Negotovosti v naprednih varnostnih analizah jedrskih objektov
Oznaka in naziv projekta
L2-4432 Negotovosti v naprednih varnostnih analizah jedrskih objektov
L2-4432 Uncertainties in advanced safety analyses of nuclear facilities
Logotipi ARRS in drugih sofinancerjev
Projektna skupina
Vodja projekta: dr. Andrej Prošek
Sestava projektne skupine: : dr. Andrej Prošek, prof. dr. Leon Cizelj, dr. Matjaž Leskovar, dr. Mitja Uršič, dr. Matej Tekavčič, dr. Samir El Shawish, Rok Krpan, Jan Kren
Vsebinski opis projekta
Vrednotenje delovanja jedrskih objektov (zlasti jedrskih elektrarn) med nesrečami je že desetletja glavno vprašanje termohidravličnih raziskav s področja jedrske varnosti po vsem svetu. Razviti so bili realistični termohidravlični programi, kot npr. ATHLET, CATHARE, RELAP5 in TRACE. Z razvojem naprednih realističnih termohidravličnih računalniških programov so bile predlagane tudi nove napredne metode za varnostne analize kot analiza negotovosti in občutljivosti, kombinacija determinističnih in verjetnostnih analiz ali kombinacija termohidravličnih in trdnostnih analiz. Namen predlaganega projekta je napredna varnostna analiza s kvantificiranjem negotovosti in prikaz metodologije za preučevanje vpliva različnih vhodnih negotovih parametrov, ki predstavljajo človeške ukrepe, na napovedani razvoj dogodkov, potrebnih v procesu izbire referenčnega scenarija dogodka. Za napredno analizo je kot referenčni scenarij dogodka predlagan najbolj omejujoč dogodek s hitrim ohlajanjem, ki povzroča toplotno obremenitev tlačne posode reaktorja v tlačnovodnem reaktorju (PWR). Pojav toplotnih obremenitev na tlačni posodi reaktorja (RPV) v pogojih pod tlakom na splošno imenujemo visokotlačni toplotni šok (PTS). Za simulacije scenarijev dogodkov s hitrim ohlajanjem bo uporabljen napredni termohidravlični računalniški program TRACE. Razviti bodo vhodni modeli za TRACE, ki predstavljajo PWR, s katerimi bomo simulirali scenarije dogodkov s hitrim ohlajanjem. Identificirali bomo najbolj omejujoč scenarij hitrega ohlajanja in zanj izvedli analizo negotovosti. Novost študije je, da bodo upoštevane negotovosti, ki izhajajo iz človeških dejavnikov, ki tradicionalno niso del vrednotenja negotovosti računalniškega programa. Projekt je organiziran v štirih fazah.
Osnovni podatki sofinanciranja so dostopni na spletni strani SICRIS.
Faze projekta in opis njihove realizacije
1. Faza: Opredelitev scenarijev s hitrim ohlajanjem
Cilj delovnega sklopa DS1 je opredelitev scenarijev s hitrim ohlajanjem, ki potencialno predstavljajo izziv za visokotlačni toplotni šok PTS, kar bo izvedeno na podlagi pregleda literature. Informacije izhajajo iz verjetnostnih varnostnih analiz za PTS. Zaporedja (tj. scenariji), prikazana v drevesih dogodkov PTS, predstavljajo tiste kombinacije začetnih dogodkov, ki zmotijo normalno obratovanje elektrarne, in opremo in odzive operaterjev, ki so vključeni v vsak model elektrarne, za ponazoritev zaporedij s hitrim ohlajanjem, ki lahko predstavljajo izziv za PTS.
Za določitev termohidravličnega odziva bodo izbrani scenariji modelirani z računalniškim programom TRACE [3.1]. Projektna skupina ima dostop do termohidravličnega računalniškega programa TRACE v okviru mednarodnega raziskovalnega programa CAMP (Code Applications and Maintenance Program), ki ga vodi ameriška zvezna jedrska upravna komisija (U.S. NRC).
2. Faza: Ocena TRACE in razvoj vhodnih modelov za prehodne pojave v tlačnovodnem reaktorju
Glavni cilj delovnega sklopa DS2 je oceniti ustreznost računalniškega programa TRACE za simulacijo scenarijev PTS. Termohidravlični računalniški program TRACE je najsodobnejši program ameriške U.S. NRC in eden vodilnih svetovnih naprednih realističnih programov na področju jedrske termohidravlike. Namenjen je varnostnim analizam izlivnih nezgod in obratovalnih prehodnih pojavov ter drugim nezgodnim scenarijem v tlačnovodnih in vrelnovodnih reaktorjih. TRACE je lahko koristen tudi kot podpora drugim podrobnejšim računalniškim orodjem pri reševanju vprašanj, kot je visokotlačni toplotni šok. Prav tako se lahko z njim modelira pojave, ki se dogodijo v eksperimentalnih napravah, zasnovanih za simulacijo prehodnih pojavov v reaktorskih sistemih. TRACE vključuje modele za večdimenzionalni dvofazni pretok, neravnovesno termo-dinamiko, splošen prenos toplote, ponovno poplavljanje, sledenje nivojev, reaktorsko kinetiko in pasivne sisteme.
3. Faza: Simulacije dogodkov in študije občutljivosti
Glavni cilj delovnega sklopa DS3 je simulacija izbranih scenarijev hitrega ohlajanja s programom TRACE. Na podlagi študije, izvedene v okviru U.S. NRC, večina simuliranih prehodnih pojavov za PTS na splošno spada v kategorijo izlivnih nezgod (LOCA) in zaustavitve reaktorja/turbine z različnimi zapletenimi okvarami strojne opreme in napak operaterja. Ovrednotenja so bila opravljena tudi za druge vrste dogodkov, kot so zlom cevi uparjalnika, okrevanje po dogodka izgube vse napajalne vode in okrevanje po izlivni nezgodi z okvaro visokotlačnega varnostnega vbrizgavanja s polnjenjem in praznjenjem.
