KINS/HR-360

위험도기준 규저| 이행

방안 설정 연구 A Study on the Implementation Strategy

of Risk Informed Regulation

2001. 3

주관연구기관

조선대학교 원자력연구센터

값끊 흰곡원자력안전기솔원

저| 문

-줄

한국원자력안전기술원장 귀하

본 보고서를 “위험도기준 규제 이행 방안 설정 연구”과제의 최종보고서로 제출

합니다.

2001 년 3월

연 구 기 관 명 : 조선대학교 원자력연구센터

연 구 책 임 자: 김 숭 평 (조선대학교 원자력공학과 교수)

참 여 연 구 원 : 이 경 진 (조선대학교 원자력공학과 교수)

나 만 균 (조선대학교 원자력공학과 교수)

연 구 보 조 원: 염 유 선 (조선대학교 원자력공학과)

황 정 래 (조선대학교 원자력공학과)

정 철 기 (조선대학교 원자력공학과)

오 수 진 (조선대학교 원자력공학과)

요 。1: .!:를 -, ι」

L 제목

위험도기준 규제 이행 방안 설정 연구

11. 연구 개발 목적 및 필요성

연구의 목적

위험도기준 규제를 가동중 검사 및 가동중 시험에 시범 적용하기 위한 방안

개발

연구의 펼요성

P 확률론적 분석 방법의 발전 및 경험 축적

P 위험도 및 중요도에 따라서 규제의 정도에 차이를 두는 것이 필요

p 위험도 기준 규제는 국제적인 추세

NRC : 1995년 PSA 정 책 성 명 (SECY -95-280)

ASME : Code Case N -577, Topical Report 승 인 취 득 (’98/12)

EPRI : Code Case N-578, Topical Report 승인 취득(’99/10)

ν 산업계도 위험도 기준 규제에 대비한 연구 착수

(2000. 5 - 2003.10)

b 조기에 규제 방법론， 범위， 시기 등을 정함으로서， 시행상의 혼선을 방지

11 1. 연구 개발의 내용 및 범위

위험도 기준 규제를 일차적으로 가동중 검사(ISI)와 가동중 시험(IST)에 적용

하는 구체적인 방안을 제시하는 것을 목표로， 다음의 사항에 대한 연구를 수행한

1 -

다.

[> RI-ISI 규제 방법론 분석 및 선정

위 험 도 기 준 규제 방법 론으로 크게 ASME 방법 론(WACP-14572， Rev1)과 EPRI

방법론(TR-112657， Rev. B)이 제시되어 있다. 이 방법론들에 대한 특정을 분석하

고， 국내 상황에 적합성 여부를 판단하여， 국내에 적용하기 위한 적절한 방법론을

도출한다.

[> RI-IST 규제 적용성 분석

[> RIR 허용기준 분석

IV. 연구 개발의 결과

(Q) RI-ISI 적용 연구

[> ASME (WACP-14527, Revl) 방법 과 EPRI (TR-112657, Rev. B) 방법 에 대

한 장단점 분석

P 국내 적용 방안 제시

(Q) RI-IST 적용 연구

[> Pump, MOV 등에 대한 RI-IST 적용성 검토

P 선행 해결 과제 제시

(Q) RIR - Acceptance Guidelines

[> Regulatory Guide 1.174 검토

p 국내 적용 방안 제시

V. 연구 개발 결과의 활용 계획

” n

본 연구를 통해서 제시된 바람직한 국내 도입 방법을 이용하여， 가동중 검사 및

가동중 시험 시에 RIR 제도를 적용하는데 활용할 계획이다.

- III -

summary

1. Title

A Study on the Implementation Strategy of Risk Informed

Regulation

11. Research Objective and Needs

Research Objective

The objective of this project is to develop the implementation strategies

of Risk Informed Regulation for nuclear power plants tests and

mspectlOns.

Research Needs

It will be inevitable to adopt RIR system in the near future. Followings

are the main motivation to do this project,

[> Accumulation of international nuclear power plant operational experience

[> Development of Probabi1istic Risk Assessment technology

[> Changing trends of advanced nation’s regulation policy

NRC : PSA policy Statements(SECY -95-280)

ASl\1E : Code Case N-577, Topical Report Approved NRC(l998/12)

EPRI : Code Case N-578, Topical Report Approved NRC(l999/lO)

[> Industrial requests of effective regulation system

KEPCO started RIR study : 2000. 5 - 2003. 10

[> Early fixing RIR methodology, contents, and items can prevents several kinds

of trial and errors in doing RIR

- lV

111. Research Scope and Contents

The final research goal of this project is to develop a reasonable method

to implement RIR to domestic nuclear power plants. The scope of this

project is to survey the trends of RIR system of advanced nations, and

study the methodology of RIR, and study the advantages and disadvantages

of each method.

Also, several possible problems which can be made by adopting RIR

system are analyzed and dissolved.

IV. Research Results

Through this project, following resu1ts are made,

(Q) RI - ISI Implementation

- Comparison of ASME and EPRI method

- Propose domestic implementation method

(Q) RI - 1ST Implementation

Study the applicability of RI-IST to pump, MOV, etc

- Propose domestic implementation method

(Q) RIR Acceptance Criteria

- Study of USNRC Regulatory guide 1.174

- Propose domestic implementation method

V. Future Applications of Research Results

- v

By using the developed strategy, application of RIR system to In-Service

Inspection and In-Service Test of nuclear power plant will be made .

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CONTENTS

Summarγ in Korean ........... .

Summary in English "…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“……"…….“…….“…… •• …….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• ……"…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• ……"…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• …….“…….“…… •• ……"…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• ……"…… •• …….“…….“…….“….“. rψ V

Chapter 1 Introduction ...................................................................................... 1

Section 1 Research objectives and needs .................................. 2

Section 2 Scope and contents of the research ........................ 2

Chapter 2 RI - ISI Methodology ....................................................................... 5

Section 1 Needs of RI - ISI ............................................................. 6

Section 2 ASME Methodology .“…….“…….“…….“……"…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“……"…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…… •• …….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….,……"…….“…….“…….“…….“…… •• …….“….“.9

Section 3 EPRI Me하tho여dφO여log따y.“……….“…… •• … •• ……… •• ……… •• ……… •• ……….“……… •• ……….“……….“……….“……….“……….“……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……….“……….“……… •• ……….“……….“……….“……….“……….“……… •• ……… •• ……… •• ……….“……… •• ……… •• ……….“……….“……….“……… •• ……….“……….“……….“……….“……….“……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ………"……… •• ……… •• ……… •• …… •• ….“.1η 7

Section 4 Domestic App미lica따tio이n Strategy .. …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• …….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• ……"…… •• …… •• …… •• …….，….“.2깐 7

Chapter 3 RI - IST Methodology .“…….,…….“…….“…….“…….“……"…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…… •• …….“…….“……"…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“……"…… •• …… •• …… •• …….“…… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…… •• ……"…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…… •• …… •• …… •• … •• 30

Section 1 Needs of RI-IST .. …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• … •• 31

Section 2 State of arts Regulatory Aspects .. …….“… •• ,…….“…….“…….“……"…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…….“…… •• …… •• … •• 31

Section 3 ASME RI - IST Methodology .. …… •• ….“ •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …….“…… •• …… •• …… •• …… •• ……"…… •• …….“…….“…….“… •• 34

Chapter 4 RIR Acceptance Gu띠üde리lines .. …… •• … •• “…….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…… •• … •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…… •• …… •• ……"…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• ……"…… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• ……"…… •• …… •• …… •• …… •• ….“.40

Chapter 5 Conclusions and Future App미licat디10아ns .“…….“…….“…… •• ……"…… •• …

- Vll -

제출문

요약문

목 차

SUMMARY .. …… •• … ••• …….“…….“…….“….“…….“…… •• ….“…….“….“…….“…….“…… •• …… •• … •• …… •• …… •• …… •• …… •• … •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…"…….“…… •• …….“…….“…….“…… •• … •• …… •• … •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• …… •• ….,…….“…….“……"…….“…….“…….“…… •• ….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• … •• …….,…… •• …… •• …….“……"…….“…….“….“…….“….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• … •• … •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“……"… •• …….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• … •• …… •• … •• rψ V

