KR102276952B1 - Method of improving human reliability analysis for internal flooding probabilistic safety assessment of nuclear power plant - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 내부 침수사건에 대한 침수 모드 중 대형침수(Major Flood)의 유량을 세분화하고, 각 세분화된 유량에 대한 배관 파단 빈도를 추정하여, 운전원의 조치가능시간을 증가시킴으로써 침수 시나리오의 인간신뢰도분석의 신뢰도를 높이기 위한 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event, and more particularly, subdividing the flow rate of a major flood among submersion modes for an internal flooding event, and each subdivision It relates to a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of flooding events inside nuclear power plants to increase the reliability of human reliability analysis of flood scenarios by estimating the frequency of pipe breakage for the flow rate and increasing the operator's actionable time .
원자력발전소와 같은 복잡한 시스템의 안전성을 종합적으로 평가하는 확률론적 안전성평가(PSA; Probabilistic Safety Assessment)에서 인간으로 인해 발생 가능한 리스크를 체계적으로 분석·예측하는 인간신뢰도분석(HRA; Human Reliability Analysis)은 필수요소이다. 단순 확률 계산을 넘어 실수할만한 요인을 미리 찾아 시스템을 개선하기 위해서다. 기술의 지속적 발전으로 기계의 신뢰도가 크게 증가함에 따라 인간신뢰도분석 또한 더욱 중요해졌다. 인간신뢰도분석은 최근 원자력 뿐 아니라 의료, 철도, 해양 등 다양한 분야에서 안전성 향상을 위해 활용되고 있다.In the probabilistic safety assessment (PSA), which comprehensively evaluates the safety of complex systems such as nuclear power plants, Human Reliability Analysis (HRA), which systematically analyzes and predicts possible human-caused risks, is essential. is an element This is to improve the system by finding factors that can make mistakes in advance beyond simple probability calculations. As the reliability of machines has greatly increased with the continuous development of technology, human reliability analysis has also become more important. Human reliability analysis has recently been used to improve safety in various fields such as medical, railway, and marine as well as nuclear power.
원자력발전소의 설계기준사고에 대한 안전성 평가방법으로 사용되고 있는 심층방어 기반의 결정론적 안전성평가(Deterministic Safety Assessment) 방법은 원자력발전소의 계통·기기 및 구조물 각각에 대하여 안전기능에 따른 성능과 건전성을 평가할 수 있으나, 원자력발전소의 총체적인 안전에 미치는 개별적인 영향을 정량화할 수 없으며 또한 총체적인 안전도(위험도)를 산출할 수 없다. 따라서 원자력발전소의 운영으로 인한 위험도를 평가하기 위한 방법으로 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA) 방법이 사용되고 있다. 확률론적 위험도평가(Probabilistic Risk Assessment; PRA)라고 표기하기도 하지만 동일한 의미이다.The defense-in-depth-based deterministic safety assessment method, which is used as a safety evaluation method for design-based accidents in nuclear power plants, can evaluate the performance and soundness according to safety functions for each system, device, and structure of a nuclear power plant. However, the individual effects on the overall safety of nuclear power plants cannot be quantified and the overall safety level (risk level) cannot be calculated. Therefore, a probabilistic safety assessment (PSA) method is used as a method for evaluating the risk due to the operation of a nuclear power plant. It is sometimes referred to as Probabilistic Risk Assessment (PRA), but has the same meaning.
확률론적 안전성평가는 원자력발전소에서 발생할 수 있는 모든 초기사건을 파악하여, 사건별 전개 시나리오와 영향을 근간으로 모든 사고에 수반되는 총체적인 위험도(Risk)를 종합적·체계적으로 분석하는 안전성 평가방법이다. 이 방법은 중대사고에 이르는 사고경위와 이에 따른 노심손상빈도, 격납건물 파손확률과 사고로 인한 주민의 피폭선량 및 환경피해 등을 정량적인 수치로 제시함으로써 구체화된다. 확률론적 안전성평가는 결정론적 안전성평가로 제공되지 않는 원자력발전소의 총체적인 안전도와 더불어 안전에 대한 통찰력(Insight)을 제공하며, 원자력발전소의 안전취약점을 파악하여 설계와 운영에서의 개선방안과 사고관리 방안의 도출에도 활용된다. 그러나 계통·기기의 신뢰도 데이터의 신뢰성과 해석 모델 및 결과에 존재하는 불확실도 등의 문제가 있기 때문에, 안전의 절대적인 척도보다는 상대적인 척도로서의 정량적 기법으로 활용되고 있다.Probabilistic safety evaluation is a safety evaluation method that identifies all initial events that may occur in a nuclear power plant, and comprehensively and systematically analyzes the overall risk accompanying all accidents based on the scenario and impact of each event. This method is embodied by presenting quantitatively the accident process leading to a serious accident, the frequency of damage to the core, the probability of damage to the containment building, and the exposure dose and environmental damage of residents due to the accident. Probabilistic safety evaluation provides insight into safety along with the overall safety level of nuclear power plants that are not provided by deterministic safety evaluation, and identifies safety vulnerabilities of nuclear power plants to improve design and operation and accident management plans. It is also used for the derivation of However, since there are problems such as the reliability of system/device reliability data and the uncertainty that exists in the interpretation model and results, it is being used as a quantitative technique as a relative measure rather than an absolute measure of safety.
일반적으로 위험을 논할 때는 어떠한 위험인가 하는 위험의 종류와 어느 정도의 위험인가 하는 위험의 크기(Consequence), 그리고 위험의 발생가능성이 어느 정도인가 하는 확률(Probability) 또는 발생빈도(Frequency)를 고려해야 한다. 따라서 위험에 대한 평가에서 그 지표로 사용하는 것이 위험의 발생가능성과 크기를 함께 고려하는 위험도(Risk)라는 개념으로 다음과 같이 표현된다.In general, when discussing risk, it is necessary to consider the type of risk, which is a risk, the size of the risk, which is the degree of risk, and the probability or frequency of how likely the risk is. . Therefore, it is expressed as follows in the concept of risk, which considers the probability and magnitude of risk to be used as the indicator in risk assessment.
위험도(Risk) = 사고발생가능성(Frequency) × 사고결말(Consequence)Risk = Frequency of accident × Consequence
확률론적 안전성평가는 원자력발전소에서 발생가능한 각 초기사건과 그 사건을 시작으로 전개되는 다양한 사고경위의 발생가능성(Fi)을 추정하고 사고경위에 따른 결말(Ci)을 추정하는 것이다. 원자력발전소의 운영으로 인하여 궁극적으로 나타나는 위험도 수치는 모든 발생가능한 초기사건에 대하여 이 세 가지 요소를 종합적으로 처리하는 과정의 결과물로서 다음과 같은 계산식으로 표현된다.Probabilistic safety evaluation is to estimate each initial event that can occur in a nuclear power plant and the probability of occurrence (Fi) of various accident processes that develop starting from that event, and estimate the conclusion (Ci) according to the accident process. The level of risk that ultimately appears due to the operation of a nuclear power plant is the result of the process of comprehensively processing these three factors for all possible initial events, and is expressed in the following formula.
국제원자력기구(IAEA)는 현재 운전중인 기존의 원자력발전소에 대한 정량적 안전목표로서 위험도의 척도인 노심손상빈도(CDF: Core Damage Frequency)를 10-4/RY 이하로, 대량조기방출빈도(LERF: Large Early Release Frequency)를 10-5/RY 이하로 설정하고 있다. 여기서 RY(Reactor Year)는 원자로의 운전년수를 의미한다. 또한 신규 발전소에 대한 안전목표로서 노심손상빈도를 10-5/RY 이하로, 대규모 대량조기방출빈도를 10-6/RY 이하로 설정하고 있다.The International Atomic Energy Agency (IAEA) has set the core damage frequency (CDF), a measure of risk, below 10 -4 /RY, as a quantitative safety goal for existing nuclear power plants in operation, and the LERF: Large Early Release Frequency) is set to 10 -5 /RY or less. Here, RY (Reactor Year) means the operating year of the reactor. In addition, as safety goals for new power plants, the frequency of core damage is set to 10 -5 /RY or less, and the frequency of large-scale early discharge is set to 10 -6 /RY or less.
도 1은 일반적인 확률론적 안전성평가의 수행단계를 나타내는 도면이다.1 is a diagram showing the steps of performing a general probabilistic safety evaluation.
(참고로, 도 1의 이미지 출처는, "원자력 안전해석", 정기획출판사. pp.842, 2016. 6.입니다.)(For reference, the source of the image in Fig. 1 is "Nuclear Safety Analysis", Jeonghwa Publishing Company. pp.842, 2016. 6.)
도 1을 참고하면, 확률론적 안전성평가 수행단계는 크게 3단계로 구분된다.Referring to FIG. 1 , the probabilistic safety evaluation execution stage is largely divided into three stages.
1단계(Level 1)는 다양한 사고경위에 대한 노심손상 여부를 분석하여 노심손상빈도(CDF)를 평가하고, 2단계(Level 2)는 노심손상 후 방사성물질의 거동과 격납건물의 기능상실을 분석하여 격납건물 외부로의 대규모 조기 방사성물질의 유출량, 유출시점 및 그 발생빈도(LERF)를 평가하고, 3단계(Level 3)는 격납건물 외부로 유출된 방사성물질에 의한 주민의 방사선 피폭량과 환경피해를 평가한다.In the first stage (Level 1), the frequency of damage to the core (CDF) is evaluated by analyzing whether there is damage to the core for various accident processes, and in the second stage (Level 2), the behavior of radioactive materials and the loss of function of the containment building are analyzed after core damage to evaluate the amount, timing of, and frequency of occurrence (LERF) of large-scale early radioactive material leakage outside the containment building. In the third stage (Level 3), radiation exposure of residents and environmental damage caused by radioactive material leaked to the outside of the containment building is evaluated. evaluate
또한, 확률론적 안전성평가의 분석범위는 원자력발전소 출력의 크기와 사건발생의 원인에 따라 구분할 수 있다.In addition, the analysis scope of the probabilistic safety evaluation can be divided according to the size of the nuclear power plant output and the cause of the event.
출력의 크기에 따라 전출력(Full Power) PSA와 정지·저출력(Shutdown & Low Power) PSA로 분류하고, 사건발생의 원인에 따라 펌프나 기기 등의 고장과 같은 내부사건(Internal Event) PSA와 지진이나 홍수와 같은 외부사건(External Event) PSA로 분류한다.According to the size of the output, it is classified into full power PSA and shutdown & low power PSA. Depending on the cause of the event, internal event PSA such as failure of pump or equipment, etc. and earthquake It is classified as an external event such as a flood or PSA.
기존의 인간신뢰도분석는 확률론적 안전성평가의 지원수단으로 내부사건에 초점을 맞추었으나 후쿠시마 사고 후 침수, 지진 등의 외부사건에 대한 인간신뢰도분석의 중요성이 높아졌다.The existing human reliability analysis focused on internal events as a support tool for probabilistic safety evaluation, but after the Fukushima accident, the importance of human reliability analysis on external events such as flooding and earthquakes has increased.
한편, 내부 침수사건의 특이 사항으로, 원자력발전소에 내부 침수사고가 발생한 경우 안전과 관련된 기기의 손상으로 인하여 발전소에 심각한 영향을 주며, 침수 발생 구역 또는 이웃 전파 구역에서 사고의 완화를 위한 운전원의 조치 이행에 영향을 주게 된다. 또한, 내부 침수사고로 인한 발전소의 안전정지 또는 사고 완화조치 등을 수행하는 운전원의 스트레스 증가는 인적오류 확률을 증가시키게 되며, 이는 발전소 리스크를 증가시키는 요인이 된다.On the other hand, as a special feature of the internal flooding incident, when an internal flooding accident occurs in a nuclear power plant, it seriously affects the power plant due to damage to safety-related equipment, and the operator measures to mitigate the accident in the flooding area or neighboring radio wave area will affect implementation. In addition, the increase in the stress of the operator performing the safety stop or accident mitigation measures of the power plant due to the internal flooding accident increases the probability of human error, which is a factor that increases the risk of the power plant.
지금까지 원자력발전소에서의 많은 사건·사고 경험을 통해 알려진 바에 의하면, 원자력발전소에서 발생하는 사건 또는 사고의 결정적인 원인들 중 하나가 인적 요인이라는 점이다. 예를 들어, 발생된 불시정지 사건의 약 40% 정도가 인적 요인과 관련된 것으로 밝혀졌을 뿐 아니라, 인적 요인과 관련된 불시정지 사건들 중 80% 이상이 부적절한 원자력발전소의 일상직무(정비/시험 직무 및 비정상 대응 직무)에 기인한 것으로 밝혀졌다.According to what has been known through the experiences of many incidents and accidents at nuclear power plants so far, one of the decisive causes of accidents or accidents occurring at nuclear power plants is the human factor. For example, it was found that about 40% of the crashes that occurred were related to human factors, and more than 80% of the crashes related to human factors were inappropriate for routine duties at nuclear power plants (maintenance/testing duties and was found to be due to abnormal response duties).
최근 원자력발전소는 단위용량의 증대, 계측제어시스템의 기능 추가 및 다양화, 고도화된 전자기술 및 인공지능기술의 도입, 안전성 강화를 위한 안전설비의 보강 등이 계속되고 있다. 이로 인하여 원자력발전소는 더욱 복잡해지고 이를 운영하는 인간의 역할은 점점 더 그 비중이 확대되고 있다. 현재의 원자력발전소 운전원은 자동화의 촉진에도 불구하고 안전운전을 위해 계통의 동작을 면밀히 감시하고, 이상을 진단해야 하며, 고장/정지에 대한 대응절차를 숙지하고 있어야 한다. 또한, 비정상 및 비상 상황 시 폭주하는 원자력발전소 운전정보를 충분히 이해하고, 신속 정확히 대응해야 하는 등, 업무의 과중한 부담을 안고 있다.Recently, nuclear power plants continue to increase unit capacity, add and diversify the functions of measurement and control systems, introduce advanced electronic and artificial intelligence technologies, and reinforce safety facilities for safety enhancement. As a result, nuclear power plants become more complex, and the role of humans in operating them is increasing. Current nuclear power plant operators must closely monitor the operation of the system, diagnose abnormalities, and be familiar with the response procedures for failures/stops for safe operation despite the promotion of automation. In addition, in case of abnormal or emergency situations, it is necessary to fully understand the operation information of nuclear power plants, and to respond quickly and accurately.
원자력발전소는 시스템 설계자에 의해 그 기능이 정의되고, 정의된 기능을 인간과 기계 간에 할당하여 설계가 이루어진다. 인간은 설계자에 의해 설계된 시스템이 제공하는 정보를 감지하고 해석하여 판단을 내리고 그에 따른 조치를 취하게 된다. 이러한 작업자의 수행도는 작업자에 미치는 내·외적 인적요인에 의해 영향을 받게되며, 설계시에 이러한 인적요인을 완벽하게 고려하여 설계에 반영하는 것은 불가능하기 때문에, 설계자에 의해 정의된 인간의 수행도와 실제 원자력발전소 작업시에 나타나는 작업자의 수행도 사이에는 차이가 존재할 수 밖에 없다.In a nuclear power plant, its function is defined by a system designer, and the defined function is assigned between humans and machines to design. Humans sense and interpret the information provided by the system designed by the designer to make a judgment and take action accordingly. The performance of these workers is affected by internal and external human factors that affect the workers, and it is impossible to fully consider these human factors at the time of design and reflect them in the design. There is inevitably a difference between the performance of workers shown during actual nuclear power plant operation.
따라서, 원자력발전소의 불시정지 횟수를 줄이고 궁극적으로 원자력발전소의 안전성을 높이기 위해서는 원자력발전소 운영의 주체인 운전원이나 작업자의 인적행위 향상 및 오류감소가 요구된다.Therefore, in order to reduce the number of unplanned shutdowns of a nuclear power plant and ultimately to increase the safety of a nuclear power plant, it is required to improve the human behavior and reduce errors of operators or workers who are the main agents of nuclear power plant operation.
이를 위해서는 불시정지 또는 기능 저하와 관련하여 일상직무 수행 중 발생할 수 있는 인적유발사건(human related event)들의 평가를 통해 효과적인 인적오류(human error)를 줄이고 조건부 노심손상확률(CCDP) 및 최종적인 노심손상빈도(CDF)를 줄일 수 있는 방법이 필요하다.To this end, effective human error is reduced through the evaluation of human related events that may occur during the performance of daily duties in relation to sudden shutdown or functional deterioration, and conditional core damage probability (CCDP) and final core damage are evaluated. There is a need for a way to reduce the frequency (CDF).
한국공개특허 [10-2008-0040352]에서는 리스크 정보를 이용한 주민 위해도 평가 방법이 개시되어 있다.Korean Patent Laid-Open Patent [10-2008-0040352] discloses a risk assessment method for residents using risk information.
한국등록특허 [10-0856500]에서는 원자력발전소의 외부 사건에 의한 노심 손상 빈도를 평가 정량화하는 방법이 개시되어 있다.Korean Patent Registration [10-0856500] discloses a method for evaluating and quantifying the frequency of core damage caused by external events in a nuclear power plant.
한국공개특허 [10-2010-0030351]에서는 원자력발전소의 인적유발사건 영향 평가 시스템 및 그 방법이 개시되어 있다.Korean Patent Laid-Open Patent [10-2010-0030351] discloses a system and method for evaluating the impact of human-induced events in a nuclear power plant.
한국공개특허 [10-2020-0036516]에서는 원자력발전소의 지진사건 확률론적 안전성평가를 위한 부분상관성을 갖는 기기들의 고장조합확률들로부터 기기고장사건들의 확률 산출 방법 및 장치가 개시되어 있다.Korean Patent Laid-Open Patent [10-2020-0036516] discloses a method and apparatus for calculating the probability of equipment failure events from failure combination probabilities of devices with partial correlation for probabilistic safety evaluation of earthquake events in nuclear power plants.
따라서, 본 발명은 상기한 바와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 본 발명의 목적은 더욱 상세하게는 내부 침수사건에 대한 침수 모드 중 대형침수(Major Flood)의 유량을 세분화하고, 각 세분화된 유량에 대한 배관 파단 빈도를 추정하여, 운전원의 조치가능시간을 증가시킴으로써 침수 시나리오의 인간신뢰도분석의 신뢰도를 높이기 위한 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 제공하는 것이다.Accordingly, the present invention has been devised to solve the above problems, and an object of the present invention is to subdivide the flow rate of the Major Flood among the submersion modes for the internal flooding event in more detail, and each subdivided To provide an improvement method for human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of flooding events inside nuclear power plants to increase the reliability of human reliability analysis of flood scenarios by estimating the frequency of pipe breakage with respect to flow rate and increasing the operator's actionable time .
본 발명의 실시예들의 목적은 이상에서 언급한 목적으로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 목적들은 아래의 기재로부터 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.The purpose of the embodiments of the present invention is not limited to the above-mentioned purpose, and other objects not mentioned will be clearly understood by those of ordinary skill in the art to which the present invention belongs from the following description. .
상기한 바와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법은, 분석 대상의 침수 시나리오의 유량 범위를 다수의 구간으로 구분하는 구간구분단계(S210); 각 구간의 유량에 대응하는 정규화된 배관 파단 빈도를 계산하는 파단빈도계산단계(S220); 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피를 이용하여 각 구간에서의 운전원의 조치가능 시간을 계산하는 조치가능시간계산단계(S230); 상기 계산된 조치가능 시간을 고려하여, 각 구간의 인적오류 확률을 평가하는 인적오류확률평가단계(S240); 상기 정규화된 배관 파단 빈도, 상기 인적오류 확률 및 침수방벽 실패 확률을 이용하여 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도를 계산하는 시나리오발생빈도계산단계(S250); 및 상기 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도의 합인 전체 침수 시나리오 빈도 및 조건부노심손상확률(CCDP)을 이용하여 상기 분석 대상의 침수 시나리오의 노심손상빈도(CDF)를 평가하는 노심손상빈도평가단계(S260)를 포함한다.A method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flood event inside a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention for achieving the above object, divides the flow rate range of the flood scenario to be analyzed into a plurality of sections a section division step (S210); Breaking frequency calculation step (S220) of calculating the normalized pipe break frequency corresponding to the flow rate of each section; actionable time calculation step (S230) of calculating the operator's actionable time in each section using the critical volume of the submerged area of the analysis target; a human error probability evaluation step of evaluating the human error probability of each section in consideration of the calculated actionable time (S240); a scenario occurrence frequency calculation step (S250) of calculating the occurrence frequency of a flooding scenario in each section using the normalized pipe breakage frequency, the human error probability, and the flood barrier failure probability; and a core damage frequency evaluation step of evaluating the core damage frequency (CDF) of the flooding scenario of the analysis target using the total flooding scenario frequency and conditional core damage probability (CCDP), which is the sum of the frequency of occurrence of flooding scenarios in each section (S260) ) is included.
상기 구간구분단계(S210)는, 상기 분석 대상의 침수 시나리오에서, 소형침수(Spray) 및 중형침수(Flood)의 유량 범위는 그대로 두고, 대형침수(Major Flood)의 유량 범위를 7개의 구간으로 구분한 것을 특징으로 한다.In the section division step (S210), in the submersion scenario of the analysis target, the flow rate range of the small flooding (Spray) and the medium flooding (Flood) is left as it is, and the flow rate range of the large flooding (Major Flood) is divided into 7 sections. characterized by one.
상기 파단빈도계산단계(S220)는, 상기 각 구간의 유량에 해당하는 배관의 파단 크기를 계산하는 파단크기계산단계(S310); 상기 기설정된 데이터에 기반하여 상기 계산된 배관의 파단 크기를 고려하여 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 확인하는 연간파단 빈도확인단계(S320); 상기 기설정된 데이터에 기반하여 로가드믹 보간법(logarithmic interpolation)을 이용하여 각 구간의 유량에 해당하는 파단 크기에 대하여 특정 배관의 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 제1계산단계(S330); 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 이용하여 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 제2계산단계(S340); 및 상기 분석 대상 침수 시나리오의 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 기설정된 배관 파단 빈도를 이용하여 정규화하는 정규화단계(S350)를 포함하는 것을 특징으로 한다.The fracture frequency calculation step (S220), the fracture size calculation step (S310) of calculating the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section; an annual breaking frequency checking step (S320) of checking the annual pipe breaking frequency per unit length in consideration of the calculated breaking size of the pipe based on the preset data; A first calculation step of calculating the annual pipe breaking frequency per unit length of a specific pipe with respect to the breaking size corresponding to the flow rate of each section using logarithmic interpolation based on the preset data (S330); a second calculation step of calculating the annual pipe breaking frequency for each section using the annual pipe breaking frequency per unit length and the total pipe length of the analysis target (S340); and a normalization step (S350) of normalizing the annual pipe breakage frequency for each section of the analysis target flooding scenario using a preset pipe breakage frequency.
상기 파단크기계산단계(S310)는, 하기 [수학식 3]을 이용하여 상기 각 구간의 유량에 대응하는 배관의 파단 크기를 계산하는 것을 특징으로 한다.The fracture size calculation step (S310) is characterized in that the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section is calculated using the following [Equation 3].
[수학식 3][Equation 3]
(여기서, EBS는 배관의 파단 크기(inch)이고, Q는 유량(gpm, gallon per minute)이고, P는 계통 압력(psig, pound force per square inch gauge)이다.)(Where EBS is the pipe break size (inch), Q is the flow rate (gpm, gallon per minute), and P is the system pressure (psig, pound force per square inch gauge).)
상기 기설정된 데이터는, EPRI 3002000079(Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) 데이터인 것을 특징으로 한다.The preset data is characterized as EPRI 3002000079 (Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) data.
상기 제1계산단계(S330)는, 하기 [수학식 4]를 이용하여 보간하여 파단 빈도를 계산하는 것을 특징으로 한다.The first calculation step (S330) is characterized in that the fracture frequency is calculated by interpolation using the following [Equation 4].
