[논문]원자력발전소 지진 PSA의 계통분석방법 개선 연구

임학규

doi:10.14346/jkosos.2019.34.5.159

원자력발전소 지진 PSA의 계통분석방법 개선 연구
A Study of System Analysis Method for Seismic PSA of Nuclear Power Plants 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.34 no.5, 2019년, pp.159 - 166

임학규 (한국전력국제원자력대학원대학교 원자력산업학과)

Abstract ▼ AI-Helper

The seismic PSA is to probabilistically estimate the potential damage that a large earthquake will cause to a nuclear power plant. It integrates the probabilistic seismic hazard analysis, seismic fragility analysis, and system analysis and is utilized to identify seismic vulnerability and improve seismic capacity of nuclear power plants. Recently, the seismic risk of domestic multi-unit nuclear power plant sites has been evaluated after the Great East Japan Earthquake and Gyeongju Earthquake in Korea. However, while the currently available methods for system analysis can derive basic required results of seismic PSA, they do not provide the detailed results required for the efficient improvement of seismic capacity. Therefore, for in-depth seismic risk evaluation, improved system analysis method for seismic PSA has become necessary. This study develops a system analysis method that is not only suitable for multi-unit seismic PSA but also provides risk information for the seismic capacity improvements. It will also contribute to the enhancement of the safety of nuclear power plants by identifying the seismic vulnerability using the detailed results of seismic PSA. In addition, this system analysis method can be applied to other external event PSAs, such as fire PSA and tsunami PSA, which require similar analysis.

주제어

표/그림 (17)

그림 Fig. 1. System analysis method for domestic NPP seismic PSA.
그림 Fig. 2. System analysis method by KAERI.
그림 Fig. 3. System analysis method with an integrated primary–secondary seismic event tree.
그림 Fig. 4. Primary seismic event tree, GET-EX.(Example).
표 Table 1. Comparison of previous method with this study
그림 Fig. 5. Secondary seismic event tree, GET-EX1. (Example).
그림 Fig. 6. Secondary Seismic Event Tree, GET-EX2.(Example).
그림 Fig. 7. Fault tree with primary seismic event tree analysis(Example).
그림 Fig. 8. Fault tree for secondary seismic event tree analysis(Example).
표 Table 2. Example result by system analysis method for domestic NPP seismic PSA⁹⁾
표 Table 3. Example result by KAERI approach¹⁰⁾
그림 Fig. 9. Fault tree for GET-EX-1 sequence(Example).
그림 Fig. 10. Fault tree for GET-EX-2 sequence(Example).
그림 Fig. 11. Fault tree for primary-secondary seismic event treei ntegration(Example).
그림 Fig. 12. Fault tree for top event definition(Example).
표 Table 4. Example result by system analysis method by this study
표 Table 5. Sample minimal cut sets of seismic PSA of domestic NPP by this study

AI 본문요약
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문제 정의

이를 위하여 기존 지진 PSA 계통분석 방법의 개선 필요성이 대두되었다. 본 연구를 통하여 원전 다수기 지진 리스크 평가에 적합할 뿐만 아니라, 내진 안전성 제고에 필요한 리스크정보를 제공할 수 있도록 계통분석 방법을 개선하였다.
본 연구에서 최근 원자력발전소의 지진 PSA에 요구되는 지진유발손상사건과 무작위고장사건이 통합된 최소단절집합 고찰이 가능하도록 계통분석 방법을 개선하였다.
본 연구에서는 이를 해결하기 위하여, 지진 PSA의 1차 지진사건수목 사고경위로 정의되는 원전의 손상상태가 상세 계통분석을 수행하는 2차 지진사건수목에 논리적으로 반영됨으로써, 지진 PSA에서 최소단절집합 검토가 가능하도록 계통분석 방법을 개선하였다.

