Assessing what can go wrong with large scale systems such as nuclear power plants is of considerable interest at present, given the past decade`s record of accidents attributable to human error. Such assessments are formal and technically complex evaluations of the potential risks of systems, and are called Probabilistic Safety Assessments (PSAs). Today, many PSAs consider not only hardware failures and environmental events that can impact upon risk but also the contributions of human error. In addition, since the Three Mile Island (TMI)-2 accident, human error has been recognized as one of the main causes of Nuclear Power Plant (NPP) accidents, and numerous studies related to Human Reliability Analysis (HRA) have been carried out. Most of these methods were developed considering the conventional type of Main Control Rooms (MCRs)
However, the operating environment of MCRs in NPPs has changed with the adoption of new human-system interfaces that are based on computer-based technologies. The MCRs that include these digital and computer technologies, such as large display panels, computerized procedures, and soft controls, are called Advanced MCRs. Among the many features of Advanced MCRs, soft controls are a particularly important feature because operating actions in NPP Advanced MCRs are performed by soft control. Using soft controls such as mouse control, and touch screens, operators can select a specific screen, then choose the controller, and finally manipulate the given devices.
Due to the difference in interfaces between soft control and hardwired conventional type control, different Human Error Probabilities (HEPs) and a new HRA framework should be considered in the HRA for advanced MCRs. Although there are many HRA methods to assess human reliabilities, such as Technique for Human Error Rate Prediction (THERP), Human Error Assessment and Reduction Technique (HEART), Success Likelihood Index Methodology (SLIM), A Technique for Human Event Analysis (ATHEANA), Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM), and Simplified Plant Analysis Risk Human Reliability Assessment (SPAR-H), these methods have been applied to conventional MCRs, and do not sufficiently consider the features of soft control execution human errors or error forcing conditions by soft control because the operation environment of MCRs in NPPs has considerably changed. In other words, new human error modes should be considered for interface management tasks such as navigation tasks, and icon (device) selection tasks in monitors and a new framework of HRA method taking these newly generated human error modes into account should be considered.
To this end, a new framework of a HRA method for evaluating soft control execution human error is suggested by performing the soft control task analysis and the literature reviews regarding widely accepted human error taxonomies. From the results of the soft control task analysis and the literature reviews, several factors that should be mainly considered in the development of a framework for the HRA method are identified such as secondary tasks, sequential behavior for task completion, dependency among subtasks, and so on. Based on these factors, a framework for HRA method in consideration of soft controls is finally suggested.
Moreover, since most current HRA databases deal with operation in conventional type of MCRs and are not explicitly designed to deal with digital Human System Interface (HSI), empirical analysis of human error and error recovery considering soft controls under an advanced MCR mockup are carried out to collect human error data which is essential to estimate final HEP using the proposed framework of the HRA method. In empirical study, experiments are designed that 48 students majoring in nuclear engineering are participated, accident scenario is based on the Standard Post Trip Action (SPTA), Steam Generator Tube Rupture (SGTR), and predominant soft control tasks, which are derived from the Loss of Coolant Accident (LOCA) and Excess Steam Demand Event (ESDE), and in order to obtain the human error probabilities, 5% and 95% quantiles, the statistical method based on Bayesian analysis is used.
And, a systematic approach for quantifying Performance Shaping Factors (PSFs) which modify the final HEPs are suggested based on analysis results from full scope simulation data. In detail, a new quantitative PSFs evaluation framework with more realistic valves for the advanced MCRs based on the qualitative PSF evaluation framework is suggested. For the first step of the study, the most significant Human Factor (HF) issues for developing PSF evaluation criteria are determined by questionnaires, verbal protocol analysis and Analytic Hierarchy Process (AHP). Then, by using the PSF evaluation criteria, a systematic evaluation framework for PSF is suggested by decision trees and their guidelines. Also, each PSF weighting being used for conventional MCR is modified and quantified for use in advanced MCRs such as Shin-Kori unit 3&4. Moreover, quantification of each PSF weighting are validated by three human factor engineering experts.
