기술보고서KAERI/TR-4062/2010

MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계

구축 (Ⅰ)

Establishment of the Uncertainty Analysis Structure

Using the MELCOR Code (Ⅰ)

한 국 원 자 력 연 구 원

Korea Atomic Energy Research Institute

제 출 문

한국원자력연구원장 귀하

본 보고서를 2010년도 “Level 2 리스크 최 평가 활용기술 개발”

과제의 기술보고서로 제출합니다.

2010년 5월 20일

주 자 : 정 건 효

공 자 : 이 진 용

방 석

김 재 철

이 거 형

안 일

박 수 용

- i -

요 약 문

원자력발 소에서 고려되는 사고는 발생 확률은 지극히 낮지만 일단 사고가 발

생하면 공공 에게 미치는 해도가 무 크기 때문에, 그 발생 가능성을 정량

으로 분석하고 사고 진행 과정을 상학 으로 해석하며 그 결과를 미리 측하

는 것이 필요하다. 따라서 국내에서는 규제기 을 심으로 MELCOR 코드를 이용

한 사고 분석을 수행하고 있다. 하지만 사고 상은 불확실성이 매우 커

사고 분석은 매우 보수 으로 행해지며 높은 안 여유도를 사용하고 있다. 따

라서 사고 분석의 불확실성을 이기 하여 MELCOR 코드를 이용한 불확실

성 분석체계를 개발하 다. 개발된 분석체계를 이용하여 신고리 3,4호기 용융물-콘

크리트 반응을 분석하기 한 MELCOR 1.8.6 모델을 바탕으로 한 불확실성 분석을

수행하여 개발된 불확실성 분석체계의 활용성을 확인하 다.

본 보고서를 통해 개발된 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계를 이용하여

원자력발 소의 사고시 다양한 상학 불확실성에 한 분석이 이루어지게

되면 사고의 불확실성을 감하고 사고의 안 성에 합리 인 보수성을

용할 수 있으며, 사고 리 략 사고 처설비의 최 화에도 기여할 수 있을

것으로 사료된다. 한 2단계 PSA의 불확실성 감에 기여하여 PSA 품질향상

리스크정보활용(Risk Informed Application, RIA) 증진에 기여할 수 있다.

- ii -

S UM M ARY

The severe accident considering nuclear power plants has extremely low

occurrence probability. But if the severe accident occurs, hazards influenced to

public are very large. So it is necessary that quantitative analysis of the severe

accident occurrence probability, phenomenological analysis of the accident

progression process, and the prediction of outcomes were necessary. Therefore

the severe accident analysis using MELCOR code has been performed around

the regulatory body, the Korea institute of nuclear safety (KINS). But the

severe accident analysis has been done conservatively, because the severe

accident phenomena have large uncertainties. So, the uncertainty analysis

structure using MELCOR code was established to reduce uncertainties of the

severe accident. Through an uncertainty analysis using the established analysis

structure based on MELCOR 1.8.6 model for Shin-Kori unit 3, 4 nuclear power

plants to analyze the corium-concrete reaction, the capability of the established

uncertainty analysis structure was assessed.

If various phenomenological uncertainty analyses using the established

uncertainty analysis structure in this report would be perform, uncertainties of

the severe accident could be reduced, reasonable conservatism could be applied

to the safety analysis of the severe accident, and the accident management

strategy and design of severe accident Mitigation equipments could be optimized.

Also, through the reduction of uncertainties of the level 2 PSA, the quality of

the PSA could be improved and RIA could be promoted.

- iii -

목 차

요 약 문 ···························································································································· ⅰ

SUMMARY ······························································································································ ⅱ

목 차 ································································································································ ⅲ

표 목 차 ································································································································ ⅴ

그 림 목 차 ······························································································································ ⅵ

제 1 장 연구개요 배경 ······································································································ 1

제 2 장 불확실성 분석계체 구축 ·························································································· 3

2.1 MELCOR 개요 ·········································································································· 3

2.2 MELCOR 불확실성 분석체계 ················································································ 4

제 3 장 불확실성 분석 제 ································································································ 14

3.1 기본 사고경 분석 ································································································ 14

3.2 불확실성 분석 ·········································································································· 15

제 4 장 요약 결론 ············································································································ 33

참고문헌 ···································································································································· 34

- iv -

표 목 차

표 2-1 MELCOR 패키지 개요 (1/2) ·················································································· 8

표 2-2 신뢰수 별 표본 크기 ···························································································· 10

표 2-3 불확실성 인자 분포별 Uncertainty Analysis Engine의 입력변수 ·············· 10

표 3-1 불확실성 인자 표본 추출 결과(1/4) ··································································· 17

표 3-2 불확실성 분석 결과(ft) (1/4) ··············································································· 21

- v -

그 림 목 차

그림 2-1 MELCOR 1.8.6 코드 구성 일 계도 ·················································· 11

그림 2-2 MELCOR 1.8.6 모의 가능 사고 상 ···················································· 11

그림 2-3 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계 ·············································· 12

그림 2-4 불확실성 분석 도구 ···························································································· 12

그림 2-5 Uncertainty Analysis Engine(Melcor version) ··········································· 13

그림 2-6 BatchMelcor ········································································································· 13

그림 3-1 원자로공동 반경 직경방향 침식깊이 ························································ 25

그림 3-2 원자로공동 냉각재 표면 열속 ·········································································· 25

그림 3-3 노심용융물의 퍼짐 면 별 축방향 침식 깊이 ·············································· 26

그림 3-4 노심용융물의 퍼짐 면 별 반경방향 침식 깊이 ·········································· 26

그림 3-5 노심용융물의 방출량별 면 별 축방향 침식 깊이 ······································ 27

그림 3-6 노심용융물의 방출량별 면 별 반경방향 침식 깊이 ·································· 27

그림 3-7 노심용융물의 방출 기온도별 면 별 축방향 침식 깊이 ························ 28

그림 3-8 노심용융물의 방출 기온도별 면 별 반경방향 침식 깊이 ···················· 28

그림 3-9 용융물-표면 열 달 증배계수별 면 별 축방향 침식 깊이 ······················ 29

그림 3-10 용융물-표면 열 달 증배계수별 면 별 반경방향 침식 깊이 ················ 29

그림 3-11 용융물-냉각수 열 달 증배계수별 면 별 축방향 침식 깊이 ················ 30

그림 3-12 용융물-냉각수 열 달 증배계수별 면 별 반경방향 침식 깊이 ············ 30

그림 3-13 용융물 내 반경방향 열 달 증배계수별 면 별 축방향 침식 깊이 ······ 31

그림 3-14 용융물 내 반경방향 열 달 증배계수별 면 별 반경방향 침식 깊이 ·· 31

그림 3-15 축 반경방향 침식 ························································································ 32

- 1 -

제 1 장 연 구 개 요 배 경

원자력발 소의 사고는 설계기 사건을 크게 과하는 사건으로서 안 설계 평

가상 가정하고 있는 수단으로는 한 노심냉각 는 반응도제어가 불가능한 상태

로, 그 결과 노심의 한 손상에 이르는 사건을 말한다. 미국의 스리마일 섬

(Three Mile Island, TMI) 사고와 구소련( 재의 우크라이나)의 체르노빌

(Chernobyl) 사고는 사고에 해당한다. 원자력발 소에서 고려되는 사고는

발생 확률은 지극히 낮지만 일단 사고가 발생하면 공공 에게 미치는 해도가

무 크기 때문에, 그 발생 가능성을 정량 으로 분석하고 사고 진행 과정을 상

학 으로 해석하며 그 결과를 미리 측하는 것은, 발 소의 설계 안 성을 향상시

킬 뿐 아니라 원자력 설비에 한 안 성을 국민에게 입증하는데 꼭 필요한 과정이

다. [1]

사고의 경우 원자로 노심이 손상을 입는 심각한 사고 향을 래하므로 종합

인 실험에 의한 상 악 검증에 어려움이 따르기 때문에 주로 사고를 모

사하는 산코드를 개발하여 분석함으로써 원자력발 소 사고시 발 소의 거동

을 악하고 발 소 환경에 미치는 향을 검토하고 있다. 미국에서는 원자력

규제 원회(NRC)의 후원으로 국립연구소들을 심으로 하여 사고 상세코드인

SCDAP/RELAP5, CONTAIN 등의 산코드와 종합코드인 MELCOR 산코드를

개발하여 계속 으로 개선하고 있으며, 산업계에서는 미국 력연구원(EPRI)을

심으로 하여 종합코드인 MAAP4 산코드를 개발하여 계속 으로 개선하고 있

다.[2,3,4,5] 국내의 경우 미국의 사고 사코드 체계를 받아들여 연구기

규제기 에서는 MELCOR 코드를 이용하여 사고 상을 분석하여 사고

상을 연구하고 규제에 활용하여 있으며 산업계에서는 MAAP4 코드를 이용하여 확

률론 안 성평가(Probabilistic Safety Assessment, PSA), 사고 처설비 설계

등에 활용하고 있으며 상세해석을 해 SCDAP/RELAP5, CONTAIN, GOTHIC 등

의 코드를 이용하고 있다. [6]

