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Fire Sci. Eng. > Volume 36(2); 2022 > Article
국내 원자력발전소 화재사건 확률론적 안전성평가에서의 중요도 분석 및 불확실성 분석에 대한 고찰

요 약

국내 원자력발전소에 대한 최초의 화재사건에 대한 확률론적 안전성평가는 1992년 한빛원전에 대하여 수행되었다. 국내 가동원전의 화재사건 확률론적 안전성평가는 미국 전력연구소가 1995년에 발행한 TR-105928에서 제시한 방법론과 데이터를 보완하여 적용하고 있다. 이 방법론은 사고 시나리오에 대한 분석과 해당 시나리오에 의한 조건부노심손상빈도를 별도로 다루고 있어, 확률론적 안전성평가 분석의 핵심일 수 있는 중요도 분석과 불확실성 분석을 깊이 있게 수행할 수 없었다. 그런 결과로 현재 중요도 분석은 노심손상빈도에 큰 영향을 줄 수 있는 화재구역과 상세 시나리오에 대하여 개략적인 평가만을 수행하고 있으며, 불확실성 분석은 수행하지 못하고 있는 형편이다. 본 연구에서는 원자력발전소의 노심손상을 초래하는 최소단절집합과 사고 시나리오를 구성하는 기본사건의 조합을 결합하여 중요도 분석 및 불확실성 분석을 수행하는 방법을 제시하였다. 또한 이를 기반으로 참조 원전의 스위치기어실에 대한 분석을 통하여 화재사건 확률론적 안전성평가에서 중요하게 도출된 기본사건에 대한 통찰을 제시하였고, 불확실성 분석을 통하여 노심손상빈도의 불확실도에 대한 평가를 수행하였다. 이러한 연구는 향후 위험도 정보활용 의사결정에 활용할 수 있을 것으로 기대된다.

ABSTRACT

In Korea, the first of fire Probabilistic Safety Assessment (PSA) was conducted for Hanbit nuclear power plant in 1992. The fire probabilistic safety assessment of a domestic power plant was applied to the methodology and data presented in TR-105928 published in 1995 by EPRI, which separately addresses accident scenarios and conditional core damage frequency. In terms of importance analysis, they performed only a rough assessment of fire area and detailed scenarios that can have a significant impact on the Core Damage Frequency (CDF), but they do not perform uncertainty analysis. In this paper, we present a method for performing importance analysis and uncertainty analysis through a combination of the Minimum Cut Set (MCS) resulting in core damage to nuclear power plants and basic events that form an accident scenario. Based on this, we also presented insights into the basic events that were significantly derived from the fire event probabilistic safety assessment through analysis of switchgear rooms in reference nuclear power plants, and conducted a uncertainty analysis of the CDF. This paper is expected to be available for future Risk-Informed Decision Making (RIDM).

1. 서 론

원자력발전소에서의 화재사건 확률론적 안전성평가(probabilistic safety assessment, PSA)는 화재발생에 의한 원자력발전소의 노심손상빈도(core damage frequency, CDF)를 추정한다. 국내 원전의 화재 PSA는 1992년 한빛원자력발전소를 시작으로 미국 전력연구소(electric power research institute, EPRI)에서 개발한 fire PRA implementation guide (FPRAIG)(1)에 따라 수행되었으며, 최근 미국 원자력규제위원회(nuclear regulatory commission, NRC)와 미국 전력연구소에서는 기존 FPRAIG을 개선한 새로운 화재 PSA 방법론인 NUREG/CR-6850(2)을 개발하였다. 하지만 NUREG/CR-6850 방법론 이용을 위해서는 세부적인 현장 조사와 원전 케이블 데이터베이스의 구축 등과 같은 선행작업이 필요하여 현재 국내에서는 FPRAIG 방법론을 유지하고 있다.
원자력발전소의 화재 PSA는 각 화재구역에서 발생 가능한 화재로 인한 노심손상빈도를 평가하는 것을 목표로 하며, 아래와 같은 식에 의하여 산출된다(3).
(1)
CDF=k=1nλk×SFk×NSk×CCDPk
  • λk = 화재 시나리오 k의 빈도

  • SFk = 화재 시나리오 k의 심각도(severity)

  • NSk = 화재 시나리오 k의 진압실패확률(non-suppression probability, NSP)

