Ändra sökning
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

Direktlänk
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annat format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annat språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Analysis of the Effect of MELCOR Modelling Parameters on In-Vessel Accident Progression in Nordic BWR
KTH, Skolan för teknikvetenskap (SCI), Fysik, Kärnenergiteknik.
KTH, Skolan för teknikvetenskap (SCI), Fysik, Kärnenergiteknik.ORCID-id: 0000-0002-0683-9136
2019 (Engelska)Ingår i: Nuclear Engineering and Design, Vol. 350, s. 243-258Artikel i tidskrift (Refereegranskat) Published
Abstract [en]

Nordic Boiling Water Reactors (BWRs) rely on the flooding of the lower drywell (LDW) as a severe accident management (SAM) strategy. The termination of a SA is achieved by fragmenting and quenching of the melt released from the vessel. Success of SAM strategy depends on melt release and water pool conditions. The characteristics of the melt release are the major source of uncertainty in quantification of the risk of SAM failure. Vessel failure and melt release modes are subject to aleatory and epistemic uncertainties at the in-vessel accident progression stage. In this work we focus on predicting the properties of debris relocated to the lower plenum using MELCOR code. We address the effect of epistemic uncertainty in modeling parameters and models in the MELCOR code in different severe accident scenarios on main characteristics of the in-vessel accident progression in Nordic BWRs. Sensitivity analysis is performed to rank the importance of MELCOR modelling parameters and the effect of different MELCOR models is addressed by using different versions of the code. The results provide valuable insights regarding the effect of MELCOR models, modelling parameters and sensitivity coefficients on code predictions.

Ort, förlag, år, upplaga, sidor
Elsevier, 2019. Vol. 350, s. 243-258
Nationell ämneskategori
Teknik och teknologier
Identifikatorer
URN: urn:nbn:se:kth:diva-242350DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.04.040ISI: 000470690900024Scopus ID: 2-s2.0-85066260379OAI: oai:DiVA.org:kth-242350DiVA, id: diva2:1283925
Anmärkning

QC 20191204

Tillgänglig från: 2019-01-30 Skapad: 2019-01-30 Senast uppdaterad: 2019-12-04Bibliografiskt granskad
Ingår i avhandling
1. Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
Öppna denna publikation i ny flik eller fönster >>Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
2019 (Engelska)Doktorsavhandling, sammanläggning (Övrigt vetenskapligt)
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.

Ort, förlag, år, upplaga, sidor
Stockholm: KTH Royal Institute of Technology, 2019. s. 77
Serie
TRITA-SCI-FOU ; 2019:08
Nyckelord
Severe accident management, sensitivity, uncertainty, MELCOR, ROAAM, Svår haverihantering, känslighet och osäkerhetsanalys, MELCOR, ROAAM
Nationell ämneskategori
Teknik och teknologier
Forskningsämne
Fysik
Identifikatorer
urn:nbn:se:kth:diva-242353 (URN)978-91-7873-103-9 (ISBN)
Disputation
2019-02-27, FA31, Roslagstullsbacken 21, Stockholm, 13:00 (Engelska)
Opponent
Handledare
Anmärkning

QC 20190130

Tillgänglig från: 2019-01-30 Skapad: 2019-01-30 Senast uppdaterad: 2019-01-30Bibliografiskt granskad

Open Access i DiVA

Fulltext saknas i DiVA

Övriga länkar

Förlagets fulltextScopus

Personposter BETA

Kudinov, Pavel

Sök vidare i DiVA

Av författaren/redaktören
Galushin, SergeyKudinov, Pavel
Av organisationen
Kärnenergiteknik
Teknik och teknologier

Sök vidare utanför DiVA

GoogleGoogle Scholar

doi
urn-nbn

Altmetricpoäng

doi
urn-nbn
Totalt: 140 träffar
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

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