확률론적 안전성평가 안전요건

▼ PSA 개념과 안전요건

  확률론적 안전성평가 개념

  확률론적 안전성평가 안전요건

개요

우리나라 원자력발전소의 확률론적 안전성평가에 대한 사항들은 2001년 8월에 발표된 ‘원자력발전소 중대사고정책’에 근거하고 있으며, 이의 시행을 위하여 한국원자력안전기술원에서는 규제기준과 규제지침을 개발하여 상세한 요건과 지침을 제공하고 있다. 여기에서는 확률론적 안전성평가의 수행에 필요한 제반 사항들에 대한 일반적인 안전요건을 다루고 있다.

평가범위

확률론적 안전성평가에서는 원자력발전소의 설계와 운영에서 중대사고를 예방하거나 완화시킬 수 있는 수단들을 정량적으로 평가하고 보완하기 위하여 중대사고를 유발하는 사고경위의 선정, 그리고 각 사고경위별 발생 빈도와 영향 평가 등을 수행하여야 한다. 따라서 파괴나 사보타주(Sabotage)를 제외한 모든 내부 및 외부 사건을 고려하여야 하며, 핵연료 재장전 운전을 포함한 원자로정지 상태에서부터 저출력 및 전출력 운전까지의 운전모드에서 발생할 수 있는 모든 초기사건들을 포함하여야 한다. 이들 초기사건들에 대하여 노심손상빈도, 격납건물손상빈도 및 소외 방사능영향에 대한 평가를 수행하여야 하며, 평가목적에 충분히 부합하는 경우에는 평가범위를 제한할 수 있다.

기본 모델링 방법

주요 초기사건의 목록을 우선적으로 개발하여야 하며, 초기사건의 도출을 위하여 대상 원전의 고유한 계통고장 유형과 더불어 가동중 경험, 유사한 설계특성을 가진 국내외 타 원자력발전소의 확률론적 안전성평가 결과를 검토하여야 한다. 각 안전기능 또는 계통의 성공･실패 모드의 정의는 발전소 거동에 대한 최적평가 결과에 근거하여 설정하여야 하며, 비용효과 관점에서 보수적 근거를 사용할 수도 있다. 사고 발생 이전과 사고 진행에서 발생가능한 인간오류의 분석을 위하여 인간신뢰도 모델링을 통하여 그 발생 근원을 묘사하여야 한다. 또한 인적 영향을 분석하기 위하여 인간-기계 설계특성을 반영한 직무분석, 행위분석 및 인간오류확률 평가를 수행하여야 한다.

신뢰도 자료 분석

평가대상 발전소의 초기사건 빈도 및 기기의 고장자료는 가능한 해당 발전소 고유의 자료를 사용하여야 하며, 최신의 가용한 일반자료도 사용할 수 있다. 초기사건 빈도의 추정에는 유사 원전의 가동경험을 적합하게 반영하여야 하며, 기기의 고장자료에 대해서는 해당 기기에 대한 설명, 고장모드 및 고장률과 인용한 자료의 출처를 명시하여야 한다.

외부사건 분석

평가에 고려해야 할 외부사건은 발전소 외부요인에 의해 일어날 수 있는 모든 사건들을 포함하여야 하며, 대상 초기사건의 선정은 발전소 및 부지 특성을 고려하여 선정하여야 한다. 다만 발전소의 설계 또는 부지특성상 발생 빈도가 매우 낮은 사고에 대해서는 선별분석을 통하여 평가대상에서 제외시킬 수 있다.

원자로정지 및 저출력 운전상태 분석

평가대상 발전소 고유의 원자로정지 및 저출력 운전상태에 대해서는 체계적인 조사 및 정리를 통해 발생가능한 모든 상태를 대표할 수 있도록 상세히 분류하여야 하며, 각 운전상태별 발전소의 배열상태 변화와 안전계통의 가용 여부를 명확히 다루어야 한다. 이 과정에서 대상 발전소 고유의 원자로정지 작업 수행계획, 관련 운전절차서, 정비 및 시험 절차서, 그리고 현장 관행 등을 고려하여야 한다. 원자로정지 및 저출력 운전상태에서의 사고 완화를 위한 운전원 조치에 대한 분석은 사고 시의 발전소 운전상태 및 예상되는 절차에 근거하여 현실적으로 분석하여야 한다.

사고전개 과정의 정량화

사고경위의 정량화에 사용한 전산코드의 적합성을 기술하여야 하며, 노심손상이나 격납건물의 손상에 기여하는 주요 사고경위에 대해서는 상세히 기술하여야 한다. 충분히 낮은 절삭치(Cutoff Value)를 사고경위 정량화의 전 과정에서 일관성있게 적용하여야 한다.

격납건물 거동 분석

격납건물 거동 관점에서 노심손상을 유발하는 사고경위들을 발전소 손상군들로 통합하여 다룰 수 있다. 해당 군집화 과정은 노심손상 사고경위 분석과 일관성이 있어야 하며, 발전소 손상군은 격납건물 거동분석에 도움이 될 수 있도록 명확히 제시하여야 한다. 격납건물계통의 분석은 노심손상 완화계통과 격납건물계통 간에 발생할 수 있는 모든 형태의 고장을 고려하여 수행하여야 하며, 격납건물 우회사고의 전개과정은 원자로냉각재계통에 연결되어 있는 모든 경로를 포함하여 평가하여야 한다.

격납건물 사고전개 과정 분석

격납건물 극한내압능력의 확률론적 평가는 격납건물 건전성을 유지하는데 필요한 격납건물 벽체, 기기출입구, 상용 및 비상출입구, 밀봉체, 관통부 및 밸브 등을 포함하는 모든 설비의 취약부위들에 대하여 수행하여야 한다. 사고전개 과정의 모의에 필요한 노심 가열, 격납건물 하중, 방사성 핵종의 방출, 가연성기체의 생성 및 연소, 격납건물 직접가열 등을 포함하는 열수력 및 물리화학적 진행과정과 현상을 평가하기 위하여 사용하는 전산코드 및 분석방법론에 대해서는 그 적용 타당성을 입증하여야 한다.

소외 방사선 영향 평가

소외 방사선 영향 평가는 최적계산 모델을 사용하여 계산하여야 하며, 핵연료로부터 핵분열생성물 방출 시간은 초기사건 발생시점과 연관하여 고려하여야 한다. 공공의 건강 및 경제성과 관련한 다른 측면의 위험도평가에서는 대피 및 차폐변수의 현실적 추정치를 사용하여야 한다.

불확실도 분석

불확실도 분석은 평가의 전 과정에서 체계적으로 수행하여야 하며, 각 과정별로 주요 불확실도의 근원을 파악하여 기술하여야 한다. 평가과정에서 입력자료, 평가모델 및 결과의 불완전성에 의하여 발생하는 불확실도는 가능한 한 정량적으로 다루어야 하며, 정성적으로 다룬 경우에는 이에 대한 정당한 설명이 있어야 한다. 불확실도를 갖는 주요 입력자료 및 가정사항은 필요시 민감도분석을 수행하여 그 적절성을 평가하여야 한다.

평가결과의 고찰

최적 계산에 근거한 정량적 위험도평가 결과를 고려하여 중대사고의 예방 및 완화를 위한 대처능력을 입증하여야 한다. 발전소 개선사항의 타당성 판단은 위험도 영향 및 비용효과를 종합적으로 고려하여 결정하여야 한다.

참고문헌

이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr