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국내 원자력발전소의 화재사건 확률론적안전성평가에서 다중오동작 분석 연구
A Study on the Multiple Spurious Operation Analysis in Fire Events Probabilistic Safety Assessment of Domestic Nuclear Power Plant 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.33 no.6, 2018년, pp.136 - 143  

강대일 (한국원자력연구원 리스크.환경안전연구부) ,  정용훈 (한국원자력연구원 리스크.환경안전연구부) ,  최선영 (한국원자력연구원 리스크.환경안전연구부) ,  황미정 (한국원자력연구원 리스크.환경안전연구부)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, we conducted a pilot study on the multiple spurious operations (MSO) analysis in the fire probabilistic safety assessment (PSA) of domestic nuclear power plant (NPP) to identify the degree of influence of the operator actions used in the MSO mitigation strategies. The MSO scenario of ...

주제어

표/그림 (8)

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문제 정의

  • 에 따라 수행된다. NEI 00-01에 따른 MSO 분석은 MSO 일반 분석목록이 분석 대상 발전소에 적용될 수 있느냐의 여부를 검토한다. 다음 기기와 케이블, 관통부 등의 정보가 들어있는 데이터베이스를 이용하여 MSO가 발생될 수 있는 방화지역을 파악한다.
  • 에서는 MSO를 하나 이상의 기기나 계통이 원하지 않은 동작을 유발시키는 화재유발 다중회로 고장이라고 정의한다. 결정론적 화재 안전성분석에서 MSO 분석은, 기본적으로 안전정지에 대한 MSO의 영향을 파악하고 대처방안을 마련하기 위해 수행한다. 화재 PSA에서 MSO 분석은 기기나 계통에 다중오동작이 미치는 영향을 파악하여 화재 PSA에 모델링하고 정량화하기 위해 수행한다.
  • 본 연구에서는 MSO 완화전략으로 사용되는 운전원 행위들이 화재 PSA 정량화 결과에 미치는 영향정도를 파악하기 위해, 국내 원전을 대상으로 MSO 분석에 관한 시범연구를 수행하였다. 본 연구를 위해 선정된 참조원전의 RWT 배수 MSO 시나리오는 격납건물살수계통 오작동으로 발생한다.
  • 본 연구에서는 MSO 완화전략으로 사용되는 운전원 행위들이 화재 PSA 정량화 결과인 노심손상빈도(Core Damage Frequency: CDF)2,9,15)에 미치는 영향정도를 파악하기 위해, 국내 참조원전을 대상으로 MSO 분석에 관한 시범연구를 수행하였다. 본 연구를 위해 선정된 MSO 시나리오는 핵연료재장수 탱크(Refueling Water Tank: RWT) 배수(Drain Down) 사고이다.

가설 설정

  • 본 연구에서 파악된 살수계통 오동작으로 인한 RWT 배수 시나리오의 대처방안인 운전원 행위들을 화재 PSA에서 모델링하였다. Table 1의 각 방화지역에서 각 기기들에 대한 RWT 배수 사고 운전원 회복행위는 불가능하다고 가정하였다. 다만 CSAS 오동작 대처행위는 주제어실과 전기기기실(Electrical Equipment Room: EER)에서 수행하기에 운전원 회복행위와 관련된 캐비닛 화재시에만 불가능하다고 가정하였다.
  • Table 1의 각 방화지역에서 각 기기들에 대한 RWT 배수 사고 운전원 회복행위는 불가능하다고 가정하였다. 다만 CSAS 오동작 대처행위는 주제어실과 전기기기실(Electrical Equipment Room: EER)에서 수행하기에 운전원 회복행위와 관련된 캐비닛 화재시에만 불가능하다고 가정하였다. 운전원은 주제어실이나 전기기기실 화재시라도 가능한 주제어실을 떠나지 않을 것으로 예상되기 때문이다.
  • RWT 배수 중지 행위들은, 즉 CSS 펌프정지나 CSS 펌프 후단 전동구동밸브를 닫는 행위는, 모두 주제어실의 한 벤치보드에서 이루어지기 때문이다. 또한 CSAS 오동작으로 인한 RWT 배수 중지 주제어실내 운전원행위와 주제어실 밖에서 수행되는 행위들 사이에는 중간정도 종속성(Medium Dependence)16,17)이 있다고 가정했다. 즉, 주제어실 운전원 행위가 실패시 추가적으로 수행되는 주제어실 밖 운전원 행위의 인적오류 확률은 0.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
케이블들이 화재방호 측면에서 서로 완전히 분리되어 있다 하더라도 발생할 수 있는 문제는? 하지만 기기들의 케이블들이 서로 분리되어 있지 않는 경우, 케이블이 지나는 지역에서의 화재발생은 회로 고장을 유발시켜 안전계열 기기들을 기능상실하게 하거나 오동작하게 할 수 있다. 비록 안전계통 계열들의 기기들과 연관된 케이블들이 화재방호 측면에서 서로 완전히 분리되어 있더라도 케이블이 지나는 화재 방화지역(fire area)에서 화재발생 시 케이블 손상으로 인한 회로고장(Circuit Failure)으로 한 계열의 기기가 오동작되어 원자로 냉각재 등이 배수될 수 있다.
화재 안전성분석 중 결정론적 분석과 PSA분석의 차이점은? 화재 PSA에서 MSO 분석은 기기나 계통에 다중오동작이 미치는 영향을 파악하여 화재 PSA에 모델링하고 정량화하기 위해 수행한다. 따라서, 결정론적 분석에서는 화재 안전정지가 불가능하거나 안전정지에 영향을 미치는 LOCA(Loss of Coolant Accident) 사고 등의 시나리오들에만 초점을 두고 있다. 반면에 화재 PSA에서는 기기 기능에 영향을 미치는 모든 화재 시나리오가 분석대상이다.
원자력발전소 중 기기 케이블이 서로 분리되어 있지 않는 경우 생기는 문제는? 원자력발전소(이하 원전)는 원전의 안전을 위해 안전정지 관련 계통들이 다중성(Redundancy) 개념으로 설계되어 있으며 다중성을 구성하는 기기들은 물리적으로 서로 분리되어 있다. 하지만 기기들의 케이블들이 서로 분리되어 있지 않는 경우, 케이블이 지나는 지역에서의 화재발생은 회로 고장을 유발시켜 안전계열 기기들을 기능상실하게 하거나 오동작하게 할 수 있다. 비록 안전계통 계열들의 기기들과 연관된 케이블들이 화재방호 측면에서 서로 완전히 분리되어 있더라도 케이블이 지나는 화재 방화지역(fire area)에서 화재발생 시 케이블 손상으로 인한 회로고장(Circuit Failure)으로 한 계열의 기기가 오동작되어 원자로 냉각재 등이 배수될 수 있다.
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참고문헌 (17)