사고 상은 매우 큰 불확실성이 있을 뿐만 아니라, 사고조건이 고온, 고압이기

때문에 측모델을 개발하고 실험 으로 검증하는데 어려움이 많다. 이러한 이유로

설계를 한 열수력 계산 의사결정을 한 험도 계산 등은 매우 보수 으로

행해지며, 안 성을 보장하기 하여 높은 안 여유도를 사용하고 있다. 따라서 국

내에서는 이러한 사고를 분석하는데 불확실성을 이기 해 한국원자력연구원

에서 MAAP4 코드를 이용하여 사고 불확실성 분석을 용이하게 하기 해서

SAUNA를 개발하여 사용 에 있다.[7] 국외에서는 MELCOR 코드를 이용한 불확

실성 분석을 용이하게 하기 하여 분석도구가 제시되었고 MELCOR 코드를 이용

한 불확실성 분석을 수행한 사례가 있다.[8] 하지만 국내에서는 MELCOR 코드를

- 2 -

이용하여 불확실성 분석을 수행한 가 없어 MAAP4 코드를 이용한 불확실성 분

석과 함께 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계의 구축이 필요하다. 이는 국

내에서 MAAP4 코드와 함께 MELCOR 코드가 요한 의사결정의 도구로 활용되고

있기 때문이다.

본 보고서의 2장에서는 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계를 개발하 고

3장에서는 개발된 체계에 따른 제 계산을 수행하 다.

- 3 -

제 2 장 불 확 실 성 분 석 계 체 구 축

2 . 1 M EL C O R 개 요

MELCOR 코드는 사고시 원자력발 소의 험도를 평가하기 해 미국 NRC의

후원으로 산디아 국립연구소(Sandia National Laboratories)에서 1세 산코드인

STCP(Source Term Code Package)를 체하기 하여 개발되었다. [4] MELCOR

코드는 경수로형 원자력발 소의 사고시 원자로냉각재계통, 원자로 공동, 격납

건물 내의 열수력 상, 노심 가열 성능 하, 방사성물질의 방출 이송, 수소

생성, 이송, 연소, 용융물 방출 상, 용융물에 의한 콘크리트 침식, 열에 의한 구조

물 반응, 공학 안 계통의 열수력 방사성물질의 거동 향 등 노심 손상으로

부터 격납건물 손에 이르기까지의 반 인 사고 상을 종합 으로 해석할

수 있는 산코드이다. 1985년에 최 1.0 버 이 발표된 이후 재 가장 리 사용

인 1.8.6 버 이 2005년에 발표되었으며 재 2.0 버 까지 발표된 상태이고 계속

인 코드 개선이 이루어지고 있다.

MELCOR 코드의 실행은 MELGEN과 MELCOR 두 부분으로 이루어진다.

MELGEN은 부분의 입력을 정의하고, 처리하며, 확인하는 부분으로 모든 입력이

만족하는 것으로 확인되면 계산의 기조건을 재수행 일에 장한다. MELCOR는

MELGEN에 의해 생성된 재수행 일과 MELCOR 자체 입력을 이용하여 사고를

시간에 따라 진행시킨다. 그림 2-1은 MELCOR 코드에서 사용하는 일간의 연

계를 나타내고 있다.

MELCOR는 패키지라는 기본단 로 구성되어 있고 1.8.6 버 에서는 총 24개의 패

키지가 존재한다. 이 패키지들은 사고 상이나 로그램의 제어에 각각 다른 부분

을 담당하고 있다. 를 들어, CVH(Control Volume Hydrodynamics) 패키지의 경

우 제어체 의 열수력 상을 계산하고 COR(Core) 패키지의 경우 노심의 거동을

평가한다. MELCOR 각 패키지는 표 2-1에 자세히 설명되어 있다.

최근 MELCOR 코드 수행을 통한 사고 분석에는 민감도분석 불확실성 분석

을 포함하는 경우가 종종 있다. MELCOR 코드를 이용한 민감도분석 불확실성

분석을 용이하게 하기 해, MELCOR 1.8.6은 선택 으로 조 가능한 라미터를

포함하여 많은 기계론 인 모델이 코딩되었다. 이는 기계론 인 본성에 향을 주

지 않으면서도 분석자가 각 인자들이 결과에 미치는 향을 쉽게 분석할 수 있도록

하고 있다. 이런 라미터들은 MELCOR 코드에서 민감도 계수로 코딩되었고 선택

인 코드 입력 작성을 통해 쉽게 모델링되도록 하 다.

- 4 -

그림 2-2는 원자력발 소의 사고시 MELCOR 1.8.6이 모의 가능한 상들을 다

른 사고 산코드와 비교하여 보여주고 있다. 구체 으로 MELCOR 1.8.6이 모

의 가능한 상은 사고의 시작, 원자로 냉각재의 열수력학 거동, 노심에서의 냉각

재 상실, 노심 용융 핵분열생성물의 방출, 원자로용기 손, 원자로냉각재계통

격납건물에서의 핵분열생성물의 이송, 핵분열생성물 에어로졸의 거동, 노심 용융

물-콘크리트 반응, 격납건물의 열수력학 거동, 핵분열생성물 제거 과정, 핵분열생

성물의 환경으로의 방출, 공학 안 계통, 요오드 화학 등이다. 즉, MELCOR 1.8.6

은 사고의 시작으로부터 원자로냉각재계통의 열수력 거동, 노심 손상 과정, 노

심 용융물 방출, 격납건물의 열수력 거동을 포함하여 핵분열생성물의 환경으로의

방출까지 거의 사고 과정의 모의할 수 있는 종합 사고 해석코드로서

의 능력을 갖추고 있다.

2 . 2 M EL C O R 불 확 실 성 분 석 체 계

2.2.1 불확실성 분석 차

MELCOR 코드가 원자력발 소의 사고를 모사하는 종합 산코드인 만큼 분석

을 필요로 하는 원자력발 소에 한 MELCOR 모델이 기본 으로 필요하며 분석

상 사고경 와 분석 상 사고 상이 먼 정의되어야 한다. 이후의 불확실

성 분석체계는 그림 2-3에서 보는바와 같이 모두 6단계로 구분되어 수행될 수 있

다.

• 1단계에서는 불확실성 분석의 상이 될 수 있는 입력 라미터, 민감도 계수,

모델링 옵션을 먼 악하여야 한다.

• 2단계에서는 이 단계에서 악된 불확실성 인자에 한 최소 최 가능 범

를 규정한다.

• 3단계에서는 규정된 범 를 이용한 민감도분석 문가의 정성 단에 의해

사고 상에 한 향을 미치는 불확실성 인자를 선택한다.

• 4단계에서는 불확실성 분석의 코드 계산 횟수를 결정하고 결정된 횟수만큼 각

불확실성 인자에 한 표본 추출을 수행하여 임의의 불확실성 인자 조합을 도출

한다.

• 5단계에서는 도출된 불확실성 인자 조합에 한 MELCOR 코드의 입력을 작성

하고 코드 계산을 수행한다.

- 5 -

• 6단계에서는 코드 계산 결과를 종합하고 각 계산결과가 보여주는 사고 상

을 각종 통계를 이용하여 비교 분석하여 불확실성 분석의 결론을 도출한다.

1단계는 분석 상이 되는 사고 상에 따라 사고 과정이나 결과에 향을

수 있는 인자를 찾아내는 과정으로 체 불확실성 분석의 품질에 큰 향을 주

는 단계이므로 충분한 배경연구를 통하여 도출 가능한 인자를 모두 악하는 것이

요하다. 한 2단계에서도 배경연구 가정을 통한 불확실성 인자의 범 에

한 규정을 필요로 한다. 3단계에서 선택된 불확실성 인자는 이후 불확실성 분석의

과정에서 사용되게 된다. 불확실성 분석의 1, 2, 3단계는 실제 코드를 이용한 계

산을 수행하기 한 토 를 마련하는 단계로 본 단계에서 불확실성 분석 목 에 알

맞은 불확실성 인자를 최종 으로 선택하여 그 범 를 결정하여야 한다.

