• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.759-764
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• 1997

본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.520-526
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• 1997

WASH-1400[1]이 발간된 이후 수행되어왔던 많은 확률론적 안전성 평가 결과를 보면 노심손상빈도를 나타내는 사고경위 중 많은 부분이 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 확률론적 안전성 평가에서 인간행위를 다루는 것은 매우 중요하게 되었다. 그러나 인간신뢰도분석은 인간행위의 다변성(variability)으로 인해 인간행위의 모델링이 어렵고 데이타가 부족해 뚜렷한 방법론이 없어 분석시 분석자의 주관성이 개입될 여지가 있고 분석결과에는 많은 불확실성을 포함하고 있다. 노심손상빈도를 나타내는 사고경위에는 다수 인간행위가 있는 포함돼있는 단절집합을 얻게되는데 이러한 인간행위들 사이에는 기기의 공통원인 고장처럼 의존성이 존재한다. 이러한 의존성의 평가방법 또한 뚜렷하게 설정되어 있지 않은 형편이다. 이에 본 논문에서는 월성 2,3,4호기 확률론적 안전성 평가 모델에 고려되어있는 인간행위들의 인간오류 확률 값과 의존성 수준의 변화에 대한 민감도분석을 수행하였다. 분석결과 초기사건 이후의 인간행위가 노심손상빈도 변화에 크게 기여하는 것이 밝혀졌고, 다수 인간행위들 사이의 의존성 수준변화가 노심손상빈도 변화에 큰 영향을 준다는 것이 밝혀졌다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.747-752
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• 1997

고리 3,4호기 및 영광 1,2호기 PSA Ⅰ단계 수행 결과 ATWT에 대한 노심 손상 확률은 다른 사건에 비해 상대적으로 적어 소홀히 취급될 수 있으나 전체적인 노심 손상 확률 저감을 위해 본 연구에서는 ATWT 사건 중 터빈 정지시 원자로 정지불능을 선정하여 HRA를 수행하였다. HRA 수행의 첫째 과정은 위에서 선정한 사건에 대해 시나리오를 가정하고 이를 4개 그룹의 주제어실 운전원들에게 적용하여 모의 제어반을 이용한 훈련을 실시하였으며 운전원 조치 과정중의 행동관찰, 훈련결과, 개별 면담 등을 통해 국내 운전원 특성에 맞는 HRA의 기초자료를 얻었다. 두 번째 과정은 위의 결과 및 절차서에 근거하여 PSF 고려 유무에 따라 실패 확률의 정량적 평가와 불확실성 분석을 수행하여 ATWT에 대한 HRA 수행 자료로 활용 가능하도록 하였으며, 끝으로 ATWT 영향 완화를 위한 대안을 제시함으로서 노심 손상 확률을 감소시키기 위한 기초가 되도록 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1998.05a
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• pp.159-165
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• 1998

The RCM strategies are considered as an effective maintenance tool in nuclear power plants to allocate limited resource efficiently. In this paper, the importances of HPSI system on the CDF were analyzed with PSA model of Yonggwang units 1,2. The HPSI system was chosen because it is of one of the pilot system for the study of Yonggwang units 1,2 RCM. With the remodeling of the HPSI system, the total CDF of 16 initiating events was quantified and the importance of 74 basic events of HPSI was analyzed.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.850-855
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• 1998

소형 냉각재상실사고 발생 후 고압안전주입이 작동하지 않는 경우, 국내 원자력발전소의 확률론적 안전성평가 (Probabilistic Safety Assessment: PSA) 에서 고려한 일차측 급속냉각 (Aggressive Cool Down of Reactor Coolant System)의 수행 가능성에 대한 논란이 있다. PSA분석 결과에 의하면, 일차측 급속냉각을 위해서는 운전원 조치가 전체 노심손상빈도에 큰 영향을 주고 있음을 보여주지만, 현재 작성되어 있는 국내 원자력발전소의 비상 운전절차서에 따르면 PSA 모델시 가정된 성공기준으로 일차측 급속냉각의 수행에 실패할 가능성이 매우 높은 것으로 판단된다. 이에 따라 본 논문에서는 소형 냉각재상실사고로 인한 노심 손상빈도 측면에서 PSA에서 사용한 일차측 급속냉각 성공기준과 인간오류에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 또한 열수력학적 분석을 통해 일차측 급속냉각의 타당성과 성공기준을 재검토했다. 이 결과 일차측 급속냉각의 수행 가능성 여부와 노심 손상빈도에 미치는 영향을 도출하였고 일차측 급속냉각의 성공적 수행을 위한 새로운 성공기준을 제시한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.179-184
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• 1997

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)

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.1
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• pp.53-67
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• 1985

The severe core meltdown accident, which is not included as a design basis accident, has high consequence and low probability of occurrence and turns out to be a major risk factor in the overall risk assessment. The physical mechanisms of containment failure in core meltdown accidents are identified as steam explosion, debris bed coolability, hydrogen burning, steam spike and concrete interaction. The state of technology review is made for each subtopic about the previous and current researches for better understanding of the phenomenon.

• Fire Science and Engineering
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• v.19 no.3 s.59
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• pp.20-27
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• 2005

This paper evaluates the fire safety level of eight pump rooms in the nuclear power plant using a fire model, CFAST We estimate the Conditional Core Damage Probability (CCDP) of each room based on the analyzed results of CFAST Eight rooms located on the primary auxiliary building of the nuclear power plant are high pressure safety injection pump room A/B, low pressure safety injection pump room Am. containment sprdy pump room A/B, and motor-driven auxiliary feed water pump room A/B. The upper layer gas temperature of each room is estimated and the integrity of cable is reviewed. Based on the results, the integrity of the cable located at the upper part of compartment is maintained without thermal damage. The Conditional Core Damage Probability Is reduced to half of the old values. Accordingly, the fire safety assessment for eight pump rooms using the fire model will be capable of reducing the uncertainty and to develop a more realistic model.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.801-805
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• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다