Within the framework of the ASTRID project, core design studies are being conducted by the CEA with support from AREVA and EDF. The pre-conceptual design studies are being conducted in accordance with the GEN IV reactor objectives, particularly in terms of improving safety. This involves limiting the consequences of 1) a hypothetical control rod withdrawal accident (by minimizing the core reactivity loss during the irradiation cycle), and 2) an hypothetical loss-of-flow accident (by reducing the sodium void worth). Two types of cores are being studied for the ASTRID project. The first is based on a 'large pin/small spacing wire' concept derived from the SFR V2b, while the other is based on an innovative CFV design. A distinctive feature of the CFV core is its negative sodium void worth. In 2011, the evaluation of a preliminary version (v1) of this CFV core for ASTRID underlined its potential capacity to improve the prevention of severe accidents. An improved version of the ASTRID CFV core (v2) was proposed in 2012 to comply with all the control rod withdrawal criteria, while increasing safety margins for all unprotected-loss-of-flow (ULOF) transients and improving the general design. This paper describes the CFV v2 design options and reports on the progress of the studies at the end of pre-conceptual design phase 1 concerning: - Core performance, - Intrinsic behavior during unprotected transients, - Simulation of severe accident scenarios, - Qualification requirements. The paper also specifies the open options for the materials, sub-assemblies, absorbers, and core monitoring that will continue to be studied during the conceptual design phase.
Reactivity Initiated Accident (RIA) scenarios require special attention using advanced simulation techniques due to their complexity and importance for nuclear power plant (NPP) safety. While the conservative approach has traditionally been used for safety analysis, it may lead to unrealistic results which calls for the use of best estimate plus uncertainty (BEPU) approach, especially with the current advances in computational power which makes the BEPU analysis feasible. In this work an Uncontrolled Control Element Assembly (CEA) Withdrawal at Full Power accident scenario is analyzed using the BEPU approach by loosely coupling the thermal hydraulics best-estimate system code (RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4) to the statistical analysis software (DAKOTA) using a Python interface. Results from the BEPU analysis indicate that a realistic treatment of the accident scenario yields a larger safety margin and is therefore encouraged for accident analysis as it may enable more economic and flexible operation.
The small modular sodium-cooled fast reactor (SMSFR) is an important component of Generation-IV reactors. The objective of this work is to improve the reactivity control in SMSFR by using innovative systems, including burnable poisons and optimized control rods. SMSFR with MOX fuel usually exhibits high burnup reactivity loss that leads to high excess reactivity and potential fuel melting in control rod withdrawal (CRW) accidents, which becomes an important constraint on the safety and economic efficiency of SMSFR. This work applies two types of burnable poisons in a SMSFR to reduce the excess reactivity. The first one homogenously loads minor actinides in the fuel. The second one combines absorber and moderators in specific assemblies. The influence of burnable poisons on the core characteristics is discussed and integrated into the analysis of CRW accidents. The results show that burnable poisons improve the safety performance of the core in a significant way. Burnable poisons also lessen the demand for the number, absorption ability, and insertion depth of control rods. Two optimized control rod designs with rare earth oxides (Eu2O3 and Gd2O3) and moderators are compared to the conventional design with natural boron carbide (B4C). The optimized designs show improved neutronic and safety performance.
Deterministic accident analysis plays a central role in the nuclear power plant (NPP) safety evaluation and licensing process. Traditionally the conservative approach opted for the point kinetics model, expressing the reactor core parameters in the form of reactivity and power tables. However, with the current advances in computational power, high fidelity multi-physics simulations using real-time code coupling, can provide more detailed core behavior and hence more realistic plant's response. This is particularly relevant for transients where the core is undergoing reactivity anomalies and uneven power distributions with strong feedback mechanisms, such as reactivity initiated accidents (RIAs). This work addresses a RIA, specifically a control element assembly (CEA) withdrawal at power, using the multi-physics analysis tool RELAP5/MOD 3.4/3DKIN. The thermal-hydraulics (TH) code, RELAP5, is internally coupled with the nodal kinetics (NK) code, 3DKIN, and both codes exchange relevant data to model the nuclear power plant (NPP) response as the CEA is withdrawn from the core. The coupled model is more representative of the complex interactions between the thermal-hydraulics and neutronics; therefore the results obtained using a multi-physics simulation provide a larger safety margin and hence more operational flexibility compared to those of the point kinetics model reported in the safety analysis report for APR1400. The systems engineering approach is used to guide the development of the work ensuring a systematic and more efficient execution.
