한국형 표준원전의 운전 경험에 기초한 안전 관련 I&C 부품에 대한 신뢰도 연구

Theories and Applications of Chem. Eng., 2002, Vol. 8, No. 1

민 경란, 장 승철, 한 상훈

한국원자력연구소

Relilability Analysis for Safety-Related I&C  Component Based on operating experience of Korea Standard Nuclear Power Plant(KSNPP)

Kyung-Ran Min, Seung-Cheol Jang, Sang-Hoon Han

Korea Atomic Energy Research Institute

서론

대개의 공학적인 설계나 공공 정책 결정 과정에서는 사고 발생확률 자체가 매우 낮다 하더라도 만약의 사고 발생시 대형 재난으로 이어질 수 있는 사건에 대해 많은 관심이 집중된다. 예를 들면, 댐의 설계는 평균 저수량보다는 100년 만의 최대 홍수 사건을 기반으로 하고 원전 설계의 경우 수명기간 동안 발생 가능한 각종 최대 자연재해 뿐만 아니라 예측 가능한 모든 사고 가능성에 대해 대비하고 있다.

위험도 분석은 이와 같이 공중의 건강과 안전에 대한 위험 요소들을 선정하고 그 위험 요소들의 발생 확률 및 발생시 입게 될 손실의 심각성을 추정함으로서 정량적 평가가 가능하다. 그러나, 문제는 낮은 발생확률을 갖지만 발생시 대형재난으로 이어지는 사건들에 대한 경험 자료가 부족하여 전통적인 통계기법에 의해서는 의미 있는 결과를 얻기 어렵다는 점이다. 희귀 사건에 대한 하나의 대안적인 방법은 분해 접근방법으로 관심의 희귀사건에 대한 경험적 데이터를 직접 수집하기 보다는 한단계 아래인 계통/부품 레벨의 사건들을 이용하여 이들의 인과관계에 대한 모델을 사용하는 방법이다. 원자력 발전소에 대하여 전형적인 분해법의 예인 고장수목 및 사건수목 등을 이용한 체계적인 분석 방법인 확률론적 안전성 평가 (PSA; probabilistic safety assessment) 기법을 사용한다[1,2].

본 논문에서는 국내 표준원전 계열 (영광 3,4 및 울진 3,4 호기)의 발전소 보호 계통(PPS; plant protection system)에 대한 고유 신뢰도 자료의 수집 및 분석 결과에 대한 내용을 기술하고 있다. 분석 대상 기간은 상업운전 이후 2000.5월까지의 운전기간 중 계획 예방정비 기간을 제외한 정상운전중인 기간의 신뢰도 자료를 수집/분석하였다. 먼저 분석 대상 I&C 기기를 선정하고 해당 기기의 보수 및 고장 내역을 수집/분석하였다.  분석 대상 I&C 부품은 원자로 보호 계통 (RPS; reactor protection system), 공학적 안전설비 작동 계통 (ESFAS; Engineering safety feature actuation system) 및 다중 보호 계통 (DPS; diverse protection system) 을 구성하는 모든 I&C 부품 들을 (감지기에서부터 정지차단기/ 부계전기/정지 접점 까지 포함) 대상으로 하였다. 신뢰도 자료는 분석된 결과를 단순 통계 처리하여 기기종류별로 고장율을 계산하였고,  이를 일반신뢰도 자료와 비교하였다.

본론

1.  자료 수집 및 분석 방법

1.1  분석 대상 기간

표준원전 계열의 4개 호기에 대한 분석 대상 기간은 기본적으로 상업 운전 이후 자료 수집 동결일까지 계획정지 기간을 제외한 정상 운전 기간으로 표 1 과 같다. 해당 분석 대상 기간에서 불시정지 기간은 계획정지 기간에 비해 매우 미미하므로 고려하지 않았다. 표 1에 따라 4개 원전의 분석 대상인 총 정상운전 기간의 누적 일수는 3,149일 (8.63년)이었다. 신뢰도 분석은 이 기간에 발생한 안전 관련 I&C 부품의 고장에 대해서만 수행하였다.

