Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis
The use of best-estimate approach for WWER safety analysis in RIA is considered. The relevance of this problem is concerned with small margin to acceptance criteria under the conservative approach and becomes stronger under power uprate of nuclear power plants. Previous experience in this area for W...
Saved in:
| Published in: | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Date: | 2016 |
| Main Authors: | , , , |
| Format: | Article |
| Language: | English |
| Published: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2016
|
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129799 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis / I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, J. Krhounkova // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 13-16. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859853580879527936 |
|---|---|
| author | Ovdiienko, I. Ieremenko, M. Bilodid, Y. Krhounkova, J. |
| author_facet | Ovdiienko, I. Ieremenko, M. Bilodid, Y. Krhounkova, J. |
| citation_txt | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis / I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, J. Krhounkova // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 13-16. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | The use of best-estimate approach for WWER safety analysis in RIA is considered. The relevance of this problem is concerned with small margin to acceptance criteria under the conservative approach and becomes stronger under power uprate of nuclear power plants. Previous experience in this area for WWER-1000 reactor types is overviewed. The necessity to extend these activities for successful implementation of the best-estimate approach is noticed and areas of further work are discussed.
Рассмотрены вопросы использования и реализации подходов наилучшей оценки для анализа безопасности ВВЭР в реактивностных авариях. Актуальность проблемы связана с малыми запасами до критериев приемлемости при реализации консервативного подхода, особенно усиливается в условиях повышения номинального уровня мощности реакторной установки. Представлен краткий обзор предыдущего опыта в этой области для реакторов ВВЭР-1000. Указана необходимость расширения работ для успешной реализации подходов наилучшей оценки, обсуждены направления дальнейшей деятельности.
Розглянуто питання використання та реалізації підходів найкращої оцінки для аналізу безпеки ВВЕР у реактивнісних аваріях. Актуальність проблеми пов’язана з малими запасами до критеріїв прийнятності при реалізації консервативного підходу, що особливо посилюється в умовах підвищення номінального рівня потужності реакторної установки. Представлено короткий огляд попереднього досвіду в цій галузі для реакторів ВВЕР-1000. Зазначено необхідність розширення робіт для успішної реалізації підходів найкращої оцінки, обговорено напрями подальшої діяльності.
|
| first_indexed | 2025-12-07T15:42:39Z |
| format | Article |
| fulltext |
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016 13
УДК 621.039.512
I. Ovdiienko1, M. Ieremenko1, Y. Bilodid1,
Jelena Krhounkova2
1 State Scientific and Technical Center for Nuclear and
Radiation Safety, Kyiv, Ukraine
2 ÚJV Řež, a. s., Czech Republic
Experience and perspective
of best-estimate approach
application for RIA analysis
The use of best-estimate approach for WWER safety analysis in RIA is
considered. The relevance of this problem is concerned with small margin
to acceptance criteria under the conservative approach and becomes
stronger under power uprate of nuclear power plants. Previous experience
in this area for WWER-1000 reactor types is overviewed. The necessity
to extend these activities for successful implementation of the best-
estimate approach is noticed and areas of further work are discussed.
K e y w o r d s: WWER, best estimate, uncertainty analysis, reactivity-
initiated accident
Ю. М. Овдієнко, М. Л. Єременко, Є. І. Білодід, Е.Крхоункова
Досвід і перспективи застосування підходів найкращої
оцінки для аналізу реактивнісних аварій
Розглянуто питання використання та реалізації підходів найкращої
оцінки для аналізу безпеки ВВЕР у реактивнісних аваріях. Актуальність
проблеми пов’язана з малими запасами до критеріїв прийнятності
при реалізації консервативного підходу, що особливо посилюється
в умовах підвищення номінального рівня потужності реакторної уста-
новки. Представлено короткий огляд попереднього досвіду в цій галузі
для реакторів ВВЕР-1000. Зазначено необхідність розширення робіт
для успішної реалізації підходів найкращої оцінки, обговорено напря-
ми подальшої діяльності.
К л ю ч о в і с л о в а: ВВЕР, найкраща оцінка, аналіз невизначеності,
реактивністні аварії.
