Quantification of APROS' physical model uncertainties in the context of the PREMIUM benchmark

Loading...
Thumbnail Image
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Perustieteiden korkeakoulu | Master's thesis
Date
2013
Department
Major/Subject
Ydin- ja energiatekniikka
Mcode
Tfy-5
Degree programme
Language
en
Pages
[7] + 59 s.
Series
Abstract
Quantifying uncertainties by using so called Best-Estimate Plus Uncertainty methods is a growing trend in nuclear power plant safety research. One way for these BEPU methods to account for them is by propagation of input uncertainties through code calculations. For this purpose it is necessary to know the uncertainties of the physical models that are used by codes to close the conservation equations in addition to other sources. In this master's thesis uncertainties of the thermal hydraulic system code APROS are investigated. Specifically, the physical models dealing with phenomena taking place in reactor core reflooding scenarios are examined. Three methods proposed in the international PREMIUM benchmark for the quantification of the uncertainties are reviewed. Two of them, the FFTBM and CIRCE methods, are applied to a paradigm application of the FRIGG loop experiments with APROS. With confidence gained through the application, the methods are then put into use with six FEBA reflooding experiments within the scope of the phase III of the PREMIUM benchmark. The results of the application, probability distribution functions (PDFs) of multipliers of the physical models, are further on used to calculate uncertainty bounds for output parameters of a PERICLES 2D reflooding experiment. It can be seen from the PDFs themselves as well as from the PERICLES 2D results that the uncertainties related to the physical models used by APROS are very large. Due to biases in the physical models of APROS, as well as problems with the process of application of the FFTBM and CIRCE methods, the ranges of the uncertainties are so wide that the usability of the PDFs is limited. Still, the work performed in this master's thesis serves as a good basis both for further code development as well as BEPU studies with APROS.

Epävarmuuksien määrittäminen niin kutsuttujen Best-Estimate Plus Uncertainty -menetelmien avulla on kasvava trendi ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimuksessa. Eräs tapa, jolla BEPU-menetelmät voivat ottaa ne huomioon, on syötteiden epävarmuuksien johtaminen koodien laskujen läpi. Tätä tarkoitusta varten on tiedettävä koodien säilymislait sulkevien fysikaalisten mallien epävarmuudet muiden lähteiden lisäksi. Tässä diplomityössä tutkitaan termohydraulisen systeemikoodi APROS:n epävarmuuksia. Erityisesti tarkastelun alla ovat ne fysikaaliset mallit, jotka vaikuttavat reaktorisydämen tulvittamistilanteessa esiintyviin ilmiöihin. Työssä katselmoidaan kolme kansainvälisessä PREMIUM-vertailulaskussa ehdotettua menetelmää epävarmuuksien määrittämiseen. Kahta niistä, FFTBM ja CIRCE -menetelmiä, käytetään APROS:n kanssa yksinkertaiseen esimerkkitapaukseen, FRIGG-kokeisiin. Menetelmien käyttämisestä kertyneen luottamuksen turvin niitä sovelletaan FEBA-tulvittamiskokeisiin PREMIUM-vertailulaskun vaiheen III puitteissa. FEBA-sovelluksen tuloksia, fysikaalisten mallien todennäköisyysjakaumia, käytetään myöhemmin yhden PERICLES 2D -tulvittamiskokeen ulostuloparametrien ylä- ja alarajojen laskemiseen. Todennäköisyysjakaumista itsestään, sekä PERICLES 2D -tuloksista nähdään, että APROS:n käyttämiin fysikaalisiin malleihin liittyvät epävarmuudet ovat suuria. APROS:n fysikaalisissa malleissa esiintyvien poikkeamien, sekä FFTBM ja CIRCE -menetelmien käyttämiseen liittyvän prosessin ongelmien takia epävarmuuksien vaihtelualueet ovat niin suuria, että niiden käytettävyys on rajoitettua. Silti, tässä diplomityössä esitelty analyysi toimii hyvänä pohjana niin koodin jatkokehitykselle, kuin BEPU-jatkotutkimuksille APROS:n kanssa.
Description
Supervisor
Salomaa, Rainer
Thesis advisor
Kurki, Joona
Keywords
ydinturvallisuustutkimus, termohydrauliset systeemikoodit, fysikaaliset mallit, APROS, BEPU, todennäköisyysjakauma, nuclear safety research, thermal hydraulic system codes, physical models, probability distribution function, PREMIUM benchmark, FEBA, PERICLES, FFTBM, CIRCE
Other note
Citation