  • CCDPk = 화재 시나리오 k의 조건부노심손상확률(conditional core damage probability, CCDP)

위의 식에서 알 수 있듯이 화재 시나리오를 모사하는 과정은 화재발생빈도, 심각도 및 진압실패확률의 조합으로 나타내며, 이후 각 화재 시나리오에 대한 원자력발전소의 영향은 정량화 모델을 이용하여 조건부노심손상확률을 평가함으로써 최종적인 원자력발전소의 노심손상빈도를 계산할 수 있다.
이러한 이유로 기존 화재사건 확률론적 안전성평가는 각 화재 시나리오의 빈도를 구하는 단계와 정량화 모델을 이용하여 조건부노심손상확률을 구하는 두 단계로 구분하여 수행하고 있으며 최종적으로 이를 결합하여 노심손상빈도를 평가한다. 하지만 전체적인 화재사건 확률론적 안전성평가에서의 중요도 분석과 불확실성 분석을 위해서는 위에서 언급한 두 단계의 분석 과정을 하나로 결합하여 화재 시나리오가 반영된 최소단절집합을 생성하는 과정이 필요하다. 하지만 일반적인 과정을 통하여 사건수목(event tree) 내지는 고장수목(fault tree)으로 통합하는 과정은 간단한 일이 아니다. 이에 대한 전체적인 모델의 크기를 추정하기 위하여 원자력발전소에서 일반적으로 고려해야 하는 화재사건 확률론적 안전성평가의 구성요소를 Table 1에 나타내었다. Table 1에서 알 수 있듯이 화재 시나리오를 구성하는 모든 구성요소를 하나의 모델로 고려하게 되면 전체적인 모델의 크기는 일반적인 프로그램으로는 구현하기 어려울 만큼 증가할 것으로 예상된다. 따라서 본 연구에서는 화재 시나리오를 이루고 있는 기본사건과 조건부노심손상확률을 구성하는 최소단절집합과의 결합을 통하여 노심손상빈도를 산출하기 위한 두 단계의 결합에 대한 문제를 해결하고자 한다. 이 방법은 정량화 결과인 최소단절집합만 이용하여 노심손상빈도를 계산하고 중요도 분석 및 불확실성 분석이 수행 가능한 내부사건 PSA와 달리, 노심손상빈도 계산을 위하여 최소단절집합과 화재 기본사건 인자(화재발생빈도, 심각도 등)의 결합이 필요한 화재 PSA의 차이점에 기인한다. 이 차이점은 기존 화재 PSA 방법론과 신규 방법론 모두 동일하며, 따라서 이 연구는 현재 국내 화재 PSA 분석에서 통용되고 있는 부분에 관한 개선 연구에 해당한다.
Table 1
List of Fire Scenario Elements
Fire Scenario Elements Number
Fire Ignition Bins 40
Fixed Ignition Components 1000
Transient Ignition Activities 8
Fire Areas 200 / unit
Fire Propagation Areas Fire area No × 4
Fire Induced Initiating Events About 10
System Fault Trees 10
Fault Tree Basic Events 1500

2. 중요도 분석

2.1 화재 시나리오에 고려된 기본사건

기존 원자력발전소 화재사건 확률론적 안전성평가에서는 내부사건 확률론적 안전성평가에서 수행하고 있는 중요도 분석과는 다르게 화재사건으로 인한 노심손상빈도에 큰 영향을 미치는 화재구역에 대한 중요도 분석만을 수행하고 있다. 하지만 화재사건에 대한 리스크 저감 측면에서의 통찰(insight)을 얻기 위해서는 노심손상을 일으킬 수 있는 각각의 기본사건을 모두 고려한 중요도 분석이 필요하다. 이를 위하여 조건부노심손상확률을 산출할 수 있는 고장수목에 연관된 기본사건을 모두 반영하는 것은 앞서 설명한 것처럼 현실적으로 불가능하며, 이후 확률론적 안전성평가 모델 운영과 정량화(quantification) 과정에서도 많은 문제를 야기할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 조건부노심손상확률을 이루는 최소단절집합에 각 화재 시나리오를 이루는 기본사건 등을 추가하여 최종적인 최소단절집합을 도출하려고 한다.
기존 화재사건 확률론적 안전성평가의 화재 시나리오는 아래와 같이 구성되어 있다. 각 화재구역에서의 노심손상빈도는 점화원 자체 손상과 화재 성장에 따른 구역전체 손상 및 화재 전파에 따른 손상의 합으로 이루어진다.
(2)
CDF=k=1n(CDFk+CDFk 구역 +CDFk 전파 )
여기에서 각 노심손상빈도는 아래와 같이 정의되며 일반적인 화재 시나리오에 적용되고 있는 화재 성장시간은 5 min, 화재 전파시간은 15 min으로 가정하고 있다.
CDFk=λk×CCDPk
CDFk 구역 =λk×SFk×A×NS5×CCDP구역 
CDFk 전파 =λk×SFk×A×NS15×B×CCDP전파 
  • A = 해당 구역 내의 자동소화설비 실패확률

