Reliability analysis for passive autocatalytic hydrogen recombiners of a nuclear power plant

No Thumbnail Available

URL

Journal Title

Journal ISSN

Volume Title

School of Science | Master's thesis
Checking the digitized thesis and permission for publishing
Instructions for the author

Authors

Date

2012

Department

Matematiikan ja systeemianalyysin laitos

Major/Subject

Sovellettu matematiikka

Mcode

Mat-2

Degree programme

Language

en

Pages

[7] + 73

Series

Abstract

This Thesis develops a framework of how to incorporate reliability analysis of a safety function or a device into a probabilistic safety assessment (PSA) of a nuclear power plant. The framework is applied to a passive autocatalytic re-combiner (PAR) system which is designed to remove hydrogen from the containment atmosphere during an accident sequence. The scope of the probabilistic safety assessment is limited to level 2, and the well-established level 2 PSA methodology is presented in this Thesis. The approach taken in this Thesis characterizes the PAR system primarily by redundancy and its passive functioning, i.e. the system consists of multiple parallel units which carry out the same safety function and the system does not need any external input to operate. Techniques and models, including common cause failure models, to deal with such features of reliability analysis are introduced. This Thesis also considers phenomena and aspects relevant to hydrogen hazards and discusses the PAR system itself. The developed method requires computational tools. MELCOR is a computer code that can be used for deterministic simulations of accident progression in order to provide information on both phenomenological matters during an accident sequence and performance of several safety devices. SPSA code developed by the Finnish nuclear safety authority STUK is used for probabilistic containment event tree (CET) modeling. Case part of this Thesis deals with Loviisa nuclear power plant, which has a PAR system included in its severe accident management strategy. An illustrative model of the Loviisa CET is constructed using SPSA, employing information obtained from the PAR system reliability analysis and MELCOR simulations. The results are quantified as source terms for three radionuclide groups and measured in core release fractions. The accident sequence specific results match well with earlier results and highlight the importance of an efficient hydrogen management strategy.

Tässä diplomityössä kehitetään menetelmä, jolla voidaan yhdistää ydinvoimalaitoksen turvatoiminnon luotettavuusanalyysi osaksi todennäköisyyspohjaista turvallisuusarviota (Probabilistic Safety Assessment, PSA). Menetelmää sovelletaan passiivisille autokatalyyttisille vetyrekombinaattoreille (Passive Autocatalytic Recombiner, PAR), jotka on suunniteltu vedynhallintaan vakavan reaktorionnettomuuden seurausten lievittämiseksi. Tarkastelu rajoittuu tason 2 PSA:han, jota varten kehitetyt menetelmät esitellään tässä työssä. PAR-systeemiä tarkastellaan pääasiallisesti redundanttina ja passiivisena turvallisuusjärjestelmänä. Se koostuu useasta rinnakkaisesta samaa turvallisuustoimintoa suorittavasta yksiköstä eikä se tarvitse ulkopuolista energiaa tai signaalia toimiakseen. Työssä esitellään menetelmiä, joiden avulla kyseisiä piirteitä voidaan ottaa huomioon luotettavuusanalyysissa. Lisäksi tarkastellaan vetyuhan kannalta tärkeitä ilmiöitä ja näkökulmia sekä itse PAR-järjestelmää. Kehitetty menetelmä edellyttää laskennallisten työkalujen käyttöä. Onnettomuuden etenemistä voidaan simuloida MELCOR-ohjelmistolla, joka tuottaa tietoa onnettomuuteen liittyvistä ilmiöistä sekä turvallisuusjärjestelmien suorituskyvystä. Suomen ydinturvallisuusviranomainen STUK on kehittänyt SPSA-ohjelmiston, jota käytetään suojarakennuksen tapahtumapuun todennäköisyyspohjaiseen mallintamiseen. Työssä käytetään esimerkkinä Loviisan ydinvoimalaitosta, jossa PAR-systeemi on osa vakavien onnettomuuksien hallinnan strategiaa. Loviisan suojarakennuksen tapahtumapuu mallinnetaan käyttäen SPSA:ta sekä PAR-järjestelmän luotettavuusanalyysin ja MELCOR-simulaatioiden tuottamaa tietoa. Tulokset kvantifioidaan lähdetermien avulla, jotka ilmaistaan osuuksina reaktorin inventaarista kolmelle eri radionuklidiryhmälle. Onnettomuussekvensseihin liittyvät tulokset vastaavat hyvin aiempia tuloksia ja ne korostavat tehokkaan vedynhallintastrategian tärkeyttä.

Description

Supervisor

Salo, Ahti

Thesis advisor

Holmberg, Jan-Erik

Keywords

CCF, CCF, CET, CET, FMEA, L2 PSA, hydrogen hazard, MELCOR, L2 PSA, PAR, MELCOR, passiiviset järjestelmät, nuclear safety, SPSA, PAR, vetyuhka, passive systems, ydinturvallisuus, SPSA

Other note

Citation

Permanent link to this item

https://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-2020122859246

Collections

[dipl] Perustieteiden korkeakoulu / SCI