Code assessment and modelling for Design Basis Accident Analysis of the European sodium fast reactor design. Part I: System description, modelling and benchmarking

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum (GIF) are conceived to improve the use of natural resources, reduce the amount of high-level radioactive waste and excel in their reliability and safe operation. Among these novel designs sodium fast reactors (SFRs) stand out due to their technological feasibility as demonstrated in several countries during the last decades. As part of the contribution of EURATOM to GIF the CP-ESFR is a collaborative project with the objective, among others, to perform extensive analysis on safety issues involving renewed SFR demonstrator designs. The verification of computational tools able to simulate the plant behaviour under postulated accidental conditions by code-to-code comparison was identified as a key point to ensure reactor safety. In this line, several organizations employed coupled neutronic and thermal-hydraulic system codes able to simulate complex and specific phenomena involving multi-physics studies adapted to this particular fast reactor technology. In the “Introduction” of this paper the framework of this study is discussed, the second section describes the envisaged plant design and the commonly agreed upon modelling guidelines. The third section presents a comparative analysis of the calculations performed by each organisation applying their models and codes to a common agreed transient with the objective to harmonize the models as well as validating the implementation of all relevant physical phenomena in the different system codes.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident analysis of the European Sodium Fast Reactor design. Part II: Optimised core and representative transients analysis

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum require the development and validation of computational tools able to assess their safety performance. In the first part of this paper the models of the ESFR design developed by several organisations in the framework of the CP-ESFR project were presented and their reliability validated via a benchmarking exercise. This second part of the paper includes the application of those tools for the analysis of design basis accident (DBC) scenarios of the reference design. Further, this paper also introduces the main features of the core optimisation process carried out within the project with the objective to enhance the core safety performance through the reduction of the positive coolant density reactivity effect. The influence of this optimised core design on the reactor safety performance during the previously analysed transients is also discussed. The conclusion provides an overview of the work performed by the partners involved in the project towards the development and enhancement of computational tools specifically tailored to the evaluation of the safety performance of the Generation IV innovative nuclear reactor designs.

APROS code benchmarking inboiling water reactor accident analyses

Diplomityö käsittelee kiehutusvesilaitosten transienttien ja onnettomuuksien analysointia APROS-ohjelmiston avulla. Työ on tehty Teollisuuden Voima Oy:n (TVO) Olkiluoto 1 ja 2 laitosyksiköiden mallin pohjalta. Raportissa esitetään ohjelmiston käyttämiä yhtälöitäja laskentamalleja yleisellä tasolla. Työssä esitellään laitoksen yleispiirteet turvallisuustoimintoineen ja kuvataan ohjelmaan suureksi osaksi aiemmin luotua laskentamallia. Työssä on luetteloitu voimassa olevatlisensiointianalyysit, joiden joukosta on valittu laskentatapauksia ohjelmiston suorituskyvyn arviointia varten. Lisäksi työhön on valittu laskentatapauksia muilla kuin lisensointiin käytetyillä ohjelmilla lasketuista analyyseistä. Lisäksi on suoritettu vertailulaskuja konservatiivisen ja realistisen mallin erojen esille saamiseksi. Laskentatapauksia ovat mm. ylipainetransientti, jäähdytteen menetysonnettomuus ja oletettavissa oleva käyttöhäiriö, jossa pikasulku ei toimi (ATWS). Diplomityön edetessä laitosmallia on kehitetty edelleen lisäämällä joitakin järjestelmiä ja tarkentamalla joidenkin komponenttien kuvausta. Työssä ilmeni, että APROS soveltuu jäähdytteenmenetysonnettomuuden ja suojarakennuksen yhtäaikaiseen analyysiin. APROS.n vaste nopeisiin transientteihin jäi kuitenkin vertailutasosta. Tämän työn perusteella APROS-mallia kehitys jatkuu edelleen siten, että se soveltuisi entistä paremmin myös nopeiden transienttien ja ATWS-tilanteiden kuvaamiseen. Työssä olevaa lisensointianalyysien kuvausta tullaan käyttämään hyväksi selvitettäessä laitoksen turvallisuuden väliarviossa tarvittavien analyysien määrää ja laatua. Nyt saatuja kokemuksia voidaan hyödyntää myös mahdollisen kolmiulotteisen sydänmallin hankinnassa APROS-ohjelmistoon. Tässä diplomityössä esitettyjä parannuksia voidaan käyttää hyväksi SAFIRtutkimusohjelman hankkeiden suunnittelussa.

