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(A) sensitivity analysis of key uncertainty issues of the PWR containment event tree analysis = 가압경수로형 격납용기 사건수목 해석시 적용되는 주요 불확실성 인자에 대한 민감도분석
서명 / 저자 (A) sensitivity analysis of key uncertainty issues of the PWR containment event tree analysis = 가압경수로형 격납용기 사건수목 해석시 적용되는 주요 불확실성 인자에 대한 민감도분석 / Nam-Il Choi.
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1991].
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A sensitivity analysis for the PWR containment response issues and the levels of each issue was performed in this study. These issues and levels were used at Brookhaven National Laboratory on Zion power plant containment response analysis for postulated severe accident. The EVNTREISS code, originally developed at Sandia National Laboratory was used for this study with a few modifications and improvements of the original code to use on a personal computer. The modified code was verified by comparison with the old and new calculations. Through the sensitivity analysis, the effects of eight uncertainty issues and levels on the release category uncertainty for each plant damage state were quantified. The results of sensitivity analysis show that the most sensitive and uncertain issue to the early containment failure which is a major contributor to the risk is the pressure increase due to direct containment heating and steam spike. The other issues of major importance are the containment failure pressure and the pressure increase due to hydrogen burn. From the results of this study, it may be concluded that further study to reduce the pressure increase due to direct containment heating or hydrogen burn is absolutely necessary to reduce the risk and the probability of an early containment failure. It is also important to reduce the uncertainty of the major uncertainty issues to be able to predict the probabilities of release category with more accuracy. Tasks not completed in this study are also briefly described for the future study.

본 논문에서는 가압경수로형 격납용기 반응해석에 적용되는 불확실성인자들(issues) 및 인자의 수준들(levels)에 대한 민감도분석이 수행되었다. 이러한 인자 및 수준들은 미국의 브룩해븐 국립연구소(BNL)에서 Zion 원자력발전소의 가상적 중대사고 해석을 위한 격납용기 반응해석에 사용된 바 있다. 본 연구를 위해 사용된 전산코드는 미국의 샌디아 국립연구소(SNL)에서 개발한 EVNTREISS 코드를 연구목적에 맞도록 개선하고 변환시킨 것이다. 개선된 전산코드는 검증계산을 통해 그 신뢰성이 입증되었다. 본 연구에서는 이 전산코드를 이용한 민감도 분석을 통하여 8개의 불확실성인자들과 인자의 수준들이 각각의 발전소 손상군에 대한 방출분류(release category)의 불확실성에 미치는 영향을 정량화하고자 하였다. 그 결과 특히 위험도에 가장 영향이 큰 격납용기 조기 파손에 가장 민감하고 불확실성이 큰 인자는 격납용기 직접가열 및 수증기 강타(DCH&SS)로 인한 압력 증가이었고, 다음으로는 격납용기 파손압력, 수소연소로 인한 압력증가의 순서가 됨을 알 수 있었다. 분석결과를 통해 격납용기 조기파손 확률 (또는 위험도)을 감소시키기 위해서는 격납용기 직접가열이나 수소연소로 인한 압력증가를 완화시키는 방안이 필요함을 알 수 있었고, 또한 좀더 정확한 격납용기 방출분류 계산을 위해서는 불확실성이 큰 인자들의 불확실성 범위가 축소되어야 함을 아울러 확인할 수 있었다. 끝으로 본 논문에서 다루지 못한 내용들은 추후 보다 심오한 연구를 위해 제안내용으로 제시하였다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MNE 9116
형태사항 ix, 88 p. : 삽화 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 Includes appendix
저자명의 한글표기 : 최남일
지도교수의 영문표기 : Moon-Hyun Chun
지도교수의 한글표기 : 전문헌
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 84-86
주제 Nuclear reactors --Containment.
Uncertainty.
Nuclear reactor accidents.
PWR 원자로. --과학기술용어시소러스
원자로 격납 용기. --과학기술용어시소러스
불확실성. --과학기술용어시소러스
원자로 사고. --과학기술용어시소러스
Pressurezed water reactors.
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