KR102174971B1 - 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템 및 그 방법 - Google Patents

원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템 및 그 방법 Download PDF

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Abstract

본 발명의 기술적 과제를 해결하기 위하여, 본 발명에 따른 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템은, 복수의 원자력 발전소 중 어느 하나에 구비된 복수의 기기에 대하여 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 내(intra-unit) 모델링부; 및 서로 다른 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 간(inter-unit) 모델링부;를 포함할 수 있다.

Description

원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템 및 그 방법{COMMON CAUSE FAILURE MODELING SYSTEM AND METHOD FOR NUCLEAR POWER PLANT}
본 발명은 원자력발전소에서 확률론적 안전성평가를 수행하는 시스템 및 그 평가 방법에 관한 것이다.
원자력발전소의 안전성(또는 리스크)을 종합적으로 평가하기 위해 확률론적안전성평가(Probabilistic Safety Assessment, PSA) 방법이 사용되며, 일반적으로 발생 가능한 사고 경위를 모델하는 사건 수목과 발전소를 구성하는 계통/기기의 고장 및 인적 행위의 실패를 모델하는 고장 수목을 통해 대상 원전의 안전성(또는 리스크)를 평가한다.
특히, 공통원인고장(Common Cause Failure, CCF)이란 2개 이상의 기기의 고장이 공통된 원인에 의해 동시에 또는 일정한 시간 범위 내에 발생하는 경우를 의미한다. 그 동안 원자력발전소에 대한 PSA는 단일(1개) 호기에 대해 수행했기 때문에 공통원인고장 또한 단일 호기 내의 특정 계통에 중복되어 설치된 동일 유형의 기기들(예. 안전주입계통에 설치된 2대의 고압안전주입펌프)에 대해 고려해 왔다.
그러나 최근 다수기(2개 호기 이상) 리스크 평가에 대한 국내외 관심이 높아지면서 다수기 리스크 평가의 핵심이라고 할 수 있는 "호기 간 종속성"의 한 부분으로서 2개 이상의 호기에 설치된 동일 유형의 기기들 간의 공통원인고장을 의미하는 "호기 간 공통원인고장(inter-unit CCF)"에 대한 효과적인 모델링 방법의 개발이 필수적인 상황이다.
종래의 기술들은 단일 호기 PSA에서 사용되는 공통원인고장 모델링 방법들을 다수기 상황에 확장하여 적용한 것으로서[PLG, 1983; IAEA, 2014; KAERI, 2017; Le Duy & Vasseur, 2018], 베타인자 모델(beta factor model)과 알파인자 모델(alpha factor model)이 대표적이다.
그러나 이 방법들은 분석 대상 호기 수가 3개 이상으로 많아지거나, 특정 그룹 내의 기기 수가 많아질수록 각각 다음과 같은 한계점을 가진다.
베타인자 모델의 경우, 호기 간 CCF는 해당 그룹 내 모든 기기가 고장나는 사건 1개만 모델하므로 모델링과 파라미터(parameter) 추정은 비교적 쉬운 반면, 호기 수 또는 기기 수가 많아질수록 매우 보수적인 결과를 도출할 수 있다. 예를 들어, 4개 호기를 고려할 경우 베타인자 모델을 적용하면 4개 호기가 모두 노심손상되는 빈도가 매우 크게 평가될 수 있다.
알파인자 모델의 경우, 모든 가능한 CCF 조합들을 모델해야 하므로 호기 수 또는 기기 수가 많아질수록 모델해야 하는 CCF 기본사건의 수가 기하급수적으로 증가해 다수기 PSA 모델의 크기가 매우 커져 정량화에 문제가 발생할 수 있으며, CCF 파라미터 추정도 어려워진다. 예를 들어, 해당 그룹 내 기기의 수가 n일 때, 모델해야 하는 CCF 기본사건의 수(X)는 이하의 수학식 1에 의해 정의된다.
