본 논문은 NuSCR 정형 명세 언어로 작성된 소프트웨어 요구 명세로부터 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법에 대하여 제안하였다 본 연구에서 제안하는 소프트웨어 고장 수목은 소프트웨어의 구조와 동작에 대한 요구 사항을 반영하는 통합된 형태의 고장 수목으로, 안전성에 대한 복합적인 분석이 가능하다. 이러한 소프트웨어 고장 수목을 생성하기 위하여 NuSCR 정형 명세언어의 구성 요소 각각에 대한 템플릿을 정의하고, 이들 템플릿을 사용하여 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법을 제안하였다. 그리고, 제안된 방법의 유용성을 평가하기 위해 현재 국내 원전계측제어시스템 개발사업단에서 개발 중인 차세대 원자력 시스템 APR1400에 사용될 원자로 보호 시스템의 핵심 트립 논리에 대하여 고장 수목을 생성하고 분석 하였다.
고장수목 정점사상에 대한 이용불능도의 불화실성을 분석하기 위한 방법 및 전산코드를 개발하였으며 그 유용성을 검증하였다. 이 방법은 몬테카를로 방법과 모멘트 방법을 고장수목 축소 기법과 함께 조합하여 개발하였고 WASH-1400에 있는 고장수목과 신뢰도 자료를 이용하여 본 연구에서 개발된 코드의 효율성을 검증하였다. 몬테카를로 방법과의 비교결과 이 방법을 이응하면 계산시간을 상당히 줄일 수 있으며 충분히 정확한 결과를 얻을 수 있음을 입증하였다.
PSA 모델링 및 데이타 관리를 효과적으로 수행하고 PSA 정량화를 자동화할 수 있도록 PSA workstation 을 개발하고 있다. Windows용 고장수목 및 사건수목 편집기, 데이타 관리 모듈 개발등의 PSA모델링 및 관리 모듈이 개발되었고, 또한 최소단절집합 생성 방법 개선, 규칙기반 회복조치 분석 및 고장수목 순환논리 분석 방법 개발등을 통한 PSA 정량화 방법의 개선이 이루어졌다. PSA workstation은 PSA 응용 소프트웨어 개발의 기초로도 사용될 수 있다.
본 연구에서는 철도사고 위험분석 및 위험도 평가절차에 따라 철도건널목사고에 대한 정량적인 위험도평가를 위한 모델을 사건수목 및 고장수목 분석기법을 이용하여 개발하였다. 위험사건이 발생하여 인명피해로 결과하는 과정에서의 영향인자들을 분석하여 사고진전 시나리오를 구성하였으며, 고장수목분석(FTA, Fault Tree Analysis)을 이용하여 시나리오 경로별 발생확률을 산정하고, 사건수목분석(ETA, Event Tree Analysis)을 이용하여 심각도 값을 산정함으로써 이들의 조합으로 위험도를 산정하는 위험도 평가 모델을 제시하였다. 또한 실제발생한 위험도값과 개발모델을 이용하여 산정된 위험도값의 비교를 통하여 개발모델의 신뢰성 및 타당성을 검증하였다.
지금까지 수행되었던 원자력발전소의 확률론적 안전성 평가 (Probabilistic Safety Assessment; PSA) 결과, 노심손상 빈도의 30% - 70%가 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 PSA에서 인간행위를 적절히 다루는 것은 매우 중요하다. 특히 원자력발전소의 정지운전인 경우에는 자동으로 작동하는 계통이 거의 없어 고장수목(fault tree)과 사건수목(event tree)의 모델링에 많은 운전인 행위가 포함되기 때문에 노심손상 빈도와 관련이 있는 인간행위는 전출력 운전(full power operation)에 대한 PSA 결과의 경우보다 많은 것으로 나타났다. PSA에서 인간신뢰도분석(human reliability analysis)은 PSA의 논리구조인 고장수목과 사건수목에 모델링될 인간행위를 파악하고 정량화하는 것이다. 현재 인간신뢰도분석은 인간행위에 대한 데이타의 부족과 인간행위 자체의 다변성(variability)으로 인해 분석에 어려움이 있고 분석자의 주관성이 개입될 여지가 많은 실정이며, 이에 따라 분석 결과에는 많은 불확실성을 내포하게 된다. (중략)
1단계 확률론적 안전성 평가 (Level 1 Probabilistic Safety Assessment, PSA)를 수행할 때 나타나는 보조계통 고장 수목간의 순환 논리는 사고 경위 정량화를 위하여 해결되어야만 한다. 기존의 PSA에서는 이를 위하여 별도의 고장 수목을 다시 작성하였으나, 이 방법을 사용하기 위하여서는 보조계통 간의 관계를 검토하여야 하며, 이에 따른 별도의 고장 수목을 작성하여야 하는 등 추가적인 작업이 요구된다. 또한 기존 방법은 일부 최소 단절군이 생성되지 않는 약점을 갖고 있다. 이에 따라 한국원자력연구소에서는 해석적으로 순환 논리를 푸는 방법을 개발하였으며, 이를 PSA용 코드인 KIRAP 코드에 구축하였다. 이에 따라 기존 방법의 약점을 극복하고 고장 수목간의 순환 논리를 자동으로 풀 수 있게 되었다. 본 논문에서는 개발된 해석적 방법을 설명하며, 또한 이 방법을 실제 PSA에 적용하며 나타난 여러 현상에 대하여 살펴본다.
