Date post: | 02-May-2015 |
Category: |
Documents |
Upload: | pierina-d-ambrosio |
View: | 215 times |
Download: | 0 times |
SOURCE TERM ON NPP SOURCE TERM ON NPP SAFETY ANALYSESSAFETY ANALYSES
Marino MazziniMarino Mazzini
Professore OrdinarioProfessore Ordinario
nel s.s.d. “Impianti Nucleari” nel s.s.d. “Impianti Nucleari”
Università di PisaUniversità di Pisa
Facoltà di IngegneriaFacoltà di Ingegneria
Dipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della ProduzioneDipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della Produzione
DOCUMENTAZIONE PER LA LEZIONEDOCUMENTAZIONE PER LA LEZIONESUL SOURCE TERMSUL SOURCE TERM
1. Slides (M. Mazzini)
2. Note sul problema del Source Term (F. Fineschi)
3. G. Petrangeli: “Nuclear Safety”
Elsevier Pub. 2006, reperibile anche su CD “NUCLEAR ENERGY” E-Book Collection
SUMMARYSUMMARY
• Miles-Stones in Source Term EvaluationMiles-Stones in Source Term Evaluation
• Inventory of Fission Products in the CoreInventory of Fission Products in the Core
• Calculation of the FP Release to GapCalculation of the FP Release to Gap
• Calculation of the FP Release in Case of Calculation of the FP Release in Case of Severe AccidentsSevere Accidents
• Comparison of Source Term Evaluation in Comparison of Source Term Evaluation in the Rasmussen Report and more Recent the Rasmussen Report and more Recent PSA AchievementsPSA Achievements
• ConclusionsConclusions
History of source term assessment
and relationship to regulatory process
Nominal Source Term Assumed in the Years 60.ies and 70.ies for the Regulatory Process
Release of:
• 100 % of Noble Gases
• 50 % of Iodine, of which 1/2 deposites onContainment Internal Structures.
The Remaining 25 % is 91% as I2, 4% as Organic Forms (CH3I and Others), 5% Particulate Matter
• 10 % of Cs and Other Volatile Metals
• 1% of Other Fission ProductsAssumptions of Regulatory Guides 1.3 and 1.4 for Evaluating Accomplishment of 10CFR Part 100 Dose Limits
BLOCK SCHEME OF FP SOURCE TERM AND DOSE EVALUATION
FISSION PRODUCT INVENTORY
Parameters determining FP inventory:
•Fission Power (1 W = 3. 1010 fissions/s) and Irradiation time or Burn-up
•Fission yield
•Possible formation due to precursor decay
•Decay constant
•Neutron capture
FISSION PRODUCT INVENTORY
Beattie Relationship:
a = 8.4 y P(1-e -∆t/) (1)Where:a = Activity of the considered radionuclide (kCi) y = Fission yield (%)P = Thermal power (MWt)t= Irradiation time (day) = Time constant of the radionuclide (day)
When t>>relationship (1) becomes: a = 8.4 y P
while, if t<<: a=8.4 y P t/= 8.4 y Bu/ Bu= Burn-up (MW.day)
U 235 Fission Yield
versus Mass Number
U 233 and
Pu 239 Fission Yield
versus Mass Number
Nuclidi, tempo di dimezzamento (giorni) e attività (MCi) per reattore da 3000 MWt (1/2)
Nuclidi, tempo di dimezzamento (giorni) e attività (MCi) per reattore da 3000 MWt (2/2)
FISSION PRODUCT RELEASES
More dangerous isotopes (due to inventory, volatility and radio-tossicity):
• Alogena (in particular 131I)
• Noble gases (isothopes of Kr and Xe)
• Alkali metals and similes (137Cs, 134Cs, 132Te,…)
• Alkali-earth metals (89Sr, 90Sr, 140Ba)
• Metals with volatile oxides (103Ru, 106Ru, 99Tc,….)
