1. No category

Säkerhetsprinciper, normer och kriterier
SNOK Del 2
Ringhals 2010
2011-02-28
1
Repetition
2011-02-28
2
Föreskrifter från SSM
SSMFS 2008:22
SSMFS 2008:1
Säkerhet vid slutförvaring av
kärnämnen och kärnavfall
SSMs föreskrifter om säkerhet
i kärntekniska anläggningar
SSMFS 2008:13
SSMFS 2008:32
kompetens hos driftpersonalen
vid reaktoranläggningar
SSMFS 2008:17
konstruktion och utförande
av kärnkraftreaktorer
2011-02-28
Mekaniska anordningar i vissa
kärntekniska anläggningar
SSMFS 2008:12
fysiskt skydd
av kärntekniska anläggningar
3
Jämförelse SAR Ringhals
- Områden
Struktur
•Olika kapitelindelning
(hemuppgiften)
Filosofi
•Funktionell indelning (senare i denna kurs)
•Säkerhetsklassning (senare i denna kurs)
•Kravhantering (annan kurs)
•Språk (svenska – engelska)
Informationsdjup
•Mängden referenser (ej i någon kurs)
•Detaljnivån på information (ej i någon kurs)
2011-02-28
4
Ringhals RGF – idealt flöde
Amerikanska lagar
Amerikanska Normer o
guider
Svenska lagar
SKIFS 1994
SKIFS 1998
SKIFS 2004
SSMFS 2008
Ensa SAR
SAR R1
SAR R2
SAR R3
AUK
SAR R4
SSMFS
2008:17
RGF
ÖGP
R1
ÖGP
R2
ÖGP
R3
ÖGP
R4
PROJEKT X
PROJEKT Y
PROJEKT Z
PROJEKT Å
2011-02-28
5
Säkerhetsfunktioner
Barriärskyddande funktioner SSMFS
♦ Reaktivitetskontroll
♦ Tryckavsäkring av primärsystemet
♦ Härdnödkylning
♦ Inneslutningsfunktion
♦ Resteffektkylning
♦ (Nödventilation)
Tvärfunktioner
♦ Elkraftförsörjning
♦ Övervakning
♦ Rumskylning för elutrustning
Uppdelningen görs olika på
olika verk
♦ Men totalen är den samma
Säkerhetssystem
System som man tillgodoräknar sig i
de deterministiska analyserna
2011-02-28
6
Sjukdom och Medicin
2011-02-28
Enkelfel
Redundans
CCF
Diversifiering
Rumshändelse
Separation
Mänsklig begränsning
Automatik
Ej automatik
Rådrum
Fel i säkerhetsutrusting
Fail safe
Fel i driftsutrustning
Vedervågningsbeaktande
Separation
7
Enkelfel (Single-failure)
• Enkelfelskriteriet innebär att vid en störning i
anläggningen skall anläggningen kunna
ställas av till ett säkert läge även om ett
godtyckligt fel, som är oberoende av
primärhändelsen, inträffar i något av
anläggningens säkerhetssystem.
2011-02-28
8
När ansätts enkelfel?
• Anläggningen skall analyseras för alla typer av
enkelfel i säkerhetssystemen. Vid varje tillfälle
ansätts enbart ett fel, dvs antingen ett aktivt eller
ett passivt fel.
• Aktivt enkelfel ansätts i samband med
primärhändelsen eller då funktionen erfordras.
• Passivt enkelfel ansätts i långtidsförloppet (12h)
efter missödet.
2011-02-28
9
Rådrum
SSMFS 2008:17, Konstruktionsprinciper 4§:
Manuella åtgärder vid nödvändiga aktiveringar och
driftomläggningar av reaktorns säkerhetsfunktioner får
tillämpas endast om personalen ges tillräcklig tid – rådrum
– för att genomföra åtgärderna på ett säkert sätt
,
10
RGF för SSMFS 2008:17 § 11
Fysisk och funktionell separation
Huvudsyftet med fysisk och funktionell separation
enligt § 11 är att undvika att rumshändelser slår ut en
hel säkerhetsfunktion så att en säkerhetsanalys,
med beaktande av följdfel och enkelfel, av en
inledande händelse kan påvisa att acceptansvillkor
uppfylls.
2011-02-28
11
Säker avställning och kontrollerad nedgång till
säkert läge efter rumshändelse
Rumshändelse inträffar under effektdrift
Kontroll transientberäkningar
P/T
Innehålla acceptanskriterier
Kontrollerad nedkylning
Säker avställning
Säkert Läge
100 C
Tid
2011-02-28
12
R1 Koncept...
Inledande
händelse
t.ex. brand/
översvämn
Enkelfel
Rumshändelsen antas slå ut två stråk. Rumshändelsen antas också leda till
manuell reaktortripp och behov av säkerhetsfunktioner.
En säkerhetsanalys skall då visa att kaplingstemperatur inte överstiger
1204 grader även om tre stråk är utslagna. Om så är fallet är separationen
tillräcklig.
2011-02-28
13
IEEE 384 Criteria for independence of Class 1E
2011-02-28
14
Diversifiering (CCF)
RGF §10 (Did 1952700)
“Fel med gemensam orsak eller CCF (Common Cause Failure)
definieras som fel som samtidigt uppträder i två eller fler system
eller komponenter på grund av en specifik händelse eller orsak”
Vad kan detta vara?
15
Diversifiering (CCF)
Intressanta utdrag ur RGF’en;
“åtgärder ska vidtas för att motverka uppkomsten av fel med
gemensam orsak”
“hela ”livscykeln” för säkerhetssystemen omfattas, dvs. konstruktion,
tillverkning, installation, idrifttagning, drift och underhåll”
” säkerhetsfunktioner som hanterar H2 och H3, rörbrott undantaget,
ska visas vara tåliga mot fel med gemensam orsak “
“säkerhetssystem som omfattas av kravet på diversifiering är de
som ingår i någon av säkerhetsfunktionerna angivna i § 3 “
16
Diversifiering (CCF)
Intressanta utdrag ur RGF’en;
“Anläggningens tålighet mot fel med gemensam orsak ska värderas
för alla säkerhetsfunktionerna enligt § 3. Inneslutningsfunktionen
undantas från krav på diversifierad utformning, eftersom rörbrott ej
ska beaktas.
För R1 så ställs dock diversifieringskrav på funktionen för
ångskalventilstängning, dvs. för hantering av jäsningssekvenser.
För R2, R3 och R4 avgränsas behovet av diversifiering till
säkerhetsfunktionerna reaktivitetskontroll, resteffektkylning och
primärsystemets integritetsskydd. Detta eftersom övriga
säkerhetsfunktioner härdnödkylning och inneslutningsfunktionen för
PWR enbart har krav på sig vid rörbrott vilket därmed kan undantas
enligt SKIFS 2004:2.“
Innebär man inte analyserar alla §3-funktionerna
17
Reaktivitetkontroll
• Förhindra att de neutroner som frigörs vid
kärnklyvningen ger upphov till ytterligare
klyvning av någon urankärna.