4. Faza: Analiza negotovosti in občutljivosti za najbolj omejujoč prehodni pojav
Glavni cilj delovnega sklopa DS4 je napredna varnostna analiza z določanjem negotovosti in dodatno analizo občutljivosti. Ko bo v nalogi T3.3 kvantificirana občutljivost ključnih izhodnih parametrov, ki predstavljajo človeške ukrepe, bo izbran omejujoč scenarij, ki potencialno predstavlja izziv za visokotlačni toplotni šok PTS. Za omejujoč scenarij bo izvedena analiza negotovosti in občutljivosti, saj točnejši izračun omogoča boljšo oceno varnostne rezerve. Za izvedbo analize negotovosti bo uporabljen programski paket DAKOTA (Design Analysis Kit for Optimization and Terascale Applications), ki je na voljo tudi kot SNAP vtičnik za negotovost DAKOTA. Ta vtičnik ponuja parametrični računski tok opravil in računski korak, ki ob skupni uporabi opravi analizo negotovosti. Vtičnik za negotovost DAKOTA uporablja metodo za izračun velikosti vzorcev, ki temeljijo na Wilksovi metodi. Podatkovne interakcije in komunikacije med TRACE in DAKOTA bo nadzoroval SNAP.
Bibliografske reference
1. PROŠEK, Andrej. Uncertainty and sensitivity analysis for hot-leg LOCA in two-loop PWR. Nuclear technology. 2025, vol. 211, iss. 12, 1-26 str., ilustr. ISSN 1943-7471. https://www.tandfonline.com/doi/epdf/10.1080/00295450.2025.2463200?needAccess=true, DiRROS - Digitalni repozitorij raziskovalnih organizacij Slovenije, DOI: 10.1080/00295450.2025.2463200. [COBISS.SI-ID 239030787]
2. PROŠEK, Andrej. Uncertainty quantification of hot leg large break loss of coolant accident in two-loop PWR using TRACE. V: URŠIČ, Mitja (ur.), KOKALJ, Janez (ur.). NENE 2025 : conference proceedings : #GoNuclear by reconnecting industry, research and education : 8-11 September 2025, Bled, Slovenia. Ljubljana: Nuclear Society of Slovenia, 2025. Str. 758-765, ilustr. ISBN 978-961-6207-61-4. https://www.conftool.pro/nene2025/index.php?page=browseSessions&abstracts=show&form_session=36. [COBISS.SI-ID 265404419]
3. PROŠEK, Andrej. TRACE assessment against semiscale NC-2 and NC-3 tests and ROSA/LSTF SB-HL-02 test. V: HND2024 Conference proceedings : 14th International Conference of the Croatian nuclear society, Nuclear option for resilient electricity generation 9 – 12 June 2024, Zadar. e14th International Conference of the Croatian nuclear society, Nuclear option for resilient electricity generation 9 – 12 June 2024, Zadar. 14 str. https://nuclear-option.org/wp-content/uploads/2024/12/S1-103.pdf [COBISS.SI-ID 237798659]
4. PROŠEK, Andrej. BEPU Application to Hot Leg LOCA in Two-Loop PWR. V: Multi-physics multi-scale simulations with uncertainty : Best Estimate Plus Uncertainty International Conference, BEPU 2024, May 19-23, 2024, Lucca, Italy. [S. l.: s. n.], 2024. 14 str., ilustr. https://www.nineeng.com/bepu2024/index.php/program-info/organizers-chairs-and-reviewers. [COBISS.SI-ID 197791235]
5. PROŠEK, Andrej, KRPAN, Rok, LESKOVAR, Matjaž, EL SHAWISH, Samir, URŠIČ, Mitja, ZAJEC, Boštjan. Identification of PTS scenarios for two-loop PWR. V: SNOJ, Luka (ur.), GORIČANEC, Tanja (ur.). NENE 2024 : Nuclear research: securing a predictable future : 33rd International Conference Nuclear Energy for New Europe : proceedings : September 9-12, Portorož, Slovenia. Ljubljana: Nuclear Society of Slovenia, [2024]. Str. 414.1-414.8, ilustr. ISBN 978-961-6207-59-1. https://www.djs.si/nene2024proceedings/pdf/NENE2024_414.pdf. [COBISS.SI-ID 220627459]
6. PROŠEK, Andrej. TRACE simulation of hot leg LOCA spectrum in two-loop PWR. V: SNOJ, Luka (ur.), GORIČANEC, Tanja (ur.). NENE 2024 : Nuclear research: securing a predictable future : 33rd International Conference Nuclear Energy for New Europe : proceedings : September 9-12, Portorož, Slovenia. Ljubljana: Nuclear Society of Slovenia, [2024]. Str. 415.1-415.8, ilustr. ISBN 978-961-6207-59-1. https://www.djs.si/nene2024proceedings/pdf/NENE2024_415.pdf. [COBISS.SI-ID 220628739]
7. PROŠEK, Andrej. Uncertainty and sensitivity analysis of hot leg loss of coolant accident simulated by RELAP5. V: ŽAGAR, Tomaž (ur.), LENOŠEK KAVČIČ, Melita (ur.). NENE 2023 : 32nd International Conference Nuclear Energy for New Europe : proceedings : September 11-14, 2023, Portorož, Slovenia. Ljubljana: Nuclear Society of Slovenia, 2023. Str. 417.1-417.8. ISBN 978-961-6207-56-0. [COBISS.SI-ID 182274051] Povezava: https://www.djs.si/upload/nene/2023/proceedings/Contribution_417_final.pdf