[수학식 4][Equation 4]
(여기서, F()는 파단 빈도의 함수이고, x1, x2는 상기 기설정된 데이터에서 주어진 배관의 크기, y는 파단 빈도를 구하고자 하는 배관의 파단 크기, m은 비례상수로, 
상기 조치가능시간계산단계(S230)는, 상기 각 구간의 유량을 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피로 나누어 조치가능시간으로 계산하는 것을 특징으로 한다.The actionable time calculation step (S230) is characterized in that the flow rate of each section is divided by the critical volume of the submerged area of the analysis target to calculate the actionable time.
상기 인적오류확률평가단계(S240)는, 상기 각 구간의 조치가능시간에 기반하여, 진단여유시간에 의해 기본진단오류확률을 결정하는 단계; 상기 기본진단오류확률과 주관심작업 유무, 경보유무, 교육/훈련 수준, 절차서 수준을 포함한 오류영향인자를 고려하여 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 결정하는 단계; 상기 기본진단오류확률과 상기 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 곱하여 진단오류확률을 계산하는 단계; 각 단위 작업에 대하여, 작업유형, 스트레스 수준, 기본 수행 인적오류확률, 오류복구 가능성에 따른 최종 수행 인적오류확률의 합을 수행오류확률로 계산하는 단계; 및 상기 진단오류확률 및 상기 수행오류확률을 합산하여 상기 각 구간의 인적오류확률로 계산하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.The human error probability evaluation step (S240) includes: determining a basic diagnosis error probability based on the available time for action in each section; determining a final corrected value of the probability of human error in diagnosis in consideration of the error influencing factors including the basic diagnosis error probability, the presence or absence of subjective work, the presence or absence of warning, the level of education/training, and the level of procedures; calculating a diagnosis error probability by multiplying the basic diagnosis error probability and a final corrected value of the diagnosis human error probability; calculating, for each unit task, the sum of the final performance human error probability according to the task type, the stress level, the basic performance human error probability, and the possibility of error recovery as the performance error probability; and calculating the probability of human error in each section by adding up the probability of diagnosis error and the probability of performance error.
상기 제2계산단계(S340)는, 상기 각 구간의 유량에 대응하여, 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 곱하여 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 것을 특징으로 한다.The second calculation step (S340), in response to the flow rate of each section, is characterized in that the annual pipe breaking frequency per unit length is multiplied by the total pipe length of the analysis target to calculate the annual pipe breaking frequency.
상기 정규화단계(S350)는, 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 상기 연간 배관 파단 빈도를 모두 더하여 파단 빈도총합을 계산하는 단계; 및 상기 파단 빈도총합에 대한 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 연간 배관 파단 빈도의 비율을 각 구간에 대한 정규화된 배관 파단 빈도로 계산하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.The normalization step (S350) may include calculating a total number of break frequencies by adding up the annual pipe break frequencies calculated in response to the flow rate of each section; and calculating a ratio of the annual pipe break frequency calculated in response to the flow rate of each section to the sum of break frequencies as a normalized pipe break frequency for each section.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따르면, 상기 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 구현하기 위한 프로그램이 저장된 컴퓨터 판독 가능한 기록매체가 제공되는 것을 특징으로 한다.In addition, according to an embodiment of the present invention, a computer-readable recording medium storing a program for implementing a human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of the nuclear power plant internal flooding event is provided.
아울러, 본 발명의 일 실시예에 따르면, 상기 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 구현하기 위해, 컴퓨터 판독 가능한 기록매체에 저장된 프로그램이 제공되는 것을 특징으로 한다.In addition, according to an embodiment of the present invention, in order to implement the human reliability analysis improvement method for the probabilistic safety evaluation of the nuclear power plant internal flooding event, a program stored in a computer-readable recording medium is provided.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 의하면, 내부 침수사건에 대한 침수 모드 중 대형침수(Major Flood)의 유량을 세분화하고, 각 세분화된 유량에 대한 배관 파단 빈도를 추정하여, 운전원의 조치가능시간을 증가시킴으로써 침수 시나리오의 인간신뢰도분석의 신뢰도를 높일 수 있는 효과가 있다.According to the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention, the flow rate of the major flood among the submersion modes for the internal flooding event is subdivided, and each subdivision It has the effect of increasing the reliability of the human reliability analysis of flood scenarios by estimating the frequency of pipe breakage for the flow rate and increasing the operator's available time.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 의하면, 위험의 발생가능성의 확률(Probability) 또는 발생빈도(Frequency)가 줄어들게 되며, 시나리오들의 총 빈도가 감소되는 효과가 있다.In addition, according to the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention, the probability or frequency of the occurrence of a risk is reduced, and the scenario It has the effect of reducing the total frequency of them.
도 1은 일반적인 확률론적 안전성평가의 수행단계를 나타내는 도면.
도 2는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법의 일 실시예 흐름도.
도 3은 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 파단빈도계산단계의 일 실시예 상세 흐름도.
도 4는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 사용하는 기설정된 데이터에 포함된"배관 파단 빈도"를 설명하기 위한 표.
도 5는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 로가드믹 보간법을 설명하기 위한 표.
도 6은 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 유량에 따른 배관 파단 빈도를 나타내는 표.
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 정규화된 배관의 파단 빈도를 설명하기 위한 표.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 인적오류확률을 설명하기 위한 표.
도 9는 종래의 침수에 대한 확률론적안전성평가에 따른 시나리오 빈도 총합 및 그에 따른 노심손상빈도를 설명하기 위한 표.
도 10은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 의한 시나리오 빈도 총합 및 그에 따른 노심손상빈도를 나타낸 표.1 is a diagram showing the execution stage of a general probabilistic safety evaluation.
2 is a flowchart of an embodiment of a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention;
3 is a detailed flowchart of an embodiment of the breaking frequency calculation step in the human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
4 is a table for explaining the "pipe break frequency" included in the preset data used in the human reliability analysis improvement method for the probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
5 is a table for explaining the logarithmic interpolation method in the human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
6 is a table showing the frequency of pipe breakage according to the flow rate in the human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
7 is a table for explaining the normalized breakage frequency of the pipe in the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention.
8 is a table for explaining the probability of human error in the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention.
9 is a table for explaining the sum of scenario frequencies according to the conventional probabilistic safety evaluation for flooding and the core damage frequency accordingly.
10 is a table showing the sum total of scenario frequencies and core damage frequency according to the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention.
본 발명은 다양한 변경을 가할 수 있고 여러 가지 실시예를 가질 수 있는바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 상세하게 설명하고자 한다. 그러나 이는 본 발명을 특정한 실시 형태에 대해 한정하려는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야한다.Since the present invention can have various changes and can have various embodiments, specific embodiments are illustrated in the drawings and described in detail. However, this is not intended to limit the present invention to specific embodiments, and should be understood to include all modifications, equivalents, and substitutes included in the spirit and scope of the present invention.
어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어" 있다거나 "접속되어" 있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 또는 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다.When a component is referred to as being “connected” or “connected” to another component, it is understood that the other component may be directly connected or connected to the other component, but other components may exist in between. it should be
반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 접속되어" 있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다.On the other hand, when it is said that a certain element is "directly connected" or "directly connected" to another element, it should be understood that no other element is present in the middle.
본 명세서에서 사용되는 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 출원에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 공정, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 공정, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.The terms used herein are used only to describe specific embodiments, and are not intended to limit the present invention. The singular expression includes the plural expression unless the context clearly dictates otherwise. In the present application, terms such as “comprise” or “have” are intended to designate that a feature, number, process, operation, component, part, or combination thereof described in the specification exists, but one or more other features It is to be understood that this does not preclude the existence or addition of numbers, processes, operations, components, parts, or combinations thereof.
