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국내 원자력발전소의 주제어실 화재피난 리스크 평가를 위한 화재 시뮬레이션
강대일 ( Dae Il Kang ),김길유 ( Kilyoo Kim ),장승철 ( Seung Cheol Jang ),유성연 ( Seong Yeon Yoo ) 한국안전학회(구 한국산업안전학회) 2014 한국안전학회지 Vol.29 No.4
In this paper, to systematically assess the abandonment risk of main control room (MCR) fire, fire simulations with FireDynamics Simulator were performed and abandonment probabilities were estimated for the MCR bench-board fire of domestic referencenuclear power plant. The fire simulation scenarios performed in this study included propagating and non-propagating fires of the MCRbench-board, and the availability and unavailability of heating, ventilation, and air conditioning system (HVACS). The following resultswere obtained. First, temperature was the major abandonment impact factor for the MCR bench-board fire if the HVACS was availableand optical density was that if the HVACS was unavailable. Second, the fire scenario contributing the MCR bench-board fireabandonment risk was identified to be only the propagating fire. Third, it was confirmed that the abandonment probability of the MCRbench-board fire for domestic reference nuclear power plant could be reduced by using the fire modeling.
원자력발전소의 화재안전성 평가에서 화재모델링 불확실성 분석
강대일(Kang, Dae-Il),양준언(Yang, Joon-Eon) 한국화재소방학회 2011 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2011 No.추계
본 논문에서는 원자력발전소의 화재 안전성평가에서 제기되는 화재모델링 불확실성 분석 방법을 검토하고 논의하였다. 원자력발전소의 성능기반 화재 안전성평가에 대해서는 NUREG-1934를, 확률론적 화재 안전성 평가에 대해서는 NUREG/CR-6850를 중심으로 화재 모델링 불확실성 분석 방법을 소개하고 몬테칼로 시뮬레이션을 이용한 불확실성 분석 방법에 대해 논의하였다.
원자력발전소의 화재사건 확률론적안전성평가 모델 구축에 관한 연구
강대일 ( Dae Il Kang ),김길유 ( Kilyoo Kim ) 한국안전학회(구 한국산업안전학회) 2016 한국안전학회지 Vol.31 No.5
A single fire event within a fire area can cause multiple initiating events considered in internal events probabilistic safety assessment (PSA). For an example, a fire event in turbine building fire area can cause a loss of the main feed-water and loss of off-site power initiating events. This fire initiating event could result in special plant responses beyond the scope of the internal events PSA model. One approach to address a fire initiating event is to develop a specific fire event tree. However, the development of a specific fire event tree is difficult since the number of fire event trees may be several hundreds or more. Thus, internal fire events PSA model has been generally constructed by modifications of the pre-developed internal events PSA model. New accident sequence logics not covered in the internal events PSA model are separately developed to incorporate them into the fire PSA model. Recently, many fire PSA models have fire induced initiating event fault trees not shown in an internal event PSA model. Up to now, there has been no analytical comparative study on the constructions of fire events PSA model using internal events PSA model with and without fault trees of initiating events. In this study, the changing process of internal events PSA model to fire events PSA model is analytically presented and discussed.
원자력발전소 화재 안전성분석에서 화재 유발 케이블 손상시간 추정
강대일(Dae Il Kang),정용훈(Yong Hun Jung) 한국화재소방학회 2022 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2022 No.춘계
원자력발전소의 화재로 인한 전기 케이블의 손상 시간 평가는 케이블과 연결된 기기(equipment)의 손상시간과 직접 연관되기에 화재 안전성 평가에 매우 중요하다. 화재 유발 전기 케이블 손상시간은 원자력발전소의 안전정지를 위한 운전원 행위 신뢰성에 커다란 영향을 미치기 때문이다. 원자력발전소에서 화재로 인한 전기 케이블의 손상 결정에는 세 가지 방법(단일 노출 경계치(exposure threshold), 온도에 따른 시간 손상 표(lookup table), THIEF(Thermally -Induced Electrical Failure) 모델)이 사용되어 왔다. 이들 방법 중 단일 온도나 단일 열속(heat flux) 값을 기준으로 케이블 손상을 결정하는 단일 노출 경계치 값이 많이 사용되고 있지만 케이블 손상까지 소요되는 케이블 가열시간을 고려하지 않아 보수적이다. THIEF 모델은 많은 데이터를 사용하기에 제한적으로 이용되고 있다. NUREG-2178에서는 최근 기존 세 가지 방법들의 단점들을 보완하기 위해 열흡수법(heat soak method)을 발표하였다. 이 방법은 케이블이 화재에 의해 가열되는 시간을 고려하여 케이블 손상시간을 결정한다. 본 논문에서는 일반 임시 점화원(transient ignition source)에 의해 노출된 열경화성(thermo-set) 케이블의 화재 시나리오에 대해 열흡수법과 단일 노출 경계법을 적용하여 케이블 손상 시간을 추정하고 비교하였다. 임시 점화원 열방출율은 NUREG-2233에서 제시한 식을 사용하였고, 점화원의 플름 온도 추정은 Heskestad의 플름(plume)온도 상관 식을 사용하였다. 본 연구결과, 임시 점화원 화재 유발 케이블 손상시간 추정에 대한 열흡수법의 적용은 현실적인 원전 화재 안전성 평가에 기여할 수 있을 것으로 판단된다.
강대일(Kang, Dae-Il),진영호(Jin, Young-Ho) 한국화재소방학회 2011 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2011 No.추계
본 논문에서는 설계중인 스마트원전에 대한 화재 PSA 방법과 결과 그리고 민감도분석 결과를 기술하였다. 기존 국내 원전 화재 PSA에서는 EPRI의 fire PRA implementation guide에 따라 수행해왔었다. RG 1.189에 따르면 NFPA 805를 채택하는 원전이나 신규원전은 NUREG/CR-6850 방법에 따라 화재 PSA를 수행해야만 한다. 스마트는 설계단계의 원전이기에 화재 PSA 수행위한 충분한 설계정보가 없고 스마트의 선행호기도 없다. 따라서 NUREG/CR-6850 방법을 스마트에 모두 적용할 수 없어 EPRI fire PRA implementation guid와 NUREG/CR-6850 방법을 사용하여 스마트 원전에 대한 화재 PSA를 수행하였다. 화재 PSA 결과에 중요한 영향을 미치는 요인들에 대해 민감도분석을 수행하였다.
원자력발전소의 스위치기어실 화재모델링 입력모수 불확실성 분석
강대일(Kang, Dae-Il),박종석(Park, Jong-Seuk),한상훈(Han, Sang-Hoon) 한국화재소방학회 2011 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2011 No.춘계
본 논문에서는 원자력발전소의 스위치기어실 화재로 인한 케이블 손상시간과 케이블 온도를 평가하기 위해 화재모델링 입력모수 불확실성 분석을 수행하였다. 화재모델링은 FDS 5.5를 사용하였으며 입력모수 샘플링은 Wilks 식에 따라 93회를 수행하였다. 단순히 입력모수 평균 값을 사용한 화재모델링 분석결과는 화재모델링 불확실성 분석결과보다, 케이블 손상시간은 최대 1.6배 늦게, 케이블 온도는 최대 0.45배 낮게 평가될 수 있는 것으로 나타났다.