Endre søk
RefereraExporteraLink to record
Permanent link

Direct link
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annet format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annet språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Sensitivity and Uncertainty Analysis of the Vessel Lower Head Failure Mode and Melt Release Conditions in Nordic BWR using MELCOR Code
KTH, Skolan för teknikvetenskap (SCI), Fysik, Kärnenergiteknik.
KTH, Skolan för teknikvetenskap (SCI), Fysik, Kärnenergiteknik.ORCID-id: 0000-0002-0683-9136
2020 (engelsk)Inngår i: Annals of Nuclear Energy, ISSN 0306-4549, E-ISSN 1873-2100, Vol. 135, artikkel-id 106976Artikkel i tidsskrift (Fagfellevurdert) Published
Abstract [en]

Nordic boiling water reactors (BWR) employ ex-vessel debris coolability as a severe accident management (SAM) strategy. Melt release mode into a deep water pool located in the lower drywell is a major source of uncertainty for success of such strategy. The main goal of this work is to identify the major contributors to the uncertainty in prediction of vessel failure mode, timing and melt release conditions in Nordic BWR using MELCOR severe accident analysis code. There is a forest of control rod guide tubes (CRGTs) and instrumentation guide tubes (IGTs) in the lower head of a BWR. Failure of the penetrations is considered in this work along with the gross creep rupture of the vessel lower head. Modelling of penetrations failure in MELCOR code is based on parametric models, allowing a user to select different assumptions, such as temperature threshold for penetrations failure, modelling of penetrations assembly and respective failure modes, mode of solid and liquid debris ejection from the vessel. In this work we perform sensitivity analysis to the MELCOR modelling options and sensitivity parameters in unmitigated station blackout scenario (SBO). Results of analysis suggest that (i) vessel breach due to penetration failure is predicted to occur before creep-rupture failure of the vessel lower head, (ii) the mode of debris ejection from the vessel has the dominant effect on the likelihood of creep-rupture failure of the vessel lower head and debris ejection rate from the vessel.

sted, utgiver, år, opplag, sider
2020. Vol. 135, artikkel-id 106976
HSV kategori
Identifikatorer
URN: urn:nbn:se:kth:diva-242352DOI: 10.1016/j.anucene.2019.106976OAI: oai:DiVA.org:kth-242352DiVA, id: diva2:1283929
Merknad

QC 20191204

Tilgjengelig fra: 2019-01-30 Laget: 2019-01-30 Sist oppdatert: 2019-12-04bibliografisk kontrollert
Inngår i avhandling
1. Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
Åpne denne publikasjonen i ny fane eller vindu >>Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
2019 (engelsk)Doktoravhandling, med artikler (Annet vitenskapelig)
Abstract [en]

Nordic Boiling Water Reactor (BWR) design employs ex-vessel debris coolability as a severe accident management strategy (SAM). In case of a severe accident, the debris ejected from the vessel are expected to fragment, quench and form a debris bed, which is coolable by a natural circulation of water. Success of the existing SAM strategy depends on melt release conditions from the vessel which determine (i) properties of ejected debris and, thus, ex-vessel debris bed coolability, and (ii) potential for energetic melt-coolant interactions (steam explosion). The strategy involves complex interactions between physical phenomena (deterministic) and transient accident scenarios (probabilistic).The aim of this work is further extension, implementation and application of the Risk-Oriented Accident Analysis Methodology (ROAAM) to assessment of the severe accident management strategy effectiveness. ROAAM was originally developed for rare, high-consequence hazards, where both aleatory (stochastic) and epistemic (modeling) uncertainties play a significant role in the risk assessment. The main purpose of ROAAM is to provide the input material to an underlying decision making regarding current safety design acceptance, procedures and possible design modifications.This work reports results of (i) development and implementation of probabilistic framework (ROAAM+) for streamlining sensitivity analysis, uncertainty quantification and risk analysis; (ii) analysis of in-vessel phase of accident progression and melt release conditions in Nordic BWR reactor design with MELCOR code; (iii) analysis of the effect of melt release conditions predicted by MELCOR code on the risk of ex-vessel steam explosion.In ROAAM+, “full models”, such as MELCOR code, are used to develop computationally efficient “surrogate models” to enable extensive uncertainty quantification and failure domain analysis. ROAAM+ analysis identified specific assumptions in MELCOR models, which are currently the major contributors to the uncertainty in the assessment of the SAM effectiveness.