• Hur kan man göra detta?
18
Primärsystemet
Primärsystemet utgörs av reaktortanken och system som
är trycksatta av reaktortanken
•
t.o.m. yttre skalventilen
•
Den andra av två ventiler som är stängda under
normaldrift i ledningar som inte går igenom
inneslutningsväggen
•
Säkerhets eller avblåsningsventiler
2011-02-28
19
Primärsystemet BWR (RCPB)
V1
DN 600
V2
DN 15
V3
V4
,
20
Primärsystemet
Primärsystemet PWR (RCPB)
,
21
Härdkylningens tre tillstånd
Vatten- eller tvåfasnivån är över härdens överkant
Härden är delvis frilagd, ångkylning av bränslet
Härden är helt frilagd, strilkyld härd
22
Klassning
Klassning är ett hjälpmedel att prioritera de
”arbetsinsatser” som måste läggas ned på olika system
och komponenter – resursoptimering.
Exempel på klassificeringar
- Säkerhetsklass
-
Mekanisk kvalitetsklass
-
Elektrisk funktionsklass
-
Byggnadsklass
-
HVAC-klass
-
Jordbävningsklass
2011-02-28, L-E Bjerke
23
Klassningshierarki
Säkerhetsklass
1, 2, 3, NNS
(R3/4 Ja/Nej)
Kvalitetsklass
1, 2, 3, 4a,4
TBM
KBM
2011-02-28, L-E Bjerke
Funktionsklass
1E, 2E, 3E
IEC 1226
A, B, C
TBE
TBE
Byggnadsklass
B1, B2, B3
Byggnormer
och klassning
Darwin
1888844
HVAC-klass
3V, 4V
SP2
TBM HVAC
Darwin
2028352
Seismisk klass
1, P, N
Användarhandledning
seismik
Darwin
2000663
24
RAB intentioner:
AUK ska bevaka regler i form av standarder och normer
som är grundläggande för anläggningens konstruktion med
avseende på reaktorsäkerhet. Om sådana regler revideras
skall deras eventuella påverkan på Ringhalsblocken
värderas av AUK. Vidare skall nya sådana kärnkraftsregler,
vilka tillkommer i samband med analyser och
anläggningsändringar, först värderas av AUK innan de
tillåts användas på Ringhals. Förslag på värderingar från
AUK skall fastställas efter beslut av RSK, Ringhals
Säkerhetskommittè.
Texten hämtad ur Ringhals säkerhetsprogram 2009
25
AUK processflöde
Nya och reviderade
Kärnkraftregler från
scanning av
databaser, hemsidor
och övrigt enligt
kapitel 6.1.1
Bevakning av nya
och reviderade
kärnkraftsregler,
Urvalskriterier 1
Nya och reviderade
Kärnkraftregler som
kommer in till AUK från
t.ex. projekt och
anläggningändringsarbete
Kärnkraftregler
som uppfyller
urvalskriterier 1
AUK Möte för
urvalskriterier 2
samt prioritering
av
kärnkraftsregler
Kärnkraftregler
som uppfyller
urvalskriterier 2
Analys av
kärnkraftsregler
enligt prioritering
Godkänd ej
frisläppt
värderingsrapport
Beslut om
tillämpning
cRXT
möte
Remiss
Normer som
inte uppfyller
Urvalskriterier 1
enlig kap 5.2.
Normer som
inte uppfyller
Urvalskriterier 2
enlig kap 5.3.
Granskning
Godkännande
Frisläppt
värderingsrapport
Kommunicering
Darwin id 2005606
för kännedom efter
uppdatering
RSK möte
cR1
cR2
cR34
Sekreterare RSK
Ordförande AUK
Ledamöter AUK,
cRXT
cR34TA
cRQ
cRQS
cRP
cRT
cRTA
cRTAR
cRU
cRUTU
Implementering och
användning
Uppdatering av SAR
Sammanställning
Darwin id 2005606
Detaljerad beskrivning finns i Instruktion för AUK – Darwin: 1827162.
26
Repetitionsfrågor
1.
2.
3.
4.
5.
6.
RGF: var hittar man dem, samt vad finns beskrivet i dem?
Varför klassas utrustning?
Vad är skillnaden mellan enkelfel och CCF?
Vad är den praktiska skillnaden mellan 1E och 2E?
Vad är ”rådrum”?
Hur hänger den Amerikanska och den Svenska normvärlden ihop? Vad står
”högst”?
7. Varför har R1-4 olika SARar?
8. Varför har R1-4 olika Klassning?
9. Vad är kopplingen mellan Säkerhetsfunktioner och Barriärskyddande funktioner?
10. Hur ställs nya krav på ombyggnad av befintliga anläggningsdelar?
11. I vilken omfattning anser ni att normer används i lösningar i AÄ för att lösa krav i
SAR? Kan det vara så att vi tenderar göra egna lösningar ”in-house” vilket
innebär större jobb bevisa den lösningen är misnt lika bra som en normlösning?
12. Vad är er syn på detaljinformation i SAR map: Olika projekt inför detaljerade
förändringar, tex byter transmittrar för nivåindikering. Detta skrivs i vissa fall in i
SAR, med en text om vilket projekt som gjort bytet. Det viktigaste som ska in i
SAR bör väl vara helheten ska beskrivas (dvs att man mäter), inte vilekt projekt
som gjort ett detaljbyte?
2011-02-28
27
Schema del 2
Dag 3
7 45
Repetion av del 1
Dag 4
7 45
Vad är viktigt? - Fokus skiftar
Rörbrott
§12-13.
Redovisning Grupparbete 2
Reaktorinneslutningens integritet
Inledande händelser och acceptanskriterier
§22
2008:1 §1
Reaktorinneslutning forts.
11 00
LUNCH
11 30
LUNCH
Säkerhetsanalyser
Skalventiler
Deterministisk -Probabilistisk jämförelse
DSA
AnläggningsÄndring
fortsättning DSA
15 45
2011-02-28
Sammanhang
Summering
PSA
2008:1 §1
Kursutvärdering
Prov
15 45
28
Vila!
2011-02-28
29
Hemuppgifter
2011-02-28
30
Vila!
2011-02-28
31
Exempel på tänkbar lösning av hemuppgiften ”Kylning av
RI” Oskarshamn 1 Tryckavlastning av RI, System 362
32
Inledande händelser
2011-02-28 L-E Bjerke
33
SAR och inledande händelser
Hur visar vi i SAR att vår anläggning är säker?
