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Simulation of beyond design basis accidents
a contribution to risk analysis of nuclear power plants
Nikolaus Müllner
Art der Arbeit
Dissertation
Universität
Universität Wien
Fakultät
Fakultät für Physik
Betreuer*in
Wolfgang Kromp
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Alle Rechte vorbehalten / All rights reserved
DOI
10.25365/thesis.15465
URN
urn:nbn:at:at-ubw:1-29933.78699.638753-8
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(Print-Exemplar eventuell in Bibliothek verfügbar)

Abstracts

Abstract
(Deutsch)
Accident Management (AM) Programme werden gemeinhin als wichtiger Punkt des Defence in Depths Konzepts für Kernkraftwerke gesehen. Durch sorgfältige Analyse von auslegungsüberschreitenden Reaktorstörfällen ist es möglich, dem Reaktorfahrers eines Kernkraftwerks Richtlinien zu geben, die den Gebrauch von Systemen ausserhalb ihrer Auslegung zur Rückführung des Reaktors in ein sicheres Regime erlauben, oder zumindest mildernd auf den Unfallhergang einwirken. Accident Management Programme wurden erstmalig in den USA eingeführt, sind aber mittlerweile auch in Europa weit verbreitet. In den letzten Jahren entschlossen sich auch die Staaten, die ehemals der Sowjetunion angehörten, Accident Management Programme zu übernehmen. Die vorliegende Arbeit ist im Rahmen eines Europaid-Projekts entstanden, welches zum Ziel hatte, die Entwicklung von AM für den VVER 1000 voranzutreiben. Der VVER 1000 ist ein Druckwasserreaktor russischen Designs der in Russland, der Ukraine, Bulgarien, Indien, Iran, China und Tschechien im Bau oder im Betrieb ist. Das Projekt wurde von Europaid, TACIS Programm der Europaischen Kommission zur Verbesserung der Sicherheit von russischen Kernkraftwerken finanziert. Das Projekt hatte mehrere Zielsetzungen. Eine wichtige Zielsetzung war die Ausführung von Experimenten mit komplexen Unfallhergang an der integralen Versuchsanlage PSB-VVER. Die Versuchsanlage bildet den Reaktor VVER 1000 mit einer Höhenskala von 1:1, einer Volumen- und Leistunsskalierung von 1:300 ab. Zwölf Versuche, und drei zusätzliche Einzelvariationen zu je einem der zwölf Versuche wurden durchgeführt. Als auslösender Unfall wurden Primärkühlmittelverlust durch kleine Lecks, Primär- zu Sekundärlecks, Speisewasserverlust und Netzverlust mit gleichzeitigem Versagen aller Dieselgeneratoren angenommen. Zusätzlich wurden Mehrfachversagen verschiedener Sicherheitssysteme angenommen. Als AM-Strategien wurden Primär- und Sekundärseitige Druckentlastung, und Einspeisung aus unkonventionellen Quellen getestet. Die entstandene experimentelle Datenbank wurde verwendet, um die Codes Relap5 und Cathare2 für auslegungsüberschreitende Störfälle zu qualifizieren - eine weitere Zielsetzung des Projekts. Vorhersagen von Computerprogrammen und experimentelle Daten wurden verglichen. Es wurde versucht, den Störfallhergang aller Experimente vor und nach Durchführung des Experiments vorherzusagen. Obwohl die Versuchsanlage PSB-VVER gut skaliert wurde, ist anzunehmen, dass das Verhalten des Kraftwerks bei gleichen Rahmenbedingungen beträchtliche Unterschiede aufzeigen würde. Das Ziel der Experimente ist deshalb in erster Linie, qualitativ die gleichen physikalischen Phänomene nachzubilden. Es soll gezeigt werden, dass die Computercodes in der Lage sind, das Verhalten der Versuchsanlage hinreichend genau nachzubilden. Schlussfolgerungen für