[논문]원자력발전소 정지저출력 운전 기간의 물리적방호를 위한 핵심구역파악

곽명웅; 정우식; 이정호; 백민

doi:10.14346/jkosos.2020.35.1.107

원자력발전소 정지저출력 운전 기간의 물리적방호를 위한 핵심구역파악
Vital Area Identification for the Physical Protection of Nuclear Power Plants during Low Power and Shutdown Operation 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.35 no.1, 2020년, pp.107 - 115

곽명웅 (세종대학교 원자력공학과) , 정우식 (세종대학교 원자력공학과) , 이정호 (한국원자력통제기술원) , 백민 (한국원자력통제기술원)

Abstract ▼ AI-Helper

This paper introduces the first vital area identification (VAI) process for the physical protection of nuclear power plants (NPPs) during low power and shutdown (LPSD) operation. This LPSD VAI is based on the 3rd generation VAI method which very efficiently utilizes probabilistic safety assessment (PSA) event trees (ETs). This LPSD VAI process was implemented to the virtual NPP during LPSD operation in this study. Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) had developed the 2nd generation full power VAI method that utilizes whole internal and external (fire and flooding) PSA results of NPPs during full power operation. In order to minimize the huge burden of the 2nd generation full power VAI method, the 3rd generation full power VAI method was developed, which utilizes ETs and minimal PSA fault trees instead of using the whole PSA fault tree. In the 3rd generation full power VAI method, (1) PSA ETs are analyzed, (2) minimal mitigation systems for avoiding core damage are selected from ETs by calculating system-level target sets and prevention sets, (3) relatively small sabotage fault tree that has the systems in the shortest system-level prevention set is composed, (4) room-level target sets and prevention sets are calculated from this small sabotage fault tree, and (5) the rooms in the shortest prevention set are defined as vital areas that should be protected. Currently, the 3rd generation full power VAI method is being employed for the VAI of Korean NPPs. This study is the first development and application of the 3rd generation VAI method to the LPSD VAI of NPP. For the LPSD VAI, (1) many LPSD ETs are classified into a few representative LPSD ETs based on the functional similarity of accident scenarios, (2) a few representative LPSD ETs are simplified with some VAI rules, and then (3) the 3rd generation VAI is performed as mentioned in the previous paragraph. It is well known that the shortest room-level prevention sets that are calculated by the 2nd and 3rd generation VAI methods are identical.

주제어

표/그림 (22)

표 Table 1. Comparison of VAI methods by generation
표 Table 2. Plant operational states (POS)
그림 Fig. 1. IE1 event tree.
그림 Fig. 2. IE2 event tree.
그림 Fig. 3. LOOP event tree (POS 3).
그림 Fig. 4. LOOP event tree (POS 5).
그림 Fig. 5. TLOCCW event tree (POS 3).
그림 Fig. 6. TLOCCW event tree (POS 5).
표 Table 3. Target sets of LOOP event tree (POS 3)
표 Table 4. Target sets of LOOP event tree (POS 5)
표 Table 5. Target sets of TLOCCW event tree (POS 3)
표 Table 6. Target sets of TLOCCW event tree (POS 5)
표 Table 7. Target sets of LOOP and TLOCCW event trees
그림 Fig. 7. Virtual nuclear power plant for LPSD VAI.
표 Table 8. Target sets of LOOP and TLOCCW event trees
표 Table 9. Target sets (system level)
표 Table 10. Prevention sets (system level)
그림 Fig. 8. Fault tree for shutdown cooling (SC) system and safety injection (SI) system.
그림 Fig. 9. Sabotage fault tree.
표 Table 11. Mapping components to rooms
표 Table 12. Target Sets (room level)
표 Table 13. Prevention Sets (room level)

AI 본문요약
AI-Helper

* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

정지저출력 운전 기간 중에는 다수의 발전소 운전 상태별 다양한 초기사건이 존재한다. 본 연구에서는 정지저출력 운전 기간 중 사건수목을 이용한 핵심구역 파악 절차를 통하여 핵심구역을 계산해 내고, 계산된 핵심구역만 원전의 사보타주로부터 방어하면, 모든 정지저출력 운전 상태에서 노심손상이 발생하지 않도록 방지하는데 그 목적이 있다.

