초록 ▼

GEN-IV 노형의 하나인 PGSFR에 대한 확장설계조건 안전해석을 수행하였다. 비보호 유량상실 사고와 비보호 과출력 사고를 선정하여 CSAU & GRS 방법론을 결합한 최적안전해석과 불확실성 정량화 방법론을 적용하였다. 각 사고에 대하여 현상우선순위표와 모델순위표를 작성하였다. 최적안전해석 도구로는 MARS-LMR 코드를 수정하여 불확실성 인자의 전개가 가능하도록 하였다. PAPIRUS 코드를 개선하여 Wilks’ formula 와 Monte Carlo 방법 등의 여러 가지 불확실성 정량화 기법이 PAPIRUS 내에서 구현되도록

GEN-IV 노형의 하나인 PGSFR에 대한 확장설계조건 안전해석을 수행하였다. 비보호 유량상실 사고와 비보호 과출력 사고를 선정하여 CSAU & GRS 방법론을 결합한 최적안전해석과 불확실성 정량화 방법론을 적용하였다. 각 사고에 대하여 현상우선순위표와 모델순위표를 작성하였다. 최적안전해석 도구로는 MARS-LMR 코드를 수정하여 불확실성 인자의 전개가 가능하도록 하였다. PAPIRUS 코드를 개선하여 Wilks’ formula 와 Monte Carlo 방법 등의 여러 가지 불확실성 정량화 기법이 PAPIRUS 내에서 구현되도록 하였다. 최종 도출된 안전지표가 적절한 범위에서 계산되고 있음이 입증되었다.

GEN-IV 노형의 확장설계조건 사고에 선제적으로 적용하여 타당성이 확인된 최적안전해석과 불확실성 정량화 방법론은 현재 도입중인 확장설계조건 규제 법제화에 대응하는 가동 원전의 확장설계조건 안전 해석 방법론이 될 수 있음을 보였다.

( 출처 : 보고서 요약서 4p )

Abstract ▼

The objective of project is to verify the application capability of the best-estimate plus uncertainty methodology for the DEC scenarios of SFR. The design base accident analysis for SFR have been performed by the conventional methodology established in PWR safety analysis applications. Up to now, t

The objective of project is to verify the application capability of the best-estimate plus uncertainty methodology for the DEC scenarios of SFR. The design base accident analysis for SFR have been performed by the conventional methodology established in PWR safety analysis applications. Up to now, the beyond design base accident area are not included on safety analysis for the regular license requirements for both the PWR and the SFR. But, new regal regulatory article in law is under establishment for the beyond design base accident, for example design extension conditions, for the domestic nuclear power plants. Therefore, it is urgent to build-up the responsibility strategy of safety analysis methodology about the design extension conditions. During the verification process of the application capability for the SFR DEC, the best-estimate plus uncertainty methodology is deeply verified. The verified methodology will help the response about the DEC scenarios of the domestic commercial nuclear power plant.

It is inevitable to conduct huge number of calculations for the best-estimate plus uncertainty methodology. The PAPIRUS code has been developed and modified for the easy application of the best-estimate plus uncertainty methodology. The uncertainty parameter propagation process is automated so that the statistical input cases are easy to make and apply. The server-client control system is verified for over 70 CPUs connected through the networks. By utilizing the PAPIRUS code, 15,000 cases of MARS-LMR inputs are processed and the statistical treatment about the safety results are provided. In this project, the best-estimate plus uncertainty methodology is verified for the SFR DEC scenarios. It is sound to provide the best-estimate plus uncertainty methodology as a responsible way for the DEC scenario for the SFR, as well as the demmestic commercial nuclear power plants.

( 출처 : SUMMARY 8p )

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 5
• SUMMARY ... 8
• CONTENTS ... 9
• 목차 ... 10
• 제 1 장 연구개발 과제의 개요 ... 11
• 제 2 장 국내외 기술 개발 현황 ... 12
• 제 1 절 확장설계조건 ... 12
• 제 2 절 최적안전해석 방법론 ... 14
• 제 3 절 4S 원전 ... 17
• 제 4 절 SFR UAM Activity ... 24
• 제 5 절 Advanced Burner Fast Reactor ... 25
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 27
• 제 1 절 PGSFR DEC PIRT & MIRT 개발 ... 27
• 제 2 절 MARS-LMR 코드수정 ... 38
• 제 3 절 MARS-LMR 입력 모델의 개발 ... 45
• 제 4 절 PGSFR BEPU 적용 입력 ... 69
• 제 5 절 PAPIRUS 개선 ... 72
• 제 6 절 불확실성 인자와 분포 범위 분석 ... 77
• 제 7 절 최적안전해석 방법론 적용성 평가 ... 151
• 제 4 장 목표달성도 및 관련 분야에의 기여도 ... 165
• 제 5 장 연구개발 결과의 활용 계획 ... 168
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 169
• 제 7 장 장비 ... 170
• 제 8 장 참고문헌 ... 171
• 끝페이지 ... 174