[수학식 1]
X = 2n-n-1
상기 수학식 1을 참조하면, 알파인자 모델의 경우, 호기 수가 증가할 수록 PSA 구현을 위한 연산량이 기하급수적으로 증가하게 되는 문제점이 있다.
국내의 경우 모든 원전 부지가 6개 이상의 호기가 운영 중이며, 캐나다, 일본, 중국 등 다른 국가들에도 이러한 대형 원전 부지들이 존재하고 있어 위와 같은 문제점을 해결할 수 있는 호기 간 CCF 모델링 방법의 개발이 필요하다.
본 발명이 해결하고자 하는 기술적 과제는, 최대 10개 이상의 호기가 존재하는 대형 다수기 원전 부지에 대한 PSA에도 적용 가능한 CCF 모델링 방법을 제공하는 것이다.
위와 같은 본 발명의 기술적 과제를 해결하기 위하여, 본 발명에 따른 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 방법은, 동일한 1개 호기에 설치된 복수의 기기들 간에 존재하는 호기 내(intra-unit) CCF와 서로 다른 호기의 기기들 간에 존재하는 호기 간(intra-unit) CCF에 대한 모델링 방법을 모두 포함한다.
이 중 호기 내 CCF는 단일호기 PSA에서 해당 호기에 설치된 복수의 기기들에 대해 발생 가능한 모든 CCF 조합을 모델하거나 기기의 수가 많은 경우 단순화시켜 모델하는데, 본 방법에서 호기 내 CCF에 대해서는 호기별 단일호기 PSA 모델에 포함된 CCF 기본사건들을 그대로 유지하는 것을 특징으로 한다.
아울러, 호기 간 CCF에서 대해서는 대상 호기들 중 적어도 둘 이상을 선택하는 모든 가능한 호기 조합을 생성하고, 각 호기 조합에 대해 선택된 호기들에 포함된 기기들이 모두 고장나는 CCF 기본사건을 1개씩 모델링하는 것을 특징으로 한다.
또한, 본 발명에 따른 다수기 원전에 대한 CCF 모델링 방법은 상기와 같이 모델된 호기 내 CCF 및 호기간 CCF 기본사건들의 파라미터를 추정하는 방법을 포함한다. 이 때, 호기 간 CCF 기본사건들의 파라미터는 동일 호기 내의 모든 기기들이 고장나는 CCF의 파라미터를 나눠가지며, 이를 위해 각 CCF 조합이 차지하는 분율을 대상 기기 고유의 특성을 반영한 변수(k)와 호기 간 CCF 상관관계(r)을 고려하여 평가하는 것을 특징으로 한다.
본 발명에 따르는 CCF 모델링 방법은, 2개 호기 뿐 아니라, 최대 10개 이상의 호기가 존재하는 대형 원전 부지에도 적용이 가능하므로, 다양한 종류의 다수기 원전 부지에 대한 리스크 평가에 활용할 수 있는 장점이 있다.
도 1a은 복수의 원자력 발전소를 구비하는 발전소 부지를 나타내는 개념도이다.
도 1b는 본 발명에 따른 공통원인고장 모델링 시스템의 구성을 나타내는 블록도이다.
도 2는 복수의 원자력 발전소에 대한 공통원인고장 모델링 방법을 나타내는 개념도이다.
도 3은 베타인자 모델만을 이용한 공통원인고장 모델링과, 알파인자 모델만을 이용한 공통원인고장 모델링과 본 발명을 비교하는 도표이다.
도 4는 복수의 원자력 발전소 간 공통원인고장 상관관계를 평가하는 방법을 나타내는 도표이다.
도 5는 복수의 원자력 발전소 상호 간에 적용되는 공통원인고장 파라미터를 평가하는 예시를 나타내는 도표이다.
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 명세서에 개시된 실시 예를 상세히 설명하되, 본 명세서에서 사용되는 기술적 용어는 단지 특정한 실시 예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 명세서에 개시된 기술의 사상을 한정하려는 의도가 아님을 유의해야 한다.
도 1a은 발전소 부지(100)를 나타내는 개념도이다.
