Change search
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • harvard1
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Sensitivity analysis of debris properties in lower plenum of a Nordic BWR
KTH, School of Engineering Sciences (SCI), Physics, Nuclear Power Safety. AlbaNova Univ Ctr, SE-10691 Stockholm, Sweden.ORCID iD: 0000-0001-8216-9376
KTH, School of Engineering Sciences (SCI), Physics, Nuclear Power Safety. AlbaNova Univ Ctr, SE-10691 Stockholm, Sweden.ORCID iD: 0000-0002-0683-9136
2018 (English)In: Nuclear Engineering and Design, ISSN 0029-5493, E-ISSN 1872-759X, Vol. 332, p. 374-382Article in journal (Refereed) Published
Abstract [en]

Severe accident management (SAM) in Nordic Boiling Water Reactors (BWR) employs ex-vessel core debris coolability. The melt released from the vessel is poured into a deep pool of water and is expected to fragment, quench, and form a coolable debris bed. Success of the strategy is contingent upon the melt release mode from the vessel, which determine conditions for (i) the debris bed coolability, (ii) steam explosion that present credible threats to containment integrity. Melt release conditions are recognized as the major source of uncertainty in quantification of the risk of containment failure in Nordic BWRs. The characteristics of melt release are determined by the in-vessel accident scenarios and phenomena, subject to aleatory and epistemic uncertainties respectively. Specifically, properties of the debris relocated into the lower head determine conditions for the corium interactions with the vessel structures (such as instrumentation guide tubes IGTs, control rod guide tubes CRGTs), vessel failure and melt release. This work is focused on the evaluation of uncertainty in core degradation progression and its effect on the resultant properties of relocated debris in lower plenum of Nordic BWR. We use MELCOR code for prediction of the accident progression. The main goal of this paper is to characterize the range of possible debris properties in lower plenum and its sensitivity towards different modelling parameters, which is of paramount importance for the analysis of in-vessel debris coolability and vessel failure mode in the risk assessment framework.

Place, publisher, year, edition, pages
Elsevier, 2018. Vol. 332, p. 374-382
Keywords [en]
Severe accident, Nordic BWR, ROAAM, MELCOR
National Category
Other Chemistry Topics
Identifiers
URN: urn:nbn:se:kth:diva-227209DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.03.029ISI: 000430395700033Scopus ID: 2-s2.0-85056238508OAI: oai:DiVA.org:kth-227209DiVA, id: diva2:1210798
Note

QC 20180529

Available from: 2018-05-29 Created: 2018-05-29 Last updated: 2019-03-18Bibliographically approved
In thesis
1. Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
Open this publication in new window or tab >>Development of Risk Oriented Accident Analysis Methodology for Assessment of Effectiveness of Severe Accident Management Strategy in Nordic BWR
2019 (English)Doctoral thesis, comprehensive summary (Other academic)
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.

Place, publisher, year, edition, pages
Stockholm: KTH Royal Institute of Technology, 2019. p. 77
Series
TRITA-SCI-FOU ; 2019:08
Keywords
Severe accident management, sensitivity, uncertainty, MELCOR, ROAAM, Svår haverihantering, känslighet och osäkerhetsanalys, MELCOR, ROAAM
National Category
Engineering and Technology
Research subject
Physics
Identifiers
urn:nbn:se:kth:diva-242353 (URN)978-91-7873-103-9 (ISBN)
Public defence
2019-02-27, FA31, Roslagstullsbacken 21, Stockholm, 13:00 (English)
Opponent
Supervisors
Note

QC 20190130

Available from: 2019-01-30 Created: 2019-01-30 Last updated: 2019-01-30Bibliographically approved

Open Access in DiVA

No full text in DiVA

Other links

Publisher's full textScopus

Authority records BETA

Galushin, SergeyKudinov, Pavel

Search in DiVA

By author/editor
Galushin, SergeyKudinov, Pavel
By organisation
Nuclear Power Safety
In the same journal
Nuclear Engineering and Design
Other Chemistry Topics

Search outside of DiVA

GoogleGoogle Scholar

doi
urn-nbn

Altmetric score

doi
urn-nbn
Total: 173 hits
CiteExportLink to record
Permanent link

Direct link
Cite
Citation style
  • apa
  • harvard1
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Other style
More styles
Language
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Other locale
More languages
Output format
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf