KR20230111421A - Method for analyzing effect of design change in nuclear power plant on PSA model - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 PSA 모델에 대한 원전의 설계변경사항의 영향을 분석하는 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a method for analyzing the influence of design changes of a nuclear power plant on a PSA model.
원전의 설계변경사항에 대해서는 정기적으로 검토하고 해당 설계변경사항으로 인한 확률론적안전성평가(PSA: Probabilistic Safety Assessment) 모델 영향을 분석하여야 한다.Design changes of nuclear power plants should be regularly reviewed and the effects of the design changes on the Probabilistic Safety Assessment (PSA) model should be analyzed.
PSA 모델 영향 분석결과, 해당 설계변경사항으로 인한 노심손상빈도(CDF: Core Damage Frequency)가 기준치 이상으로 변동이 있을 경우 PSA 모델을 개정해야 한다.As a result of the PSA model impact analysis, if the core damage frequency (CDF) due to the design change fluctuates more than the standard value, the PSA model must be revised.
그런데, PSA 모델 영향 분석과 관련한 기본적인 평가방법이 마련되어 있지 않아 일관된 분석결과를 얻기 어려운 문제가 있다.However, there is a problem in that it is difficult to obtain consistent analysis results because there is no basic evaluation method related to PSA model impact analysis.
따라서 본 발명의 목적은 PSA 모델에 대한 원전의 설계변경사항의 영향을 분석하는 방법을 제공하는 것이다.Accordingly, an object of the present invention is to provide a method for analyzing the influence of design changes of a nuclear power plant on the PSA model.
상기 본 발명의 목적은 PSA 모델에 대한 원전의 설계변경사항의 영향을 분석하는 방법에 있어서, 상기 설계변경사항의 기능위치를 확인하여 상기 설계변경사항이 상기 PSA 모델의 데이터베이스 파일에 존재하는지 판단하는 단계; 상기 설계변경사항이 상기 데이터베이스 파일에 존재하지 않으면 영향이 없는 것으로 판단하고, 상기 설계변경사항이 상기 데이터베이스 파일에 존재하면 PSA 모델에 대한 영향분석을 수행하여 상기 설계변경사항에 대한 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 여부를 판단하는 단계; 및 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 판단하는 단계를 포함하는 것에 의해 달성된다.An object of the present invention is a method for analyzing the influence of design changes of a nuclear power plant on a PSA model, comprising: determining whether the design changes exist in a database file of the PSA model by checking a functional location of the design changes; If the design change does not exist in the database file, it is determined that there is no effect, and if the design change does not exist in the database file, an impact analysis on the PSA model is performed to determine whether the effect of the basic event on the PSA model is greater than or equal to a certain level; and determining whether the influence on the PSA model is greater than or equal to a predetermined level.
상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이 아니면 영향이 없는 것으로 판단하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method may further include determining that there is no effect if the effect on the PSA model is not higher than a certain level.
상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이면 노심손상빈도가 기준치 이상으로 변동되었는지 판단하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method may further include determining whether the core damage frequency has changed beyond a reference value when the influence on the PSA model is greater than or equal to a predetermined level.
상기 PSA 모델에 대한 영향분석은, 상기 PSA 모델에 대한 정량화 수행 후 수행될 수 있다.Effect analysis on the PSA model may be performed after performing quantification on the PSA model.
상기 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 여부는, 상기 기본사건이 상기 영향분석의 결과파일 내 최소단절집합에 존재하는지 여부로 판단할 수 있다.Whether or not the effect of the basic event on the PSA model exceeds a certain level can be determined by whether or not the basic event exists in the minimum cutoff set in the result file of the impact analysis.
상기 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이면, 노심손상빈도가 기준치 이상으로 변동되었는지 판단하기 전에, 상기 기본사건의 확률값을 변경하는 단계를 더 포함할 수 있다.The method may further include changing a probability value of the basic event before determining whether the core damage frequency has changed beyond a reference value when the effect of the basic event on the PSA model is greater than or equal to a predetermined level.
상기 확률값의 변경에서는 상기 설계변경사항으로 인한 시험 시간 변경, 정비 시간 변경, 기기 이용불능시간 변경 및 기기의 고장률 변동을 감안할 수 있다.In the change of the probability value, changes in test time, change in maintenance time, change in device unavailability time, and change in failure rate of the device due to the design change may be taken into account.
