KR20220074421A - 원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법 - Google Patents

원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 (a)원전에서 발생하는 다수의 사건 중 어느 하나의 시나리오를 설정하는 단계; (b) 상기 원전을 관리하는 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작했는지 여부를 판단하는 단계; (c) 상기 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작한 경우, 상기 운전원이 조작한 시간 또는 조작 시간에 대한 분포를 설정하고, 상기 조작 시간에 대한 샘플링을 수행하는 단계; (d) 상기 (c) 단계에서 샘플링된 조작 시간으로 결정론적 안전성 평가의 입력 데이터를 생성하는 단계; 및 (e) 상기 입력 데이터를 상기 시나리오에 적용하여 상기 원전에 대한 시뮬레이션을 수행하여 상기 원전의 안전성을 평가하는 단계를 포함하여, 다양한 사고 시나리오 도출이 가능하고 보다 현실적인 원전의 안전성 평가가 가능한 것을 특징으로 한다.

Description

원전의 상태 및 원전에 대한 수동 조작 여부를 고려한 안전성 평가 방법{SAFETY EVALUATION METHOD CONSIDERING THE CONDITION OF NUCLEAR POWER PLANTS AND WHETHER TO MANUALLY OPERATE THE NUCLEAR POWER PLANT}
본 발명은 원전에 대해 결정론적 또는 확률론적 안전성 평가를 수행할 수 있는 안전성 평가 방법에 관한 것이다.
원자력 안전성 평가(Nuclear Safety Assessment)이란 원자력 시설 및 활동에 연관된 잠재적 재해를 평가하는 것으로, 설계와 관련되는 모든 안전기준을 충족한다는 것을 입증하기 위하여 수행하는 체계적인 프로세스로 수행된다. 여기에는 결정론적 안전성 평가(DSA: Deterministic Safety Assessment)와 확률론적 안전성 평가(PSA: Probabilistic Safety Assessment)가 있다.
DSA는 일반적으로 MAAP, RELAP, MELCOR 등의 안전해석코드를 기반으로 수행된다. DSA에서는 사고 완화에 필요한 기기들(예를 들어, 안전주입 펌프, 보조 급수 펌프 등)의 작동 여부 또는 제한적(On/Off, Open/Close) 기기 상태를 가정하여 분석 대상 사고 시나리오를 선정하여 분석을 수행한다. 그러한 결정론적 안전성 평가의 최종 결과물로, 분석 대상 사고 시나리오별 원자로 냉각재 계통의 압력 및 온도, 증기발생기의 수위 및 압력 등 발전소의 상태를 나타내는 변수들이 시간에 따라 도출된다. 그러나, 이때 가정하는 조건은 전술한 기기의 작동 여부 또는 제한적 기기의 상태에 국한되므로 분석할 수 있는 시나리오가 제한적이다. 특히, 운전원이 수동으로 원전의 기기를 조작하는 경우에는 운전원의 수동 조작 시점에 대한 수행 확률을 고려할 수 없고, 수동 조작 기기의 고장률 등을 반영할 수 없어 문제가 된다.
이에 본 출원인은 작업자가 기기를 수동으로 조작한 경우까지 반영할 수 있도록 분석 대상 또는 조건을 확장하여 보다 정확한 분석이 가능하도록 연구 개발을 진행하였다.
본 발명은 원전의 안전성 평가를 종합적으로 할 수 있는 평가 방법으로서, 원전의 상태와 원전을 수동으로 조작했는지 여부를 반영할 수 있는 안전성 평가 방법을 제공하고자 한다.
상기 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 원전의 안전성을 확률론적 또는 통계적으로 평가할 수 있는 안전성 평가 방법에 있어서, (a) 상기 원전에서 발생하는 다수의 사건 중 어느 하나의 시나리오를 설정하는 단계; (b) 상기 원전을 관리하는 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작했는지 여부를 판단하는 단계; (c) 상기 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작한 경우, 상기 운전원이 조작한 시간 또는 조작 시간에 대한 분포를 설정하고, 상기 조작 시간에 대한 샘플링을 수행하는 단계; (d) 상기 (c) 단계에서 샘플링된 조작 시간으로 결정론적 안전성 평가의 입력 데이터를 생성하는 단계; 및 (e) 상기 입력 데이터를 상기 시나리오에 적용하여 상기 원전에 대한 시뮬레이션을 수행하여 상기 원전의 안전성을 평가하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.