도 1a과 같이, 발전소 부지(100)는 3호기 이상의 원자력 발전소(101, 102, 103)를 구비한다.
원자력 발전소의 안전성 평가와 관련된 방법의 일 예로서, 확률론적안전성평가 방법(PSA)이 제시된다.
도 2에서는 본 발명에서 제안하는 공통원인고장 모델링 방법이 설명된다.
참고로, Unit1은 제1호기 원자력 발전소(101)를 나타내고, Unit2는 제2호기 원자력 발전소(102)이며, Unit3은 제3호기 원자력 발전소(103)를 의미한다.
또한, 각 Unit 내에 도시된 Component는 각각의 원자력 발전소에 설치된 기기를 의미한다.
본 발명에서는 설명의 편의를 위하여, 발전소 부지에 3개의 원자력 발전소가 설치되고, 각 원자력 발전소가 3개의 기기를 구비하는 것으로 가정한다. 이는 설명의 편의를 위한 것일 뿐, 본 발명의 기술적 특징을 한정하는 것은 아니다.
도 2를 참조하면, 부지 내에 설치된 각각의 원자력 발전소 마다 공통원인고장 모델링을 수행할 수 있다.
예를 들어, 제1호기 원자력 발전소(101)에 대해, 발생 가능한 모든 고장 사건을 고려하여 공통원인고장 모델링을 수행할 수 있다. 도 2에 도시된 예와 같이, 3개의 기기(1A, 1B, 1C)의 포함하는 경우, 제1 기기와 제2 기기가 고장나는 사건(1A, 1B), 제1 기기와 제3 기기가 고장나는 사건(1A, 1C), 제2 기기와 제3기기가 고장나는 사건(1B, 1C) 및 제1 내지 제3 기기가 모두 고장나는 사건(1A, 1B, 1C)을 모두 고려하여 공통원인고장을 모델링할 수 있다.
다시 말해, 단일 원자력 발전소에 대한 공통원인고장 모델링을 수행할 경우, 각 호기별로 개별 기기(component) 수준에서 모든 가능한 공통원인고장 조합들을 모델한다. 일반적으로 단일호기 PSA에서 주요 기기에 대해서는 모든 가능한 공통원인고장 조합을 모델하므로 이 경우 개별 호기의 PSA 모델을 그대로 유지하면 된다. 단일호기 PSA에서 공통원인기기그룹(CCCG; Common Cause Component Group)의 크기가 5 이상인 경우 모든 공통원인고장 조합을 모델하지 않고 단순화시켜 모델하기도 하는데 이 경우에도 개별 호기의 PSA 모델을 그대로 유지한다. 이를테면, 호기 내 모델링부는, 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 기기의 개수가 미리 설정된 수치를 초과하는 경우, 공통원인고장의 조합 수를 감소시킬 수 있다.
일 실시예에서, 개별 원자력 발전소에 대해 공통원인고장 모델링을 수행하는 경우, 알파모델을 이용할 수 있다.
위와 같은 방법으로 제2 원자력 발전소와 제3 원자력 발전소도, 개별 호기 내에서 발생 가능한 모든 고장 사건을 고려하여 공통원인고장 모델링을 수행한다.
한편, 서로 다른 발전소 상호 간에도 알파인자 모델을 적용하는 경우, 모델링 사이즈가 기하급수적으로 증가하게되는 문제점이 발생한다. 즉, 다수기의 원자력 발전소에 대한 PSA 수행 시, 서로 다른 호기 상호 간에 알파인자 모델을 그대로 적용하는 것은 모델링을 수행하는 컴퓨팅 자원의 성능 한계에 제한될 수 있다.
따라서, 본 발명에서 제안하는 다수기 원전에 대한 공통원인고장 모델링 방법은, 호기 간 모델링을 수행함에 있어서, 복수의 원자력 발전소 중 적어도 둘 이상을 선택하는 조합을 생성하고, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건을 이용할 수 있다.
