 완화 능력을 계산한다.

예를 들어 상기 사고 대응 모듈(130)은 현재 작업 경로 상의 기기들의 구동 상태에 따라 현재 정의된 작업 경로에 따라 상기 제시된 기능 “이차측 열제거를 통해 노심 열제거 기능”을 수행하는 경우, 용융된 노심으로 인한 영향을 얼마나 완화시키는 것이 가능한지, 또는 일정 수준까지 완화하는데 소요되는 시간은 얼마나 걸리는지 등을 계산한다. 만약 상기 제시된 기능에 대한 작업 경로가 두 개 이상인 경우라면, 상기 사고 대응 모듈(130)은 상기 작업 경로들 각각에 대한 완화 능력을 계산한다.

이러한 방식으로, 상기 사고 대응 모듈(130)은, 상기 사고 정보 처리 모듈(120)에서 제시된 완화 기능에 대한 구체적인 작업 경로와 그 작업 경로에 따라 완화 기능을 수행하는 경우에 완화되는 사고 증상을 계산한 결과 등을 종합하여, 현재 발생된 사고에 가장 적합하다고 판단되는 작업 경로를 결정할 수 있다. 그리고 결정된 작업 경로를 원자력 발전소의 요원에게 추천할 수 있다. 그리고 원자력 발전소 요원의 선택에 근거하여 상기 추천된 작업 경로에 따른 사고 증상 완화 기능이 수행될 수 있다.

여기서 상기 사고 대응 모듈(130)은, 가장 적합하다고 판단되는 작업 경로를 결정하는데 있어, 사고 증상에 따라 다양한 기준을 이용할 수 있다. 예를 들어 사고 증상이 온도의 급증으로 인한 노심 용융과 같이 시급을 다투는 경우라면, 상기 사고 증상의 완화 능력을 계산한 결과, 가장 신속하게 증상을 완화시킬 수 있는 작업 경로를 최적의 작업 경로로 선택할 수 있다. 또는 사고 증상이 방사능 누출과 같이 보다 높은 사고 증상 완화 능력을 요구하는 경우라면, 완화 능력을 계산한 결과, 완화 능력이 가장 높은 작업 경로가 최적의 작업 경로로 선택되도록 할 수도 있다.

이러한 작업 경로의 선택 기준은 사고 증상 뿐만 아니라 원자력 발전소의 요원에 의해 설정될 수도 있다. 또는 상기 완화 능력의 계산 결과를 토대로 어느 하나의 작업 경로가 원자력 발전소의 요원에 의해 선택될 수도 있음은 물론이다.

도 2는 이러한 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치의 동작 과정을 도시한 도면이다.

도 2를 참조하여 살펴보면, 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치(100)는, 원자력 발전소의 각 구역에 위치한 계측기(센서)들을 이용하여 상기 원자력 발전소의 공정 및 공정 변수를 감지한다(S200). 그리고 감지된 정보들의 유효성을 판단한다(S202).

여기서 상기 S202 단계는, 상기 사고 정보 처리 모듈(120)의 기능에서 설명한 것과 같이 다양한 논리들(예를 들어 계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통한 신뢰도 분석 논리, 계측기 이력 분석을 통한 고장 판별 논리, 다중 비교 논리 및 다양성 비교 논리등)을 이용하여 상기 감지된 정보들의 유효성을 판단하는 단계가 될 수 있다.

예를 들어, 원자로 발전소의 건물(예를 들어 격납용기)은 물리적으로 몇 군데의 구획으로 구분할 수 있는데, ‘중대사고’시 노심용융이 발생하면 에너지가 발산되어 온도, 압력, 방사능, 습도(침수) 등 계측기의 건전성에 영향을 주는 인자들이 증가하게 된다. 이러한 인자들은 구획마다 다르게 나타나게 되는데, 각각의 계측기(센서)는 각 구획에 퍼져 있으므로, 개별 계측기 별로 환경인자들은 다르게 나타날 수 있다. 따라서 ‘중대사고’가 발생하는 경우 각 구획의 환경인자들을 추정하고, 계측기(센서)의 환경 한계사양과 비교함으로써 각 계측기의 환경 한계사양에 근거하여 해당 계측기에서 계측된 값의 신뢰성을 판단할 수 있는데, 이러한 방법이 여기서 계측기의 환경 인자 영향을 분석하여 계측된 정보의 신뢰성을 판단하는 방법이 될 수 있다.