이후 4, 5, 6단계에서는 주로 산코드를 이용하여 실제 계산을 한 입력을 마련하

고, 계산을 수행하며, 그 결과의 통계 처리를 통하여 불확실성 분석의 결론을 도

출하는 과정이다. 4단계에서의 표본 추출에는 주로 몬테카를로(Monte Carlo) 무작

표 표본 추출, 라틴 하이퍼큐 표본 추출(Latin Hypercube Sampling, LHS)

방법 등이 쓰인다.

본 보고서에서 제시한 불확실성 분석 체계와 동일하지는 않지만 유사한 방법에 의

해 MELCOR를 이용한 불확실성 분석을 O. Gauntt에 의해 수행된 바가 있다. [8]

2.2.2 불확실성 분석 도구

MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석은 MELCOR 코드와 함께 제공되는 불확실

성 분석 도구들을 이용하여 불확실성 분석 수행을 용이하게 할 수 있다. MELCOR

를 이용한 불확실성 분석에 사용되는 도구는 그림 2-4와 같다.

불확실성 분석체계의 4단계에서는 불확실성 인자의 표본 추출 도구인 Uncertainty

Analysis Engine(Melcor version)이 사용되고, 5단계에서는 Uncertainty Analysis

Engine에 의해 자동 생성된 MELCOR 입력을 자동 실행시키는 도구인

BatchMelcor가 사용되고, 6단계에서는 결과를 통계처리 하는 Variance

Distribution이 사용될 수 있다. [9]

Uncertainty Analysis Engine(MELCOR version)은 미국 산디아 국립연구소(Sandia

National Laboratories, SNL)에 의해 2004년에 제공된 불확실성 인자의 표본 추출

도구이다. Uncertainty Analysis Engine을 통해 표본을 추출을 하기 해서는 별도

의 입력 일이 필요하며 입력 일의 제는 아래와 같다.

- 6 -

*eor* melgen

r*i*f gen_files\AP1000-3BE.gen

r*i*f Gen_Files\RN_Output.gen

allowreplace

*

* begin mandatory definition section

*

*%TITLE%RN_Uncertainty

*%DIRNAME%Case

*%DEF%RHONOM=Nominal density of aerosols

*%SIZE%NSAMPLE=15

*%INIT%RHONOM=BETA,2,4,1000,5000

*

* end mandatory definition section

*

* D min D max density

RN1100 0.1e-6 50.e-6 %#RHONOM#% * aerosol density in range [1000.0, 5000.0]

*

outputf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&.gout

diagf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&.gdia

restartf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&.rst

*

.

*eor* melcor

r*i*f AP1000.cor

allowreplace

*

edf90001 &#DIRNAME#&\RN_data.dat

diagf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.dia

extdiagf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.ext

messagef &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.msg

outputf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.out

plotf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.ptf

restartf &#DIRNAME#&\&#DIRNAME#&\.rst

.

Uncertainty Analysis Engine을 이용하여 최소 5개부터 최 500개까지의 표본이

추출이 가능하며 LHS 방법을 사용하여 표본 추출을 수행한다. LHS 방법은 입력변

수 공간에서 결과 데이터를 추출할 때 골고루 추출되도록 각 입력 변수의 범 를 n

개의 범 로 나 다음, 각 구간에서 하나씩 추출하되 복되지 않게 랜덤하게 n개

를 뽑는 방법이다. 각 불확실성 인자에 한 표본을 효율 으로 추출하기 해서는

무작 성을 유지하면서 입력변수들의 값이 범 에서 가능하게 추출 되도록 함이

- 7 -

요한데 LHS 방법에 의한 표본 추출은 표본 추출 수를 이면서도 이를 가능하게

한다.[10] 한 각 인자의 표본 추출에 용되는 분포는 정규분포, 수정규분포, 균

등분포, 수균등분포, 베타분포, 삼각분포 등이 가능하다. 불확실성 인자의 분포별

입력 분포명 입력변수는 표 2-2와 같다. 작성된 입력을 기본으로 하여

Uncertainty Analysis Engine의 실행은 그래픽 사용자 인터페이스를 통하여 그림

2-5와 같이 손쉽게 사용할 수 있도록 제공되고 있다.

LHS 방법에 의한 불확실성 인자에 한 표본 수에 한 기 은 존재하지 않으나

MELCOR를 이용하여 불확실성 분석을 수행할 경우 다음과 같은 식 2-1과 표 2-3

을 이용하여 샘 의 수를 결정하는 것을 권고하고 있다. 표 2-3에 따르면 주어진

불확실성 인자에 한 분포의 99% 에서 95%의 신뢰수 을 가지기 해서는 473

개의 표본을 필요로 한다.

C = 1− n⋅ pn−1 + (n +1) ⋅ pn (식 2-1)

한 Uncertainty Analysis Engine 실행을 통해 불확실성 분석을 한 입력들이 자

동 으로 생성되어 그림 2-6과 같이 BatchMelcor의 그래픽 사용자 인터페이스를

통한 실행을 통하여 편리하게 불확실성 분석을 한 계산을 수행할 수 있다.

BatchMelcor 실행을 통한 불확실성 분석이 수행된 이후에는 결과를 수집하고 임의

의 간격으로 분포함수를 작성하기 하여 Distribution을 이용하고 이후 회귀분

석을 해서는 Variance를 이용하여 편리하게 통계 처리를 할 수 있다.

Distribution Variance는 실행 일(exe)로 제공되며 DOS 모드에서 실행한다.

- 8 -

표 2 - 1 M EL C O R 패 키 지 개 요 ( 1 / 2 )

Package

NameDescription

BUR

Burn (Combustion) of Gases. Compares conditions within control

volumes against criteria for deflagrations and detonations. Initiates and

propagates deflagrations involving hydrogen and carbon monoxide.

Calculates burn completeness and flame speed.

CAVCore-concrete Interactions. CORCON-MOD3 with enhanced sensitivity

analysis and multi-cavity capabilities.

CF

Control Functions. Evaluates user-specified “control functions”and

applies them to define or control various aspects of the computation

such as opening and closing of valves; controlling plot, edit, and restart

frequencies; defining new plot variables, etc.

COR

Core Behavior. Evaluates the behavior of the fuel and other core and

lower plenum structures including heatup, candling, flow blockages,

debris formation and relocation, bottom head failure, and release of core

material to containment.

CVHControl Volume Hydrodynamics. In conjunction with the FL package,

evaluates mass and energy flows between control volumes.

CVT

Control Volume Thermodynamics. Evaluates the thermodynamic state

within each control volume for the CVH package. No users’guide is

written for this package since no user input is required. However, a

reference manual is written.

DCHDecay Heat. Used by other packages to evaluate decay heat power

associated with radionuclide decay.

EDFExternal Data Files. Controls the reading and writing of large external

data files, in close interface with the Control Function and Transfer

Process packages.

EOSEquation of State. The CVT, H2O, and NCG packages are stored as

one block of code under this name.

ESF

Engineered Safety Features. Models the thermal-hydraulics of

engineered safety features that cannot be effectively modeled by

building appropriate components or systems using the CVH, FL, HS,

and CF packages. Currently, only the fan cooler model is included in

ESF; the containment sprays are modeled in the SPR package.

EXEC Executive Package. Controls execution of MELGEN and MELCOR.

FDIFuel Dispersal Interactions. Models ex-vessel debris relocation, heat

transfer, and oxidation due to fuel-coolant interactions and high

pressure melt ejection.

FLFlow Paths. Models, in conjunction with the CVH package, the flow

rates of gases and liquid water through the flow paths that connect

control volumes.

- 9 -

표 2 - 1 M EL C O R 패 키 지 개 요 ( 2 / 2 )

Package

NameDescription

H2O

Water Properties. Evaluates the water properties based on the Keenan

and Keyes equation of state extended to high temperatures using the

JANAF data. This set of routines is in the “EOS” code package. No

user input is required.

HS

Heat Structures. Models the thermal response of heat structures and

mass and heat transfer between heat structures and control volume

pools and atmospheres. Treats conduction, condensation, convection, and

radiation, as well as degassing of unlined concrete.

MPMaterial Properties. Evaluates the physical properties of materials for

other packages except for common steam and noncondensible gas

properties (see H2O and NCG).

