지진 확률론적 안전성평가 정량화 방법론에 관한 연구

Abstract

A Probabilistic Safety Assessment (PSA), together with deterministic safety analysis, is used to assess the risks associated with operating nuclear power plants. The PSA consists largely of internal and external events including fires, seismic events, and floods in the case of external events. Since the Fukushima nuclear accident caused by the Great East Japan Earthquake in 2011, the importance of Seismic Probability Safety Assessment (SPSA) has been emphasized. In addition, with the Gyeongju and Pohang earthquakes occurring in Korea as an opportunity, the proportion of seismic events in nuclear power plant risks is increasing through hazard analysis of new seismic sources. Seismic event probabilistic safety evaluation is performed through collaboration in geology, structure analysis, and system analysis, and there are many difficulties in the evaluation because it has different characteristics from other external events. This study intends to propose an improved methodology for the problems and limitations of the current method through a review of the existing seismic event probabilistic safety analysis methodology. First, the method of selecting equipment for seismic events was studied. In general, the number of equipment considered in the probabilistic safety evaluation of nuclear power plants is more than 1,000. If a PSA model is developed, including seismic-causing failures, the PSA model becomes too large and the result will also have conservative values. In this study, after examining the screening criteria considered in seismic event methodologies, problems were identified and a methodology for selecting equipment for seismic events was proposed to improve them. The proposed equipment selection methodology is a method that considers all three elements of seismic hazard analysis, fragility analysis, and system analysis, and is considered to be a method that can reasonably select equipment for seismic events. Second, a quantification analysis methodology for seismic events was studied. When evaluating probabilistic safety of internal events, the likelihood of occurrence of individual basic events is very low, the relatively accurate evaluation can be performed when calculating the core damage frequency (CDF) using rare event approximation (Rare Event Approach) and Minimal Cut Upper Bound (MCUB) methods. However, in the case of seismic event with a strong earthquake, the probability of an seismic-induced failure is close to 1, so the quantification method used for internal events is used, the core damage frequency is overestimated. In order to supplement this problem, a post-processing program such as ACUBE is used or a methodology using Monte Carlo simulation is applied, but neither method provides a fundamental solution to this problem. In this study, a new method called Monte Carlo simulation allocation method was proposed to derive the non-overestimated core damage frequency and Minimal Cutsets. Third, the human reliability analysis of seismic events was studied. In the case