가설 설정

이 이유로 (1) %TLOCCW 초기사건은 기본적으로 발생한다고 가정한다. (2) 기기냉각수계통은 기 본적으로 실패한다고 가정한다. (3) 보조급수계통 (Auxiliary Feedwater System)의 기기냉각수계통의 냉각을 필요로 하는 펌프는 사용이 불가능하고 보조급수계통의 터바인구동펌프(Turbine Driven Pump)는 사용이 가능하다고 가정한다.
(2) 기기냉각수계통은 기 본적으로 실패한다고 가정한다. (3) 보조급수계통 (Auxiliary Feedwater System)의 기기냉각수계통의 냉각을 필요로 하는 펌프는 사용이 불가능하고 보조급수계통의 터바인구동펌프(Turbine Driven Pump)는 사용이 가능하다고 가정한다. (4) 기기냉각계통의 냉각을 필요로 하는 비상디젤발전기(Emergency Diesel Generator: EDG)는 실패한다고 가정한다.
(3) 보조급수계통 (Auxiliary Feedwater System)의 기기냉각수계통의 냉각을 필요로 하는 펌프는 사용이 불가능하고 보조급수계통의 터바인구동펌프(Turbine Driven Pump)는 사용이 가능하다고 가정한다. (4) 기기냉각계통의 냉각을 필요로 하는 비상디젤발전기(Emergency Diesel Generator: EDG)는 실패한다고 가정한다.
(가정 2) 사보타주 발생하는 경우 소외전원은 상실을 가정하여 단기간에 전원복구가 불가능한 것으로 가정한다.
정지저출력 운전 기간 중 발생 가능한 초기사건은 발전소의 특성에 따라 다양하다. 본 논문에서는 정지저출력 운전 기간 동안 소외전원 상실사고(Loss of Off-site Power: LOOP), 기기냉각수 한 계열 상실사고(Partial Loss of Component Cooling Water: PLOCCW), 1E급 4.16 kV 교류모선 상실사고(Loss of class 1E 4.16 kV: LOKV), 정지냉각기능 상실사고(Loss of Shutdown Cooling System: LOSCS), 회수불능 냉각재 상실사고(Unrecoverable Loss of Coolant Accident: LOCA-U), 기기냉각수 완전상실사 고(Total Loss of Component Cooling Water: TLOCCW)가 발생 가능하다고 가정하였다.
실제의 원자력발전소에서는 다양한 발전소 상태가 존재하고 그에 따라서 고장수목의 모델이 다양하다. 본 논문에서는 정지저출력 운전의 발전소 상태 중 한 가지로 가정하여 사보타주 고장수목을 생성하였다.
또한 기기냉각수계통과 이를 보 조하는 기기냉각해수 계통, 이의 보조를 받는 냉수계통 및 공조계통이 설치된 구역을 모두 핵심구역으로 선정하여 물리적방호를 수행하는 것은 현실적으로 불가능하다. 이 이유로 (1) %TLOCCW 초기사건은 기본적으로 발생한다고 가정한다. (2) 기기냉각수계통은 기 본적으로 실패한다고 가정한다.

