급수관 파열사고 해석에 대한 운전변수와 모형변수의 불확실성 및 민감도 연구

Abstract

극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관 파열사고에 대한 불확실성 해석을 반응표면방법과 Monte Carlo모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/MOD6를 이용한 급수관 파열사고 해석을 통해 불확실성 해석의 Data Base를 마련하였으며, 비교 목적으로 평가모형 계산도 수행하였다. 급수관 파열사고 이후의 원자로 냉각재계통 최대 압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2증류의 입력 Set에 대한 반응표면방법이 활용되었다. 첫 Set는 6개의 주요 발전소 운전변수로 구성되며, 둘째 Set는 5개 주요 모형변수로 구성된다 결과의 비교 분석을 통해 모형변수의 불확실성 이 최대 압력에 미치는 영 향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌고, 최대 압력 증가의 약 9%에 해 당되는 여유도 개선도 확인되었다. 또한, 평가모델에서 인정되고 있는 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 가정은 잘못된 것으로 밝혀졌다.