NCGNonCondensible Gas Equation of State. Evaluates the properties of

noncondensible gas mixtures using an equation of state based on the

JANAF data. This set of routines is in the “EOS” code package.

PARPassive Autocatalytic Hydrogen Recombiner. Includes general models for

modeling hydrogen recombiners in the containment rooms.

PROGPart of MELGEN/MELCOR Executive package separated for computer

library and link purposes.

RNRadionuclide Behavior. Models radionuclide releases, aerosol and fission

product vapor behavior, transport through flow paths, and removal due

to ESFs. Allows for simplified chemistry.

SPRSprays. Models the mass and heat transfer rates between spray droplets

and control volumes.

TFTabular Functions. Evaluates user-selected “tabular functions” to define

or control various aspects of the computation such as mass and energy

sources; integral decay heat; plot, edit, and restart frequencies, etc.

TP

Transfer Process. Controls the transfer of core debris between various

packages and the associated transfer of radionuclides within the RN

package. In order to transfer core material between packages, some TP

input is required, and is described in the COR, FDI, and CAV package

Users’ Guides.

UTILUtility Package. Contains various utilities employed by the rest of the

code.

- 10 -

Confidence Level Sample Size to span p =

(%) 0.9 0.95 0.99 0.999

90 37 76 388 3888

95 46 93 473 4742

99 64 130 661 6635

99.9 88 180 919 9228

분포명 입력변수

BETA P q xlow xhigh

NORMAL1 Mean sd

NORMAL2 x05 x95

LOGNORMAL Mean geo sd

LOGUNIFORM Xlow xhigh

TRIANGLE Xlow xmidpt xhigh

UNIFORM Xlow xhigh

표 2 - 2 신 뢰 수 별 표 본 크 기

표 2 - 3 불 확 실 성 인 자 분 포 별 Uncertainty Anal ysis Engine의 입 력 변 수

- 11 -

그 림 2 - 1 M EL C O R 1 . 8 . 6 코 드 구 성 일 계 도

그 림 2 - 2 M EL C O R 1 . 8 . 6 모 의 가 능 사 고 상

- 12 -

그 림 2 - 3 M EL C O R 코 드 를 이 용 한 불 확 실 성 분 석 체 계

그 림 2 - 4 불 확 실 성 분 석 도 구

- 13 -

그 림 2 - 5 Uncertainty Anal ysis Engine( M el cor v ersion)

그 림 2 - 6 B atchM el cor

- 14 -

제 3 장 불 확 실 성 분 석 제

본장에서는 앞서 2장에서 제시한 MELCOR 코드를 이용한 불확실성체계에 따라

제 계산을 수행하 다. 본 제 계산을 통하여 개발된 불확실성 분석체계가 실제

수행에 활용될 수 있음을 확인할 수 있었다.

본 불확실성 분석은 제 계산인 만큼 1, 2, 3단계를 통한 불확실성인자 범 선

정은 간략히 수행하 으며 4, 5단계에서는 MELCOR 1.8.6 코드를 비롯하여

Uncertainty Analysis Engine BatchMelcor를 사용하여 실제 인 분석을 수행하

다.

3 . 1 기 본 사 고 경 분 석

신고리 3,4호기 사고 시 용융물-콘크리트 반응의 불확실성 분석을 해 한국원

자력연구원으로부터 제공된 신고리 3,4호기 MELCOR1.8.6 모델을 이용하여 기본 사

고경 에 한 분석을 수행하 다.[11]

기본 사고해석에서는 형냉각재상실사고에 하여 계산을 수행하 으며 여기서는

MELCOR Cavity 패키지의 가장 기본 인 모델들을 이용하 다.

먼 원자로공동으로 방출되는 산화용융물과 속용융물이 균일하게 혼합된 것으로

가정한다. 신고리 3,4 원 에는 원자로공동 침수계통(Cavity Flooding System)이 설

계되어 있고 기본해석에서는 운 원이 이 침수계통을 작동시키는 것으로 가정하고

이 계통이 작동되지 않는 경우에 해서는 민감도계산을 통하여 별도로 분석하

다. 즉, 기 용융물 층의 높이는 약 0.3 m 내외이고, 이 용융물 층 에 약 413,000

kg의 냉각수가 존재하는 것으로 가정하 다. 기 냉각수 온도와 원자로공동 압력

은 304.15 K 0.4569 MPa이다. 한편 원자로 공동의 기 면 은 80.36 m2로 가정

하며 원자로용기로부터 방출되는 용융물은 바닥 체에 고르게 분포하는 것으로 가

정하 다.

콘크리트 종류는 구성성분에 따라 매우 다양하며 MELCOR에서는 Basaltic

Aggregate, Limestone Aggregate/Common Sand, Generic SE United States

(Limestone) 콘크리트 조성을 기본으로 내장하고 있으나. 본 기본해석에서는 국내

고유의 자료를 이용하기 해 한국원자력연구원이 국내에서 사용되고 있는 콘크리

트에 하여 성분분석을 수행한 결과를 기본 입력으로 사용하 다. 한편 용융물과

콘크리트 사이의 열 달 모델은 MELCOR의 Gas Film 모델을 기본으로 사용하

다.

- 15 -

형냉각재상실사고 발생 후 안 계통 미작동 등에 의해 사고로 진행되고 결국

원자로용기가 손되는 경우에 하여 원자로공동으로 방출되는 용융물의 기조건

은 MAAP4에 의해 계산되었다. 방출되는 용융물의 총질량은 약 192,000 kg이고 방

출시 은 사고발생 이후 약 9,170 이다. 이 용융물 질량은 노심에 있는 UO2, 지르

칼로이 노내 스테인리스강의 부분을 포함하는 양이다. 용융물이 방출되는 시

에서 온도는 2,650 K이고 콘크리트와 반응하는 시 의 용융물 온도는 이 값을 유

지하는 것으로 가정하 다. 이는 원자로공동에 냉각수가 존재할 때 노심용융물이

물과 반응하여 냉각됨으로써 실제 온도는 감소할 것이나 MELCOR에서는 보수

측면에서 이를 무시한다.

신고리 3,4호기 MELCOR 1.8.6 모델을 이용한 형냉각재상실사고의 분석결과는 그

림 3-1 그림 3-2와 같다. 이는 모델을 제공한 한국원자력연구원의 분석결과와

일치하여 향후 불확실성 분석의 기본 사고경 가 된다. [11]

3 . 2 불 확 실 성 분 석

불확실성 분석은 한국원자력연구원으로부터 제공된 기본사고경 신고리 3,4호기

MELCOR 1.8.6 모델을 기본으로 하여 불확실성인자 범 를 가정하여 수행되었

다. 본 보고서의 2장에서 제시된 MELCOR 불확실성체계의 1, 2, 3단계에 따라 불확

실성 분석의 상이 될 수 있는 인자 그 범 를 상세 분석하여 선정하여야 하지

만 제계산의 편의를 해 본 과정을 간략히 수행해 아래와 같은 불확실성인자

범 를 선정하 다.

• 노심용융물의 퍼짐 면 (P1) : 체면 (80.36 m2

)의 90~100% (기본 100%)

• 노심용융물의 방출량(P2) : 방출질량(192,000 kg)의 70~100% (기본 100%)

• 노심용융물의 방출 기온도(P3) : 2,400~2,800 K (기본 2,616 K)

• 용융물-표면 열 달 증배계수(P4) : 1.0~20.0 (기본 20.0)

• 용융물-냉각수 열 달 증배계수(P5) : 1.0~3.0 (기본:3.0)

• 용융물 내 반경방향 열 달 증배계수(P6) : 1.0~10 (기본 10.0)

각 불확실성인자에 한 표본 추출은 MELCOR와 패키지로 제공되는 MELCOR

Uncertainty Engine을 이용하여 수행하 으며 MELCOR Uncertainty Engine은

LHS 방법론에 의해 표본 추출을 수행한다. 각각의 불확실성인자에 해 총 200개

의 표본 추출 결과는 표 3-1에서 보는 바와 같다.

표본이 추출된 각각의 불확실성인자 조합에 한 MELCOR 1.8.6 모델 입력을 수정

- 16 -

하여 분석을 한 모델을 재확립하 다. 이에 따른 분석결과는 용융물-콘크리트 반

응의 불확실성 분석의 주요 심인자인 원자로공동에서의 반경 축방향 침식깊이

로 나타내었으며 그 결과는 표 3-2 그림 3-3 ~ 그림 3-13에 정리되어 있다. 원

자력발 소의 격납건물 손상에 향을 수 있는 3 ft 이상의 침식은 반경방향의

경우 총 5건, 축방향의 경우 총 18건으로 계산되었다. 한 각 불확실성인자별 침식

에 주는 향은 그림 3-3 ~ 그림 3-12로부터 확인할 수 있다.