바람직하게, 상기 (c) 단계는, 상기 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작한 경우, 상기 시나리오를 상기 운전원의 수동 조작이 반영된 다른 시나리오로 변경할 수 있다.
바람직하게, 상기 (c) 단계는, (c-1) 상기 운전원의 조작 시간에 대한 평균 시간을 설정하고, lognormal 분포를 생성하는 단계; 및 (c-2) 상기 (c-1) 단계에서 생성된 상기 lognormal 분포에 대한 샘플링을 수행하는 단계를 더 포함할 수 있다.
바람직하게, 상기 (e) 단계는, (e-1) 상기 (a) 단계에서 설정된 상기 시나리오의 발생빈도에 대한 cut-off 값을 설정하는 단계; (e-2) 상기 시나리오가 상기 cut-off 값 미만의 발생빈도를 갖는 경우에는 상기 시나리오에 대한 시뮬레이션을 수행하지 않을 수 있다.
바람직하게, 상기 시나리오는 상기 원전을 구성하는 복수의 기기 중 어느 하나의 대상 기기에 대해 설정되며, (f) 상기 (e) 단계에서 상기 시나리오를 시뮬레이션하는 대상인 상기 대상 기기의 고장률을 반영하여 상기 원전의 안전성을 평가하는 단계를 더 포함할 수 있다.
본 발명에 따르면, 원전의 안전성 평가 방법 중 결정론적 안전성 평가에서 사건 수목과 고장 수목을 활용함으로써 분석 목적에 따라 제한적으로 시나리오를 분석한 종래의 방법과 달리 수많은 사고에 대한 시나리오를 도출할 수 있고, 이를 고려하여 종래의 보수성 한계를 줄인 다양한 분석이 가능한 장점이 있다.
본 발명에 따르면, 시나리오 분석 시, 운전원이 수동으로 조작한 대상 기기의 고장률을 반영하고, 운전원이 수동으로 조작한 시점 및 해당 시점에서 원전 상태를 반영함으로써 정확하게 분석할 수 있는 장점을 갖는다.
또한, 운전원의 수동 조작에 대한 중요도를 확인하여 수동 조작한 시점에서의 가이드 라인을 제공함으로써 노심 손상 발생 확률을 줄일 수 있다.
도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 안전성 평가 방법이 이루어지는 전체적인 순서를 나타낸 순서도이다.
이하, 첨부된 도면들에 기재된 내용들을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다. 다만, 본 발명이 예시적 실시 예들에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 각 도면에 제시된 동일 참조부호는 실질적으로 동일한 기능을 수행하는 부재를 나타낸다.
본 발명의 목적 및 효과는 하기의 설명에 의해서 자연스럽게 이해되거나 보다 분명해 질 수 있으며, 하기의 기재만으로 본 발명의 목적 및 효과가 제한되는 것은 아니다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어서 본 발명과 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이, 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략하기로 한다.
원자력 시설 및 활동에 연관된 잠재적 재해를 평가하는 것으로, 설계와 관련되는 모든 안전기준을 충족한다는 것을 입증하기 위하여 원자력 안전성 평가가 수행된다. 전술한 바와 같이 여기에는 결정론적 안전성 평가(DSA)와 확률론적 안전성 평가(PSA)가 있으며, PSA는 일반적으로 SAREX, AIMS-PSA 등 전산 코드를 기반으로 수행되는 평가 방법이다. PSA에서는 사고 완화에 필요한 기기(예를 들어, 안전 주입 펌프, 보조 급수 펌프)를 이용하는 것이 불가능할 때, 노심의 여러 기기에서 발생할 수 있는 사건 수목(ET: Event Tree)과 고장 수목(FT: Fault Tree)을 통해 노심의 손상을 유발할 수 있는 기기들의 고장을 조합하여 복수의 사고 시나리오를 도출하는 것이 가능하다. 또한, 국내·외 경험 데이터를 활용하고 ET와 FT를 통해 개발된 수많은 사고 시나리오에서 사고 완화에 필요한 기기들의 고장률을 적용하여 사고 시나리오별 노심 손상 빈도를 계산할 수 있다. PSA는 분석의 최종 결과물로, 발생 가능한 모든 사고 시나리오의 발생빈도를 도출할 수 있고, 해당 사고 시나리오를 유발하는 기기들의 고장 조합을 도출할 수 있다.
그러나, PSA에서 사고 시나리오에 따라 도출되는 최종 상태(End state)는 성공/노심 손상과 같이 이분된 상태로만 표현 가능하다. 따라서, 기존의 PSA로는 분석 대상 사고 시나리오별 발전소의 상태를 나타내는 변수들의 변화(DSA 안전해석코드 결과로 도출되는 발전소 상태 정보)는 도출할 수 없다는 문제가 있다. 특히, PSA에서는 발전소의 초기 사건 및 기기 신뢰도 경험데이터를 통해 발전소의 현재 상태(as-is)를 반영하나, 사고 당시 운전원이 수행한 수동 조치에 대해 미리 계산된 확률(고정값)로만 평가 가능하여 사고 당시 운전원의 수동 조치 수행 시점에 따른 발전소의 상태 변수(RCS 압력, SG 압력 등)의 변화를 반영할 수 없다.
도 1은 본 발명의 실시 예에 따른 안전성 평가 방법이 이루어지는 전체적인 순서를 나타낸 순서도이다. 본 발명의 실시 예에 따른 안전성 평가 방법은 운전원이 원전을 수동으로 조작하는 경우를 고려하여, 운전원의 수동 조작 시간 또는 운전원이 원전을 수동을 조작하는 시점에서의 원전의 상태(RCS 압력, SG 압력 등)을 반영하여 원전의 안전성 평가를 수행함으로써 보다 정확하게 판단할 수 있는 것을 기술적 특징으로 한다. 본 발명의 실시 예에 따른 안전성 평가 방법은 확률론적 안전성 평가와 결정론적 안전성 평가를 순차적이며 종합적으로 수행할 수 있는 평가 방법이다.
본 발명의 안전성 평가 방법은 먼저 확률론적 안전성 평가를 수행할 수 있다. S100 단계에서 원전에서 발생하는 다수의 사건에 대한 사건 수목(ET)를 개발하고, 그 중 어느 하나의 시나리오를 설정할 수 있다. 시나리오는 원전을 구성하는 복수의 기기 중 어느 하나의 대상기기에 대한 것으로 설정될 수 있다. 시나리오가 설정되면, S101 단계에서 원전을 관리하는 운전원이 원전을 수동으로 조작했는지 여부를 판단할 수 있다. 또한, S101 단계에서는 해당 시나리오의 표제(Heading)에 운전원의 수동 조작이 포함되어 있는지 확인할 수 있다. 이때, 운전원이 원전을 수동으로 조작하지 않았거나 또는 시나리오의 표제에 운전원의 수동 조작이 포함되어 있지 않은 경우에는 본원 발명의 안전성 평가 방법을 종료하고 일반적인 확률론적 안전성 평가를 수행할 수 있다. 그러나, 운전원이 수동으로 원전을 조작하였거나 시나리오 표제에 운전원의 수동 조작이 포함된 경우에는 S102 단계를 수행할 수 있다. 다만, 설정된 시나리오에 운전원의 수동 조작이 반영되지 않은 경우에는 운전원의 수동 조작이 반영된 다른 시나리오로 변경할 수 있다.