  • B = 화재방호설비 실패확률(문, 댐퍼, 관통부 등)

  • NS5 = 화재 발생 5 min 후 화재진압 실패확률

  • NS15 = 화재 발생 15 min 후 화재진압 실패확률

  • CCDPk = 점화원 k에 의한 조건부노심손상확률

  • CCDP구역 = 점화원 k가 있는 구역전체가 손상되었을 경우의 조건부노심손상확률

  • CCDP전파 = 점화원 k가 있는 구역에서 화재가 전파되어 인접 화재구역을 포함한 화재구역 전체가 손상되었을 경우의 조건부노심손상확률

위의 식에서 화재 시나리오를 구성하는 기본사건은 아래와 같으며, 이에 대하여 일반적으로 적용하고 있는 화재진압실패확률 곡선은 Figure 1에 화재발생빈도, 화재심각도, 자동소화설비 실패확률, 화재진압실패확률 및 화재방호설비 실패확률은 Tables 2~5에 나타내었다.
Figure 1
Non-suppression curve plots: probability vs. time to suppression(4).
kifse-36-2-33-g001.jpg
Table 2
Fire Ignition Frequency(4)
Ignition Source Probability
Electrical Cabinet 3.00E-02
HEAF for Low-voltage Electrical Cabinets (480-1000 V) 1.52E-04
HEAF for Medium-voltage Electrical Cabinets (>1000 V) 2.13E-03
Transformer 9.56E-03
Cable Fires Caused by Welding/Cutting 7.83E-04
Transient Fires Caused by Welding/Cutting 4.44E-03
Transient 3.33E-03
Table 3
Severity Factor for Ignition Source(1)
Ignition Source Severity Factor
Control Room Electrical Cabinets 0.20
Switchgear Room Electrical Cabinets 0.12
Indoor Transformers 0.10
Diesel Generators 0.40
Motor Generator Sets 0.14
Pump 0.20
Ventilation Subsystems 0.08
Table 4
Automatic Suppression System Failure Probability(5)
System Probability
Carbon Dioxide Systems 0.04
Halon System 0.05
Wet Pipe Sprinkler Systems 0.02
Deluge or Preaction Sprinkler Systems 0.05
Table 5
Barrier Failure Probability(2)
Barrier Type Probability
Fire, Security and Water Tight Doors 7.4E-03
Fire and Ventilation Dampers 2.7E-03
Penetration Seals, Fire Walls 1.2E-03

2.2 참조원전 스위치기어실에 대한 중요도 분석

2.2.1. 초기사건 분석

화재사건의 중요도 분석의 예제로 참조원전 A계열 스위치기어실을 선정하였다. 스위치기어실은 소외전원 또는 소내전원을 이용하여 원자력발전소 안전계통에 필요한 전원을 공급해주는 구역으로 대부분의 원자력발전소에서 중요한 화재구역으로 선정된다. 참조원전의 스위치기어실 화재로 발생 가능한 초기사건을 검토한 결과 아래와 같은 초기사건이 발생 가능한 것으로 평가되었다.
  • 1차기기 냉각수 부분 상실사고(loss of partial component cooling water system, LOPCCW)

  • 1E급 4.16 kV 교류모선 상실사고(loss of 4.16 kV AC power, LOKV)

  • 일반과도사건(general transient, GTRN)

