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논문 상세정보

인간실수를 고려한 월성 원자력발전소 안전계통의 최적점검주기에 관한 연구

Optimal Inspection Periods of Safety System of Wolsung Nuclear Power Plant Unit 1 with Human Error Consideration

초록

월성 원자력발전소의 안전계통은 비상사태시에만 작동하는 3분의 2논리로 구성되어 있다. 그들의 작동성을 보증하기 위해 이 안전계통은 주기적으로 점검되어진다. 본연구에서 사람의 실수가 고려되어진 3분의 2논리 구성 시스템에서의 불이용도가 계산되어졌다. 그리고 우리는 시험기간중에 사람의 실수또는 기계의 고장으로 인해 발전정지를 일으킬 확률을 구했다. 우리는 이 불이용도와 발전정지를 일으킬 확률을 둘다 고려하여 적정한 최적점검주기를 계산하였다. 이렇게 얻어진 점검주기와 현재 사용되는 점검주기를 비교하면 사람의 실수를 최소(8.24 $\times$ $10^{-6}$ )로 보았을때 최적점검주기는 현재 사용되는 점검주기 보다 조금 짧았고 사람의 실수를 최대 (4.44 $\times$ $10^{-4}$ )로 보았을 때 최적점검주기는 현재 사용하는 점검 주기보다 다소 긴 것으로 계산되어졌다.

Abstract

The engineered safeguards of Wolsung nuclear power plant unit 1 contain redundant systems of 2-out-of-3 logic which are not operating under normal conditions but are called upon to act when emergency conditions develop. To ensure their operability, the systems are periodically tested. In this work, we develop the unavailability formulae for 2-out-of-3 logic configurations which take into account the failure probability of the channels tested due to human error in the simultaneous testing scheme. We also develop the model for the probability that the reactor is tripped during the surveillance test due to either system failure or human error. We determined the optimal inspection periods of safety systems, taking into account both the unavailability of the safety system and the probability that the reactor is tripped during the surveillance test. We compared the results with the inspection periods currently used at Wolsung NPP Unit 1. As a result, the inspection periods obtained using a minimum human error (8.24 $\times$ 1$^{-6}$ ) are shorter than those currently used in Wolsung NPP unit 1 whereas the inspection periods obtained using a maximum human error are (4.44 $\times$ 10$^{-4}$ ) longer than those used in Wolsung NPP unit 1.

참고문헌 (0)

  1. 이 논문의 참고문헌 없음

이 논문을 인용한 문헌 (1)

  1. Lee, Boo-Youn ; Cho, Chung-Rae ; Kim, Won-Jin ; Jeong, Dong-Gwan ; Shon, Jae-Youl 2005. "Dynamic Analysis and Structural Safety Evaluation of the Cabinet of a Reactor Safety System" 한국정밀공학회지 = Journal of the Korean Society of Precision Engineering, 22(12): 131~140 

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