•
•
•
•
Deterministisk säkerhetsanalys
Probabilistisk säkerhetsanalys
Deterministiska analyser av byggnader, system, komponenter
där dimensionerade inledande händelser har beaktats
Normuppfyllnad
Inledande händelser- definition
Definition i SSMFS 2008:17
Händelseklass: indelning av händelser som görs vid
säkerhetsanalys och som avspeglar en förväntad
sannolikhet för att en händelse inträffar och påverkar
reaktorns funktion. I dessa föreskrifter används följande
händelseklasser:
• Normal drift (H1)
• Förväntade händelser (H2)
• Ej förväntade händelser (H3)
• Osannolika händelser (H4)
• Mycket osannolika händelser (H5)
• Extremt osannolika händelser (restrisker)
L-E Bjerke 2010-05-10
35
Krav i SSMF 2008:17 §22
§ 22 För att analysera säkerheten skall de
inledande händelser som ingår i den
deterministiska säkerhetsanalysen, enligt 4
kap. 1 § SSMFS 2008:27 om säkerhet i
kärntekniska anläggningar, indelas i ett
begränsat antal händelseklasser med
specificerade analysförutsättningar och
acceptans-kriterier. Dessa händelseklasser
skall täcka normala drifthändelser,
förväntade händelser, ej förväntade
händelser, osannolika händelser och mycket
osannolika händelser. Vid analys av
händelser som inte har beaktats i reaktorns
konstruktion får anpassade
analysförutsättningar och acceptanskriterier
tillämpas.
Allmänt råd
Urvalet av de inledande händelser som
ingår i respektive händelseklass bör
baseras på en analyserad sannolikhet
med vilken händelsen förväntas
inträffa. Vissa inledande händelser bör
dock ingå som postulat, för att verifiera
anläggningens robusthet, oberoende av
sannolikheten för att dessa händelser
inträffar. Exempel på en sådan
händelse är förlust av kylmedel vid ett
brott på största rör eller anslutning till
reaktortryckkärlet.
36
Inledande händelser, Rise 2008:17 §12, §14
•
•
•
•
•
§12 Lokala och globala effekter vid rörbrott
§14 Yttre påverkan
§14 Inre händelser
§14 Brand
§14 Jordbävning
Darwin 1983360
Darwin 1951591
Darwin 1992801
Darwin 1952372
Darwin 1987879
Var används inledande händelser?
•
•
•
•
•
•
Deterministiska säkerhetsanalyser
Probabilistiska säkerhetsanalyser
Strukturell verifiering av tryckkärl (KFM)
Tryckavsäkringsanalyser
Strukturell verifiering av byggnader (KFB)
System- och komponentanalyser mek och el
Inledande händelser och enkelfel
Vid vilka analyser beaktas enkelfel på
anläggningsnivå?
•
•
•
•
•
•
Deterministiska säkerhetsanalyser
Probabilistiska säkerhetsanalyser
Ja
Nej, i felträd beaktas
alla fel
Strukturell verifiering av tryckkärl (KFM)
Ja, på samma sätt som i
säkerhetsanalyserna
Tryckavsäkringsanalyser
Nej, för säkerhetsventiler
tillämpas ej redundans
Strukturell verifiering av byggnader (KFB)
Nej
System- och komponentanalyser mek och el Nej, normalt tillämpas ej
enkelfel på systemnivå
Händelseklassning
Händelsefrekvens
H1 Normal drift
Exempel på händelser
Uppstart, effektdrift
(PC1)
H2 Förväntade händ.
1 /år till 1/100 år
Reaktor- eller turbintrip
Lastfrånslag
Obefogad SI
Förlust av yttre nät
ÅG tubbrott
1/100 år till 1/10 000 år
Liten LOCA
1/10 000 år till 1/ 1 M år
LOCA
Ångledningsbrott
Mindre än 1/ 1M år
Svåra haverier
(PC2/3)
H3 Ej förväntade händ.
(PC4)
H4 Osannolika händ.
(PC5)
H5 Mycket osan. händ.
(PC6)
Säkerhetsanalys acceptanskriterier
Händelse Bränsle
klass
Kapsling RCPB
tryck
Inneslut.
Utsläpp
Pers.dos
H1
Intakt
Intakt
Konst.
Intakt
SSMFS 2008:23
SSMFS 2008:51
H2
Intakt
Intakt
110 %
Intakt
SSMFS 2008:23
10 % av 10CFR100
SSMFS 2008:51
H3
Intakt
Mindre
skador
110 %
Intakt
25 % av 10CFR100,
10CFR50.67
SSMFS 2008:51
H4
Skador
Skador
120 %
Intakt
100 % av 10CFR100,
10CFR50.67
SSMFS 2008:51
H5
Skador
Skador
Skador
Säk.vär.
Regeringsbeslut 11
SSMFS 2008:51
(Intakt,
PMR aktiverad)
41
Säkerhetsanalys acceptanskriterier
SSM-föreläggande:
Konservativa analyser
• I sin helhet enl. RG 1.183
– Dvs. acceptansvärden enbart för effektiv dos till
vuxen och inte sköldkörteldos till barn
– Dock meteorologianvisningarna enl. SSMförordningen för realistiska fall får även användas
för de konservativa fallen
42
SSMföreläggande:
Realistiska
analyser
43
Strukturell verifiering acceptanskriterier
Acceptanskriterier
(ASME service limit dvs spänningar)
Tryckbärande Ex. spänn.
Aktiv
integritet och
från tryck
funktion
Support stability (% av konst.trycksp.)
Händelseklass
H1 Normal drift
A
100 %
A
H2 Förväntade händ.
B
110 %
B
H3 Ej förv. händelser
C
150 %
B
H4 Osannolika händ.
D
200 %
B
H5 Mycket osannolika
händelser
- PMR-system
- Icke PMR-system
D
Säkerhetsvärdering
B
44
Deterministiska säkerhetsanalyser
•
Analys av härd och RCPs integritet (tryck+ tryckhållarnivå)
(PWR och BWR från RG 1.70 rev 2, R 2-4 följer denna indelning medan R1
använder en annan.)