노심손상빈도 관점에서 가장 위험도가 높은 초기사건을 선정하기 위하여 A계열 스위치기어실 전실 화재사건을 가정하고 참조원전 화재 PSA 모델을 이용하여 정량화하였으며 그 결과는 Table 6과 같다.
Table 6
CCDP for Train a Switchgear Room Fire
Initiating Event CCDP
Loss of partial component cooling water system 1.87E-05
Loss of 4.16 kV AC power 1.88E-05
General Transient 1.87E-05
A계열 스위치기어실 화재 발생 시 4.16 kV 스위치기어 및 480 V 모터제어반이 손상되며 사고 완화에 필요한 A계열 주요 기기들의 전원이 상실된다. 정량화 모델을 이용한 평가 결과, 위의 3 가지 초기사건 모두 비슷한 조건부노심손상확률로 평가되었으나, 1E급 4.16 kV 교류모선 상실사고의 조건부노심손상확률이 가장 높은 것으로 확인되었다. Table 6은 A계열 스위치기어실 전실 화재를 기준으로 정량평가한 결과이므로 A계열 스위치기어실에서 발생한 화재가 이웃 화재구역으로 전파되어 기기나 케이블이 추가로 손상되는 경우에는 추가적으로 소외전원 상실사고(loss of off-site power, LOOP)와 발전소 정전사고(station black out, SBO)에 대한 고려가 필요하다.

2.2.2. 주요 화재 시나리오

참조원전 A계열 스위치기어실의 주요 점화원으로는 전기 캐비넷, 중전압 및 저전압 전기 캐비넷에 의한 high energy arcing fault (HEAF), 변압기 및 임시점화원 등이 있다. A계열 스위치기어실의 화재로 인하여 전파가 가능한 구역은 B계열 스위치기어실, class 1E 인버터실이 있으며, 전파 화재의 화재방호설비로는 방화문, 댐퍼 및 관통부 등을 고려하였다. 화재 시나리오 측면에서 고려된 사항은 Table 7에 자세하게 나타내었다.
Table 7
Detailed Fire Scenario Description
Switchgear Room Propagation Area
Bin Type Severity Factor Fire Barrier Area
15 Electrical Cabinet 0.12 Fire door Damper Penetration Train B Switchgear Room
16.a HEAF for Low-voltage Electrical Cabinets (480-1000 V) 0.12
16.b HEAF for Medium-voltage Electrical Cabinets (>1000 V) 0.12 Fire door Damper Penetration Class-1E Inverter Room
23 Transformer 0.10
5 Cable Fires Caused by Welding and Cutting 0.05 Fire door Damper Penetration Corridor
6 Transient Fires Caused by Welding and Cutting 0.05
7 Transient 0.05

2.2.3. 중요도 분석

중요도 분석을 위하여 개별 점화원의 손상 시나리오와 A계열 스위치기어실 전실 화재 시나리오 및 전파 화재 시나리오에 따른 조건부노심손상확률을 이루는 최소단절집합을 도출하였다. 여기에서 최소단절집합이란 개별적인 화재 시나리오에 의한 초기사건이 발생하였을 때 사고 완화를 위해 가용한 기기를 고려하여 노심손상을 일으킬 수 있는 내부사건 기기와 운전원 행위에 대한 조합을 나타낸다. 이에 대한 정량화는 AIMS-PSA(6)를 이용하였으며, 그 절단치는 1.0E-13을 가정하여 계산을 수행하였다. 이에 대한 자세한 결과는 Table 8에 나타내었다.
Table 8
Minimal Cut Set for Fire Scenarios
Fire Scenarios CCDP Number of MCSs Major MCS
100-A01A Area Fire 1.88E-05 60,226 MSOPHSR, MXOPHMSHR, SDOPHLATE
EDBDYDC01B
SW01A Fire 1.25E-05 39,239 MSOPHSR, MXOPHMSHR, SDOPHLATE
LC01A Fire 1.25E-05 39,239 MSOPHSR, MXOPHMSHR, SDOPHLATE
125-A01A Area Propagation 5.46E-05 2,312,450 MSOPHSR, MXOPHMSHR, SDOPHLATE
AFOPHALTWT, MSOPHSR, SDOPHLATE
AFOPHALTWT, SCOPHSDCOP, SDOPHLATE
EDBDYDC01B

• MSOPHSR: OPERATOR FAILS TO REMOVE STEAM (ADV/TBV)