제안 방법

(단계 1) 사고완화에 사용되는 설비의 기능적 동일성을 기준으로 M개의 사건수목을 N개로 그룹화하고, N개의 사건수목에 핵심구역파악 규칙13)을 적용하여 단순화 작업을 수행한다(3.1절 참조).
전출력 PSA에서는 발전소 상태를 100% 전출력 운전으로 가정하고 분석을 진행하지만 정지저출력 PSA에서는 분석해야 할 발전소 운전 상태 및 배열이 계획 예방정비 공정에 따라 다양하다. 따라서 원자로 정지후나 일정 출력 이하의 저출력 운전 중에 발생 가능한 초기사건들을 분석한다. 정지저출력 운전 중 원자로 정지는 운전 중 불시 정지된 후 짧은 시간 동안 정지 상태를 유지한 후 재가동 되는 정지가 아닌 핵연료 재 장전이나 1차측 기기의 정비를 위한 정지와 같이 장시간 동안 원자로를 정지 상태로 유지하는 것이다.
발생 가능한 모든 초기사건의 사건수목을 분석하여 핵심구역을 파악할 수도 있지만, 정지저출력 운전 기간 중 핵심구역파악 (단계 1)을 위의 초기사건들의 사건수목에 적용하여 분석을 수행한다. 분석 대상 초기 사건에 대하여 사고경위의 동일성 즉, 사고완화에 사용되는 설비의 기능적 동일성을 기준으로 초기사건을 분류한다.
본 논문에서 제안한 정지저출력 핵심구역파악 방법은 다양한 발전소 운전 상태와 다수의 복잡한 격실을 가진 사보타주 고장수목의 크기를 획기적으로 감소시키는 매우 효율적인 핵심구역파악 방법이다.
실제 핵심구역파악에서는 3개의 초기사건을 모두 분석하여 핵심구역을 선정한다. 본 논문에서는 3개의 초기사건 중 소외전원 상실사고와 기기냉각수 완전 상실사고의 사건수목에 대해서만 분석을 수행하여 핵심구역을 파악하였다.
본 논문에서는 정지저출력 운전의 특성을 설명하고, 정지저출력 운전 기간 중 가상의 사건수목을 이용하여 가상 원전에 대한 핵심구역파악 절차를 적용하여, 사건수목 계통수준의 공격집합과 저지집합을 계산하였다.
본 연구에서는 최초로 정지저출력 운전 기간에 대하여 3세대 핵심구역파악 방법인 사건수목기반의 핵심구역파악 방법을 사용하여 가상의 원자력발전소에 적용하였다.
발생 가능한 모든 초기사건의 사건수목을 분석하여 핵심구역을 파악할 수도 있지만, 정지저출력 운전 기간 중 핵심구역파악 (단계 1)을 위의 초기사건들의 사건수목에 적용하여 분석을 수행한다. 분석 대상 초기 사건에 대하여 사고경위의 동일성 즉, 사고완화에 사용되는 설비의 기능적 동일성을 기준으로 초기사건을 분류한다. 정지저출력 운전 기간 동안 모든 운전 상태의 사건수목 계통 수준에서 소외전원 상실사고가 기기 냉각수 한 계열 상실사고, 1E급 4.
서론에서 기술한 바와 같이 가상 원전의 정지저출력 운전 기간 중 핵심구역파악 분석을 위하여 이미 개발된 3세대 핵심구역파악 방법을 적용하였다. 3세대 핵심구역파악 방법에서 핵심구역 파악의 단순화를 위한 기본 규칙은 아래와 같다.
소외전원 상실사고에 포함되지 않는 회수불능 냉각재 상실사고, 기기냉각수 완전상실사고의 사건수목은 별도로 분석을 수행한다. 정지저출력 운전 기간 중 핵심구역파악 (단계 1)을 위의 초기사건들의 사건수목에 적용한 결과, 6개의 초기사건 중 3개의 초기사건만 분석하면 모든 운전 상태에서의 핵심구역을 파악할 수 있다.
실제 원전의 정지저출력 운전 기간 중에는 POS 1, 2, 7, 8, 9, 14, 15를 제외한 모든 발전소 운전 상태를 고려하여야 하겠지만, 본 논문에서는 보조급수계통이 사용 가능한 발전소 운전 상태인 POS 3과 보조급수계통이 사용 불가능한 발전소 운전 상태인 POS 5에 대한 사건 수목을 구성하여 분석하였다.
이러한 문제점을 보완하기 위하여 한국원자력연구원에서는 전출력 PSA 결과를 활용하여 사보타주 고장수목을 생성한다. 외부사건(화재, 침수) PSA에서 생성된 기기고장 기본 사건과 격실과의 매핑정보를 이용하여, Vital area Identification Package EXpert(VIPEX) S/W¹¹⁾가 전출력 PSA 노심손상 고장수목의 기기 고장 기본사건을 격실 파손으로 교체하여 사보타주 고장수목을 생성하고, Fault Tree Reliability EXpert(FTREX) S/W¹²⁾가 사보타 주 고장수목에서 공격집합과 저지집합을 계산한다. 공격집합과 저지집합은 PSA의 최소단절집합(Minimal Cut Set)과 최소성공집합(Minimal Path Set)과 동일한 개념이다.
에서 개발하였다^5,6). 이 방법은 확률론적안전성평가(Probabilistic Safety Assessment: PSA) 결과를 변환하여 사용하지 않고, 격실파손을 기본사건으로 하여 노심손상을 유발하는 사보타주 고장수목(Sabotage Fault Tree)을 직접 생성하여 핵심구역을 파악한다. 사보타주 고장수목으로부터 공격집합을 계산하고, 공격집합으로부터 저지집합을 계산하고, 저지집합들 중에 가장 저비용으로 지킬 수 있는 하나의 저지집합을 선택하고, 이 선택된 저지집합의 격실들을 핵심구역들로 선정하는 과정이다.
처음으로 3세대 핵심구역파악 방법을 정지저출력 운전에 적용한 본 논문에서는 (1) 정지저출력 운전의 특성을 기술하였고(2장 참조), (2) 정지저출력 운전 기간에 대한 원자력발전소의 다양한 운전 상태(Plant Operational States: POS)가 반영된 사건수목 기반의 핵심구역파악 방법을 적용하여 효율적인 핵심구역파악 절차를 제시하였고(2장 참조), (3) 정지저출력 운전 시 핵심구역파악을 위한 절차의 효용성을 입증하기 위해 공격집합과 저지집합을 계산하고, 최종적으로 핵심구역을 계산해 내는 과정을 기술하였다(3장 참조).
첫 번째 초기사건 그룹(소외전원 상실사고)에 대하여, 사보타주에 의해 발생 가능한 PSA 사건수목 계통 수준의 공격집합을 계산한다. POS 3의 소외전원상실 사고에 해당하는 Fig.
최종적으로 계산한 사건수목 계통수준의 공격집합에 해당하는 계통의 고장수목을 사용하여 격실수준의 공격집합과 저지집합을 계산하고 최종 핵심구역을 선정하였다.