© I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, Jelena Krhounkova, 2016
A
t present time, WWER-1000 operating companies
faced the problem of small margin to acceptance
criteria under implementation of the conservative
approach. Regarding Ukraine, the problem is
particularly significant in view of power uprate
of nuclear power plants. Such situation requires introduction
of the best-estimate plus uncertainty (BEPU) approach. For
some accidents, such as loss of coolant accident (LOCA),
the best-estimate approach is more or less developed and
settled. However, for reactivity initiated accident (RIA)
analysis, application of the best-estimate method could be
problematic.
Regulatory documents (both in Ukraine and Czech Republic
for example) define a nomenclature of neutronic calculations
and so called “framed safety parameters” which should be used
as boundary conditions for all WWER-1000 reactors in RIA
analysis.
The best-estimate computer codes combined with
conservative initial and boundary conditions (combined analysis)
are used for design basis accident (DBA) analysis in RIA
in the framework of safety analysis report (SAR) in Ukraine.
For a given purpose, the approach is developed to include all
RIA significant conservative initial and boundary conditions
into a realistic model of the reactor core. The conservative
values of parameters such as:
- reactivity coefficients,
- efficiency of control rod (CR) and scram weight,
- characteristics of the most loaded fuel pin, and
- thermal hydraulic characteristics
are introduced into the developed models for DBA analysis.
Depending on used neutron kinetics, the approaches slightly
differ but are very similar in general. Such an approach complies
with IAEA recommendations.
The range of conservatism is defined by the Ukrainian
regulation “Fuel Handling. Refueling in WWER-1000 Reactor.
Nomenclature of Operational Neutronic Calculations and
Experiments” (Energoatom, 2013), SOU NAEK 064:2013 [1].
The so-called frame safety parameters are defined. Frame safety
parameters are the same for all WWER-1000 (V320+TVSA).
There are slight differences only for V302/V338 designs and for
fuel loadings with TVS-W (Westinghouse assemblies).
A similar table for the frame safety parameters is defined by
Czech regulations as well.
As is seen from the table 1, the frame safety parameters
have a wide range of changes. Moreover, the use of limit values
in this range could lead to too conservative results.
Another problem is introduction of conservative assumption
in into the model of best-estimate computer codes. The current
approach applied for DBA in the framework of SAR for most
Ukrainian NPPs is presented on example of initial event with
CR ejection. This approach [2] assumes the following choice
of conservative initial and boundary conditions with use
of DYN3D [3] for accident analysis:
- the conservative values of initial reactor power, coolant
flow rate, pressure, scram actuation setpoints etc. are defined
based on operational limits, errors of their definition and
development of transient under the worst scenario;
- the conservative values of reactivity coefficients are achieved
with help of cross-section parameterization correction (nSf
th)
in the range of accuracy of its definition. For the considered mode,
cluster ejection for the state corresponding to the beginning of fuel
cycle with real values of reactivity coefficients for coolant temperature,
coolant density and fuel temperature aTm = –33∙10–31/°С;
ag = +15%/(g/cm3) and aTf = –2,7∙10–3 %/(°C), with appropriate
correction, were received aTm = –18,0 ∙10–31/°С, ag = +0 %/(g/cm3)
and aT = –1,7∙10–3 %/(°C);
14 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016
I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, Jelena Krhounkova
- the conservative effective beff and speed values of delayed
neutrons are given for fuel burnup, at which the minimal value
beff is observed ( for existing fuel cycles, the conservative value
beff = 0,005 is observed at the maximal burnup 44,0 MW∙days/kgU);
- the conservative value of ejected cluster efficiency is
provided by complete inserting of CR up to the core bottom,
and also spatial deformation of neutron flux distribution with
correction of concentration of xenon nuclei in the area of ejected
cluster ( for the case considered below using the described approach,
the ejected cluster efficiency is increased up to 0,30 %);
- the conservative values of fuel pin power are provided
by introducing the “hot channel” with a limiting axial profile
of power distribution (first profile with a maximum in the bottom
part, second at the center and third with a maximum in the top
part of reactor core);
- the relative power of the most loaded pin amounts
to kr
cons = 1,74 and is defined by the maximum allowable power
peaking factor (kr
lim = 1,5) taking into account engineering
factor 1,16;
- for the most loaded pin, the hot channels are modeled
with maximal and minimal gas gap width;
- the minimum scram efficiency is provided taking into
account an error of definition (5 %). Such efficiency is achieved
by jamming of some clusters. One of the jammed clusters
is located nearby fuel assembly (FA) with the most loaded
pin. The fall time of scram control rods is accepted equal
to the greatest design value amounting to 4 sec.
As a result of the assumed choice of conservative initial and
boundary conditions, the narrow margin to acceptance criteria
was obtained with regard to key safety parameters — maximal
fuel and cladding temperature (Fig. 1, Fig. 2).
Problem of the narrow margin to acceptance criteria
becomes stronger with an intention to increase rated reactor
power, which leads to further decrease of margins to acceptance
criteria.
Calculation capabilities for BEPU. A set of multipurpose
neutron kinetic codes is necessary for implementation
of the best-estimate approach for WWER safety analysis in RIA.
First of all, a code for preparation of a few-group cross-
section library (or an existing cross-section library) is required.
For this purpose, SSTC NRS uses a few-group cross-section
library prepared with the HELIOS code. The SCALE code can
Table 1. Frame safety parameters
Parameter Reactor power
Moment
of campaign
Frame values
Min Max
Reactivity coefficients for fuel temperature, dr/dTU, ∙10–5 1/°C
HFP ВОС-ЕОС -3,2 -1,7
HZP ВОС-ЕОС —(-3,8)* -2,2
Reactivity coefficients for coolant temperature, dr/dTm, 10–5 1/°C
HFP
ВОС -45,6 -18,0
ЕОС -84,0 -42,5
HZP
ВОС —(-17,8) 2,2
ЕОС -45,1 —(-17,0)
Reactivity coefficients for coolant density, dr/dg, 10–2 1/(g/cm3)
HFP
ВОС 0,0 —(31,0)
ЕОС —(23,7) 37,0
HZP
ВОС 0,0 —(31,0)
ЕОС —(14,3) 31,0
Reactivity coefficients for boron concentration, dr/dCb, %/(g/kg) HZP-HFP
ВОС-ЕОС
-2,4 -1,0
ВОС-ЕОС
Effective fraction of delayed neutrons ßeff, % HZP-HFP
ВОС 0,56 0,80
ЕОС 0,50 —(0,66)
Effective prompt neutron lifetime, lpn∙10
–6, sec HZP- HFP ВОС-ЕОС 15 37
Efficiency of working group of CR, %
HFP ВОС-ЕОС —(0,48) 1,15
HZP ВОС-ЕОС —(0,48) 1,32
Scram efficiency, %
HFP ВОС-ЕОС 5,0 —
HZP ВОС-ЕОС 3,0 —
Efficiency of ejected CR, %
HFP ВОС-ЕОС — 0,30
HZP ВОС-ЕОС — 0,75
*—(-3.8) and further denote — frame value isn’t set up, but value in brackets (-3.8) is used for safety analysis.
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016 15
Experience and perspective of best-estimate approach application for RIA analysis
also be used for uncertainty and sensitivity analysis of cross-
sections with use of nuclear data uncertainties.
At the next stage, a neutron kinetic code for steady state and
transient calculation is required. For this purpose, the DYN3D
code is a perfect calculation tool. Its advantage is the established
approaches for change of initial and boundary conditions
as uncertainty parameters in the model used previously for
conservative assessment.
If it is necessary to take into account response
of the secondary circuit, a coupled thermal hydraulic system
code with neutron kinetics should be used. In using the GRS
SUSA approach, the DYN3D/ATHLET coupling is the optimal
choice. Nevertheless, the use of codes such as RELAP and
TRACE is quite acceptable.
An important element of the required calculation
capabilities is flexibility of models that should allow a variation
of uncertainty parameters.
Besides the instrument for uncertainty and sensitivity
analysis such as SUSA from GRS, as it was mentioned above,
an additional code is necessary for uncertainty and sensitivity
analysis of cross sections with use of nuclear data uncertainties
(XSUSA also from GRS).
Previous experience and further activities. Previous
experience in this issue was described by Jan Hádek, ÚJV Řež,
a.s., in the report “Selected Safety and Best-Estimate Analyses
of NPP with WWER-1000” on AER Working Group D
Meeting on WWER Reactor Safety Analysis [4]. The results
of best-estimate analysis of CR ejection with use of the GRS
methodology for uncertainty and sensitivity analysis SUSA were
presented. The reactor dynamic code DYN3D 3.2 was used
for analysis. In the presented approach, important uncertainty
parameters were taken into account such as reactivity
coefficients and gas gap conductivity. But some important
factors for the accident such as efficiency of ejected cluster and
power axial profile were missing.