• MXOPHMSHR: OPERATOR FAILS TO MAINTAIN SECONDARY HEAT REMOVAL USING MF PP 07P OR AFWS

• SDOPHLATE: OPERATOR FAILS TO PERFORM F&B OPERATION (LATE)

• EDBDYDC01B: FAULT ON 1E 125V DC CONTROL CENTER BUS DC01B

• AFOPHALTWT: OPERATOR FAILS TO ARRANGE ALTERNATIVE WATER SOURCE

다음으로 노심손상을 일으키는 각각의 최소단절집합에 화재 시나리오를 이루고 있는 기본사건들을 추가하여 최종적인 화재사건에 의한 최소단절집합을 도출하였다. 기본사건은 사건수목이나 고장수목에 반영하지 않고 최소단절집합에 추가하는 방식을 택하였으며, 정량화 과정의 회복조치에 화재 기본사건을 추가하도록 규칙에 반영하고 시나리오별로 그룹화하여 적용하였다. 예를 들어 LC01A에서 시작된 화재는 LC01A만 손상되는 화재, 자체 화재구역(100-A01A) 전실 화재, 이웃화재구역(100-A01B 및 125-A01A) 전파 화재 총 네 개의 시나리오로 분석하였다. 정량화 모델을 이용하여 얻을 수 있는 최소단절집합은 LC01A 손상 시 조건부노심손상확률, 100-A01A 전실 화재 시 조건부노심손상확률, 100-A01A와 100-A01B 전실 화재 시 조건부노심손상확률, 100-A01A와 125-A01A 전실 화재 시 조건부노심손상확률이다. 각 화재시나리오에 따른 노심손상빈도 계산을 위하여 조건부노심손상확률을 구성하는 모든 최소단절집합에 recovery rule을 이용하여 화재 기본사건을 추가하였다. 125-A01A 화재구역으로 전파되는 화재 시나리오의 경우, 100-A01A와 125-A01A 전실 화재 시 조건부노심손상확률을 구성하는 모든 최소단절집합에 LC01A의 화재발생빈도, 심각도, 15 min 수동진압실패확률, 100-A01A와 125-A01A 화재구역 사이의 물리적 화재방호설비, 125-A01A 화재구역의 자동화재진압설비를 추가하였다. 이와 같은 작업을 구역의 모든 점화원에 대하여 기기, 자체 화재구역, 이웃 화재구역 시나리오로 나누어 모두 수행하였다.
본 연구에서는 기존의 화재사건 확률론적 안전성평가에서 수행한 중요도 분석과 달리 화재 시나리오를 이루고 있는 기본사건들의 중요도에 초점을 맞추어 분석을 수행하였다. Table 9에는 이에 대한 중요도 분석 결과를 제시하였다.
Table 9
Importance Analysis for Train a Switchgear Room Fire
Order Event Prob F-V RAW BB
1 100-A01A_100-A01B_BF 7.40E-03 9.63E-01 130.20 2.35E-05
2 CAB_SF 1.20E-01 7.42E-01 6.44 1.12E-06
3 CAB_M15 2.32E-01 7.36E-01 3.44 5.74E-07
4 100-A01A_CAB_IF 4.79E-04 5.49E-01 1146.94 2.07E-04
5 LC01A_IF 1.67E-04 2.03E-01 1214.81 2.20E-04
6 100-A01A_XFMR_IF 1.44E-04 1.47E-01 1019.63 1.84E-04
7 XFMR_SF 1.00E-01 1.47E-01 2.32 2.65E-07
8 XFMR_M15 2.48E-01 1.46E-01 1.44 1.07E-07
9 100-A01A_TWNL_IF 2.12E-04 8.21E-02 388.34 7.01E-05
10 TWNL_SF 5.00E-02 8.21E-02 2.56 2.97E-07
11 TWNL_M15 1.88E-01 8.15E-02 1.35 7.85E-08
12 MXOPHMSHR 2.01E-03 3.12E-02 16.49 2.81E-06
13 MSOPHSR 1.04E-03 2.90E-02 28.87 5.05E-06
14 SW01A_IF 2.56E-04 1.93E-02 76.20 1.36E-05
15 CAB_M5 6.14E-01 6.60E-03 1.00 1.94E-09
16 EDBDYDC01B 5.21E-06 3.00E-03 576.21 1.04E-04
일반적으로 중요도 분석 시 고려하는 중요도 척도의 정의는 다음과 같다(7).
FVi=F0FiF0 (전체 위험도에 대한 기본사건 i를 포함하는 사고의 위험도 비) RAWi=Fi+F0 (전체위험도에대한기본사건i를포함하는사고의위험도비) BBi=Fi+Fi (기본사건 i가 위험도에 미치는 민감도)
F0 = 현재 위험도
Fi+ = 기본사건 i가 고장일 때 위험도
Fi- = 기본사건 i가 성공일 때 위험도
FV 관점에서는 100-A01A 화재구역과 100-A01B 사이의 화재방호설비 실패확률이 가장 중요한 것으로 분석되었다. 두 화재구역 사이의 화재방호설비가 실패하면 100-A01A에서 시작된 화재가 100-A01B 화재구역으로 전파되어 발전소 정전사고를 일으키는 것으로 분석되었다.
RAW와 BB의 관점에서는 로드센터 LC01A의 화재발생빈도가 가장 중요한 것으로 나타났다.
이는 기존 평가에서 중요하게 다루고 있는 사고 완화 관점이 아닌 실제적인 화재사건 시나리오 관점에서의 중요도 분석 결과를 나타낸다. 위의 결과에서 알 수 있듯이 해당 화재구역의 화재 리스크 저감을 위해서는 화재 전파를 방지할 수 있는 관통부와 댐퍼 등에 대한 주기적인 점검과 해당 화재구역 사이에 있는 방화문에 대한 점검 및 닫힘 유지가 가장 중요한 것으로 도출되었다. 이러한 결과는 원자력발전소의 화재 리스크 관점에서 실제적인 리스크 저감 및 예방에 큰 도움을 줄 수 있을 것으로 기대한다.

