After the Fukushima nuclear accident, countries that use nuclear power have been carrying out various follow-up measures to increase the safety of nuclear power plants in preparation for severe accidents. Domestic Nuclear Power Plants also are taking follow-up measures to prepare for severe accidents. As part of this, systems for maintaining the integrity of containmnet building and minimizing the release of radioactive materials into the environment are installed in nuclear power plants. However, the effect of the severe accident mitigation systems currently installed in domestic nuclear power plants is not evaluated quantitatively. Therefore, this study presents a method to evaluate the effect of a severe accident mitigation systems by using a severe accident management strategy and probabilistic methods.
In order to use probabilistic methods for the evaluation of severe accident mitigation systems, the level 2 PSA structure was analyzed. After selecting the risk information to be used for the evaluation, the selected risk information was databased in accordance with the format of the level 2 PSA. Containment event trees are databased so that the containment failure probability, which is one of the risk information, can be calculated automatically in the step of containment event tree requantification. Thereafter, severe accident mitigation systems that requires evaluation are selected, and the decomposition event trees and containment event trees are modified to apply the selected severe accident mitigation systems. In addition, the severe accident management strategies and severe accident phenomena were analyzed to derive the combinations that could be used for the severe accident mitigation systems in each plant damage state, and re-quantification of containment event trees was carried out. In addition, the factors used to quantify the operator reliability were improved to evaluate how training enhancement and procedure improvement affect the maintenance of the containment building integrity.
As a result of re-quantification of containment event trees based on the combination of plant damage states and severe accident mitigation systems, it was found that emergency core cooling system and containment spray system could not be operated at the same time. In addition, the most effective combination of severe accident mitigation systems in all severe accident situations was the case where EXECCS and CFVS were applied at the same time, which reduced about 18 % of the CFF analyzed in this study. Both EXECCS and CFVS were estimated to be effective in reducing the CFF by about 8 %, respectively. However, if only ERVC is operated, it is calculated to increase CFF. Therefore, it was judged that it is necessary to operate in situations where the containment depressurization means are secured. When operator reliability improved, it was calculated to reduce the CFF by up to about 1% at maximum, which showed that the hardware equipment is effective in mitigating major accidents. In case that the operator reliability is improved, it is calculated that the CFF is reduced by up to about 1 %, which shows that the improvement of human error is less effective than hardware improvement.
후쿠시마 원전 사고 이후, 원자력을 사용하는 국가에서는 중대사고에 대비하여 원전의 안전성을 높이기 위해 다양한 후속조치를 수행하고 있다. 국내에서도 중대사고를 대비하는 후속조치가 수행되고 있으며, 이에 대한 일환으로 원자로건물의 건전성을 유지하고 환경으로 방사성물질의 방출을 최소화하기 위한 기기들이 원전에 추가로 설치되고 있다. 하지만, 현재 국내 원전에 설치되고 있는 중대사고 완화설비의 효과에 대해서는 정량적으로 평가되고 있지 않다. 따라서 이 연구에서는 중대사고관리전략과 확률론적인 기법을 이용하여 중대사고 완화설비의 효과를 평가하는 방법을 제시한다.
중대사고 완화설비 평가에 확률론적 기법을 이용하기 위해 2단계 PSA 구조를 분석하였다. 평가에 사용할 위험도정보를 선정한 후 선정된 위험도정보는 2단계 PSA의 형식에 맞게 데이터베이스화되었다. 위험도정보 중 하나인 원자로건물손상확률이 원자로건물사건수목 재정량화 단계에서 자동으로 계산될 수 있도록 원자로건물사건수목이 데이터베이스화된다. 이후, 평가가 필요한 중대사고완화계통을 선정하고, 선정된 중대사고완화계통이 적용될 수 있도록 분해사건수목과 원자로건물사건수목이 수정된다. 그리고, 중대사고관리전략과 중대사고 현상을 분석하여 각 발전손상군에서 중대사고완화계통이 사용될 수 있는 조합을 도출하고, 원자로건물사건수목 재정량화를 수행하였다. 또한 운전원신뢰도 정량화에 사용하는 요소를 개선하여 교육훈련 강화와 절차서 개선이 원자로건물 건전성 유지에 어떤 영향을 주는지 평가하였다.
원자로건물사건수목을 발전소손상군와 중대사고완화계통의 조합을 기준으로 재정량화한 결과, 중대사고완화계통이 가장 효과적인 사고상황은 비상노심냉각계통과 원자로건물살수계통이 동시에 운전불가능한 상황이었다. 또한, 모든 중대사고 상황에서 가장 효과적인 중대사고완화계통의 조합은 EXECCS와 CFVS가 동시에 적용되는 경우로 이 연구에서 분석한 CFF의 약 18 %가 감소되었다. 그리고, EXECCS와 CFVS는 각각 약 8 %의 CFF를 감소시켜 두 계통 모두 상당히 효과적인 것으로 평가되었다. 하지만, ERVC만 운전되는 경우에는 오히려 CFF를 증가시키는 것으로 계산되었다. 따라서, ERVC는 원자로건물 감압수단이 확보된 상태에서 운전되는 것이 필요하다고 판단되었다. 운전원신뢰도가 개선된 경우에는 CFF를 최대 약 1 % 정도 감소시키는 것으로 계산되었고, 이는 인적오류 측면의 개선이 하드웨어 개선보다 효과적이지 못함을 보여주었다.
