APROS model validation in case of fast transients in a boiling water reactor
Kakkonen, Ville (2011)
Diplomityö
Kakkonen, Ville
2011
Julkaisun pysyvä osoite on
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe201201251182
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe201201251182
Tiivistelmä
This Master´s thesis investigates the performance of the Olkiluoto 1 and 2
APROS model in case of fast transients. The thesis includes a general description
of the Olkiluoto 1 and 2 nuclear power plants and of the most important safety
systems. The theoretical background of the APROS code as well as the scope and
the content of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model are also described. The event
sequences of the anticipated operation transients considered in the thesis are
presented in detail as they will form the basis for the analysis of the APROS
calculation results.
The calculated fast operational transient situations comprise loss-of-load cases
and two cases related to a inadvertent closure of one main steam isolation valve.
As part of the thesis work, the inaccurate initial data values found in the original
1-D reactor core model were corrected. The input data needed for the creation of a
more accurate 3-D core model were defined.
The analysis of the APROS calculation results showed that while the main results
were in good accordance with the measured plant data, also differences were
detected. These differences were found to be caused by deficiencies and
uncertainties related to the calculation model. According to the results the reactor
core and the feedwater systems cause most of the differences between the
calculated and measured values. Based on these findings, it will be possible to
develop the APROS model further to make it a reliable and accurate tool for the
analysis of the operational transients and possible plant modifications. Diplomityössä selvitetään Olkiluoto 1 ja 2 ydinvoimalaitosten käytössä olevan
APROS laskentamallin suorituskyky nopeissa transienteissa. Työssä on esitelty
yleisesti Olkiluoto 1 ja 2 ydinvoimalaitoksia ja niiden tärkeimpiä
turvallisuusjärjestelmiä. APROS-ohjelmiston toimintaperiaatteet ja Olkiluoto 1 ja
2 laitoksien pohjalta rakennetun laskentamallin kattavuus on selvitetty työn
aikana. Odotettavissa olevien transienttien tapahtumaketjut on esitetty
yksityiskohtaisesti ja ne toimivat perusteena laskentatulosten analysoinnissa.
Käytettyjä laskentatapauksia ovat kuormanpudotukset ja kaksi reaktorin
sisemmän eristysventtiilin tahatonta sulkeutumista. Työn aikana selvitettiin
perusteet ja tarvittavat lähtötiedot 3-D reaktorisydämen luomiseen ja päivitettiin
1-D reaktorisydämestä löytyneitä epätodellisia lähtötietoja.
Työssä ilmeni, että laskennan tulokset vastaavat pääpiirteittäin laitosmittauksia,
mutta laskentamallin puutteista johtuvia erovaisuuksia esiintyy. Tulosten
perusteella merkittävimmät eroavaisuudet johtuivat reaktorisydämestä ja
syöttövesijärjestelmästä. Työn perusteella laskentamallista voidaan kehittää
luotettava työkalu transienttien ja laitosmuutosten analysointiin.
APROS model in case of fast transients. The thesis includes a general description
of the Olkiluoto 1 and 2 nuclear power plants and of the most important safety
systems. The theoretical background of the APROS code as well as the scope and
the content of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model are also described. The event
sequences of the anticipated operation transients considered in the thesis are
presented in detail as they will form the basis for the analysis of the APROS
calculation results.
The calculated fast operational transient situations comprise loss-of-load cases
and two cases related to a inadvertent closure of one main steam isolation valve.
As part of the thesis work, the inaccurate initial data values found in the original
1-D reactor core model were corrected. The input data needed for the creation of a
more accurate 3-D core model were defined.
The analysis of the APROS calculation results showed that while the main results
were in good accordance with the measured plant data, also differences were
detected. These differences were found to be caused by deficiencies and
uncertainties related to the calculation model. According to the results the reactor
core and the feedwater systems cause most of the differences between the
calculated and measured values. Based on these findings, it will be possible to
develop the APROS model further to make it a reliable and accurate tool for the
analysis of the operational transients and possible plant modifications.
APROS laskentamallin suorituskyky nopeissa transienteissa. Työssä on esitelty
yleisesti Olkiluoto 1 ja 2 ydinvoimalaitoksia ja niiden tärkeimpiä
turvallisuusjärjestelmiä. APROS-ohjelmiston toimintaperiaatteet ja Olkiluoto 1 ja
2 laitoksien pohjalta rakennetun laskentamallin kattavuus on selvitetty työn
aikana. Odotettavissa olevien transienttien tapahtumaketjut on esitetty
yksityiskohtaisesti ja ne toimivat perusteena laskentatulosten analysoinnissa.
Käytettyjä laskentatapauksia ovat kuormanpudotukset ja kaksi reaktorin
sisemmän eristysventtiilin tahatonta sulkeutumista. Työn aikana selvitettiin
perusteet ja tarvittavat lähtötiedot 3-D reaktorisydämen luomiseen ja päivitettiin
1-D reaktorisydämestä löytyneitä epätodellisia lähtötietoja.
Työssä ilmeni, että laskennan tulokset vastaavat pääpiirteittäin laitosmittauksia,
mutta laskentamallin puutteista johtuvia erovaisuuksia esiintyy. Tulosten
perusteella merkittävimmät eroavaisuudet johtuivat reaktorisydämestä ja
syöttövesijärjestelmästä. Työn perusteella laskentamallista voidaan kehittää
luotettava työkalu transienttien ja laitosmuutosten analysointiin.