구체적으로 도 2를 참조하면, 서로 다른 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 모델링을 수행할 경우, 모델링 대상으로 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장난 사건만을 고려할 수 있다.
즉, 1호기와 2호기가 호기 간 CCF 모델링 대상으로 선택된 경우, 본 발명에서 제안하는 방법은, 1호기와 2호기에 포함된 6개의 기기(1A/1B/1C, 2A/2B/2C)가 모두 고장인 사건만을 모델하며, 1호기와 2호기의 기기 중 일부만이 고장인 사건(예. 1A/2A)은 모델하지 않는다.
이하, 명세서에서 공통원인고장 모델링 시스템은 다양한 형태의 컴퓨팅 자원에 의해 구현될 수 있다.
또한, 도 1b를 참조하면, 본 발명에 따른 공통원인고장 모델링 시스템(1000)은 복수의 원자력 발전소 중 어느 하나에 구비된 복수의 기기에 대하여 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 내(intra-unit) 모델링부(1001)와, 서로 다른 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 간(inter-unit) 모델링부(1002)를 포함할 수 있다.
구체적으로, 상기 호기 내 모델링부(1001)는, 복수의 원자력 발전소 중 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기에 대해, 발생 가능한 모든 경우의 공통원인고장 조합을 모델링할 수 있다.
또한, 상기 호기 간 모델링부(1002)는, 상기 복수의 원자력 발전소 중 적어도 둘 이상을 선택하는 조합을 생성하고, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건에 근거하여, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 조합을 모델링할 수 있다.
일 실시예에서, 호기 내 모델링부(1001)는, 상기 어느 하나의 원자력 발전소에 대해, 알파인자 모델을 이용하여 공통원인고장 조합을 모델링할 수 있다.
즉, 상기 호기 내 모델링부(1001)는, 상기 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기 중 둘 이상을 선택하여 공통원인고장 조합을 생성할 수 있다. 도 2에 도시된 실시예를 참조하면, 호기 내 모델링부(1001)에 의해 생성된 공통원인고장 사건은 모두 둘 이상의 기기 고장 사건으로 형성될 수 있다.
도 2에 도시된 실시예에서는, 각 원자력 발전소가 동일한 개수의 기기를 구비하는 것으로 가정하였으므로, 각 원자력 발전소에 대응되는 공통원인고장 모델의 크기가 동일하다.
위와 같이 공통원인고장 조합이 구성되면, 각 조합에 대응되는 공통원인고장 파라미터를 추정해야한다.
일 실시예에서, 호기 내 모델링부(1001)는, 상기 알파인자 모델을 이용하여, 생성된 공통원인고장 조합에 대응되는 공통원인고장 파라미터를 추정할 수 있다.
상기 호기 내 모델링부(1001)는, 생성된 공통원인고장 조합 중, 상기 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기가 모두 고장하는 사건에 대응되는 공통원인 고장 파라미터를 상기 알파모델로부터 추정된 파라미터와 다른 값으로 변경시킬 수 있다.
보다 구체적으로, 상기 호기 간 모델링부(1002)는, 상기 복수의 원자력 발전소 중 적어도 둘 이상을 선택하는 조합을 생성하고, 상기 알파인자 모델을 이용하여, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건에 대응되는 파라미터를 추정하고, 추정된 파라미터에 적용되는 분율(Fraction) 변수를 설정할 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 상호 간 CCF 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 이용하여, 상기 분율 변수를 설정할 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 중 제1 원자력 발전소의 특성과, 제2 원자력 발전소의 특성을 비교하고, 비교결과에 근거하여 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 CCF 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정할 수 있다. 이를테면, 상기 호기 간 모델링부(1002)는, 상기 제1 원자력 발전소의 외형과, 상기 제2 원자력 발전소의 외형을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정할 수 있다. 또한, 상기 상관관계 변수를 산출하는 과정은, 서로 다른 원자력 발전소의 외형, 동작 및 환경 중 적어도 하나와 관련된 유사도에 근거하여 수행될 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 해당 기기에 대한 상기 제1 원자력 발전소의 설계 및 제조 특징 등 하드웨어 요인과, 상기 제2 원자력 발전소의 하드웨어 요인을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 CCF 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정할 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 해당 기기에 대한 상기 제1 원자력 발전소의 정비, 유지보수 등 운영 측면 요인과, 상기 제2 원자력 발전소의 운영 측면 요인을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 CCF 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정할 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 해당 기기에 대한 상기 제1 원자력 발전소의 내부 및 외부의 환경적 요인과, 상기 제2 원자력 발전소의 환경적 요인을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 CCF 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정할 수 있다.