  1. H. J. Jeon, "A Risk Impact Assessment according to the Reliability Improvement of the Emergency Power Supply System of a Nuclear Power Plant", J. Korean Soc. Saf., Vol. 27, No. 5, pp. 224-228, 2012. 

  2. D. I. Kang and K. Kim, "A Study on the Constructions of Fire Events Probabilistic Safety Assessment Model for Nuclear Power Plants", J. Korean Soc. Saf., Vol. 31, No. 5, pp. 187-194, 2016. 

  3. Nuclear Safety and Security Commission, "Technical Standards of Fire Hazard Analysis", NSSC Notice No. 2015-11, 2015. 

  4. 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. 

  5. USNRC, "Enforcement Guidance Memorandum-Enforcement Discretion for Fire Induced Circuit Faults," EGM 09-002, 2009. 

  6. NEI, "Guidance for Post Fire Safe Shutdown Circuit Analysis", NEI 00-01, Revision 3, Nuclear Energy Institute, 2011. 

  7. Richard 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. 

  8. N. Lovelace et al., "Approach for Integration of Initiating Events into External Event Models", Probabilistic Safety Assessment and Management PSAM 12, June 2014. 

  9. D. I.Kang and Y. H. Jung, "Comparative Study on the Construction of Support System Initiating Event Fault Trees for a Fire Probabilistic Safety Assessment", Nuclear Engineering and Design 332, pp 345-356, 2018. 

  10. H. Yuehua, L. Lin, Y. Zhen and S. Lei, "The Application of Fault Tree Method in Systematic Multiple Spurious Operation Analysis in Fire PSA", 25th International Conference on Nuclear Engineering, Shanghai, China, July 2-6, 2017. 

  11. J. Lee and J. H. Kim, "Study on Post-Fire Safe Shutdown Analysis using an Imaginary Plant for Training", Fire Science & Engineering, Vol. 32, No. 1, pp. 57-65, 2018. 

  12. H. Yim, S. Oh and W. Kim, "A Study on the Verification Scheme for Electrical Circuit Analysis of Fire Hazard Analysis in Nuclear Power Plant", J. Korean Soc. Saf., Vol. 30, No. 3, pp. 114-122, 2015. 

  13. I. H. Kim, H. S. Lim and Y. K. Bae, "Study of Post-Fire Safe-Shutdown Analysis of a CANDU Main Control Room based on NEI 00-01 Methodology", Fire Science & Engineering, Vol. 30, No. 4, pp. 20-26, 2016. 

  14. Y. Lee, Y. K. Bae and M. Kim, "Analysis of Multiple Spurious Operation Scenarios for Decay Heat Removal Function of CANDU Reactors", Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting Gyeongju, Korea, October 27-28, 2016. 

  15. D. I. Kang et al., "A Pilot Study on the Multiple Spurious Operation Scenario Analyses for the Construction of Fire Events PSA Model", KAERI/TR-7359/2018, KAERI, 2018. 

  16. S. Lewis et al., "EPRI/NRC-RES Fire Human Reliability Analysis Guidelines", NUREG1-1921, USNRC, 2012. 

  17. A. D. Swain and H.E. Guttmann, "Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications", USNRC, NUREG/CR-1278, 1983. 

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