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제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
OUTLINE
• Introduction
• Uncertainty in Risk
• Other Causes Risks
• A LERF Definition• ECF, LERF and LCF, LLRF
• PWR and PHWR Applicability
• Concluding Remarks
2
제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
3
Safety Goal Overview for RISK
CDF LERF
PLANTMODEL
CONTAINMENTMODEL
SITE/CONSEQUENEMODEL
QHOs
Level ⅢLevelⅠ Level Ⅱ
Results
Accident sequences leading to plant damage states
Results
Containment failure/release sequences
Results
Public health effects
PLANT MODE
At-power Operation Shutdown / Transition Evolutions
SCOPE
Internal Events External Events
4
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4
Introduction
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Uncertainty in Risk• Modeling Uncertainty (codes, source terms …)
Indefiniteness in model comprehensiveness and characterizations
• Data Uncertainty (Statistics Data …)
Variation, imprecision and vagueness• Completeness Uncertainty (CET, DET, …)
Indefiniteness as to whether all significant contributors are included
• Analyst UncertaintyAnalyst variation
It needs to be stated whether the comparison with the safety goal shall be done for some percentile in the uncertainty distribution of the calculated risk measure such as LERF.
5
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/ :
/ : /
l l l l
l
l
l
R P C DP accident year initiating eventsC curies accident radioactive release from the accidentsD death curies
= ⋅ ⋅===
131
131
/
/ l
l
If C I curies accident
D D death I curies
=
= =
Risk for l sequence
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Containment Release for other FP
Typical PWR Source term for the containment leakage
(1) 100% of noble gas: available for leakage
(2) 25% of I ; 91% of the 25% are elemental I
5% of 25% is particulate I
4% of 25% is organic iodides
(3) 1% aerosol available of remaining fission products
Relative volatility: Cs > I > Te > Sr > Ru
(Ref. L. Lewis p. 532)
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C : determined by the plant design and
operational proceduresD : consequence model – site specific
( )
l l ll
l ll
R P C D
D P C
D C
= ⋅ ⋅
= ⋅
= ⋅
∑
∑
Total Risk, R
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제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
Risk Family (WASH-1400)• Unacceptable
• Reduction Desired
• Acceptable
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Ex 3.
2.50000E+015.00000E+00Q_Z1Z2Z(lognormal)
Frequency Chart
.000
.079
.157
.236
.314
0
785.2
3141
-0.00 50.00 100.00 150.00 200.00
10,000 Trials 1,891 Outliers
Forecast: Q_Z1Z2
A V GI E R L E R F C P E F= •
1 ) 12 ) 23 )
A V G
Z L E R FZ C P E FZ I E R
==
=
Bibliography
Iman, R. L. and Conover, W. J., 1982, “ A Distribution-free Approach to Inducing Rank Correlation among Input Variables,” Communications in Statistics, B11:311-334
A V G
I E Ro r L E R FC P E F
=
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Quantitative Health Objective for NPP (USNRC)
• The individual early fatality risk in the region between the site boundary and I mile beyond this boundary will be less than 5X10-7 per year. (1/1000 of the risk due to all other causes)
• The individual latent cancer fatality risk in the region betweenthe site boundary and I0 miles beyond this boundary will be less than 2X10-6 per year. (1/1000 of the risk due to all other causes)
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UK and US EPA Risk Acceptance
• Individual Probability of death greater than 10-3 per year for workers and 10-4 per year for the public is unacceptable. (UK Health and safety Executive)
• Individual Probability of death less than 10-6 per year is “broadly acceptable.” (UK Health and safety Executive)
• The risk of an accident causing the death of 50 people or more in a single event should be less than 2x10-4 per year. (UK Health and safety Executive)
• A lifetime cancer risk of less than 10-4 for the most exposed person is acceptable. (US EPA): very conservative.
• A lifetime cancer risk of less than 10-6 for the average person is acceptable. (US EPA)
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Subsidiary Safety Goals
• Severe accident core damage frequency (CDF) will be less than 1X10-4 per year.
• Conditional probability of containment failure will be less than0.1.
• Large release frequency (LRF) will be less than 1X10-6 per year.
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그림 1. 연도별 사고사망 및 암 사망에 대한 허용 리스크 추이
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Other Causes Annual Individual Risks are not considered
• Accidents: Motor Vehicles: 6.0X10-4, Falls: 6.2X10-5
• Sports: Hang Gliding: 8X10-4, Power Boat Racing: 8X10-4, Mountaineering: 7X10-4
• Occupation: Mining: 9X10-4, Fire Fighting: 8X10-4, Police: 2X10-4
• Cancer: 2X10-6
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KINS 자료(1/5): 국내 사망 리스크 (통계청 자료, 1983~2006년)
사고사망 리스크
• 인구 10 만명 당 평균 연간 69.35명 사망 (그림 1): 평균 사망리스크는 6.935×10-4/년, 2000년 이후 6.0×10-4/년 정도 유지
• 보건목표 허용 리스크: 사고 사망리스크(6.0×10-4/년으로 설정)×0.1% = 6×10-7/년: 보수적으로 5×10-7/년으로 설정, 미국과 동일한 값
암 사망 리스크
• 인구 10 만 명 당 평균 연간 111.49명 (그림 1): 평균사망리스크는 1.115×10-3/년: 꾸준히 증가하는 추세: 7.2×10-4/년→ 1.37×10-3/년
• 보건목표 허용 리스크: 암 사망리스크(1.37×10-3/년으로 설정)×0.1% = 1.37×10-6/년: 보수적으로 1×10-6/년으로 설정, 미국은 2×10-6/년
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KINS 자료(2/5) 조기사망리스크(IER: Individual Early Risk)
AVG
N
nn CPEFLERFCPEFLERFIER ×=×= ∑1
: 조기대량방출에 속하는 방출군n 사건의 발생빈도(/년)
: 조건부 조기사망확률
: 조기대량방출빈도(/년)
: 조건부 조기사망확률 평균치
∑=n
nLERFLERF1
nCPEF
∑ ×=N
nn
AVG CPEFLERFLERFCPEF
1
nLERF
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KINS 자료(3/5): 조기사망에 대한 성능목표 설정
조건부 조기사망확률 평가(MACCS 2코드 사용)• 원전별, 방출군별 비상대응시나리오별 평가
내, 외부사건에 대한 조건부 조기사망확률 평균치 계산(표 1~2)
성능목표 설정
• 국내 전 원전에 공통 적용할 수 있는 성능목표 지표 설정
: 보수성 추가를 위해 주민 소개 없이 선량에 따른 이주만 고려
: 최대값인 울진 3,4호기 내부사건 7.0×10-2
을 대표값으로 선정
• 조기사망에 대한 성능목표
대량조기방출빈도(LERF) < 5.0x10-6/년
※ 선원항 평가의 보수성, 소개를 고려하지 않는 비상계획의 보수성 등
대량조기방출빈도 5×10-6/년은 안전목표에 충분한 여유가 있는 것으로 판단
년/100.5100.7 72 −− ×<××= LERFIER
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KINS 자료(4/5): 암 사망에 대한 성능목표 설정
조건부 암사망확률 평가(MACCS2코드 사용) (표 4)성능목표 설정
• 국내 전 원전에 공통 적용할 수 있는 성능목표 지표 설정
: 보수성 추가위해 이주 및 소개는 고려하지 않음
: 최대값인 고리 2호기의 6.25×10-3
을 대표값으로 선정
• 암 사망에 대한 성능목표
: 격납건물내로 방출된 방사성물질이 모두 환경으로 방출되는 것으로 가정
(CCFP=1, CCFP: Conditional Containment Failure Probability)⇒ CFF = CCFP X CDF = CDF
노심손상빈도 (CDF) < 1.0 x 10-4/년
※ 선원항 평가 보수성, 격납건물 격리기능과 방재대책을 고려하지 않은 점 등
노심손상빈도 1×10-4/년은 안전목표에 충분한 여유가 있는 것으로 판단
년/100.11025.6 63 −− ×<××= CFFILR
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KINS 자료(5/5): 조건부 조기사망 확률(내부사건)
1) hotspot relocation: 일주일간 피폭으로 인한 총예탁선량이 500 mSv 초과 예상시 plume 도착 6시간 후 소개
normal relocation: 일주일 피폭으로 인한 총예탁선량이 250 mSv 초과 예상시 plume 12시간 후 소개
2) 방출군별 조건부조기사망확률 중 최대치
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* W. T. Pratt, V. Mubayi, T.L. Chu, "An Approach for Estimating the Frequencies of Various Containment Failure Modes and Bypass Events," U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG/CR-6595, 2004.
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LERF(Large Early Release Frequency*)LERF(Large Early Release Frequency*)
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ECF, LERF and LCF, LLRF
• Integration of the Full Level-1 & 2 PSA ▫ LERF/LLRF fraction/frequency are the interface for Level-1 & 2
▫ Automatically Build the One Top Model for the Level-2 PSA
• Easy and fast to quantify the Level-2 PSA ▫ Quantification in a minute for the full Level-2 sequences
▫ Enables the analyst to concentrate on the Level-2 Specifics
Level-1 CDF PSA Model- Event Tree- Fault Tree
Level-2 PSA Model- Decomposition ET- Containment ET
One Top Model for LERF/LLRF
LERF/LLRF- for Each IE- for Each PDS
Extended Model- PDS ET
Level-2 STC- Release
Category
LERF/LLRF Fraction for each PDS
(*)
(*)
(*) Interface between Level-1 & 2 PSA
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Fig. 1 CET
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Fig. 4 DET for Core Melt Arrest
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Fig. 6 DET for Mode of Early Containment
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Fig. 9 DET for Mode of Late Containment Failure
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LERF Alternatives
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Alternative condition candidate source terms LERF
A-1 ECF STC3+ STC4+STC14+STC16+ STC17 2.02x10-8*
A-2 ECF+Bypass STC3+ STC4+STC14+STC16+ STC17+ STC18+ STC19 1.03x10-6*
A-3 >2.5% I/Cs/Te STC3+ STC4+ STC10+STC12+ STC13+STC14+STC16+STC17 2.02x10-8*
A-4 >10% of ISTC3+ STC4+STC6+STC8+
STC10+STC12+ STC13+STC14+STC16+STC17
2.02x10-8*
A-5 activity STC3+ STC4+STC14+STC16+ STC17 ?? -
A-6 1 prompt fatality STC3+ STC4+STC14+ STC15+STC16+ STC17 3.99X10-7*
* Large Early Release Frequency (LERF)
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EF_alternative 1, 2, 3
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MACCS_EF
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An Example Approach
Pi : Estimation of the likelihood or frequencies of events Ci : Estimation of the consequences of eventsi : 1, 2, •••, n (Accident Scenario)
R = ∑Pi Ⅹ CiR = ∑Pi Ⅹ Cii = 1
n
IPE IPE MACCSMACCS
Mean of Early Fatality = ∑STCFi Ⅹ CiMean of Early Fatality = ∑STCFi Ⅹ Ci
STCFi : source term category frequency
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Total flux out of V :
,where total mass is
Therefore,
( )V
M t dVχ= ∫(x,y,z,t) : concentration of substanceχ∵
( )S
MJ t F ndSt
∂= = −
∂∫ i
S V V
F ndS F dV dVt
χ∂= ∇ = −
∂∫ ∫ ∫∵ i i
( ) 0V
Ftχ∂
∴ + ∇ =∂∫ i
( )u Dtχ χ χ∂
⇔ = ∇ − ∇∂
i F u Dχ χ= − ∇∵
2 2 2
2 2 2
( , , , )x y z
x y z t u v w D D Dt x y z x y z
χ χ χ χ χ χ χ∂ ∂ ∂ ∂ ∂ ∂ ∂+ + + = + +
∂ ∂ ∂ ∂ ∂ ∂ ∂
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Assumption: Uniform Medium at rest
If diffusion in x, y, z direction is identical,
If is the average wind speed in x direction & h is height from release point,
2
2
( , )x
x t Dt x
χ χ∂ ∂=
∂ ∂2
x
A= dx = exp[ ] 4t
A = 4 = 2A Dt
x
x
xQ dxD t
D t
χ
π π
∞ ∞
−∞ −∞
−∫ ∫
2A( , ) = exp[ ]4t x
xx tD t
χ −
2Q 1( , ) = exp[ ( ) ]22 xx
xx tχσπσ
∴ − = 2x xL et D tσ∵
2 2 2Q 1 1 1 1 1( , , , ) = exp[ ( ) ] exp[ ( ) ] exp[ ( ) ]2 2 22 2 2x y zx y z
x y zx y z tχσ σ σπσ πσ πσ
− − −
Normalization:
then,
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Q = total amount of effluent emitted
h = the height of the source
σy, σz = horizontal and vertical dispersion coefficients
x = the distance downwind
y = the distance across wind
z = the height above the ground
= the mean wind speed u
2 2 23
Q 1( , , , ) = exp[ {( ) ( ) ( ) }]2( 2 ) x y zx y z
x ut y z hx y z tχσ σ σπ σ σ σ− −
∴ − + +
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An Important Idea
H : 표적기관에 전달된 유효선량(Sv)D50 : 피폭된 인구중 절반에서 해당 인체영향을 유발시킬 수 있는 선량(Sv)
IEFR= ∑STCFi Ⅹ {1-exp(-0.693[H/D50])}IEFR= ∑STCFi Ⅹ {1-exp(-0.693[H/D50])}
STCFi : source term category frequency
IEFR= ∑STCFi Ⅹ (Ci/Pi)IEFR= ∑STCFi Ⅹ (Ci/Pi)
IEF= (Ci/Pi)=1-exp(-0.693[H/D50])IEF= (Ci/Pi)=1-exp(-0.693[H/D50])
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Early Fatality Parameter Space
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LARGE
RELEASE MOD MAGNITUDE
LOW RELEASE TIMING LATE MID EARLY 1150
CONSERVATIVE EMERGENCY RESPONSE NONE Consequence of 1 prompt fataliyu is a surface
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CONTAINMENT
BYPASS
CONTAINMENT
ISOLATIONSTATE
CORE MELTSTOP BEFORERV RUPTURE
NO ALPHAMODECONT.
FAILURE
TIME OFCONTAINME
NTFAILURE
MODE OFCONTAINME
NTFAILURE
DEBRISCOOLED
EXVCOOL
NO RECIRSPRAYSFAILURE
STC#
FREQ
Events CONBYPASS CONISOLAT MELTSTOP NO-ALPHA TIME-CF MODE-CF EXVCOOL NO-RECSP
NO BYPASS
EVENT V
SGTR
NOTISO NO
NOTISO YES
CFBRB
RV RUPTURE
ISOLATED
ALPHA CF
NO ALPHA CF
BMT
LATE
EARLY
NO CF
LEAK
RUPTURE
LEAK
RUPTURE
COOLED
NOT COOLED
COOLED
NOT COOLED
NO FAILURE
NO FAILURE
NO FAILURE
NO FAILURE
FAILURE
FAILURE
FAILURE
FAILURE
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
UCN3&4 source term logic diagram
9.538E-07증기발생기 세관 파단 사고(우회사고)
19
5.35E-08저압경계부 냉각재상실사고(우회사고)
18
3.915E-09격리 실패17
6.194E-10격리 실패16
3.787E-07원자로용기 파손전격납건물 파손
15
8.225E-09알파모드 파손14
2.306E-07원자로공동기초판용융관통(BMT)13
1.477E-07후기 격납건물 파손(LEAK)
12
6.485E-10후기 격납건물 파손(LEAK)
11
1.70E-07후기 격납건물 파손(LEAK)
10
3.011E-07후기 격납건물 파손(LEAK)
8
1.945E-09후기 격납건물 파손(LEAK)
7
3.383E-07후기 격납건물 파손(LEAK)
6
7.382E-09조기 격납건물 파손(RUPTURE)
4
9.212E-11조기 격납건물 파손(LEAK)
3
3.111E-06원자로용기파손 격납건물 비파손2
1.12E-06원자로용기파손전 노심용융물 냉각1
Frequency(/RY)격납건물
파손 유형
STC NO
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제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
Application for PWR and PHWR
• Different Core Structure • Different Accident Sequence Progressions
• Different Containment Failure Time• Different Accident Conditions, i.e., 3 Possible
Steam Explosions
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제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
맺음말
1. 0.1 % 법칙 적용 시 “Other Causes Risk”가 적용되어야 한다.
2. NUREG/CR-6595의 정의에 따라 “이주 및 소개 없는 상황”이 LERF 결정
에 적용 되어야 한다.
3. 6 STCs와 같은 구체적인 Risk Measure가 새로이 도출되어야 한다.
4. 설계개념이 다른 중소로형 원전에 대해서는 다른 성능목표 값 적용이 바람
직하다.
5. Modeling Uncertainty, Data Uncertainty, Completeness Uncertainty,
Analyst Uncertainty 등 불확실성을 종합적으로 고려하여 한국 실정에 맞
는 성능목표가 개발되어야 한다.
제14회 원자력 안전기술 정보회의, 4월 6일, 대전
6. 이러한 Uncertainties을 고려한 Risk Family 개념의 성능목표(안) 도출을 통
하여 분포 Percentile 값에 대하여 Risk Measure (CDF와 LERF)가 Safety
Goal과 비교함으로써 원전설계나 운영의 공학적 목표 값으로서 부합여부가
판단되어야 한다.
7. LERF와 Early Fatality는 부지경계로부터 거리 (미국, 1.6 km, 일본, 1 km, 한
국 1.6/8.0 km)에 영향을 받는다. 비상계획 (Emergency Preparedness
Plan) 개발과 주민소개 최대 허용시간에 중요한 결정 요소이므로 LERF 성능
목표 설정에 상세한 추가 연구가 필요하다.
8.“목적이 이끄는 안전”은 더 나은 안전관리 방안이다. 성능목표(안) (CDF: 1.0
x 10-4
/년, LERF: 5.0 x 10-6
/년)은 합리적 재설정, 원인분석, 시정조치로 귀
결되는 유연한 MR의 성능기준 개념처럼 성능목표(안)이 제한치 보다 목표치
로서 활용하는 것이 바람직한 것으로 판단된다.
맺음말