상기 호기 간 모델링부(1002)는, 분석 대상 기기가 가지는 고유의 특성 변수를 이용하여, 상기 분율 변수를 설정할 수 있다.
상기 특성 변수는 원자력 발전소에 구비된 기기의 개수에 의해 결정될 수 있다. 예를 들어, 상기 호기 간 모델링부(1002)는 아래의 수학식 2를 이용하여 상기 특성 변수를 결정할 수 있다.
[수학식 2]
k = (0.5)n
기 수학식 2에서, 상기 k는 해당 기기 고유의 특성 변수로 정의되고, 상기 n는 1개 호기 내의 해당 기기의 개수로 정의될 수 있다.
도 3에서는 베타인자 모델과, 알파인자 모델 및 본 발명에 따른 모델이 비교된다.
참고로, 도 3에 도시된 표는, 원자력 부지에 3개 호기의 원자력 발전소가 설치되며, 각 호기별 2개의 기기(AB, CD, EF)가 구비되는, 즉 CCCG 크기가 6인 기기에 대해 적용하는 방법에 따라 모델되는 공통원인고장 조합들을 비교한 것이다.
도 3에서 도시된 것과 같이, 본 발명에서 제안하는 복수의 원자력 발전소에 대한 공통원인고장 모델링 시스템에 따르면, 호기별 단일호기 PSA 모델에 포함된 호기 내 공통원인고장 모델을 수정할 필요가 없다.
또한, 본 발명에 제안하는 방법으로 생성된 호기 간 공통원인고장 조합의 개수가, 단순히 알파모델만을 적용한 조합의 개수보다 대폭 감소하며, 이 수는 해당 기기의 호기별 개수(호기 내 CCCG 크기)에 영향을 받지 않는다.
아울러, 알파인자 모델과 같이, 발생 가능한 모든 조합을 모델하는 경우와 마찬가지로 다수기 PSA 모델에 대한 정량화 시 노심손상 호기수별(1, 2, ..., n개) 노심손상빈도의 상대적 비율을 얻을 수 있다. 베타인자 모델과 같이 기존에 사용된 단순화된 방법을 적용하는 경우에는 1개 호기만 노심손상되는 사고경위와 전체(n개) 호기가 모두 노심손상되는 사고경위가 대부분을 차지하고, 그 중간에 해당하는 결과인 2, 3, ..., (n-1)개 호기가 노심손상되는 사고경위들은 실제보다 매우 낮게 평가될 수 있으므로, 한계가 있다.
따라서, 본 발명에서는 알파인자 모델보다는 모델링 사이즈를 감소시키면서도, 베타인자 모델보다는 정확하게 PSA 모델을 수행하기 위한, 복수의 원자력 발전소에 적용되는 공통원인고장 모델링 방법을 제안한다.
앞서 설명한 바와 같이 다수기 PSA에 반영할 공통원인고장 사건들을 모델한 뒤에는, 각 공통원인고장 사건의 발생확률을 추정하여 적용해야 하며, 각 공통원인고장 사건의 발생확률은 해당 기기 1개의 독립고장확률에 해당 공통원인고장 파라미터를 곱하여 계산할 수 있다.
일반적으로 단일호기 PSA 모델에서는 알파인자 모델을 적용하여 공통원인고장 파라미터를 추정하는데, 본 발명에서 제안한 방법에 따르면 다수기 PSA 모델에서는 동일 호기 내 모든 기기가 고장나는 공통원인고장 사건에 대응되는 파라미터(αn)만 변경하고, 나머지 파라미터들(α1, α2, ..., αn-1)은 알파모델에서 정의된 그대로 적용될 수 있다.
한편, 동일 호기 내 모든 기기가 고장나는 공통원인고장 사건의 파라미터(αn)는 분율 변수에 근거하여, 동일 호기 내 모든 기기가 고장나는 공통원인고장 사건에 대응되는 파라미터(αn)를 분할 할당할 수 있다.
각 호기 간 공통원인고장 사건의 분율 변수는 대상 기기 고유의 특성을 반영한 특성 변수(k)와 호기 간 공통원인고장 상관관계 변수(r)에 따라 산출될 수 있다. 즉, CCF 조합에 포함되는 호기들은 (k·r)을 곱하고, 포함되지 않는 호기(즉, 해당 호기의 기기들은 고장나지 않음)들은 (1-k·r)을 곱하여 계산한다.
여기서 대상 기기 고유의 파라미터 k는 동일 호기 내 모든 기기가 고장나는 공통원인고장 사건의 원인이 추가된 다른 동일한 1개 호기의 동일 기기들까지 고장시킬 조건부 확률을 나타내며, 대상 발전소 및 기기가 가진 고유한 특성과 경험 데이터, 그리고 동일 호기 내 기기 수(CCCG 크기)에 따라 달라질 수 있다.
일 예에서, 호기 내 기기 수가 n일 때 (0.5)n을 기본 값(default)으로 적용할 수 있다.
호기 간 CCF 상관관계(r)는 도 4와 같이 하드웨어 요인(기기 설계/제조 등), 운영 측면 요인(정비/유지보수 절차 및 인력), 내부 및 외부 환경적 요인이 각각 동일한지 다른지 판단하여 평가할 수 있다. 평가 결과에 따라 0에서 1 사이의 값을 가지며, 완전히 동일한 호기를 가정할 경우는 1, 완전히 다른 호기를 가정할 경우는 0에 해당한다. 실제로 국내외 대부분의 대형 원전 부지들은 완전히 동일한 호기들이 아닌 서로 다른(완전히 다르거나 어느 정도 유사한) 호기들이 운전되고 있어 CCF 파라미터 추정 시 이러한 특성을 반영할 수 있도록 하였다. 호기 간 CCF 상관관계는 2개 호기 간에만 평가하는 것이 아니라, 3개 호기, 4개 호기, ..., n개 호기 간에도 평가가 필요할 수 있다.
도 4를 참조하면, 상기의 CCF 파라미터 추정방법은 대상 기기 고유의 파라미터(k)와 호기 간 CCF 상관관계(r)를 평가하는 데 있어 분석자의 판단이 개입되므로 종래의 기술들과 마찬가지로 최종적으로 계산되는 파라미터들의 불확실성이 존재하지만, CCF 조합에 포함되는 기기의 수가 증가함에 따라 CCF 발생확률이 적절히 낮게 평가되면서도 완전히 동일한 호기 간 뿐만 아니라 서로 다른 호기 간 CCF 기본사건들의 파라미터도 호기 간 상관관계(r)를 반영하여 평가가 가능하다는 점에서 종래의 기술들과 차별성을 가진다.
도 5는 4개 호기의 원자력 발전소와, 각 호기별 2개의 기기를 구비하는 예, 즉 CCCG 크기가 8인 기기에 대해 상기의 방법을 적용하여 호기 간 CCF 파라미터를 추정한 예시를 나타낸다. 구체적으로 동일 호기 내의 2개 기기가 모두 고장나는 CCF 기본사건의 파라미터(α2)가 0.01이고, 대상 기기 고유의 특성을 반영한 파라미터 k가 (0.5)2, 호기 간 CCF 상관관계는 1호기와 2호기, 3호기와 4호기 간에는 1, 서로 다른 호기 간에는 0.5일 때, 1호기 기기들(A, B)의 고장을 포함하는 CCF 기본사건들의 분율을 계산하였다. 1호기와 2호기의 모든 기기들(A, B, C, D)이 고장나고 3호기와 4호기의 기기들(E, F, G, H)은 고장나지 않는 CCF 기본사건의 분율은 0.191로 계산되고, 나머지 호기 간 CCF 기본사건들의 분율도 동일한 방식으로 계산한 뒤, 1호기 기기들(A, B)만 고장나는 CCF 기본사건의 분율은 1에서 나머지 분율들의 합계를 빼줌으로써 0.574로 변경됨을 알 수 있다.