여기서 환경인자를 추정하는 논리는 복수의 계측정보에 의해 시작될 수 있다. 예를 들어 노심온도를 측정하는 계측기의 유효성을 검사한다면 다음과 같이 과정이 진행될 수 있다.

우선 노심온도 자체의 일차적 유효성이 점검되는데 먼저 다중성 점검이 수행될 수 있다. 다중성 점검은 노심온도의 다중채널간 비교점검으로서 복수 채널의 값이 일관성을 갖는지 점검하는 것으로, 이후에 개별 계측기의 시정수 점검이 수행될 수 있다. 시정수 점검은 이력 데이터를 이용할 수 있는데, 예를 들어 열전대의 시정수가 약 1.5 초라면 공정변화가 단계별로 변한다 할지라도 그 응답은 1.5 초 이후에 이루어진다는 점을 이용하는 것이다. 따라서 응답특성이 이보다 빠를 경우, 즉 1.5초 이전에 이루어지는 경우에는 그 유효성을 보장못한다는 것을 이용할 수 있다.

그리고 다음으로 다양성 점검 단계로 진입할 수 있다. 예를 들어 노심 온도와 상호 상관성을 갖는 변수는 원자로 수위, 냉각재 온도, 냉각재 압력 등을 들 수 있다. 이러한 노심 온도와 상호 상관성을 가지는 변수들은 원자력 발전소가 정상운전을 할 때뿐 만 아니라, 중대 사고를 비롯한 각종 사고 발생시에도 이들간의 상호 상관관계가 정의될 수 있다. 그리고 이러한 상호상관성이 일관성을 갖는지 여부에 근거하여 유효성이 손상받은 것으로 판단할 수 있다.

이러한 단계를 거쳐서, 현재 측정된 노심 온도의 일차적 유효성이 입증되면, 이 값은 완전하지는 않지만 발전소 공정상태에 따라 작동한다고 판단할 수 있다.

그리고 이러한 경우 추정된 환경인자에 근거하여 보다 정확하게 유효성이 산출될 수 있다. 일반적으로 중대사고가 발생하는 경우 노심손상이 발생하면, 원자로 건물 각 구획의 환경변수는 급격하게 증가하게 된다. 이러한 경우 일차적 유효성이 판단된 측정가능변수 (예, 노심온도, 원자로 수위, 원자로 건물 압력, 일차계통 압력, 원자로 건물 수소농도, 원자로 건물 수위, 원자로 건물 습도 등) 들의 거동으로 각 구획의 환경변수를 추정할 수 있다.

추정된 각 구획의 환경변수는 계측기 자체의 신뢰도에 영향을 미치게 되는 점을 이용하여 중대사고 판단변수 (예, 노심온도, 원자로 수위, 원자로 건물 압력, 일차계통 압력, 원자로 건물 수소농도, 원자로 건물 수위 등)에 대해 측정 신뢰도를 판단하게 된다.

여기서 환경 평가(계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통한 신뢰도 분석 논리)와 이력 평가(계측기 이력 분석을 통한 고장 판별 논리), 그리고 다중도 평가(다중성 비교 논리) 및 다양도 평가(다양성 비교 논리)를 이용하여 산출되는 신뢰도는 다음과 같을 수 있다.

상기 환경 평가는, 계측기(센서)의 환경 인자로 인한 불확실도 및 상기 계측기로부터 측정된 정보를 전달하는 케이블의 환경 인자, 또는 트랜스미터 등 계측기에 포함된 부품의 환경 인자로 인한 불확실도를 이용하여 산출할 수 있다. 하기 수학식 1은 이러한 환경에 의한 왜곡으로 인해 산출되는 불확실도를 이용하여 신뢰도(1-불확실도)를 산출하는 예를 보이고 있는 것이다.

