Uncertainty analysis of the feedwater line break accident, which is the limiting loss of heat sink accident, is performed for KNU-1 using response surface methodology and Monte Carlo simulation. The feedwater line break accident analysis using the RELAP4/Mod6 code was performed a number times to generate the data base for uncertainty analysis, along with the evaluation model calculation for comparison purpose.
Two kinds of input sets are utilized for response surface method to investigate and compare the effects of the uncertainty of input variables on the reactor coolant system peak pressure following a feedwater line break.
The first set is composed of six major plant operational parameters such as, initial core power, initial core inlet temperature, initial pressurizer pressure, initial steam generator level, initial pressurizer level, and initial steam flow, and the second set is composed of five major modelling parameters such as, critical flow correlation, critical heat flux correlation, pre-CHF heat transfer coefficients, post-CHF heat transfer coefficients, and pressurizer safety valve discharge rate.
It is found through comparison and analysis of results that the uncertainties of modelling parameters have more influence on the reactor coolant system peak pressure than the uncertainties of plant operational parameters. And one of the assumptions of evaluation model calculation which is usually accepted as conservative is found to be erroneous, that is, contrary to the general expectation the initial core inlet temperature is found to act negatively on the reactor coolant peak pressure following a feedwater line break.
극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관파열사고에 대한 불확실성해석을 반응표면방법과 Monte Carlo 모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/Mod6 를 이용한 급수관파열사고해석을 통해 불확실성해석의 Data Base 를 마련하였으며 비교목적으로 평가모형계산도 수행하였다.
급수관파열사고후의 원자로 냉각재 계통 최대압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2종류의 입력 Set 에 대한 반응표면방법이 활용되었다.
첫 Set 는 노심출력, 냉각재의 노심입구온도, 가압기 압력, 증기발생기 수위, 가압기 수위, 증기유량 들의 초기값인 6개의 주요 발전소운전변수로 구성되며, 둘째 Set 는 임계유동상관식, 임계열유속상관식, CHF 전 열젼달계수, CHF 후 열전달계수, 가압기 안전밸브 방출율 등의 5개 주요 모형변수로 구성된다.
결과의 비교분석을 통해 모형변수의 불확실성이 최대압력에 미치는 영향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌으며 또한 평가모델에서 일반적으로 인정되고 있던 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 보수적 가정도 급수관파열사고에 대해서는 잘못된 것으로 밝혀졌다.