제안 방법

· 계통분석(system analysis): 사건수목과 고장수목 방법을 통해 사고완화를 위한 기능의 신뢰도를 분석하고, 최종적으로 지진에 기인한 원자력발전소의 노심손상빈도(CDF, Core Damage Frequency)평가.
Fig. 1에 최근까지 국내 원전에 적용된 지진 PSA 계통분석 방법⁹⁾을 개념적으로 제시하였다.
사고경위 1번과 2번, GET-EX-1과 GET-EX-2의 빈도를 2차 지진사건수목인 GET-EX1과 GET-EX2의 초기 사건빈도로 지정한다. 2차 지진사건수목은 고장수목 G-X, G-Y, G-Z를 GET-EX의 사고경위 1번과 2번 조건에 따라 개정하고, AIMS 코드를 사용하여 GET-EX1과 GET-EX2 의 정량화를 수행한다.
지진 PSA의 계통분석은 개념적으로 2단계로 수행된다. 먼저 지진에 의한 원전의 손상상태를 정의하기 위한 1차 지진사건수목(primary seismic event tree)분석을 수행하고, 정의된 원전의 손상상태에 대한 사고완화기 능의 건전성 여부에 따라 노심손상 발생 여부를 판단하는 2차 지진사건수목(secondary seismic event tree)분석으로 구분된다.
미국의 지진 PSA 기술동향을 반영하여, KAERI는원전 다수기 리스크 평가 연구¹⁰⁾에서 지진재해도의 지반가속도를 몇 개의 구간으로 나누고, 2차 지진사건수 목분석에 일부 지진유발손상사건을 반영하는 계통분석 방법을 지진 PSA에 적용하였다.Fig.
3은 1차 지진사건수목과 2차 지진사건수목의 논리적 연계를 개념적으로 설명한다. 본 논문에서는 효과적인 설명을 위하여 기존의 1차 지진사건수목에 해당하는 부분을 1차 지진사건수목으로 지칭하고, 2차지진사건수목에 해당하는 부분을 2차 지진사건수목으로 지칭한다. Fig.
본 연구에서 개선된 계통분석 방법은 지진유발손상 사건의 여사건이 고장수목에 반영되어 있으나, 지반가 속도 구간이 커지면서 노심손상빈도가 과평가된다. 이는 1차 지진사건수목 사고경위를 표현하는 논리조합에 희귀사건근사가 적용되었기 때문이다.
기존 계통분석 방법을 적용할 경우, PRASSE 코드를 사용하여 1차 지진사건수목인 GET-EX의 사고경위 빈도, %GET-EX-1, %GET-EX-2, %GET-EX-3를 계산한다. 사고경위 1번과 2번, GET-EX-1과 GET-EX-2의 빈도를 2차 지진사건수목인 GET-EX1과 GET-EX2의 초기 사건빈도로 지정한다. 2차 지진사건수목은 고장수목 G-X, G-Y, G-Z를 GET-EX의 사고경위 1번과 2번 조건에 따라 개정하고, AIMS 코드를 사용하여 GET-EX1과 GET-EX2 의 정량화를 수행한다.
상기의 예제에 대하여, Table 2에 기존 국내 원전에 적용된 방법⁹⁾으로 도출된 최소단절집합을 제시하였다. 이 경우에는 지진유발손상사건, SA1, SB1 및 SB2이 모두 최소단절집합에 포함되지 않는다.
이러한 문제점을 해결하기 위하여, 지진으로 인한 원전의 손상상태를 정의하는 고장수목을 지진유발손상사건의 여사건을 포함하여 구성하고, 이를 사고완화 기능에 대한 고장수목과 연계하여, 모든 지진유발손상 사건이 포함된 통합된 계통분석 모델의 정량화를 수행하도록 계통분석 방법을 개선하였다. 이러한 개선된 방법을 통하여, 1차 지진사건수목분석과 2차 지진사건 수목 분석을 통합한 계통분석모델을 용이하게 정량화하고, 지진유발손상사건과 무작위고장사건이 통합된 정량화 결과 고찰이 가능하게 되었다.

이론/모형

1차 지진사건수목분석의 사고경위는 지진유발손상사건의 논리조합 (prime implicants; 서로 disjoint 관계의 최소단절집합)으로 변환된다. 각 사고 경위 빈도는 PRASSE와 같은 지진 PSA 전용 전산도구를 사용하여 지진재해도와 논리조합에 대한 지진취약도의 합성곱 (convolution)으로 계산된다. 이 과정에서 희귀사건근사가 적용되지 않고, 지진유발손상사건의 여사건을 포함하는 논리조합으로 사고경위 빈도를 평가하기 때문에 지진 CDF가 과평가되지 않는다.