본 발명에 따르면 PSA 모델에 대한 원전의 설계변경사항의 영향을 분석하는 방법이 제공된다.According to the present invention, a method for analyzing the influence of design changes of a nuclear power plant on the PSA model is provided.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 PSA 모델에 대한 원전의 설계변경사항의 영향을 분석하는 방법을 나타낸 순서도이다.1 is a flowchart illustrating a method of analyzing the influence of design changes of a nuclear power plant on a PSA model according to an embodiment of the present invention.
도 1을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다. Referring to Figure 1, the present invention will be described in detail.
이하의 본 발명은 컴퓨터 및 유무선 통신을 통해 수행될 수 있다.The present invention described below may be performed through a computer and wired/wireless communication.
먼저 설계변경사항을 파악(S10)한다.First, design changes are grasped (S10).
발전소의 설계변경 내지 형상변경의 현황을 파악하며, 준공 완료된 발전소의 경우 설계변경 현황을 파악한다.The current status of design changes or shape changes of power plants is identified, and in the case of completed power plants, the status of design changes is identified.
다음으로 PSA 모델을 선정(S20)한다.Next, a PSA model is selected (S20).
PSA 모델 영향 분석 수행을 위한 기준이 되는 PSA 모델을 선정하며PSA 모델은 규제기관의 인허가가 완료되지 않았다 하더라도 가장 최근에 개발이 완료된 모델로 선정할 수 있다.The PSA model, which is the standard for performing the PSA model impact analysis, is selected, and the PSA model can be selected as the most recently developed model even if the regulatory agency's approval has not been completed.
다음으로 설계변경사항의 기능위치를 파악(S30)한다.Next, the function location of the design changes is identified (S30).
기능위치는 발전소에서 사용하는 기기의 위치를 나타낸다. 예를 들어, 한울3호기 터빈구동 보조급수펌프의 기능위치는 2423-542-M-PP01B으로 발전소에서 관리하는 기기신뢰도DB시스템(원전신뢰도DB관리시스템: PRINS, Plant Reliability data INformation System)에 등록되어 있을 수 있다.The functional location indicates the location of the equipment used in the power plant. For example, the functional location of the turbine-driven auxiliary feed water pump of Hanul Unit 3 is 2423-542-M-PP01B, which may be registered in the plant reliability DB system (Nuclear Plant Reliability DB Management System: PRINS, Plant Reliability Data INformation System) managed by the power plant.
PRINS에서는 발전소 내 기기가 불시 정지되어서 시험 또는 정비를 수행하거나 또는 정기적으로 시험이나 정비를 수행할 때, 해당 기기의 시험 및 정비에 대한 상세 내역과 시험 및 정비로 인한 이용불능시간을 기록하여 데이터베이스화한다. In PRINS, when a device in a power plant unexpectedly stops and performs a test or maintenance, or performs a test or maintenance on a regular basis, the details of the test and maintenance of the device and the unavailable time due to the test and maintenance are recorded and stored as a database.
기능위치는 설계변경 대상 기기의 계통(HS: 고압안전주입계통) 및 기기코드(CV: 체크밸브), 설명 등을 이용하여 PSA 보고서의 분석대상 기기 목록표 또는 PSA 모델의 데이터베이스 파일(.MDB)로부터 찾을 수도 있다.The function location can also be found from the list of analysis target devices in the PSA report or the database file (.MDB) of the PSA model by using the system (HS: high pressure safety injection system), device code (CV: check valve), and description of the device subject to design change.
다음으로 파악된 기능위치를 이용하여 설계변경사항이 PSA 모델의 데이터베이스에 있는지 판단(S40)한다.Next, it is determined whether the design changes are in the database of the PSA model by using the identified function locations (S40).
이 단계는 원전신뢰도 DB관리시스템에서 기능위치 정보를 이용하여 기준 PSA 모델의 데이터베이스 파일(.MDB)에서 검색하여 수행될 수 있다.This step can be performed by searching in the database file (.MDB) of the reference PSA model using function location information in the nuclear power plant reliability DB management system.
설계변경사항이 PSA 모델의 데이터베이스에 없는 경우 영향없음(S50)으로 처리하고 분석을 완료한다.If the design change is not in the database of the PSA model, it is treated as no effect (S50) and the analysis is completed.