S102 단계에서 운전원이 조작한 시간을 추가적으로 입력받거나, 기저장된 운전원의 조작 시간에 대해 평균 시간을 산출할 수 있다. S102 단계에서는 운전원이 조작한 시간을 설정할 수 있고, 산출한 평균 시간을 이용하여 운전원의 조작 시간에 대한 분포를 생성할 수 있다. 이때, 생성되는 분포는 Lognormal 분포일 수 있다. 그 다음으로 S103 단계에서 생성된 분포를 통해 조작 시간에 대한 샘플링을 수행할 수 있다. S103 단계에서 생성된 샘플링을 통해 이후 S107 단계에서 결정론적 안전성 평가를 위한 입력 데이터를 생성할 수 있다. 다만, S106 단계 전에 S104 단계에서 Lognormal 분포를 분할하고, 분할된 영역의 대푯값을 설정한 후, S105 단계에서 운전원 수동 조작 시간에 대한 샘플링을 수행할 수 있다. 이때, S104 단계에서 Lognormal 분포의 분할 정도를 조절하여 샘플링 개수를 조정할 수 있다.
일반적인 샘플링 방법으로서 몬테카를로 샘플링 방법이 적용된다. 그러나, 몬테카를로 샘플링 방법을 적용하면 분포의 평균값 부근에서 샘플링이 집중되는 현상이 발생한다. 이러한 현상으로 인해 샘플링 개수를 수천 개에서 수만 개까지 늘려야만 의미 있는 결과를 얻을 수 있게 된다. 이는 계산 시간이 적게 걸리는 경우나, 컴퓨터 성능이 매우 좋은 경우에는 정확하고 빠른 분석이 가능하므로 몬테카를로 샘플링 방법이 효과적이다. 그러나, 본 발명의 실시 예에서 수행되어야 하는 계산은 1 Case당 수 분에서 수 시간이 소요되므로 몬테카를로 샘플링 방법을 적용하기에는 무리가 있다. 즉, 1 Case당 수 분~수 시간이 소요되므로 무의미한 샘플 개수가 늘어나면 시뮬레이션을 해야 하는 Case가 늘어나므로 전체적으로 샘플링 수행 시간이 길어지므로 문제가 된다.
따라서, 본 발명의 실시 예는 S104 단계에서 Lognormal 분포를 분할하여 분할된 영역의 대푯값을 설정하여 대푯값을 설정하는 방법인 LHS 샘플링 방법을 수행한다.
S104 단계를 통해 샘플링 개수가 조정된 경우에는 적정한 샘플링 개수로 S105 단계에서 운전원의 수동 조작 시간에 대한 샘플링을 수행할 수 있다. 그리고 다음 S106 단계에서 샘플링된 수동 조작 시간으로 결정론적 안전성 평가의 입력 데이터를 생성할 수 있다. 생성된 입력 데이터로 시나리오에 대한 시뮬레이션이 수행될 수 있다. 다만, 특정 시나리오에 대한 시뮬레이션은 시나리오의 발생빈도에 따라 시뮬레이션이 수행되지 않을 수 있다. 이에 S107 단계에서 시나리오의 발생빈도에 대한 Cut-off 값을 생성하고, S108 단계에서 시나리오 발생빈도와 Cut-off 값을 비교할 수 있다.
S107 단계에서 생성되는 Cut-off 값은 일반적으로 PSA에서 활용하는 기준을 활용하여 설정될 수 있다. 즉, PSA에서 계산 결과의 수렴 의미를 갖는 Cut-off 값과 같이, Cut-off 값 변동에 따른 결과 값이 변동하는 범위의 5% 이내가 되는 값을 Cut-off 값으로 설정할 수 있다. 또한, Cut-off 값은 Cut-off이 작아지면 Cut-off 되는 사고 경위가 많아져서 계산 값이 줄어드는 점을 고려하여 설정될 수 있다.
S108 단계에서 시나리오의 발생빈도가 Cut-off 값 이상으로 판단된 경우에는 S109 단계에서 결정론적 안전성 평가에 대한 안전해석코드의 시뮬레이션을 수행할 수 있다. 그 후, S110 단계에서 운전원이 수동으로 조작한 대상기기의 고장률을 반영할 수 있다. 이때, 대상기기의 고장률은 기저장된 기기신뢰도 데이터를 활용할 수 있다. 또한, 추가적으로 시나리오에 따른 원전의 상태 변수 및 발생빈도를 확인할 수 있다.