상기 수학식 1에서 U_s는 센서의 환경인자로 인한 불확실도, U_c는 케이블의 환경인자로 인한 불확실도, U_t는 트랜스미터의 환경인자로 인한 불확실도를 의미하며, 상기 U_s, U_c, U_t는 실험에 의해 정해지거나 미리 정해진 값일 수 있다. 또한 상기 U_s는 하기와 같이 구할 수 있다.

예를 들어 고온에 의한 왜곡을 계산하는 방법으로 다음과 같은 과정이 이용될 수 있다.

If 구역의 Environ estimation value < setpoint 1, then U_sT0

If setpoint 1 < 구역의 Environ estimation value < setpoint 2, then U_sT1

If 구역의 Environ estimation value > setpoint 2, then U_sT2

고압, 고습, 고방사선에 의한 왜곡도 상기의 과정과 유사하게 이루어질 수 있다.

여기서 ‘Environ estimation value’라는 것은 환경 추정값을 의미한다. 여기서 환경추정값(Environ estimation value)은 구획별 온도, 압력, 습도, 방사선량의 추정된 값을 의미한다. 환경추정값은 일차적으로 유효성이 검증된 측정변수들 (예, 노심온도, 원자로 수위, 원자로 건물 압력, 일차계통 압력, 원자로 건물 수소농도, 원자로 건물 수위, 원자로 건물 습도 등)의 변화추이를 통해 생성될 수 있다. 예를 들어 중대사고시 일차적 유효성이 검증된 노심온도의 거동은 노심용융, 원자로 용기 파괴, 그리고 원자로 건물손상 등 중대사고 현상에 따라 일정한 패턴을 지니게 되는데, 이에 따라 원자로 건물 각 구획의 환경변수들도 일정한 패턴에 따라 변하게 된다. 그리고 이를 이용하여 환경변수들(온도, 압력, 습도, 방사선)을 추정할 수 있다.

또한 상기 다중도 평가는 하기와 같이 산출할 수 있다.

예를 들어 세 채널 이상의 센서에서 계측된 값을 이용하며, A, B, C, D의 계측정보가 입력되면 입력된 정보들로부터 먼저 평균을 구한다((A+B+C+D)/4). 그리고 다음으로 편차를 구하여, 편차가 작은 정보들만을 이용하여 상기 정보들에 대한 다중도를 산출할 수 있다. 그리고 상기 입력된 정보들 중, 편차가 작은 순서대로 세 개만을 가지고 다시 평균을 구하고 이 평균값과 각각의 세 값의 편차를 구한 후, 구해진 세 채널의 편차가 기 설정된 수준(예를 들어 20%) 이하이면 다음과 같이 편차에 근거하여 다중도가 산출될 수 있다.

ex)

편차가 5% 이내이면 U= U_D0

편차가 5~10% 사이이면 U는 U_D1

편차가 10~20% 사이이면 U는 U_D2

편차가 20이상이면 U는 U_D3

또한 이력 평가는 다음과 같이 산출될 수 있다.

여기에서 U_T는 시정수 평가 결과를 의미하며, U_O(오실레이션) 및 U_N(노이즈) 는 주파수 특성분석 (예 FFT : Fast Fourier Transform) 을 통해 구할 수 있다. 예를 들어 계측기로부터 얻어지는 공정값은 공정 변화에 대한 주파수파수 특성과 주변 잡음에 의한 주파수 특성을 갖고 있다. 즉 정상시의 특성주파수가 존재한다. 만일 계측기의 고장모드가 오실레이션 형태이면 비정상적인 주파수 특성을 보이는데 이를 이용한다.

U_stuck은 계측기 신호가 일정시간 변화하지 않는 경우에 대하여 평가한 오차를 의미한다. Stuck이 되면 특성 주파수는 거의 나타나지 않는 것이 특징이다. 이를 이용하여 구한다.

여기서 U_T는 다음과 같이 구할 수 있다.