3. 불확실성 분석

3.1 불확실성 분석 방법

화재발생빈도, 화재 심각도, 기기 고장 확률, 운전원 조치확률 등과 같이 노심손상빈도를 구성하는 많은 입력 자료는 불확실성을 내재하고 있다. 다양한 화재 유발 사고경위 및 그 빈도는 화재 발생, 발전소 및 운전원 반응과 관련된 무작위 불확실성의 특징을 나타내며, 모델링된 사고경위의 각 입력에는 분포로 기술되는 빈도 및 확률과 관련된 인식론적 불확실성이 포함된다.
표본 추출 기법(예: 몬테카를로, 라틴 하이퍼큐브)은 일반적으로 인식론적 불확실성을 전파하여 각 사고경위 빈도 및 그로부터 야기된 노심손상빈도와 조기대량방출빈도(large early release frequency, LERF) 불확실성 분포에 대한 확률 분포를 생성하는 데 사용된다. 이를 고려하기 위하여 분석자는 화재사건 확률론적 안전성평가 결과와 관련된 불확실성의 원천에 기초하는 기본 모델링 가정을 이해하는 것이 중요하다.
특히 확률론적 안전성평가의 경우, 명시적으로 모델링 되지 않은 문제와 모델링한 기본사건에 대한 불완전한 정보로 인해 발생하는 불확실성을 분석하는 것이 중요하다. 일부 불확실성은 위에서 설명한 결과의 정량화에 구체적으로 포함될 수 있지만, 정성적으로만 다루어지거나 전혀 다루어지지 않는 불확실성이 있을 수 있다.

3.2 화재 기본사건의 오차 인자

앞서 중요도 분석을 위해 결합된 최소단절집합에 포함된 기본사건들은 점 추정된 노심손상빈도의 불확실성 분석을 위해서 필수적으로 오차 인자를 선정해야 한다. 대부분의 화재 시나리오를 이루고 있는 기본사건은 일반적으로 명확한 평균 발생확률 또는 빈도를 가지고 있으나 대부분의 값에 대한 오차 인자는 그 근거를 찾기 힘들다. 본 연구에서는 각 기본사건의 오차 인자에 대한 자료 조사를 수행하였으며 이에 대한 근거를 찾지 못한 경우에는 가정에 의해 불확실성 분석을 수행하였으며, 이에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Table 10에는 화재 시나리오를 이루는 각 기본사건에 대한 오차 인자를 나타내었으며, 각 데이터에 대한 근거는 아래와 같다.
Table 10
Error Factor for Various Fire Frequencies and Probabilities
Category Basic Event No. Description Error Factor Reference
Fire ignition frequency 100-A01A_CAB_IF Electrical Cabinet 6.21 NUREG-2169
LC01A_IF HEAF for Low-voltage Electrical Cabinets (480-1000 V) 29.65 NUREG-2169
SW01A_IF HEAF for Medium-voltage Electrical Cabinets (>1000 V) 4.40 NUREG-2169
100-A01A_XFMR_IF Transformer 5.77 NUREG-2169
100-A01A_TWNL_IF Transient Fires Caused by Welding/Cutting 4.42 NUREG-2169
Severity Factor CAB_SF Control Room Electrical Cabinets 5 TR-105928
CAB_SF Switchgear Room Electrical Cabinets 5 TR-105928
XFMR_SF Indoor Transformers 5 TR-105928
Automatic Suppression Failure Probability 125-A01A_AS Carbon Dioxide Systems 2.6 OREDA-92(8)
Halon System 1.5 OREDA-92(8)
Wet Pipe Sprinkler Systems 10 OREDA-92(8)
Deluge or Preaction Sprinkler Systems 10 OREDA-92(8)
Fire Barrier Failure Probability 100-A01A_125-A01A_BF Fire, Security and Water Tight Doors 3 INEL-95/0396(9)
100-A01A_100-A01B_BF Penetration Seals, Fire Walls 3 INEL-95/0396(9)
Non-Suppression Probability CAB_M Electrical Fire 1.1 NUREG-2169
XFMR_M Transformer Fire 1.15 NUREG-2169
TWNL_M Transient Fire 1.19 NUREG-2169
CAB_M15 Electrical Fire 1.05 NUREG-2169
XFMR_M15 Transformer Fire 1.08 NUREG-2169
TWNL_M15 Transient Fire 1.08 NUREG-2169
  • 화재발생빈도는 기본적으로 많은 원전 운영 경험이 있는 미국의 EPRI DATA를 근거로 한다. 최근에 발표된 NUREG-2169에서는 다년간의 발전소 운영 경험을 바탕으로 전출력 운전 및 정지 저출력에 대한 점화원별 화재발생빈도와 오차 인자를 제시하고 있다. 본 연구에서도 이를 기준으로 오차 인자를 선정하였다. 특히 high energy arc fault (HEAF)에 대한 오차 인자는 다른 점화원에 비하여 상대적으로 큼을 알 수 있다.

  • 화재 심각도의 경우, NUREG/CR-6850에서는 점화원의 열방출률을 근거로 화재 모델링을 수행한 후 표적과의 위치 정보를 통해 얻게 되는 손상확률을 바탕으로 심각도를 선정한다. 하지만 기존의 FPRAIG 방법의 화재 심각도는 발생한 화재 건수 대비 심각한 화재로 성장한 건수로 그 값을 결정하였기 때문에 이에 대한 오차 인자를 결정할 수 없다. 따라서 본 연구에서는 이에 대한 오차 인자를 5로 가정하였다.

  • 자동소화설비 실패확률과 화재방호설비 실패확률은 기존에 사용하고 있는 값들에 대한 근거를 조사하여 참고문헌에서 제시하고 있는 값을 적용하였다.

  • 화재진압 실패확률은 시간에 따른 진압실패확률을 결정할 수 있는 지수함수로 제시되어 있어, 자체 화재구역의 전실화재와 이웃 화재구역으로의 전파 시나리오에 대한 특정한 시간에서의 오차 인자에 대하여 계산한 값을 사용하였다.

몬테카를로 시뮬레이션(샘플 수 50,000개)을 통한 불확실성 분석결과는 Table 11Figure 2와 같다. 결과에서 알 수 있듯이 화재 사건 확률론적 안전성평가는 다른 사건과 비교하여 매우 큰 불확실성을 내포하고 있음을 알 수 있다. 따라서 위험도 정보활용 의사결정에 활용할 경우에는 불확실성 평가 결과를 고려한 평가가 필요하다.
Table 11
Uncertainty Analysis for Train a Switchgear Room Fire
Point Mean 5% 50% 95% 95%/50%
1.809 1.802 1.213 7.452 6.009 8.063
E-07 E-07 E-08 E-08 E-07
Figure 2
Uncertainty distribution for train a switchgear room fire CDF.
kifse-36-2-33-g002.jpg