of Korea, there has been no established human reliability analysis methodology for seismic events so far, so for convenience, the operator failure probability is applied by assigning weight factor according to several rules to the human reliability analysis results developed for probabilistic safety evaluation of internal events. In this study, factors to be considered in seismic events were identified based on the existing K-HRA methodology, and a method for human reliability analysis of seismic events that can be calculated by reflecting them was proposed. In addition to the suggestions in this study, there are many areas that require research for realistic seismic event analysis. However, it is expected that the application of the seismic event analysis method proposed in this study will be of great help in the practical risk assessment and seismic vulnerability deduction of domestic nuclear power plants. In the future, based on this study, expert elicitation is needed to confirm the reliability of the data used in the human reliability analysis methodology of seismic events and the development of integrated software is needed.|확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Analysis, PSA)는 결정론적 안전성평가와 함께 원자력발전소의 리스크를 평가하는 주요한 수단으로 사용되고 있다. 확률론적 안전성평가는 크게 내부사건과 외부사건 평가로 나뉘며, 외부사건의 경우 지진, 침수, 화재사건을 주로 다루고 있다. 이중 지진사건의 경우 2011년 동일본 대지진에 의한 후쿠시마 원전사고가 발생한 이후로 이에 대한 중요성이 강조되고 있다. 또한 국내에서 발생한 경주와 포항지진을 계기로 새로운 지진원에 대한 재해도분석을 통해 원자력발전소 리스크에서 지진사건이 차지하는 비중이 커지고 있다. 지진사건 확률론적 안전성평가는 지질, 구조 및 시스템분야의 협업을 통하여 수행되며, 여타의 외부사건과 다른 특성을 가지고 있어 그 평가에 많은 어려움이 있다. 본 연구에서는 기존 지진사건 확률론적 안전성분석 방법론에 대한 검토를 통하여 현재 방법이 가지고 있는 문제점과 한계에 대한 개선된 방법론을 제안하고자 한다. 첫 번째로 지진사건 대상 기기 선정 방법에 대하여 연구하였다. 일반적으로 내부사건을 기준으로 원자력발전소의 확률론적 안전성평가에서 고려하고 있는 기기의 수는 1000개 이상이 되며 여기에 지진 유발 고장을 포함하여 지진사건 PSA 모델을 개발할 경우, PSA 모델이 지나치게 커지게 되며 결과 또한 보수적인 값을 갖게 된다. 본 연구에서는 국내외 지진사건 방법론에서 고려하고 있는 선별 기준 등을 살펴본 후 이에 대한 문제점을 확인하고 이를 개선할 수 있는 지진사건 대상 기기 선정 방법론을 제안하였다. 제안된 기기 선정 방법론은 지진사건 분석의 3 요소라고 할 수 있는 지진재해도분석, 취약도분석 및 시스템분석에 관한 사항을 모두 고려한 방법으로 지진사건 대상 기기를 합리적으로 선정할 수 있는 방법으로 판단된다. 두 번째는 지진사건 정량화 분석 방법에 대하여 연구하였다. 내부사건 확률론적 안전성평가 시 개별 기본사건의 발생가능성이 매우 낮아 희귀사건 근사(Rare Event Approximation)과 MCUB(Minimal Cut Upper Bound) 방법을 이용하여 노심손상빈도(CDF)를 계산할 경우 비교적 정확한 평가를 수행할 수 있다. 하지만 강한 지진이 발생하는 지진사건의 경우 지진유발고장확률이 1에 가까운 값을 가지게 되어 기존 내부사건에 사용하고 있는 정량화 방법을 이용할 경우 노심손상빈도가 과평가 되는 문제점을 갖고 있다. 이에 대한 문제를 보완하기 위하여 ACUBE와 같은 후처리 프로그램을 이용하거나 몬테카를로 시뮬레이션을 이용한 방법론을 적용하고 있으나 두 방법 모두 이에 대한 근본적인 해결책을 제시하고 있지 않다. 본 연구에서는 몬테카를로 시뮬레이션 할당방법이라는 새로운 방법을 제안하여 과평가 되지 않은 노심손상빈도와 최소단절집합(Minimal Cutsets) 도출하였다. 세 번째로 지진사건 인간신뢰도분석에 대하여 연구하였다. 국내의 경우 현재까지 지진사건에 대한 인간신뢰도분석 방법론이 정립되어 있지 않아 편의상 내부사건 확률론적 안전성평가를 위해 개발된 인간신뢰도분석 결과에 몇 가지 규칙에 따른 가중치를 부여하여 운전원실패확률을 적용하고 있다. 본 연구에서는 기존 K-HRA 방법론을 기준으로 지진사건에서 고려해야 하는 사항을 식별하였으며 이를 반영하여 계산할 수 있는 지진사건 인간신뢰도분석 방법을 제안하였다. 본 연구에서 제안한 사항이외에도 현실적인 지진사건 분석을 위해 연구가 필요한 부분은 많이 있다. 하지만 본 연구에서 제안한 지진사건 분석 방법의 적용만으로도 국내 원자력발전소의 실제적인 리스크 평가와 지진 취약점 도출에 큰 도움을 줄 수 있을 것으로 기대한다. 향후 본 연구를 바탕으로 지진 정량화 분석 방법을 위한 통합 소프트웨어의 개발에 대한 연구와 지진사건 인간신뢰도분석 방법론에 사용된 데이터의 신뢰성 확인을 위하여 전문가 협의가 필요할 것으로 판단된다.