Abstract [sv]

Den generiska ABB-reaktorn (Nordic BWR) använder inneslutningkyling, tryckavlastning och filtrering av utsläpp som strategi för hantering av svåra haverier. Vid ett svårt haveri kommer härdgrus falla ned i nedre primärutrymmet, fragmentera, och att bilda en s.k. grusbädd där resteffekten kan kylas ned med hjälp av naturlig cirkulation av vattnet i bassängen. Framgången med den befintliga strategin beror på härdsmälteförloppet och härdsmältfrigöring från reaktortanken som bestämmer förutsättningarna för: (i) egenskaper för reaktorgruset och dämed även grusbädden, och (ii) ångexplosioner som kan inträffa när härdsmältan faller ned i nedre primärutrymmet.Strategin är konceptuellt enkel, men den innebär komplexa interaktioner mellan fysiska fenomenen och processer, och är mycket känslig för olycksscenarierna. Den kan inte bedömas med hjälp av separerata probabilistiska eller deterministiska metoder på grund av osäkerhet som uppkommer från interaktioner mellan olycksscenarierna och deterministiska fenomen.Därför har så kallad Risk Oriented Accident Analysis Methodology (ROAAM) som kombinerar probabilistiska med deterministiska metoder föreslagits som riskvärdering och bedömning huruvida strategin ger ett tillräckligt skydd för omgivningen. Denna metodologi (ROAAM) utvecklades för bedömning av sällsynta högkonsekventa händelser där både aleatoriska (stokastiska) och epistemiska (modelleringsrelaterade) osäkerheter spelar en viktig roll i riskbedömningen.Huvudsyftet med ROAAMs användning är att ge indata för ett underliggande beslutsproblem och möjliggöra robust beslutsfattande gällande nuvarande säkerhetsdesign och procedurer samt möjliga konstruktionsändringar.Detta arbete är inriktat på vidareutveckling av ROAAM-metodologin, som innefattar (i) utveckling och genomförande av probabilistiska ramar för riskanalys och kvantifiering i ROAAM+; (ii) analys av svår haveriutveckling i reaktortanken, härdsmälteförloppet och förutsättningarna för härdsmältfrigöring från reaktortank som analyserats med koden MELCOR; och (iii) riskvärdering av ångexplosion i reaktorinneslutning beroende på förutsättningarna för härdsmältfrigöring från reaktortank.I ROAAM+ används "fullmodeller", såsom MELCOR-koden, för att utveckla beräkningseffektiva "surrogatmodeller" för att möjliggöra omfattande analys av osäkerhetsfaktorer och identifiera skadedomäner. ROAAM+ analys identifierade specifika antaganden i MELCOR-modeller, som för närvarande är de viktigaste bidragsgivarna till osäkerheten i bedömningen av SAM-effektiviteten.

sted, utgiver, år, opplag, sider
Stockholm: KTH Royal Institute of Technology, 2019. s. 77
Serie
TRITA-SCI-FOU ; 2019:08
Emneord
Severe accident management, sensitivity, uncertainty, MELCOR, ROAAM, Svår haverihantering, känslighet och osäkerhetsanalys, MELCOR, ROAAM
HSV kategori
Forskningsprogram
Fysik
Identifikatorer
urn:nbn:se:kth:diva-242353 (URN)978-91-7873-103-9 (ISBN)
Disputas
2019-02-27, FA31, Roslagstullsbacken 21, Stockholm, 13:00 (engelsk)
Opponent
Veileder
Merknad

QC 20190130

Tilgjengelig fra: 2019-01-30 Laget: 2019-01-30 Sist oppdatert: 2019-01-30bibliografisk kontrollert

Open Access i DiVA

Fulltekst mangler i DiVA

Andre lenker

Forlagets fulltekst

Personposter BETA

Kudinov, Pavel

Søk i DiVA

Av forfatter/redaktør
Galushin, SergeyKudinov, Pavel
Av organisasjonen
I samme tidsskrift
Annals of Nuclear Energy

Søk utenfor DiVA

GoogleGoogle Scholar

doi
urn-nbn

Altmetric

doi
urn-nbn
Totalt: 217 treff
RefereraExporteraLink to record
Permanent link

Direct link
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annet format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annet språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf