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지진 손상 상관성이 플랜트의 확률론적 지진 안전성 평가에 미치는 영향
The Effects of Seismic Failure Correlations on the Probabilistic Seismic Safety Assessments of Nuclear Power Plants 원문보기

한국지진공학회논문집 = Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea, v.25 no.2, 2021년, pp.53 - 58  

임승현 (경북대학교 융복합시스템공학과 플랜트시스템전공) ,  곽신영 (한밭대학교 건설환경공학과) ,  최인길 (한국원자력연구원 스마트안전진단연구부) ,  전법규 (부산대학교 지진방재연구센터) ,  박동욱 (부산대학교 지진방재연구센터)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Nuclear power plant's safety against seismic events is evaluated as risk values by probabilistic seismic safety assessment. The risk values vary by the seismic failure correlation between the structures, systems, and components (SSCs). However, most probabilistic seismic safety assessments idealized...

주제어

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문제 정의

  • Mankamo는 Mankamo model을 통해 지진 손상 상관성에 의한 동시고장확률을 승수에 대한 함수로 표현하여 동시고장확률을 쉽게 적용 가능케 하였다 [5]. 또한 본 저자에 의해 SSCs간의 지진 손상 상관성을 고려하여 지진리스크를 구하는 EEMS 프로그램을 개발하였다 [6]. SSCs 간의 지진 손상 상관계수는 지진 응답 상관계수와 내진 성능 상관계수로부터 산출이 되며 주로 지진 응답 상관계수를 도출하는 방법에 대해 연구가 수행되었다.
  • 독립으로 가정을 하고 있다. 본 연구에서는 SSCs간의 지진 손상 상관성을 고려하여 필수 전원 상실 사건에 대해 지진취약도 곡선과 CDF를 구하였다. 그 결과 SSCs간의 지진 손상 상관성을 고려하면 독립의 경우와 그 결과가 다른 것을 알 수 있다.
  • 보다 합리적인 확률론적 지진 안전성 평가의 결과를 얻기 위해서는 SSCs의 고장확률의 상관성을 고려하여 평가가 수행되어야 한다. 연구에서는 지진 손상 상관성이 원자력발전소의 필수 전원 상실 사건에 미치는 영향을 확인하고자 필수 전원 상실 사건을 구성하고 있는 SSCs의 지진 응답 상관계수를 원자력발전소의 지진응답해석을 통해 산출하였다. SSCs 의 내진 성능 상관계수는 서로 다른 SSCs 이므로 독립으로 가정하여 지진손상 상관계수를 산출하였다.
  • 본 연구에서는 한국형 표준원자력발전소인 OPR1000을 대상으로 지진리스크에 영향이 큰 필수 전원 상실 사건에 대하여 지진 손상 상관성을 고려하여 지진취약도 곡선 및 노심 손상 빈도(CDF: Core Damage Frequency) 를 계산하였다. SSCs간의 지진 응답 상관계수는 대상 원자력발전소인 OPR1000의 확률론적 지진응답 해석을 통해 계산되었다.