표 1. 호기별 분석대상기간

호 기	상업운전일	자료동결일	총 정상운전 누적 일수	총 정상운전 누적 년수	비 고
영광3	95. 4. 1	99. 7. 31	1340	3.68	계획정지 제외
영광4	96. 1. 1	99. 7. 31	1155	3.16	계획정지 제외
울진3	98. 8. 11	00. 5. 31	589	1.61	계획정지 제외
울진4	00. 1. 1	00. 5. 31	65	0.18	계획정지 제외
계			3149	8.63	계획정지 제외

1.2  자료 수집 내용

자료 수집을 위해 조사 대상 부품을 먼저 결정하여야 한다. 분석 대상 I&C 부품은 RPS, ESFAS, DPS를 구성하는 모든 I&C 부품 들을 대상으로 하였다. 각 정지 변수 또는 공정 변수에 해당하는 감지기에서부터 원자로 정지 스위치기어(RTSS; reactor trip switchgear system),  부계전기의 interface relay, 또는 MG-set  trip contact 까지 이르는 모든 안전 관련 I&C 부품이 이에 해당한다.  또한 노심보호 연산기 (CPC; core protection calculator), 제어봉 연산기 (CEAC; control element assembly calculator)  및 이와 관련된 계측 기기들도 포함되어 있다. 그러나 직접적인 정지 신호 발생에 영향을 주지 않는 기능 -  예를 들면, 경보계통, 화면 표시 기능, test circuit, 등 - 과 관련된 I&C 부품은 조사 대상에서 제외하였다.

기본적인 I&C 부품의 신뢰도 자료는 해당 원전에서 발행된 TR (Trouble Report)을 근간으로 하고 있다.  울진 3,4 호기의 경우 NCR (Non-Confirmation Report)을 추가로 조사하여 동 기간내의 TR과의 비교 분석을 통해 동일한 고장이력으로 판정되는 기록은 중복을 피하기 위해 제거하였다. 또한 고장이력의 보다 정확한 계통 파급효과를 알기 위해 필요시 발전과장 일지를 검토함으로써 분석의 정확성을 도모하였다.

보수 및 고장자료의 수집된 자료로부터 다음과 같은 분석의 원칙을 가지고 상세 고장분석을 수행하였다.

- I&C 부품의 기기경계는 RPS/ESFAS 고장 수목[3]에 기초하여 분류되었고 대개 카드 단위로 경계가 이루어져 있다.

- 하나의 보수/고장이 여러 개의 TR로 분리되어 발행되는 경우가 있으며, 이 때는 TR들을 하나의 보수/고장으로 통합하였다.

- 하나의 TR이 여러 기기의 보수/고장 내용을 포함하고 있는 경우,  이 가운데 OOS (out-of-service)에 해당되거나, 기기의 고장에 해당되는 경우는 모두 분리하였다.

- 계획정지 기간 중의 고장 또는 보수들 가운데 그 고장이 정상 운전 중에 발생되어 계획정지 기간에 보수한 경우로 판정되면 상세 고장분석 대상으로 분류하였다.

- 상세 고장분석 대상으로 분류된 각 보수 및 고장 내용에 대해 고장모드, 고장심각도, OOS시간, 기기 OOS 여부 등이 분석되었다.

이상과 같이 보수 및 고장 내용을 정리한 결과 영광 3,4호기의 경우 84건, 울진3,4호기의 경우 약 14 건이 상세 고장 분석 대상으로 분류되었으며 이들 중 고장으로 분류 (기능상실 및 기능 저하로 분석된 경우)된 것이 총 65건으로 전체의 66%에 해당된다.  이는 고장 심각도 측면에서 매우 보수적인 분석이 수행 되었음을 의미한다.