CONTENTS in English .“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“……"…… •• …… •• …… •• …….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….,…….“…….“…….“…….“…….“……"…….“…… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…… •• …… •• …….,…….“…….“…….“……"…….“…….“…….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …….“…….“…….“…….“…….“……"…… •• …… •• …….“…….“…… •• …… •• …… •• …… •• …… •• …… •• … •• 띠피 i

목 차 .. ……… •• …… •• ……….“……….“……….“…….“……… •• ……….“……… •• ……… •• ……… •• ……….“……… •• ……….“…… •• ……… •• …… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……….“……….“…….“……….“…… •• ……….“……….“…… •• …….“……….“……… •• ……… •• ………"……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• …… •• ….“ ••• “……….“……….“……….“……….“……….“…… •• ……….“……….“………"……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……….“……….“……….“……….“……….“……….“……….“……….“………"……….“……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• …….“….“ ••• “……….“……….“…….“……….“……….“……….“……… •• ……… •• ………"……… •• ……… •• ……….“……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• ……… •• …… •• … •• v메 i피 i

제 1 장 서 론 .................................................................................................... 1

제 1 절 연구 개발의 배경 및 필요성 ........................................ 2

제 2 절 연구 개발 목표 및 내용 ................................................ 2

제 2 장 R1-1S1 적용방법론 연구 ................................................................... 5

제 1 절 R1-1S1의 필요성 ................... ‘ ••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••• 6

제 2 절 ASME 방법론 개발 과정 .............................................. 9

제 3 절 EPR1 방법 : TR112657, Rev. B ........................ …… •• 17

제 4 절 국내 적용 방안 .............................................................. 27

제 3 장 R1-1ST 적용방법론 연구 ............................................................... 30

제 1 절 R1-1ST의 필요성 ........................................................... 31

제 2 절 국내외 1ST 규제 요건 현황 ....................................... 31

제 3 절 R1-1ST 방법 : ASME O&M Committee ................ 34

제 4 장 R1R 적용시 허용 기준 ................................................................... 40

제 5 장 결 론 ................................................................................................... 뼈

참고 문헌 ............................................................................................................ 49

- V1l1 -

표 R.. -. 차

표 1 ASME Code Section XI에 의한 ISI 방법 ...... …… ...................... … ........... 6 표 2 원전에서의 가동중 검사 경험 ..................................................................... 7 표 3 RI-ISI 수행시의 효과 .................................................................................... 8 표 4 RAW에 따른 성능 기준 ............................................................................. 14 표 5 Surry 원전에서의 검사분절 선정 ............................................................. 16 표 6 파손 메커니즘별 대형 파이프 누설 가능성 ........................................... 21 표 7 초기 사건 Category에 따른 피해 결과 범주 분류 ............................... 22 표 8 배관 파단 사고가 타 계통에 영향을 주는 경우에 대한 위험도분류 ...

... 24 표 9 RI-ISI 국외 적용 사례 ................................................................................ 28 표 10 기존 펌프 ISI 방법에 의한 시험 대상 및 주기 .................................. 36 표 11 기존 펌프 ISI 방법에 의한 시험 대상 및 주기 .................................. 36 표 12 주기 점 검 프로그 램 적 용시 Static Test 주기 ....................................... 38

그 렴 목 차

그림 1 ASME 방법 절차도 ................................................................................. 10 그림 2 배관 파손 결과(위험도) 분석 절차 ...................................................... 12 그림 3 Enhanced EPRI 방법 절차도(1) ........................................................... 19 그림 4 Enhanced EPRI 방법 절차도(2) ........................................................... 20 그림 5 배관의 대형 파손 가능성과 파손 결과의 위험도에 따른 Risk Matrix

... 26 그림 6 Base Line CDF와 ，6.CDF에 의한 허용기준 ...................................... 42 그림 7 Base Line LERF와 ，6.LERF에 의한 허용기준 ................................. 43

- lX -

제 1 장 서 론

1 l 4

제 1 장 서 론

제 1 절 연구 개발의 배경 및 필요성

국내 원전에서 그 동안의 가동중 시험 및 가동중 검사는 일정한 규제요건에

따라 선정된 대상 기기 및 부위에 대해서 동등한 요건을 적용하여 시행해 왔다.

가동중 시험(1ST)은 ASME OM Code 요건에 따라서， ASME Code 등급 1, 2, 371

기 및 발전소의 안전정지 및 사고완화 기기에 대해 동등한 요건을 적용하고 있으며，

가동중 검사(lSI)는 ASME Section XI의 요건 및 가동전 검사(PSI)의 결과에 따라 검

사대상 부위를 선정하고， 10년 주기로 선정된 부위에 대한 비파괴 검사를 수행하는 것

이다. 현재 사용중인 ASME 요건은 1978년 제정된 것으로， 지난 20년간의 경험을 충

분히 반영하지 못하고 있다.

그 동안 원자력발전소의 운전 경험 축적과， 확률론적 해석 기법의 발전으로 인해서，

시험 및 검사 대상 기기 및 부위를 안전 중요도에 따라 분류하는 것이 가능하게 되었

고， 이를 규제에 활용하려는 방안들이 활발히 제시되고 있다. NRC의 경우， 1992년부

터 1ST에 확률론적 기법을 적용하기 위한 지침을 개발하고 었으며， 1995년에는 PSA

정책성명을 통해 모든 규제에 PSA 결과를 활용할 것을 공표 하였고， 이후 ISI 및 1ST

에 위험도 규제를 적용하기 위한 일련의 규제지침을 발표하였다.

위험도 기준 규제를 적용하면， 검사 및 시혐의 수는 감소하면서도， 안전과 관련된

중요한 부위에 대한 충분한 검사 및 시험이 이루어지므로， 안전성을 증가시키면서 비

용은 절감할 수 있다. 이에 따라서 국내에서도 위험도 기준의 적용에 대한 필요성이

적극 대두되고 있다.

저12 절 연구 개발 목표 및 내용

가. 연구개발의 최종목표

q ι

본 연구과제의 최종 목표는 위험도 기준 규제를 가동중 검사 및 가동중 시험

에 시범 적용하기 위한 방안 개발하는 것이다.

나. 연차별 연구개발목표 및 내용

위험도 기준 규제를 일차적으로 가동중 검사(lSI)와 가동중 시험(1ST)에 적

용하는 구체적인 방안을 제시하는 것을 목표로 다음의 사항에 대한 연구를 수

행한다.

RI-ISI 적용 방법론 분석 및 선정

RI-ISI 방법 론으로 크게 ASME 방법 론(W ACP-14572, Rev 1)과 EPRI 방법

론(TR-112657， Rev. B)이 제시되어 있다. 이 방법론들에 대한 특정을 분석하

고， 국내 상황에 적합성 여부를 판단하여， 국내에 적용하기 위한 적절한 방법론

을 도출한다.

- 대상 기기별 RI-IST 적용 가능성 분석

국내 산업체의 여건 및 규제 기관의 여건을 고려하여 대상 기기별로 RI-IST

를 시행하기 위한 가능성을 검토한다.

허용기준 검토

RIR을 국내 원전에 적용할 경우， 이의 허용성을 판단할 수 있는 기준을 제시

한다. 이 를 위 해 USNRC Regulatory guide 1.174를 분석 하고， 국내 실정 에 적

합한 기준을 제시한다.

q 니

연구개발목표 연구개발 내용 및 범위

- RI-ISI 적용 - 적용방법론 분석

방안 제시 - 장단점 분석

- RI-IST 적용 적용방법론 선정

방안 제시 - 적용대상 분석

- 허용기준 연구 - 미국 기준 분석

국내 방향 제시

- 4 -

저12 장 RI-ISI 적용밥법론 연구

ζ 니

제 2 장 RI-ISI 적용 방법론 연구

제 1 절 RI-ISI의 필요성

가동중 검사(In-service Inspection)이 란 상업운전중인 원자력 발전소의 안

전성을 확보하기 위해서 10년 주기로 검사대상 용접부에 대한 비파괴 검사

를 수행하는 것으로서， 기존 요건 및 방법으로는 ASME Code Section XI가

있다.