- 17 -

Case P1 (m2) P2 (kg) P3 (K) P4 P5 P6

1 75.539570 140960.2 2588.184 19.93042 2.200684 2.289795

2 79.983310 143807.8 2412.646 18.37646 1.224121 5.976807

3 72.459360 188259.4 2677.246 7.466309 1.570313 6.198730

4 72.773280 191543.0 2432.910 2.976074 2.321777 3.023682

5 73.486420 163776.6 2471.973 18.11670 1.314453 9.396851

6 77.065940 141107.8 2495.410 1.742188 1.514160 4.229980

7 76.905070 153482.8 2616.406 10.77136 1.579102 5.987793

8 78.600170 172945.3 2447.656 19.85620 1.787109 7.084229

9 74.166230 185805.5 2776.025 5.541260 1.543457 1.193359

10 76.720650 178760.2 2557.520 8.820801 1.969238 5.114380

11 79.094570 179835.9 2456.738 1.890625 2.209473 1.533936

12 74.272170 156885.9 2432.520 15.59790 1.395020 2.092041

13 76.567620 139357.0 2514.258 15.30103 1.882813 5.851563

14 77.423010 149840.6 2482.422 3.903809 2.076416 3.045654

15 74.760700 151584.4 2456.348 13.43628 2.820801 4.862793

16 76.701030 191170.3 2487.109 3.746094 2.477539 9.713257

17 78.723770 139926.6 2649.707 10.73657 2.176270 2.535889

18 78.258780 150234.4 2612.598 18.43677 2.649414 8.354248

19 75.347300 143428.1 2442.871 19.79590 2.131836 5.661499

20 79.551700 143160.9 2758.301 16.54651 2.669189 4.172852

21 73.061680 140601.6 2403.613 16.50940 2.566895 1.057129

22 74.040660 163242.2 2628.760 10.58118 2.577637 6.873291

23 78.558960 160851.6 2676.855 2.709351 2.734863 6.225098

24 79.128890 162834.4 2506.543 15.22217 2.931641 4.385986

25 75.818160 156541.4 2466.992 8.203857 1.056152 5.106689

26 77.542690 179765.6 2722.363 2.987671 1.745117 8.081787

27 75.070670 151886.7 2627.832 1.510254 1.845703 3.346680

28 75.910370 162103.1 2680.859 6.946777 2.176758 4.322266

29 75.494450 182535.9 2611.426 7.078979 1.319824 4.498047

30 77.488740 156878.9 2762.793 6.053833 1.328613 6.422852

31 76.759880 171946.9 2545.313 4.840820 2.398438 3.102783

32 73.273560 183843.8 2681.738 5.710571 1.455566 5.427490

33 72.796820 170913.3 2648.340 4.205322 1.190186 7.277588

34 76.495030 186065.6 2451.270 3.623169 2.205566 8.171875

35 78.521690 167010.9 2589.697 13.58936 1.806641 1.163696

36 75.349260 143920.3 2766.455 11.76172 2.287598 3.475220

37 73.752270 181945.3 2778.125 12.47144 1.714111 3.301636

38 72.439750 159086.7 2525.244 10.15674 2.934082 5.205566

39 74.564500 168220.3 2758.105 18.94238 2.373047 6.786499

40 79.781230 182029.7 2537.207 4.910400 1.685059 5.660400

41 74.336910 154368.8 2750.098 19.40161 1.279785 9.118896

42 78.386310 172664.1 2444.971 4.056885 1.247803 9.971436

43 77.844820 165070.3 2667.285 12.54565 2.490234 6.455811

44 77.333750 161315.6 2797.314 7.322510 1.750488 2.122803

45 76.257630 141445.3 2444.141 11.61328 1.424805 2.749023

46 77.617250 150909.4 2519.629 8.523926 2.271729 7.800537

47 76.787350 145059.4 2516.797 16.78076 2.861816 6.323975

48 74.240780 182170.3 2715.137 19.33203 2.162598 9.800049

49 79.898950 172664.1 2639.600 8.343018 2.964355 2.429321

50 74.334950 165548.4 2512.158 5.017090 2.717285 1.037354

표 3 - 1 불 확 실 성 인 자 표 본 추 출 결 과 ( 1 / 4 )

- 18 -

Case P1 (m2) P2 (kg) P3 (K) P4 P5 P6

51 78.259770 188118.8 2716.699 14.45679 1.009277 3.560913

52 76.187990 149116.4 2687.256 11.01489 2.782227 3.933350

53 76.648060 146212.5 2759.717 8.519287 2.986328 2.821533

54 73.204890 177459.4 2413.770 8.203857 1.071777 6.133911

55 77.140500 190396.9 2435.254 14.76758 2.729492 2.435913

56 77.988040 173493.8 2685.400 2.310425 2.476563 5.787842

57 79.422210 182388.3 2737.549 12.89819 2.239258 2.700684

58 78.850300 160950.0 2405.518 3.310059 1.870117 5.746094

59 74.017120 136467.2 2469.922 5.334839 1.474854 2.437012

60 72.968490 186754.7 2528.809 3.384277 2.531738 8.490479

61 72.775240 137064.8 2641.406 11.21899 1.477051 4.557373

62 78.880720 179442.2 2423.730 4.557861 1.275879 1.811890

63 75.168760 162103.1 2708.008 15.52600 2.976807 6.183350

64 78.170500 163326.6 2438.574 9.936401 1.242676 8.637695

65 78.284290 149292.2 2788.965 14.10657 2.007324 9.358398

66 73.375580 158151.6 2494.141 13.38525 1.347656 9.094727

67 73.108760 151556.3 2439.160 3.852783 1.963379 9.984619

68 77.980190 150276.6 2635.303 2.855469 2.212402 5.469238

69 79.667450 175054.7 2634.863 11.22827 2.199707 7.125977

70 79.628210 148364.1 2530.566 5.262939 1.829102 8.142212

71 75.384580 148870.3 2741.211 5.311646 2.299805 6.577759

72 74.154460 135792.2 2676.318 8.783691 1.712646 3.175293

73 79.865600 188920.3 2734.033 16.05249 2.104492 7.846680

74 76.617650 137388.3 2602.051 2.809082 1.523926 1.166992

75 80.297220 146451.6 2591.846 4.710938 2.430420 1.573486

76 72.333810 149868.8 2769.922 2.665283 1.081055 6.271240

77 78.825780 158095.3 2790.332 3.082764 2.182617 8.477295

78 75.257060 165682.0 2625.586 1.953247 2.333008 5.486816

79 76.885440 147084.4 2766.016 12.02612 1.586426 8.787109

80 75.535650 174660.9 2540.527 8.997070 2.930176 7.083130

81 77.026700 189215.6 2440.332 17.78735 2.779541 7.835693

82 75.863290 159747.7 2481.836 18.90063 1.515137 6.031738

83 80.190290 134667.2 2500.391 1.041748 2.476563 8.395996

84 74.083820 187837.5 2482.764 16.55347 1.088623 4.071777

85 76.188960 147576.6 2557.031 16.53491 2.717041 3.324707

86 75.017690 157905.5 2400.586 7.153198 2.639893 9.903320

87 74.750880 154973.4 2478.076 15.09229 2.960449 6.765625

88 77.065940 189117.2 2701.709 18.07495 1.280762 8.347656

89 79.594860 141262.5 2792.041 15.58398 1.305664 4.932007

90 74.797970 149531.3 2480.859 5.775513 2.007324 5.297852

91 77.948800 174435.9 2540.332 15.27783 2.664307 2.852295

92 73.222550 139631.3 2642.871 14.55420 2.882813 1.377930

93 78.288220 175785.9 2792.432 18.03320 2.011719 5.646118

94 73.151920 154952.3 2747.656 3.321655 1.235596 1.451538

95 72.598660 148012.5 2414.844 2.938965 2.327637 2.397461

96 76.194850 155212.5 2669.531 9.409912 1.564209 4.694702

97 78.197970 181565.6 2762.598 15.31494 2.054932 3.436768

98 73.389310 162848.4 2453.711 6.079346 2.558594 2.787476

99 76.185040 138646.9 2532.031 14.43823 1.387695 3.643311

100 73.139180 136621.9 2698.047 8.927490 2.271973 4.361816

표 3 - 1 불 확 실 성 인 자 표 본 추 출 결 과 ( 2 / 4 )