다르게 정의되지 않는 한, 기술적이거나 과학적인 용어를 포함해서 여기서 사용되는 모든 용어들은 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 일반적으로 이해되는 것과 동일한 의미가 있다. 일반적으로 사용되는 사전에 정의되어 있는 것과 같은 용어들은 관련 기술의 문맥상 가지는 의미와 일치하는 의미가 있는 것으로 해석되어야 하며, 본 출원에서 명백하게 정의하지 않는 한, 이상적이거나 과도하게 형식적인 의미로 해석되지 않는다.Unless defined otherwise, all terms used herein, including technical or scientific terms, have the same meaning as commonly understood by one of ordinary skill in the art to which this invention belongs. Terms such as those defined in a commonly used dictionary should be interpreted as having a meaning consistent with the meaning in the context of the related art, and should not be interpreted in an ideal or excessively formal meaning unless explicitly defined in the present application. does not
이하, 첨부된 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세하게 설명한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정하여 해석되어서는 아니 되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여, 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다. 또한, 사용되는 기술 용어 및 과학 용어에 있어서 다른 정의가 없다면, 이 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 통상적으로 이해하고 있는 의미를 가지며, 하기의 설명 및 첨부 도면에서 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있는 공지 기능 및 구성에 대한 설명은 생략한다. 다음에 소개되는 도면들은 당업자에게 본 발명의 사상이 충분히 전달될 수 있도록 하기 위해 예로서 제공되는 것이다. 따라서, 본 발명은 이하 제시되는 도면들에 한정되지 않고 다른 형태로 구체화될 수도 있다. 또한, 명세서 전반에 걸쳐서 동일한 참조번호들은 동일한 구성요소들을 나타낸다. 도면들 중 동일한 구성요소들은 가능한 한 어느 곳에서든지 동일한 부호들로 나타내고 있음에 유의해야 한다. Hereinafter, the present invention will be described in more detail with reference to the accompanying drawings. Prior to this, the terms or words used in the present specification and claims should not be construed as being limited to conventional or dictionary meanings, and the inventor should properly understand the concept of the term in order to best describe his invention. Based on the principle that can be defined, it should be interpreted as meaning and concept consistent with the technical idea of the present invention. In addition, if there is no other definition in the technical terms and scientific terms used, it has the meaning commonly understood by those of ordinary skill in the art to which this invention belongs, and the summary of the present invention in the following description and accompanying drawings Descriptions of known functions and configurations that may be unnecessarily obscure will be omitted. The drawings introduced below are provided as examples in order to sufficiently convey the spirit of the present invention to those skilled in the art. Accordingly, the present invention is not limited to the drawings presented below and may be embodied in other forms. Also, like reference numerals refer to like elements throughout. It should be noted that the same components in the drawings are denoted by the same reference numerals wherever possible.
도 2는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법의 일 실시예 흐름도이고, 도 3은 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 파단빈도계산단계의 일 실시예 상세 흐름도이다.2 is a flowchart of an embodiment of a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention, and FIG. 3 is a probabilistic safety evaluation for a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention. It is a detailed flowchart of one embodiment of the breaking frequency calculation step in the human reliability analysis improvement method.
도 2를 참고하면, 먼저, 분석 대상의 침수 시나리오의 유량 범위를 다수의 구간으로 구분한다(S210).Referring to FIG. 2 , first, the flow rate range of the submersion scenario to be analyzed is divided into a plurality of sections ( S210 ).
상기 구간구분단계(S210)에서는, 상기 분석 대상의 침수 시나리오에서, 소형침수(Spray) 및 중형침수(Flood)의 유량 범위는 그대로 두고, 대형침수(Major Flood)의 유량 범위를 7개의 구간으로 구분했다.In the section division step (S210), in the submersion scenario of the analysis target, the flow rate ranges of the small flooding (Spray) and the medium flooding (Flood) are left as they are, and the flow range of the large flooding (Major Flood) is divided into 7 sections. did.
이후, 각 구간의 유량에 대응하는 정규화된 배관 파단 빈도를 계산한다(S220).Thereafter, the normalized pipe breakage frequency corresponding to the flow rate of each section is calculated (S220).
이후, 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피를 이용하여 각 구간의 조치가능 시간을 계산한다(S230).Thereafter, the actionable time of each section is calculated using the critical volume of the submerged area of the analysis target (S230).
상기 조치가능시간계산단계(S230)는, 상기 각 구간의 유량을 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피로 나누어 조치가능시간으로 한다.In the actionable time calculation step (S230), the flow rate of each section is divided by the critical volume of the submerged area of the analysis target to be the actionable time.
이후, 상기 계산된 조치가능 시간을 고려하여, 각 구간의 인적오류 확률을 평가한다(S240).Thereafter, the human error probability of each section is evaluated in consideration of the calculated actionable time (S240).
상기 인적오류확률평가단계(S240)는, 상기 각 구간의 조치가능시간에 기반하여, 진단오류확률 중 기본진단오류확률은 진단여유시간에 의해 결정되고, '주관심작업 유무', '경보유무', '교육/훈련 수준', '절차서 수준' 등의 오류영향인자를 고려하여 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 결정하고, 상기 기본진단오류확률과 상기 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 곱하여 진단오류확률을 계산하고, 수행오류의 기본오류확률은 각 단위 작업에 대하여, "작업유형", "스트레스 수준", "기본 수행 인적오류확률", "오류복구 가능성"에 따른 최종 수행 인적오류확률의 합을 수행오류확률로 계산하고, 상기 진단오류확률 및 상기 수행오류확률을 합산하여 상기 각 구간의 인적오류확률로 계산한다.In the human error probability evaluation step (S240), based on the actionable time of each section, the basic diagnosis error probability among the diagnosis error probabilities is determined by the diagnosis spare time, 'whether or not work of main interest', 'whether or not alarm' , 'Education/training level', 'procedure level', etc. to determine the final correction value of the diagnostic human error probability, and multiply the basic diagnostic error probability and the final correction value of the diagnostic human error probability for diagnosis The error probability is calculated, and the basic error probability of the performance error is the final performance human error probability according to "task type", "stress level", "basic performance human error probability", and "error recovery possibility" for each unit task. The sum is calculated as the performance error probability, and the diagnosis error probability and the performance error probability are summed to be calculated as the human error probability of each section.
이후, 상기 정규화된 배관 파단 빈도, 상기 인적오류 확률 및 침수방벽 실패 확률을 이용하여 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도를 계산한다(S250).Thereafter, the frequency of occurrence of a flood scenario in each section is calculated using the normalized pipe breakage frequency, the human error probability, and the flood barrier failure probability (S250).
이후, 상기 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도의 합인 전체 침수 시나리오 빈도 및 조건부노심손상확률(CCDP)을 이용하여 상기 분석 대상의 침수 시나리오의 노심손상빈도(CDF)를 평가한다(S260).Thereafter, the core damage frequency (CDF) of the flooding scenario of the analysis target is evaluated using the total flooding scenario frequency and the conditional core damage probability (CCDP), which is the sum of the flooding scenarios in each section (S260).
도 2의 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 파단빈도계산단계(S220)는 상세히 다음과 같은 단계로 파단 빈도를 계산한다.In the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event of FIG. 2 , the fracture frequency calculation step S220 calculates the fracture frequency in detail as follows.
도 3을 참고하면, 먼저, 상기 각 구간의 유량에 해당하는 배관의 파단 크기를 계산한다(S310).Referring to FIG. 3 , first, the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section is calculated ( S310 ).
상기 파단크기계산단계(S310)에서, 상기 각 구간의 유량에 대응하는 배관의 파단 크기는 하기 [수학식 1]을 이용하여 계산한다.In the fracture size calculation step (S310), the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section is calculated using the following [Equation 1].
[수학식 1][Equation 1]
여기서, EBS는 배관의 파단 크기(inch)이고, Q는 유량(gpm, gallon per minute)이고, P는 계통 압력(psig, pound force per square inch gauge)이다.Here, EBS is the break size (inch) of the pipe, Q is the flow rate (gpm, gallon per minute), P is the system pressure (psig, pound force per square inch gauge).
Q는 각 구간의 유량으로, 정해지고, P도 정해진 값이기 때문에 EBS를 계산할 수 있다.Since Q is the flow rate of each section, and P is also a fixed value, EBS can be calculated.
이후, 상기 기설정된 데이터에 기반하여 상기 계산된 각 구간의 배관의 파단 크기를 고려하여 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 확인한다(S320).Thereafter, the annual pipe breaking frequency per unit length is checked in consideration of the calculated breaking size of the pipe in each section based on the preset data (S320).
