극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관 파열사고에 대한 불확실성 해석을 반응표면방법과 Monte Carlo모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/MOD6를 이용한 급수관 파열사고 해석을 통해 불확실성 해석의 Data Base를 마련하였으며, 비교 목적으로 평가모형 계산도 수행하였다. 급수관 파열사고 이후의 원자로 냉각재계통 최대 압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2증류의 입력 Set에 대한 반응표면방법이 활용되었다. 첫 Set는 6개의 주요 발전소 운전변수로 구성되며, 둘째 Set는 5개 주요 모형변수로 구성된다 결과의 비교 분석을 통해 모형변수의 불확실성 이 최대 압력에 미치는 영 향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌고, 최대 압력 증가의 약 9%에 해 당되는 여유도 개선도 확인되었다. 또한, 평가모델에서 인정되고 있는 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 가정은 잘못된 것으로 밝혀졌다.
Uncertainty analysis of the FLB accident is performed for KNU-1 using the response surface methodology and Monte Carlo simulation. The FLB analyses using the RELAP4/Mod6 were performed a number of times to generate the data base for the uncertainty analysis, along with the EM calculation for comparison purpose. Two kinds of input sets are utilized for response surface method to investigate and compare the effects of the uncertainty of input variables on the RCS peak pressure following a FLB. The first set is composed of six major plant operational parameters and the second set is composed of five major modelling parameters. It is found through the analysis of results that the uncertainties of modelling parameters have more influence on the RCS peak pressure than the uncertainties of plant operational parameters and that the extra margin of 9% of peak pressure is gained. And one of the assumptions of EM calculation, which is usually accepted as conservative is found to be erroneous, that is, the initial core inlet temperature is found to act negatively on the RCS pressure following a FLB.
