Reliability analysis is an activity that determines, from a product design, how resistant the product is to failure. The outputs of a reliability analysis are the probability of system failure, calculated from the analysis tools and probabilities of component failures, and an enumeration of minimal cut sets.
This study deals with the reliability analysis for the conceptually designed safety systems for 2,000 MWe class advanced pressurized water reactor, named PWR-2000, which could be suitable to serve as the domestic energy source after APR1400.
As a part of the reliability analyses, an independent six-train Safety Injection System (SIS) with Direct Vessel Injection (DVI) and three-division Auxiliary Feedwater System (AFWS), which are representative of the accident mitigation systems, are suggested in this study. As a part of Level 1 PSA, quantitative analysis of the reliability and unavailability was performed for the proposed SIS, and AFWS for PWR-2000 by using the quantification code, KIRAP of Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI).
The results of the quantification show that the proposed design concepts of the PWR-2000 promote a low risk and the Common Cause Failures (CCF) of check valves and pumps are significant contributors to the core damage frequency and system reliability.
As a result, the system reliability can be improved due to the system redundancy even though the CCF critically affects the redundancy, so it turns out to be a dominant factor for system reliability and core damage frequency. It is concluded from this study that the independent six-train SIS and three-division AFWS concepts do not represent a significant contributor to the overall core damage frequency, these can be an option of applicable design concepts for PWR-2000. However, since the quantification results are highly dependent on reliability data, it is recommended that several sensitivity studies on the reliability data, such as CCF, are needed to improve the reliability accuracy and plant safety.
본 연구에서는2000 MWe 급 초대형 가압경수로인 3-Loop 형태의 PWR-2000 개념설계가 제시됨에 따라 가상사고 발생시 발전소의 안전성을 유지하기 위한 대표적인 사고완화계통인 안전주입계통과 보조급수계통의 개념설계가 제시되었다. 또한, 제시된 계통의 적절성과 계통기능에 따른 발전소의 안전성 평가를 위하여 이들 계통에 대한 신뢰도분석을 수행함으로써 신뢰도 측면에서 고려된 계통설계의 적용성을 보고자 하였다. 신뢰도분석은 성공기준에 따른 계통의 고장원인 분석과 이들 계통이 주요 사고완화 기능을 하는 사고경위를 분석하여 계통의 정량화를 평가하기 위한 고장수목 (Fault Tree)과 사건수목 (Event Tree) 방법을 이용하여 수행되었다. 신뢰도분석 결과에 가장 큰 영향을 주는 신뢰도자료는 계통의 개념설계에 근간이 되는 APR1400 신뢰도자료를 인용하였으며 새로운 계통구성에 따라 공통원인고장 확률 등 일부 신뢰도자료가 추가로 계산되었다.
PWR-2000에 적용 가능한 안전주입계통은 6개의 독립적인 계열로 구성하였으며 각 계열은 안전주입펌프와 안전주입탱크를 포함하고 있으며 가상사고 발생시 DVI 노즐을 통하여 노심냉각에 필요한 안전주입수를 직접 주입하는 기능을 가지고 있다. 계통의 성공기준을 통한 평가 결과, 제시된 6 계열의 안전주입계통의 신뢰도는 4 계열의 안전주입계통을 채택하고 있는 APR1400보다 향상된 것으로 평가되었다. 또한 대형 냉각재상실사고 초기사건에 의한 노심손상빈도를 평가한 결과, 전체 발전소의 노심손상빈도에 대한 기여도가 APR1400에 비하여 낮은 것으로 평가되어 발전소의 안전성을 높일 수 있을 것으로 판단된다.
또한 증기발생기에 공급되는 보조급수계통은 3-Loop형태에 맞추어 3-Division의 계통구성을 하여 그 신뢰도를 평가하였다. 보조급수계통의 신뢰도 평가 결과, 계통이용불능도 및 관련 초기사건인 급수상실사고에 의한 노심손상빈도 기여도는 기존의 APR1400 PSA 결과와 유사한 결과를 보였다.
제시된 두 계통의 신뢰도분석 결과에 의하면 계통의 독립적인 계열이 늘어남에 따라 계통의 신뢰도는 향상된 것으로 판단되었지만 계통의 신뢰도에 가장 큰 영향을 주는 요소인 공통원인고장에 의한 계통실패는 기존 발전소와 같이 주요기여인자로 평가되었다. 따라서 향후 PWR-2000의 계통 구성 및 안전성 평가를 수행 할 경우, 본 연구에서 제시된 두 계통의 구성형태는 신뢰도측면에서 적합할 것으로 판단된다.
본 연구에서 가정한 계통의 성공기준은 안전주입계통의 경우에만 열수력해석 코드인 MARS2.1 분석결과를 근거로 하였으며 다른 성공기준은 신뢰도분석을 위한 변수로써 가정하였다. 따라서 상세한 계통의 신뢰도 분석을 위해서는 안전해석코드를 사용한 계통성능 평가가 이루어져야 하며 공통원인고장을 비롯한 신뢰도자료의 적합성 또한 상세한 검토가 필요할 것이다.
결론적으로 신뢰도 측면에서 평가된 안전주입계통 및 보조급수계통의 개념설계는 PWR-2000에 적용 가능한 것으로 판단되며, 더욱 최적화된 계통설계를 수행하기 위해서는 계통고장의 주요기여인자로 나타나는 공통원인고장 및 운전원오류 등의 신뢰도자료의 정확성을 높이기 위한 추가적인 연구가 수행되어야 할 것이다.