•
•
•
•
•
•
•
•
1. Ökning av sekundärsidans värmeöverföring
2. Minskning av sekundärsidans värmeöverföring
3. Minskning av RC flöde
4. Reaktivitetstransienter
5. Ökning av RCS massinnehåll
6. Minskning av RCS massinnehåll
7. Aktivitetsutsläpp
8. ATWS
Reaktorinneslutningens integitet
Sekundärsidans tryckavsäkring (PWR)
Utsläppsanalys (radiologisk)
Analys av svåra haverier (PMR)
Brandanalys
Översvämningsanalys
Jordbävningsanays
Rörbrottsanalys (övriga HELB)
45
Historisk bakgrund till val av
dimensionerande händelser för
säkerhetsanalys
•
•
•
RG 1.70 rev 1, 1972
Kap 15 listar 35 händelser utan gruppindelning som är
representativa däribland
- Loss of service water system
- Control room uninhability
- Overpressurization of RHR
RG 1.70 rev 2, 1975
Kap 15 listar 47 typiska händelser som är representativa för de 8
grupperna av händelser
RG 1.70 rev 3, 1978
Små avvikelser jämfört med rev 2
Inledande händelser- KFM, KFM, Systemoch komponentanalyser
•
•
KFM
KFB
•
Systemanalys
•
Komponentanalys
Exempel KFM R2 AFW, Darwin 1869962
Exempel R1 Ny kylsystembyggnad,
Darwin 1862563
Exempel R3/4 Silar, Sammanfattning av
förutsättningar, beräkningar, analyser och
verifierande försök, Darwin 1885446
R1 Byte av mellanbjälklagstätning, Darwin
2007781
Probabilistiska säkerhetsanalyser
Uppdelning av analyser
Konsekvens
Nivå 1 Frekvens för härdskada
Nivå 2 Frekvens för utsläpp till omgivningen
Nivå 3 Frekvens för skada på människa och miljö
Drifttillstånd
Mode 1 Effektdrift
Mode 2 Kriticitet till 5 % effekt
Mode 3 Varm beredskap
48
Probabilistiska säkerhetsanalyser
Indelning map typ av händelse
•
•
•
Anläggningstransienter (Internal events) t.ex. LOCA och
transienter
Rumshändelser (Area events) t.ex. översvämning och
brand
Yttre händelser (Externa events) utom jordbävning, krig
och sabotage
49
Probabilistisk analys - Externa händelser
Signifikanta externa händelser
•
•
•
•
•
Stark vind
Extremt snöfall
Explosion inom driftområdet (vätgas)
Organiskt material i intagskanalen
(Extremt regn)
50
Lunch
2011-02-28
51
Säkerhetsanalys
2011-02-28
52
Säkerhetsanalys
SSMFS 2008:1, 4 kap. 1§:
Säkerhetsanalys
1 § Kapaciteten hos en anläggnings barriärer och djupförsvar att
förebygga radiologiska olyckor, och lindra konsekvenserna
om olyckor ändå skulle ske, ska analyseras med
deterministiska metoder innan anläggningen uppförs eller
ändras och tas i drift. Analyserna ska därefter hållas aktuella.
………….
Förutom deterministisk analys enligt första stycket ska
anläggningen analyseras med probabilistiska metoder för att
ge en så allsidig bild som möjligt av säkerheten.
2011-02-28
53
Säkerhetsanalys
Allmänna råd till 4 kap. 1 §
Säkerhetsanalyser bör omfatta en uppsättning
händelser eller scenarier som så långt det är möjligt
täcker in de händelseförlopp och förhållanden som
kan påverka barriärernas och djupförsvarets funktion
och därmed ytterst leda till en radiologisk påverkan
på omgivningen. Frekvensen för olika händelser eller
scenarier utgör grund för indelning i händelseklasser.
.........
2011-02-28
54
Säkerhetsanalys
Allmänna råd till 4 kap. 1 § (forts)
.........
De deterministiskt analyserade kraven utgör grunden för
anläggningens drifttillstånd. Kraven på anläggningens
utformning bör verifieras och utvecklas med hjälp av
probabilistiska metoder så att en säkrare grund för
utformningen uppnås.
För en reaktoranläggning bör probabilistiska säkerhetsanalyser
omfatta
- nivå 1: analys av sannolikheten för att en härdskada inträffar,
samt
- nivå 2: analys av sannolikheten för att utsläpp av radioaktiva
ämnen sker till omgivningen. Vidare bör analyserna omfatta
driftlägena effektdrift, inklusive upp- och nedgång med reaktorn,
samt revisionsavställning,i vilken också bränslebyte ingår.
2011-02-28
55
Säkerhetsanalys
Skillnader mellan deterministiska och PSA
Händelser
I de deterministiska analyserna behandlas enbart de inledande
händelser som anlåggningen är konstruerad för.
I de probabilistiska analyserna behandlas i princip alla händelser
som kan inträffa.
Utrustning
I de deterministiska analyserna tillgodoräknas enbart
anläggningens säkerhetssystem.
I de probabilistiska analyserna tillgodoräknas även driftssystem.
2011-02-28
56
Deterministisk säkerhetsanalys - metod
1. Bestäm de inledande händelser som skall analyseras
2. ”Varje" inledande händelse analyseras enligt följande.
3. Bestäm de primära fysikaliska fenomenen och deras
konsekvenser. (De fenomen som med nödvändighet
inträffar)
4. Bestäm sekundära fysikaliska fenomen och deras
konsekvenser. (De fenomen där omgivande
byggnadsstrukturer, placering av annan utrustning etc
bestämmer konsekvensernas sannolikhet och storlek)
57
Deterministisk säkerhetsanalys - metod
5. Bestäm övriga analysförutsättningar t ex driftpunkt,
enkelfel, pågående underhåll, nätbortfall, manuella
åtgärder.
6. Verifiera att barriärerna ej påverkas utöver sina
respektive acceptanskriterier med tillgång till de
system och systemkapaciteter som finns tillgängliga
enligt förutsättningarna ovan.
58
Deterministisk säkerhetsanalys
I SAR kapitel 8 för Ringhals 1 redovisas följande
säkerhetsanalyser
8.1
Beräkningsmetoder och allmänna förutsättningar
8.2
Felfunktioner som berör ångledningarna
8.3
Felfunktioner i reaktorn
8.4
Rörbrott i primärsystemet i reaktorinneslutningen
8.5
Rörbrott i primärsystemet utanför reaktorinneslutningen
8.6
Felfunktioner i matarvatten- och spädmatningssystem
8.7
Bortfall av det yttre nätet samt felfunktioner i
hjälpkraftsystem
8.8
Felfunktioner i system för radioaktivt avfall
59
Deterministisk säkerhetsanalys
I SAR kapitel 8 för Ringhals 1 redovisas följande
säkerhetsanalyser
8.9
Felfunktioner i turbinsystem
8.10
Övriga inre händelser
8.11
Missöden vid bränslehantering
8.12
Analys av jordbävning
8.13
Brandanalys
8.14
Komplexa sekvenser
8.15
Yttre händelse
8.16
Svåra haverier
8.17
Probabilistiska säkerhetsanalyser
60
Deterministisk säkerhetsanalys
Innehållsförteckningen i avsnitt 8.4 (Inre rörbrott) är ett
exempel på vad som behandlas i respektive
säkerhetsanalys
8.4.1 Val av redovisade sekvenser
8.4.2 Analysförutsättningar
8.4.3 Beskrivning av metoden vid analysen
8.4.4 Händelseförlopp vid rörbrott i inneslutningen
8.4.5 Säkerhetsfunktioner
8.4.6 Påverkan på barriärer
8.4.7 Utsläpp och omgivningskonsekvenser
61
Deterministisk säkerhetsanalys
Innehållsförteckningen i avsnitt 8.4 (Inre rörbrott) är ett
exempel på vad som behandlas i respektive
säkerhetsanalys
8.4.5.1 Primärsystemets integritet
8.4.5.2 Reaktivitetskontroll
8.4.5.3 Härdnödkylning
8.4.5.4 Reaktorinneslutning inklusive isolering
8.4.5.5 Resteffektkylning
8.4.5.6 Nödventilation av utvalda utrymmen
8.4.5.7 Brandskydd
8.4.5.8 Elkraftförsörjning
8.4.5.9 Konsekvenslindring vid svåra haverier
62
Deterministisk säkerhetsanalys
Innehållsförteckningen i avsnitt 8.4 (Inre rörbrott) är ett
exempel på vad som behandlas i respektive
säkerhetsanalys
8.4.6.1
Bränslematerialets kristallstruktur
8.4.6.2
Bränslekapslingen
8.4.6.3
Primärsystemet (RCPB)
8.4.6.4
Reaktorinneslutning
8.4.6.5
Sekundärinneslutningen
63
Vila!