1.3  I&C 부품 종류별 작동 시간 또는 횟수

I&C 부품 신뢰도를 구하기 위하여 신뢰도 모형이 필요하다. 전자 부품의 경우 고장 분포는 일반적으로 지수분포를 따르는 것으로 알려져 있으며 고장율 ([eqn: lambda] : time-related failure rate) 또는 요구시 고장 확률 (P) 을 구하기 위하여 각 대상 부품의 총 운전 시간 또는 작동 요구 횟수를 알아야 한다[4].

본 분석에서는 총 요구 횟수와 운전시간을 알기 위해 정기 시험 주기만을 고려하여 계산한 결과를 사용하였으며 그 결과는 표 2에 정리된 바와 같다.

표 2. I&C 주요 부품별 총 운전 시간 및 작동 요구횟수

부품 종류	영광 3,4호기			울진 3,4호기
	부품 수	작동횟수	운전시간 (Yr)	부품 수	작동횟수	운전시간 (Yr)
Bistable	80	-	546.85	72	-	133.74
Bistable Output Relay	388	31826.63	-	356	7749.83	-
CEA Calculator	2	-	13.67	2	-	3.72
Core Protection Calculator	4	-	27.34	4	-	7.43
Differential Pressure Transmitter	8	-	54.68	8	-	14.86
DPS AFAS Control Circuit	6	-	41.01	6	-	11.15
DPS MG Set Control Circuit	2	-	13.67	2	-	3.72
DPS Signal Processor	6	-	41.01	6	-	11.15
Hand Switch	50	4101.37	-	50	1114.52	-
Initiation Relay Card	60	4921.64	-	60	1337.42	-
Interface Relay	56	6890.30	-	56	1872.39	-
Interposing Relay Card	32	2624.88	-	32	713.29	-
Level Transmitter	24	-	164.05	24	-	44.58
Logic Matrix Relays	168	13780.60	-	168	3744.79	-
Neutron Flux Detector	12	-	82.03	12	-	22.29
Pressure Transmitter	26	-	177.73	26	-	48.30
RCP speed sensor	16	-	109.37	16	-	29.72
Reed Switch Position Transmitter	73	-	499.00	73	-	135.60
RCS Temperature Element	8	-	54.68	8	-	14.86
TCB, UV, Shunt trip device	4	2433.48	-	4	661.28	-

2.  I&C 부품 신뢰도 분석 결과

국내 표준원전 계열에 대한 안전 관련 I&C 부품의 분석 결과를 미국의 CE형 원전에 대한 운전 경험 자료[5]와 비교 분석 하여 표 3에 정리하였다.  참고문헌 5의 미국 CE 형 원전의 자료는 12년 간의 LER(licensee event report)과 NPRDS(nuclear plant reliability data system)를 근간으로 하고 있다.  표 3의 국내 자료에는 영광 3,4 및 울진 3,4 호기의 안전 관련 I&C 부품들에 대한 운전 경험이 통합되어 있다.  고장 횟수는 참고 문헌 6에 의거하여 3개의 그룹으로 분류된 고장 정도 (기능 상실, 기능 저하, 고장 징후)로부터 기능상실 및 기능저하로 분석된 고장 건수만 계산한 것으로 98건의 상세분석 대상 가운데 66%를 차지하고 있다.  작동 횟수 또는 운전 년수는 표 2에서 기술되어 있는 호기별 자료를 더한 것으로 고장율(/yr) 또는 요구시 고장 확률(/demand)을 얻기 위해서 각각 고장횟수를 운전 년수 또는 작동횟수로 나누어 주면 된다. 그러나 표 3에서 보듯이 국내 자료의 경우 고장 경험이 없는 부품이 다수 존재하며 이와 같이 zero-failure data의 경우 고장률 또는 고장확률의 추정은 논란의 여지가 많으므로 기존 기술되어 있는 방법들 가운데 하나를 선택하여 이용할 수 있겠다[7].

