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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
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 | |