2011-02-28
64
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
•
•
•
•
•
•
•
•
•
Analys av härd och RCPs integritet (tryck+ tryckhållarnivå)
- Ökning av sekundärsidans värmeöverföring
- Minskning av sekundärsidans värmeöverföring
- Minskning av RC flöde
- Reaktivitetstransienter
- Ökning av RCS massinnehåll
- Minskning av RCS massinnehåll
- Aktivitetsutsläpp
- ATWS
Reaktorinneslutningens integitet
Sekundärsidans tryckavsäkring (PWR)
Utsläppsanalys (radiologisk)
Analys av svåra haverier (PMR)
Brandanalys
Översvämningsanalys
Jordbävningsanays
Rörbrottsanalys (övriga HELB)
65
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
Ett PWR-exempel
RCP Shaft Break
Tillhör kategorin Decrease in Reactor Coolant Flow Rate
- Causes and Normal Behavior of the Accident
Beskriver det förväntade händelseförloppet.
Vad är “grundfelet”?
Vad händer i anläggningen?
Vad är man orolig för?
•Bränsletemperatur
•Kapslingstemperatur
•RCPB-tryck
•Containmenttryck
•Utsläpp till tredje man
66
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
The instantaneous break of an RCP shaft is the initiating event of the accident.
The flow through the affected RCS loop is reduced, though the initial rate of reduction of reactor
coolant flow is greater for the RCP Locked Rotor event than for the RCP Shaft Break (see
RCP Locked Rotor).
….
The resulting decrease in reactor coolant flow through the reactor causes a decrease in the
ability of the reactor coolant to remove heat from the core. Thus the fuel cladding will heat
up and cause the reactor coolant to heat up and expand. Flow reduction leads to initiation
of a reactor trip on a Low RC Flow signal. The reactor trip can be coincident with a Loss of
Offsite Power, which would cause the coastdown of the remaining RCPs
…..
The analysis of the RCP Locked Rotor represents the limiting conditions of the RCP Locked
Rotor and RCP Shaft Break accidents.
….
The consequences of this accident are covered by those of the RCP Locked Rotor accident. The
scenarios of both accidents are the same.
Så därför läser man vidare i analysen för RCP locked rotor
67
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
- Acceptance Criteria
Vilken PC tillhör olyckan?
Detta styr vilka acceptanskriterier man sätter på analysen.
An RCP Locked Rotor is classified as a PC-4 event.
….
1.
Fuel damage is allowed to the extent it does not prevent the reactivity control systems, the
RCS [313] and the ECCS to fulfill their functions.
2.
The fuel cladding temperature must remain below the temperature at which clad
Embrittlement may be expected (1482oC)
3.
The pressure in the RCS [313] shall be maintained below 110% of the design pressure
172.4 bar, which is 189.6 bar.
….
In view of these criteria, two analyses must be performed: one to maximize the fuel cladding
temperature and one to maximize the RCS [313] pressure.
68
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
- Methods of Analysis
Vilka beräkningskoder, program, formler mm har använts för olika
delar av analysarbetet?
•LOFTRAN, FACTRAN, THINC
•Bishop-Sandberg-Tong film boiling correlation
•Baker-Just parabolic rate equation
- Accident Specific Assumptions
Förutom alla generella antagande som gäller för alla analyser i denna
kategori används en del specifika antaganden
When the peak RCS [313] pressure is evaluated, the initial Pressurizer pressure is
conservatively estimated above nominal pressure to allow for errors in the
Pressurizer pressure measurement and control channels. This is done to obtain the
highest possible rise in the RCS [313] pressure during the transient.
69
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
- Safeguard Actuation
Vilka signaler för reaktortrip och säkerhetsfunktions-initiering
krediteras i analysen?
automatic reactor trip actuation on Low RC Flow
- Single Failure
Vilket är det värsta enkelfelet man identifierat och analyserat?
Because of Redundancy in the RPS [539], no Single Failure
which could adversely affect the consequences of the transient
has been identified.
70
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
- Results
- Hur utvecklas storheterna som berör acceptanskritererna under
transienten?
- Vad blir max och min-värden?
Maximum RCS [313] pressure (bar)
Maximum fuel cladding temperature at Reactor Core [241] hot spot (oC)
Zr-H2O reaction at Reactor Core [241] hot spot (% by weight)
Percentage of Fuel Rods affected by DNB (%)
173.2
1034.4
0.5
2.18
- När händer olika saker?
RCP rotor locks and shaft breaks
Low RC Flow reactor trip setpoint is reached in affected loop
Control rods begin to drop
Unaffected RCPs lose power and begin to coast down
Maximum RCS [313] pressure occurs
Maximum fuel cladding temperature occurs
Time (s)
0.0
0.03
1.03
1.03
2.7
3.5
71
Deterministiska säkerhetsanalyser - PWR
- Conclusions - Barrier Integrity
Vad betyder resultaten då?
Klarar verket av en denna inledande händelse?
1.
the maximum fuel cladding temperature reached during the transient is 1034.4oC, which is
below the limit (1482oC),
2.
the maximum RCS [313] pressure reached during the transient (173.54 bar) is below the
limit of 189.53 bar.
The above analysis demonstrates the ability of the NSSS to safely withstand a RCP Locked
Rotor event.
- Conclusions - Radioactive Releases
Only a small fraction of the fuel cladding would be damaged (less than 10%).
Thus the reactivity released by this accident is less limiting than the LOCA. Since the LB-LOCA
fulfill the acceptance criteria for a PC-4 event, this accident bounds the RCP Locked Rotor
accident concerning the radioactive releases.