3.3 화재 심각도 및 화재진압 실패확률에 대한 민감도 평가

오차 인자에 대한 근거를 찾을 수 없어 오차 인자를 5로 가정하였던 화재 심각도에 대하여 오차 인자에 따른 민감도 분석을 수행하였다. 민감도 분석은 오차 인자를 3과 10으로 적용하고 각각에 대하여 최종적인 노심손상빈도 변화에 대한 추이를 살펴보았다.
화재 심각도의 오차 인자를 3과 10으로 변경하여 수행한 불확실성 분석의 결과를 각각 Table 12Table 13으로 나타내었으며, 이에 대한 오차 인자가 결과에 매우 민감한 영향을 미치게 됨을 확인하였다. 따라서 화재 심각도에 대한 오차 인자 선정을 위한 추가 연구가 필요하다.
Table 12
Uncertainty Analysis for Train a Switchgear Room Fire (EF-3)
Point Mean 5% 50% 95% 95%/50%
1.809 1.812 1.615 8.739 5.840 6.682
E-07 E-07 E-08 E-08 E-07
Table 13
Uncertainty Analysis for Train a Switchgear Room Fire (EF-10)
Point Mean 5% 50% 95% 95%/50%
1.809 1.776 7.106 5.475 6.092 11.127
E-07 E-07 E-09 E-08 E-07

4. 결 론

본 연구에서는 화재사건 확률론적 안전성평가에서의 중요도 분석과 불확실성 분석에 대한 분석 방법을 제시하였으며, 분석 방법의 실제 적용을 위해 참조원전 A계열 스위치기어실에 대한 분석을 수행하였다. 분석 결과 본 연구를 통하여 얻게 된 주요한 사항은 다음과 같다.
  • 실제적인 화재사건 시나리오 관점에서의 중요도 분석을 수행하여 참조원전 스위치기어실 화재에서의 중요 기본사건을 도출함

  • 화재사건에 대한 불확실성 평가 결과는 다른 사건과 비교하여 매우 큰 불확실성을 내포하고 있음을 확인함

  • 화재 기본사건 중 심각도는 구역전체 화재와 이웃 화재구역 전파 시나리오에 모두 적용되어 오차 인자의 영향이 크게 나타나므로 이에 대한 추가 연구가 필요함

본 연구결과는 원전 전체에 대한 분석 결과가 아닌 특정 화재구역에 대한 결과를 나타내지만, 연구에 이용한 방법을 전체 화재구역으로 확대하여 적용하면 기존 국내 화재 PSA의 중요도 분석 및 불확실성 분석의 한계를 개선할 수 있다.
위의 주요한 사항과 같이 중요도 분석을 통해 화재사건 리스크 관점에서 중요한 기본사건을 도출하여 향후 리스크 저감을 위한 근거를 마련하였으며, 불확실성 분석을 통해서도 화재사건의 불확실성이 매우 중요함을 확인하였다. 향후 본 연구에서 제안한 화재사건 중요도 분석과 불확실성 분석을 통하여 리스크 저감 방안을 마련하고 분석의 불확실성에 대한 정량적 분석을 통하여 위험도 정보활용 의사결정에 활용될 것으로 기대한다.

후 기

본 연구는 원자력안전위원회의 재원과 한국원자력안전재단의 지원을 받아 수행한 원자력안전 연구사업의 연구결과입니다(No. 1805002).

References

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2. EPRI and U. S. NRC. “Fire Probabilistic Risk Assessment Methods Enhancements”, NUREG/CR-6850 and EPRI 1011989, Finial Report, (2005).

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crossref
4. U. S. NRC and EPRI. “Nuclear Power Plant Fire Ignition Frequency and Non-Suppression Probability Estimation Using the Updated Fire Events Database, United States Fire Event Experience Through 2009”, NUREG-2169, (2015).

5. EPRI. “Automatic and Manual Suppression Reliability Data for Nuclear Power Plant Fire Risk Analyses”, NSAC-179L, Finial Report, (1994).

6. S. H Han, H. G Lim, S. C Jang and J. E Yang, “AIMS-psa:a software for integrated PSA”, International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM 13), (2016).

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9. Idaho National Engineering Laboratory. “Fire Protection Operating Experience Review for Fusion Application”, INEL-95/0396, (1995).



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