Analiza niezawodności systemu grawitacyjnego chłodzenia reaktora typu ESBWR

• Autorzy: Kaszko A. , Niewiński G. , Stępień M.

Warianty tytułu

EN

Reliability Analysis Of ESBWR Gravity Driven Cooling System

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Celem niniejszej pracy jest przedstawienie metodologii analizy PSA, która jest wymagana przez Prawo Atomowe dla nowo powstających obiektów jądrowych, oraz zaprezentowanie metody drzew błędów, za pomocą, których zostało określone prawdopodobieństwo niedostępności systemu grawitacyjnego chłodzenia reaktora (GDCS) elektrowni typu ESBWR zaprojektowanej przez GE Hitachi. Praca ta obejmuje utworzenie drzewa uszkodzeń i wykonanie analizy ilościowej w programie SAPHIRE oraz oszacowanie niepewności za pomocą metody Monte Carlo. Wykazano, że w prawdopodobieństwie awarii pojedynczej linii GDCS (P_LINE-A) największy wkład wnosiły zdarzenia podstawowe związane z zaworami serwisowymi.

EN

The purpose of this work is to present a methodology of PSA analysis that is required by the Polish Atomic Law for newly emerging nuclear facilities, and to show a fault tree method by which the probability of unavailability was calculated for a gravity driven cooling system (GDCS) of ESBWR type nuclear power plant designed by GE Hitachi. This work includes creating a fault tree and performing quantitative analysis in SAPHIRE program and estimating uncertainty using the Monte Carlo method. It has been shown, that in the probability of the single line fault scenario of the GDCS System, main component is the basic risk related with the services valves.

Słowa kluczowe

PL

system grawitacyjnego chłodzenia reaktora; probabilistyczne analizy bezpieczeństwa; analiza drzewa uszkodzeń; SAPHIRE; symulacje Monte Carlo

EN

Gravity Driven Cooling System (GDCS); Probabilistic Safety Assessment (PSA); Fault Tree Analysis (FTA); SAPHIRE; Monte Carlo simulation

• Wydawca: Centralny Ośrodek Badawczo-Rozwojowy Aparatury Badawczej i Dydaktycznej, COBRABiD sp. z.o.o
• Czasopismo: Aparatura Badawcza i Dydaktyczna
• Rocznik: 2017
• Tom: T. 22, nr 3
• Strony: 191--198
• Opis fizyczny: Bibliogr. 15 poz., rys., wykr.

Twórcy

autor

Kaszko A.

• Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej, Warszawa, Polska

autor

Niewiński G.

• Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej, Warszawa, Polska

autor

Stępień M.

• Instytut Techniki Cieplnej Politechniki Warszawskiej, Warszawa, Polska

Bibliografia

• 1. Nusbaumer O., Introduction to Probabilistic Safety Assessments (PSA).
• 2. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures For Conducting Probabilistic Safety Assessments Of Nuclear Power Plants, Safety Series No. 50-P-8, Vienna (1995).
• 3. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Reactor Safety Study, An assessment of accident risks in U.S. Commercial Power Plants, NUREG 75/014.
• 4. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Risk Assessment Review Group Report, NUREG/CR-0400.
• 5. Ustawa z dnia 29 listopada 2000 r. Prawo atomowe, Dz.U.2017.0.576.
• 6. GE Hitachi, The ESBWR Plant General Description, 2011.
• 7. Idaho National Laboratory, SAPHIRE v.8 User’s Guide.
• 8. GE Hitachi, ESBWR Passive Safety Fact Sheet, 2011.
• 9. Multinational Design Evaluation Programme, The design and use of explosive-actuated (squib) valves in nuclear power plants, 2010.
• 10. GE Nuclear Energy, ESBWR Design Description, NEDC-33084 – Document Transmittal for Pre-Application Review of ESBWR, 2002.
• 11. Hinds D., Maslak Ch., Next-generation nuclear energy: The ESBWR, 2006.
• 12. Bilbao Y Leon S., Natural Circulation Phenomena for Passive Safety Systems of Advanced Water Cooled Reactors, IAEA/ICTP Workshop on Nuclear Reactor Data for Advanced Reactor Technologies ICTP, Trieste, May 3-14, 2010.
• 13. Fries D., Tietsch W., AP1000 Nuclear Power Plant-Passive Safety System Actuation using Explosively Opening “Squib Valve”, International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21stCentury, Vienna, 27th-30th October 2009.
• 14. U.S. NRC, Industry Average Performance for Components And Initiating Events at U.S. Commercial Nuclear Power Plants (NUREG/CR-6928), 2007.
• 15. U.S. NRC, Industry Average Parameters Estimates, Component Reliability, 2015.

Uwagi

PL

Opracowanie ze środków MNiSW w ramach umowy 812/P-DUN/2016 na działalność upowszechniającą naukę (zadania 2017).