The VVER are one of the most common reactor types in the world. In addition, many of the Gen-III/III+ reactors under construction or recently commissioned are VVER designs. On other hand, passive safety systems are attracting increasing interest for several reasons: their simplicity and reliability, reduced need for human intervention, lower maintenance requirements and long-term cost effectiveness.
To address these two main concerns, a detailed VVER-1000/V320 model has been developed for system code TRACEV5P5, including the conventional safety systems from this design. In addition, two passive safety systems found in Gen-III/III+ VVER designs have been included in the VVER-1000/V320 model. These passive safety systems are the Second Stage Hydro-accumulators (HA-2) of the VVER-1200/V392M and the air-cooled Passive Heat Removal System (PHRS) of the VVER-1000/V412 (Kudankulam Nuclear Power Plant).
Several safety analyses have been carried out using the developed full plant model of a VVER-1000/V320 reactor. The first two have been performed considering the conventional safety systems. First, the success criteria for the Loss of Coolant Accident (LOCA) event trees have been verified. Then, the different strategies presented in the emergency operating procedures for the management of small LOCAs have been studied. Hereafter, two further analyses have been conducted with the aim of gain more in-depth knowledge of the passive safety systems incorporated in Gen-III/III+ VVER reactors. Thus, Small and Large LOCA have been simulated under Station Blackout (SBO) conditions, considering the performance of the HA-2 and the air-cooled PHRS.
It is important to emphasize the use of the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology throughout the analyses conducted in the PhD thesis, especially for the verification of the success criteria of the conventional safety systems, the identification of the success criteria for the passive safety systems incorporated in the VVER-1000/V320 model and the determination of available times required for human actions.
Several conclusions have been drawn from this doctoral thesis. Firstly, a certain conservatism has been observed in the public event trees for the LOCAs, as the simulations show that a relaxation of the success criteria is possible. Therefore, a new proposal for the event trees has been made, including a new extended event tree approach. It has also been found that human actions are necessary when the break sizes are smaller than 2 inches and the high pressure injection system is not available. The simulations show that the human action related to controlled SG depressurisation at a reactor coolant system cooling rate of 60 K/h in VVER-1000/V320 provides a large safety margin, similar to that obtained in the Westinghouse PWR for the cooling rate of 55 K/h.
On the other hand, it has been obtained that for the LOCA sequences under SBO conditions, the single actuation of the four HA-2 trains along with the injection of the First Stage Hydroaccumulators (HA-1) would be enough to avoid core damage for medium/large break sizes. In addition, the simulations of both SBLOCA and LBLOCA under SBO conditions, considering the performance of the HA-2 and the air-cooled PHRS, show that, given the availability of success criterion for LOCA of these safety systems in Gen-III/III+ VVER reactors (3 out of 4 trains), the performance of active safety systems is not necessary to avoid core damage during the first 24 hours of the sequence.
On the basis of all the knowledge gained from hundreds of simulations, it has been possible to propose new event trees for LOCA and for the LOOP sequences, incorporating headers relating to the advanced passive safety systems studied, the HA-2 and the air-cooled PHRS.
RESUMEN
Los reactores VVER son uno de los diseños de reactores nucleares más comunes. Tal es así que muchos de los reactores Gen-III/III+ que se están construyendo o que han entrado recientemente en operación son diseños VVER. Asimismo, los sistemas de seguridad pasivos están despertando un interés creciente por varias razones: su simplicidad, fiabilidad, menor intervención humana, bajo mantenimiento y rentabilidad a largo plazo.
Para abordar estas dos cuestiones, se ha desarrollado un modelo detallado para el código de sistemas TRACEV5P5 de un reactor VVER-1000/V320. Este modelo incorpora los principales sistemas de seguridad convencionales, así como dos sistemas de seguridad pasivos presentes en los diseños de reactores VVER Gen-III/III+: los acumuladores de segunda etapa (HA-2), del diseño VVER-1200/V392M, y el sistema de eliminación de calor residual por aire (PHRS), del diseño VVER-1000/V412 (Central Nuclear de Kudankulam).
Se han llevado a cabo varios análisis utilizando el modelo de planta desarrollado. En los dos primeros se ha considerado únicamente la disponibilidad de los sistemas de seguridad convencionales. En primer lugar, se han verificado los criterios de éxito para los árboles de sucesos de las secuencias de perdida de refrigerante (LOCA). Posteriormente, se han estudiado las diferentes estrategias presentadas en los procedimientos de operación de emergencia para la gestión de secuencias de roturas pequeñas de LOCA. A continuación, se han realizado otros dos análisis con el objetivo de profundizar en el conocimiento de los sistemas de seguridad pasivos incorporados en los reactores VVER avanzados. Así, se han simulado secuencias de LOCA en condiciones de pérdida total de la corriente alterna (SBO).