A similar approach was presented by ÚJV Řež for best-
estimate analysis of the accident related with steam line
break [5] in the framework of DBA analysis of SAR at
the Scientific and Technical Conference “Safety Assurance
of NPP with WWER”.
However, to accomplish all efforts on the use of best-
estimate approach for WWER safety analysis in RIA, the started
activities should be extended. For this purpose, the following
steps should be taken:
- choice of significant uncertainty parameters for one
of the representative RIA (ejection of CR for example). Most
probably, the list of uncertainty parameters should be based
on the above-mentioned table of frame safety parameters;
- variation of chosen uncertainty parameters in the computer
model (reactivity coefficients, efficiency of CR and scram
weight, characteristics of the most loaded fuel pin, thermal
hydraulic characteristics etc.);
- performance of calculations (a great amount of cases);
- sensitivity analysis with the aim of rejecting unimportant
uncertainty parameters for further safety analysis.
As a result, the elaborated recommendations for uncertainty
analysis in computer models concerning safety analysis in RIA
could be very useful both for the SAR developer and regulator.
Conclusions
The development of best-estimate approaches with
uncertainty analysis and their implementation for WWER
safety analysis in RIA are highly relevant. It is determined by
a wide range of frame safety parameters for the SAR developer
to cover all operational modes and the intention to increase
rated reactor power.
There is ÚJV Řež experience on best-estimate analyses
of NPPs with WWER-1000, but it should be extended for
RIA analysis in the framework of SAR. The elaborated
recommendations for introduction of uncertainty analysis into
computer models for safety analysis in RIA could be very useful
both for the SAR developer and regulator.
References
1. Fuel Handling. Refueling in WWER-1000 Reactor.
Nomenclature of Operational Neutronic Calculations and Experiments,
NAEK Energoatom, 2013. SOU NAEK 064:2013, 2013, 36 p.
2. Kuchin, A., Ovdiienko, I., Khalimonchuk, V. (2009), “Conservative
RIA Analysis with the Use of Spatial Kinetic Model”, Proceeding
of the 19th Symposium of AER on WWER Reactor Physics and Reactor
Safety, St. Constantine and Elena Resort, Bulgaria, September 21–25, 16 p.
500
1000
1500
2000
2500
0 2 4 6 8 10
layer №12
layer №11
layer №10
layer №9
layer №8
layer №7
layer №6
layer №5
time, sec
te
m
pe
ra
tu
re
, °
С
Fig. 1. Fuel temperature in the most loaded fuel pin
300
500
700
900
0 2 4 6 8 10
layer №14
layer №13
layer №12
layer №11
layer №10
layer №9
layer №8
layer №7
time, sec
te
m
pe
ra
tu
re
, °
С
Fig. 2. Cladding temperature in the most loaded fuel pin
16 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016
I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, Jelena Krhounkova
3. Grundmann, U., Rohde, U., Mittag, S., Kliem, S. (2005), “DYN3D,
Version 3.2, Code for Calculation of Transient in Light Water Reactors
(LWR) with Hexagonal or Quadratic Fuel Elements. Description
of Models and Methods”, Report FZR-434, Rossendorf, 140 p.
4. Hбdek Jan (2013), “Selected Safety and Best-Estimate Analyses
of NPP with WWER-1000. AER Working Group D Meeting
on WWER Reactor Safety Analysis”, OECD/NEA Headquarters, Issy-
les-Moulineaux, Paris, France, 10–11 April 2013, 24 p.
Шановні
передплатники!
За інформацією Державного
підприємства по розповсюдженню
періодичних видань «Преса» 7 квітня
поточного року розпочалася передплата
на періодичні видання на II півріччя
2016 року.