표 3. 국내 표준원전계열 원전의 안전 관련 I&C 부품 신뢰도 자료 분석

부품 종류	국내 표준원전계열			미국 CE형 원전[5]
	고장횟수	작동횟수	운전시간 (Yr)	고장횟수	작동횟수	운전시간 (Yr)
Trp Circuit Breaker	0	3095	-	0	58576	-
Initiation Relays	0	6259	-	0	97890	-
Logic Matrix Relays	0	17525	-	24	58902	-
Bistable Relays	2	39576	-	2	215196	-
Bistables	0	-	680.59	105	-	1671.00
Pressure Transmitter	3	-	48.30	9	-	269.40
Differential Pressure Transmitter	0	-	69.55	-	-	-
Level Transmitter	2	-	44.58	-	-	-
RCS Temperature Element	1	-	14.86	20	-	1165.60
Ex-core Neutron Flux Detectors	10	-	22.29	12	-	321.84
Core Protection Calculators	13	-	34.77	13	-	16.48
CEA Calculators	12	-	17.39	19	-	8.24
Hand Switch	1	5216	-	1	3392	-
DPS AFAS Control Circuit	0	-	52.16	-	-	-
DPS MG Set Control Circuit	0	-	17.39	-	-	-
DPS Signal Processor	2	-	52.16	-	-	-
Interface Relay	2	8763	-	-	-	-
Interposing Relay Card	0	3338	-	-	-	-

결론

국내 표준원전 계열 (영광 3,4 및 울진 3,4 호기)의 안전 관련 I&C 부품에 대해  상업 운전 이 총 8.63년간의 현장 운전 이력 자료를 대상으로 신뢰도 분석을 수행하였다. 본 분석에서 사용된 현장 자료는 상업운전 초기의 자료가 거의 대부분 임에도 불구하고 외국의 CE노형에 대한 고장경험과 비교 할 때 부품의 성능은 전반적으로 유사하거나 오히려 좋은 것으로 나타났다. 이는 안전 관련 I&C 부품들이 매우 적절한 관리 상태 하에 있음을 보여주는 것이라 하겠다.

같은 기기 종류에 대해 고장 횟수가 많은 경우는 비교적 의미 있는 자료를 산출할 수 있지만, 고장 횟수가 극히 적은 경우에는 두 가지 극단적인 결과를 낳을 수 있다.  하나는 'zero-failure data'인 경우이며,  다른 하나는 한 두 번의 고장이 발생하였으나 운전시간이 짧아 통계적으로 의미 있는 고장율을 얻지 못하는 경우이다. 분석결과의 사용시 이러한 점을 충분히 감안하여야 할 필요가 있다.

현재 국내외적으로 안전성과 경제성을 함께 고려한 효율적인 자원의 배분을 위해 규제 및  발전소 운영 분야에서 위험도 정보를 기반으로 하는 의사 결정 방법을 많이 도입하고 있다. 이를 위해서는 발전소 고유 신뢰도 데이터 베이스의 개발하고  지속적이고 체계적인 관리가 필수적이다.

참고문헌

화학공학의 이론과 응용 제8권 제1호 2002년

1.Ravetz, J.:"Uncertainty, Ignorance and Policy," in Science for Public Policy, Pargamon, New York(1987)

2.Linnerooth-Bayer,J. and Wahlstrom, B.:"Applications of Probabilistic Risk Assessments: the Selection of Appropriate Tools," Risk Analysis, Vol.11, No.2(1991)

3.한국원자력연구소 :울진 3,4 호기 RPS/ESFAS 계통 신뢰도 분석, (to be published).

4.U.S. NRC :"PSA Procedures Guide, NUREG/CR-2300", V0l.1(1983)

5.ABB-CE, RPS/ESFAS Extended Test Interval Evaluation, CEN-327, Prepared for the CE Owners Group, Combustion Engineering(1986)

6. 한상훈 :"영광 4호기 기기 신뢰도 분석 결과," KAERI-ISA-MEMO-ART-2001-002A, Memo(2001)

7.Bailey,R.T.:"Estimation from Zero-Failure Data," Risk Analysis, Vol.17, No.3(1997)