ASME Code Section XI(Boiler and Pressure Vessel Code) 에 서 는 Class

1, 2, 3 기기， 배관， 지지물을 검사 대상으로 하며， 육안검사， 표면검사， 체적

검사의 검사방법을 사용하도록 하고 었다.

표 1에 가존 ISI 비피괴 검사 방법을 정리하여 제시하였다.

표 1 ASME Code Sehion XI에 의 한 ISI 방법

구분 확인사항 검사방법 바고

VT-1 - 기기 및 배관 표면 VT

육안검사 VT-2 Leakage Test VT 수압시험

- 기기의 기계적， VT-3 VT

구조적 검사

표면검사 - 표면 및 표면하 결함

검출 및 결함 크기 측정 PT, MT, ECT

체적검사 - 재료 내부 결함 검출 및

결함 크기 측정 RT, UT, ECT

- 6 -

현재 사용되고 있는 ASME Code Section XI는 1978년에 제정된 것으로

최근의 기술발전을 적절히 반영하고 있지 못하고 있다. 지난 20년간의 원자

력발전소 운전 경험에 따르면， 실제 원전에서 결함 발생은 ASME Code

Section XI이 추천하는 부위에서 35%가 발생하였고， 나머지는 다른 부위에

서 발생하였다. 결론적으로 ASME Code Section XI에 의한 부위 선정이

최적은 아니라고 말할 수 있으며， 검사 대상의 수도 지나치게 많은 것으로

드러났다. 표 2에는 그 간의 운전 경험에 의한 결함 발생 현황을 제시하였

다.

표 2 원전에서의 가동중 검사 경험

전체검사대상 설제 ISI 수 균열발생부위

부위수

ASME 기타 부위

검사부위 37，332부위 9，333건

55컨 101건

(35%) (65%)

표 2에서 보인 것처럼 ASME Code Section XI의 방법은 많은 부위를 검사함

에도 불구하고， 그 유효성이 떨어지는 것으로 나타남에 따라서 그 간의 기술 진보

를 반영할 수 있는 새로운 검사 방법이 제안되었다.

시범 발전소에 대한 적용 결과에 의하면， RI-ISI를 도입할 경우， 검사부위의

감소에 따른 경제적인 효과가 매우 크고， 검사 회수를 줄임으로서 피폭 저감에

도 크게 기여하는 것으로 나타났다. 비록 검사 횟수나 부위는 감소하지만， 위

험도 분석 기법을 사용하기 때문에 안전성은 오히려 증가될 수도 있는 것으로

나타났다. 표 3에 RI-ISI 시범 적용시 나타난 효과를 제시하였다.

- 7

표 3 RI-ISI 수행시의 효과

Current Cost I Man - Rem RI-ISI I % Change

in Risk Saving Saved Plant NDE

Exams I Reduction Exams per YR I (10 YR)

Total 753 107 86 Reduction

---------•

Millstone I Class 1 I 446 I 59 87 I Neutral I > 3

.--.------.“ ‘ ’ 75

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$325,000

48 84 Reduction

Total 385 136 65 Reduction

.--------------------‘ •••••••••••••••••••••••••• f-

Class 1 I 220 I 55 I 75 I Neutral I > Surry 1 ‘ ..................... .I. •••••••••••••••••••• j •••••••••••••••••••••••••••• j 60

Class 2,3

and Non I 165

Code

$245,000

81 50 Reduction

검사부위의 위험도를 기준으로 검사 지점을 선정하고， 검사 방법을 택하는 위험도 기

준 규제 방법으로 본 보고서에서는 다음을 검토하기로 한다.

(Q) RI-ISI 방법

ASl\1E 방법 : WCAP-l4572, Rev.

- EPRI 방법 : TR112657, Rev. B

- 8 -

제 2 절 ASME 방법 : WCAP-14572, Rev

가. ASME 방법론 개발 과정

1991 년 ASME는 “Risk-Based Inspection Deve10pment of Guide1ines, V 01

1"을 발간하여， 위험도 기반 가동중 검사를 위한 방법 및 절차를 개발하였고，

1994년 NRC에서는 Suny 원전에 대한 시범 연구를 수행하였다

(NUREG/CR-6181). 1997년 WOG에서는 ASME 방법론연 WCAP-14572를

NRC에 제출하여 1998년 NRC의 승인을 얻었다.

나. ASME 방법

ASME 방법에서는 검사 대상의 파손 확률과 파손에 의한 위험도를 동시에

고려하여 검사 대상의 중요도를 분류하고 그 중요도에 따라서 검사 방법 및 회

수를 정한다. ASME 분석 절차를 그림 1에 나타내었다.

1) 분석 범위

RI-ISI 분석 범위는 다음의 기준으로 선정한다.

ASME Sec XI에 포함되는 C1ass 1, 2, 3 배관

- PSA에 포함된 계통 내 배관

- 기타 Maintenance Ru1e에 의거 중요하다고 인정되는 2차 계통 배관

2) 배관 분절화(Segmentation)

분석시의 편의를 위해서， 배관의 물리적 특성 등 다음 기준에 의해 유사한 배

관끼리 그룹을 짓는다.

- 배관 파손으로 인한 피해가 유사한 배관들

- PSA 모댈 시의 분절 기준

- 9 -

분석 범위 및 대상 계통 선정

분절의 선정

분절의 파손 확률 분석 닭 랜

위험도 종합 평가

(분절 중요도 분석)

전문가평가

검사 부위/방법 선정

RI-ISI 프로그램 이 행

위험도 변화 분석

Feedback to RI-ISI

그림 1 ASME 방법 절차도

- 10 -

배관 격리가 가능한 지점(밸브)

- 배관 직경이 변하는 지점

배관 파손 확률이 현저하게 변하는 지점

3) 분절의 파손 확률 분석

가용한 모든 분석 방법을 사용하여， 각각의 분절에 대한 누설 및 파손 확률을

계산한다.

- SRRA 코드 사용 : 결정론적 파손모델， 몬테칼로 계산

- 전문가 판단 및 경험 데이터

4) 분절의 파손 결과(위혐도) 분석

분절이 파손될 경우， 전체 원전에 미치는 위험도를 분석한다. 피해는 크게

파손에 의한 직접 피해와 간접 피해로 구분된다.

직접 피해로는 분절 파손으로 인한 냉각기능 상실과 그 잣으로 인한 원자로

정지 등의 초기 사건 유발 등을 들 수 있다.

간접 피해로는 분절 파손시 물분사 및 Water Jet에 의한 pipe whip이나 jet

impingement, 침수 등에 의한 타 기가고장 유발 등을 들 수가 있다.

피해의 정도는 노심손상빈도와 초기방사능물질 대량 방출 확률로서 정량적

으로 표시된다. 배관 파손 결과 위험도 분석 절차를 그림 2에 나타내었다.

5) 분절의 중요도 평가

분절의 파손확률 및 파손결과의 위험도를 동시에 고려하여 각 분절의 중요도

를 계량화한다.

중요도 계 량 기 법 으로는 RRW(Risk Reduction Worth) , F-V(Fussel

Vesely), RAW(Risk Achievement Worth)의 3가지 방법 이 었 다.

- 11 -

Levelll PSA Level I PSA

〈경우 1>

초기시건

빈도재분석

Ye 배관파단이 초기시건

으로만작용하는가?

No 〈경우 2>

샤고완화계통

신뢰도재분석

배관파단이 시고완화

영향을 미치는가?(즉 PSA모 델 의 Surrogate 기기와 일치)

LERF 분석 CDF 분석 〈경우 3>

초기샤건/시고 완화계통

신뢰도재분석

Yes 배관파단이 초기샤건

과시고완화계통동시

영향을 미치는가?

〈경우 4>

트벼하겨。 -, 2 L OT

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을위해민감도분석 스해 。

그림 2 배관 파손 결과(위험도) 분석 절차

” ι

RRW(Risk Reduction Worth) 방법

분석 대상 분절이 파손이 없는 경우 전체 위험도의 감소정도를 나타낸다.