Finally, final HEPs in advanced MCRs are estimated by integrating the suggested HRA method, a nominal HEP and recovery failure probability database resulted from empirical studies, and a systematic approach for quantifying performance shaping factors.
The results of this research have the meaning of establishing the framework for estimation of execution HEP in advanced MCRs and it is expected to be a reference for further related researches.
인적 오류가 기인한 과거 수 십 년간의 사고 기록을 살펴온 가운데, 원자력 발전소와 같은 큰 규모의 시스템이 무엇으로 인해 잘못 될 수 있는지를 평가하는 것이 현재의 관심사로 떠오르고 있다. 잠재적으로 위험한 시스템에 대하여 형식적이고 기술적으로 그 위험도를 평가하는 것을 확률론적 안전성 평가라고 부르며, 오늘날 확률론적 안전성 평가는 기계적 실패, 그리고 환경적 위험을 평가할 뿐만 아니라 인적 오류에 의한 위험도 또한 평가하고 있다. 특히, 스리마일 섬 원자력 발전소 사고 이후에 인적 실수가 원자력 발전소 사고의 중요 요인으로 알려져 왔으며, 그 이후 인적 오류 확률을 평가하기 위하여 다양한 인간 신뢰도 분석기법이 개발되었다. 또한 이 때 개발된 대부분의 인간 신뢰도 분석기법은 아날로그 형태의 주제어실에서의 인간 신뢰도 분석을 위한 기법으로 적용되었다.
하지만, 컴퓨터화 된 기술을 기반으로 한 새로운 인간 기기 연계의 도입으로 원자력 발전소 주제어실의 운전환경은 변화되어 왔다. 이러한 디지털 기술과 컴퓨터 기술을 기반으로 한 주제어실을 신형 주제어실이라고 하며, 신형 주제어실은 대형 디스플레이 패널, 전산화 절차서, 소프트 제어기 라는 컴퓨터 기술을 도입하였다. 신형 주제어실의 많은 특징 중 소프트제어는 특히 중요한데, 이는 신형 주제어실에서의 모든 수행 직무는 소프트 제어기를 사용하여 이루어지기 때문이다. 원자력 발전소 신형 주제어실 운전원은 소프트제어기를 사용하여 운전화면을 선택, 제어기기를 클릭한 후 마지막으로 장치를 제어할 수 있다. 이는 기존의 주제어실과 신형 주제어실의 가장 큰 차이점이기도 하다.
하드와이어드 기존 제어 방식과 컴퓨터 기반의 소프트 제어 방식의 차이로 인해 기존의 인간 신뢰도 분석방법을 신형주제어실에 적용하기에는 무리가 따른다. 즉, 신형 주제어실에의 인적 오류 확률 값은 기존과 다르게 적용되어야 하며, 새로운 인간 신뢰도 분석체계가 고려되어야 한다. 기존에 개발된 많은 인간 신뢰도 분석기법 (예를 들어, Technique for Human Error Rate Prediction (THERP), Human Error Assessment and Reduction Technique (HEART), Success Likelihood Index Method-ology (SLIM), A Technique for Human Event Analysis (ATHEANA), Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM), Simplified Plant Analysis Risk Human Reliability Assessment (SPAR-H)) 들이 존재하지만, 이러한 인간 신뢰도 기법들은 기존의 주제어실에서의 인간 신뢰도 분석을 위해 개발되었으며, 또한 디지털 시스템이 도입된 주제어실에서의 인적 수행도를 어떻게 평가하여야 하는지의 보충 설명 또한 제공해주고 있지 못하고 있다. 그렇기 때문에 신형 주제어실어서 발생 가능한 새로운 인적 오류 유형 (예를 들어, 화면선택직무, 화면 내에서의 기기선택직무)을 고려하고, 이러한 인적 오류 유형을 설명할 수 있는 인간 신뢰도 분석 체계가 필요하다.
