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Title Page 1

Contents 2

Abstract 5

Chapter 1. Introduction 6

Chapter 2. Steam Generator Tube Rupture Accident and its Mitigation Strategy 11

2.1. SGTR Scenario 11

2.2. Mitigation Strategy for Accidents 12

Chapter 3. SGTR Simulation using the MELCOR code 16

3.1. MELCOR Description and SGTR Input Model of OPR1000 16

3.2. Results of the SGTR Simulations 20

3.2.1. Scenario without operator action 21

3.2.2. Scenario with operator action 27

Chapter 4. Sensitivity Analysis with Operator Actions for Mitigation 35

Chapter 5. Conclusions 40

List of References 42

요약 44

List of Tables 3

Table 2.1. Severe accident mitigation strategies of SAMG 15

Table 3.1. Comparison of design value and MELCOR calculation results at steady state 20

Table 3.2. Sequences of base case 21

List of Figures 4

Figure 2.1. SGTR event tree of OPR1000 12

Figure 2.2. Flow chart of SAMG of OPR1000 14

Figure 3.1. Nodalization of OPR1000 for MELCOR 19

Figure 3.2. Core power in scenario without operator action 24

Figure 3.3. RCS pressure in scenario without operator action 24

Figure 3.4. Core Exit Temperature in scenario without operator action 25

Figure 3.5. Water Level in scenario without operator action 25

Figure 3.6. Feedwater flowrate in scenario without operator action 26

Figure 3.7. ADV flowrate in scenario without operator action 26

Figure 3.8. Containment water level in scenario without operator action 27

Figure 3.9. RCS Pressure in scenario with operator action 31

Figure 3.10. Core Exit Temperature in scenario with operator action 31

Figure 3.11. Water Level in scenario with operator action 32

Figure 3.12. Feedwater flowrate in scenario with operator action 32

Figure 3.13. ADV flowrate in scenario with operator action 33

Figure 3.14. Containment water level in scenario with operator action 33

Figure 3.15. Xe Mass in scenario with operator action 34

Figure 3.16. Cs Mass in scenario with operator action 34

Figure 4.1. Sensitivity Analysis results for Pressurizer Pressure 36

Figure 4.2. Sensitivity Analysis results for SG A Water level 37

Figure 4.3. Sensitivity Analysis results for SG B Water level 37

Figure 4.4. Sensitivity Analysis results for Core Exit Temperature 38

Figure 4.5. Sensitivity Analysis results for Containment Water Level 38

Figure 4.6. Sensitivity Analysis results for Xe Mass 39

초록보기

 확률론적 안전성 평가(PSA)는 모든 원자력발전소의 시나리오와 효과를 바탕으로 사고별 전개시나리오와 영향을 근간으로 모든 사고에 수반되는 총체적 위험도(Risk)를 종합적, 체계적으로 분석하는 안전성 평가방법이다. 후쿠시마 원전사고 이후 원자력 발전소에서의 안전과 사고관리에 대한 관심과 필요성이 커졌다.

원자력발전소 사고는 비상운전절차서를 이용해 조치를 취하지만, 노심손상이 발생할 때와 같은 중대사고의 경우 중대사고관리지침서(SAMG)에 의해 운전원의 조치가 취해진다. EOP와 달리 SAMG는 각 사고 시나리오에 대해 정해진 절차가 없어 발전소의 상태에 따라 Technical Support Center(TSC)가 완화전략를 결정하고 조치를 취해야한다. 따라서 중대사고관리지침서를 이용해 사고완화 조치를 취할 때에는 발전소 내 설비들의 가용여부, 설비 복구에 필요한 시간 등으로 인해 조치가 필요한 시간이 다양하게 나타날 수 있다. 따라서, 본 논문에서는 MELCOR 코드를 이용하여 OPR1000의 완화적략을 적용한 중대사고 해석을 수행하였고 MELCOR를 이용해 SAMG 진입까지 필요한 운전원 조치 시간에 대한 민감도분석을 진행하였다.

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