[논문]원자력발전소의 화재사건 확률론적안전성평가 모델 구축에 관한 연구

강대일; 김길유

doi:10.14346/jkosos.2016.31.5.187

원자력발전소의 화재사건 확률론적안전성평가 모델 구축에 관한 연구
A Study on the Constructions of Fire Events Probabilistic Safety Assessment Model for Nuclear Power Plants 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.31 no.5, 2016년, pp.187 - 194

강대일 (한국원자력연구원 종합안전평가부) , 김길유 (한국원자력연구원 종합안전평가부)

Abstract ▼ AI-Helper

A single fire event within a fire area can cause multiple initiating events considered in internal events probabilistic safety assessment (PSA). For an example, a fire event in turbine building fire area can cause a loss of the main feed-water and loss of off-site power initiating events. This fire initiating event could result in special plant responses beyond the scope of the internal events PSA model. One approach to address a fire initiating event is to develop a specific fire event tree. However, the development of a specific fire event tree is difficult since the number of fire event trees may be several hundreds or more. Thus, internal fire events PSA model has been generally constructed by modifications of the pre-developed internal events PSA model. New accident sequence logics not covered in the internal events PSA model are separately developed to incorporate them into the fire PSA model. Recently, many fire PSA models have fire induced initiating event fault trees not shown in an internal event PSA model. Up to now, there has been no analytical comparative study on the constructions of fire events PSA model using internal events PSA model with and without fault trees of initiating events. In this study, the changing process of internal events PSA model to fire events PSA model is analytically presented and discussed.

주제어

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	화재 PSA의 평가방식은?	국내 원전은 결정론적 화재 위험성 분석과 더불어화재 PSA(probabilistic safety assessment)1,2)가 수행되고있다. 화재 PSA는 원전의 화재발생으로 인해 원자로내의 핵연료가 손상되는 노심손상(Level 1)과 방사성 물질이 격납용기 밖(Level 2)으로 방출되는 사고의 시나리오를 파악하여 그 빈도를 정량적으로 평가한다. 노심 손상은 원전의 원자로내에 있는 핵연료가 손상되는것을 말한다.
	화재사건 PSA 모델을 일반적으로 기 개발된 내부사건 PSA 모델을 수정하여 구축하는 이유는?	화재 초기사건을 다루는 한 방법은 특유의 화재 사건수목(event tree)을 개발하는 것이다. 하지만 개발할 화재 사건수목의 수가 수백개 또는 그 이상 될수 있기에 특유의 화재 사건수목 개발은매우 어렵다4). 따라서, 화재사건 PSA 모델은 일반적으로 기 개발된 내부사건 PSA 모델을 수정하여 구축한다.
	노심 손상은 무엇인가?	화재 PSA는 원전의 화재발생으로 인해 원자로내의 핵연료가 손상되는 노심손상(Level 1)과 방사성 물질이 격납용기 밖(Level 2)으로 방출되는 사고의 시나리오를 파악하여 그 빈도를 정량적으로 평가한다. 노심 손상은 원전의 원자로내에 있는 핵연료가 손상되는것을 말한다. 화재 PSA에서 수행되는 업무는, 동일하거나 유사한 업무에 대해 결정론적 화재위험도분석에서 수행되는 업무와 비교시, 화재 PSA에서의 업무 범위가 더 크고 깊다.

참고문헌 (9)

John C. Lee and Norma J. McCormick, "Risk and Safety Analysis of Nuclear Systems", Wiley, 2011.
H. -J. Jeon, "A Risk Impact Assessment According to the Reliability Improvement of the Emergency Power Supply System of a Nuclear Power Plant", Journal of the Korean Society of Safety, Vol. 27, No. 5, pp. 224-228, 2012.
B. Najafi, S.P. Nowlen, F. Joglar, D. Funk, R. C. Anoba, M. Kazarians, F. Wyant, A. Kolaczkowski, G. Hannaman and J. Forester, "Fire PRA methodology for Nuclear Power Facilities", NUREG/CR-6850, USNRC, 2005.
R. C. Anoba, "MAPPING OF FIRE EVENTS TO MULTIPLE INTERNAL EVENTS PRA INITIATING EVENTS", International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis PSA 2011, March 13-17, 2011.
D. I. Kang, S. H. Han and K. Kim, "An Approach to the Construction of a One-top Fre Event PSA Model", Nucl. Eng. Des, Vol. 239, pp. 2514-2520, 2009.

상세보기
D. Il. Kang, K. Kim, D. -S. Kim, M. J. Hwang and J. -E. Yang, "Analytic Expressions for the Construction of a Fre Event PSA Model", Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting Jeju, Korea, May 12-13, 2016.
K.Y. Kim and S.H. Han, "A Study on Importance Measures and a Quantification Algorithm in a Fire PRA Model", Reliability Engineering & System Safety 94, pp.969-972, 2009.

상세보기
W. E. Vecely, F. F. Goldberg, N. H.Roberts and D. F. Haasl, "Fault tree handbook", NUREG-0492, USNRC, 1981.
M. Subudhi and M. Martinez-Guridi, "Joint Assessment of Cable Damage and Quantification of Effects from Fire (JACQUE-FIRE) Volume 2: Expert Elicitation Exercise for Nuclear Power Plant Fire-Induced Electrical Circuit Failure", NUREG/CR-7150, USNRC, 2014.

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