원자력발전소를 비롯한 위험 시설물의 확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment: PSA)는 고장수목(Fault Tree) 및 사건수목(Event Tree) 분석으로 이루어지며, 분석 결과로 그 시설물의 위험도(Risk)는 최소단절집합(Minimal Cutsets)들의 합으로 구성 된다.(중략)
대구지하철 화재사고 이후 많은 화재안전대책에 대한 연구가 수행중이나, 안전대책의 효과에 대한 정량적 분석이나 다양한 대책이 조합되어 사용될 경우의 효과에 대한 연구는 미흡한 실정으로 화재안전대책의 중복투자가 발생할 수 있다. 본 연구에서는 다양한 화재안전대책의 연관성을 분석하고 안전대책이 위험도 경감에 미치는 영향을 정량적으로 평가하기 위해 주요 영향인자와 대책을 고장수목과 사건수목으로 구성하였다. 본 연구 결과는 향후 위험도 평가과정에서 안전대책의 민감도 분석이나 비용효과 분석 등에 활용될 수 있다.
위험 분석을 위한 방법론은 결정론적 정성적 접근과 확률론적 정량적 접근으로 대별될 수 있는데, 보다 현실적으로 다양한 요인을 적극적으로 고려할 수 있는 정량적 방법론은 효율성이 높으나 모델의 복잡성과 자료수집의 어려움을 극복하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 복잡한 모델링을 체계적으로 수행하여 철도 건널목에서의 사고로 인한 위험도를 정량적으로 평가하기 위한 방법론을 도출하고 기본적인 적용성 연구를 통해, 정량평가 방법론의 유용성을 입증하고 추후 철도 통합 위험도 평가 시스템의 개발에 반영하는 목적으로 수행되었다. 제안된 위험도 평가를 위한 방법론은 다음과 같이 요약될 수 있다. 먼저 Preliminary Hazard Analysis 결과로부터 철도 사고에 대한 위험요인 목록을 작성하고 사건수목(Event Tree)을 이용하여 위험요인별로 사고 시나리오를 전개한다. 사건수목중 사건수목 분기확률을 정량화하기위해 보조논리를 필요로 하는 경우에 대해서 고장수목(Fault Tree)을 작성한다. 작성된 사건수목과 고장수목에 정량화를 위해 필요한 평가 자료를 입력하고 통합 정량화 방법론을 적용하여 최종 정량화를 수행한다. 정량화된 결과에 사고 상황을 고려한 해석을 수행하고 필요하다면 민감도 분석이나 불확실성 분석이 수행한다. 본 연구에서는 이러한 분석 방법론을 전국 철도건널목 사고 분석에 시범 적용하였다. 또한 2005년 국내 철도 건널목에서 발생한 사고자료를 이용하여 시범적인 정량화를 수행하여 그 적용성을 보였다.
본 연구에서는 변전소 시스템의 지진취약도 분석을 수행하여 변전소에 대한 지진취약도 함수를 제시하였다. 변전소는 여러 개의 설비와 구조물이 복합적으로 구성되어 있는 시스템이므로 각 설비에 대한 지진취약도 분석을 수행하여 이를 바탕으로 고장수목을 작성하여 변전소 전체의 파괴확률을 산정함으로써 변전소에 대한 지진취약도 평가를 수행하였다. 이를 위하여 국내 변전소의 현황을 파악하여 지진피해추정을 위한 변전소의 분류형식을 결정하였으며, 결정된 대표변전소 형식에 대한 평가대상 기기를 선정하였다. 대표 변전소 형식으로는 765kV, 345kV, 154kV 변전소의 GIS형 변전소로 결정하였다. 각 변전소의 취약도 검토대상 기기로는 변압기와 절연 애자를 선택하였다. 각 변전소의 변압기와 절연애자의 파괴모드와 파괴기준을 설정하여 지진취약도 곡선을 도출하였다. 최종적으로 변전소에 대한 고장수목을 이용하여 각 기기의 지진취약도 곡선으로부터 변전소 전체의 파괴확률을 산정하여 정의된 손상상태별 변전소의 지진취약도 함수를 산정하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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