MELCOR 코드를 이용한 사고분기확률의 불확실성 분석

Abstract

후쿠시마 사고가 발생하고 원자력발전소의 안전성에 대한 관심이 커지면서, 원자력발전소의 안전성 향상을 위한 다양한 사고예방 및 완화전략이 제시되었다. 추가된 안전설비 및 전략으로 인해 변화한 원자력발전소의 안전성을 리스크 관점에서 평가하기 위해 세계 각국에서 확률론적 안전성 평가 모델을 개발하여 활용하고 있다. 하지만 국내의 경우, 원자력발전소 안전성 평가를 위한 2단계 확률론적 안전성 평가 모델에는 최신 사고예방 및 완화전략이나 최신요소기술이 반영되어 있지 않고 오래된 문서에 근거를 의존한 경우가 많은 상황이다. 이에 최신연구동향과 국외 연구에서 격납건물 사건수목과 분해사건수목 분기확률 평가방법론에 대해 살펴보고, 최신 2단계 확률론적 안전성 평가모델 개발을 위한 주요분기확률을 계산하였다. 분석할 주요 분기확률을 선정하고, 2단계 확률론적 안전성 평가 모델과 COFUN 코드를 활용하여 중요도 분석을 통해 대표 사고시나리오를 선정하고, 분기확률계산을 위해 중대사고 분석코드인 MELCOR을 활용하여 불확실성 분석을 진행하였다. 또한, 분기확률을 계산하기 위해 선행연구의 2단계 확률론적 안전성 평가 모델과 MELCOR 입력을 개선하여 불확실성 분석에 활용하였다. 본 연구를 통해 계산된 주요 분기확률은 최신 2단계 확률론적 안전성 평가모델 개발에 기여할 수 있을 것이며, 이를 통해 최신 원자로결말분석 기술 등이 반영된 모델을 활용하여 현실적인 사고대처와 최적화된 중대사고 분석방법을 적용하여 합리적인 안전성 평가가 이뤄질 것으로 기대된다.|Since the Fukushima accident occurred and concerns about nuclear power plant safety intensified, various strategies for accident prevention and mitigation have been proposed to enhance nuclear plant safety. To evaluate the safety of nuclear power plants that have changed due to additional safety facilities and strategies from a risk perspective, probabilistic safety evaluation models have been developed and utilized in various countries around the world. However, in Korea, the Level 2 probabilistic safety assessment model for evaluating the safety of nuclear power plants does not reflect the latest accident prevention and mitigation strategies or the state-of-the-art technologies, and is often based on outdated documents. Therefore, we reviewed the latest research trends and the methodology for evaluating containment event trees and decomposition event trees' branch probabilities in overseas studies, and calculated the key branch probabilities for developing the latest Level 2 probabilistic safety assessment model. The main branch probabilities to be analyzed were selected and representative accident scenarios were selected by importance analysis of plant damage states logic diagram using the Level 2 probabilistic safety assessment model and COFUN code, and uncertainty analysis was conducted using MELCOR, a severe accident analysis code, to calculate the branch probabilities. In addition, the Level 2 probabilistic safety assessment model and MELCOR inputs from previous studies were improved and used for uncertainty analysis to calculate the branch probabilities. The main branch probabilities calculated through this study will contribute to the development of the latest Level 2 probabilistic safety assessment model, and through this, reasonable safety assessment will be achieved by applying realistic accident treatment and optimized severe accident analysis methods using a model reflecting the state-of-the-art technology.