The critical flow phenomenon has been studied because of its significant effect for design basis accidents in nuclear power plants. Transition points from thermal non-equilibrium to equilibrium are different according to the geometric effect on the critical flow. This study evaluates the uncertainty parameters of the critical flow model for analysis of DBA (Design Basis Accident) with the MARS-KS (Multi-dimensional Analysis for Reactor Safety-KINS Standard) code used as an independent regulatory assessment. The uncertainty of the critical flow model is represented by three parameters including the thermal non-equilibrium factor, discharge coefficient, and length to diameter (L/D) ratio, and their ranges are determined using large-scale Marviken test data. The uncertainty range of the thermal non-equilibrium factor is updated by the MCDA (Model Calibration through Data Assimilation) method. The updated uncertainty range is confirmed using an LBLOCA (Large Break Loss of Coolant Accident) experiment in the LOFT (Loss of Fluid Test) facility. The uncertainty ranges are also used to calculate an LBLOCA of the APR (Advanced Power Reactor) 1400 NPP (Nuclear Power Plants), focusing on the effect of the PCT (Peak Cladding Temperature). The results reveal that break flow is strongly dependent on the degree of the thermal non-equilibrium state in a ruptured pipe with a small L/D ratio. Moreover, this study provides the method to handle the thermal non-equilibrium factor, discharge coefficient, and length to diameter (L/D) ratio in the system code.
The feasibility of cooling in a pressurized heavy water reactor after a large break loss-of-coolant accident has been analyzed using Multidimensional Analysis of Reactor Safety-KINS Standard code during the recirculation phase. Through evaluation of sensitivity of the fuel channel temperature to various effective recirculation flow areas, it is determined that proper cooling of the fuel channels in the broken loop is feasible if the effective flow area remains above approximately 70% of the nominal flow area. When the flow area is reduced by more than approximately 25% of the nominal value, however, incipience of boiling is expected, after which the thermal integrity of the fuel channel can be threatened. In addition, if a dramatic reduction of the recirculation flow occurs, excursions and frequent fluctuations of temperature in the fuel channels are likely to be unavoidable, and thus damage to the fuel channels would be anticipated. To resolve this, emergency coolant supply through the newly installed external injection path can be used as one alternative means of cooling, enabling fuel channel integrity to be maintained and permanently preventing severe accident conditions. Thus, the external injection flow required to guarantee fuel channel coolability has been estimated.
Eui-Kyun Park;Jun-Won Park;Yun-Jae Kim;Kukhee Lim;Eung-Soo Kim
Nuclear Engineering and Technology
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v.56
no.7
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pp.2859-2874
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2024
This paper presents the finite element deformation and failure simulation of a typical Korean high-power reactor vessel under a severe accident characterized by large break loss of coolant (LBLOCA) with in-vessel retention of molten corium through external reactor vessel cooling (IVR-ERVC) conditions. Temperature distributions calculated using Modular Accident Analysis Program Version 5 (MAAP5) as thermal boundary conditions were used, and ABAQUS thermal and structural analyses were performed. After full ablation, the temperature of the inner surface in the thinnest section remained high (920 ℃), but the stress remained relatively low (less than 6 MPa). At the outer surface, the stress was as high as 250 MPa; however, the resulting plastic strain was small owing to the low temperature of 200 ℃. Variations in stress, inelastic strain, and temperature with time in the thinnest section suggest that the plastic and creep strains are saturated owing to stress relaxation, resulting in low cumulative damage. Thus, the lower head of the vessel can maintain its structural integrity under LBLOCA with IVR-ERVC conditions. The sensitivity analysis of internal pressure indicates the occurrence of failure in the thinnest section at an internal pressure >9.6 MPa via local necking followed by failure due to high stresses.
The Gaussian process model (GPM) is a flexible surrogate model that can be used for nonparametric regression for multivariate problems. A unique feature of the GPM is that a prediction variance is automatically provided with the regression function. In this paper, we estimate the safety margin of a nuclear power plant by performing regression on the output of best-estimate simulations of a large-break loss-of-coolant accident with sampling of safety system configuration, sequence timing, technical specifications, and thermal hydraulic parameter uncertainties. The key aspect of our approach is that the GPM regression is only performed on the dominant input variables, the safety injection flow rate and the delay time for AC powered pumps to start representing sequence timing uncertainty, providing a predictive model for the peak clad temperature during a reflood phase. Other uncertainties are interpreted as contributors to the measurement noise of the code output and are implicitly treated in the GPM in the noise variance term, providing local uncertainty bounds for the peak clad temperature. We discuss the applicability of the foregoing method to reduce the use of conservative assumptions in best estimate plus uncertainty (BEPU) and Level 1 probabilistic safety assessment (PSA) success criteria definitions while dealing with a large number of uncertainties.
A heterogeneous thorium-based Kyung Hee Thorium Fuel (KTF) assembly design was assessed for application in the APR-1400 to study the feasibility of using thorium fuel in a conventional pressurized water reactor (PWR). Thermal hydraulic safety was examined for the thorium-based APR-1400 core, focusing on the Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) and Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) analysis. To satisfy the minimum DNBR (MDNBR) safety limit condition, MDNBR>1.3, a new grid design was adopted, that enabled grids in the seed and blanket assemblies to have different loss coefficients to the coolant flow. The fuel radius of the blanket was enlarged to increase the mass flow rate in the seed channel. Under transient conditions, the MDNBR values for the Beginning of Cycle (BOC), Middle of Cycle (MOC), and End of Cycle (EOC) were 1.367, 1.465, and 1.554, respectively, despite the high power tilt across the seed and blanket. Anticipated transient for the DNBR analysis were simulated at conditions of $112\%$ over-power, $95\%$ flow rate, and $2^{\circ}C$ higher inlet temperature. The maximum peak cladding temperature (PCT) was 1,173K for the severe accident condition of the LBLOCA, while the limit condition was 1,477K. The proliferation resistance potential of the thorium-based core was found to be much higher than that of the conventional $UO_2$ fuel core, $25\%$ larger in Bare Critical Mass (BCM), $60\%$ larger in Spontaneous Neutron Source (SNS), and $155\%$ larger in Thermal Generation (TG) rate; however, the radio-toxicity of the spent fuel was higher than that of $UO_2$ fuel, making it more environmentally unfriendly due to its high burnup rate.
