Analiza termo-hydrauliczna przebiegu poważnej awarii w reaktorze
jądrowym lekkowodnym ciśnieniowym w zależności od jego skali
Celem pracy jest przeprowadzenie symulacji awarii dla dwóch reaktorów o innowacyjnych cechach z punktu widzenia bezpieczeństwa. Jeden z wybranych projektów to NuScale - elektrownia zbudowana z 12 modułowych reaktorów małej mocy generująca w sumie ~600 MWel. Drugi wybrany reaktor to AP600, reaktor lekkowodny ciśnieniowy III generacji. Sumaryczna moc obydwu systemów jest porównywalna. Na potrzeby analizy zbudowano modele obydwu reaktorów korzystając z publicznie dostępnych danych, opublikowanych przez firmy rozwijające te projekty i amerykańską Nuclear Regulatory Commission. Do symulacji wykorzystano kod termo-hydrauliczny RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. Na początku przeprowadzono symulacje awarii projektowych pozwalające zwalidować modele, poprzez porównanie otrzymanych wyników z danymi z raportów dotyczących obydwu projektów. Następnie wybrano scenariusz porównawczy (station blackout z wyłączeniem systemów bezpieczeństwa) i sprawdzono przebieg podobnej awarii w reaktorach NuScale i AP600. Otrzymane wyniki pokazały, że w przypadku reaktora małej mocy o zintegrowanej konstrukcji (NuScale) nawet tak ekstremalne warunki nie powodują uszkodzenia rdzenia, a unikalne cechy projektu pozwalają na osiągnięcie stabilnego i bezpiecznego stanu bez interwencji operatora. W reaktorze AP600 tego typu awaria powoduje stopienie rdzenia, którego początek zaobserwowano po ~2.28 h.
Thermal-hydraulic analysis of severe accident progress in pressurized light
water reactor according to its scale
The aim of this work is to present and analyze the safety characteristics of two nuclear reactors with some innovative solutions and unique features in terms of safety. One of the chosen designs is NuScale — a concept of modular nuclear power plant consisting of 12 small reactors and the second one is AP600, generation III pressurized water reactor. The electrical output of both systems is comparable. For the purpose of this study, the models of both reactors were developed, using publicly available data published by the designers and the U.S. Nuclear Regulatory Commission. The thermal-hydraulic code, RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4. was used for the analyses. First, the simulations of some design basis accidents were conducted, and the results were compared with those presented in public reports regarding the reactors. These analyses enabled to validate the models. Then, one particular scenario was chosen (station blackout with safety systems failure) to analyze the behavior of NuScale and AP600 reactors in similar conditions. The results showed that in the case of integral low-power reactor (NuScale) even such extreme scenario did not thread the core integrity and the unique features of the design allowed for reaching safe and stable conditions. In case of AP600 reactor this severe accident resulted in core melting, starting after ~2.28 h of the transient.