종래의 기술들은 단일 호기 PSA에서 사용되는 CCF 모델링 방법들을 다수기 상황에 확장하여 적용한 것으로서, 고려하는 호기 수 또는 기기 수가 많아질수록 매우 보수적인 결과를 도출하거나 다수기 모델의 크기가 매우 커져 정량화에 문제가 발생할 수 있는 한계점을 지니고 있다. 그러나 본 CCF 모델링 방법은 이러한 문제점들을 해결하여 최대 10개 이상의 호기가 존재하는 대형 원전 부지에 대한 다수기 PSA에도 적용이 가능하며, 부지 내 동일하지 않은 호기들이 존재할 경우에도 적용이 가능하다.
부지 내에 다양한 호기 수가 존재하는 경우들(2, 3, 4, 6, 10, 12개 호기)에 대해 종래의 기술들을 적용했을 때의 결과와 본 방법을 적용했을 때의 결과를 비교한 결과, 부지 내 2개 호기만 고려할 때는 CCF 모델링 방법에 따라 결과의 차이가 크게 나타나지 않았으나, 호기 수가 3개 이상으로 증가함에 따라 본 방법이 기존 방법들에 비해 보다 적절한 결과들을 도출함을 알 수 있다.

Claims (20)

  1. 복수의 원자력 발전소 중 어느 하나에 구비된 복수의 기기에 대하여 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 내(intra-unit) 모델링부; 및
    서로 다른 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 모델링을 수행하는 호기 간(inter-unit) 모델링부;를 포함하고,
    상기 호기 내 모델링부는,
    복수의 원자력 발전소 중 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기에 대해, 알파모델을 이용하여 발생 가능한 모든 경우의 공통원인고장 조합을 모델링하고,
    상기 호기 간 모델링부는,
    상기 복수의 원자력 발전소 중 적어도 둘 이상을 선택하는 조합을 생성하고,
    선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건에 근거하여, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 조합을 모델링하되,
    상기 알파모델을 이용하여, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건에 대응되는 파라미터를 추정하고,
    선택된 둘 이상의 원자력 발전소 상호 간 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 이용하여, 추정된 파라미터에 적용되는 분율(Fraction) 변수를 설정하여,
    상기 호기 내 모델링부 및 상기 호기 간 모델링부가 서로 다른 방식으로 모델링을 수행하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서,
    상기 호기 내 모델링부는,
    상기 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기 중 둘 이상을 선택하여 공통원인고장 조합을 생성하고,
    상기 알파모델을 이용하여, 생성된 공통원인고장 조합에 대응되는 공통원인고장 파라미터를 추정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 호기 내 모델링부는,
    상기 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 기기의 개수가 미리 설정된 수치를 초과하는 경우, 공통원인고장의 조합 수를 감소시키는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  5. 제3항에 있어서,
    상기 호기 내 모델링부는,
    생성된 공통원인고장 조합 중, 상기 어느 하나의 원자력 발전소에 구비된 복수의 기기가 모두 고장하는 사건에 대응되는 공통원인 고장 파라미터를 상기 알파모델로부터 추정된 파라미터와 다른 값으로 변경시키는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  6. 삭제
  7. 삭제
  8. 제5항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    선택된 둘 이상의 원자력 발전소 중 제1 원자력 발전소의 특성과, 제2 원자력 발전소의 특성을 비교하고,
    비교결과에 근거하여 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    상기 제1 원자력 발전소의 외형과, 상기 제2 원자력 발전소의 외형을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  10. 제8항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    상기 제1 원자력 발전소의 동작과, 상기 제2 원자력 발전소의 동작을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  11. 제8항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    상기 제1 원자력 발전소의 환경과, 상기 제2 원자력 발전소의 환경을 비교하고, 비교결과에 근거하여, 상기 제1 및 제2 원자력 발전소 사이의 상관관계와 관련된 상관관계 변수를 설정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  12. 제5항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    선택된 둘 이상의 원자력 발전소에 각각 할당되는 특성 변수를 이용하여, 상기 분율 변수를 설정하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  13. 제12항에 있어서,
    상기 특성 변수는 원자력 발전소에 구비된 기기의 개수에 의해 결정되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  14. 제13항에 있어서,
    상기 호기 간 모델링부는,
    아래의 수학식을 이용하여 상기 특성 변수를 결정하고,
    [수학식]
    k = (0.5)n
    상기 k는 상기 특성 변수로 정의되고, 상기 n는 기기의 개수로 정의되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 시스템.