Severe Accident Simulation of Small Modular Reactors

Since the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2), accident in 1979 which led to the meltdown of about one half of the reactor core and to limited releases of radioactive materials to the environment, an important international effort has been made on severe accident research. The present work aims to investigate the behaviour of a Small Modular Reactor during severe accident conditions. In order to perform these analyses, a SMR has been studied for the European reference severe accident analysis code ASTEC, developed by IRSN and GRS. In the thesis will be described in detail the IRIS Small Modular Reactor; the reference reactor chosen to develop the ASTEC input deck. The IRIS model was developed in the framework of a research collaboration with the IRSN development team. In the thesis will be described systematically the creation of the ASTEC IRIS input deck: the nodalization scheme adopted, the solution used to simulate the passive safety systems and the strong interaction between the reactor vessel and the containment. The ASTEC SMR model will be tested against the RELAP-GOTHIC coupled code model, with respect to a Design Basis Accident, to evaluate the capability of the ASTEC code on reproducing correctly the behaviour of the nuclear system. Once the model has been validated, a severe accident scenario will be simulated and the obtained results along with the nuclear system response will be analysed.

Development of a PWR-W and an AP1000® containment building 3D model with a CFD code for Best-Estimate Thermal-Hydraulic Analysis

The simulation of design basis accidents in a containment building is usually conducted with a lumped parameter model. The codes normally used by Westinghouse Electric Company (WEC) for that license analysis are WGOTHIC or COCO, which are suitable to provide an adequate estimation of the overall peak temperature and pressure of the containment. However, for the detailed study of the thermal-hydraulic behavior in every room and compartment of the containment building, it could be more convenient to model the containment with a more detailed 3D representation of the geometry of the whole building. The main objective of this project is to obtain a standard PWR Westinghouse as well as an AP1000® containment model for a CFD code to analyze the thermal-hydraulic detailed behavior during a design basis accident. In this paper the development and testing of both containment models is presented.

Accident and near accident causation: the contribution of automobile design characteristics. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Washington, D.C.

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien määräaikaistestausten riittävyys ja kattavuus

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien tehtävänä on ehkäistä häiriö- ja onnettomuustilanteiden syntyminen sekä lieventää mahdollisen onnettomuuden seurauksia. Jotta saadaan tietoa näiden tärkeiden järjestelmien käyttökunnosta, on suoritettava riittäviä ja kattavia määräaikaistestauksia. Tutkimuksen pääkohteena ovat Olkiluodon voimalaitoksen matala- ja korkeapaineisten hätäjäähdytysjärjestelmien määräaikaistestaukset ja niiden ohjeet. Määräaikaistestauksista arvioidaan niiden kykyä havainnoida vikoja, mahdollisia vikaantumisia testauksissa, testausten taajuutta sekä vastaavuutta järjestelmien suunnitteluperusteena olevaan jäähdytteenmenetysonnettomuuteen (LOCA). Lisäksi selvitetään, mitä hyötyä testausten hajautuksilla ja diversifioinnilla on saavutettu, ja miten niitä tulisi jatkossa soveltaa. Testauksiin liittyviä ohjeita ja menettelyjä arvioidaan tarkastelemalla, täyttävätkö ne viranomaisen asettamat vaatimukset. Tulokseksi syntyi arvio järjestelmien testausten nykytilasta, joka on yleisesti ottaen hyvä. Tähän ovat vaikuttaneet testauksissa esiintyneiden puutteiden korjaaminen ja määräaikaistestausten määräajoin tapahtuvan arvioinnin kehittäminen. Vertailut LO-CA:an tuottivat tyydyttävän tuloksen, koska testausten todettiin olevan riittävän laajat ja vastaavan vuodessa kertyvien rasitusten osalta noin vuorokauden aikaista onnettomuutta lähes kaikilla laitteilla. Suositeltavaa olisi suorittaa pitkäaikaisempaa testausta apusyöttövesijärjestelmän pumpulle. Optimitestausvälin mukaisesti testausvälit ovat tällä hetkellä riittävän tiheät, ja muutamia testauksia pitäisi jopa harventaa. Hajautuksilla on saavutettu huomattava riskin väheneminen, ja nykyisin hajautusta sovelletaan hätäjäähdytysjärjestelmissä laajasti. Joistakin mittalaitteiden testauksista hajautus vielä puuttuu, joten näihin se olisi suositeltavaa lisätä. Järjestelmien testausten diversifiointi on nykyisellään riittävää.