예를 들어 센서의 시정수를 τ(tau)라 하고, 이전(t1) 공정변수의 측정값을 y1, 현재(t2) 공정변수의 측정값을 y2라 하면, 시정수에 의한 기울기(

)가 기준이 될 수 있다. 여기서 'a'는 시정수를 정의하기 위한 값으로 실험 등을 통해 결정된 값일 수 있다(예를 들어 '0.63').

그리고 입력되는 신호의 기울기(

)가 양수이고 이전값과 현재값의 차이의 절대치가 기 설정된 기준, 예를 들어 y1 X 5.0 X U 보다 클 경우에만 해당 값이 신뢰성이 있는 것으로 판단하고 진행을 계속할 수 있다. 여기서 U는 데이터베이스의 센서 오차값으로, 계측기의 사고시에 허용되는 오차값을 말하는 것이다. 그리고 이 조건을 만족하지 않을 경우 U_T는 ‘0’으로 결정될 수 있다. 그리고 상기 기 설정된 조건을 만족하고, 그 값이

이면, U_T는 U_T1으로,

이면 U_T는 U_T2로 결정될 수 있다.

하기 그림 1은 이처럼 이력평가를 산출하는 예를 그림으로 도시한 것이다.

[그림 1]

한편, 다양도 평가는, 판단된 사고 증상에 따라 다양하게 평가될 수 있다. 예를 들어 상술한 바와 같이, 정상 운전 뿐만 아니라 사고 증상시에도 다양한 공정 변수들간의 상호 상관관계가 유지되거나 또는 특정 사고 증상시에 별도로 이러한 상호 상관관계가 정의될 수 있으며, 상기 다양도 평가는 이러한 상호 상관관계에 따라 결정될 수 있다. 즉, 상기 정의된 상호 상관관계 및 기 정의된 기준에 따라 다양성 평가 결과값이 산출될 수 있으며, 사고 정보 처리 모듈(120)은 이러한 다양성 평가 결과값에 근거하여 해당 계측값의 신뢰성을 판단할 수 있다.

이처럼 S202 단계에서는 신호수신부(110)에서 수신된 정보들에 대하여 각종 다양한 논리들, 즉 계측기의 환경 인자의 영향 분석을 통한 신뢰도 분석 논리(환경 평가), 계측기 이력 분석을 통한 고장 판별 논리(이력 평가), 다중 비교 논리(다중성 평가) 및 다양성 비교 논리(다양성 평가)등을 종합하여 유효성을 검증한다.

예를 들어 정보의 유효성, 즉 신뢰도(Credibility(reliability))는 상기 평가 결과들을 종합하여 하기 수학식 4에서 보이는 바와 같이 검증될 수 있다.

상기 수학식 4에서 U_E는 환경평가 결과를 의미하며, U_H는 이력평가 결과를, U_R는 다중성 평가 결과를, 그리고 U_D는 다양성 평가 결과를 의미한다.

도 3a 및 도 3b는 상기 S202 단계에서 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소 중대사고 대응 장치에서 수행되는 계측 정보의 유효성을 판단하는 예를 도시한 것이다.

도 3a에서 보이고 있는 것처럼, 본 발명의 실시 예에 따른 중대사고 대응 장치(100)는, 사고 정보 처리 모듈(120)을 이용하여 원자력 발전소의 각 구역별로 계측기에서 계측된 결과들에 대한 신뢰도 평가를 수행할 수 있으며, 도 3b에서 보이고 있는 것과 같이, 각 계측 결과의 신뢰도 중에서 신뢰도가 일정 수준(예를 들어 70%)이하인 것들을 검출할 수 있다. 그리고 도 3b에서 보이고 있는 것처럼, 신뢰도가 일정 수준 이하인 계측 정보들을 구분하여 표시함으로써, 원자력 발전소의 요원이 해당 계측 정보의 신뢰도가 일정 수준 이하임을 인지하도록 할 수 있다.

뿐만 아니라 본 발명의 실시 예에 따른 중대사고 대응 장치(100)는 상기 정보들 중에서 신뢰도가 일정 수준 이상인 것들만을 이용하여 현재 원자력 발전소에서 발생한 사고 및, 그 사고 증상을 판단할 수도 있다(S204). 그리고 판단된 사고 증상에 대응되는 완화 기능을 제시할 수 있다(S206).