한편, S108 단계에서 시나리오의 발생빈도가 Cut-off 값 미만으로 판단된 경우에는 해당 시나리오에 대한 시뮬레이션 수행 횟수가 과다한 것으로 판단하여, 해당 시나리오에 대해서는 시뮬레이션을 수행하지 않고, S110 단계 또는 그 이후를 진행할 수 있다.
이상에서 대표적인 실시예를 통하여 본 발명을 상세하게 설명하였으나, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자는 상술한 실시예에 대하여 본 발명의 범주에서 벗어나지 않는 한도 내에서 다양한 변형이 가능함을 이해할 것이다. 그러므로 본 발명의 권리 범위는 설명한 실시예에 국한되어 정해져서는 안 되며, 후술하는 특허청구범위뿐만 아니라 특허청구범위와 균등 개념으로부터 도출되는 모든 변경 또는 변형된 형태에 의하여 정해져야 한다.

Claims (5)

  1. 원전의 안전성을 확률론적 또는 통계적으로 평가할 수 있는 안전성 평가 방법에 있어서,
    (a) 상기 원전에서 발생하는 다수의 사건 중 어느 하나의 시나리오를 설정하는 단계;
    (b) 상기 원전을 관리하는 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작했는지 여부를 판단하는 단계;
    (c) 상기 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작한 경우, 상기 운전원이 조작한 시간 또는 조작 시간에 대한 분포를 설정하고, 상기 조작 시간에 대한 샘플링을 수행하는 단계;
    (d) 상기 (c) 단계에서 샘플링된 조작 시간으로 결정론적 안전성 평가의 입력 데이터를 생성하는 단계; 및
    (e) 상기 입력 데이터를 상기 시나리오에 적용하여 상기 원전에 대한 시뮬레이션을 수행하여 상기 원전의 안전성을 평가하는 단계를 포함하는 안전성 평가 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 (c) 단계는,
    상기 운전원이 상기 원전을 수동으로 조작한 경우, 상기 시나리오를 상기 운전원의 수동 조작이 반영된 다른 시나리오로 변경하는 것을 특징으로 하는 안전성 평가 방법.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 (c) 단계는,
    (c-1) 상기 운전원의 조작 시간에 대한 평균 시간을 설정하고, lognormal 분포를 생성하는 단계; 및
    (c-2) 상기 (c-1) 단계에서 생성된 상기 lognormal 분포에 대한 샘플링을 수행하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 안전성 평가 방법.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 (e) 단계는,
    (e-1) 상기 (a) 단계에서 설정된 상기 시나리오의 발생빈도에 대한 cut-off 값을 설정하는 단계;
    (e-2) 상기 시나리오가 상기 cut-off 값 미만의 발생빈도를 갖는 경우에는 상기 시나리오에 대한 시뮬레이션을 수행하지 않는 것을 특징으로 하는 안전성 평가 방법.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 시나리오는 상기 원전을 구성하는 복수의 기기 중 어느 하나의 대상 기기에 대해 설정되며,
    (f) 상기 (e) 단계에서 상기 시나리오를 시뮬레이션하는 대상인 상기 대상 기기의 고장률을 반영하여 상기 원전의 안전성을 평가하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 안전성 평가 방법.
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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100856500B1 (ko) * 2007-03-23 2008-09-04 한국원자력연구원 원자력 발전소의 외부 사건에 의한 노심 손상 빈도를 평가 정량화하는 방법
KR20130008777A (ko) * 2011-07-13 2013-01-23 한국수력원자력 주식회사 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법
KR20200124400A (ko) * 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 수행시간 기반의 원전 운전원 신뢰도 평가 장치 및 그 방법

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100856500B1 (ko) * 2007-03-23 2008-09-04 한국원자력연구원 원자력 발전소의 외부 사건에 의한 노심 손상 빈도를 평가 정량화하는 방법
KR20130008777A (ko) * 2011-07-13 2013-01-23 한국수력원자력 주식회사 원전의 확률론적 안전성 평가에 대한 성공기준 분석 시스템 및 그 방법
KR20200124400A (ko) * 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 수행시간 기반의 원전 운전원 신뢰도 평가 장치 및 그 방법

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