- 19 -

Case P1 (m2) P2 (kg) P3 (K) P4 P5 P6

101 77.36219 138590.6 2611.279 12.37866 1.111816 6.950195

102 72.52215 171018.8 2692.48 14.87427 2.787109 4.412354

103 75.93195 142914.8 2650.391 15.19434 1.380859 9.046387

104 74.60472 182472.7 2741.992 19.05371 2.273682 8.325684

105 75.49935 147590.6 2625.586 11.05664 2.095703 8.453125

106 74.42717 139258.6 2486.768 14.37793 1.217285 2.059082

107 78.65118 176770.3 2429.102 18.0448 2.277344 6.08667

108 77.14638 142837.5 2412.109 12.05396 2.493896 4.490356

109 74.43305 135609.4 2719.727 9.085205 2.338379 4.287109

110 74.63513 151092.2 2528.613 9.189575 1.341797 7.16333

111 79.81949 135553.1 2660.84 3.609253 1.868652 3.17749

112 74.9657 180440.6 2654.15 3.161621 2.06543 5.458252

113 79.86756 170245.3 2455.322 13.63342 2.296875 6.832642

114 78.81989 166434.4 2675.684 9.952637 2.377686 5.181396

115 80.02353 190045.3 2411.035 17.08691 2.187988 4.83313

116 78.41967 169710.9 2421.484 16.99414 2.652344 3.118164

117 72.84979 161948.4 2772.949 8.519287 2.105957 1.496582

118 73.32653 177452.3 2503.809 15.95508 1.442383 3.794922

119 72.63397 170470.3 2730.176 1.869751 1.053223 4.181641

120 77.50737 139961.7 2782.324 13.29712 2.084473 1.537231

121 73.14996 154762.5 2496.338 17.07996 2.208984 9.072754

122 79.9323 140770.3 2475.342 4.196045 2.024414 5.779053

123 76.92076 139757.8 2741.406 4.414063 1.022461 6.501953

124 80.0657 185095.3 2586.719 17.18433 2.534668 6.395386

125 73.91315 167657.8 2697.754 19.63818 1.104492 2.522705

126 76.02318 147014.1 2439.844 19.64746 2.915527 3.93335

127 78.7375 164465.6 2774.609 1.667969 1.698242 8.835449

128 74.80482 157125 2711.084 3.013184 2.821045 9.592407

129 76.54506 156323.4 2431.152 16.21021 1.82666 9.279297

130 78.2372 174450 2778.613 8.097168 1.180664 1.28125

131 79.66548 177023.4 2742.92 7.095215 2.069336 7.479736

132 80.2364 146240.6 2427.539 15.44946 1.737305 3.270874

133 78.69827 178134.4 2459.668 9.470215 1.754883 3.126953

134 77.03259 178162.5 2473.535 11.92407 1.679688 9.693481

135 73.55019 150867.2 2606.055 19.68921 2.728271 9.189209

136 76.92076 143006.3 2430.664 6.376221 1.208984 5.658203

137 74.56254 166378.1 2604.785 19.69849 2.28125 7.178711

138 73.41875 169099.2 2678.516 17.88477 2.661133 5.044067

139 76.90899 150389.1 2664.746 3.732178 1.939453 6.055908

140 79.76946 187760.2 2667.236 8.245605 2.252441 8.989258

141 78.9435 176278.1 2755.566 1.389648 2.577637 4.008057

142 79.91465 188034.4 2512.109 15.84375 1.445313 9.044189

143 72.90472 178577.3 2566.016 12.00293 1.313965 4.467285

144 75.51603 169907.8 2641.992 19.11169 1.170654 5.072632

145 80.31487 182325 2697.852 15.42627 2.247559 6.532715

146 73.23431 158714.1 2450.391 8.881104 2.457031 4.68811

147 72.64967 160725 2647.656 4.952148 2.529297 7.987305

148 75.89861 191971.9 2464.844 7.348022 1.549805 2.283203

149 73.59335 178246.9 2707.129 18.99805 1.520508 4.706787

150 73.14799 143034.4 2589.648 3.328613 1.07959 9.378174

표 3 - 1 불 확 실 성 인 자 표 본 추 출 결 과 ( 3 / 4 )

- 20 -

Case P1 (m2) P2 (kg) P3 (K) P4 P5 P6

151 78.09987 172354.7 2520.117 1.621582 2.740234 1.214233

152 76.03397 161449.2 2705.859 2.969116 1.710205 9.53418

153 72.78308 167587.5 2453.418 9.873779 1.835205 8.94751

154 73.23431 190980.5 2500.977 18.21643 1.696289 5.280273

155 73.02243 180060.9 2480.176 12.68481 1.279541 2.73584

156 74.23097 140109.4 2578.027 15.49353 1.043701 9.591309

157 73.62671 153468.8 2688.086 10.00598 2.498535 1.602051

158 75.94372 157406.3 2651.123 1.002319 1.578125 5.564819

159 72.60651 155268.8 2488.477 1.712036 1.980469 2.083252

160 79.87442 190164.8 2560.596 3.189453 1.704102 7.167725

161 80.09907 188857 2781.836 13.19043 1.515625 4.113525

162 72.35539 175139.1 2533.984 6.826172 2.522949 6.757935

163 73.77776 147773.4 2568.066 1.674927 1.633789 5.003418

164 75.2963 140594.5 2434.57 14.9856 1.502441 9.734131

165 74.47032 143554.7 2754.492 15.17578 2.393311 2.274414

166 74.14072 160767.2 2697.168 12.91211 2.754883 7.272095

167 77.35042 188730.5 2543.652 11.96118 1.662598 1.832764

168 76.33023 142260.9 2613.965 15.98755 1.842041 4.796875

169 77.166 156492.2 2463.379 2.558594 2.445801 4.216797

170 79.66548 177368 2773.242 10.99634 1.024902 6.794189

171 73.92687 172382.8 2621.924 13.4873 1.062988 6.24707

172 79.07788 169500 2588.379 16.81323 2.791748 8.136719

173 74.26628 168403.1 2401.563 15.56079 2.116699 5.854858

174 75.35319 181523.4 2544.336 16.15918 2.286133 9.894531

175 75.77304 169127.3 2512.598 14.28052 1.530518 6.807373

176 77.99 142598.4 2785.156 17.95435 2.291992 3.863037

177 76.38908 151971.1 2697.949 14.04395 2.050781 5.005615

178 77.44557 175068.8 2485.303 4.335205 1.955078 8.505859

179 74.32515 140657.8 2698.438 2.716309 1.554443 3.856445

180 78.18816 184870.3 2727.734 18.58289 2.232666 5.245117

181 73.3795 141810.9 2404.199 10.08716 2.42749 8.009277

182 75.30022 152596.9 2591.064 7.164795 1.643555 7.820313

183 76.17523 174014.1 2475.684 11.22363 1.979248 6.073486

184 78.4648 135890.6 2589.746 1.27832 1.137695 8.659668

185 72.95181 168515.6 2421.973 8.050781 1.081787 3.854248

186 76.96784 160626.6 2527.832 19.11865 2.978516 4.673828

187 77.31903 149179.7 2477.832 9.595459 2.044922 7.499512

188 74.90979 160809.4 2455.078 15.8136 1.021484 7.033691

189 74.03772 181551.6 2476.172 15.27319 2.913086 1.032959

190 78.44615 135707.8 2505.273 17.25854 2.44043 1.373535

191 75.68575 176081.3 2732.52 5.165527 1.268555 2.757813

192 76.12225 154776.6 2586.23 6.41333 2.884277 3.921265

193 76.0065 177480.5 2448.633 7.684326 1.026123 4.995728

194 78.14107 142964.1 2412.012 9.62793 2.656738 6.537109

195 79.14361 183857.8 2599.316 2.104004 2.259277 3.810303

196 74.13876 141550.8 2725.293 19.79126 1.967285 6.947998

197 76.5068 183520.3 2487.402 15.58862 1.189941 1.46582

198 79.0818 163228.1 2771.973 8.027588 2.919189 4.446411

199 75.88193 182261.7 2794.922 2.693115 1.48291 4.482666

200 76.51367 181003.1 2669.922 16.41895 2.500488 8.252075

표 3 - 1 불 확 실 성 인 자 표 본 추 출 결 과 ( 4 / 4 )