이에 본 연구에서는 소프트제어 직무 분석과 널리 수용된 인적 오류 분류에 관한 문헌 검토를 기반으로 소프트제어 수행 오류 평가를 위한 인간 신뢰도 분석 체계를 제안한다. 먼저 소프트 제어 직무분석과 문헌 검토를 통하여 신형 주제어실 내 인간 신뢰도 분석 체계에 필요한 요소를 확인하였다. 요소의 대표적인 항목은 2차 직무, 직무 수행을 위한 순차적인 인적 행위, 하위 직무 사이의 종속성 등이 존재하였다. 이러한 항목을 기반으로 좀 더 심층적으로 소프트제어를 고려한 인간 신뢰도 분석 체계가 제안된다.
또한, 현재의 인간 신뢰도 분석 데이터 베이스는 기존 주제이실에서의 운전만 다루고 있는 실정이고, 이는 디지털 환경에서의 인간 기기 연계에 대해서는 설명될 수 없기 때문에 신형 주제어실을 모사한 시뮬레이터를 이용하여 인적 오류 확률과 인적 오류 회복 실패 확률을 실험적으로 분석하였다. 이 실험적 연구에서는 48명의 원자력 공학과 대학원생이 피실험자로서 참여하였고, 실험 시나리오는 원자로 트립 후 표준조치, 증기발생기 관 파열 사고를 기반으로 하고 냉각제 상실 사고와 증기 과잉 방출 사고로부터 나타날 수 잇는 소프트제어 인적 행위를 추가하였다. 이 실험적 연구를 기반으로 소프트제어기를 사용할 때 나타나는 인적 오류 유형에 따른 기본 인적 오류 확률 값을 베이지안 분석 방법으로부터 얻었다.
본 연구에서는 또한 인적 오류 확률 값에 영향을 미치는 수행특성인자를 정량화하기 위한 체계적인 접근 방법을 제시하였다. 본 방법을 제안하기 위해 원자력 발전소 시뮬레이터로부터 얻어진 자료의 분석 결과를 이용하였다. 신형 주제어실에서의 정량적 수행특성인자 평가 체계를 개발하기 위해 기존에 선행 연구로 제안된 정성적인 평가 체계를 기반으로 수행특성인자 정량적 평가 체계를 개발하였다. 이를 위해 첫 번째로, 신형주제어실의 도입 이 후 제기되는 인간공학적 이슈들 중 가장 중요한 이슈들을 원자력 발전소 운전원을 대상으로 한 설문 결과, 언어적 프로토콜 분석, 분석적 계측화 과정을 통해 선별하였다. 이렇게 선별된 인간공학적 이슈들을 기반으로 의사 결정 수목과 의사 결정 가이드라인을 개발하였고 이를 통하여 수행특성인자를 체계적으로 평가할 수 있는 방법을 제안하였다. 또한, 기존 주제어실에서 사용하고 있는 수행특성인자 가중치 값을 신형 주제어실 설계특성을 고려하여 보완하고 정량화하였고, 이렇게 정량화된 수행특성인자 가중치 값은 인간공학 전문가의 판단으로 검증되었다.
마지막으로 지금까지 제안된 인간 신뢰도 분석 체계를 통합하여 신형 주제어실에서의 몇몇 직무에 대해 인적 오류 확률 값을 계산하고 그 값을 기존 주제어실 방법 중 하나와 비교하여 그 추이를 살펴 보았다.
본 연구는 지금까지 없었던 신형 주제어실에서의 수행 인적 오류 확률 값을 평가할 수 있는 체계를 확립했다는 것에 대하여 큰 의미를 가지며, 추 후 관련 연구들을 위한 참고문헌으로서 활용가치가 있을 것으로 기대된다.