설계변경사항이 PSA 모델의 데이터베이스에 있는 경우 PSA 모델에 대한 영향분석(S60)을 실시한다.If the design changes are in the database of the PSA model, an impact analysis (S60) on the PSA model is conducted.
해당 설계변경 대상 기기가 PSA 모델의 데이터베이스 파일(.MDB)에 존재할 경우 일반적으로 PSA 모델 내 기본사건(basic event)으로 모델링되어 있으므로, PSA 모델 영향 분석을 수행하는 것이다.If the device subject to design change exists in the database file (.MDB) of the PSA model, it is generally modeled as a basic event in the PSA model, so the PSA model impact analysis is performed.
PSA 모델 영향 분석은 기준 PSA 모델 정량화(SAREX 전산 프로그램 이용)를 이용하여 수행할 수 있다.PSA model impact analysis can be performed using the baseline PSA model quantification (using the SAREX computational program).
여기서 '정량화'는 PSA 결과를 도출해내는 것을 의미한다. 정량화를 수행하지 않으면 발전소의 노심손상빈도와 노심손상을 발생시키는 초기사건과 사고완화계통 및 기기의 고장조합을 알 수 없다. Here, 'quantification' means deriving PSA results. Without quantification, it is not possible to know the frequency of core damage in a power plant, the initiating events that cause core damage, and the failure combinations of accident mitigation systems and components.
SAREX는 확률론적안전성평가(PSA) 모델(Model)을 구축(Development)하고 정량화(Quantify)를 수행하기 위한 프로그램이다. PSA를 수행하기 위해서는 발전소에서 발생할 수 있는 초기사건(IE: Initiating Event)에 대하여 발전소가 안정한 상태로 도달하기 위해 요구되는 사고완화계통 및 기기를 사건수목(ET: Event Tree) 기법으로 구축하고, ET에서 구축된 사고완화계통 및 기기에 이용불능 또는 고장이 발생하여 사고완화계통 및 기가가 정상적으로 발전소를 안정화시키지 못하는 경우(시나리오)의 조합과 고장확률을 고장수목(FT: Fault Tree) 기법으로 구축하며, 이때, SAREX 프로그램이 활용된다. SAREX is a program for developing and quantifying a Probabilistic Safety Assessment (PSA) model. In order to perform the PSA, the accident mitigation system and equipment required for the power plant to reach a stable state for the initiating event (IE: Initiating Event) that may occur in the power plant are constructed using the event tree (ET) technique, and the accident mitigation system and equipment built in ET are unavailable or fail. In this case, the combination and failure probability of the case (scenario) when the accident mitigation system and equipment do not normally stabilize the power plant are constructed using the FT (Fault Tree) technique, at this time, The SAREX program is utilized.
SAREX 프로그램은 ET, FT를 기반으로 구축된 PSA 모델을 정량화하여 PSA 결과로 발전소의 노심손상빈도(CDF: Core Damage Frequency)와 노심손상이 발생되기 위한 초기사건과 사고완화기기 및 계통의 고장들의 조합(시나리오)이 무엇인지, 그 조합의 발생빈도가 얼마나 되는지를 도출하기 위해서도 사용된다.The SAREX program quantifies the PSA model built on the basis of ET and FT, and as a result of the PSA, it is also used to derive the core damage frequency (CDF) of the power plant, the combination (scenario) of the initial event for core damage, and the failure of the accident mitigation equipment and system, and how often that combination occurs.
다음으로 영향분석으로부터 도출된 영향이 일정수준 이상인지 판단(S70)한다.Next, it is determined whether the impact derived from the impact analysis is above a certain level (S70).
일정수준인지 여부는 다양한 기준으로 판단될 수 있다. 예를 들어, 해당 설계변경사항에 대한 기본사건이 PSA 모델의 결과파일(.SMS) 내 최소단절집합(MCS: Minimal CutSet)에 존재하지 않을 경우, PSA 모델의 정량화 절삭치(Cut-off value) 미만의 값을 가지기 때문에 PSA 모델에 영향이 극히 미미한 것으로 판단할 수 있다.Whether or not it is at a certain level can be determined based on various criteria. For example, if the basic event for the design change does not exist in the Minimal CutSet (MCS) in the result file (.SMS) of the PSA model, it can be determined that the effect on the PSA model is minimal because it has a value less than the quantification cut-off value of the PSA model.
PSA 모델의 정량화 절삭치(Cut-off value)는 일반적으로 절삭치 변경에 따른 리스크 평가치의 변화가 예를 들어, 5% 미만인 절삭치로 설정할 수 있다. The quantified cut-off value of the PSA model can generally be set to a cut-off value in which the change in the risk evaluation value according to the change in the cut-off value is less than 5%, for example.
'기본사건'은 PSA 모델을 구성하는 가장 작은 단위로, 기기의 고장(이용불능)을 의미한다. 기기의 고장에는 시험과 정비로 인하여 기기가 이용 불능한 경우(Test & Maintenance)가 있고, 기기가 동작에 실패하는 경우(Fail to start) 기기가 동작 중에 실패하는 경우(Fail to run) 등이 있다. 'Basic event' is the smallest unit constituting the PSA model, and means failure (unavailability) of the device. Failures of the device include cases where the device is unavailable due to testing and maintenance (Test & Maintenance), when the device fails to operate (Fail to start), and when the device fails during operation (Fail to run).
PSA 모델의 결과 파일(.SMS)에는 노심손상시나리오와 해당 시나리오의 빈도(노심손상빈도) 해당 시나리오가 발생하기 위한 기기의 실패 최소 조합(최소단절집합 : MCS, Minimal Cutset)이 표기된다. In the result file (.SMS) of the PSA model, the core damage scenario, the frequency of the scenario (core damage frequency), and the minimum combination of device failures (minimal cutset: MCS, Minimal Cutset) for the scenario to occur are indicated.
일반적으로 PSA 모델 계산 시, 계산시간을 줄이고 불필요한 계산을 피하기 위해 정량화 절삭치(Cut-off value)를 설정한다. 결과파일에 설계변경 대상기기가 포함된 최소단절집합이 나타나지 않는다는 것은 Cut-off value 미만의 값을 가진다는 의미이며, 이는 계산결과에 영향을 주지 않는 아주 작은 값을 의미한다.In general, when calculating the PSA model, a quantification cut-off value is set to reduce the calculation time and avoid unnecessary calculations. The fact that the minimum cutoff set that includes the design change target device does not appear in the result file means that it has a value less than the cut-off value, which means a very small value that does not affect the calculation result.
위와 같은 기준으로 판단하여 영향이 일정수준 이하이면 영향없음(S80)으로 판단하고 분석을 종료한다.If the effect is below a certain level based on the above criteria, it is determined that there is no effect (S80) and the analysis is terminated.
위와 같은 기준으로 판단하여 영향이 일정수준 이상이면 기본사건의 확률값을 변경하여 PSA 모델에 대한 영향분석(S90)을 수행한다.Based on the above criteria, if the impact is above a certain level, the probability value of the basic event is changed and the impact analysis (S90) is performed on the PSA model.
해당 설계변경사항에 대한 기본사건이 기준 PSA 모델의 결과파일(.SMS) 내 최소단절집합(MCS: Minimal CutSet)에 존재할 경우, SAREX 전산 프로그램의 "Change Prob." 기능을 활용하여 분석수행할 수 있다.If the basic event for the design change exists in the minimum cut set (MCS: Minimal CutSet) in the result file (.SMS) of the standard PSA model, the "Change Prob." Analysis can be performed using this function.
"Change Prob" 는 기본사건의 확률값을 변경해 준다. 해당 설계변경으로 시험 및 정비 시간이 감소하여 기기의 이용불능시간이 감소하거나, 기기의 고장률이 감소 또는 증가할 경우 "Change Prob." 기능을 활용하여 기본사건의 확률값을 변경하여 노심손상빈도에 얼마만큼 영향이 있는지 확인할 수 있다. "Change Prob" changes the probability value of the basic event. A "Change Prob." Using this function, it is possible to change the probability value of the basic event and check how much it affects the core damage frequency.
기본사건의 확률값을 변경한 PSA 모델에 대한 영향분석 결과로부터 노심손상빈도가 기준치 이상으로 변동되었는지 파악(S100)한다.From the result of the impact analysis on the PSA model in which the probability value of the basic event is changed, it is determined whether the core damage frequency has changed beyond a reference value (S100).
만약, 설계변경으로 인하여 사고 완화에 필요한 기기가 추가되고, 사고 완화의 수단이 늘어나거나, 시험 및 정비기간이 단축되어 기기의 이용불능시간이 감소될 경우, 노심손상빈도가 줄어들 것이고, 반대의 경우에서는 노심손상빈도가 증가하게 된다. If, due to design changes, equipment necessary for accident mitigation is added, means for accident mitigation are increased, or the unavailability time of equipment is reduced by shortening the test and maintenance period, the frequency of core damage will decrease, and vice versa, the frequency of core damage will increase.
노심손상빈도 (CDF: Core Damage Frequency)가 기준치(기존 대비 예를 들어, 25%) 이상으로 변동이 있을 경우 PSA 모델 개정을 추진한다.If the core damage frequency (CDF) fluctuates more than the standard value (for example, 25% compared to the previous one), the PSA model will be revised.
전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.The above-described embodiments are examples for explaining the present invention, but the present invention is not limited thereto. Those skilled in the art to which the present invention pertains will be able to practice the present invention with various modifications therefrom, so the technical protection scope of the present invention should be defined by the appended claims.
Claims (7)
상기 설계변경사항의 기능위치를 확인하여 상기 설계변경사항이 상기 PSA 모델의 데이터베이스 파일에 존재하는지 판단하는 단계;
상기 설계변경사항이 상기 데이터베이스 파일에 존재하지 않으면 영향이 없는 것으로 판단하고, 상기 설계변경사항이 상기 데이터베이스 파일에 존재하면 PSA 모델에 대한 영향분석을 수행하여 상기 설계변경사항에 대한 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 여부를 판단하는 단계;
상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 판단하는 단계를 포함하는 분석 방법.In the method of analyzing the influence of design changes of nuclear power plants on the PSA model,
determining whether the design changes exist in the database file of the PSA model by checking the function locations of the design changes;
If the design change does not exist in the database file, it is determined that there is no effect, and if the design change does not exist in the database file, an impact analysis on the PSA model is performed to determine whether the effect of the basic event on the PSA model is greater than or equal to a certain level;
An analysis method comprising the step of determining whether the effect on the PSA model is at least a certain level.
상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이 아니면 영향이 없는 것으로 판단하는 단계를 더 포함하는 분석 방법.According to claim 1,
The analysis method further comprising the step of determining that there is no effect if the effect on the PSA model is at least a certain level.
상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이면 노심손상빈도가 기준치 이상으로 변동되었는지 판단하는 단계를 더 포함하는 분석 방법.According to claim 1,
The analysis method further comprising the step of determining whether the core damage frequency has changed beyond a reference value if the effect on the PSA model is greater than or equal to a predetermined level.
상기 PSA 모델에 대한 영향분석은,
상기 PSA 모델에 대한 정량화 수행 후 수행되는 분석 방법.According to claim 1,
The impact analysis on the PSA model,
An analysis method performed after performing quantification on the PSA model.
상기 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상인지 여부는,
상기 기본사건이 상기 영향분석의 결과파일 내 최소단절집합에 존재하는지 여부로 판단하는 분석 방법.According to claim 1,
Whether or not the effect of the basic event on the PSA model is above a certain level,
An analysis method of determining whether the basic event exists in the minimum cutoff set in the result file of the impact analysis.
상기 기본사건의 상기 PSA 모델에 대한 영향이 일정수준 이상이면,
노심손상빈도가 기준치 이상으로 변동되었는지 판단하기 전에,
상기 기본사건의 확률값을 변경하는 단계를 더 포함하는 분석 방법.According to claim 3,
If the effect of the basic event on the PSA model is above a certain level,
Before determining whether the core damage frequency has changed beyond the standard value,
The analysis method further comprising the step of changing the probability value of the base event.
상기 확률값의 변경에서는 상기 설계변경사항으로 인한 시험 시간 변경, 정비 시간 변경, 기기 이용불능시간 변경 및 기기의 고장률 변동을 감안하는 분석 방법.According to claim 6,
In the change of the probability value, an analysis method that takes into account the change in test time, change in maintenance time, change in device unavailability time, and change in failure rate of the device due to the design change.
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E601 | Decision to refuse application | ||
| AMND | Amendment | ||
| X701 | Decision to grant (after re-examination) |