성능/효과

계산된 저지집합들 중에 가장 저비용으로 지킬 수 있는 하나의 저지집합을 골라 이 안의 격실들을 핵심구역으로 선정하여 보호한다. 본 방법론은 전체 PSA 결과를 직접 활용한 핵심구역파악 방법에 비하여 매우 효율적으로 원자력발전소의 핵심구역을 식별할 수 있다. 결과적으로 PSA 결과를 직접 활용한 핵심구역파악 방법과 비교하면, 공격집합은 다르지만 저지집합은 같다는 결과를 얻을 수 있다¹³⁾.
LTOP 밸브의 개방고착은 기기의 무작위적 고장이므로 사보타주에 의한 기능의 즉각적인 손상이 불가능하다. 위의 사건수목에서 LT 는 성공으로 처리 후 분석하면, 노심손상이 발생되는 사고경위번호는 2, 3임을 확인할 수 있다.
LTOP(Low Temperature Overpressure Protection) 밸브의 개방고착은 기기의 무작위적 고장이므로 사보타주에 의한 기능의 즉각적인 손상이 불가능하다. 위의 사건수목에서 LT는 성공으로 처리 후 분석하면, 노심손상이 발생되는 사고경위번호는 3, 4, 8임을 확인할 수 있다.
소외전원 상실사고에 포함되지 않는 회수불능 냉각재 상실사고, 기기냉각수 완전상실사고의 사건수목은 별도로 분석을 수행한다. 정지저출력 운전 기간 중 핵심구역파악 (단계 1)을 위의 초기사건들의 사건수목에 적용한 결과, 6개의 초기사건 중 3개의 초기사건만 분석하면 모든 운전 상태에서의 핵심구역을 파악할 수 있다. 실제 핵심구역파악에서는 3개의 초기사건을 모두 분석하여 핵심구역을 선정한다.