하기 표 1은, 본 발명의 실시 예에 따른 중대사고 대응 장치(100)의 사고 정보 처리 모듈(120)에서 제시될 수 있는 사고 완화 기능들의 예를 보이고 있는 것이다.

상기 사고 정보 처리 모듈(120)은, 상기 유효성이 검증된 계측 정보들에 근거하여 현재 원자력 발전소에서 발생한 사고 증상을 판단하고, 판단된 사고 증상에 근거하여 상기 표 1의 예에서 보이고 있는 바와 같은 사고 완화 기능들 중 적어도 하나 이상을 제시할 수 있다. 이러한 경우 상기 사고 증상에 근거하여 제시되는 사고 완화 기능들 중 적어도 하나는, 상기 사고 증상에 따라 자동으로 판단될 수도 있으며, 또는 원자력 발전소의 요원에 의하여 선택될 수도 있다.

도 4a 및 도 4b는 이처럼 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서, 사고 증상을 제시하고 그에 따른 완화 기능을 제시하는 예를 도시한 도면이다.

그러면 본 발명의 실시 예에 따른 중대사고 대응 장치(100)의 사고 대응 모듈(130)은 상기 제시된 사고 완화 기능에 대해 구체적인 작업 경로를 정의할 수 있다(S208). 예를 들어 상기 표 1에서 보이고 있는 “3. 냉각수 주입에 의한 노심냉각기능” 수행을 위해서는 수백개의 이행 방안, 즉 완화 경로가 존재할 수 있다.

그리고 상기 사고 대응 모듈(130)은 상기 정의된 완화 경로들이 가용한지 여부를 판단한다(S210). 예를 들어 상기 사고 대응 모듈(130)은 이력 데이터를 통해 상기 작업 경로 상의 각 기기들의 고장 유무를 판별하고, 각 기기들의 전원, 기기동작, 공정 조건(예를 들어 RCS(Reactor Coolant System : 원자로냉각재계통) 압력), 소스 가용여부, 펌프가 동작하기 위한 벨브의 상태등을 점검하여 일차적으로 점검하고, 동작후에는 피드백(Feed back)을 통해 동작이 제대로 되고 있는지를 판단할 수 있다.

완화 경로의 가용성 판단 논리는 작업수행에 제약을 주는 공정제한 조건 판단논리를 포함한다 여기서 ‘공정 제한 조건’이라는 것은, 특정 완화 경로, 즉 이행 방안 수행하기 위한 조건을 말하는 것이다. 예를 들어 냉각수 주입을 위해서는 비상노심냉각계통에서 제공되는 냉각수가 노심으로 전달되기 위해서는 발전소 일차 계통의 압력이 비상노심냉각계통보다 낮아야 한다. 만약 일차계통의 압력이 이보다 높을 때는 상기 고압 냉각수 주입 방안은 사용할 수 없으며, 우선적으로 일차계통의 감압을 우선으로 하여야 한다. 이처럼, 특정 이행 방안, 즉 사고 완화 경로의 수행에 앞서, 선행되어야 할 작업이나 조건들을 상기 ‘공정 제한 조건’이라고 한다.

도 5는 이처럼 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 사고 완화 경로의 가용성을 판단하는 예를 도시한 것이다.

이처럼 각 완화 경로들의 가용성을 판단하면, 상기 사고 대응 모듈(130)은 가용 가능한 완화 경로들 중 최적의 경로를 판단한다(S212). 여기서 ‘최적의 경로’는 우선순위 논리, 각 유로의 완화 능력, 또는 부정적 영향이 최소인 유로 등의 논리를 통해 결정될 수 있다. 여기서 상기 부정적 영향이라는 것은, 상기 가용 가능한 완화 경로에 근거하여 작업을 수행하였을 때 상기 사고의 증상 완화와 더불어 부수적으로 발생할 수 있는 부작용을 의미할 수 있다. 이러한 부정적 영향은, 예를 들어 노심 용융시에 이를 긴급히 냉각하는데 사용한 냉각수의 방사능 오염 수준 등이 될 수 있으며, 사고 대응 모듈(130)은 최적의 경로를 판단함에 있어, 이러한 부정적인 영향을 더 고려할 수 있다.

