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Licensed Unlicensed Requires Authentication Published by De Gruyter June 18, 2021

Investigation of effects of nonavailability of passive safety systems on the reactor behaviour during LOCA Scenario in AP600

Untersuchung der Auswirkungen der Nichtverfügbarkeit von passiven Sicherheitssystemen auf das Reaktorverhalten während eines LOCA-Szenarios im AP600
  • S. H. Abdel-Latif and A. M. Refaey
From the journal Kerntechnik

Abstract

The AP600 is a Westinghouse Advanced Passive PWR with a two–loop 1 940 MWt. This reactor is equipped with advanced passive safety systems which are designed to operate automatically at desired set-points. On the other hand, the failure or nonavailability to operate of any of the passive safety systems may affect reactor safety. In this study, modeling and nodalization of primary and secondary loops, and all passive reactor cooling systems are conducted and a 10-inch cold leg break LOCA is analyzed using ATHLET 3.1A Code. During loss of coolant accident in which the passive safety system failure or nonavailability are considered, four different scenarios are assumed. Scenario 1 with the availability of all passive systems, scenario 2 is failure of one of the accumulators to activate, scenario 3 is without actuation of the automatic depressurization system (ADS) stages 1–3, and scenario 4 is without actuation of ADS stage 4. Results indicated that the actuation of passive safety systems provide sufficient core cooling and thus could mitigate the accidental consequence of LOCAs. Failure of one accumulator during LOCA causes early actuation of ADS and In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). In scenario 3 where the LOCA without ADS stages 1–3 actuations, the depressurization of the primary system is relatively slow and the level of the core coolant drops much earlier than IRWST actuation. In scenario 4 where the accident without ADS stage-4 activation, results in slow depressurization and the level of the core coolant drops earlier than IRWST injection. During the accident process, the core uncovery and fuel heat up did not happen and as a result the safety of AP600 during a 10-in. cold leg MBLOCA was established. The relation between the cladding surface temperature and the primary pressure with the actuation signals of the passive safety systems are compared with that of RELAP5/Mode 3.4 code and a tolerable agreement was obtained.

Abstract

Der AP600 ist eine 2-Loop Anlage eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors mit passiven Sicherheitssystemen mit einer Leistung von 1 940 MWt. Dieser Reaktor ist mit fortschrittlichen passiven Sicherheitssystemen ausgestattet, die so ausgelegt sind, dass sie bei gewünschten Sollwerten automatisch den Betrieb starten. Andererseits kann der Ausfall oder die Nichtverfügbarkeit eines der passiven Sicherheitssysteme die Reaktorsicherheit beeinträchtigen. In dieser Studie werden die Modellierung und die Nodalisierung der primären und sekundären Kreisläufe sowie aller passiven Reaktorkühlsysteme durchgeführt und ein 10-Zoll-Störfall mit dem ATHLET 3.1A Code analysiert. Während des Kühlmittelverluststörfalls, bei dem der Ausfall oder die Nichtverfügbarkeit der passiven Sicherheitssysteme berücksichtigt wird, werden vier verschiedene Szenarien angenommen. Szenario-1 mit der Verfügbarkeit aller passiven Systeme, Szenario-2 ist der Ausfall der Aktivierung eines der Akkumulatoren, Szenario-3 ist ohne Betätigung der Stufen 1 – 3 des automatischen Druckentlastungssystems (ADS) und Szenario-4 ist ohne Betätigung der Stufe 4 des ADS. Die Ergebnisse deuten darauf hin, dass die Aktivierung der passiven Sicherheitssysteme eine ausreichende Kernkühlung gewährleistet und somit die unfallbedingten Folgen von LOCAs abmildern kann. Das Versagen eines Akkumulators während des LOCA führt zur frühzeitigen Aktivierung von ADS und In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST). In Szenario-3, wo der LOCA ohne ADS-Stufen 1-3 Betätigungen auslöst, ist die Druckentlastung des Primärsystems relativ langsam und das Niveau des Kernkühlmittels fällt viel früher als die IRWST-Betätigung. Im Szenario-4, bei dem der Unfall ohne ADS-Stufen4-Aktivierung abläuft, kommt es zu einer langsamen Druckentlastung und der Pegel des Kernkühlmittels fällt früher als die IRWST-Ansteuerung. Während des weiteren Ablaufs kam es nicht zur Kernfreilegung und Brennstofferwärmung, so dass die Sicherheit des AP600 während eines 10-Zoll-MBLOCA mit kaltem Leg festgestellt wurde. Die Beziehung zwischen der Hüllflächentemperatur und dem Primärdruck mit den Betätigungssignalen der passiven Sicherheitssysteme werden mit denen des RELAP5/Mode3.4-Codes verglichen und es wurde eine akzeptable Übereinstimmung erzielt.

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Received: 2020-10-25
Published Online: 2021-06-18
Published in Print: 2021-06-30

© 2021 Walter de Gruyter GmbH, Berlin/Boston, Germany

Downloaded on 24.2.2024 from https://www.degruyter.com/document/doi/10.1515/kern-2020-0080/html
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