Es importante destacar el empleo de la metodología “Integrated Safety Assessment (ISA)” a lo largo de los análisis realizados en la tesis, especialmente para la verificación de los criterios de éxito de los sistemas de seguridad convencionales, la identificación de los criterios de éxito para los sistemas de seguridad pasivos incorporados al modelo de VVER-1000/V320 y la determinación de los tiempos disponibles para realizar acciones humanas.
Se han obtenido importantes conclusiones a partir estos análisis. En primer lugar, se ha observado cierto conservadurismo en los árboles de sucesos de las secuencias de LOCA. Ello ha llevado a proponer nuevos árboles de sucesos, entre los que destacan los árboles de sucesos expandidos. Por otro lado, se ha encontrado que las acciones humanas son necesarias cuando el tamaño de la rotura en las secuencias de LOCA es más pequeño de 2 pulgadas y el sistema de inyección de alta presión está indisponible. Las simulaciones indican que, en los reactores VVER-1000/V320, la despresurización controlada de los generadores de vapor a 60 K/h ofrece un margen de seguridad similar al de los reactores Westinghouse con una velocidad de enfriamiento de 55 K/h.
Por otro parte, se ha visto que, para las secuencias de LOCA en condiciones de SBO, la inyección de los cuatro trenes del HA-2 junto con la inyección de los acumuladores de primera etapa (HA-1) podría ser suficiente para evitar el daño al núcleo en roturas medianas y grandes. Además, las simulaciones tanto de SBLOCA como de LBLOCA en condiciones SBO, considerando la actuación del HA-2 y del PHRS, muestran que, dada la disponibilidad del criterio de éxito para LOCA de estos sistemas de seguridad (3 de 4 trenes), la actuación de los sistemas de seguridad activa no es necesaria para evitar el daño al núcleo en las primeras 24 horas de la secuencia.
En base al conocimiento obtenido a través de cientos de simulaciones realizadas, ha sido posible proponer nuevos árboles de sucesos para secuencias de LOCA y secuencias de pérdida de la corriente externa (LOOP), incorporando cabeceros relacionados con los sistemas de seguridad pasivos analizados en la tesis doctoral, el HA-2 y el PHRS.
The VVER are one of the most common reactor types in the world. In addition, many of the Gen-III/III+ reactors under construction or recently commissioned are VVER designs. On other hand, passive safety systems are attracting increasing interest for several reasons: their simplicity and reliability, reduced need for human intervention, lower maintenance requirements and long-term cost effectiveness.
To address these two main concerns, a detailed VVER-1000/V320 model has been developed for system code TRACEV5P5, including the conventional safety systems from this design. In addition, two passive safety systems found in Gen-III/III+ VVER designs have been included in the VVER-1000/V320 model. These passive safety systems are the Second Stage Hydro-accumulators (HA-2) of the VVER-1200/V392M and the air-cooled Passive Heat Removal System (PHRS) of the VVER-1000/V412 (Kudankulam Nuclear Power Plant).
Several safety analyses have been carried out using the developed full plant model of a VVER-1000/V320 reactor. The first two have been performed considering the conventional safety systems. First, the success criteria for the Loss of Coolant Accident (LOCA) event trees have been verified. Then, the different strategies presented in the emergency operating procedures for the management of small LOCAs have been studied. Hereafter, two further analyses have been conducted with the aim of gain more in-depth knowledge of the passive safety systems incorporated in Gen-III/III+ VVER reactors. Thus, Small and Large LOCA have been simulated under Station Blackout (SBO) conditions, considering the performance of the HA-2 and the air-cooled PHRS.
It is important to emphasize the use of the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology throughout the analyses conducted in the PhD thesis, especially for the verification of the success criteria of the conventional safety systems, the identification of the success criteria for the passive safety systems incorporated in the VVER-1000/V320 model and the determination of available times required for human actions.
Several conclusions have been drawn from this doctoral thesis. Firstly, a certain conservatism has been observed in the public event trees for the LOCAs, as the simulations show that a relaxation of the success criteria is possible. Therefore, a new proposal for the event trees has been made, including a new extended event tree approach. It has also been found that human actions are necessary when the break sizes are smaller than 2 inches and the high pressure injection system is not available. The simulations show that the human action related to controlled SG depressurisation at a reactor coolant system cooling rate of 60 K/h in VVER-1000/V320 provides a large safety margin, similar to that obtained in the Westinghouse PWR for the cooling rate of 55 K/h.