RRW = F。/Fi

여기서，

Fo 현상태에서의 발전소 위험도(CCDF!LERF)

Fi 대상 분절이 파손이 없다는 가정 하에서 계산된 위험도

이렇게 계산된 RRW 값은 분절의 “ Safety Significance"의 지표로 사용된다.

얼반적으로 다음의 기준이 적용된다.

- RRW > 1.005 : High Safety Significant Segment

1.000 < RRW < 1.005 : 전문가 겸토 필요

F-V(Fussel Vesley) 방법

분석 대상 분절이 파손될 경우， 최소단절집합에 대한 위험도 증가를 나타

낸다.

FV = Fo/Fi

여기서，

Fo 현상태에서의 발전소 위험도(CCDF!LERF)

Fi 대상 분절이 파손될 경우， 대상 분절을 포함하고 있는 최소단절집

합의 노심손상빈도

이렇게 계산된 FV 값은 설비 개선이나 설비보강 우선 순위 결정시 유용한

지표로 사용된다.

RAW(Risk Achievement Worth) 방법

분석 대상 분절이 파손될 경우， 발전소의 위험도 증가를 나타낸다.

FV = F。/Ft

여기서，

” ω

Fo 현 상태에서의 발전소 위험도(CCDF !LERF)

Fi 대상 분절이 완전히 파손될 경우 노심손상빈도

이렇게 계산된 RAW 값은 대부분 2보다 큰 값을 갖는다. 따라서 RAW 값은

각 분절의 상대적 중요도 평가시에 유용한 지표로 사용될 수 있다. 표 4에

RRW에 따른 성능 기준을 제시하였다.

표 4 RAW에 따른 성능 기준

Transient Results or

Other 100% Available, Required

Unacceptable o Failure

ConseQuence Very High

RAW much > 5 99.8% A vailable,

1mpact o Failure

High 1mpact 98% A vailable,

RAW > 5 1 Failure

Medium 96% A vailable, 2 < RAW < 5

1mpact 2 Failure

Low 1mpact RAW < 2 94% A vailable,

2 Failure

6) 전문가 자문

분석이나 평가가 지나치게 확률론적인 분석에 의존함으로서， 현장의 경험이

나 결정론적으로 중요한 사항이 제외되는 것을 방지하기 위해서 전문가 자문의

과정을 두었다.

PSA, 1SI, NDE, 피로해석 및 재료， 발전소 운전 및 관리 분야의 전문가들로

위원회를 구성한다. 이들은 정량적인 위험도 평가 결과를 검토하고， 배관 파손

확률 계산 결과를 검토하며， 경험에 의해 중요한 결정론적인 사항을 고려할 수

14

있도록 한다.

7) 검사 분절 선정

확률론적인 평가와 전문가의 의견을 종합적으로 고려하여， 다음 두 가지를

변수로 하는 2차원 map을 표 5와 같이 구성 한다.

- Safety Significance

- Failure Importance

8) 위험도 변화 확인

RI-ISI 수행 결과를 ISI에 피드백 시키기 위해서 기존 ASME Sec XI에 의한

위험도와 새로운 RI-ISI에 의한 위험도를 비교 검증한다. RI-ISI에 의해 위험

도가 증가한 경우에는 다음과 같은 허용기준을 적용하여， RI-ISI의 유용성을

판단한다-

- 허용기준

L':.CDF < 1 x 10-6 AND L':.LERF < 1 x 10-7

이러한 기준을 만족시키지 못하는 경우에는 RI-ISI 프로그램에 새로운 검사

분절을 추가로 포함시 킬 수 있다

π ω

표 5 Surry 원전에서의 검사분절 선정

파흔확률01

높은분철

파손확률이 낮은

분철

담7.1

수압사험과

융얀서협 수행

(::졌냥 환절j

Region 4

파촌 철과의 위험도7'

낯은분절

- 16 -

파손 결과의 원험도7'

높은분철

다. ASME 방법에 대한 장단점 분석

’ 특정 PSA 계산에 의한 확률론적인 위험도를 정량적으로 계산한다.

’ 장점 정량적 특성에 의해서 기준의 적용이 명확해지고 이에 따라서 객관적인

인허가가 용이하다.

’ 단점 - 지나치게 확률론에 의존함으로서 결정론적 측면에서 중요한 부분이 제외될

가능성이 있는데 이는 전문가 그룹을 사용하여 보완한다.

- 광범위하게 정량적인 PSA와 결정론적인 분석 방법을 사용함으로서， 수행

이 비교적 어렵고， 인력 및 연구비 측면에서 경비 소요가 많다.

제 3 절 EPRI 방법 : TR112657, Rev. B

가. EPRI 방법론 개발 과정

1996년 ASME는 EPRI 방법론에 근거한 Code Case N-578과 Code Case

N-560을 발행하였고， EPRI는 EPRI 방법론을 포함하는 Topical Report를 제출

하여 1999년 10월에 NRC의 승인을 취득하였다 EPRI-TR-1l2657 "Risk

Informed Inservice Inspection Evaluation Procedure"

미국의 여러 원전에서도 EPRI 방법을 도입하여 승인을 얻었거나 검토 중에

있는 상태이며， RI-ISI의 적용이 점차 확대될 것으로 전망된다.

17 -

나. Enhanced EPRI 방법

ASME 방법에서는 RI-ISI를 정량적인 방법에 의해서 수행하는 반면에，

Enhanced EPRI 방법에서는 주로 정성적인 절차를 사용하여 RI-ISI를 수행한

다. 그림 3과 그림 4에 Enhanced EPRI 방법의 절차를 개략적으로 나타내었다.

1) 분석 범위

RI-ISI 분석 범위는 다음의 기준으로 선정한다.

- ASME Sec XI에 포함되는 Class 1, 2, 3 배관

- 기 타 Maintenance Rule에 의 거 중요하다고 인 정 되 는 2차 계 통 배 관

2) 배관 분절화(Segmentation)

분석시의 편의를 위해서， 배관의 물리적 특성 등 다음 기준에 의해 유사한 배

관끼리 그룹을 짓는다.

- 배관 파손으로 인한 피해가 유사한 배관

- 파손 양상(Degradation Mechanism)이 비슷한 배관

3) 분절의 고장 가능성 평가

파이프 절단 가능성을 파손메커니즘에 따라서 3가지 (High， Medium, Low)로

분류한다. 이를 위해서 배관의 설계 특성， 배관 크기 및 두께， 기기의 형태， 용

접 및 열처리와 같은 제작 현황， 온도/압력/유체상태와 같은 운전조건， 유량， 주

위 환경 등을 고려한다.

파손 메커니즘의 범주는 대형 파단을 일으킬 수 있는 확률에 의해 3가지로

분류한다. 일반적으로 FAC(Flow Accelerated Corrosion)에 노출되는 배관이

나， Water Hammer 현상이 발생할 수 있는 배관이 대형 파단에 의한 파이프 절

단 가능성이 높은 범주에 속한다.

표 6에 파손 메커니즘별 대형 파이프 누설 가능성을 제시하였다.

- 18 -

RI-ISI 범위 선정

FMEA

평가된 분절의 종합

파이프 분절의 위험도 평가

검사부위 및 방법 선정

Risk Impact 산정

RI-ISI 프로그램 시행

그림 3 Enhanced EPRI 방법 절차도(1)

- 19 -

Failure

Poten

tial

Conditional I LfJW IJ)W Rupture I CATEGORY I CATEGORY .. HIGH RISK SEGMENTS

Freq. 7 Ô

醫蠻 MEDJUM RISK SEGMENTS

? 〔그 LOW RISK SEGMENTS 10 ‘ 10 u

그림 4 Enhanced EPRI 방법 절차도(2)

- 20 -

표 6 파손 메커니즘별 대형 파이프 누설 가능성

Degradation Large Pipe

Mechanism Break Potential Susceptible Regions

Thermal Nozzles, branch pipe connections, safe

MEDIUM ends, welds, HAZ, base metal regions of Fatigue

high stress concentration

Thermal Nozzles, branch pipe connections, safe

MEDIUM ends, welds, HAZ, base metal regions of Fatigue

high stress concentration

COITosion MEDIUM Base metal, welds and HAZ

Cracking

COITosion MEDIUM Base metal. welds and HAZ

Cracking

PWSCC MEDIUM Mill annealed Alloy 600 nozzle welds &

HAZ w/o stress relief

IGSCC MEDIUM Authentic steel welds and HAZ

Erosion MEDIUM

Cavitation Fittings, welds, HAZ

Flow Evaluated in accordance with plant F AC

Accelerated HIGH

COITosion program

Welds & HAZ base metal, crevices, raw MIC MEDIUM

water system pípíng.