das Kernkraftwerk müssen dann auf Code Simulationen des Kernkraftwerks basieren. Eine dritte Zielsetzung war es, die Wirksamkeit der untersuchten AM-Strategien zu testen. Die Simulationen, die während des Projekts mit dem Code Relap5 ausgeführt wurden, um Aussagen für das eigentliche Kraftwerk zu stützen, sind in dieser Arbeit präsentiert. Simulationen des Kraftwerks war zu mehreren Anlässen für das Projekt von Nöten. In der Planungsphase der Experimente wurden die experimentellen Rahmenbedingungen vorerst in der Kraftwerkssimulation getestet, um ihre Relevanz fuer AM sicherzustellen. Nach der Ausführung aller Experimente, und den Erkenntnissen aus den Post-Test Simulationen der Experimente, wurde die Simulation des eigentlichen Kraftwerks entsprechend adaptiert, und die Berechnungen wurden wiederholt, um Aussagen über die Effizienz der angewandten AM Strategien treffen zu können. In enger Zusammenarbeit mit dem Referenzkraftwerk Balakovo, Block 3, wurde ein Störfall und eine AM Strategie zur detailierten Analyse und Optimierung ausgewählt. Ein lang andauernder Verlust des Netzanschluss mit gleichzeitigem Versagen aller Dieselgeneratoren (Station Blackout) wurde als Störfall ausgewählt. Verlust des Netzanschluss über einen längeren Zeitraum als zwei Stunden ist unter normalen Bedingungen sehr unwahrscheinlich. Allerdings ist die Wahrscheinlichkeit eines solchen Störfalls schwer abzuschätzen, wenn man auch terroristische Anschläge als möglich erachtet. Leitungen und Dieselgeneratoren könnten weniger geschützt, oder schwerer zu schützen sein, als andere Sicherheitssysteme. Aber selbst wenn alle aktiven systeme in diesem Fall nicht verfügbar sind, die Speisewasserleitungen und die Deaeratoren bleiben für einige Zeit unter Druck und können als zusätzliches Speisewasser genutzt werden, wenn eine sekundärseitige Druckentlastung zeitgerecht durchgeführt wird. Ebenfalls primärseitig stehen die Druckspeicher zur Verfügung, bei entsprechender primärseitiger Druckentlastung. Die AM Strategie, die im Detail untersucht wurde, war eine Kombination von Sekundär- und/oder Primärseitiger Druckentlastung. Um den Zeitpunkt der Intervention zu optimieren wurde eine Methode zur generellen Optimierung von accident management interventionen entwickelt. Die Methode umfasst vier Schritte. Die Parameter, die optimiert werden sollen, müssen festgelegt werden. Die Randbedingungen müssen festgelegt werden. Es muss definiert werden, welches Ziel die Optimierung erreichen will. Ein Algorithmus muss angewandt werden, um schrittweise-iterativ den Zielparameter zu verbessern, und letzlich müssen die Resultate entsprechend dargestellt werden. Das Ergebnis der Arbeit ist, dass die ``Gnadenfrist'', d.h. die Zeit bis zum Eintritt der (teilweisen) Kernschmelze, mit der richtigen AM-Strategie bedeutend verlängert werden konnte. Während in einem Station Blackout ohne AM nach zwei- bis drei Stunden Schaden am Reaktorkern zu erwarten ist, kann sekundärseitige Druckentlastung und damit die passive Verfügbarkeit von zusätzlichem Speisewasser aus Speisewasserleitungen und Deaeratoren den Naturumlauf erneut in Gang setzen und die Gnadenzeit verlängern. Primärseitige Druckentlastung erlaubt die Intervention der Druckspeicher, und senkt den primärseitigen Druck. Sollte die Stromversorgung nicht wiederhersgestellt werden können, verhindert Primärseitige Druckentlastung Versagen des Reaktordruckgefäßes bei hohem Druck.
