KR20130008777A - 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법 - Google Patents

원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20130008777A
KR20130008777A KR1020110069349A KR20110069349A KR20130008777A KR 20130008777 A KR20130008777 A KR 20130008777A KR 1020110069349 A KR1020110069349 A KR 1020110069349A KR 20110069349 A KR20110069349 A KR 20110069349A KR 20130008777 A KR20130008777 A KR 20130008777A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
accident
analysis
nuclear power
core damage
operator
Prior art date
Application number
KR1020110069349A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101229553B1 (ko
Inventor
배연경
지문구
임혁순
이은찬
오지용
황석원
방기인
김명수
전호준
진광만
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020110069349A priority Critical patent/KR101229553B1/ko
Publication of KR20130008777A publication Critical patent/KR20130008777A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101229553B1 publication Critical patent/KR101229553B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P90/00—Enabling technologies with a potential contribution to greenhouse gas [GHG] emissions mitigation
    • Y02P90/02—Total factory control, e.g. smart factories, flexible manufacturing systems [FMS] or integrated manufacturing systems [IMS]

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법에 관한 것으로서, 사고 시나리오DB로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인하는 입력부; 사건수목 데이터에 포함된 각 계통의 노심손상 방지의 성공 또는 실패를 기준으로 사고경위를 선정하되, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하는 사고경위 선정부; 및 사고경위 선정정보에 대응하여 노심손상 방지를 위해 생성한 안전조치 내역정보를 사건수목 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출하는 분석부;를 포함한다.
상기와 같은 본 발명에 따르면, 사건수목 데이터를 이용하여 원자력발전소 내의 주요 계통들에 대해 선정된 사고경위를 열수력분석(MAAP4) 코드를 통해 분석함으로써, 확률론적 안전성 평가시 계통의 성공기준과 운전원의 조치시간 분석을 수행하여 그 신뢰도를 평가함과 아울러 노심손상빈도 분석의 정확한 근거를 제공하는 효과가 있다.

Description

원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법{SYSTEM FOR ANALYSING PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT OF SUCCESS CRITERIA IN NUCLEAR POWER PLANT AND METHOD THEREFOR}
본 발명은 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법에 관한 것으로 더욱 상세하게는, 원자력발전소의 정상적인 출력운전 중 발생하는 사고(초기사건)들에 대해 주요 안전계통 작동여부에 따라 노심손상여부를 결정하는 사건수목에서, 주요 사고경위에 대해 열수력 분석을 통해 사고경위의 성공과 실패, 성공경로를 위해 필요한 최소한의 기기수, 계통수, 전원회복가용시간, 기기복구에 필요한 시간, 및 운전원 조치시간을 상세하게 평가하는 기술에 관한 것이다.
확률론적 안전성 평가에서 고려되는 초기사건 발생시 원자로 트립 이후 사고완화를 위해 필요한 안전계통들의 작동여부에 따라 사고의 경위가 결정되는데, 이 사고경위에 대한 성공기준의 선정을 위해서는 열수력 분석 코드(MAAP4 코드)가 사용된다.
이러한, 성공기준 결정의 유형은 사고경위를 분석함에 있어 최소한의 기기 개수 또는 계열수와 같은 단일 고장을 고려하였으나, 이에 대해 체계적으로 절차화된 방법론이 존재하지 않고 있다.
전술한바와 같은 문제점을 개선하기 위해 산업계에서 다양한 연구개발이 이루어지고 있으며, 대한민국 공개특허공보 제10-2004-0037860호(원자력발전소 안전해석을 위한 최적평가체계)외에 다수가 개시되어 있다.
전술한 선행문헌을 살피면, 코드의 요건 및 적용성 결정과정으로서, 사고 시나리오명시, 대상발전소 선정, 주요현상의 확인 및 순위 결정, 최적코드의 선정, 코드관련 서류정비, 코드적용성을 결정하는 제1 단계와; 코드평가 및 변수의 변위결정에 관련된 평가메트릭스 결정, 발전소 노딩결정, 코드와 실험의 정확도 결정, 스케일영향 결정 등을 분석평가하고, 민감도 및 불확실도 분석요소와 관련된 원자로 입력변수와 상태결정, 발전소 민감도계산, 불확실도의 통계적평가, 그리고 전체불확실도를 결정하는 제2 단계; 및 제1 단계 및 제2 단계에서 고려되지 않은 바이어스(bias)를 평가하여 최종피복재 온도를 결정하는 제3 단계;를 포함한다.
그러나, 여전히 ASME PRA Standard와 같은 품질 지침에서 요구하는 확률론적 안전성 평가 품질 향상을 위한 정확한 근거자료의 제공이 미흡한 실정이다.
본 발명의 목적은, 사건수목 데이터를 이용하여 원자력발전소 내의 주요 계통들에 대해 선정된 사고경위를 열수력분석(MAAP4) 코드를 통해 분석함으로써, 확률론적 안전성 평가시 계통의 성공기준과 운전원의 조치시간 분석을 수행하여 그 신뢰도를 평가함과 아울러 노심손상빈도 분석의 정확한 근거를 제공함에 그 목적이 있다.
이러한 기술적 과제를 달성하기 위한 본 발명의 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템은, 사고 시나리오DB로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인하는 입력부; 사건수목 데이터에 포함된 각 계통의 노심손상 방지의 성공 또는 실패를 기준으로 사고경위를 선정하되, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하는 사고경위 선정부; 및 사고경위 선정정보에 대응하여 노심손상 방지를 위해 생성한 안전조치 내역정보를 사건수목 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출하는 분석부;를 포함한다.
그리고, 전술한 시스템을 기반으로 하는 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법은, 입력부가 사고 시나리오DB로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인하는 (a) 단계; 사고경위 선정부가 사건수목 데이터를 인가받아 각 계통의 노심손상 방지를 위한 운전원의 조치가 가능한지 여부에 대해 판단하는 (b) 단계; (b) 단계의 판단결과, 운전원의 조치를 통해 노심손상 방지가 가능한 경우, 사고경위 선정부가 사건수목 데이터를 기준으로 각 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 생성한 사고경위 선정정보를 운전원의 조치결과 내역과 함께 분석부로 인가하는 (c) 단계; 분석부가 사고경위 선정정보 또는 운전원의 조치결과 내역에 대응하여 노심손상을 방지하기 위한 안전조치 내역정보를 생성하는 (d) 단계; 및 분석부가 노심손상 방지를 위해 필요한 계통 및 운전원의 조치내역을 사건수목의 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출하는 (e) 단계;를 포함한다.
상기와 같은 본 발명에 따르면, 사건수목 데이터를 이용하여 원자력발전소 내의 주요 계통들에 대해 선정된 사고경위를 열수력분석(MAAP4) 코드를 통해 분석함으로써, 확률론적 안전성 평가시 계통의 성공기준과 운전원의 조치시간 분석을 수행하여 그 신뢰도를 평가함과 아울러 노심손상빈도 분석의 정확한 근거를 제공하는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템을 도시한 구성도.
도 2는 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템의 확률론적 안전성평가를 위한 사건수목 데이터를 도시한 도면.
도 3a 내지 도 3c는 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템의 열수력분석(MAAP4)코드를 도시한 도면.
도 4는 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템의 사고해석 결과정보를 도시한 도면.
도 5는 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법을 도시한 순서도.