Оформити передплату можна за «Ката-
логом видань України» та за «Каталогом
видань зарубіжних країн»:
• у відділеннях поштового зв'язку
• в операційних залах поштамтів
• в пунктах приймання передплати
• на сайті ДП «Преса» www.presa.ua,
скориставшись послугою «Передплата
ON-LINE»
5. Matsek, J., Benchik, M., Kral, P., Krhounkova, Je., Lagovski, F.,
Metsa, R. (2013), “BEPU Approach to WWER Safety Analysis
in Design-Basis Accidents Based on Thermal and Hydraulic Codes”
[Ispolzovaniie podkhoda BEPU dlia analiza bezopasnosti VVER
v proektnykh avariiakh na osnove teplogidravlicheskikh kodov],
8th Inter national Scientific and Technical Conference “Safety
Assurance of NPP with VVER”, Gidropress, 2013, 20 p. (Rus)
Отримано 03.11.2015.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-129799 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T15:42:39Z |
| publishDate | 2016 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Ovdiienko, I. Ieremenko, M. Bilodid, Y. Krhounkova, J. 2018-01-29T15:55:46Z 2018-01-29T15:55:46Z 2016 Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis / I. Ovdiienko, M. Ieremenko, Y. Bilodid, J. Krhounkova // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 13-16. — Бібліогр.: 5 назв. — англ. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129799 621.039.512 The use of best-estimate approach for WWER safety analysis in RIA is considered. The relevance of this problem is concerned with small margin to acceptance criteria under the conservative approach and becomes stronger under power uprate of nuclear power plants. Previous experience in this area for WWER-1000 reactor types is overviewed. The necessity to extend these activities for successful implementation of the best-estimate approach is noticed and areas of further work are discussed. Рассмотрены вопросы использования и реализации подходов наилучшей оценки для анализа безопасности ВВЭР в реактивностных авариях. Актуальность проблемы связана с малыми запасами до критериев приемлемости при реализации консервативного подхода, особенно усиливается в условиях повышения номинального уровня мощности реакторной установки. Представлен краткий обзор предыдущего опыта в этой области для реакторов ВВЭР-1000. Указана необходимость расширения работ для успешной реализации подходов наилучшей оценки, обсуждены направления дальнейшей деятельности. Розглянуто питання використання та реалізації підходів найкращої оцінки для аналізу безпеки ВВЕР у реактивнісних аваріях. Актуальність проблеми пов’язана з малими запасами до критеріїв прийнятності при реалізації консервативного підходу, що особливо посилюється в умовах підвищення номінального рівня потужності реакторної установки. Представлено короткий огляд попереднього досвіду в цій галузі для реакторів ВВЕР-1000. Зазначено необхідність розширення робіт для успішної реалізації підходів найкращої оцінки, обговорено напрями подальшої діяльності. en Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis Опыт и перспективы применения подходов наилучшей оценки для анализа реактивностных аварий Досвід і перспективи застосування підходів найкращої оцінки для аналізу реактивнісних аварій Article published earlier |
| spellingShingle | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis Ovdiienko, I. Ieremenko, M. Bilodid, Y. Krhounkova, J. |
| title | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis |
| title_alt | Опыт и перспективы применения подходов наилучшей оценки для анализа реактивностных аварий Досвід і перспективи застосування підходів найкращої оцінки для аналізу реактивнісних аварій |
| title_full | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis |
| title_fullStr | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis |
| title_full_unstemmed | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis |
| title_short | Experience and Perspective of Best-Estimate Approach Application for RIA Analysis |
| title_sort | experience and perspective of best-estimate approach application for ria analysis |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/129799 |
| work_keys_str_mv | AT ovdiienkoi experienceandperspectiveofbestestimateapproachapplicationforriaanalysis AT ieremenkom experienceandperspectiveofbestestimateapproachapplicationforriaanalysis AT bilodidy experienceandperspectiveofbestestimateapproachapplicationforriaanalysis AT krhounkovaj experienceandperspectiveofbestestimateapproachapplicationforriaanalysis AT ovdiienkoi opytiperspektivyprimeneniâpodhodovnailučšeiocenkidlâanalizareaktivnostnyhavarii AT ieremenkom opytiperspektivyprimeneniâpodhodovnailučšeiocenkidlâanalizareaktivnostnyhavarii AT bilodidy opytiperspektivyprimeneniâpodhodovnailučšeiocenkidlâanalizareaktivnostnyhavarii AT krhounkovaj opytiperspektivyprimeneniâpodhodovnailučšeiocenkidlâanalizareaktivnostnyhavarii AT ovdiienkoi dosvídíperspektivizastosuvannâpídhodívnaikraŝoíocínkidlâanalízureaktivnísnihavaríi AT ieremenkom dosvídíperspektivizastosuvannâpídhodívnaikraŝoíocínkidlâanalízureaktivnísnihavaríi AT bilodidy dosvídíperspektivizastosuvannâpídhodívnaikraŝoíocínkidlâanalízureaktivnísnihavaríi AT krhounkovaj dosvídíperspektivizastosuvannâpídhodívnaikraŝoíocínkidlâanalízureaktivnísnihavaríi |