This paper summarizes the tests performed in the ATLAS facility during its first two years of operation (2007${\sim}$2008). Two categories of tests have been performed successfully: (a) the reflood phase of the large-break loss-of-coolant accidents in a cold leg, and (b) the breaks in one of four direct vessel injection lines. Those tests contributed to understanding the unique thermal-hydraulic behavior, resolving the safety-related concerns and providing an evaluation of the safety analysis codes and methodology for the advanced pressurized water reactor, APR1400. Several important and interesting phenomena have been observed during the tests. In most cases, the ATLAS shows reasonable accident characteristics and conservative results compared with those predicted by one-dimensional safety analysis codes. A wide variety of small-break LOCA tests will be performed in 2009.
Journal of the Korean Society of Systems Engineering
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v.16
no.2
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pp.38-46
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2020
The accurate measurement of critical heat flux (CHF) in flow boiling is important for the safety requirement of the nuclear power plant to prevent sharp degradation of the convective heat transfer between the surface of the fuel rod cladding and the reactor coolant. In this paper, a System Engineering approach is used to develop a model that predicts the CHF using machine learning. The model is built using artificial neural network (ANN). The model is then trained, tested and validated using pre-existing database for different flow conditions. The Talos library is used to tune the model by optimizing the hyper parameters and selecting the best network architecture. Once developed, the ANN model can predict the CHF based solely on a set of input parameters (pressure, mass flux, quality and hydraulic diameter) without resorting to any physics-based model. It is intended to use the developed model to predict the DNBR under a large break loss of coolant accident (LBLOCA) in APR1400. The System Engineering approach proved very helpful in facilitating the planning and management of the current work both efficiently and effectively.
Elena Redondo-Valero;Cesar Queral;Kevin Fernandez-Cosials;Victor Hugo Sanchez-Espinoza
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.2
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pp.623-639
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2023
The specific configuration of the safety systems in VVER-1000/V320 reactors allows a comprehensive study of the Loss of Coolant Accident (LOCA). In the present paper, a verification of the success criteria of the event trees headers for the medium and large break LOCA sequences is conducted. A detailed TRACEV5P5 thermal-hydraulic model of the reactor has been developed, including all safety systems. When analyzing the results of all sequences, some conservatism is observed in certain specific configurations as the success criterion of some headers is not consistent with the classic PSA level 1. Therefore, new proposals for the LOCA event trees are performed based on a reconfiguration of LOCA break ranges and the use of the expanded event trees approach.
The combined effects of reactivity coefficients, along with other core nuclear characteristics, determine reactor core behavior in normal operation and accident conditions. The Power Coefficient of Reactivity (PCR) is an aggregate indicator representing the change in reactor core reactivity per unit change in reactor power. It is an integral quantity which captures the contributions of the fuel temperature, coolant void, and coolant temperature reactivity feedbacks. All nuclear reactor designs provide a balance between their inherent nuclear characteristics and the engineered reactivity control features, to ensure that changes in reactivity under all operating conditions are maintained within a safe range. The $CANDU^{(R)}$ reactor design takes advantage of its inherent nuclear characteristics, namely a small magnitude of reactivity coefficients, minimal excess reactivity, and very long prompt neutron lifetime, to mitigate the demand on the engineered systems for controlling reactivity and responding to accidents. In particular, CANDU reactors have always taken advantage of the small value of the PCR associated with their design characteristics, such that the overall design and safety characteristics of the reactor are not sensitive to the value of the PCR. For other reactor design concepts a PCR which is both large and negative is an important aspect in the design of their engineered systems for controlling reactivity. It will be demonstrated that during Loss of Regulation Control (LORC) and Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) events, the impact of variations in power coefficient, including a hypothesized larger than estimated PCR, has no safety-significance for CANDU reactor design. Since the CANDU 6 PCR is small, variations in the range of values for PCR on the performance or safety of the reactor are not significant.
Direct ECC bypass phenomena that occur in a reactor vessel downcomer with a Direct Vessel Injection (DVI) system during the reflood phase of a Large Break Loss-of-Coolant Accident (LBLOCA) are experimentally investigated using a transparent l/7.5 scaled down test facility of the Upper Plenum Test Facility (UPTF). A series of separate effect tests are peformed in order to investigate the mechanisms of direct ECC bypass and to find out its scaling parameters. Various flow regimes and phasic distribution in downcomer are identified and mapped, and the fraction of direct ECC bypass is measured under a wide range of air and water injection conditions. From the counterpart test of the UPTF Test 21-D, the dimensionless gas velocity ( $j^{*}$$_{g,eff}$) is derived experimentally, which is believed to be a major scaling parameter for the fraction of direct ECC bypass. And it is found out that the direct ECC bypass is greatly affected by the spreading width of ECC water film and the geometric configuration of the downcomer.r.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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