도 6은 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법의 제S70단계를 도시한 순서도.
본 발명의 구체적인 특징 및 이점들은 첨부도면에 의거한 다음의 상세한 설명으로 더욱 명백해질 것이다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 발명자가 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야 할 것이다. 또한, 본 발명에 관련된 공지 기능 및 그 구성에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는, 그 구체적인 설명을 생략하였음에 유의해야 할 것이다.
도 1에 도시된 바와 같이 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템(S)은, 입력부(100), 사고경위 선정부(200), 분석부(300) 및 출력부(400)를 포함하여 구성된다.
도 2를 참조하여 살피면, 입력부(100)는 사고 시나리오DB(110)로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인한다.
이때, 사건수목 데이터는 계통의 노심 출력 수준, 압력, 온도 및 증기발생기 2차측의 압력, 온도, 수위 등의 공정 변수 변화 또는 유량 변화 중에 어느 하나의 정보를 포함하는 것으로 이해함이 바람직하나, 본 발명이 이에 국한되는 것은 아니다.
또한, 사고경위 선정부(200)는 입력부(100)로부터 인가받은 사건수목 데이터에 포함된 각 계통의 노심손상 방지의 성공 또는 실패를 기준으로 사고경위를 선정하되, 먼저 각 계통의 노심손상 방지를 위한 운전원의 조치가 가능한지 여부에 대해 판단한다.
이때, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 가능한 경우, 사고경위 선정부(200)가 사건수목 데이터를 기준으로 각 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 사고경위 선정정보를 생성하고, 추출한 운전원의 조치결과 내역과 함께 분석부(300)로 인가한다.
반면에, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 사고경위 선정부(200)가 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 사고경위 선정정보를 생성하여 분석부(300)로 인가한다.
한편, 분석부(300)는 사고경위 선정부(200)로부터 인가받은 사고경위 선정정보 또는 운전원의 조치결과 내역에 대응하여 각 계통의 노심손상 방지를 위한 안전조치 내역정보를 생성하고, 도 3a 내지 도 3c에 도시된 바와 같이, 노심손상 방지를 통해 안정된 상태로의 운용을 위해 필요한 계통 및 운전원의 조치내역을 사건수목의 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출한다.
그리고, 출력부(400)는 도 4에 도시된 바와 같이, 분석부(300)로부터 인가받은 안전조치 내역정보 및 사고 시나리오를 사고발생의 시간, 사고계통의 기능 및 각 계통간의 연관성을 취합하여 생성한 사고해석 결과정보를 시간별로 정렬하여 출력한다.
이하, 도 5를 참조하여 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법에 대해 살피면 아래와 같다.
먼저, 입력부(100)가 사고 시나리오DB(110)로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인한다(S10).
이어서, 사고경위 선정부(200)가 상기 사건수목 데이터를 인가받아 각 계통의 노심손상 방지를 위해 운전원이 조치 가능한지 여부에 대해 판단한다(S20).
제S20단계의 판단결과, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 가능한 경우, 사고경위 선정부(200)가 사건수목 데이터를 기준으로 각 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 생성한 사고경위 선정정보를 운전원의 조치결과 내역과 함께 분석부(300)로 인가한다(S30).
뒤이어, 분석부(300)가 인가받은 사고경위 선정정보 또는 운전원의 조치결과 내역에 대응하여 노심손상 방지를 위한 안전조치 내역정보를 생성한다(S40).
이어서, 분석부(300)가 노심손상 방지를 통해 안정된 상태로의 운용을 위해 필요한 계통 및 운전원의 조치내역을 사건수목의 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출한다(S50).
그리고, 출력부(400)가 분석부(300)로부터 인가받은 안전조치 내역정보 및 사고 시나리오를 사고발생의 시간, 사고계통의 기능 및 각 계통간의 연관성을 취합하여 생성한 사고해석 결과정보를 시간별로 정렬하여 출력한다(S60).
한편, 도 6을 참조하여 본 발명에 따른 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법의 제S70단계를 살피면 아래와 같다.
제S20단계의 판단결과, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 사고경위 선정부(200)가 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 생성한 사고경위 선정정보를 분석부(300)로 인가하고 제S40단계로 그 절차를 이행한다(S70).
이상으로 본 발명의 기술적 사상을 예시하기 위한 바람직한 실시예와 관련하여 설명하고 도시하였지만, 본 발명은 이와 같이 도시되고 설명된 그대로의 구성 및 작용에만 국한되는 것이 아니며, 기술적 사상의 범주를 일탈함이 없이 본 발명에 대해 다수의 변경 및 수정이 가능함을 당업자들은 잘 이해할 수 있을 것이다. 따라서 그러한 모든 적절한 변경 및 수정과 균등 물들도 본 발명의 범위에 속하는 것으로 간주되어야 할 것이다.
S: 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템
100: 입력부 110: 사고 시나리오DB
200: 사고경위 선정부 300: 분석부
400: 출력부