Så därför läser man vidare i analysen för LOCA för att se
på utsläpp
72
Sammanhang
Inledande händelser
Olyckor
Ex; Rörbrott i RC
Låst RCP-rotor
Utspädning av RC
Händelsekatagori
Acceptanskriterier
Sannolikhet
H1-H5
PC1-PC6
Hot mot barriärer, utsläpp
Ex; Bränsleskada
RCPB-skada
Deterministiska Analyser
Analyskrav
Verifiering
Typer av händelser
Ex; Massinnehållsförlust
Flödesminskning
Reaktivitetsproblem
Konstruktionsprinciper
Ex; Enkelfel
CCF
Rumshändelse
Analysförutsättningar
Vad analysen kan kreditera
Ex; Tillgängliga komponenter
Systemutformning
Fysiska förlopp
Säkerhetsklassad utrustning
Krediteras i Analyserna
Kravställs av STF
Ex; Säkerhets Insprutnings Pumpar
Reaktorns tripsystem
STF
PLS
Gränsvärden
Ex;
Reaktortrip164,4 bar
Utrustning som ska vara
tillgänglig
Processvärden att hålla sig
inom
Ex; 2 av 3 pumpar driftklara
DKV
Hur man avgör att utrustningen är tillgänglig
Vilken stödjande utrustning som måste vara tillgänglig
Ex; El, rumskylning, I&C, prestanda, driftläggning
Säkerhetsfunktioner
Hjälper till skydda barriärerna
Ex; Reaktivitetskontroll
Härdnödkylning
Barriärer
Skyddar mot utsläpp
Ex; Kuts
RCPB
73
DSA-koppling till STF
STF kallas på engelska i databasen SplitVision för R2-3-4 för
Technical Specifications (Tec-spec)
Är INTE samma som Technical Requirements som är andra (mindre viktiga) krav
Hur varmt får havet (Ultimate Heat Sink) vara?
Vad sätter gränsen?
För att uppfylla temperaturkravet i SAR, maximalt 56,5°C på utgående vatten från
värmeväxlare i Komponentkylvattensystemet [711] under recirkulationsfasen efter en Large
Break LOCA, antas att vattentemperaturen på den slutliga värmesänkan ej överstiger
25°C.
Medelvärdesbildat över de föregående 24 timmarna
Vad ska man göra då?
Eftersom Analyserna inte längre kan sägas vara gällande när vattnet är varmare
än vad man räknat på; Gå ned till Drifttillstånd 3.
Men i praktiken har man räknat än mer nogrannt på marginalen och gått ned i
effekt.
74
Vila!
2011-02-28
75
Agenda PSA-delen
1. Krav på PSA
2. PSA Definition
3. PSA Inledning
4. PSA Funktionen och PSA Beställare
5. Vad pågår inom PSA för R1 – R4 år 2010
6. PSA i Ringhals Huvudprocesser
7. PSA ?!
8. Användningar av PSA på RAB
9. PSA resultat
10. PSA och koppling till CCF
76
1. Krav på PSA
•
Det är ett myndighetskrav att säkerhetsanalyserna ska innehålla PSA
(Probabilistic Safety Assessment, på svenska sannolikhetsbaserad
säkerhetsvärdering). Enligt kapitel 4 1§ SSMFS 2008:1 står följande
rörande säkerhetsanalys:
–
–
–
–
–
1 § Kapaciteten hos en anläggnings barriärer och djupförsvar att förebygga radiologiska olyckor, och
lindra konsekvenserna om olyckor ändå skulle ske, ska analyseras med deterministiska metoder
innan anläggningen uppförs eller ändras och tas i drift. Analyserna ska därefter hållas aktuella.
Säkerhetsanalyserna ska vara grundade på en systematisk inventering av de händelser,
händelseförlopp och förhållanden som kan leda till en radiologisk olycka. Identifierade sådana
händelser, förlopp och förhållanden ska indelas i händelseklasser. För varje händelseklass ska det
genom kvantitativa analyser visas att gränsvärden för barriärer innehålls samt att radiologiska
omgivningskonsekvenser är acceptabla i förhållande till värden som anges med stöd av
strålskyddslagen (1988:220).
Närmare bestämmelser om indelning i händelseklasser och analysförutsättningar för
kärnkraftsreaktorer finns i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter (SSMFS 2008:17) om konstruktion
och utförande av kärnkraftsreaktorer.
Modeller, metoder och data som används för säkerhetsanalyser och för att fastställa konstruktionsoch driftgränser ska vara validerade och förekommande osäkerheter ska vara beaktade.
Förutom deterministisk analys enligt första stycket ska anläggningen analyseras med probabilistiska
metoder för att ge en så allsidig bild som möjligt av säkerheten.
PSA
77
2. PSA-definitioner
PSA Nivå 1 - Risken för härdskador
• Konsekvensen = Härdskada (1204ºC i härden)
• Frekvensen = ggr/år
• Risk = härdskada/år
PSA Nivå 2 - Risken för radioaktiva utsläpp
• Konsekvensen = Utsläpp (t ex Bq eller Cs)
• Frekvensen = ggr/år
• Risk = Bq/år eller Cs/år
PSA Nivå 3 - Risken för omgivningen
• Konsekvensen = Dos till tredje man (Man Sv, Dödsfall eller
kostnad/Man Sv.)
• Frekvensen = x/år
• Risk = Man Sv /år, Dödsfall/år, Kronor/år
78
2. Forts. PSA-definitioner
PSA Nivå 1- och 2-analyserna utförs för driftlägen:
• Effektdrift
• Ned- och Uppgång
• Avställd reaktor, Bränslebyte, Revision
och följande inledande händelser analyseras:
• Interna händelser (Transienter, LOCA och CCI’er)
• Avställningsspecifika händelser
• Rumshändelser
– Brand
– Översvämning och Ångutsläpp
• Yttre händelser (t ex. extremt väder, igensättning kylvatten)
79
2. Forts. PSA-definitioner
Resultat PSA Nivå 1 och 2
Effektdrift
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Inre- och
yttre
Brand
Brand
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Inre- och
yttre
Avställning
Upp-och Nedgång
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Brand
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
3. PSA inledning - PSA Funktionen
– PSA Funktionen har funnits sedan omorganisationen 2002, 2005 anslöt
BKAB PSA-organisation!
– Plan: “PSA Ringhals 1-4 Femårsplan PSA, PSA-plan för år 2010, 2011,
2012, 2013 och 2014” (1856551/6.0)
– PSA Funktionens grundverksamheten finansieras via årsuppdrag
(u.00302, u.00303 och u.00304) och övriga större PSA-uppdrag
hanteras separat, t ex SPSA R2, R3 och R4.