성능/효과

1차 및 2차 지진사건수목을 통합한 단일 지진사건수목분석에서 도출된 최소단절집합을 종합적으로 검토하여, 효과적인 내진 안전성 제고가 가능하다. 또한 PRASSE 코드와 같은 지진 PSA 전용 전산코드 없이 일반적인 PSA 전산코드인 AIMS-PSA 코드로 계통분석이 가능하므로, 원전 다수기 지진 PSA와 같이 대규모 분석을 용이하게 수행할 수 있다.
개선된 방법을 적용한 결과, 지진유발손상사건과 무작위고장사건이 고장수목을 통하여 논리적으로 연계된다. 또한 모든 지진유발손상사건이 고장수목에 포함되므로 이에 대한 중요도 분석이 가능하다.
은 지반가속도를 몇 개의 구간으로 나누어 각 구간별로 분석하기 때문에, 2차 지진 사건수목분석에서 지진유발손상사건을 추가할 수 있으며, 지반가속도에 따른 운전원오류확률을 반영할 수 있다. 결론적으로 지반가속도 구간별 정량화결과를 고찰할 수 있어 지진 리스크 특성 파악에 유리하다.
1차 및 2차 지진사건수목을 통합한 단일 지진사건수목분석에서 도출된 최소단절집합을 종합적으로 검토하여, 효과적인 내진 안전성 제고가 가능하다. 또한 PRASSE 코드와 같은 지진 PSA 전용 전산코드 없이 일반적인 PSA 전산코드인 AIMS-PSA 코드로 계통분석이 가능하므로, 원전 다수기 지진 PSA와 같이 대규모 분석을 용이하게 수행할 수 있다.
1차 지진사건수목은 지진에 의한 원전의 손상상태를 정의한다. 사건수목의 분기에 따른 원전의 주요 기능 손상여부를 종합하여, 지진에 의한 원전의 손상상 태가 사고경위로 표현된다. 지진에 의하여 모든 사고 완화기능이 상실되어 노심손상이 발생하는 사고경위는 2차 지진사건수목분석 없이 1차 지진사건수목분석 에서 노심손상으로 종결된다.
셋째, 지반가속도가 증가함에 따라 지진유발손상확률이 증가하여 지진 CDF의 과평가를 초래하므로 이를 보정하기 위해 지진유발손상사건의 여사건(complements)을 고려하여야 한다. 일반적으로 PSA의 계통분석 방법은 고장수목의 기본사건을 희귀사건으로 간주하는 희귀 사건근사(rare event approximation)에 따라 여사건을 고려하지 않는다.
이러한 문제점을 해결하기 위하여, 지진으로 인한 원전의 손상상태를 정의하는 고장수목을 지진유발손상사건의 여사건을 포함하여 구성하고, 이를 사고완화 기능에 대한 고장수목과 연계하여, 모든 지진유발손상 사건이 포함된 통합된 계통분석 모델의 정량화를 수행하도록 계통분석 방법을 개선하였다. 이러한 개선된 방법을 통하여, 1차 지진사건수목분석과 2차 지진사건 수목 분석을 통합한 계통분석모델을 용이하게 정량화하고, 지진유발손상사건과 무작위고장사건이 통합된 정량화 결과 고찰이 가능하게 되었다.
첫째, 계통분석에 포함된 구조물 및 기기의 지진유발 손상사건의 발생확률은 지반가속도의 변화를 반영할 수 있어야 한다. 따라서 여러 지반가속도수준에서 지진 유발손상사건의 발생확률이 각기 평가되어야 한다.
12와 같은 단일 고장 수목이 구성된다. 통합과정은 AIMS 코드에서 자동으로 수행되며, 통합된 고장수목을 정량화하면 지진 PSA의 최소단절집합과 노심손상빈도가 도출된다.