이후, 상기 기설정된 데이터에 기반하여 로가드믹 보간법(logarithmic interpolation)을 이용하여 각 구간의 유량에 해당하는 파단 크기에 대하여 특정 배관의 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 계산한다(S330).Then, based on the preset data, logarithmic interpolation is used to calculate the annual pipe breaking frequency per unit length of a specific pipe with respect to the fracture size corresponding to the flow rate of each section (S330).
상기 제1계산단계(S330)에서, 하기 [수학식 2]를 이용하여 보간하여 파단 빈도를 계산한다.In the first calculation step (S330), the fracture frequency is calculated by interpolation using the following [Equation 2].
[수학식 2][Equation 2]
여기서, F()는 파단 빈도의 함수이고, x1, x2는 상기 기설정된 데이터에서 주어진 배관의 크기, y는 파단 빈도를 구하고자 하는 배관의 파단 크기, m은 비례상수로, 
이후, 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 이용하여 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 계산한다(S340).Then, using the annual pipe breakage frequency per unit length and the total pipe length of the analysis target, Calculate the annual pipe breakage frequency (S340).
상기 제2계산단계(S340)는, 상기 각 구간의 유량에 대응하여, 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 곱하여 연간 배관 파단 빈도를 계산한다.The second calculation step (S340) calculates the annual pipe breaking frequency by multiplying the annual pipe breaking frequency per unit length by the total pipe length of the analysis target in response to the flow rate of each section.
이후, 상기 분석 대상 침수 시나리오의 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 기설정된 배관 파단 빈도를 이용하여 정규화한다(S350).Thereafter, the annual pipe breakage frequency for each section of the analysis target flooding scenario is normalized using a preset pipe breakage frequency (S350).
상기 정규화단계(S350)는, 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 상기 총 배관 파단 빈도를 모두 더하여 파단 빈도총합을 계산하고, 상기 파단 빈도총합에 대한 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 연간 배관 파단 빈도의 비율을 각 구간에 대한 정규화된 배관 파단 빈도로 계산한다.In the normalization step (S350), the total frequency of breakage is calculated by adding all the total frequency of breakage of the pipe calculated in response to the flow rate of each section, and the annual calculated corresponding to the flow rate of each section with respect to the total breakage frequency. Calculate the ratio of the pipe break frequency as the normalized pipe break frequency for each section.
이하, 도 4 내지 9를 참고하여, 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 상세히 설명하기로 한다.Hereinafter, a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flood event inside a nuclear power plant according to the present invention will be described in detail with reference to FIGS. 4 to 9 .
도 4는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 사용하는 기설정된 데이터에 포함된"배관 파단 빈도"를 설명하기 위한 표이다.4 is a table for explaining the "pipe break frequency" included in the preset data used in the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
도 4를 참조하면, EPRI 3002000079(Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) 데이터에서 배관 파단 크기(EBS)에 따른 단위길이당 연간 배관 파단 빈도(/yr·ft)를 나타낸다.4, EPRI 3002000079 (Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) data shows the annual pipe fracture frequency (/yr·ft) per unit length according to the pipe fracture size (EBS).
배관 파단 크기는 이산적인(Desecrate) 값을 가지며, 그에 따른 단위길이당 연간 배관 파단 빈도가 대응된다.The pipe break size has a discrete value, and the annual pipe break frequency per unit length is corresponding thereto.
도 5는 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 로가드믹 보간법(logarithminc interpolation)을 설명하기 위한 표이다.5 is a table for explaining logarithminc interpolation in the method of improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
도 5를 참조하면, 도 4에 도시된 표를 상기 [수학식 2]를 이용하여 파단크기계산단계(S310)에서 계산된 각 구간의 유량에 대응하는 배단의 파단 크기에 따른 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 추정한다.Referring to FIG. 5 , the annual pipe per unit length according to the breaking size of the vessel corresponding to the flow rate of each section calculated in the breaking size calculation step ( S310 ) using the table shown in FIG. 4 using [Equation 2] Estimate the fracture frequency.
도 6은 본 발명에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 유량에 따른 배관 파단 빈도를 나타내는 표이다.6 is a table showing the frequency of pipe breakage according to flow rate in the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to the present invention.
도 6을 참조하면, 도 4 및 도 5에서 계산한 유량에 따른 배관 파단 크기 및 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 나타낸다.Referring to FIG. 6 , the pipe break size and annual pipe break frequency per unit length are shown according to the flow rate calculated in FIGS. 4 and 5 .
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 정규화된 배관의 파단 빈도를 설명하기 위한 표이다.7 is a table for explaining the normalized frequency of pipe breakage in the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention.
도 7을 참조하면, 상기 각 구간의 유량에 대응하여, 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 곱하여 연간 배관 파단 빈도를 계산한다.Referring to FIG. 7 , the annual pipe breaking frequency is calculated by multiplying the annual pipe breaking frequency per unit length by the total pipe length of the analysis target in response to the flow rate in each section.
그리고, 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 상기 연간 배관 파단 빈도를 모두 더하여 파단 빈도총합을 계산하고, 상기 파단 빈도총합에 대한 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 연간 배관 파단 빈도의 비율을 각 구간에 대한 정규화된 배관 파단 빈도로 계산한다.Then, by adding all of the annual pipe break frequencies calculated in response to the flow rate of each section, the total break frequency is calculated, and the ratio of the annual pipe break frequency calculated in response to the flow rate of each section to the total break frequency. Calculate the normalized pipe break frequency for each section.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에서 인적오류확률을 설명하기 위한 표이다.8 is a table for explaining the probability of human error in the method of improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention.
도 8을 참조하면, 상기 각 구간의 유량을 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피(주어지는 값)로 나누어 조치가능시간으로 하며, 상기 계산된 조치가능 시간을 고려하여, 각 구간의 인적오류 확률을 평가한다.8, the flow rate of each section is divided by the critical volume (given value) of the submerged area of the analysis target to be the actionable time, and the human error probability of each section is calculated in consideration of the calculated actionable time Evaluate.
상기 각 구간의 조치가능시간에 기반하여, 진단여유시간에 의해 기본진단오류확률을 결정하고, '주관심작업 유무', '경보유무', '교육/훈련 수준', '절차서 수준' 등의 오류영향인자를 고려하여 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 결정하고, 상기 기본진단오류확률과 상기 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 곱하여 진단오류확률을 계산하고, 수행오류의 기본오류확률은 각 단위 작업에 대하여, "작업유형", "스트레스 수준", "기본 수행 인적오류확률", "오류복구 가능성"에 따른 최종 수행 인적오류확률의 합을 수행오류확률로 계산하고, 상기 진단오류확률 및 상기 수행오류확률을 합산하여 상기 각 구간의 인적오류확률로 계산한다.Based on the actionable time of each section, the probability of a basic diagnosis error is determined by the diagnosis spare time, and errors such as 'whether or not work of main interest', 'whether or not alarm', 'education/training level', 'procedure level', etc. The final correction value of the probability of diagnosis human error is determined in consideration of the influencing factors, and the probability of diagnosis error is calculated by multiplying the basic diagnosis error probability and the final correction value of the probability of the diagnosis human error, and the basic error probability of the performance error is in each unit For the task, the sum of the final human error probabilities according to “job type”, “stress level”, “basic performance human error probability”, and “error recovery possibility” is calculated as the performance error probability, and the diagnostic error probability and the The performance error probabilities are summed up and calculated as the human error probabilities of each section.
도 9는 현재의 침수에 대한 확률론적안전성평가에 따른 시나리오 빈도 총합 및 그에 따른 노심손상빈도를 설명하기 위한 표이고, 도 10은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 의한 시나리오 빈도 총합 및 그에 따른 노심손상빈도를 나타낸 표이다.9 is a table for explaining the sum total of scenario frequencies according to the current probabilistic safety evaluation for flooding and the resulting core damage frequency, and FIG. 10 is a stochastic safety of a flooding event inside a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention. This is a table showing the sum of the scenario frequencies and the resulting core damage frequency by the improvement method of human reliability analysis for evaluation.
