Analysis of melcor code utility for safety assessment of high-temperature reactors

• Autorzy: Skolik K. , Malicki M. , Stanisz P.

Warianty tytułu

PL

Analiza użyteczności kodu MELCOR do badania bezpieczeństwa reaktorów HTR

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

Small Modular Reactors (SMR) are probably one of the solutions to world’s nuclear energy problems. They could be cheaper than classical Nuclear Power Plants (NPP) and they could provide diversification of power production. High Temperature Reactors (HTR) are of interest for big companies with huge energy consumption as a fairly inexpensive and relatively independent source of power. According to the designers, in the future it will be possible to place one of the SMRs inside a factory or very close to the city. Before it happens it is necessary to conduct a lot of analysis which can prove that this concept is safe. The aim of this paper is to describe one possible way to assess safety features by using one of the best computer codes for severe accident analysis, MELCOR. The authors try to assess if existing computer codes give us a tool to create proper model of HTR and simulate its failure. The next question is what are the advantages and disadvantages that characterize Small Modular Reactors.

PL

Małe reaktory modułowe mogą być przyszłością w produkcji energii. Mogą rozwiązać wiele problemów związanych zarówno ze zwiększeniem wymagań społecznych co do konsumpcji energii jak i dywersyfikacji dostaw w miejsca trudno dostępne i dla przemysłu. Ze strony przemysłu, potencjalnych użytkowników reaktorów HTR określenie warunków lokalizacji reaktora jest jednym z najistotniejszych zagadnień. Po pierwsze reaktor aby był użyteczny musi być w bezpośrednim sąsiedztwie instalacji przemysłowych, po drugie nie może stwarzać zagrożeń dla nich, ani te instalacje nie mogą zmniejszać bezpieczeństwa samego reaktora. Dlatego też celem niniejszego opracowania jest zbadanie użyteczności kodu MELCOR powszechnie wykorzystywanego w energetyce jądrowej do określenia globalnych warunków bezpieczeństwa. Służy on do analiz awarii ciężkich w reaktorach jądrowych. Ze względu iż jest on ciągle rozwijany pozwala również na modelowanie niekonwencjonalnych lub mało popularnych reaktorów jądrowych. HTR to przykład takiego właśnie nowatorskiego podejścia do energetyki jądrowej. MELCOR dzięki ciągłemu rozwojowi zarówno istniejących już modeli, jak i poszerzania jego możliwości pozwala również na analizę takiego właśnie pryzmatycznego, wysokotemperaturowego reaktora, chłodzonego helem.

Słowa kluczowe

EN

small modular reactors; MELCOR; HTR reactors; nuclear power plants

PL

małe reaktory modułowe; MELCOR; reaktor HTR; energetyka jądrowa

• Wydawca: Sieć Badawcza Łukasiewicz - Poznański Instytut Technologiczny
• Czasopismo: Logistyka
• Rocznik: 2015
• Tom: nr 4
• Strony: 9739--9745, CD3
• Opis fizyczny: Bibliogr. 10 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Skolik K.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Department of Nuclear Energy, Kraków, Poland

autor

Malicki M.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Department of Nuclear Energy, Kraków, Poland

autor

Stanisz P.

• AGH University of Science and Technology, Faculty of Energy and Fuels, Department of Nuclear Energy, Kraków, Poland

Bibliografia

• [1] Training Modules – HTGR Fundamentals, Idaho National Laboratories, 2011, avaliable on-line: <https://inlportal.inl.gov/portal/server.pt/directory/ngnp_public_documents/614?DirMode=1>
• [2] McEachern Don: Fuel Performance, HTGR Technology Course for the Nuclear Regulatory Commission, 2010.
• [3] Modular HTGR Safety Basis and Approach, Idaho National Laboratory, 2011.
• [4] IAEA Safety Standards. Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants, Specific Safety Guide No. SSG-2, Vienna 2009.
• [5] Borysewicz M.: Wykorzystanie probabilistycznych analiz bezpieczeństwa (PSA) w tworzeniu wymogów bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych, Warszawa 2010.
• [6] Vitázková J., Cazzoli E.: Common Risk Target for severe accidents of nuclear power plants based on IAEA INES scale, Nuclear Engineering and Design 262 (2013) 106-125.
• [7] Viala Celine: Europairs. HTR information reference document, 2011.
• [8] Brinkmann G., Pirson J., Ehster S., Dominguez M.T., Mansani L., Coe I., Moormann R., Van der Mheen W.: Important viewpoints proposed for a safety approach of HTGR reactors in Europe. Final results of the EC-funded HTR-L project, Nuclear Engineering and Design 236 (2006) 463-474.
• [9] Rodriguez S., Gauntt R., Cole R.: Sandia Report: Development of Design and Simulation Model and Safety Study of Large-Scale Hydrogen Production Using Nuclear Power, Albuquerque 2007, available on-line: < https://melcor.sandia.gov/techreports/076218.pdf>.
• [10] http://ne.oregonstate.edu/high-temperature-test-facility-httf