후속연구

본 연구 결과는 지진 PSA 결과 검토를 통하여 내진 취약점을 상세하게 파악하고 원전의 안전성 제고에 기여할 것으로 사료된다. 또한 원전 다수기 지진 PSA와같은 대규모 분석에 이미 적용되고 있으며, 지진 PSA의 계통분석과 유사한 성격의 계통분석이 수행되는 화재 PSA, 쓰나미 PSA 등 기타 외부사건 PSA에도 본 계통분석 방법을 적용할 수 있을 것이다.
본 연구 결과는 지진 PSA 결과 검토를 통하여 내진 취약점을 상세하게 파악하고 원전의 안전성 제고에 기여할 것으로 사료된다. 또한 원전 다수기 지진 PSA와같은 대규모 분석에 이미 적용되고 있으며, 지진 PSA의 계통분석과 유사한 성격의 계통분석이 수행되는 화재 PSA, 쓰나미 PSA 등 기타 외부사건 PSA에도 본 계통분석 방법을 적용할 수 있을 것이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	확률론적 지진재해도분석는 무엇인가?	· 확률론적 지진재해도분석(PSHA, probabilistic seismic hazard analysis): 지진에 의한 지반가속도의 발생 빈도를 평가.
	지진 PSA는 무엇이며 무슨 역할을 하는가?	국내 원자력발전소는 설계기준지진(SSE, safe shutdown earthquake)에 대하여 내진능력을 갖추고 있으며, 지진 사건 확률론적안전성평가1)(지진 PSA, Seismic Probabilistic Safety Assessment)를 통하여 지진에 대한 충분한 안전성을 확인하고 있다. 지진 PSA는 대형지진에 의해 유발되는 원자력발전소의 잠재적 피해를 확률론적으로 평가하는 방법으로 지진의 지반가속도 크기와 빈도, 구조 응답, 기기 및 구조물의 지진유발손상확률, 원자력발전소 계통 신뢰도 등을 통합하여 노심손상빈도를 평가한다. 이를 통하여 지진으로 인한 노심손상 발생 원인을 파악하고 보완함으로써, 원자력발전소의 내진 안전성을 제고하고 있다.
	노심손상빈도를 평가를 통하여 제고하고 있는 것은?	지진 PSA는 대형지진에 의해 유발되는 원자력발전소의 잠재적 피해를 확률론적으로 평가하는 방법으로 지진의 지반가속도 크기와 빈도, 구조 응답, 기기 및 구조물의 지진유발손상확률, 원자력발전소 계통 신뢰도 등을 통합하여 노심손상빈도를 평가한다. 이를 통하여 지진으로 인한 노심손상 발생 원인을 파악하고 보완함으로써, 원자력발전소의 내진 안전성을 제고하고 있다.

참고문헌 (12)

Chapman & Hall, "Probabilistic Structural Mechanics Handbook", pp. 429-464, 1995.
D. J. Wakefield, "Which Way SPRA?", Pre-Conference Workshop Presented at Probabilistic Safety Assessment and Management 14, September 16, 2018.
American Society of Mechanical Engineers/American Nuclear Society (ASME/ANS), ASME/ANS-RA-Sa-2009, "Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications Standard for Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications", 2009.
Electric Power Research Institute (EPRI), EPRI 1002989, "Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide", 2003.
Nuclear Safety and Security Committee (NSSC), "Comprehensive Measures to Strengthen Nuclear Safety Standards (draft)", October 10, 2018.
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Electric Power Research Institute (EPRI), EPRI 30020 12968, "FTREX 1.9 Software Manual", 2018.
Korean Hydro & Nuclear Power (KHNP), Shin-Kori Units 1&2 Probabilistic Safety Assessment
Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), KAERI/RR-4225/2016, "Development of the Integrated Risk Assessment Technology for Multiple Units", 2017.
W. S. Jung, "BeEAST Version 1.1 User Manual", Sejong University, 2017.
Nuclear Safety and Security Committee (NSSC), NSTAR-19NS42-42, "A Study on the Approach for Seismic PSA Modeling and Quantification", 2019.

표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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