The concept and assessment approach of nuclear safety in nuclear power plants (NPPs) have been evolved with the technological progress and the lessons learned from the major events. Recently, studies on the integrated approach of deterministic and probabilistic method have been done. In this study, a combined deterministic and probabilistic procedure (CDPP) was proposed for safety assessment of the beyond design basis accidents (BDBAs). In the CDPP, the conditional exceedance probability (CEP) obtained by the best estimate plus uncertainty method acts as go-between deterministic and probabilistic safety assessments, resulting in more reliable values of core damage frequency (CDF) and conditional core damage probability (CCDP). To verify applicability of the methodology, performance of the APR-1400 emergency core cooling system (ECCS) was assessed against large break loss of coolant accident (LOCA), under the premise that LOCAs for any breaks larger than transition break size would be regarded as BDBA. It was confirmed that current APR-1400 ECCS design has capability to mitigate BDB LOCA. In addition, discussions were made for analysis results for allowable NPP changes of emergency diesel generator (EDG) start time extension and power uprating. The safety assessment of OPR-1000 for station blackout (SBO) accident, which is a typical BDBA and important contributor to overall plant risk, was performed by applying the CDPP. It was confirmed that the SBO risk should be reevaluated by eliminating excessive conservatism in existing probabilistic safety assessment (PSA) to meet the targeted CDF and CCDP. By estimating the offsite power restoration time appropriately applying CDPP, the SBO risk was reevaluated, and it was finally confirmed that current OPR-1000 system has capability to mitigate the SBO. Therefore, it is concluded that the proposed CDPP is applicable to safety assessment of BDBAs in NPPs without significant erosion of the safety margin.
원자력발전소의 안전성에 대한 개념과 평가방법은 기술의 발달과 주요 사건들로부터 얻은 교훈을 바탕으로 발전해오고 있다. 결정론적 접근법은 원자력 산업이 본격적으로 시작되던 1970년대부터 원자력발전소의 설계 및 운전을 위해 사용되었으며, 보수적인 조건 및 평가모델을 적용하여 가상의 설계기준사고를 해석하는 방법론이다. 이후 불확실도를 반영한 최적평가방법론(BEPU)이 개발되어 보수적인 평가모델을 대체하였으며, 이를 통해 보다 정확한 안전 여유도를 평가할 수 있게 되었다. 확률론적 접근법은 노심손상 및 대량조기방출에 이르는 빈도(CDF/LERF)를 정량화하는 방법론으로서, 이를 이용한 원자력발전소에 대한 평가결과, 설계기준사고보다 위험도가 높은 몇몇 사고들이 존재하였으며, 이들은 결정론적인 설계과정에서 완전히 고려되지 않아 설계기준초과사고로 불린다.
현재 설계기준초과사고에 대한 안전성 평가는 확률론적 안전성 평가(PSA)를 통해 이루어지는데, PSA에서는 성공경위의 노심손상 확률이 항상 존재함으로 인해 CDF가 과소평가될 수 있고, 정량적인 개념이 부족한 단점이 있다. 또한 설계기준초과사고의 낮은 CDF는 낮은 초기사건빈도(IEF)에 기인하므로, CDF만으로 위험도를 나타내기에는 부족함이 있다. 결정론적 접근법과 확률론적 접근법은 상호보완적인 관계를 가지며, 결정론적 방법론인 BEPU 방법론을 PSA와 접목함으로써 위와 같은 PSA의 단점을 보완할 수 있다. 본 연구에서는 설계기준초과사고에 대한 안전성 평가를 위해 결정론적 방법론과 확률론적 방법론을 결합한 형태의 통합적 방법론인 Combined Deterministic and Probabilistic Procedure(CDPP)를 제안하였다. CDPP는 1) 사고경위와 확률을 평가하는 PSA 단계, 2) 각 사고경위에 대한 조건부 초과확률을 계산하는 BEPU 단계, 3) PSA와 BEPU를 결합하는 Combination 단계로 구성된다. 확률밀도함수로 표현되는 안전변수가 허용기준을 초과할 확률을 나타내는 조건부 초과확률(CEP)은 결정론적 접근법과 확률론적 접근법을 연계시켜주는 매개체 역할을 하며, 보다 신뢰성 있고, 정량적인 노심손상빈도(CDF) 및 조건부노심손상확률(CCDP)를 구할 수 있게 해준다. CDPP에서 CDF는 원자력 안전을 대표하는 척도로 사용되고, CCDP는 원자력발전소의 사고완화능력을 나타내는 척도로 사용된다.