- 21 -

4) 분절의 파손 피해 분석

분절의 파손은 초기사건을 유발하거나， 타 계통에 영향을 줌으로서 위험도를

증대시킨다.

배관 파손이 초기사건을 유발하는 경우에는， 유발되는 초기 사건의 범주에

따라 피 해 결과를 3가지 (High, Medium, Low)로 분류한다.

표 7에 제시한 것처럼， “일상운전”으로 분류되는 Category 1 범주의 초기 사

건을 유발하는 파단의 경우는 파손사고 분석에서 제외하고， “예기된 사고”로

분류되는 Category 11 범주의 초기사건을 유발하는 파단의 경우는 피해결과를

"Low"로 지정하고， “빈번하지 않은 사고”로 분류되는 Category 111와 “제한적

고장/사고”로 분류되는 Category IV 범주의 초기사건을 유발하는 파단의 경우

는 PSA 분석을 통하여 구한 노심손상빈도(CCDF) 값의 범위에 따라 High,

Medium, Low로 지 정 한다.

표 7 초기 사건 Categorγ에 따른 피해 결과 범주 분류

Category 내용 CCDP 결과

일상운전 None

H 예기된 사고 Low

< 10-6 Low

m 빈번하지 않은 사고

10• 6 < CCDP < 10-4 Medium

w 제한적 고장/사고 > 10• 4 High

m

ι

배관 파손이 주변 계통에 영향을 줌으로써 안전 관련 계통의 기능 저하나 상

실을 유발하는 등의 영향을 주는 경우는 다음을 고려하여 평가한다.

위협빈도

피해를 입게 되는 계통과 관련되는 초기사건의 수를 말한다. 즉 노심 용융을

막기 위해 배관 파단에 의해 피해를 입는 계통이 얼마나 자주 사용되는 가를

나타낸다.

위협 빈도는 Design Basis Event II, III, IV로 구분된다

Back니p 계통의 수

피해를 입은 계통을 대선할 다양성/다중성 계통의 수를 말한다. 즉， 파단에

의해 계통이 영향을 받더라도 그 계통의 기능을 대신할 수 았는 계통이 얼마나

많은 지를 나타낸다.

고장에 노출되는 시간

파단사고에 의해 영향을 받은 계통이 고장 상태로 놓여있는 시간의 길이를

나타낸다. 고장에 노출되는 시간은 고장이 발견되는데 필요한 시간， 허용정지

시간(AOT) ， 정비 시간 등을 고려하여 산정 한다.

고장에 노출되는 시간이 24시간 이상인 경우는 ”Long”으로， 24시간 미만인

경우는 "Short"로 분류된다.

표 8에 배관 파단 사고가 타 계통에 영향을 주는 경우에 대한 위험도를 위협

빈도， Backup 계통의 수， 고장에 노출되는 시간의 인자로 나타내었다.

%

ω

표 8 배관 파단 사고가 타 계통에 영향을 주늠 경우에 대한 위험도 분류

영향 받는 계통

위협빈도 | 고장 노출 시간 상시

검사시까지 예기된 사고

(Design Basis

Category |짧은 허용?

(1 일)

상시

빈번하지 않은| 검사시까지

사고

(Design Basis

예기치 못한

사고

(Design Basis

Category N) | (1주간) l짧은 허용정지시간

(1일)

-I High Consequence Categorγ

Medium Consequence Category

Low Consequence Category

- 24 -

Backup 계통의 수

5) 배 관 분절 의 Risk Matrix 구성

배관의 대형 파손 가능성과 파손 결과에 따른 위험도의 범주를 변수로 하여

각 배관 분절에 대한 종합적인 Risk Matrix를 구성한다.

종합적인 Risk는 그림 5에 보인 것처럼 7가지의 범주로 분류된다.

6) 검사 부위의 선정

위에서 설명한 방법에 의해 구해진 7가지의 Risk Category에 따라서 다음과

같이 검사 부위의 수를 정한다 .

. Category 1, 2, 3(High Risk Segment) 배관 : 배관 요소(Element) 수의 25%

이상을 검사한다 .

. Category 4, 5(Medium Risk Segment) 배관 : 배관 요소수의 10% 이상을

검사한다 .

. Categorγ 6, 7(Low Risk Segment) : 위험도가 매우 낮은 배관으로서 특별

한 검사가 불필요하다.

단， 모든 배관은 공통적으로 Pressure/Leak Test를 수행하게 된다.

7) 위험도 변화 확연

RI-ISI 수행 결과를 ISI에 피드백 시키기 위해서 기존 Enhanced EPRI에 의

한 위험도와 새로운 RI-ISI에 의한 위험도를 비교 검증한다. RI-ISI에 의해 위

험도가 증가한 경우에는 다음과 같은 허용기준을 적용하여， RI-ISI의 유용성을

판단한다.

허용기준

~CDF < 1 x 10-6 AND ~LERF < 1 x 10-7

이러한 기준을 만족시키지 못하는 경우에는 RI-ISI 프로그램에 새로운 검사

분절을 추가로 포함시 킬 수 있다.

따 ω

파손 결과의 위험도

NONE LOW IMEDIUMI HIGH

CCDP CCDP CCDP CCDP

< 10-7 < 10-6 10-6 -

> 10-4

10-4

mGH

배

관 nUVLUl e

Freq.

대 10-6 - 10-3

흩。} l\1EDIUM LOW

Conditiona

파

-l」-‘~

10-7 - 10-5

가 LO찌7

LOW LOW '- Conditiona 。

I 성 Rupme |CA뾰때없ICA뿔∞썩CATE繼Y

Freq. 7 7 6

10-7 - 10

• mGH RISK SEGMENTS

聊뿔 l표DIUM RISK SEGMENTS

口 LOW RISK SEGMENTS

그림 5 배관의 대형 파손 가능성과 파손 결과의 위험도에 따른 Risk Matrix

- 26 -

다. Enhanced EPRI 방법 에 대 한 장단점 분석

, 특정 - Large Break 빈도의 정성적 평가 : 부분적으로 정량적인 계산이 사용되

지만 전체적으로 정성적인 평가를 수행한다.

’ 장점 - 정성적인 특징으로 인해서， 수행이 비교적 쉽고 경비가 조금 든다.

, 단점 - 결과가 정성적으로 표현됨에 따라서 인허가의 기준 설정이 모호해지고

객관적이지 못할 우려가 있다. 특히 규제기관과 사업자가 대립하게 될 경우에，

이에 대한 해결이 매우 어렵다.

제 4 절 국내 적용 방안

가. 국외 적용 현황

RI-ISI의 규제 적용에 대해서는 미국 등 해외에서 이미 활발하게 이루어지고

있다.

아직까지는 ASME 방법과 Enhanced EPRI 방법이 모두다 사용되고 있는 실

정이다. 표 9에 국외의 ASME 방법과 EPRI 방법에 의해 RI-ISI 적용 사례를

나타내었다.

강

표 9 RI-ISI 국외 적용 사례

ASME(WOG) EPRI

Millstone 3 - Vermont Yankee

- Surry-1&2 - ANO-2. ANO-1

- Turkey Point 3&4 - Fitzpatrick

NA 1&2 STP

Comanche Peak 1&2 - River Bend

Seq 1&2 Waterford

- Watts Bar - Braidwood

- Beznau(Switzeland) - Byron

- Ringhals(Sweden) Dresden

- ASCO(Spain) Quad Cities

- LaSalle

냐. 국내에서의 적용성 검토

국내에서도 사업자를 중심으로 RI-ISI의 규제 적용에 대한 관심이 높아지고

있다. 한국전력기술원에서는 때00년부터 4년 동안 RI-ISI 프로그램을 개발할

계획이며， 시범 호기로 울진 4호기를 선정하여 연구를 수행하고 있다. 이에 따

라서 국내에서도 조기에 RI-ISI 적용 방법을 선정할 필요가 있다.