Claims (6)

  1. 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템에 있어서,
    사고 시나리오DB로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인하는 입력부;
    상기 사건수목 데이터에 포함된 각 계통의 노심손상 방지의 성공 또는 실패를 기준으로 사고경위를 선정하되, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 상기 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하는 사고경위 선정부; 및
    상기 사고경위 선정정보에 대응하여 노심손상 방지를 위해 생성한 안전조치 내역정보를 사건수목 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출하는 분석부;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 사고경위 선정부는,
    운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 가능한 경우, 상기 사건수목 데이터를 기준으로 각 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 사고경위 선정정보 생성하고 운전원의 조치결과 내역을 추출하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 분석부로부터 인가받은 안전조치 내역정보 및 사고 시나리오를 사고발생의 시간, 사고계통의 기능 및 각 계통간의 연관성을 취합하여 생성한 사고해석 결과정보를 시간별로 정렬하여 출력하는 출력부;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템.
  4. 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법에 있어서,
    (a) 입력부가 사고 시나리오DB로부터 원자력발전소에 구비된 주요 계통의 노심손상을 초래하는 사고 시나리오들을 포함하는 사건수목 데이터를 색인하는 단계;
    (b) 사고경위 선정부가 상기 사건수목 데이터를 인가받아 각 계통의 노심손상 방지를 위한 운전원의 조치가 가능한지 여부에 대해 판단하는 단계;
    (c) 상기 (b) 단계의 판단결과, 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 가능한 경우, 상기 사고경위 선정부가 사건수목 데이터를 기준으로 각 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 생성한 사고경위 선정정보를 운전원의 조치결과 내역과 함께 분석부로 인가하는 단계;
    (d) 분석부가 상기 사고경위 선정정보 또는 운전원의 조치결과 내역에 대응하여 노심손상을 방지하기 위한 안전조치 내역정보를 생성하는 단계; 및
    (e) 상기 분석부가 노심손상 방지를 위해 필요한 계통 및 운전원의 조치내역을 사건수목의 표제로 정의하여 각 표제의 성공 혹은 실패에 따라 열수력분석(MAAP4)코드 형태로 사고 시나리오를 도출하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법.
  5. 제 4 항에 있어서,
    상기 (b) 단계의 판단결과,
    (f) 운전원의 조치를 통해 계통의 노심손상 방지가 불가능한 경우, 상기 사고경위 선정부가 사건수목 데이터를 기준으로 계통의 노심손상에 대한 사고경위를 도출하여 생성한 사고경위 선정정보를 상기 분석부로 인가하고, 상기 (d) 단계로 그 절차를 이행하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법.
  6. 제 4 항에 있어서,
    상기 (e) 단계 이후,
    (g) 출력부가 상기 안전조치 내역정보 및 사고 시나리오를 사고발생의 시간, 사고계통의 기능 및 각 계통간의 연관성을 취합하여 생성한 사고해석 결과정보를 시간별로 정렬하여 출력하는 단계;를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 방법.
KR1020110069349A 2011-07-13 2011-07-13 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법 KR101229553B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020110069349A KR101229553B1 (ko) 2011-07-13 2011-07-13 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020110069349A KR101229553B1 (ko) 2011-07-13 2011-07-13 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20130008777A true KR20130008777A (ko) 2013-01-23
KR101229553B1 KR101229553B1 (ko) 2013-02-05

