Thermo-mechanical Assessment of Reactor Pressure Vessels of Light Water Reactors During Severe Accidents
Tid: Må 2023-10-16 kl 10.00
Plats: FA32, AlbaNova University Center, AlbaNova, Roslagstullsbaken 21
Språk: Engelska
Ämnesområde: Fysik
Respondent: Hongdi Wang , Kärnkraftssäkerhet
Opponent: Michael Fitzpatrick,
Handledare: Docent Walter Villanueva, Kärnkraftssäkerhet; Sevostian Bechta, Kärnkraftssäkerhet; Weimin Ma, Kärnkraftssäkerhet; Artem Kulachenko,
QC 2023-09-25
Abstract
Reaktortanken utgör en central säkerhetskomponent som är utformad för att fungera som en barriär för att isolera och skydda reaktorhärden i händelse av ett allvarligt haveri, med syftet att förhindra eventuella radioaktiva utsläpp till miljön. För att förebygga och förutsäga händelseförloppet vid ett sådant scenario, krävs en grundlig bedömning av reaktortankens beteende och eventuella brott i dess struktur.
I denna avhandling har en modell och en metodik utvecklats i Finite Element Analyser (FEA) för att förbättra förståelsen av reaktortankens strukturella beteende under postulerade svåra haverier. Förbättringen av den använda modellen fokuserar på att korrekt beskriva materialegenskaperna hos de två relevanta reaktortankstålarna för de nordiska kokar – respektive tryckvattenreaktorer, SA533B1 och 16MND5. Denna konstitutiva modell har blivit noggrant validerad genom att jämföra dess resultat med flera experimentella tester, och överensstämmelsen mellan simuleringar och tester har styrkt dess tillförlitlighet.
För att kunna förutsäga reaktortankens beteende under olika svåra haveriscenarier, inklusive deformation, stress och belastning, har en termo-mekanisk kopplingsmetod utvecklats. Denna metod kopplar ANSYS Mechanical APDL för strukturanalys av reaktortanken med MELCOR för att definiera de nödvändiga randvillkoren. Resultaten av dessa analyser har använts för att genomföra en omfattande felanalys av reaktortanken med hjälp av tre olika brottkriterier: genomsmältning, spänningsbaserat och töjningsbaserat brottkriterium. Dessutom har en avancerad modell i LS-DYNA använts för att simulera brottfenomenet i reaktortanken under haverier.
Denna simuleringsmodell och metodik har tillämpats på reaktortanksapplikationer för både nordiska kokvattenreaktorer (BWR) och tryckvattenreaktorer (PWR). Resultaten av analyserna har bidragit till:
(i) En benchmarkstudie inom EU-IVMR-projektet WP2.4 för att utvärdera effekterna av en eventuell borttagning av reaktortankens profil i numeriska analyser;
(ii) Analyser av genomförbarheten av in-vessel retention (IVR), en strategi för haverihantering som innebär att härdsmältan stannar kvar i reaktortanken och kyls utifrån. Denna strategi har utvärderats för en nordisk BWR under två olika svåra haveriscenarier: totalt elbortfall (SBO) och en kombination av SBO och kylmedelshaveri (SBO+LOCA); och
(iii) En djupgående felanalys av reaktortanken i en nordisk BWR under de två nämnda svåra haveriscenarierna. Modellen för reaktortankens botten har modifierats från att vara tvådimensionell till att vara tredimensionell med ett kluster av instrumentgenomföringar. Denna felanalys syftar till att utforska brottmekanismer och tidpunkter för brott, både för reaktortanken och instrumentgenomföringarna, och ger värdefulla insikter om tidiga brottmekanismer i reaktortankens botten för olika reaktorkonstruktioner och svåra haveriscenarier.