후속연구

현재 한국수력원자력(주)은 전출력 운전 기간의 국내 모든 호기의 핵심 구역을 재선정 중이다. 그 결과를 한국원자력통제기술원이 규제 중이고, 향후에는 원자력발전소의 운전 조건을 반영한 정지저출력(Low Power and Shutdown: LPSD) 핵심구역을 사업자에 요구할 계획이다. 본 연구는 최초로 정지저출력 운전 기간에 대하여 3세대 핵심 구역파악 방법을 적용한 연구로써 향후 한국원자력통제기술원이 앞으로 수행할 규제연구의 중요한 근거가 될 것으로 예상한다.
본 논문에서 제시한 방법은 향후 원자력발전소의 운전 조건을 반영한 핵심구역파악 규제연구의 중요한 출발점이 될 것이라고 확신한다.
그 결과를 한국원자력통제기술원이 규제 중이고, 향후에는 원자력발전소의 운전 조건을 반영한 정지저출력(Low Power and Shutdown: LPSD) 핵심구역을 사업자에 요구할 계획이다. 본 연구는 최초로 정지저출력 운전 기간에 대하여 3세대 핵심 구역파악 방법을 적용한 연구로써 향후 한국원자력통제기술원이 앞으로 수행할 규제연구의 중요한 근거가 될 것으로 예상한다.
전출력과 정지저출력의 핵심구역을 분리하여 동적으로 핵심구역을 보호할 것인지, 전출력과 정지저출력의 두 가지 핵심구역을 합쳐서 하나의 핵심구역으로 선정하여 운전 상태와 관계없이 동일하게 보호할 것인지에 대한 추가 연구가 수행되어야 할 것이다.
따라서 PSA 모델 및 결과를 기본으로 수행하는 본 핵심구역파악 분석에서도 해당 POS는 분석대상이 아니다. 향후 사용 후 연료 저장조에 대한 PSA가 수행되는 경우, 이를 고려하여 핵심구역파악 분석이 필요할 것으로 판단된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	사보타주 고장 수목의 크기가 방대할 때의 문제점은 무엇인가?	2세 대 핵심구역파악 방법은 전체 PSA 고장수목의 기본사건을 격실파손 기본사건으로 교체하여 사보타주 고장 수목을 생성한다. 사보타주 고장수목의 크기가 방대하여 이의 개발에 많은 자원이 소요되며, 정량화를 통하여 충분한 공격집합과 저지집합의 계산이 불가능한 경우가 발생할 수도 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위하여 PSA 사건수목을 기반으로 한 3세대 핵심구역파악 방법을 개발하였다13).
	원전의 사보타주는 무엇인가?	원전의 사보타주는 중요 기기 또는 격실 파손을 유발하기 위한 인위적인 공격을 의미한다. 핵심구역파악 (Vital Area Identification: VAI) 방법으로 사보타주로부터 보호받아야할 격실들을 핵심구역으로 선정하고 보호한다.
	핵심구역파악의 과정은?	2) 사보타주로 인해 고준위방사능사고(High Radiological Consequence)를 직접적 또는 간접적으로 유발할 수 있는 기기, 계통, 그리고 핵물질을 가진 구역을 핵심구역으로 정의한다1). 핵심구역파악은 격실파괴를 기본사건으로하는 사보타주 고장수목을 작성하고, 사보타주 고장수목에서 공격집합들(Target Sets)을 계산하고, 공격집합들에서 저지집합들(Prevention Sets) 을 계산하고, 저지집합 가운데 가장 효율적으로 물리적 방호설계가 수행될 수 있는 하나의 저지집합의 격실들을 핵심구역으로 설정하고 보호하는 작업이다. 원자력발전소에서의 핵심구역파악은 노심손상에 기인한 방사선 피폭에 의하여 대중을 위험에 노출될 수 있도록 하는 행위를 방지하기 위해서 보호하여야 하는 원자력 시설의 격실을 식별하는 과정이다3,4).