Family

ID=47838675

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020110069349A KR101229553B1 (ko) 2011-07-13 2011-07-13 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101229553B1 (ko)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110930015A (zh) * 2019-11-19 2020-03-27 广州供电局有限公司 大型配电网事故的预防方法以及系统
KR20200124400A (ko) * 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 수행시간 기반의 원전 운전원 신뢰도 평가 장치 및 그 방법
KR102276952B1 (ko) * 2021-02-26 2021-07-13 (주)뉴클리어엔지니어링 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법
KR102321553B1 (ko) * 2020-10-14 2021-11-03 한국수력원자력 주식회사 확률론적 안전성 평가를 이용한 원자력발전소 중대사고 평가 시나리오 선정 방법
WO2021241961A1 (ko) * 2020-05-25 2021-12-02 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소의 중대사고 분석을 위한 모듈형 시스템
KR20220074421A (ko) * 2020-11-27 2022-06-03 한국수력원자력 주식회사 원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100681487B1 (ko) * 2002-10-30 2007-02-09 한국전력공사 원자력발전소 안전해석을 위한 최적평가체계
KR100827567B1 (ko) 2006-10-31 2008-05-07 한국전력공사 원자로 수위지시계통을 이용하지 않는 원자력발전소의 노심냉각 감시방법
KR100856500B1 (ko) 2007-03-23 2008-09-04 한국원자력연구원 원자력 발전소의 외부 사건에 의한 노심 손상 빈도를 평가 정량화하는 방법
JP2011058895A (ja) 2009-09-09 2011-03-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉格納設備

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200124400A (ko) * 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 수행시간 기반의 원전 운전원 신뢰도 평가 장치 및 그 방법
CN110930015A (zh) * 2019-11-19 2020-03-27 广州供电局有限公司 大型配电网事故的预防方法以及系统
WO2021241961A1 (ko) * 2020-05-25 2021-12-02 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소의 중대사고 분석을 위한 모듈형 시스템
KR102321553B1 (ko) * 2020-10-14 2021-11-03 한국수력원자력 주식회사 확률론적 안전성 평가를 이용한 원자력발전소 중대사고 평가 시나리오 선정 방법
KR20220074421A (ko) * 2020-11-27 2022-06-03 한국수력원자력 주식회사 원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법
KR102276952B1 (ko) * 2021-02-26 2021-07-13 (주)뉴클리어엔지니어링 원자력발전소 내부 침수사건의 확률론적 안전성평가를 위한 인간신뢰도분석 개선 방법

Also Published As

Publication number Publication date
KR101229553B1 (ko) 2013-02-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101229553B1 (ko) 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법
Dutuit et al. Probabilistic assessments in relationship with safety integrity levels by using fault trees
Gegick et al. Prioritizing software security fortification throughcode-level metrics
US9658916B2 (en) System analysis device, system analysis method and system analysis program
Compare et al. Reliability model of a component equipped with PHM capabilities
JP6626586B2 (ja) 繰り返し交差検証を用いた相関式公差限界設定システム及びその方法
Park et al. An embedded software reliability model with consideration of hardware related software failures
US20150046757A1 (en) Performance Metrics of a Computer System
Karanki et al. Quantification of dynamic event trees–a comparison with event trees for MLOCA scenario
Lee et al. Development of a method for estimating security state: Supporting integrated response to cyber-attacks in NPPs
CN104320271A (zh) 一种网络设备安全评估方法及装置
JP2010049359A (ja) プラント監視装置およびプラント監視方法
KR101936240B1 (ko) 예방 정비 시뮬레이션 시스템 및 방법
KR101725839B1 (ko) Psa 정량화 결과를 활용한 원전 리스크 커뮤니케이션 정보제공 시스템
CN107480051B (zh) 一种核电厂数字化反应堆保护系统软件测试系统及方法
US20100313187A1 (en) Method and system for detecting infeasible paths
KR20200036516A (ko) 원자력발전소의 지진사건 확률론적안전성평가를 위한 부분상관성을 갖는 기기들의 고장조합확률들로부터 기기고장사건들의 확률 산출 방법 및 장치
JP6778032B2 (ja) 業務プロセス評価方法および装置
Julwan et al. Human reliability analysis in nuclear power plants
CN113688403A (zh) 一种基于符号执行验证的智能合约漏洞检测方法及装置
RU2710985C1 (ru) Способ оценки устойчивости киберфизической системы к компьютерным атакам
Golodnikov et al. Estimating reliability parameters under insufficient information
WO2020105179A1 (ja) 情報処理装置、制御方法、及びプログラム
KR100852718B1 (ko) 산업플랜트의 트립원인 추적 방법 및 그 시스템
KR102567518B1 (ko) 원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160107

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170118

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180105

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190123

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20200206

Year of fee payment: 8