최근 NRC는 10CFR50.46의 개정을 통해 천이파단크기(TBS) 보다 큰 파단의 냉각재상실사고를 설계기준초과사고로 재정의하려 하고 있다. 본 연구에서는 CDPP의 적용성을 검증하기 위해 CDPP를 이용하여 설계기준초과사고로 재분류되는 냉각재상실사고(BDB LOCA)에 대한 APR-1400 비상노심냉각계통의 성능을 평가하였다. BDB LOCA에 대한 목표 CDF 및 CCDP는 PSA 결과를 바탕으로 각각 1.0E-7과 2.0E-3으로 설정되었으며, NRC의 연구결과를 바탕으로 한 TBS 이상의 파단빈도를 초기사건빈도로 평가하였다. PSA 결과를 이용하여 사고경위 및 확률을 구하고, 기본계산 등을 통해 총 3개 경위 중 1개 경위에 대해 BEPU 계산을 수행하는 것으로 결정하였다. 18개 불확실도 변수의 단순랜덤샘플링을 이용한 Monte-Carlo 계산을 통해 CEP를 계산하였으며, BDB LOCA에 대한 CDF 및 CCDP를 평가하였다. CDPP를 적용하여 BDB LOCA를 평가한 결과, 현재 APR-1400의 비상노심냉각계통이 BDB LOCA를 완화할 수 있는 성능을 가지고 있음을 확인하였다. 또한, 설계기준 LOCA 재정의를 통해 가능할 수 있는 설계변경 중 비상디젤발전기의 기동시간 연장과 출력증강에 대한 안전성 평가를 CDPP를 적용하여 수행하였으며, 허용 가능한 설계변경에 대한 논의가 이루어졌다. 이를 통해 제안된 CDPP가 BDB LOCA에 적용 가능함을 확인하였다.
CDPP를 적용하여 대표적인 설계기준초과사고이며, 전체 발전소 위험도에 큰 영향을 미치는 발전소정전사고(SBO)에 대한 평가를 OPR-1000 원전을 대상으로 수행하였다. 목표 CDF와 CCDP는 각 사고별 CDF는 전체 CDF의 10%를 초과하지 말아야 한다는 요건하에 각각 5.4E-7 및 3.3E-2로 설정되었다. 초기사건빈도, 사고경위 및 확률은 기존 PSA 결과를 바탕으로 평가되었으며, 기본계산 등을 통해 총 10개의 경위 중 1개 경위에 대해 BEPU 계산을 수행하는 것으로 결정하였다. 23개 불확실도 변수의 단순랜덤샘플링을 이용한 Monte-Carlo 계산을 통해 CEP를 계산하였으며, SBO에 대한 CDF 및 CCDP를 평가하였다. 평가 결과, 목표 위험도를 만족할 수 없었으며, 기존 PSA의 과도한 보수성을 제거하여 SBO에 대한 위험도를 재평가할 필요가 있음을 확인하였다. SBO 사고에서 가장 큰 영향을 미치는 소외전원복구시간을 CDPP를 이용해 적절히 평가함으로써 SBO의 위험도를 재평가하였으며, 최종적으로 현재 OPR-1000 원전이 SBO를 완화할 수 있는 성능을 가지고 있음을 확인하였다. 이를 통해 CDPP가 심각한 안전 여유도의 감소 없이 설계기준초과사고의 안전성 평가에 적용될 수 있다는 결론을 내렸다.
