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Tesis:

Application of Probabilistic Safety Assessment to FLEX Strategies, Advanced Technology Fuels and Design Extension Conditions

  • Autor: COURTIN VEGA, Sergio

  • Título: Application of Probabilistic Safety Assessment to FLEX Strategies, Advanced Technology Fuels and Design Extension Conditions

  • Fecha: 2025

  • Materia:

  • Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES

  • Departamentos: ENERGIA Y COMBUSTIBLES

  • Acceso electrónico: https://oa.upm.es/86456/

  • Director/a 1º: QUERAL SALAZAR, José César

  • Resumen: The Fukushima Dai-ichi accident left important lessons for nuclear safety. The first one was the importance of the challenge presented by the loss of safety-related systems after a Beyond Design-Basis External Event (BDBEE). In particular, Extended Loss of AC Power (ELAP) or Loss of Ultimate Heat Sink (LUHS) can severely compromise key safety functions associated with core cooling and containment, ultimately leading to reactor core damage. Because of that the so-called Diverse and Flexible Coping Strategies (FLEX) were designed. Also, nuclear power plants (NPPs) were required to demonstrate their reliability by increasing their safety provisions and equipment to mitigate accidental sequences. These requirements must cover equipment, procedure improvements, and regulatory development. One of the most important actions has been the introduction of the analysis of the Design Extension Conditions (multiple failure conditions outside the design basis envelope, DEC) into the design requirements of NPPs to further improve safety. And finally, several weak points in the conventional nuclear fuel designs were come into light, in response to this, the so-called Accident Tolerant Fuels (ATF) represents some potential to increase the capabilities of the NPPs against accidental scenarios that may lead to a core damage situation. On this aspect, ATF cladding materials, due to an improved oxidation resistance compared to the currently standardized Light Water Reactor fuels, allow to increase the available times to perform the human actions in different accidental conditions. By using a Probabilistic Safety Assessment (PSA) generic model (3-loops, PWR-WEC) developed by the Universidad Politécnica de Madrid (UPM) in collaboration with the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN), SPAR-CSN, this work quantifies the impact of FLEX, these aforementioned FLEX strategies are useful to avoid core damage in sequences due to internal events. Therefore, these FLEX strategies should be incorporated in the Level 1 Probabilistic Safety Assessment (L1PSA) to analyze their impact on core damage frequency (CDF). As a result, a decrease of the CDF at power for internal events is observed and, therefore, indicates that these FLEX strategies have a positive impact on the plant safety not only for BDBEE but also for other accidental conditions. Also, a novel methodology has been developed to identify sequences that are outside the design basis but not reaching fuel damage, DEC-A. Using this method, it has been possible to identify the DEC-A sequences with high relative risk by comparing their frequencies with their corresponding DEC-B sequences (with fuel damage). As shown in this study, the addition of post-Fukushima improvements highly reduces the relative risk of the DEC sequences. Finally, the impact of the ATF implementation is analyzed by means of the same SPAR-CSN model, using the available time extension associated with the usage of the ATF. As an application of this model and supported by the correspondent thermal-hydraulic simulations and references, the enhanced available time of the main human actions were included in the model and then the reduction of the risk has been quantified in order to eventually evaluate the safety margins. The results compiled in this work show a reduction in the CDF. RESUMEN El accidente de Fukushima Dai-ichi dejó importantes lecciones para la seguridad de las centrales nucleares. La primera fue la importancia del reto que supone la pérdida de sistemas relacionados con la seguridad tras un suceso externo más allá de la base de diseño (BDBEE). En concreto, la Pérdida Prolongada de Potencia Exterior (ELAP) o la Pérdida del Sumidero de Último Calor (LUHS) pueden comprometer gravemente las funciones de clave de seguridad asociadas a la refrigeración y la contención del núcleo, lo que en última instancia puede provocar daños en el núcleo del reactor. Debido a esto, se diseñaron las llamadas Estrategias Diversas y Flexibles (FLEX). Asimismo, se exigió a las centrales nucleares que demostraran su fiabilidad aumentando sus dispositivos y equipos de seguridad para mitigar secuencias accidentales. Estos requisitos abarcan el equipamiento, la mejora de los procedimientos y el desarrollo normativo. Una de las acciones más importantes ha sido el desarrollo del análisis de las Condiciones de Extensión del Diseño (condiciones de fallo múltiple fuera de la base de diseño, DEC) en los requisitos de diseño de las centrales nucleares para mejorar aún más la seguridad. Por último, el accidente de Fukushima Dai-ichi también ha sacado a la luz varios puntos débiles en los diseños de los combustibles nucleares convencionales, en respuesta a lo cual, los denominados Combustibles Tolerantes a Accidentes (ATF) poseen el potencial para aumentar las capacidades de las centrales nucleares frente a escenarios que puedan conducir a una situación de daño del núcleo. En este aspecto, los materiales de revestimiento ATF, debido a una mayor resistencia a la oxidación en comparación con los combustibles de reactores de agua ligera actualmente utilizados, permiten aumentar los tiempos disponibles para llevar a cabo acciones humanas que permiten hacer frente a diversas condiciones accidentales. Con el objetivo de analizar el impacto de estas mejoras se ha utilizado el modelo genérico de Análisis Probabilista de Seguridad (3 lazos, PWR-WEC, SPAR-CSN) desarrollado por la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) en colaboración con el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), para cuantificar la implementación de la estrategias FLEX, dichas estrategias son útiles para evitar el daño al núcleo en secuencias accidentales debidas también a sucesos internos. Por lo tanto, estas estrategias FLEX deberían incorporarse al Análisis Probabilista de Seguridad de Nivel 1 (L1PSA) para analizar su impacto en la frecuencia de daño al núcleo (FDN). Como resultado, se observa una disminución de la FDN a potencia para sucesos internos y, por tanto, indica que estas estrategias FLEX tienen un impacto positivo en la seguridad de la central no sólo para BDBEE sino también para otras condiciones accidentales. Asimismo, se ha desarrollado una nueva metodología para identificar secuencias que están fuera de la base de diseño pero que no alcanzan la condición de daño al combustible, DEC-A. Utilizando este método, ha sido posible identificar las secuencias DEC-A con alto riesgo relativo comparando sus frecuencias con sus correspondientes secuencias DEC-B (con daño en el combustible). Como se muestra en este estudio, la adición de mejoras posteriores a Fukushima reduce en gran medida el riesgo relativo de las secuencias DEC. Por último, se ha analizado el impacto de la implantación de combustible ATF mediante el mismo modelo SPAR-CSN, utilizando la ampliación del tiempo disponible asociada al uso de este nuevo tipo de combustible. Como aplicación de este modelo y con el apoyo de las correspondientes simulaciones termohidráulicas y de un análisis de referencias, se ha incluido en el modelo la ampliación del tiempo disponible de las principales acciones humanas y se ha cuantificado la reducción del riesgo para finalmente evaluar los márgenes de seguridad. Los resultados recopilados en este trabajo muestran una reducción de la FDN.