가설 설정

  • 연구에서는 지진 손상 상관성이 원자력발전소의 필수 전원 상실 사건에 미치는 영향을 확인하고자 필수 전원 상실 사건을 구성하고 있는 SSCs의 지진 응답 상관계수를 원자력발전소의 지진응답해석을 통해 산출하였다. SSCs 의 내진 성능 상관계수는 서로 다른 SSCs 이므로 독립으로 가정하여 지진손상 상관계수를 산출하였다. SSCs의 지진 손상 상관성을 고려하여 필수전원 상실 사건의 지진취약도 곡선, HCLPF 및 CDF를 계산하였다.
  • 필수 전원 상실 사건은 원자력발전소의 소외 전원이 상실된 상태에서 안전 관련 계통 및 기기에 전원 공급이 상실되는 사건이다. 또한 필수 전원 상실 사건은 보수적으로 사고 완화를 위한 조치가 불가능하다고 가정하여, 사건 발생 시 바로 노심에 손상으로 이어지는 것으로 간주한다. 원자력발전소의 전원 공급 계통은 Fig.
  • 3 g로 하여 지진입력 신호를 생성하였다. 원자력발전소의 거동은 수평지진에 의해 지배된다고 가정하여 1 세트당 X, Y 방향 지진을 각각 생성하였다. Fig.
  • 지진에 대한 원자력발전소의 안전성은 확률론적 지진 안전성 평가를 통해 수행된다. 이때 원자력발전소를 구성하고 있는 구조물, 계통 및 기기 (SSCs: Structures, Systems and Components)간의 고장확률은 서로 독립으로 가정한다. 그러나, 합리적인 확률론적 지진 안전성 평가를 수행하기 위해서는 SSCs간의 지진 손상 상관성을 고려하여야 한다.
  • 일반적으로 확률론적 지진 안전성 평가 수행 시 지진이 발생하면 원자력발전소에 전원을 공급하는 소외전원은 차단된다고 가정하고, 자체적으로 전원을 공급할 수 있는 트레인이 2세트가 있지만 보수적으로 필수 전원 상실 사건 구성은 1세트의 트레인만 있다고 가정하여 SSCs간의 손상은 서로 독립으로 가정을 한다. 즉, 필수 전원 상실 사건의 경우 SSCs의 고장확률을 독립으로 가정하여 지진취약도를 분석할 경우 관련 취약도, HCLPF 및 CDF 결과는 보수적인 것을 알 수 있다.
  • 필수전원 상실 사건과 관련한 구성 이벤트와 지진취약도 정보는 Table 1과 같이 가정을 하였으며 Table 1의 이벤트 코드는 구성요소의 고장을 나타내며 고장 수목 구성 시 활용하였다. Fig.
  • 필수전원상실 사건을 구성하고 있는 요소들은 서로 다른 기기이므로, 구성요소들 간의 내진 성능 상관계수는 독립으로 가정을 하였다. 구해진 지진 응답 상관계수와 내진 성능 상관계수로부터 지진 손상 상관계수를 계산하였다.
  • 구체적으로, SSCs가 같은 지진 사건에 의해 지진응답이 발생하므로 지진 응답에 유사성이 발생하며, 이 유사성에 의해 SSCs의 고장확률 사이에 상관성이 적게나마 존재하게 된다. 하지만 일반적으로 원자력발전소의 확률론적 지진 안전성 평가 수행 시 SSCs간의 고장확률을 독립으로 가정하여 수행한다. 보다 합리적인 확률론적 지진 안전성 평가의 결과를 얻기 위해서는 SSCs의 고장확률의 상관성을 고려하여 평가가 수행되어야 한다.
  • 1의 전원 공급 계통이 두 세트의 트레인이 있다. 하지만 확률론적 지진안전성 평가 수행 시 보수적으로 각 트레인을 완전종속으로 가정하여 한 세트의 트레인만 있다고 가정하여 수행된다.
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참고문헌 (11)

  1. Korea Meteorological Administration. Earthquake Notification - 2016. 9. 12. 20:37. Official notice. c2016. 

  2. Eem SH, Choi IK. A Shape of the Response Spectrum for Evaluation of the Ultimate Seismic Capacity of Structures and Equipment including High-frequency Earthquake Characteristics. Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea. 2020;24(1):1-8. 

  3. Central Disaster Safety Measures Headquarters, Press Releases: Recovery cost of Pohang earthquake; c2017 Dec 6. 

  4. Smith PD, Dong RG, Bernreuter DL, Bohn MP, Chuang TY, Cummings GE, Smith PD, Dong RG, Bernreuter DL, Bohn MP, Chuang TY, Cummings GE, Johnson JJ, Mensing RW, Wells JE. Seismic safety margins research program. Phase I final report-Overview (No. NUREG/CR-2015 (VOL. 1)). Lawrence Livermore Laboratory. c1981. 

  5. US Nuclear Regulatory Commission. Procedures for the External Event Core Damage Frequency Analyses for NUREG-1150 (NUREG/CR-4840). Washington, DC. c1990. 

  6. Eem SH, Choi IK. Influence Analysis of Seismic Risk due to the Failure Correlation in Seismic Probabilistic Safety Assessment. Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea. 2019;23(2):101-109. 

  7. Ebisawa K, Teragaki T, Nomura S, Abe H, Shigemori M, Shimomoto M. Concept and methodology for evaluating core damage frequency considering failure correlation at multi units and sites and its application. Nuclear Engineering and Design, 2015;288:82-97. 

  8. Eem S, Choi IK, Cha SL, Kwag S. Seismic response correlation coefficient for the structures, systems and components of the Korean nuclear power plant for seismic probabilistic safety assessment. Annals of Nuclear Energy. 

  9. Choi IK, Eem S. High Frequency Earthquake Ground Motion Research - Selection of Equipment for Seismic Fragility Test. Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting. 2017. May 18-19, Jeju, Korea. 

  10. Eem S. Choi IK. Influence in Seismic Fragility of Systems due to Seismic Correlation. In EESK spring workshop. c2019. p. 115-116. 

  11. US Nuclear Regulatory Commission. Regulatory Guide 1.60: Design Response Spectra for Seismic Design of Nuclear Power Plants. c2014. 

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