The purpose of this paper is to simulate public trust on nuclear regulation policy. The first of all, public trust variables and the model were developed and analysed by system dynamic method. The model are consisted of the operator safety culture level, regulatory competence levels, the public satisfaction and public trust level. The scenario is made up three type which base scenario, the system operator's safety culture level and accident event level. First. the simulation results of standard scenario shows that rapidly declining public satisfaction and trust level of the national safety after Japan's nuclear accident in November 2011. Second, operator safety culture level and simulated divided into three levels. The results showed that a greater impact on the public satisfaction if bad than good case. Finally, the size of the accident was simulated divided into three levels levels(no accident, medium, serious accidents). the results showed a weak effect against the regulatory capacity and safety performance levels but showed a significant impact on public satisfaction and confidence level.
In this study, we conducted a pilot study on the multiple spurious operations (MSO) analysis in the fire probabilistic safety assessment (PSA) of domestic nuclear power plant (NPP) to identify the degree of influence of the operator actions used in the MSO mitigation strategies. The MSO scenario of the domestic reference NPP selected for this study is refueling water tank (RWT) drain down event. It could be caused by spurious operations of the containment spray system (CSS) of the reference NPP. The RWT drain down event can be stopped by the main control room (MCR) operator actions for stopping the operation of CSS pump or closing the CSS motor operated valve if the containment spray actuation signal (CSAS) is spuriously actuated. Outside the MCR, it can be stopped by operator actions for closing the CSS manual valves or motor operated valve or stopping the operation of CSS pump. The quantification result of a fire PSA model that takes into account all recovery actions for the RWT drain down event lead to risk reduction by about 95%, compared with quantification result of fire PSA model without considering them. Among the various operator actions, the recovery action for the spurious CSAS operations and the operator action for the manual valve are identified as the most important operator actions. This study quantitatively showed the extent to which the operator actions used as MSO countermeasures have affected the fire PSA quantification results. In addition, we can see the rank of importance among the operator recovery actions in quantitative terms.
릴리프 밸브의 차단까지 TMI-2 사고의 blowdown history를 검토하고 TMI-2 사고와 같은 소규모의 냉각제 상실 사고 동안 노심 파괴를 막기 위해 더 가산해야할 측정 기구에 대하여 논의하였다. 가산된 기구를 이용하여 어떻게 노심의 uncovered level과 operator time margin을 계산하는 가를 검토하였으며, TMI-2 사고에 대해 uncovered level과 operator time margin을 결정하기 위한 샘플 계산을 수행하였다. 이 방법을 이용해서 측정되는 변수들의 함수로써 uncovered level과 operator time margin을 보여주는 도표를 작성하였다.
Yoo, Kwae Hwan;Back, Ju Hyun;Na, Man Gyun;Hur, Seop;Kim, Hyeonmin
Nuclear Engineering and Technology
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제50권4호
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pp.562-569
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2018
Recently, human errors have very rarely occurred during power generation at nuclear power plants. For this reason, many countries are conducting research on smart support systems of nuclear power plants. Smart support systems can help with operator decisions in severe accident occurrences. In this study, a smart support system was developed by integrating accident prediction functions from previous research and enhancing their prediction capability. Through this system, operators can predict accident scenarios, accident locations, and accident information in advance. In addition, it is possible to decide on the integrity of instruments and predict the life of instruments. The data were obtained using Modular Accident Analysis Program code to simulate severe accident scenarios for the Optimized Power Reactor 1000. The prediction of the accident scenario, accident location, and accident information was conducted using artificial intelligence methods.
In order to apply a static fault-tree (FT) method to a system or a plant whose configuration changes dynamically, condition gates and a post processing method are used to effectively accommodate these changes. An operator's performance change, which can be caused by these configuration changes, should also be considered to assess the risk to a plant in a more realistic manner. This study aims to develop an integrated framework to accommodate various configuration changes and their effect on an operator’s performance by using the FT model. We applied a condition-based human reliability assessment (CBHRA) method to consider various conditions endured by an operator. That is, we integrated the CBHRA method with the conventional post processing method for modeling the system configuration changes. The effect of the condition monitoring systems installed in a plant is also considered. In this study, we show an example application of the integrated framework to a probabilistic safety assessment for the shutdown phase of a nuclear power plant.
Objective: This study proposes the application of Ecological Interface Design(EID) method that is effective for situation awareness in digitalized environment. Background: While cognitive interface design method such as Information Rich Display(IRD) is simply focused on existing information for user, EID method helps users' resource to be solved to higher ion task such as diagnostic and problem solving. Method: Using EID method based on Work Domain Analysis (WDA), it was analyzed and designed for Steam Generator(SG) Water Level control process in a digitalized Main Control Room of Nuclear Power Plant. Proposed EID example is evaluated through interviews by expert & operator. Results: The result of expert & operator showed that EID display might give an aid for operator's decision. Conclusion: The results can reduce critical accidental damage that occurred due to cognitive load and so critical human error. Application: This study may be impact on situation awareness study for digitalized interface design.
Abundant information about analyses of single steam generator tube rupture (SGTR) events is available because of its importance in terms of safety. However, there are few literatures available on analyses of multiple steam generator tube rupture (MSGTR) events. In addition, knowledge of transients and consequences following a MSGTR event are very limited as there has been no occurrence of MSGTR event in the commercial operation of nuclear reactors. In this study, a postulated MSGTR event in an APR1400 is analyzed using thermal-hydraulic system code MARSI.4. The present study aims to examine the effects of affected steam generator selection. The main steam safety valve (MSSV) lift time for four cases are compared in order to examine how long operator response time is allowed depending on which steam generate. (S/G) is affected. The comparison shows that the cases where two steam generators are simultaneously affected allow longer time for operator action compared with the cases where a single steam generator is affected. Furthermore, the tube ruptures in the steam generator where a pressurizer is connected leads to the shortest operator response time.
Conventional alarm system has many difficulties in the operator's identifying the plant status during special situations such as design basis accidents. To solve the shortcomings, an on-line alarm annunciator system, called dynamic alarm console (DAC), was developed. In the DAC, a signal is generated as alarm by the use of an adaptive setpoint check strategy based on operating mode, and time delay technique is used not to generate nuisance alarms. After alarm generation, if activated alarm is a level precursor alarm or a consequencial alarm, it would be suppressed, and the residual alarms go through dynamic prioritization which provide the alarms with pertinent priorities to the current operating mode. Dynamic prioritization is achieved by going through the system- and mode-oriented prioritization. The DAC has the alarm hierarchical structure based on the physical and functional importance of alarms. Therefore the operator can perceive alarm impacts on the safety or performance of the plant with the alarm propagation from equipment level to plant functional level. In order to provide the operator with the most possible cause of the event and quick cognition of the plant status even without recognizing the individual alarms, reactor trip status tree (RTST) was developed. The DAC and the RTST have been simulated with on-line data obtained from the full-scope simulator for several abnormal cases. The results indicated that the system can provide the operator with useful and compact information fur the earlier termination and mitigation of an abnormal state.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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