On the other hand, it has been obtained that for the LOCA sequences under SBO conditions, the single actuation of the four HA-2 trains along with the injection of the First Stage Hydroaccumulators (HA-1) would be enough to avoid core damage for medium/large break sizes. In addition, the simulations of both SBLOCA and LBLOCA under SBO conditions, considering the performance of the HA-2 and the air-cooled PHRS, show that, given the availability of success criterion for LOCA of these safety systems in Gen-III/III+ VVER reactors (3 out of 4 trains), the performance of active safety systems is not necessary to avoid core damage during the first 24 hours of the sequence.
On the basis of all the knowledge gained from hundreds of simulations, it has been possible to propose new event trees for LOCA and for the LOOP sequences, incorporating headers relating to the advanced passive safety systems studied, the HA-2 and the air-cooled PHRS.
RESUMEN
Los reactores VVER son uno de los diseños de reactores nucleares más comunes. Tal es así que muchos de los reactores Gen-III/III+ que se están construyendo o que han entrado recientemente en operación son diseños VVER. Asimismo, los sistemas de seguridad pasivos están despertando un interés creciente por varias razones: su simplicidad, fiabilidad, menor intervención humana, bajo mantenimiento y rentabilidad a largo plazo.
Para abordar estas dos cuestiones, se ha desarrollado un modelo detallado para el código de sistemas TRACEV5P5 de un reactor VVER-1000/V320. Este modelo incorpora los principales sistemas de seguridad convencionales, así como dos sistemas de seguridad pasivos presentes en los diseños de reactores VVER Gen-III/III+: los acumuladores de segunda etapa (HA-2), del diseño VVER-1200/V392M, y el sistema de eliminación de calor residual por aire (PHRS), del diseño VVER-1000/V412 (Central Nuclear de Kudankulam).
Se han llevado a cabo varios análisis utilizando el modelo de planta desarrollado. En los dos primeros se ha considerado únicamente la disponibilidad de los sistemas de seguridad convencionales. En primer lugar, se han verificado los criterios de éxito para los árboles de sucesos de las secuencias de perdida de refrigerante (LOCA). Posteriormente, se han estudiado las diferentes estrategias presentadas en los procedimientos de operación de emergencia para la gestión de secuencias de roturas pequeñas de LOCA. A continuación, se han realizado otros dos análisis con el objetivo de profundizar en el conocimiento de los sistemas de seguridad pasivos incorporados en los reactores VVER avanzados. Así, se han simulado secuencias de LOCA en condiciones de pérdida total de la corriente alterna (SBO).
Es importante destacar el empleo de la metodología “Integrated Safety Assessment (ISA)” a lo largo de los análisis realizados en la tesis, especialmente para la verificación de los criterios de éxito de los sistemas de seguridad convencionales, la identificación de los criterios de éxito para los sistemas de seguridad pasivos incorporados al modelo de VVER-1000/V320 y la determinación de los tiempos disponibles para realizar acciones humanas.
Se han obtenido importantes conclusiones a partir estos análisis. En primer lugar, se ha observado cierto conservadurismo en los árboles de sucesos de las secuencias de LOCA. Ello ha llevado a proponer nuevos árboles de sucesos, entre los que destacan los árboles de sucesos expandidos. Por otro lado, se ha encontrado que las acciones humanas son necesarias cuando el tamaño de la rotura en las secuencias de LOCA es más pequeño de 2 pulgadas y el sistema de inyección de alta presión está indisponible. Las simulaciones indican que, en los reactores VVER-1000/V320, la despresurización controlada de los generadores de vapor a 60 K/h ofrece un margen de seguridad similar al de los reactores Westinghouse con una velocidad de enfriamiento de 55 K/h.
Por otro parte, se ha visto que, para las secuencias de LOCA en condiciones de SBO, la inyección de los cuatro trenes del HA-2 junto con la inyección de los acumuladores de primera etapa (HA-1) podría ser suficiente para evitar el daño al núcleo en roturas medianas y grandes. Además, las simulaciones tanto de SBLOCA como de LBLOCA en condiciones SBO, considerando la actuación del HA-2 y del PHRS, muestran que, dada la disponibilidad del criterio de éxito para LOCA de estos sistemas de seguridad (3 de 4 trenes), la actuación de los sistemas de seguridad activa no es necesaria para evitar el daño al núcleo en las primeras 24 horas de la secuencia.
En base al conocimiento obtenido a través de cientos de simulaciones realizadas, ha sido posible proponer nuevos árboles de sucesos para secuencias de LOCA y secuencias de pérdida de la corriente externa (LOOP), incorporando cabeceros relacionados con los sistemas de seguridad pasivos analizados en la tesis doctoral, el HA-2 y el PHRS. Read More
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