국내의 규제 여건과 풍토를 볼 때， 우선 정량적인 계산에 근거를 둔

ASMEIWOG 방법의 사용이 타당한 것으로 판단된다. ASME 방법의 약점에

- 28 -

대해서는 전문가 제도의 활용을 통해서 보완할 수 있을 것이다.

하지만， RI-ISI를 도입하기 위해서는 먼저 PSA 기술 기반과， 발전소 고유 자

료의 확보 등이 선행되어야 할 것이다.

RI-ISI는 기본적으로 사업자와 규제 기관이 공히 만족할 수 있는 차원으로

접근되어야 한다. RI-ISI가 사업자에게 추가적인 지나친 부담으로 작용하거나，

안전성을 심각하게 저해하는 방향으로 추진되어서는 안 된다.

RI-ISI는 사업자의 비용 절감을 꾀하면서， 동시에 원자력 발전소의 안전성도

높이는 Win-Win 방향으로 추진되어야 할 것이다.

- 29 -

저13 장 RI-IST 적용밥법론 연구

- 30

져13 장 RI-IST 적용 방법론 연구

제 1 절 RI-IST으| 필요성

펌프 및 밸브 등에 대한 가동중 시험(In-service Testing) 프로그램은 현

재 10 CFR 50 50.55a(f)의 요건과 ASME Section XI"Boiler and Pressure

Vessel Code)의 요건에 따라서 수행되고 있다.

주요 대상 기기인 안전관련 펌프와 밸브에 대해서 기기의 기능 수행성 확

인 및 성능감시를 목적으로 ASME의 요건에 따라 수행되며， 1ST 시험의 결

과로 기기작동 볼능 상태가 명시된다.

현재의 1ST 방법은 안전에 중요하지 않은 기기에도 안전에 중요한 기기와

동일하게 시험 방법 및 주기를 적용함으로서， 유지비용이 커지고， 그 간의

원전 운영 경험이 충분히 반영되지 못하는 단점이 있다.

미국에서는 SECY -95-280의 Policy Statement에서 원전 규제 활동에 PRA

를 적 용하도록 함에 따라서 , USNRC에 서 는 Regulatory Guide 1.175 “An

approach for plant-specific , Risk-Informed Decisionmaking Inservice

Testing"을 발간함으로서 펌프 및 밸브의 RI-IST에 대한 요건을 제시하고

있다.

RI-IST의 도입은 사업자의 입장에서는 가동중 시험 경비 절감 측면에서，

규제자의 입장에서는 안전성 증대 효과 측면에서 관심이 집중되고 있다. 기

술적 측면에서는 혁선적인 진단 시험 방법론과 기법을 사용함으로서， 기기의

선뢰도와 이용률을 향상시킴으로서 경제성 및 안전성을 동시에 높일 수 있

는 가능성이 었다는 점에서 관심이 높다.

제 2 절 국내외 1ST 규제 요건 현황

1 , l q 니

가. 국내 현황

국내의 가동중 시험 요건으로는 과학기술부고시 제 98-15 호 “원자로 시설의

가동중 점검 및 시험에 관한 규정”을 들 수가 있다. 고시98-15호 제8조 9항

에 시험에 대한 기준 및 지침을 다음과 같이 제시하고 있다.

1. 시험은 펌프의 경우에는 수력성능 및 진동 특성에 대하여 실시하고， 밸브의

경우에는 밸브의 고유기능과 관련하여 적용되는 누설 시험， 동작시험 및 위치

지시확인시험에 의한 방법으로 시행한다.

2. 펌프 및 밸브의 경우 보수 및 장기간의 운전으로 인하여 기준 값의 변경이

불가피한 경우， 이에 대한 분석을 실시하고 그 결과에 따라 펌프의 성능 및 밸

브의 기능을 충족시키는 범위 내에서 기준 값을 재 설정할 수 있다.

3. 펌프에 대한 시험은 “ASME OM Code, ISTB"를 적용한다.

4. 밸브에 대한 시험은 “ASME OM Code, ISTC"를 적용한다.

아울러 고시 98-15의 제 10조에 다음과 같은 대체적용 규정을 두고 있다.

@ 발전용원자로운영자는 과학기술부장관이 타당하다고 인정하는 경우， 이 규

정에 정한 기준과 유사한 다른 기준 및 지침을 적용하거나 적절한 점검 및 시

험방법 또는 절차를 개발하여 점검 및 시험을 실시할 수 있다.

RI-IST를 제 10조의 대체 규정으로 적용하는 것은 제 11조의 대체적용의 제한

규정을 볼 때 무리가 있는 것으로 판단되므로， RI-IST를 도입하기 위해서는

별도의 규정을 두어야 할 것이다.

나. 국외 현황

미국의 경우， 모든 원전이 GL88-20에 따라서 PRA를 수행하였고， 대부분의

안전관련 펌프와 밸브들이 PRA에 모벨 되어 있는 실정이다 1995년의

SECY -95-280 정 책 성 명 에 이 어 서 1998년 제 정 된 Regulatory Guide 1. 175에 서

는 펌프 및 밸브에 대한 RI-IST 요건을 상세하게 제시하고 있다. 동 문건에서

%

ι

는 규제의 관점에서 다음의 4가지 요소에 대한 상세한 설명을 하고 있다.

Element 1 현행 1ST 변경 사항에 대한 정의

사업자는 RI-IST 적용시 변경되는 인허가 기반에 대해 기술해야하며， 관련

되는 구조물， 계통， 기기 및 절차서 등에 대해서 기술해야 하며， 인허가 변경에

사용된 기술적 사항， 방법론， Code, 운전경험， 발전소 고유 데이터， PRA 연구

결과 등에 대해서 기술해야 한다.

Element 2 : 공학적 분석의 수행

전통적인 공학적 방법이나 PRA 기법에 사용된 정량적이고 정성적인 분석

절차의 타당성을 보여야 한다. 심층 방어 (Defense in Depth)와 충분한 안전여

유도(Safety Margin)가 유지되어야 한다. RI-IST를 적용함에 따른 위험도 분

석을 불확실도를 고려하여 수행하여 예상되는 CDF 및 LERF 변화를 평가해야

한다. 상황에 따른 상세도 및 PRA의 품절 그리고 허용기준에 대해서 제시하

고 있다.

Element 3 : 적용 및 감시 방법의 정의

기존 가동중 시험 프로그램을 변경해서 시행하고자 할 경우에는 ASME 코

드에 따라서 이행해야 하고， 실제 시험 조건， 설계기준조건 등에서 성능 특성을

감시하여 feedback 시킬 수 있는 프로그램을 갖추어야 한다. 아울러 기기

Categorization, 시험 주기 및 방법을 평가하고 개선하기 위한 주기적 재평가

프로그램이 포함되어야 한다.

Element 4 : 문건 제출

사업자가 제출해야할 문서의 종류 및 형식 등에 대한 지침을 주고 있다.

잃

제 3 절 RI-IST 방법 : ASME O&M Committee

가. ASME RI - 1ST 기술 개발 현황

1992년 ASME O&M Committee는 1ST 대상기기의 위험도 결정에 PRA 기

법을 적용하는 것을 허용하였고， 그 후로 ASME Center for Research and

Technology7} RI-ist 방법론 개발을 위한 과제를 수행하였으며， OMN-3 Code

Case를 개발하여 1ST 대상기기에 대한 Categorization 방법론을 제시하였고，

현재 기기별 Code Case를 개발 중이다.

펌프 및 밸브의 경우는 거의 모든 미국 원전이 PRA에 모벨화 되어 있어 기

기를 기준으로 한 접근 방식을 사용하고 있다.

RI-IST의 전략으로서 고위험도 기기의 경우는 기기 성능 저하를 모니터링

하여 미리 기기의 고장을 예상하여 적절한 시점에 수리 및 교체를 함으로서 보

다 효과적 인 performance base testing을 수 행 한다. 반면 저 위 험 도 기 기 의 경

우에는 현재의 위험도에 관계없이 일괄적인 시험주기 적용 방법을 지양하여 시

험 주기를 늘엄으로서 시험주기 보수성에 의한 자원 낭비를 막는 방향으로 추

진되고 었다.