여기서, 조건부노심손상확률(CCDP: Conditioanl Core Damage Probability)은 주어진 값으로 1.00E+00으로 하며, 시나리오 변경시 변경된 값을 고려한다.Here, the conditional core damage probability (CCDP) is set to 1.00E+00 as a given value, and the changed value is taken into account when the scenario is changed.
도 9를 참조하면, 현재의 침수에 대한 확률론적안전성평가에 따른 시나리오 빈도 총합은 5.85E-06이고, 그에 따른 노심손상빈도(CDF : Core Damage Frequency)는 5.85E-06이다.Referring to FIG. 9 , the sum of the scenario frequencies according to the current probabilistic safety evaluation for flooding is 5.85E-06, and the CDF (Core Damage Frequency) accordingly is 5.85E-06.
한편, 도 10을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 의하면, 시나리오 빈도 총합은 1.51E-06이고, 그에 따른 노심손상빈도(CDF)는 1.51E-06이다.On the other hand, referring to FIG. 10 , according to the method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event according to an embodiment of the present invention, the sum of the scenario frequencies is 1.51E-06, resulting in core damage Frequency (CDF) is 1.51E-06.
본 발명에서는 침수구역의 대형침수(Major Flood)에 해당되는 유량을 최대값으로 선정하여 이를 균등하게 7개의 빈(Bin)으로 나누어 평가해보았다. 침수 시나리오에서 더 많은 수의 유량으로 구분되어질수록, 나누어진 시나리오들의 빈도의 총합은 감소된다.In the present invention, the flow rate corresponding to the major flood of the flooded area was selected as the maximum value and evaluated by dividing it into 7 bins equally. As the flooding scenario is divided into a greater number of flow rates, the sum of the frequencies of the divided scenarios decreases.
이상에서 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법에 대하여 설명하였지만, 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 구현하기 위한 프로그램이 저장된 컴퓨터 판독 가능한 기록매체 및 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법을 구현하기 위한 컴퓨터 판독 가능한 기록매체에 저장된 프로그램 역시 구현 가능함은 물론이다.In the above, the human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event has been described according to an embodiment of the present invention, but the human reliability analysis improvement method for the probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event is described. Of course, a program stored in a computer readable recording medium storing a program for implementation and a program stored in a computer readable recording medium for implementing a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flood event inside a nuclear power plant is also possible.
즉, 상술한 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법은 이를 구현하기 위한 명령어들의 프로그램이 유형적으로 구현됨으로써, 컴퓨터를 통해 판독될 수 있는 기록매체에 포함되어 제공될 수도 있음을 당업자들이 쉽게 이해할 수 있을 것이다. 다시 말해, 다양한 컴퓨터 수단을 통하여 수행될 수 있는 프로그램 명령 형태로 구현되어, 컴퓨터 판독 가능한 기록매체에 기록될 수 있다. 상기 컴퓨터 판독 가능한 기록매체는 프로그램 명령, 데이터 파일, 데이터 구조 등을 단독으로 또는 조합하여 포함할 수 있다. 상기 컴퓨터 판독 가능한 기록매체에 기록되는 프로그램 명령은 본 발명을 위하여 특별히 설계되고 구성된 것들이거나 컴퓨터 소프트웨어 당업자에게 공지되어 사용 가능한 것일 수도 있다. 상기 컴퓨터 판독 가능한 기록매체의 예에는 하드 디스크, 플로피 디스크 및 자기테이프와 같은 자기 매체(magnetic media), CD-ROM, DVD와 같은 광기록매체(optical media), 플롭티컬 디스크(floptical disk)와 같은 자기-광 매체(magneto-optical media), 및 롬(ROM), 램(RAM), 플래시 메모리, USB 메모리 등과 같은 프로그램 명령을 저장하고 수행하도록 특별히 구성된 하드웨어 장치가 포함된다. 프로그램 명령의 예에는 컴파일러에 의해 만들어지는 것과 같은 기계어 코드뿐만 아니라 인터프리터 등을 사용해서 컴퓨터에 의해서 실행될 수 있는 고급 언어 코드를 포함한다. 상기 하드웨어 장치는 본 발명의 동작을 수행하기 위해 하나 이상의 소프트웨어 모듈로서 작동하도록 구성될 수 있으며, 그 역도 마찬가지이다.That is, the method for improving human reliability analysis for the probabilistic safety evaluation of the flooding event inside a nuclear power plant described above may be provided by being included in a computer-readable recording medium by tangibly implementing a program of instructions for implementing it. It will be readily understood by those skilled in the art. In other words, it may be implemented in the form of program instructions that can be executed through various computer means and recorded on a computer-readable recording medium. The computer-readable recording medium may include program instructions, data files, data structures, etc. alone or in combination. The program instructions recorded on the computer-readable recording medium may be specially designed and configured for the present invention, or may be known and used by those skilled in the art of computer software. Examples of the computer-readable recording medium include magnetic media such as hard disks, floppy disks and magnetic tapes, optical media such as CD-ROMs and DVDs, and floppy disks. magneto-optical media, and hardware devices specially configured to store and carry out program instructions, such as ROM, RAM, flash memory, USB memory, and the like. Examples of program instructions include not only machine language codes such as those generated by a compiler, but also high-level language codes that can be executed by a computer using an interpreter or the like. The hardware device may be configured to operate as one or more software modules to perform the operations of the present invention, and vice versa.
본 발명은 상기한 실시예에 한정되지 아니하며, 적용범위가 다양함은 물론이고, 청구범위에서 청구하는 본 발명의 요지를 벗어남이 없이 다양한 변형 실시가 가능한 것은 물론이다.The present invention is not limited to the above-described embodiments, and various modifications can be made without departing from the gist of the present invention as claimed in the claims.
S210: 구간구분단계
S220: 파단빈도계산단계
S230: 조치가능시간계산단계
S240: 인적오류확률평가단계
S250: 시나리오발생빈도계산단계
S260: 노심손상빈도평가단계
S310: 파단크기계산단계
S320: 연간파단 빈도확인단계
S330: 제1계산단계
S340: 제2계산단계
S350: 정규화단계S210: section division step
S220: fracture frequency calculation step
S230: Action available time calculation step
S240: Human error probability evaluation step
S250: Scenario occurrence frequency calculation step
S260: Core damage frequency evaluation step
S310: breaking size calculation step
S320: Annual fracture frequency check step
S330: first calculation step
S340: second calculation step
S350: normalization step
Claims (10)
분석 대상의 침수 시나리오의 유량 범위를 다수의 구간으로 구분하는 구간구분단계(S210);
각 구간의 유량에 대응하는 정규화된 배관 파단 빈도를 계산하는 파단빈도계산단계(S220);
상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피를 이용하여 각 구간에서의 운전원의 조치가능 시간을 계산하는 조치가능시간계산단계(S230);
상기 계산된 조치가능 시간을 고려하여, 각 구간의 인적오류 확률을 평가하는 인적오류확률평가단계(S240);
상기 정규화된 배관 파단 빈도, 상기 인적오류 확률 및 침수방벽 실패 확률을 이용하여 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도를 계산하는 시나리오발생빈도계산단계(S250); 및
상기 각 구간의 침수 시나리오의 발생빈도의 합인 전체 침수 시나리오 빈도 및 조건부노심손상확률(CCDP)을 이용하여 상기 분석 대상의 침수 시나리오의 노심손상빈도(CDF)를 평가하는 노심손상빈도평가단계(S260)
를 포함하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
In a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event,
A section division step (S210) of dividing the flow rate range of the submersion scenario of the analysis target into a plurality of sections;
Breaking frequency calculation step (S220) of calculating the normalized pipe break frequency corresponding to the flow rate of each section;
actionable time calculation step (S230) of calculating the actionable time of the operator in each section using the critical volume of the submerged area of the analysis target;
a human error probability evaluation step of evaluating the human error probability of each section in consideration of the calculated actionable time (S240);
a scenario occurrence frequency calculation step (S250) of calculating the occurrence frequency of a flooding scenario in each section using the normalized pipe breakage frequency, the human error probability, and the flood barrier failure probability; and
A core damage frequency evaluation step (S260) of evaluating the core damage frequency (CDF) of the flooding scenario of the analysis target using the total flooding scenario frequency and conditional core damage probability (CCDP), which is the sum of the frequency of occurrence of flooding scenarios in each section (S260)
A method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of flooding events inside nuclear power plants, including
상기 구간구분단계(S210)는,
상기 분석 대상의 침수 시나리오에서, 소형침수(Spray) 및 중형침수(Flood)의 유량 범위는 그대로 두고, 대형침수(Major Flood)의 유량 범위를 7개의 구간으로 구분한 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
According to claim 1,
The section division step (S210) is,
In the flood scenario of the analysis target, the flow range of the small flood (Spray) and the medium flood (Flood) is left as it is, and the flow range of the major flood (Major Flood) is divided into 7 sections. A method of improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of events.
