Techniques for reliability and cost modeling for periodically repairable components/systems in nuclear power plants (NPPs) are becoming increasingly important and have accordingly been receiving growing attention, owing to the need to reduce system unavailability and maintenance cost. Risk analysis of components or systems estimates the unavailability of redundant components due to hardware failure, periodic testing and repair work, and human errors in maintenance tasks. This study presents a method to evaluate the reliability and costs of periodically repairable safety critical components/systems in nuclear power plants, taking into account hardware failure and maintenance errors due to human failure. A set of sensitivity analyses has been performed based on the newly developed model considering multiple levels of human errors in maintenance tasks in order to observe the effects of maintenance errors on overall unavailability of a component/system.
Spurious activation of reactor protection systems was also analyzed. An in-depth evaluation of spurious activation of digital plant protection systems of NPPs due to human errors in maintenance tasks is presented in this thesis. The method was applied to the OPR -1000 reactor protection system for quantification of spurious trip frequency by a fault-tree analysis. The major causes of spurious activation in a nuclear reactor protection system were identified. Furthermore, case studies have been performed with variation of human error probability and maintenance strategies. From these studies, maintenance human errors were found to significantly influence reactor spurious trip frequency.
Economic aspects of periodic testing of reactor protection systems were also assessed in this study. Economic losses from human errors in maintenance should be included in estimating periodic testing and maintenance costs, because the losses increase with such errors. The study proposes a method for optimizing periodic testing intervals of the digital reactor protection system by balancing risk and cost of periodic surveillance tests, and human error related to maintenance and public risk perception are reflected in the suggested approach. The risk and costs were estimated from both plant operator and socio-economic standpoints. The proposed model determines the optimal testing frequency for the minimum value of an objective function that consists of all costs, including the monetary values of the consequences of maintenance human errors and reactor core damage. A case study employing the proposed model for the OPR1000 plant has been presented. The study shows the significance of reducing human errors in periodic testing and maintenance. The proposed method is expected to be useful to NPP operators as well as regulators for evaluating the optimal periodic testing frequency of a nuclear reactor protection system and for obtaining information needed in decision making processes.
시스템 이용불능도와 유지보수 비용을 줄이기 위한 방법으로서 원자력 발전소 안전계통의 주기적 시험에 대한 신뢰도 및 비용 모델 기법들의 중요성이 증대되고 있다. 단위기기나 계통의 리스크 분석은 하드웨어 고장으로 인한 다중화 컴포넌트들의 불가용도, 시험과 보수작업 그리고 유지보수 작업에서의 인간의 실수들을 평가하는 것이다. 본 연구에서는 원자력 발전소에서 주기적으로 보수가 가능한 안전 컴포넌트/계통들의 신뢰도나 유지보수 비용을 평가할 수 있는 모델을 개발하고 유지보수 과정에서의 인간실수를 평가하는 방법을 개발하였다. 유지보수 오류가 컴포넌트/계통의 전체적인 이용불능도에 미치는 영향을 평가하기 위하여 일련의 분석들을 수행하였으며, 유지보수 작업에서의 여러 가지 인간실수들을 고려하여 새롭게 개발한 방법을 이용하여 분석하였다.
원자로 보호계통들의 오작동(spurious activation)도 분석의 대상에 포함하였다. 이 논문에서는 유지보수 작업에서의 인간실수에 대한 원자력 발전소 디지털 보호계통의 오작동을 면밀히 분석하고, 고장수목 분석으로 오작동 트립(spurious trip) 빈도를 정량화하기 위하여 새로운 모델을 제안하였으며, 이를 OPR-1000 원자로 보호계통에 적용하였다. 원자로 보호계통 오작동의 주요 원인을 찾아내어 다양한 인간실수 확률과 유지보수 전략들을 반영하여 사례연구를 수행하였고, 유지보수 과정에서의 인간실수들이 원자로 오작동 트립 빈도에 큰 영향을 끼침을 확인하였다. 유지보수 인간실수로 인해 리스크와 경제적 손실이 변화하기 때문에 그러한 손실은 주기적 시험 및 유지보수 비용에 고려되어야 한다. 이번 연구에서는 유지보수 인간실수와 대중의 위험 인지도(risk perception)를 반영하여, 주기적 시험의 리스크 및 비용을 고려하여 디지털 보호계통 주기적 시험의 간격을 최적화할 수 있는 방법을 제시하였고, 그 리스크와 비용은 발전소 운전원 및 사회-경제적(socio-economic) 관점에서 평가되었다. 제안한 방법으로 유지보수 인간실수와 원자로 손상의 결과에 대한 경제적 가치를 포함한 모든 비용의 최소값을 가지는 최적시험 빈도를 결정하였다.
사례연구로서 제안한 방법을 OPR-1000 원자로에 적용하였고, 주기적 시험과 유지보수에서 인간실수를 감소시킬 수 있음이 확인하였다. 이 방법론은 규제자가 원자로 보호계통의 최적화된 주기적 시험 빈도를 평가하거나 의사결정에 필요한 정보를 확보하는데 뿐만 아니라 원자력 발전소 운영자에게도 유용하게 사용될 수 있을 것으로 기대된다.