- 21 -

표 3 - 2 불 확 실 성 분 석 결 과 ( f t) ( 1 / 4 )

CaseErossion Depth

CaseErosion Depth

Radial (ft) Axial (ft) Radial (ft) Axial (ft)

1 0.1519 2.4071 26 2.9521 3.1353

2 0.2696 2.3540 27 2.4277 3.0574

3 1.8953 2.8079 28 1.0462 2.8462

4 2.3163 2.8897 29 1.6220 2.8332

5 0.5464 2.6043 30 1.6230 2.6382

6 2.2490 2.8065 31 1.6002 2.9048

7 0.7695 2.7253 32 2.0532 2.7398

8 0.3566 2.6178 33 2.4813 2.8268

9 1.6341 2.9982 34 2.6785 2.8694

10 1.2396 2.8862 35 0.5226 2.8031

11 2.0203 3.3737 36 0.2288 2.5132

12 0.3944 2.6385 37 0.9923 2.9638

13 0.1932 2.4003 38 0.6878 2.8735

14 1.3383 2.7629 39 0.3129 2.6726

15 0.2086 2.5757 40 1.8955 2.6996

16 2.7944 3.0277 41 0.4694 2.5141

17 0.1842 2.4260 42 2.6159 2.8746

18 0.1768 2.4520 43 0.5468 2.8101

19 0.1663 2.4319 44 0.9516 2.8344

20 0.1565 2.3786 45 0.5421 2.6453

21 0.1359 2.4742 46 0.8460 2.7324

22 0.7949 2.8607 47 0.1565 2.4428

23 2.3332 2.8410 48 0.5780 2.7560

24 0.1964 2.5787 49 0.7443 2.8902

25 1.1458 2.7125 50 1.2649 2.9429

- 22 -

표 3 - 2 불 확 실 성 분 석 결 과 ( f t) ( 2 / 4 )

CaseErosion Depth

CaseErosion Depth

Radial (ft) Axial (ft) Radial (ft) Axial (ft)

51 1.0259 2.8872 76 2.5563 2.8459

52 0.4834 2.7346 77 2.3491 2.8305

53 0.5962 2.7424 78 2.7925 3.0820

54 1.6218 2.7610 79 0.7332 2.6563

55 0.5806 2.9840 80 1.2600 2.9020

56 2.7214 3.0066 81 0.3642 2.8060

57 0.6611 2.9164 82 0.3601 2.5608

58 1.8929 2.6144 83 2.6656 3.1646

59 0.9990 2.7043 84 0.9671 2.9280

60 3.0080 3.1335 85 0.1647 2.4813

61 0.6240 2.6635 86 1.5177 2.7483

62 1.7023 2.8830 87 0.2123 2.5885

63 0.2562 2.6411 88 0.8559 2.7100

64 1.1767 2.6921 89 0.3048 2.3587

65 0.2636 2.4734 90 1.3003 2.7491

66 0.9063 2.7298 91 0.2519 2.7045

67 2.1107 2.5674 92 0.1548 2.4799

68 1.9305 2.6804 93 0.3936 2.6660

69 0.7930 2.8498 94 1.6760 2.7924

70 1.4662 2.6325 95 1.6343 2.8287

71 1.5511 2.7007 96 0.8764 2.7596

72 0.6356 2.6787 97 0.6702 2.8907

73 0.7342 2.8185 98 1.0298 2.9144

74 1.3767 2.6862 99 0.2761 2.4059

75 1.0523 2.7326 100 0.5810 2.7070

- 23 -

표 3 - 2 불 확 실 성 분 석 결 과 ( f t) ( 3 / 4 )

CaseErosion Depth

CaseErosion Depth

Radial (ft) Axial (ft) Radial (ft) Axial (ft)

101 0.6515 2.5686 126 0.1407 2.4571

102 0.5748 2.9230 127 3.4419 3.4426

103 0.3689 2.4295 128 2.3538 2.8944

104 0.5360 2.7644 129 0.3342 2.5401

105 0.6395 2.7177 130 1.2046 2.8853

106 0.2932 2.4475 131 1.6270 2.8047

107 0.3088 2.6704 132 0.2049 2.4026

108 0.1712 2.4624 133 1.0291 2.8963

109 0.5415 2.6753 134 1.2334 2.8070

110 1.0457 2.6913 135 0.2035 2.5355

111 1.2610 2.6450 136 1.2539 2.6196

112 2.5442 2.8544 137 0.3140 2.6466

113 0.3127 2.6513 138 0.2855 2.7167

114 0.6908 2.8359 139 1.8028 2.6248

115 0.4950 2.7931 140 1.6492 2.8504

116 0.2024 2.6361 141 3.0255 3.3852

117 0.7989 2.9214 142 0.8738 2.7377

118 0.8192 2.9066 143 1.1186 2.9075

119 3.1039 3.3675 144 0.5569 2.6314

120 0.1722 2.4172 145 0.3885 2.7080

121 0.2690 2.5918 146 0.7788 2.8674

122 1.3302 2.6119 147 1.7848 2.7007

123 1.6947 2.4722 148 1.3609 2.9992

124 0.3153 2.7246 149 0.6023 2.7603

125 0.4651 2.6640 150 2.2293 2.7380

- 24 -

표 3 - 2 불 확 실 성 분 석 결 과 ( f t) ( 4 / 4 )

CaseErosion Depth

CaseErosion Depth

Radial (ft) Axial (ft) Radial (ft) Axial (ft)

151 2.0804 3.5030 176 0.1716 2.3903

152 2.7366 2.9456 177 0.2624 2.5376

153 1.4128 2.8040 178 2.2083 2.5827

154 0.8542 2.9698 179 1.7873 2.5767

155 0.9886 2.9530 180 0.4181 2.7382

156 0.4696 2.4072 181 0.6298 2.7147

157 0.5789 2.8309 182 1.4259 2.6829

158 3.4491 3.6906 183 1.0246 2.8679

159 2.0670 3.2403 184 2.9541 3.2537

160 2.8413 3.0095 185 1.3702 2.8363

161 0.9708 2.8977 186 0.1824 2.5675

162 1.6955 2.8682 187 0.6966 2.7203

163 2.6501 3.0789 188 0.6408 2.5811

164 0.3133 2.4257 189 0.5114 2.9753

165 0.1871 2.4881 190 0.1112 2.3211

166 0.5816 2.8285 191 1.6271 2.8626

167 0.8998 2.9773 192 0.9370 2.8162

168 0.2383 2.4265 193 1.5815 2.7786

169 2.0097 2.7803 194 0.5135 2.6656

170 1.3651 2.7518 195 2.6585 3.0590

171 1.1402 2.8094 196 0.2319 2.4312

172 0.2402 2.6193 197 0.7555 2.9211

173 0.4952 2.7330 198 0.8001 2.8305

174 0.5656 2.7843 199 2.7174 2.9417

175 0.7870 2.8019 200 0.4166 2.7558

- 25 -

그 림 3 - 1 원 자 로 공 동 반 경 직 경 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 2 원 자 로 공 동 냉 각 재 표 면 열 속

- 26 -

그 림 3 - 3 노 심 용 융 물 의 퍼 짐 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 4 노 심 용 융 물 의 퍼 짐 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 27 -

그 림 3 - 5 노 심 용 융 물 의 방 출 량 별 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 6 노 심 용 융 물 의 방 출 량 별 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 28 -

그 림 3 - 7 노 심 용 융 물 의 방 출 기 온 도 별 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 8 노 심 용 융 물 의 방 출 기 온 도 별 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 29 -

그 림 3 - 9 용 융 물 - 표 면 열 달 증 배 계 수 별 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 1 0 용 융 물 - 표 면 열 달 증 배 계 수 별 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 30 -

그 림 3 - 1 1 용 융 물 - 냉 각 수 열 달 증 배 계 수 별 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 1 2 용 융 물 - 냉 각 수 열 달 증 배 계 수 별 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 31 -

그 림 3 - 1 3 용 융 물 내 반 경 방 향 열 달 증 배 계 수 별 면 별 축 방 향 침 식 깊 이

그 림 3 - 1 4 용 융 물 내 반 경 방 향 열 달 증 배 계 수 별 면 별 반 경 방 향 침 식 깊 이

- 32 -

그 림 3 - 1 5 축 반 경 방 향 침 식

- 33 -

제 4 장 요 약 결 론

사고 상은 매우 큰 불확실성이 있을 뿐만 아니라, 사고조건이 고온, 고압이기

때문에 측모델을 개발하고 실험 으로 검증하는데 어려움이 많아 사고 분석

은 매우 보수 으로 행해지며 높은 안 여유도를 사용하고 있다. 따라서 사고

분석의 불확실성을 이기 하여 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계를

개발하 다. 개발된 분석체계를 이용하여 신고리 3,4호기 용융물-콘크리트 반응을

분석하기 한 MELCOR 1.8.6 모델을 바탕으로 한 불확실성 분석을 수행하 다. 본

비 분석을 통하여 개발된 불확실성 분석체계의 활용성을 확인하 다.