– Styrande PSA instruktioner och metodikbeskrivning, se följande länk:
•
http://insidan.ringhals.se/Version1/Avdelningar/RT/Organisation/RTA/RTAS/PSA+Do
kumentation.htm
81
4. PSA Funktionen och PSA Beställare
R esponsibility:
Group Leader
PSA Function
PSA R1-R 4
Responsibility:
HRA
Responsibility:
Level 2/Severe
Accidents
PSA R 1 -R 4
PSA R1-R 4
Oderer (owner): PSA R1, R2, R3 and R4
?
Anders Henoch ,
ANHN
Stefan Eriksson,
SFER
PSA R1
PSA R 2
PSA R2
Kenneth Björk,
KENB
Martin Davidsson,
MRDA
PSA R34
R esponsibility: PSA R1, R 2 , R 3 and R4 Level 1 and 2
PSA R1
PSA R1
PSA R 3 och R 4
Thomas Guttman, Hans Nilsson,
THGU
HNLS
Erik Larsen ,
Marie Gryte ,
ELAAB
GRMG (Bitr .)
Peter Choha,
PCHO
Cilla Andersson ,
CIPE
82
6. PSA i Ringhals huvudprocesser
Management processes
Main processes
Business Control
Anvisning:
PSA i Ringhals
huvudprocesser
(1817396)
Supporting processes
83
6. Forts. PSA i Ringhals huvudprocesser
84
6. Forts. PSA i Ringhals huvudprocesser
Exempel på koncept utvärderingsrapporter:
1. R3 PSA. PSA-bedömning avseende genomföringsalternativ i
containmentväggen., Darwin Id 1996631
2. PSA R3. Inledande undersökning av effekten av en tänkbar omsubning av
ventiler, Darwin Id 2010091
3. R3 PSA. Utvärdering av ny logik för öppning av PORV., Darwin Id 2031746
4. PSA-utredning inom projekt DEAR - R1 Kompletterande yttre skalventiler i
system 411, 323 HT och 416, Darwin Id 2035074
5. R2-R4 PSA. Analys avseende påverkan av en ny parallellkopplad backventil i
system 323, Darwin Id 2064709
6. R2 AF-416 Förstärkt hjälpmava Enkelfelsanalys avseende brand och rörbrott
A.01138, Darwin Id 2069147
85
7. PSA ?! - Hur beräknas risken för
kärnkraftolyckor?
– Genom att utföra en systematiskt kvantitativ kartläggning av
alla händelseförlopp som kan sluta i ett haveri - från olika
”utlösande” händelser via fel i de många säkerhetssystemen
som är till för att förhindra haverier.
– Analysen utvärderar ett mycket stort antal möjliga
olyckssekvenser, ger dem sannolikheter, och möjliggör att
rangordna de som är mest troliga.
86
7. PSA?! – Hantering av inledande händelser
PSA analyserar tillförlitligheten hos anläggningens barriärer mot olika
inledande händelser
87
7. PSA ?! – Forts. Hantering av inledande
händelser
För varje inledande händelse (störning) görs ett
händelseträd där man radar upp de funktioner som
behövs för att hantera störningen.
Funktionernas tillförlitlighet beskrivs med felträd
Störning
Anläggningen reagerar
Säkerhetsfunktioner
System 1 System 2 System 3 - 4 - 5
Inledande
händelse
Händelseträd
Sluttillstånd
System 6
Konsekvens
Frekvensberäkning
HS pga
utebliven
spädmatning
Felträd
OK
Härdskada
OK
OK
Utebliven
funktion
327
Utebliven
funktion
323
Härdskada
Härdskada
Övertryckning
Härdskada
88
7. PSA ?! – Forts. Hantering av inledande
händelser
Händelseträd Mavabortfall (T3)
System 327
Mavabortfall (T3)
IH-frekvens:
5E-2 eller 1/20
Felar?
Nej
OK
Ja
Härdskada (HS)
F(HS) = ?!
Härdskadefrekvensen = F(HS) = IH-frekvens x Systembarriären
7. PSA ?! – Forts. Hantering av inledande
händelser
Felträd System 327 (Hjälpmava)
System 327
Systembarriären!?
&
Utebliv.
Start
327P1
Utebliv.
Start
327P2
Sannolikheten för utebliven start 327P1 eller 327P2:
Q p327P1 = Q p327P2 = 1E-2 (1/100)
Otillgängligheten för system 327:
Q p327P1 x Q p327P2 = 1E-2 (1/100) X 1E-2 (1/100) = 1E-4 (1/10 000)
Härdskadefrekvensen = F(HS) = IH-frekvens Mavabortfall (T3) x Otillgängligheten för system 327
= 5E-2 (1/20) X 1E-4 (1/10 000) = 5E-6 (1/200 000)
7. PSA ?! – Forts. Hantering av inledande
händelser
Felträd System 327 (Hjälpmava)
System 327
&
Utebliv.
Start
327P1
Utebliv.
Start
327P2
El.
Mek.
Fel
Kraftmat.
Fel
Signal
Fel
Underhåll
El.
Bortfall
644
Bortfall
DG
Bortfall
Gast.
7. PSA ?! – Forts. Hantering av inledande
händelser
No.
1
2
3
Härdskadefrekvens
Cutset
Mavabortfall (T3)
327P1 Felar (Mek.)
327P2 Felar (Mek.)
5E-06
5E-2 eller 1/20
1E-2 eller 1/100
1E-2 eller 1/100
1/200 000
Mavabortfall (T3)
327P1 Felar (Mek.)
327P2 Felar (UH.)
2,5E-07
5E-2 eller 1/20
1E-2 eller 1/100
5E-4 eller 1/10 000
1/400 000
Mavabortfall (T3)
Osv.
Osv.
Osv.
5E-2 eller 1/20
Summa = Σ- Härdskadefrekvens
7. PSA ?! – Inledande händelse och barriär
S1T = Litet rörbrott
CCI-711 = Bortfall 711
Vit stapel: Inledande händelse.