상기 파단빈도계산단계(S220)는,
상기 각 구간의 유량에 해당하는 배관의 파단 크기를 계산하는 파단크기계산단계(S310);
기설정된 데이터에 기반하여 상기 계산된 배관의 파단 크기를 고려하여 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 확인하는 연간파단 빈도확인단계(S320);
상기 기설정된 데이터에 기반하여 로가드믹 보간법(logarithmic interpolation)을 이용하여 각 구간의 유량에 해당하는 파단 크기에 대하여 특정 배관의 단위길이당 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 제1계산단계(S330);
상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 이용하여 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 제2계산단계(S340); 및
상기 분석 대상 침수 시나리오의 각 구간에 대한 연간 배관 파단 빈도를 기설정된 배관 파단 빈도를 이용하여 정규화하는 정규화단계(S350)
를 포함하는 것을 특징으로 하고,
상기 기설정된 데이터는,
EPRI 3002000079(Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) 데이터인 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
According to claim 1,
The breaking frequency calculation step (S220) is,
A fracture size calculation step (S310) of calculating the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section;
An annual breaking frequency checking step (S320) of checking the annual pipe breaking frequency per unit length in consideration of the calculated breaking size of the pipe based on preset data;
A first calculation step of calculating the annual pipe breaking frequency per unit length of a specific pipe with respect to the breaking size corresponding to the flow rate of each section using logarithmic interpolation based on the preset data (S330);
a second calculation step of calculating the annual pipe breaking frequency for each section using the annual pipe breaking frequency per unit length and the total pipe length of the analysis target (S340); and
Normalization step (S350) of normalizing the annual pipe break frequency for each section of the analysis target flooding scenario using a preset pipe break frequency
characterized in that it comprises,
The preset data is
EPRI 3002000079 (Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding Probabilistic Risk Assessments) data, a method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of an internal flooding event in a nuclear power plant.
상기 파단크기계산단계(S310)는,
하기 [수학식 3]을 이용하여 상기 각 구간의 유량에 대응하는 배관의 파단 크기를 계산하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
[수학식 3]
(여기서, EBS는 배관의 파단 크기(inch)이고, Q는 유량(gpm, gallon per minute)이고, P는 계통 압력(psig, pound force per square inch gauge)이다.)
4. The method of claim 3,
The fracture size calculation step (S310) is,
A method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flooding event inside a nuclear power plant, characterized in that the fracture size of the pipe corresponding to the flow rate of each section is calculated using the following [Equation 3].
[Equation 3]
(Where EBS is the pipe break size (inch), Q is the flow rate (gpm, gallon per minute), and P is the system pressure (psig, pound force per square inch gauge).)
상기 제1계산단계(S330)는,
하기 [수학식 4]를 이용하여 보간하여 파단 빈도를 계산하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
[수학식 4]
(여기서, F()는 파단 빈도의 함수이고, x1, x2는 상기 기설정된 데이터에서 주어진 배관의 크기, y는 파단 빈도를 구하고자 하는 배관의 파단 크기, m은 비례상수로,
4. The method of claim 3,
The first calculation step (S330) is,
A method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flooding event inside a nuclear power plant, characterized in that the fracture frequency is calculated by interpolation using the following [Equation 4].
[Equation 4]
(Here, F() is a function of the fracture frequency, x 1 , x 2 is the size of the pipe given in the preset data, y is the fracture size of the pipe for which the fracture frequency is to be obtained, m is a proportional constant,
상기 조치가능시간계산단계(S230)는,
상기 각 구간의 유량을 상기 분석 대상의 침수 영역의 임계 부피로 나누어 조치가능시간으로 계산하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
4. The method of claim 3,
The actionable time calculation step (S230) is,
A method for improving human reliability analysis for probabilistic safety evaluation of a flood event inside a nuclear power plant, characterized in that the flow rate of each section is divided by the critical volume of the submerged area of the analysis target and calculated as an actionable time.
상기 인적오류확률평가단계(S240)는,
상기 각 구간의 조치가능시간에 기반하여, 진단여유시간에 의해 기본진단오류확률을 결정하는 단계;
상기 기본진단오류확률과 주관심작업 유무, 경보유무, 교육/훈련 수준, 절차서 수준을 포함한 오류영향인자를 고려하여 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 결정하는 단계;
상기 기본진단오류확률과 상기 진단 인적오류확률의 최종 보정값을 곱하여 진단오류확률을 계산하는 단계;
각 단위 작업에 대하여, 작업유형, 스트레스 수준, 기본 수행 인적오류확률, 오류복구 가능성에 따른 최종 수행 인적오류확률의 합을 수행오류확률로 계산하는 단계; 및
상기 진단오류확률 및 상기 수행오류확률을 합산하여 상기 각 구간의 인적오류확률로 계산하는 단계
를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
4. The method of claim 3,
The human error probability evaluation step (S240),
determining a probability of a basic diagnosis error according to the diagnosis spare time based on the actionable time of each section;
determining a final corrected value of the probability of human error in diagnosis in consideration of the error influencing factors including the basic diagnosis error probability, the presence or absence of subjective work, the presence or absence of warning, the level of education/training, and the level of procedures;
calculating a diagnosis error probability by multiplying the basic diagnosis error probability and a final corrected value of the diagnosis human error probability;
calculating, for each unit task, the sum of the final human error probability according to the task type, the stress level, the basic performance human error probability, and the possibility of error recovery as the performance error probability; and
calculating the probability of human error in each section by adding up the probability of diagnosis error and the probability of execution error;
Human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event, characterized in that it comprises a.
상기 제2계산단계(S340)는,
상기 각 구간의 유량에 대응하여, 상기 단위길이당 연간 배관 파단 빈도와 상기 분석 대상의 전체 배관 길이를 곱하여 연간 배관 파단 빈도를 계산하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.
4. The method of claim 3,
The second calculation step (S340) is,
Corresponding to the flow rate of each section, the annual pipe breakage frequency per unit length is multiplied by the total pipe length of the analysis target to calculate the annual pipe breakage frequency. How to improve human reliability analysis.
상기 정규화단계(S350)는,
상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 상기 연간 배관 파단 빈도를 모두 더하여 파단 빈도총합을 계산하는 단계; 및
상기 파단 빈도총합에 대한 상기 각 구간의 유량에 대응하여 계산된 연간 배관 파단 빈도의 비율을 각 구간에 대한 정규화된 배관 파단 빈도로 계산하는 단계
를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법.4. The method of claim 3,
The normalization step (S350) is,
calculating a total breaking frequency by adding all of the annual pipe break frequencies calculated in response to the flow rate in each section; and
Calculating the ratio of the annual pipe breaking frequency calculated in response to the flow rate of each section to the total breaking frequency as a normalized pipe breaking frequency for each section
Human reliability analysis improvement method for probabilistic safety evaluation of a nuclear power plant internal flooding event, characterized in that it comprises a.
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| KR1020210026834A KR102276952B1 (en) | 2021-02-26 | 2021-02-26 | Method of improving human reliability analysis for internal flooding probabilistic safety assessment of nuclear power plant |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| CN114464334A (en) * | 2021-11-26 | 2022-05-10 | 上海核工程研究设计院有限公司 | Risk-based decision making method for emergency power supply power of nuclear power plant |
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- 2021-02-26 KR KR1020210026834A patent/KR102276952B1/en active IP Right Grant
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