Abstract
(Englisch)
Accident management (AM) programmes are considered to be an important step in the defense in depth concept for nuclear power plants. By carefully analyzing possible accident conditions in advance, a nuclear power plant operator may use plant equipment outside of its foreseen functions to cope with situations beyond the design of the plant. Accident management programmes have been first introduced in NPP in the USA, but are now also widely adopted in Europe. The introduction of AM in Republics of the former Soviet Union is a rather recent development. The present work has been performed as part of a Europaid Project with the goal to support the development of AM for the VVER 1000, a pressurized water reactor used in Russia, Ukraine, Bulgaria, India, Iran, China, Czech Republic. The project was funded by Europaid, TACIS programme, with the aim to enhance the safety of Russian nuclear reactors. The project had several objectives. One of the main goals was to execute complex experiments on the PSB-VVER integral test facility. The facility is a full height, 1:300 volume and power scaled model of the VVER 1000. Twelve diverse and three additional single variant experiments have been executed. The initiating events for the experiments were small break loss of coolant accidents, primary to secondary side leaks, loss of feed water and station black out. In addition, multiple failures of the safety systems and accident management strategies like primary side and secondary side depressurization, and injection into primary and/or secondary side with non standard equipment have been assumed. The experimental database has then been used for the next main goal of the project, to qualify the codes Relap5 and Cathare2 for simulation of beyond design basis accidents at the VVER 1000, by performing code - experiment comparisons. All experiments have been tried to predict at a pre- and post test level. Although the PSB-VVER facility is well scaled, the behavior of the real NPP will differ considerable. Therefore, the experiments serve to show qualitatively the phenomena that can be expected, and to confirm that the available thermal hydraulic system codes are capable of predicting these phenomena for the facility. Conclusions for the real plant have to be based on simulation with a plant nodalisation. A third main goal of the project was to test the effectiveness of the adopted AM-Strategies. The simulations, that have been performed with the thermal hydraulic system code Relap5 for the actual NPP to support this part of the project are presented in the current work. Support was given on several occasions. In the planning phase of the experiments, all test designs have been simulated with a plant simulation to confirm their relevance for accident management. After the experimental campaign, the calculations have been repeated, taking into account the experience gained. All AM strategies have been evaluated for their effectiveness. In close cooperation with the reference NPP, Balakovo Unit 3, one initiating event and AM strategy has been selected for detailed study and optimization. A long term station black out was the selected initiating event. While an SBO of more than 2 hours is extremely unlikely under normal conditions, it is still important if one considers terroristic attacks - the power lines and diesel generators might be less protected than other systems. Even if all active systems are unavailable in this case, the feed water in the feed water lines and deaerator tanks stays pressurized for some time and might be an additional source of water for the secondary side. Likewise, the hydro accumulators can be used as water source for the primary side. The strategy that has been investigated was based on depressurization of secondary and/or primary side, to be able to use the above mentioned sources of water. To optimize the intervention of the operator, a method for optimization of accident management procedures has been worked out. The method is based on four steps. The parameters to be optimized have to be selected and the boundary conditions have to be fixed. The goal of the optimization (target parameter) has to be defined. An algorithm to iteratively improve the target parameter has to be applied, and finally, the results have to be displayed. The findings of the work are that the grace time, i.e. the time before core damage takes place, can be considerably extended by the right accident management strategy. While a in a station black out without accident management after two to three hours core damage can be expected to take place, depressurizing the secondary side and thereby furnishing additional feed water from feed water lines and deaerator tanks passively into the steam generators can restart natural circulation and gain additional grace time. Depressurizing the primary side allows the hydro accumulators to intervene, and to lower the primary side pressure. In case the connection to the grid or emergency power can not recovered, by depressurizing the primary side failure of the reactor pressure vessel at high pressure can be avoided.

Schlagwörter

Schlagwörter
(Deutsch)
Auslegungsüberschreitende Störfälle Sicherheitsanalyse Kernkraftwerk Relap5 VVER-1000 PSB-VVER
Autor*innen
Nikolaus Müllner
Haupttitel (Englisch)
Simulation of beyond design basis accidents
Hauptuntertitel (Englisch)
a contribution to risk analysis of nuclear power plants
Paralleltitel (Deutsch)
Nachbildung Auslegungsüberschreitender Störfälle ; ein Beitrag zur Risikoabschätzung von Kernkraftwerken
Publikationsjahr
2010
Umfangsangabe
XVI, 226, [6] S. : Ill., graph. Darst.
Sprache
Englisch
Beurteiler*innen
Frank-Peter Weiß ,
Yassin Hassan
Klassifikationen
33 Physik > 33.00 Physik: Allgemeines ,
52 Maschinenbau > 52.55 Kerntechnik, Reaktortechnik
AC Nummer
AC05038801
Utheses ID
13876
Studienkennzahl
UA | 091 | 411 | |
Universität Wien, Universitätsbibliothek, 1010 Wien, Universitätsring 1