상기 사고 대응 모듈(130)은 이러한 경로 우선순위논리, 사고 완화 능력, 완화이행에 따른 타 기능 부정적 영향을 모두 고려하여 최적의 경로를 판단한다. 하기 예에서 보이고 있는 것처럼, 최적 작업 경로는 우선순위 논리, 용량 계산, 그리고 부정적 영향 판단논리 의 세 가지 원칙에 따라 수행될 수 있다.

예) 우선순위 논리

우선순위논리에는 각 유로의 품질 (기 설정됨), 강제순환능력 (펌프용량), 유로 크기, 높이 및 길이, 유로상의 기기 수, 전원 품질, 그리고 중대사고 관리지침에서 추천하는 순서를 포함한다.

예) 각 유로의 완화능력 계산논리

여기서 각 유로의 냉각능력은 열수력 법칙(물리적 법칙)을 이용하여 각 유로별로 계산하여 얻어질 수 있다. 예를 들어 '냉각수 주입에 의한 노심냉각' 유로에 대해 물리적 모델을 이용하여 실시간으로 계산하여 냉각 능력을 평가할 수 있다. 하기 그림 2 및 3은 이러한 예를 보이고 있는 것이다.

[그림 2]

[그림 3]

예) 완화이행에 따른 부정적 영향 판단 논리

일 예로 노심냉각을 위해 비상노심냉각계통에서 냉각수를 공급할 경우 노심반응에 의해 수소가 생성될 수 있으며, 제공된 냉각수가 열을 전달받아 원자로건물의 압력이 증가될 수 있다. 즉 원자로건물 내 수소농도와 압력이 증가하게 되면 원자로건물의 건전성을 위협하는 요소가 될 수 있는데 이것은 원하는 결과가 아니다. 즉 불필요하게 많은 냉각수를 공급하기 보다는 적정한 냉각수를 공급할 수 있는 완화 경로를 찾아내야 한다.

이를 위해 실시간으로 원자로 건물의 수소폭발 위협이 있는지 하기 그림 4와 같이 수소농도와 원자로 건물 압력과의 상관관계를 분석하여 최적 경로 설정시 사용함은 물론 완화 수행시에도 감시해야 한다.

[그림 4]

이처럼 상기 사고 대응 모듈(130)은 기 설정된 판단 기준에 근거하여, 현재 사고 증상에 따라 제시된 완화 기능을 수행하기 위한 최적의 이행 방안, 즉, 작업 경로를 선택하고 추천할 수 있다. 예를 들어 사고 대응 모듈(130)은 현재 가용 가능한 작업 경로들을 모두 표시하고, 상기 작업 경로들 중 상기 S212 단계에서 판단된 최적의 작업 경로를 다른 작업 경로들과 구분되게 표시할 수도 있다.

도 6은 이처럼 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 정의된 작업 경로들의 예를 도시한 것이다.

예를 들어 사고 대응 모듈(130)은, 도 6에서 보이고 있는 것과 같이, 현재 원자력 발전소의 공정상의 각 경로들을 표시할 수 있다. 이를 위해 본 발명의 실시 예에 따른 중대 사고 대응 장치(100)는 표시부(도시되지 않음)를 더 구비할 수 있으며, 도 6에서 보이고 있는 것과 같이 각 작업 경로가 표시부에 표시될 수 있다.

이러한 상태에서, 사고 대응 모듈(130)은 현재 판단된 사고 증상에 따라 필요한 완화 기능을 제시하고, 제시된 완화 기능을 수행할 수 있는 작업 경로들을 상기 표시부에 표시된 작업 경로상에 구분되게 표시할 수 있다.

도 7은 이처럼 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대사고 대응 장치에서 최적의 사고 완화 경로를 표시하는 예를 도시한 것이다.