  15. 복수의 원자력 발전소에 대한 공통원인고장 모델링 방법에 있어서,
    상기 복수의 원자력 발전소 각각에 대해, 알파모델을 이용하여 공통원인고장 모델링을 수행하는 제1 모델링 단계; 및
    상기 복수의 원자력 발전소 중 서로 다른 둘 이상의 원자력 발전소에 대해, 공통원인고장 모델링을 수행하는 제2 모델링 단계;를 포함하고,
    상기 제1 모델링 단계는,
    복수의 원자력 발전소마다 발생 가능한 모든 사건들을 조합하는 과정과,
    상기 알파모델을 이용하여 각 사건에 대응되는 공통원인고장 파라미터를 추정하는 과정을 포함하고,
    상기 제2 모델링 단계는,
    상기 복수의 원자력 발전소 중 적어도 둘 이상을 선택하는 조합을 생성하는 과정과,
    선택된 둘 이상의 원자력 발전소 내에 구비된 기기가 모두 고장을 발생시키는 사건에 근거하여, 선택된 둘 이상의 원자력 발전소 상호 간의 공통원인고장 조합을 모델링하는 과정을 포함하되,
    상기 제1 모델링 단계에 의해 추정된 공통원인고장 파라미터를 보정하는 파라미터 보정 단계를 더 포함하고,
    상기 파라미터 보정 단계는,
    상기 제1 모델링 단계에 의해 조합된 사건들 중 어느 하나의 원자력 발전소에 포함된 모든 기기가 고장인 경우에 대응되는 사건을 선택하는 과정과,
    선택된 사건에 대응되는 공통원인고장 파라미터를 보정하는 과정과,
    상기 복수의 원자력 발전소 상호 간의 상관관계에 근거하여, 상기 파라미터를 보정하기 위한 상관관계 변수를 산출하는 과정과,
    상기 복수의 원자력 발전소 각각의 특성에 근거하여, 상기 파라미터를 보정하기 위한 특성 변수를 산출하는 과정을 포함하여,
    상기 제1 모델링 단계와 상기 제2 모델링 단계가 서로 상이한 방식으로 모델링을 수행하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 방법.
  16. 삭제
  17. 삭제
  18. 삭제
  19. 제15항에 있어서,
    상기 특성 변수를 산출하는 과정은, 원자력 발전소에 포함된 기기의 개수에 근거하여 수행되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 방법.
  20. 제15항에 있어서,
    상기 상관관계 변수를 산출하는 과정은, 서로 다른 원자력 발전소의 외형, 동작 및 환경 중 적어도 하나와 관련된 유사도에 근거하여 수행되는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소의 공통원인고장 모델링 방법.
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Tu Duong Le Duy 외 1명, Reliability Engineering and System Safety, Vol.170, pp.159-174 (2017.10.24.) 1부.*

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