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문제 정의
- 하지만 본 연구에서 제시한 안전문화평가지표들을 발전소 운영자 고유의 자료이므로 데이터 획득에 어려움이 있다. 그러므로 본 연구에서는 안전문화 영향지수의 변동에 따른 RCDF를 계산하여 발전소 안전문화 건전성의 지표인 안전문화 영향지수의 기준 값을 도출하는 것을 목적으로 하였다. 안전문화 영향평가방법론을 시범 적용하기 위해 먼저 참조원전을 선정하였다.
- 본 논문에서는 이러한 안전문화 평가방법의 단점을 보완하기 위해 새로운 안전문화 평가모델인 안전문화 영향평가모델을 개발하였으며 이 모델은 안전문화 영향지수와 안전문화 영향평가방법론으로 구성되어 있다. 본 연구에서 정의한 안전문화 영향지수는 발전소의 안전문화 건전성을 나타내기 위한 지표로써 안전문화 평가의 일관성을 확보할 수 있으며 주기적으로 안전문화 상태를 모니터링하여 안전문화 저하로 인한 사건을 예방하기 위해 사용될 수 있다.
- 본 논문에서는 이러한 안전문화 평가방법의 단점을 보완하기 위해 새로운 안전문화 평가모델인 안전문화 영향평가모델을 개발하였으며 이 모델은 안전문화 영향지수와 안전문화 영향평가방법론으로 구성되어 있다. 본 연구에서 정의한 안전문화 영향지수는 발전소의 안전문화 건전성을 나타내기 위한 지표로써 안전문화 평가의 일관성을 확보할 수 있으며 주기적으로 안전문화 상태를 모니터링하여 안전문화 저하로 인한 사건을 예방하기 위해 사용될 수 있다. 안전문화 영향평가방법론에서는 안전문화가 발전소의 안전성에 미치는 영향을 설명하고 확률론적 안전성평가(PSA)의 노심 손상빈도(CDF)를 사용하여 안전문화의 영향을 정량화한다.
- 원자력 안전문화는 발전소 운영에 있어 원자력 안전을 최우선으로 하는 발전소 종사자들의 태도와 행동으로 정의가 된다. 본 연구에서는 기존의 안전문화 평가체계의 단점을 보완하는 새로운 안전문화 평가모델을 개발하였다. 개발된 안전문화 평가모델인 안전문화 영향평가모델은 조직의 안전문화 수준을 주기적으로 모니터링하기 위한 지표로서 안전문화 영향지수를 사용하고 안전문화가 발전소의 안전성에 미치는 영향을 정량화하기 위해 일반적으로 원전의 리스크 척도로 사용되고 있는 노심손상빈도의 증가율인 RCDF를 사용한다.
- 선행지표는 안전문화의 취약성의 징후를 조기에 감지하기 위한 지표이고, 후행지표는 이러한 취약성의 징후의 결과로 인해 시간적으로 뒤늦게 나타나는 지표이다. 본 연구에서는 안전문화의 취약성으로 인한 사건 및 사고를 방지하는 것을 목적으로 하기 때문에 평가지표로써 선행지표만을 선택하였다. 안전문화평가지표를 개발하기 위해 IAEA와 한국원자력안전기술원의 평가 지표5)들을 참고하였으며 관련 문헌들에서 제시되지 않는 평가지표에 대해서 본 연구를 통하여 종합적으로 평가지표를 구분하여 Table 1과 같이 제시하였다.
- 본 연구에서는 안전문화지표를 주기적으로 모니터링하기 위한 평가지표를 개발하였다. 이 지표는 일반적으로 선행지표와 후행지표로 구분할 수 있다.
- 본 연구에서는 안전문화지표의 점수와 가중치를 활용하여 발전소의 안전문화 건전성을 표현하기 위한 지표로써 새로운 용어인 안전문화 영향지수를 정의하였다. 안전문화 영향지수는 안전문화지표의 점수와 안전 문화지표의 가중치를 합산하여 나타내며 다음과 같이 표현된다.
- 초기사건 발생 시 이를 완화하기 위한 조치들이 운전원의 불안전한 행동에 의해 실패할 수가 있다. 본 연구에서는 이 두 가지 영향을 고려하여 안전문화가 노심손상빈도에 미치는 영향을 정량화하였으며 이를 나타내기 위한 지표로써 Relative Core Damage Frequency(RCDF)를 정의하였다. 새로 정의한 RCDF는 안전문화영향에 의한 상대적인 노심손상빈도 증가율로서 다음과 같은 식으로 표현된다.
- 안전문화 영향지수가 발전소 PSA 모델의 기기 실패와 인간오류에 영향을 주며 이러한 영향의 결과로써 새로운 척도인 RCDF를 정의하고 계산을 수행하였다. 이 노심손상빈도의 증가율인 RCDF가 일정 기준 값을 초과하면 그 조직의 안전문화 건전성이 유지되지 않고 있다고 판단하여 안전문화지표가 개선될 수 있게 기초자료를 제공한다. 이 RCDF 값을 참조 원전에 적용하여 앞서 설명한 방법으로 정량화하였다.
- 안전문화 영향지수는 안전문화지표의 점수와 가중치를 사용하여 구할 수 있으며 안전문화지표의 점수는 앞에서 설명한 간단한 수식을 이용하여 구할 수가 있다. 하지만 안전문화 영향평가방법론의 RCDF를 구하기 위해서는 복잡한 수식을 풀어야하며 PSA모델의 많은 양의 최소단절군을 재계산하여야 하기 때문에 본연구에서는 C언어와 C#언어 기반의 프로그램을 개발 하였다.
가설 설정
- 앞에서 언급하였듯이 PSA모델에서는 각 기본사건이 독립이라고 가정하고 있기 때문에 최소단절군(minimal cut sets)의 평균값을 과소 추정하고 있다. 그러므로 발전소의 안전문화 수준이 가장 높을 때 이 과소 추정된 값을 사용하기 위해 기본사건이 독립이라는 가정을 내포하고 있으므로 안전문화 수준이 가장 낮을 때 기본사건 사이에 완전 상관관계가 존재한다고 가정할 수 있다. 안전문화 영향지수의 값이 10점일 때 기본사건들은 완전 독립이며, 안전문화 영향지수의 값이 0점일 때 기본사건들은 완전 상관관계를 가지게 된다.
- New HEP는 안전문화의 영향을 고려한 인간오류확률이고 UB는 기존 인간오류확률의 상한값, Mean은 기존 인간오류확률의 평균값이다. 안전문화가 기기실패에 미치는 영향을 평가할 때 안전문화 영향지수의 값이 10점일 때 기존의 최소단절군의 평균값을 사용하는 것으로 가정하였다. 그러므로 인간오류에 미치는 영향을 평가할 때 위의 가정과 일관성을 갖기 위해 안전문화 영향지수의 값이 10점일 때 기존의 인간오류 확률 값을 사용하고, 안전문화 영향지수의 값이 0점일 때 상한값을 사용한다.
- 안전문화 영향지수의 값이 10점일 때 기본사건들은 완전 독립이며, 안전문화 영향지수의 값이 0점일 때 기본사건들은 완전 상관관계를 가지게 된다. 이러한 가정을 기반으로 여러 가지 유틸리티 곡선이 가능하지만 방법론의 실현성을 보여주기 위하여 안전문화와 pij가 선형의 반비례 관계로 가정하였으며 이 여구에서는 식 (10)이 사용되었다.
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