도 7을 참조하여 살펴보면, 도 7은 도 6에서 보인 작업 경로 상에 현재 가용 가능한 작업 경로들(700)을 다른 경로들과 구분되게 표시(예 : 녹색으로 표시)하고, 또한 상기 가용 가능한 작업 경로들 중 기 설정된 기준에 근거하여 검출된 최적의 작업 경로들(702)이 표시(예 : 적색으로 표시)된 예를 보이고 있는 것이다. 도 7에서 보이고 있는 것과 같이, 현재 가용 가능한 작업 경로들 및 최적의 경로는 다른 경로들과 구분되게, 예를 들어 다른 색상으로 표시될 수 있고, 이에 따라 원자력 발전소의 요원은 각 현재 사고 증상에 따른 완화 경로 중 최적의 완화 경로를 인지할 수 있다. 그리고 상기 최적의 완화 경로가 수행되도록 선택할 수 있다. 여기서, 상술한 바와 같이 상기 최적의 완화 경로를 선택하기 위한 기준은, 이를 선택하는 원자력 발전소 요원의 선택에 따라 변경될 수 있음은 물론이다.

따라서 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치(100)는, 사고 발생시, 사용자가 유효성이 검증된 계측 정보들이 제공되도록 함으로써, 원자력 발전소의 요원이 혼란에 빠지는 것을 방지할 수 있으며, 사고 증상에 따라 필요한 사고 완화 기능이, 최적의 작업 경로를 통해 수행될 수 있도록 한다. 이에 따라 보다 신속하고 정확하게 현재의 사고 증상에 적합한 사고 완화 기능이 수행되도록 함으로서 원자력 발전소의 사고로 인한 영향이 전파되는 것을 조기에 방지할 수 있도록 한다.

뿐만 아니라 본 발명의 실시 예에 따른 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치(100)는, 다양한 유효성 검증 논리들을 이용함으로써, 통상적인 설계 상의 사고 뿐만 아니라, 노심 용융과 같은 중대 사고의 경우에 중대 사고의 영향으로 인해 발생할 수 있는 계측기기의 오작동 및 오계측 정보의 유효성을 검증할 수 있도록 한다.

한편 상술한 본 발명의 설명에서는 구체적인 실시 예에 관해 설명하였으나, 여러 가지 변형이 본 발명의 범위에서 벗어나지 않고 실시할 수 있다. 특히 본 발명의 실시 예에서는 원자력 발전소의 요원에 의하여 특정 작업 경로가 선택되고 완화 기능이 수행되는 것을 예로 들어 설명하였으나, 기 설정된 작업 경로를 미리 설정하여 둔 경우, 감지된 사고 증상 또는 기 설정된 조건에 근거하여 최적의 작업 경로를 자동으로 결정하고, 결정된 작업 경로에 근거하여 완화 기능이 바로 수행되도록 할 수도 있음은 물론이다. 또한 상술한 본 발명의 설명에서는 구체적인 다양한 판단 논리를 가정하여 설명하였으나 이 역시 본 발명의 실시 예에 불과할 뿐 이에 한정되는 것은 아니다. 즉, 필요에 따라 상술한 유효성 검증 논리 또는 최적 경로를 판단하는 논리들 외에 적어도 하나의 다른 논리가 더 추가되거나 상술한 논리들을 변형한 논리들이 사용될 수도 있음은 물론이다.

따라서 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 다양한 수정 및 변형이 가능할 것이다. 따라서 본 발명에 개시된 실시 예들은 본 발명의 기술 사상을 한정하기 위한 것이 아니라 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시 예에 의하여 본 발명의 기술 사상의 범위가 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호 범위는 아래의 청구범위에 의하여 해석 되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술 사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.