Vincent Dupont;Victor Blanc;Thierry Beck;Marc Lainet;Pierre Sciora
Nuclear Engineering and Technology
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제56권3호
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pp.973-979
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2024
In the framework of the Generation IV research and development project, in which the French Commission of Alternative and Atomic Energies (CEA) is involved, a main objective for the design of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is to meet the safety goals for severe accidents. Among the severe ones, the Unprotected Transient OverPower (UTOP) accidents can lead very quickly to a global melting of the core. UTOP accidents can be considered either as slow during a Control Rod Withdrawal (CRW) or as fast. The paper focuses on fast UTOP accidents, which occur in a few milliseconds, and three different scenarios are considered: rupture of the core support plate, uncontrolled passage of a gas bubble inside the core and core mechanical distortion such as a core flowering/compaction during an earthquake. Several levels and rates of reactivity insertions are also considered and the thermal-mechanical behavior of an ASTRID fuel pin from the ASTRID CFV core is simulated with the GERMINAL code. Two types of fuel pins are simulated, inner and outer core pins, and three different burn-up are considered. Moreover, the feedback from the CABRI programs on these type of transients is used in order to evaluate the failure mechanism in terms of kinetics of energy injection and fuel melting. The CABRI experiments complete the analysis made with GERMINAL calculations and have shown that three dominant mechanisms can be considered as responsible for pin failure or onset of pin degradation during ULOF/UTOP accident: molten cavity pressure loading, fuel-cladding mechanical interaction (FCMI) and fuel break-up. The study is one of the first step in fast UTOP accidents modelling with GERMINAL and it has shown that the code can already succeed in modelling these type of scenarios up to the sodium boiling point. The modeling of the radial propagation of the melting front, validated by comparison with CABRI tests, is already very efficient.
운전중인 Westinghouse형 원자력 발전소에 디지탈 감시계통을 설치하였을 시의 정량적인 여유도 잇점을 계산하였다. 적용된 발전소는 영광 원자력 1호기 6주기이며 참조한 디지탈 감치계통은 ABB-CE 사의 COLSS이다. 고려된 핵연료 설계제한 한계는 DNBR과 LUCA Fq이다. 평가를 위해 기존 CAOC 한계내에서 200가지의 3-D 출력 분포를 계산하였다. 영광 1호기 6주기의 DNB 관련 가장 제한적인 사고인 CEA 인출사고를 해석하였다. 평가결과 DMS를 설치하면 DNB와 LOCA Fq 관점에서 모두 7%출력 증가 효과를 가져올 수 있을 것으로 나타났다. DMS를 설치하면 PCI 한계도 감시할 수 있다.
Korea Nuclear Fuel is developing the X-GEN fuel which shows high performance and robust reliability for the worldwide supply. However, the simplified code systems such as CESEC-III which were developed in 1970s are still used in the current Non-LOCA safety analysis of OPR1000 and APR1400 plants. Therefore, it is essential to secure an advanced safety analysis methodology to make the best use of the merits of X-GEN fuel. To accomplish this purpose, the $\b{i}$ntegrated $\b{s}$afety $\b{a}$nalysis $\b{m}$ethodology (iSAM), is developed by selecting the best-estimate thermal-hydraulic code RETRAN. iSAM possesses remarkable advantages, such as generality, integrity, and designer-friendly features. That is, iSAM can be applied to both OPR1000 and APR1400 plants and uses only one computer code, RETRAN, in the whole scope of the non-LOCA safety analyses. Also the iSAM adopts the unique and automatic initialization and run tool, $\b{a}$utomatic $\b{s}$teady-$\b{s}$tate $\b{i}$nitialization and $\b{s}$afety analysis too l (ASSIST), to enable unhandy designers to use the new design code RETRAN without difficulty. In this paper, a brief overview of the iSAM is given, and the results of applying the iSAM to typical non-LOCA transients being checked during the reload design are reported. The typical non-LOCA transients selected are the single control element assembly withdrawal (SCEAW) accident, the asymmetric steam generator transients (ASGT), the locked rotor (LR) accident, and bank CEA withdrawal (BCEAW) event. Comparison to current licensing results shows a close resemblance; thus, it reveals that the iSAM can be applied to the non-LOCA safety analysis of OPR1000 and APR1400 plants.
Machine learning (ML) data-driven meta-model is proposed as a surrogate model to reduce the excessive computational cost of the physics-based model and facilitate the real-time prediction of a nuclear power plant's transient response. To forecast the transient response three machine learning (ML) meta-models based on recurrent neural networks (RNNs); specifically, Long Short Term Memory (LSTM), Gated Recurrent Unit (GRU), and a sequence combination of Convolutional Neural Network (CNN) and LSTM are developed. The chosen accident scenario is a control element assembly withdrawal at power concurrent with the Loss Of Offsite Power (LOOP). The transient response was obtained using the best estimate thermal hydraulics code, MARS-KS, and cross-validated against the Design and control document (DCD). DAKOTA software is loosely coupled with MARS-KS code via a python interface to perform the Best Estimate Plus Uncertainty Quantification (BEPU) analysis and generate a time series database of the system response to train, test and validate the ML meta-models. Key uncertain parameters identified as required by the CASU methodology were propagated using the non-parametric Monte-Carlo (MC) random propagation and Latin Hypercube Sampling technique until a statistically significant database (181 samples) as required by Wilk's fifth order is achieved with 95% probability and 95% confidence level. The three ML RNN models were built and optimized with the help of the Talos tool and demonstrated excellent performance in forecasting the most probable NPP transient response. This research was guided by the Systems Engineering (SE) approach for the systematic and efficient planning and execution of the research.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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