Efficient algorithms for dynamic probabilistic safety assessment. An application to convex damage domain.

The design of nuclear power plant has to follow a number of regulations aimed at limiting the risks inherent in this type of installation. The goal is to prevent and to limit the consequences of any possible incident that might threaten the public or the environment. To verify that the safety requirements are met a safety assessment process is followed. Safety analysis is as key component of a safety assessment, which incorporates both probabilistic and deterministic approaches. The deterministic approach attempts to ensure that the various situations, and in particular accidents, that are considered to be plausible, have been taken into account, and that the monitoring systems and engineered safety and safeguard systems will be capable of ensuring the safety goals. On the other hand, probabilistic safety analysis tries to demonstrate that the safety requirements are met for potential accidents both within and beyond the design basis, thus identifying vulnerabilities not necessarily accessible through deterministic safety analysis alone. Probabilistic safety assessment (PSA) methodology is widely used in the nuclear industry and is especially effective in comprehensive assessment of the measures needed to prevent accidents with small probability but severe consequences. Still, the trend towards a risk informed regulation (RIR) demanded a more extended use of risk assessment techniques with a significant need to further extend PSA’s scope and quality. Here is where the theory of stimulated dynamics (TSD) intervenes, as it is the mathematical foundation of the integrated safety assessment (ISA) methodology developed by the CSN(Consejo de Seguridad Nuclear) branch of Modelling and Simulation (MOSI). Such methodology attempts to extend classical PSA including accident dynamic analysis, an assessment of the damage associated to the transients and a computation of the damage frequency. The application of this ISA methodology requires a computational framework called SCAIS (Simulation Code System for Integrated Safety Assessment). SCAIS provides accident dynamic analysis support through simulation of nuclear accident sequences and operating procedures. Furthermore, it includes probabilistic quantification of fault trees and sequences; and integration and statistic treatment of risk metrics. SCAIS comprehensively implies an intensive use of code coupling techniques to join typical thermal hydraulic analysis, severe accident and probability calculation codes. The integration of accident simulation in the risk assessment process and thus requiring the use of complex nuclear plant models is what makes it so powerful, yet at the cost of an enormous increase in complexity. As the complexity of the process is primarily focused on such accident simulation codes, the question of whether it is possible to reduce the number of required simulation arises, which will be the focus of the present work. This document presents the work done on the investigation of more efficient techniques applied to the process of risk assessment inside the mentioned ISA methodology. Therefore such techniques will have the primary goal of decreasing the number of simulation needed for an adequate estimation of the damage probability. As the methodology and tools are relatively recent, there is not much work done inside this line of investigation, making it a quite difficult but necessary task, and because of time limitations the scope of the work had to be reduced. Therefore, some assumptions were made to work in simplified scenarios best suited for an initial approximation to the problem. The following section tries to explain in detail the process followed to design and test the developed techniques. Then, the next section introduces the general concepts and formulae of the TSD theory which are at the core of the risk assessment process. Afterwards a description of the simulation framework requirements and design is given. Followed by an introduction to the developed techniques, giving full detail of its mathematical background and its procedures. Later, the test case used is described and result from the application of the techniques is shown. Finally the conclusions are presented and future lines of work are exposed.

Safety aspects of roadside cross-section design. Final report.

Federal Highway Administration, Office of Research and Development, Washington, D.C.

Safety effects of cross-section design for two-lane roads. Volume I - final report.

Federal Highway Administration, Safety Design Division, McLean, Va.

Safety effects of cross-section design for two-lane roads. Volume II - appendixes.

Federal Highway Administration, Safety Design Division, McLean, Va.

PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Projeto estrutural de um edifício público em Camama - Angola

O presente trabalho tem como objetivo o cálculo e desenvolvimento de um projecto estrutural de um edifício público. O edifício em questão será construído em Camama, Angola. Ao longo deste trabalho são apresentadas as diferentes etapas necessárias para a conceção do projeto estrutural de um edifício em betão armado. As opções consideradas na realização deste projeto e as respetivas justificações, podem ser encontradas ao longo deste documento. Estas são reforçadas através da apresentação de plantas estruturais com os seus elementos e os cálculos considerados necessários. Este trabalho foi elaborado com o apoio do programa de cálculo ROBOT Structural Analysis para a caracterização e análise das ações atuantes. Apesar da localização do edifício ser em Angola, as ações e as bases de projeto são definidas de acordo com as normas portuguesas. A utilização destas normas foi possível através de referências comuns a ambos os países, bem como algumas considerações tendo em conta as condições de construção em Luanda. Para a definição do projeto estrutural foram fornecidas as plantas de arquitetura, cortes e alçados do edifício. Estas plantas apresentam os respetivos materiais não estruturais, a utilizar após a sua construção. Em adição foi fornecida uma sondagem geotécnica do terreno de construção.

VVER-640 -reaktorityypin passiiviset turvallisuusominaisuudet

Turvallisuussuunnittelu muodostaa merkittävän osan ydinvoimalaitoksen suunnit-telutyöstä. Uusissa laitoskonsepteissa turvallisuutta on pyritty parantamaan lisää-mällä perinteisten aktiivisten hätäjärjestelmien rinnalle passiivisia eli toiminnal-taan puhtaasti luonnonlakeihin perustuvia hätäjärjestelmiä. Sähköteholtaan 640 MW oleva VVER-640 -laitostyyppi edustaa tässä suhteessa viimeisintä kehi-tysaskelta venäläisten VVER kevytvesireaktorien sarjassa. Suunnittelun lähtökoh-tana on ollut turvallisuuden parantaminen verrattuna aikaisempiin VVER-malleihin. Tähän on pyritty hätäjärjestelmien passiivisella toteutuksella. Passiivis-ten järjestelmien mitoitusperusteena on ollut laitoksen selviäminen itsenäisesti 24 tunnin ajan mahdollisissa onnettomuustilanteissa ilman suojarakennuksen tiiviy-den menetystä. Relap5-ohjelmalla tehtyjen simulointien perusteella laitoksen pas-siiviset järjestelmät näyttäisivät pystyvän huolehtimaan laitoksen turvallisuudesta sekä jäähdytteen- että sähkönmenetysonnettomuuksissa ilman aktiivisten järjes-telmien apua vaaditut 24 tuntia.

Painediffusöörin suunnitteluperusteiden kehittäminen

Pesu on tärkeä osa sellun tuotantoprosessia. Eräs tapa toteuttaa sellun pesu on käyttää painediffusööriä. Painediffusööri toimii syrjäytyspesuperiaatteella, eli poistaa sellu-massasta keittolipeää paineistetun pesuveden avulla. Työssä on kehitetty painediffusöörin suunnittelun lähtökohtia keräämällä tietoa laitteen toiminnasta, rakenteesta, valmistuksesta sekä nykyisistä epäkohdista, joihin esitetään parannusmahdollisuuksia. Tärkeimmät kehitysalueet laitteessa ovat valmistus-toleranssien väljentäminen sekä sihdin pystysuuntaisen liikkeen tuottaminen. Laitteen valmistustoleranssit on analysoitu perusteellisesti, ja niiden väljentämis-mahdollisuuksia on tutkittu. Väljentämiseen ehdotetaan erilaisia keinoja. Sihdin liike tuotetaan tällä hetkellä hydrauliikalla. Hydrauliikkakomponenteille on koottu mitoitusohjeita, joiden jälkeen esitellään keinoja hydrauliikkajärjestelmän kehittämiseen. Lopuksi esitellään muita lineaarisen liikkeen tuottamisvaihtoehtoja, joilla hydrauliikan voisi korvata. Rakenteessa käytetyille valmistusmateriaaleille on etsitty olemassa olevat yleisimpien materiaalistandardien mukaiset nimikkeet materiaalinvalinnan helpottamiseksi jatkossa. Pääasiallisten valmistusmateriaalien lisäksi on kerätty tietoa myös vaihtoehtoisista konstruktiomateriaaleista sekä materiaalinvalinnasta ja tuotesuunnittelusta yleensä.