이러한 접근법을 사용함으로서， 고위험도 기가의 안전성을 증대시키고， 저위

험도 가기의 시험 비용을 절감하려는 시도를 하고 었다.

ASME의 코드 개발 현황으로는 ASME O&M 분과에서 1ST 대상기기에 대

한 Categorization 방법론으로 Code Case OMN - 3이 개발되었고， 펌프， 역지밸

브， 공기구동밸브， 모터구동밸브， Snubber 등에 대한 기가별 RI-IST 코드를 개

발 중이다.

Code Case OMN - 3은 발전소 1ST 프로그램의 안전성 및 경제성을 최적화하

기 위한 것으로서 1ST 대상 전 기기에 대해서 아래의 2가지의 Safety

Significance 범주로 분류하는 방법론을 제시하고 있다.

- 34 -

- High Safety Significance Category(HSSC)

· 기기 성능 저하를 모니터링 하여 기기 고장을 예측

Perforrnance Based Testing 전 략 사용

- Low Safety Significance Category(LSSC)

· 기존 시험 요건 개선(시험 방법， 주기)

현재로서는 ASME BNCS(Board on Nuclear Codes and Standards)의 승인

을 얻었으며， NRC의 승인을 기다리고 있는 상태이다.

나. 펌프에 대한 RI-IST 적용

펌프에 대한 Code Case로서 OM-6이 개발 중에 있다. Code의 주된 내용은

LSSC 펌프의 시험주기 연장 벚 Comprehensive test 면제 등이 었다. 1996년

Carolina Power and Light ’s Shearon Harris Plant에 시범 적용한 결과 27대의

펌프중 12대가 HSSC의 범주이고， 15대가 LSSC의 범주였다. 기존의 시험방법

을 유지하면서， 현재 개발중인 ASME Code를 적용하여 수행한 결과， 그룹 A

(정상운전 펌프)중 LSSC 펌프의 경우 시험 주기를 4개월에서 6개월로 연장할

수 있었고， 그돕 B(대기 펌프)중 LSSC 펌프의 경우 토출압 및 진동 측정의 시

험 범위를 확대시키면서 시험 주기를 3개월에서 2년으로 크게 연장할 수 있었

다. 시험 주기 연장에 따른 유지보수 비용 절감효과는 매우 클 것으로 예상된

다.

표 10에 기존 펌프 1S1 방법에 의한 시험 대상 및 주기를， 표 11에 R1-1ST를

적용할 경우의 펌프 시험 대상 및 주기를 나타내었다.

따 ω

표 10 기존 펌프 ISI 방법에 의한 시험 대상 및 주기

시험변수 그룹 A 그룹 B Comprehensive

속도 O O O

차압 O 。 O

토출압 O O

7。r 그‘51- O O O

진동 O O

시험주기 4개월 분기 2년

비고 정상운전 대기상태

표 11 기존 펌프 ISI 방법에 의한 시험 대상 및 주기

기기분류 그룹 A 그룹 B

시험 시험 Comprehensive 참고

HSSC 분기 분기 2년 기존과 동일

LSSC-A 6개월 정상운전

LSSC-B 2년 6개월 대기중

비고 기존 시험방법의 유지

36 -

다. 역지밸브에 대한 RI-IST 적용

역지밸브에 대한 Code Case로서 OM-22가 개발 중에 있다. HSSC 밸브의

가동중 시험 요건으로는 ASME OM Code , 1995 Edition through OMa-1996

Agenda, Appendix II. Check Valve Condition Monitoring Program을 적 용하

고， LSSC 밸브의 시 험 요건으로는 ASME OM Code , 1995 Edition through

OMa-1996 Agenda, Subsection ISTC를 적 용하도록 하고 있다.

HSSC 역지밸브에 대해서는 밸브의 성능 감시에 필요한 시험 종류 및 유지보

수， 검사 방법에 대한 개발이 요구되고 있다.

개발중인 RI-IST 시험 요건 기존 1ST 방법에 비해 강화되었으며， Code

Case룹 O&M main committee에 두 번이나 제출하였으나， 모두 부정적인 평가

를 받았다. ‘98년말 현재는 BNSC의 검토가 진행중이다.

ASME OM Code Non-Mandatory Appendix를 지원하고， 역지밸브의 성능

을 개선하며， 불필요한 시험 행위를 제거하기 위해서 WOG에서 역지밸브에 대

해서 RI-IST를 적용하였다.

주요 내용으로는 역지밸브에 대해 HSSC와 LSSC로 Categorization.하는 방

법론의 개발과 역지밸브의 성능 감시 및 분석을 위한 모니터링 및 시험 방법이

제시되어 있다.

역지밸브에 대해서 RI-IST를 적용하는 경우에， 프로그램 개발 및 최선 진단

장비의 사용으로 인한 비용 상승이 예상되지만， 시험주기가 연장되고 최신 진

단 기술 및 기법 적용을 통해서 역지밸브에 대한 성능 입증이 가능 할 것으로

분석되었다.

라. MOV(Motor Operated Valve)에 대 한 RI-IST 적 용

MOV에 대한 Code Case로서 OM-8이 개발 중에 있다. 주요 내용으로는 위

험도에 기준을 둔 밸브 분류， 위험도와 여유도를 연계한 성능 시험 수행 및 시

언 비

험 주기 산정 등이 포함되어 었다. 시험 주기는 성능여유도가 기준 값 이하로

떨어지기 이전에 시험이 수행되도록 결정한다.

국내의 경우에는 과학기술부 규제 권고사항에 따라 설계기준 성능 입증 프로

그램이 진행 중이고， 미국의 경우는 GL89-10에 따라 설계기준 성능 입증이 완

료되었고， GL96-05에 따라 주기점검 프로그램이 개발중인데， 개발이 완료되면

가동중 시험으로 전환할 계획이다. 현재 대표적인 주기점검 프로그램인 ]OG

프로그램이 NRC의 승인을 얻었고， 웨스팅하우스를 포함한 4개의 소유주 그룹

의 96개 호기가 주기점검 프로그램에 참여하고 있다.

미국에서 주기 점검 프로그램을 적용한 결과 기존의 3개월의 Exercising 시

험 주기가 표 12에 보인 것처럼 크게 증가하였다.

표 12 주기점검 프로그램 적용시 Static Test 주기

Static Test 주기

위험도 범주

Low Margin Med. Margin High Margin

High 1 Cycle 2 Cycle 3 Cycle

Medium 2 Cycle 4 Cycle 6 Cycle

Low 3 Cycle 6 Cycle 6 Cycle

결과적으로 MOV에 대해 RI-IST 적용시 성능 입증의 결과로 시험 주기의

증가가 오지만 성능 입증을 위한 상세 실험이 필요한 것으로 분석된다.

주기 증가에 의한 비용 감소 효과와 시험 인력 및 장비 증가에 의한 비용 증

가 효과 중 어느 것이 더 클지는 아직으로서는 미지수이지만， 최선 진단 기법

- 38 -

적용에 의한 안전성 증대 및 성능 입증 효과는 클 것으로 판단된다.

마. RI-IST 국내 도압 방안

RI-IST는 기기별로 수행 가능성 및 기술 수준에 맞추어 순차적으로 도입하

는 것이 타당하다. RI-IST를 도입을 위한 선행 조건으로는 다음을 들 수가 있

다-

- 성능 평가 방법론(실험， 프로그램) 개발

기기별 성능 관련 고유 DB 확보

- 기 기 별 Safety Significance 분석 기 준 개 발

위의 선행 조건이 충족되는 기기별로 도입을 하되 사업자에게 충분한 유인

효과(경제성， 안전성)를 제공하면서， 안전성도 보장을 할 수 있도록 해야 한다.

- 39 -

저14 장 RIR 적용시 허용 기준

- 40 -

제 4 장 RIR 적용시 허용 기준

국내에서 RIR을 도입 할 경우， 현행인허가기준(CLB)의 변경이 불가피할

것으로 판단된다. 이에 따라서 CLB를 변경시키는 것에 대한 적절한 허용기

준의 설정이 필요하다. 본 보고서에서는 미국 NRC의 허용기준에 대한 분석

을 통하여 국내에 적합한 RIR 도입 허용기준을 제시하고자 한다.