FP RELEASE TO GAP
The Main Mechanisms are:• FP Nuclei Recoil (T<1000 °C)
• Diffusion (1000< T <1600 °C)
• Grain Equi-axial Growing (1600< T <1800 °C)
• Grain Columnar Growing (1800< T <2850 °C)
• Diffusion in Liquid Metal (T>2850 °C)
FP RELEASE TO GAP
The Total Release is the Sum of the Releases from the Various Zones (Volumes) at Different Temperature Interval, Determined by the Conductivity Integral:
Where W = Linear Power
TS = Fuel Surface T
Tc = Central Fuel T C
S
T
T
WKdt 4
FP RELEASE TO GAP
mkW
cmWKdt 6.886
3133
273
31310675.2174
14.40T
TK
FP RELEASE TO GAP
C
S
C
ex
ex
d
d
r
r
S
T
T
T
T
col
T
T
ex
T
T
d
T
T
r
Kdt
KdtfKdtfKdtfKdtf
F
Where: F = Total Release Fraction
Lewis Method
Tr=1000°C, Td=1600°C, Tex=1800°C,
fr = 0,001, fd = 0,1, fex = 0,3, fcol = 0,95
Comparison of methods
for calculation of
fission-gas release from
UO2
Rilascio dei gas di
fissione nel gap e
plenum degli elementi di
combustibile (ORNL TM
2347)
FP RELEASE FROM FUEL IN SA: Simple Model
CtBa
o
o
bBtaB
BT
BT
eCeAM
MM
BbCPosto
MeAdt
dM
btaT
MeAdt
dM
eATK
MTKdt
dM
1/exp1
)(
)(
FP RELEASE FROM FUEL IN SA: Smoothed Curves
FISSION PRODUCT RELEASE FROM FUEL Rate Constants
TBeAK
Keys to PWR Accident Sequence Symbol(1/2)
Keys to PWR Accident Sequence Symbol(2/2)
Core Behaviour Calculated
by MARCH
for the Sequence
AB
Calculation of Fission Product Release from Fuel for the Sequence AB
1
9
010
1
min/2302.5/)10002200(
1000
t
i
i IFF
Cb
Ca
tbaT
Radioactivity Releases
Calculated for the
Sequence AB
Core Behaviour Calculated by MARCH for the Sequence S2C
Calculation of Fission Product Release from Fuel for the Sequence S2C
5
9
010
1
min/8015/)10002200(
1000
t
i
i IFF
Cb
Ca
tbaT
Radioactivity Releases
Calculated for the
Sequence S2C
Comparison between Calculated Release Fractions
This Calculation WASH 1400 RSS
CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(1/3)
1. Fission Product Release from Fuel– Chemical Form of Iodine in Gap for
T>950°→CsI
2. Chemistry of Cs and I– Main Forms
I →I2, CsI, HI →at HighTemperature
Cs →CsOH, CsI, Cs
Reducing Atmosphere at Low TemperatureOxidant
Atmosphere
ReducingAtmosphere
CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(2/3)
3. Fission Product Transport through the Primary System:
– Ritention = 0 = 0-50%
– Ritention Depending from Accident SequenceHigh for Sequences TMLB’ or TC
20% for Sequence AD
Gas and Volatile Metals
If Core Melt is not complete
CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(3/3)
4. Fission Product Transport through the Containment:
for 50% Core Melt and– Delay in ECCS Intervention– Containment Integrity– E.S.F. in Operation
the Dose Attenuation Factor of Containment is > 100.000 for All F. P.
Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (1/3)
Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (2/3)
SEQUENZA TE SE V
Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (3/3)
immediati
SEQUENZA TE SE V
Accident Source Terms for LWR NPP
US-NRC NUREG 1465 (1992)
Intercapedine
Rilasci rapidi nel "vessel"
Rilasci fuori dal "vessel"
Rilasci tardivi nel "vessel"
Durata Ore 0,5 1,3 2 10
Gas Nobili 0,05 0,95 0,00 0,00
Iodio 0,05 0,35 0,29 0,07
Cesio 0,05 0,25 0,39 0,06
Tellurio 0,00 0,15 0,29 0,025
Stronzio 0,00 0,03 0,12 0,00
Bario 0,00 0,04 0,10 0,00
Rutenio 0,00 0,008 0,004 0,00
Lantanio 0,00 0,002 0,015 0,00
Accident Source Terms for LWR NPP
US-NRC NUREG 1465 (1992)Per un BWR i rilasci sono lievemente diversi. Per un BWR i rilasci sono lievemente diversi.
La nuova proposta deriva dalla considerazione La nuova proposta deriva dalla considerazione delle sequenze studiante e vuol rappresentare una delle sequenze studiante e vuol rappresentare una media dei casi significativi. media dei casi significativi.
I rilasci dovuti ad interazione del nocciolo fuso con I rilasci dovuti ad interazione del nocciolo fuso con il calcestruzzo (rilasci tardivi fuori dal “vessel”) il calcestruzzo (rilasci tardivi fuori dal “vessel”) sono quelli derivanti dall’ipotesi di assenza di sono quelli derivanti dall’ipotesi di assenza di acqua al di sopra dello strato fuso: se interessa il acqua al di sopra dello strato fuso: se interessa il caso in cui sia presente uno strato di acqua, allora caso in cui sia presente uno strato di acqua, allora il rilascio sarà minore a causa dell’effetto di il rilascio sarà minore a causa dell’effetto di abbattimento dell’acqua.abbattimento dell’acqua.
FP Releases at Various Accidents Involving Fuel Damage
Chernobyl Unit 4 Water 5 x 107 > 5 x 10 9 > 5 % Inventory Reactivity 26/4/1986 excursion
History of source term assessment
and relationship to regulatory process
BMI-2104 suite of codes as used in the source term reassessment
Radionuclides Contributions to Risks
Conclusioni sul tema del Source Term
• Quasi tutti gli impianti nucleari di potenza attualmente in esercizio sono stati licenziati sulla base di un Source Term nominale, relativamente semplice.
• Dopo il WASH 1400 è stato possibile valutare il Source Term in modo più realistico, dimostrando un livello di sicurezza migliore dei LWR.
• Oggi codici di calcolo come MELCOR ed ASTEC consentono valutazioni integrate e realistiche del Source Term, e sono validati a fronte di dati sperimentali.
Visitate il sito YouNuclearVisitate il sito YouNuclearhttp://younuclear.ing.unipi.it