100 : 중대 사고 대응 장치 110 : 신호수신부
120 : 사고 정보 처리 모듈 130 : 사고 대응 모듈

Claims (10)

1. 적어도 하나의 계측기로부터 원자력 발전소의 사고 증상과 관련된 계측 정보를 수신하는 신호수신부;
   상기 신호수신부에서 계측된 값들에 대하여 기 설정된 기준에 따라 유효성을 검증하고, 유효성이 검증된 값들에 근거하여 사고 발생 여부를 판단 및, 발생된 사고의 증상을 완화시키기 위한 완화 기능을 복수개 제시하는 사고 정보 처리 모듈; 및,
   상기 제시된 완화 기능을 이행할 수 있는 작업 경로들을 정의하고, 정의된 작업 경로들 중 기 설정된 기준에 따른 최적의 경로를 결정하는 사고 대응 모듈을 포함하며,
   상기 사고 대응 모듈은,
   상기 발생된 사고 증상에 따라 설정되는 기준에 근거하여 상기 정의된 작업 경로들 각각에 대한 사고 완화 능력을 산출하고, 산출된 각 작업 경로별 사고 완화 능력들에 근거하여 어느 하나의 작업 경로를 상기 최적의 경로로 결정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치.
   
2. 제1항에 있어서, 상기 사고 정보 처리 모듈은,
   상기 원자력 발전소에서 노심 용융의 발생 또는 방사선 누출 시에, 상기 신호수신부에서 수신된 정보들의 유효성을 검증하기 위해 기 설정된 유효성 검증 논리 중 적어도 하나를 이용하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치.
   
3. 삭제
4. 제1항에 있어서, 상기 사고 대응 모듈은,
   상기 제시된 완화 기능을 수행하기 위한 적어도 하나의 작업 경로 각각의 가용성을 판단하고, 가용 가능한 작업 경로들 각각에 따른 사고 완화 능력에 근거하여 상기 최적의 경로를 선택하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치.
   
5. 제4항에 있어서, 상기 사고 대응 모듈은,
   상기 가용 가능한 작업 경로들 각각에 기 설정된 경로 우선 순위를 더 고려하여 상기 최적의 경로를 선택하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치.
   
6. 제4항에 있어서, 상기 사고 대응 모듈은,
   상기 최적의 경로를 선택하는데 있어, 가용 가능한 작업 경로들 각각에 따른 작업 수행으로 인해 야기될 수 있는 부정적 영향을 더 판단하는 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 장치.
   
7. 삭제
8. 적어도 하나의 계측기로부터 원자력 발전소의 사고 증상과 관련된 계측 정보를 수신하는 단계;
   상기 감지된 정보들의 유효성을 판단하는 단계;
   상기 유효성이 검증된 정보들에 근거하여 사고 발생 여부 및 사고 증상을 판단하는 단계;
   상기 판단된 사고 증상에 대응되는 완화 기능을 제시하고, 제시된 완화 기능을 수행하기 위한 완화 경로들을 정의하는 단계; 및,
   상기 정의된 완화 경로들 중 기 설정된 기준에 따라 최적의 경로를 검출하는 단계를 포함하며,
   상기 최적의 경로를 검출하는 단계는,
   상기 발생된 사고 증상에 따라 설정되는 기준에 근거하여 상기 정의된 완화 경로들 각각에 대한 사고 완화 능력을 산출하고, 산출된 각 작업 경로별 사고 완화 능력들에 근거하여 어느 하나의 작업 경로를 상기 최적의 경로로 결정하는 단계임을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 방법.
   
9. 제8항에 있어서, 상기 감지된 정보들의 유효성을 판단하는 단계는,
   상기 원자력 발전소에서 노심 용융이나 방사선 누출 시에, 상기 신호수신부에서 계측된 정보들의 유효성을 검증하기 위해 기 설정된 유효성 검증 논리 중 적어도 하나를 이용하여 상기 유효성을 판단하는 단계임을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 방법.
   
10. 제8항에 있어서, 상기 최적의 경로를 검출하는 단계는,
    상기 정의된 완화 경로들 각각의 가용성을 판단하는 단계;
    상기 정의된 완화 경로들 중, 가용 가능한 경로들 각각의 사고 완화 능력을 산출하는 단계; 및,
    상기 판단된 사고 증상에 대응되는 기 설정된 기준 및, 상기 산출된 사고 완화 능력에 근거하여 상기 가용 가능한 경로들 중 적어도 하나를 최적의 경로로 검출하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 중대 사고 대응 방법.

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