CQl Regulatory Guide 1.174 "An Approach for Using PRA in

Risk-Informed Decisions on Plant Specific Changes to the Licensing

Basis"

가. DCDF 제한

Regulatory Guide 1. 174에서는 base line CDF와 .6CDF에 의한 허용 기준

을 그림 6에 보인 것처럼 제시하고 있다.

CDF가 감소한 경우

RIR 도입에 의해 CDF가 감소한 경우에는 계산된 Base line CDF에 대한

평가는 필요하지 않다. 이러한 경우에는 세멸한 정량적인 계산은 요구되지

않고， 어떤 요인에 의해서 CDF가 감소했는지를 판단할 수 있을 정도의 자료

만 요구된다.

41

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n U

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‘ ---’

그림 6 Base Line CDF와 6CDF에 의한 허용기준

6CDF < 10-6 인 경 우(Region 111)

기본적으로 RIR RIR 도입에 의한 CDF 증가 분이 10-6보다 적은 경우에는

관계없이 6CDF에 이면 A

거

m > Base Line CDF

CDF를 감소시키는 노력을 기울여야 한다.

허용이 가능하다. 하지만

10-6 < 6CDF < 10-5인 경우(Region 11)

고 도입을 RIR의 10-5인 경우에 10-6 RIR 도입에 의한 CDF 증가 분이

CDF를 관계없이 6CDF에 있 다. 단， Base Line CDF > 10-4 이 면 스 ’ 할

려

10-4인 경우에

없는 타당한 이유를 제시해야 한다.

Base Line CDF7r 10-5

- 42

감소시키는 노력을 기울여야 한다.

까‘ T 는 사업자는 CDF를 줄일

I ) LiCDF > 10-5인 경 우 (Region

RIR 도입에 의한 CDF 증가 분이 10-::>보다 큰 경우에는 원칙적으로 RIR의

적용이 허용되지 않는다.

나.6LERF 제한

Regulatory Guide 1. 174에서는 base line LERF와 LiLERF에 의한 허용 기

있다. 제시하고 보인 것처럼 준을 그림 7에

퍼

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그림 7 Base Line LERF와 LiLERF에 의한 허용기준

LERF가 감소한 경우

계 산된 Base line LERF에 대 RIR 도입에 의해 LERF가 감소한 경우에는

이러한 경우에는 세밀한 정량적인 계산은 요구되

정도의 있을 LERF가 감소했는지를 판단할 수

43 -

요언에 의해서

한 평가는 필요하지 않다.

지 않고， 어떤

자료만 요구된다.

6LERF < 10-7 인 경 우(Region 111)

RIR 도입에 의한 LERF 증가 분이 10-7보다 적은 경우에는 가본적으로

RIR 허용이 가능하다. 하지만 Base Line LERF > 10-5 이면 6LERF에 관계

없이 LERF를 감소시키는 노력을 기울여야 한다.

10-7 < 6CDF < 10-6언 경 우(Region 11)

RIR 도입에 의한 LERF 증가 분이 10-7 _ 10-6인 경우에 RIR의 도입을

고려 할 수 있다. 단， Base Line LERF > 10-5 이면 6LERF에 관계없이

LERF를 감소시키는 노력을 기울여야 한다 Base Line LERF가 10-6 -

10-5인 경우에는 사업자는 LERF를 줄일 수 없는 타당한 이유를 제시해야 한

다.

6LERF > 10-6인 경 우 (Region 1)

RIR 도입에 의한 LERF 증가 분이 10-6보다 큰 경우에는 원칙적으로 RIR

의 적용이 허용되지 않는다

다. Base Line CDF, LERF Guidelines

Base Line CDF > 10-4 이면 6CDF에 관계없이 CDF를 감소시키는 방안

을 제시해야 하고， Base Line LERF > 10-5 이면 6LERF에 관계없이 LERF

를 감소시키는 방안을 제시해야 한다.

라. 국내 적용 방안

ILRT 주기 연장에 관한 과기부고시(안)에 의하면， 위험도 증가율을 0.1%

- 44 -

이내로 제한하고 있다.

위험도 증가율 = L:è. LERF Base Line LERF

기존 방법에 의한 Base Line LERF가 낮은 경우에는 LERF가 조금만 증

가하더라도 위험도 증가율이 제한치 이상으로 커지게 된다. 이에 따라서

안전성 측면에서 성능이 좋은 원전(Base line LERF가 적은 원전)에 대해서

는 ILRT 주기 연장을 시행하지 못하는 모순이 발생한다.

RIR의 도입의 경우에도 상기와 같은 제한을 두면， 성능이 좋은 원전에 대

한 RIR 도입의 걸림돌이 될 수가 있다.

이에 대한 해결 방안으로서 다음과 같은 4거지 사항을 종합적으로 고려하

는 것이 타당하다.

. Base Line Risk의 크기

• L, Risk의 크기

· 위험도 증가율 =

· 이득의 크기

A LERF 의 크기

CD Base Line Risk가 아주 큰 경우 Ri삶 감소를 유도하고，

(2) Base Line R강k가 큰 경우 : 위험도증가율 및 L, Risk 를 제한하며，

@ Base Line Risk가 작은 경우 L, Risk 제한， 이득크기 ， Base Line R양k

(CDF, LERF)의 크기에 따른 탄력적 적용을 한다.

-45

제 5 장 결론

- 46 -

제 5 장 결론

가. RI-ISI 적용 연구

RI-ISI와 관련하여 다음의 연구를 수행하였다.

ASME (WACP-14527, Revl) 방법 과 EPRI (TR-1l2657, Rev. B) 방법 에

대한 장단점 분석

국내 적용 방안 제시

나. RI-IST 적용 연구

RI-IST 적용과 관련하여 다음의 연구를 수행하였다.

Pump, Check Valve, MOV 등에 대한 RI-IST 적용성 검토

선행 해결 과제 제시

다. RIR - Acceptance Guidelines

RIR 도입에 대한 허용기준에 대해서 다음과 같은 연구를 수행하였다.

Regulatory Guide 1.174 검토

국내 적용 방안 제시

라. 향후 과제

RIR의 도입이 안전성의 측면， 경제적인 측면， 안전규제체계 측면에서 많은

47 -

이점이 있는 것으로 나타났다. 하지만， 이런 이점 이면에는 제도에 대해 충분

한 준비가 안된 관계로 인하여 발생될 수 있는 문제점들도 많은 것으로 나타났

다.

RIR제도의 도입을 위해서는 광범위한 분야에서 먼저 해결되어야할 사항들

이 있다. 즉， 국내의 경우 아직 PSA 기반 연구가 완성되어 있지는 않다. 전

략적으로 규제기관에서는 규제체계수립(정책 및 원칙， 일반지침 개발) 등에 전

념하고， 세부 항목에 대한 기술 개발은 산업계 및 학계가 주축이 되어 추진하

는 것이 바람직하다.

산업체에 대해서는 RIR의 수행으로 언한 이득(경제적 이득， 업무환경 개선

등)을 보장하되， 종합적인 원전의 안전성은 기존 규제 제도에 의한 것보다 높

아야한다.

도입 초기에는 RIR을 결정론적 규제 방안에 대한 보완 또는 Option으로 채

택하여， 사업자가 자율적으로 시행하도록 유도하고， 시행상의 경험이 충분히 축

적된 후에 현행 규제 제도를 대치할 수 있도록 하는 것이 바람직하다.

위험도 평가 기법에 대한 보다 많은 지식 축적이 필요하고， 세부적인 부분

에 이르기까지 정량적인 평가 기술을 개발해야 한다.

PSA에 대한 종합적인 Infra-Structure의 구성이 필요하다. 즉， 연구 인력

의 확보， 분석 도구의 확보， 운전 이력에 대한 데이터베이스 확보 등 PSA를

수행하기 위한 종합적인 체제가 먼저 구축되어야 한다.

- 48 -

참고 문헌

- 49 -

- ---‘---._--• • --

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