Modelling design basis accidents LOCA and RIA from the perspective of single fuel rods
Loading...
URL
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
School of Science |
Doctoral thesis (article-based)
| Defence date: 2018-03-08
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.
Authors
Date
2018
Major/Subject
Mcode
Degree programme
Language
en
Pages
75 + app. 77
Series
Aalto University publication series DOCTORAL DISSERTATIONS, 26/2018, VTT Science, 170
Abstract
When designing a nuclear power plant and its fuel, certain accidents are postulated to occur with a predetermined low frequency. The consequences of these accidents are mitigated by various passive and active safety features, and an adequate safety level is implemented by the regulatory authority in the safety requirements. The dissertation considers computational modelling of two main design basis accidents in current light water reactors: loss-of-coolant accident (abbreviated LOCA) and reactivity initiated accident (RIA). The applied computer programmes are designed for modelling the behaviour of a single fuel rod in transient and accident conditions. LOCA modelling is focused on developing a statistical analysis methodology for the evaluation of fuel failures in LOCA. The statistical system is applied to a large break LOCA in an EPR type reactor, and fulfilment of the regulations included in the Regulatory Guides on nuclear safety set by the Finnish nuclear safety authority STUK is studied. In order to determine the underlying factors affecting the fuel rod failures, a sensitivity analysis is performed. A systematic multistage procedure is developed for the sensitivity analysis. RIA modelling focuses on adaptation of the single rod RIA modelling code SCANAIR for boiling water reactor (BWR) conditions. The SCANAIR code, developed by the French research organisation Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), is specifically designed for modelling RIAs in pressurized water reactors (PWRs). In this dissertation, the code is adapted to take into account BWR specific properties and conditions.Ydinvoimalaitoksen ja siellä käytettävän polttoaineen suunnittelussa on oletettu tiettyjen onnettomuuksien esiintyvän ennalta määritetyllä harvalla tapahtumataajuudella. Erilaiset passiiviset ja aktiiviset turvallisuusominaisuudet lieventävät näiden oletettujen onnettomuuksien seurauksia, ja säteilyturvaviranomaisen turvallisuusvaatimukset toimeenpanevat riittävän turvallisuustason. Väitöskirjassa käsitellään nykyisten kevytvesireaktoreiden suunnitteluperusteisten onnettomuuksien kahden päätyypin laskennallista mallintamista: jäähdytteenmenetysonnettomuus (lyhennettynä LOCA) ja reaktiivisuusonnettomuus (RIA). Käytettävät tietokoneohjelmat on suunniteltu mallintamaan yksittäisen polttoainesauvan käyttäytymistä transientti- ja onnettomuustilanteissa. LOCA-mallinnus keskittyy tilastollisen analyysimenetelmän kehittämiseen LOCA:ssa vaurioituvien polttoainesauvojen arvioimiseksi. Tilastollista menetelmää sovelletaan EPR-tyyppisen reaktorin isoon jäähdytteenmenetysonnettomuuteen, ja tutkitaan Suomen säteilyturvaviranomaisen STUKin asettamien ydinturvallisuusohjeiden täyttämistä. Polttoainesauvojen rikkoutumisten taustatekijöiden selvittämiseksi tehdään herkkyysanalyysi. Herkkyysanalyysille on kehitetty monivaiheinen systemaattinen menetelmä. RIA-mallinnus keskittyy RIA-polttoainekoodi SCANAIR:n mukauttamiseen kiehutusvesireaktorin (BWR) olosuhteisiin. Ranskalaisen Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) -organisaation kehittämä SCANAIR-koodi on suunniteltu erityisesti RIA:n mallinnukseen painevesireaktoreissa (PWR). Tässä väitöskirjassa mallinnuskoodi on mukautettu ottamaan huomioon BWR:n ominaisuudet ja olosuhteet.Description
Supervising professor
Tuomisto, Filip, Prof., Aalto University, Department of Applied Physics, FinlandThesis advisor
Hämäläinen, Anitta, Dr., VTT Technical Research Centre of Finland Ltd, FinlandKeywords
loss-of-coolant accident, reactivity initiated accident, fuel rod modelling, jäähdytteenmenetysonnettomuus, reaktiivisuusonnettomuus, polttoainemallinnus
Other note
Parts
- [Publication 1]: Arffman, A. (currently Arkoma, A.), Rintala, J., Statistical analysis of fuel failures in accident conditions. In proceedings of: Water Reactor Fuel Performance Meeting/LWR/TopFuel, Chengdu, China, September 11-14, 2011, Paper T3-028
-
[Publication 2]: Arkoma, A., Hänninen, M., Rantamäki, K., Kurki, J., Hämäläinen, A., Statistical analysis of fuel failures in large break loss-of-coolant accident (LBLOCA) in EPR type nuclear power plant. Nuclear Engineering and Design, 2015, Vol. 285, pp. 1–14.
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.12.023 View at publisher
-
[Publication 3]: Arkoma, A., Ikonen, T., Sensitivity analysis of local uncertainties in large break loss-of-coolant accident (LB-LOCA) thermo-mechanical simulations. Nuclear Engineering and Design, 2016, Vol. 305, pp. 293-302.
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2016.06.002 View at publisher
- [Publication 4]: Arkoma, A., Ikonen, T., Statistical and sensitivity analysis of failing rods in EPR LB-LOCA. In proceedings of: TopFuel 2016, Boise, Idaho, USA, September 11-15, 2016, Paper 17570
- [Publication 5]: Arffman, A. (currently Arkoma, A.), Moal, A., Georgenthum, V., Evaluation and adaptation of the RIA code SCANAIR for modelling BWR fuel and conditions. In proceedings of: TopFuel 2012, Manchester, United Kingdom, September 2-6, 2012, Paper A0089
-
[Publication 6]: Arkoma, A., Extending the reactivity initiated accident (RIA) fuel performance code SCANAIR for boiling water reactor (BWR) applications. Nuclear Engineering and Design, 2017, Vol. 322, pp. 192–203.
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.06.045 View at publisher