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다수기 원자력발전소 사고 시 소외 방사성물질 농도 계산 방법
A Method to Calculate Off-site Radionuclide Concentration for Multi-unit Nuclear Power Plant Accident 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.33 no.6, 2018년, pp.144 - 156  

이혜린 (세종대학교 원자력공학과) ,  이기만 (세종대학교 원자력공학과) ,  정우식 (세종대학교 원자력공학과)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Level 3 Probabilistic Safety Assessment (PSA) is performed for the risk assessment that calculates radioactive material dispersion to the environment. This risk assessment is performed with a tool of MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS2 or WinMACCS). For the off-site consequence analysis ...

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표/그림 (36)

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구에서 1.2절의 기존 방법들의 단점을 극복하기 위해, 다수기 원전 사고 시 새로운 핵종농도 계산 방법으로 Multiple Location(ML) 방법을 개발하였다. ML 방법은 다수기의 임의의 좌표에서, 각 호기의 MACCS2계산에서 산출된 핵종농도 결과를 2차원의 Gaussian Plume 식을 이용하여 합산하는 방법을 이용한다(2절 참조).
  • 본 연구에서는 (1) 다수기 원전 사고의 소외영향평가를 위한 새로운 ML 방법을 제안하고 (2) 다수기 원전에 적용하여 ML 방법의 장점과 COM 방법의 단점을 살펴보았다.

가설 설정

  • 첫 번째, 다수기 소외영향평가를 위한 방법인 무게 중심(Center Of Mass, COM) 방법은 소외영향평가 전산 코드인 MELCOR Accident Consequence Code System (MACCS2)8,9)을 이용해 단일 호기들의 선량 계산을 수행한 뒤, 모든 호기들이 부지의 무게중심에 위치한다고 가정하고 핵종농도와 피폭선량을 합산한다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
확률론적안전성평가는 무엇인가? 확률론적안전성평가(Probabilistic Safety Assessment, PSA)는 원자력발전소(원전)의 위험도 수준을 모델링하고 정량화 하는 기술이다 1,2) . PSA는 노심손상빈도를 평가하는 1단계 PSA와, 격납건물에서 방사성 물질의 방출량과 방출빈도를 평가하는 2단계 PSA, 그리고 2단계 PSA결과를 활용하여 방사성 물질의 소외영향을 평가하는 3단계 PSA(소외영향평가)로 이루어진다.
PSA는 단계별로 어떻게 이루어지는가? 확률론적안전성평가(Probabilistic Safety Assessment, PSA)는 원자력발전소(원전)의 위험도 수준을 모델링하고 정량화 하는 기술이다 1,2) . PSA는 노심손상빈도를 평가하는 1단계 PSA와, 격납건물에서 방사성 물질의 방출량과 방출빈도를 평가하는 2단계 PSA, 그리고 2단계 PSA결과를 활용하여 방사성 물질의 소외영향을 평가하는 3단계 PSA(소외영향평가)로 이루어진다. 소외영향평가는 원전 사고 발생 시 방사성 물질의 대기확산으로 인한 선량분포와 피폭을 계산한다.
소외영향을 평가하는 3단계 PSA는 어떤 것을 계산하는가? PSA는 노심손상빈도를 평가하는 1단계 PSA와, 격납건물에서 방사성 물질의 방출량과 방출빈도를 평가하는 2단계 PSA, 그리고 2단계 PSA결과를 활용하여 방사성 물질의 소외영향을 평가하는 3단계 PSA(소외영향평가)로 이루어진다. 소외영향평가는 원전 사고 발생 시 방사성 물질의 대기확산으로 인한 선량분포와 피폭을 계산한다. 원전 사고 시 방사성 물질의 방출로 인한 위험도를 계산하고, 완화 조치를 평가하고, 소외 비상계획을 최적화하기 위해 소외영향평가가 수행된다.
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참고문헌 (12)

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

  2. H. J. Jeon, M. G. Chi and S. W. Hwang, "Off-site Consequence Analysis for PWR and PHWR Types of Nuclear Power Plants using MACCS2 Code", J. Korean Soc. Saf., Vol. 26, No. 5, pp. 105-109, 2011. 

  3. T. Hakata, "Seismic PSA Method for Multiple Nuclear Power Plants in a Site", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 92, pp. 883-894, 2007. 

  4. M. Modarres, T. Zhou and M. Massoud, "Advances in Multi-unit Nuclear Power Plant Probabilistic Risk Assessment", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 157, pp. 87-100, 2017. 

  5. S. Schroer and M. Modarres, "An Event Classification Schema for Evaluating Site Risk in a Multi-unit Nuclear Power Plant Probabilistic Risk Assessment", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 117, pp. 40-51, 2013. 

  6. T. D. Duy, D. Vasseur and E. Serdet, "Probabilistic Safety Assessment of Twin-unit Nuclear Sites: Methodological Elements, Reliability Engineering and System Safety", Vol. 145, pp. 250-261, 2016. 

  7. T. Zhou, M. Modarres and E. L. Droguett, "An Improved Multi-unit Nuclear Plant Seismic Probabilistic Risk Assessment Approach", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 171, pp. 34-47, 2018. 

  8. D. Chanin, M.L. Young, J. Randall and K. Jamali, Code Manual for MACCS2: Vol. 1, User's Guide, 1997. 

  9. K. McFadden, N. E. Bixler, V. D. Cleary, L Eubanks, R. Haaker, Users Guide and Reference Manual WinMACCS Ver. 3, 2007. 

  10. U.S. NRC, RASCAL 4.3: Description of Models and Methods, NUREG-1940, pp. 129, 2015. 

  11. Japan Nuclear Energy Safety Organization, "Development of Level 3 PSA methodology", JNES/SAE06-005, 2006. 

  12. U. S. DoE, MACCS2 Computer Code Application Guidance for Documented Safety Analysis Final Report, DOE-EH-4.2.1.4, pp. 150-160, 2004. 

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