향후 울진 3,4호기의 격납건물 손 상에 한 사고 불확실성 분석을 개발된

불확실성 분석체계에 따라 수행될 정이다. 본 분석은 울진 3,4호기 MELCOR

1.8.6 모델 개발에서부터 분석체계 1단계부터 6단계까지 상세분석을 수행해 본 보고

서를 통해서 개발된 불확실성 분석체계를 검증하고 OPR1000형 원자력발 소의

사고시 격납건물의 건 성에 한 상이해와 더불어 불확실성을 이는 데에 기

여할 수 있을 것으로 사료된다.

본 보고서를 통해 개발된 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계를 이용하여

원자력발 소의 사고시 다양한 상학 불확실성에 한 분석이 이루어지게

되면 사고의 불확실성을 감하고 사고의 안 성에 합리 인 보수성을

용할 수 있으며, 사고 리 략 사고 처설비의 최 화에도 기여할 수 있을

것으로 사료된다. 한 2단계 PSA의 불확실성 감에 기여하여 PSA 품질향상

리스크정보활용(Risk Informed Application, RIA) 증진에 기여할 수 있다.

- 34 -

참 고 문 헌

1. 김동하 외, 사고 리 종합평가체제 개발, KAERI/RR-2777/2006, 한국원자력

연구원, 2007.

2. L. J. Siefken et. al., SCDAP/RELAP5/MOD3.3 Code Manual, NUREG/CR-6150,

U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2000.

3. K. K. Murata et. al., Code manual for CONTAIN 2.0, A Computer Code for

Nuclear Reactor Containment Analysis, NUREG/CR-6533, SAND97-1735, U.S.

Nuclear Regulatory Commission, 1997.

4. R.O. Gauntt et. al., MELCOR Computer Code Manuals, Version 1.8.6, Users

Guide and Reference Manual, NUREG/CR-6119, SAND2005-5713, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, 2005.

5. MAAP4: Modular Accident Analysis Program for LWR Power Plant User

Manual, EPRI Project RP3131-02, Fauske & Associates, Inc., 1994.

6. Frank Rahn, GOTHIC containment analysis package user manual, Version 7.2a

(QA), NAI 8907-02, Electric Power Research Institute, Inc., 2006.

7. S. H. Park et. al., Development of a Severe Accident Uncertainty Analysis

System, SAUNA, American Nuclear Society 2009 Winter Meeting, Korea

Atomic Energy Research Institute, 2009.

8. Randall O. Gauntt, Uncertainty Analyses Using the MELCOR Severe Accident

Analysis Code, Workshop on Wvaluation of Uncertainties in relation to Severe

Accidents and Level 2 Probabilistic Safety Analysis, Sandia National

Laboratories, 2005.

9. R.O. Gauntt et. al., User Guide for Uncertainty Analysis Engine: Melcor

version, Sandia National Laboratories, 2004.

10. Helton, J.C. and Davis, F.J., Latin Hypercube Sampling and the Propagation

of Uncertainty in Analyses of Complex Systems, SAND2001-0417, Sandia

National Laboratories, 2002.

11. 박수용 외, APR-1400 사고 시나리오에 한 노심용융물-콘크리트 상호작

용 분석, KAERI/TR-3976/2009, 한국원자력연구원, 2009.

서 지 정 보 양 식

수행기 보고서번호 탁기 보고서번호 표 보고서번호 주제코드

KAERI/TR-4062/2010

제목/부제 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계 구축 (Ⅰ)

연구책임자 부서명 정건효, (주)미래와도

연구자 부서명이진용, 방 석, 김재철, 이거형 (주)미래와도

안 일, 박수용 (한국원자력연구원)

출 지 발행기 한국원자력연구원 발행년 2010. 5.

페이지 41 p. 도표 있음( O ), 없음( ) 크기 21×29.7cm

참고사항

공개여부 공개( O ), 비공개( )보고서 종류 기술보고서

비 여부 외비( ), __ 비

연구수행기 한국원자력연구원 계약번호

록

원자력발 소에서 고려되는 사고는 발생 확률은 지극히 낮지만 일단 사고가

발생하면 공공 에게 미치는 해도가 무 크기 때문에, 그 발생 가능성을

정량 으로 분석하고 사고 진행 과정을 상학 으로 해석하며 그 결과를 미리

측하는 것이 필요하다. 따라서 국내에서는 규제기 을 심으로 MELCOR 코

드를 이용한 사고 분석을 수행하고 있다. 하지만 사고 상은 불확실성

이 매우 커 사고 분석은 매우 보수 으로 행해지며 높은 안 여유도를 사

용하고 있다. 따라서 사고 분석의 불확실성을 이기 하여 MELCOR 코드

를 이용한 불확실성 분석체계를 개발하 다. 개발된 분석체계를 이용하여 신고리

3,4호기 융융물-콘크리트 반응을 분석하기 한 MELCOR 1.8.6 모델을 바탕으로

한 불확실성 분석을 수행하여 개발된 불확실성 분석체계의 활용성을 확인하 다.

본 보고서를 통해 개발된 MELCOR 코드를 이용한 불확실성 분석체계를 이용하

여 원자력발 소의 사고시 다양한 상학 불확실성에 한 분석이 이루어

지게 되면 사고의 불확실성을 감하고 사고의 안 성에 합리 인 보수

성을 용할 수 있으며, 사고 리 략 사고 처설비의 최 화에도 기여

할 수 있을 것으로 사료된다. 한 2단계 PSA의 불확실성 감에 기여하여 PSA

품질향상 리스크정보활용(Risk Informed Application, RIA) 증진에 기여할 수

있다.

주제명키워드

(10단어내외) 사고, 2단계 PSA, 불확실성 분석, MELCOR

B IB L IO G RAP H IC IN F O RM AT IO N S H EET

Performing Org.

Report No.

Sponsoring Org.

Report No.

Standard

Report No.INIS Subject Code

KAERI/TR-4062/2010

Title / SubtitleEstablishment of the Uncertainty Analysis Structure Using

the MELCOR Code (Ⅰ)

Project Manager

DepartmentG.H.Jung (FNC Tech. Co., Ltd.)

Researcher and

Department

J.Y. Lee, Y.S. Bang, J.C. Kim, K.H. Lee (FNC Tech.)

K.I. Ahn, S.Y. Park (KAERI)

Publication

PlaceDaejeon Publisher KAERI

Publication

DateMay 2010

Page 41 p. Tab. & Fig. Yes(O), No( ) Size 21×29.7cm

Note

Open Open( O ), Closed( )Report Type Technical Report

Classified Restricted( ), __Class Document

Performing Org. KAERI Contract No.

Abstract

The severe accident considering nuclear power plants has extremely low occurrence

probability. But if the severe accident occurs, hazards influenced to public are very

large. So it is necessary that quantitative analysis of the severe accident occurrence

probability, phenomenological analysis of the accident progression process, and the

prediction of outcomes were necessary. Therefore the severe accident analysis using

MELCOR code has been performed around the regulatory body, the Korea institute of

nuclear safety (KINS). But the severe accident analysis has been done conservatively,

because the severe accident phenomena have large uncertainties. So, the uncertainty

analysis structure using MELCOR code was established to reduce uncertainties of the

severe accident. Through an uncertainty analysis using the established analysis

structure based on MELCOR 1.8.6 model for Shin-Kori unit 3, 4 nuclear power plants

to analyze the corium-concrete reaction, the capability of the established uncertainty

analysis structure was assessed.

If various phenomenological uncertainty analyses using the established uncertainty

analysis structure in this report would be perform, uncertainties of the severe

accident could be reduced, reasonable conservatism could be applied to the safety

analysis of the severe accident, and the accident management strategy and design of

severe accident Mitigation equipments could be optimized. Also, through the reduction

of uncertainties of the level 2 PSA, the quality of the PSA could be improved and

RIA could be promoted.

Subject Keywords

(About 10 words)

Severe Accident, Level 2 PSA, Uncertainty Analysis,

MELCOR