참고문헌 (15)

IAEA, Nuclear Security Series No. 13 - Nuclear Security Recommendations on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities, INFCIRC 225/Rev. 5, 2011.
IAEA, Nuclear Security Series No. 16 - Identification of Vital Areas at Nuclear Facilities, 2012.
G.B. Varnado and D.W. Whitehead, Vital Area identification for U.S. Nuclear Regulatory Commission Nuclear Power Reactor Licensees and New Reactor Applicants, SAND-5644. Sandia National Laboratories, 2008.
EPRI, Probabilistic Consequences Analysis of Security Threats - A Prototype Vulnerability Assessment Process for Nuclear Power Plants, 1007975, Final Report, 2004.
G. B. Varnado and N. R. Ortiz, Fault Tree Analysis for Vital Area Identification, NUREG/CR-0809, SAND79-0946, USA: Sandia Laboratory; 1979.
D. W. Stack and K. A. Francis, Vital area Analysis using SETS, NUREG/CR-1487, SAND80-1095, USA: Sandia Laboratory; 1980.
C. K. Park, W. S. Jung, J. E. Yang and H. G. Kang, "A PSA-based Vital Area Identification Methodology", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 2(2), 133-140, 2003.
J. Ha, W. S. Jung and C. K. Park, "The application of PSA Techniques to the Vital Area Identification of Nuclear Power Plants", Nuclear Engineering and Technology, Vol. 37, Issue 3, pp. 259-264, 2005.

원문보기 상세보기
W. S. Jung, Y. H. Lee and J. E. Yang, "Development of a New Quantification Method for a Fire PSA", Reliability Engineering and System Safety, Vol. 94, Issue 10, pp. 1650-1657, 2009.

상세보기
Y. H. Lee, W. S. Jung, M. J. Hwang and J. E. Yang, "Vital Area Identification of Nuclear Facilities by using PSA", J. Korean Soc. Saf., Vol. 24, No. 5, pp. 63-68, 2009.
Y. H. Lee, W. S. Jung and J. H. Lee, "Vital Area Identification Analysis of A Hypothetical Nuclear Facility Using VIPEX", J. Korean Soc. Saf., Vol. 26, No. 4, pp. 87-95, 2011.
W. S. Jung, "ZBDD Algorithm Features for an Efficient Probabilistic Safety Assessment," Nuclear Engineering and Design, Vol. 239, pp. 2085-2092, 2009.

상세보기
W. S. Jung, M. J. Hwang and M. H. Kang, "Vital Area Identification Rule Development and Its Application for the Physical Protection of Nuclear Power Plants", J. Korean Soc. Saf., Vol. 32, No. 3, pp. 160-171, 2017.
W. S. Jung, "An Efficient Vital Area Identification Method", Korean Nuclear Society, 2017.
NRC, Evaluation of Potential Severe Accidents during Low Power and Shutdown Operations at Surry - Unit 1, 1995.

저자의 다른 논문 :

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].

내보내기 구분	파일저장 인쇄 메일전송
구성항목	기본정보 상세정보 관리번호, 논문명, 저널/프로시딩명, 저자 , 발행년, 권, 호, 시작페이지, 끝페이지, 발행기관 관리번호, 논문명, 대등논문명, 저자 , 저널/프로시딩명, 발행기관, 발행년, 발행언어, 권, 호, 시작페이지, 끝페이지, ISBN, ISSN, 주제분야, 키워드, 초록(한글), 초록(영문), 저자(소속기관)
저장형식	Text(ASCII format) Excel format RefWorks Direct Export RIS format (for Reference Manager, ProCite, EndNote), Scholar's Aids, Mendeley
메일정보	받는사람 (필수) @ 보내는사람 (선택) @ 제목 내용 KISTI 검색결과 이메일 서비스
안내	총 건의 자료가 검색되었습니다. 다운받으실 자료의 인덱스를 입력하세요. (1-10,000) 검색결과의 순서대로 최대 10,000건 까지 다운로드가 가능합니다. 데이타가 많을 경우 속도가 느려질 수 있습니다.(최대 2~3분 소요) 다운로드 파일은 UTF-8 형태로 저장됩니다. 파일의 내용이 제대로 보이지 않을실 때는 웹브라우저 상단의 보기 -> 인코딩 -> 자동선택 여부를 확인하십시오. ~ Text(ASCII format) Excel format

연합인증