•
Kort – vanlig händelse
•
Lång – ovanlig händelse
Svart stapel: Barriär
•
Kort – svag barriär
•
Lång – stark barriär
Sammanlagd stapel: Risk från
inledande händelse
•
Kort: Hög risk
•
Lång: Låg risk
TE = Bortfall yttre nät
Jämnstark anläggning:
•
Stark barriär mot vanliga
händelser
•
Svag barriär OK för ovanliga
händelser
93
7. PSA ?! – Felträd
Felträden är detaljerade och innehåller ett stort antal komponenter,
deras inbördes beroenden, och många felmoder
Topp-händelsen i felträdet för
dieselgenerator 651-DG310
ELLER-grind
Beroende till
aktiveringssignaler
Bashändelse för
Utebliven start
samt CCF
Dessa fyra bashändelser representerar en
standardmodellering för en komponent i standby
Bashändelse för
Obefogat stopp
samt CCF
Bashändelse för
Reparation
Bashändelse för
Förebyggande
underhåll
94
8. Användningar av PSA på RAB
1. R1, R2, R3 and R4. Riskuppföljning
2. R2, R3 and R4. Risk Informed renewal of piping inspection program. (RIVAL RiskInformerat provningsurVAL)
3. R1, R2, R3 and R4. PSA i moderniseringskoncept
4. R2, R3 and R4. Utvärdering av ny STF (TS; Technical Specification) I samband med
införandet av MERITS (Methodically Engineered, Restructured and Improved
Technical Specifications)
5. R2, R3 and R4. Utvärdering av provnings-och underhållsintervall i STF (Ny, ej
tillämpad)
6. R2, R3 and R4. Nyttjandet av PSA för att visa att anläggningarna ”deterministisk”
kan tas ned till ett säkert och stabilt läge (Resultat under framtagning)
7. FoU projekt BIRA (Ett pilotprojekt för att utvärdera EPRI's Risk Monitor EOOS,
Equipment Out of Service)
95
8. Forts. Användningar av PSA på RAB
8. Effekthöjningsprojekt FREJ och GREAT (R3 PSA GREAT;108 % och 113,5%,
avslutades 2005 resp. 2007, FREJ avslutades 2010)
9. Diverse exempel på mindre separat PSA utvärdering:
•
•
•
Utvärdering av händelser (t ex R2 416 m fl)
HRA specifika värdering av åtgärder (inspektioner eller underhåll under RA (t ex 313 och
321 på R1)
Värdering och bedömning av förutsättningar för att genomföra förebyggande underhåll (t
ex Fu på dieslarna)
10. Analyser/kvalificering kopplade till SSMFS 2008:17 (SKIFS 2004:2):
•
•
•
§3/§9 Enkelfelstålighet
§12-14 Area events R2-R4, inre brand, rörbrott etc
Separation av kablar
11. AÄ (Anläggningsändrings processen):
•
•
Input (identifiering av erforderliga anläggningsändringar)
Bedömning av reaktorsäkerhetspåverkan:
– Bedömning och ev. beslut om att nyttja PSA som en del av anläggning- och
systemkonstruktionsfasen och/eller som en slutlig verifiering
96
8. Forts. Användningar av PSA på RAB - Forts.
Riskinformerat provningsurval
Inspektera strukturella element (svetsar) som:
– ger stort härdskadebidrag vid rörbrott
– har stor brottrisk
=> Filosofi - Brottrisken minskas vid inspektion!
Låt bli att inspektera de strukturella element (svetsar) som:
– ger lågt härdskadebidrag vid rörbrott
– har låg brottrisk
=> Filosofi - Brottrisken påverkas ej av inspektionen!
97
8. Forts. Användningar av PSA på RAB - Forts.
Riskinformerat provningsurval
Resultat av RIVAL projektet för R2:
– Minskad provning för:
• 313 (RCP - Huvudcirkulationssystemet)
– Ökad provning för:
• 414 (Kondensatsystemet)
• 416 (Hjälpmatarvattensystemet)
• 711 (Kylsystem för reaktordelen)
• 715 (Saltvattensystem för reaktordelen)
98
8. Forts. Användningar av PSA på RAB –
PSA i moderniseringskoncept
– Ringhals 1 RPS/SP2 (Reactor Protection System/Safety Package 2)
• An update PSA L1 and L2 for internal-, Area- and External events
and operational mode on power operation after Modernization of
R1:
– Concept no. 1 (2005)
– Concept no. 2 (2006) => R1 PSAR 8.17 (2007)
• “As-built” R1 SAR 8.17 Finished 2010
– Ringhals 2 TWICE (Ringhals TWo Instrumentation and Control
Exchange)
• An update PSA L1 and L2 for internal-, Area- and External events
and operational mode on power operation after Modernization of
R2:
– Concept no. 1 “FAT PSA” (2006)
– Concept no. 2 “PA PSA” (2008) => R2 PSAR 8.7 (2008)
– Concept no. 3 “PSA BL 6.0” (2009) => R2 PSAR 8.7 (2009)
• “As-built” R2 SAR 8.7 Finished 2010
99
8. Forts. Användningar av PSA på RAB –
Forts. PSA i moderniseringskoncept
– Ringhals 4 FREJ (Ringhals FyRa – EffekthöJning och ÅG-byte), new
steam generators, new pressurizer, safety analysis for power upgrade
to118,6 %)
• An update PSA L1 and L2 for internal-, Area- and External events
and operational mode on power operation after Modernization of R4
– PSAR 15.9 (2009/2010)
– PSAR 15.9 (summer 2010)
• “As-built” R4 SAR 15.9 Finished 2011
100
8. Forts. Användningar av PSA på RAB - Forts.
Utvärdering av ny STF
Shutdown with component unavailable
fCDF
Continued power
operation with component
unavailable
Start-up from forced outage
Include the
probability of repair
into the equation:
Component
restored
Component
outage
Forced outage (comp.
Unavailable)
Time
101
8. Forts. Användningar av PSA på RAB - Forts.
Utvärdering av ny STF
Resultat:
– Test intervall:
• Inga ändringar => Ingen påverkan på PSA
– Åtgärdstider:
• Högsta ändringen för ett “ändrat” krav: 0,06%
• Högsta ändringen för ett “ icke ändrat” krav : 0,23E-05
=> Påverkan på totala härdskadefrevensen är försumbar!
102
9. PSA Resultat
Totala härskadefrekvensen för R1-R4
30%
32%
R4
PSA Nivå 1
Resultat
R1
R3
och
R1
R4
!!
R2
18%
20%
PSA i Ringhals Verksamhetsdag
Stefan Eriksson/Ringhals AB/2010-04-28
103
9. Forts. PSA Resultat
Totala utsläppsfrekvensen för R1-R4
16%
PSA Nivå 2
Resultat
28%
R4
10%
R3
R2!!
R1
R2
46%
PSA i Ringhals Verksamhetsdag
Stefan Eriksson/Ringhals AB/2010-04-28
104
10. Forts. PSA Resultat
Resultat PSA R1 Nivå 1 och 2
Effektdrift
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Inre- och
yttre
Brand
Brand
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Inre- och
yttre
Avställning
(Ej RPS/SP2)
Upp-och Nedgång
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Brand
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
105
10. Forts. PSA Resultat
Resultat PSA R2 Nivå 1 och 2
Effektdrift
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Inre- och
yttre
Brand
Brand
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Inre- och
yttre
Avställning
(Ej TWICE)
Upp-och Nedgång
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Brand
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
106
10. Forts. PSA Resultat
Resultat PSA R3 Nivå 1 och 2
Effektdrift
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Inre- och
yttre
Brand
Brand
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Inre- och
yttre
Avställning
Upp-och Nedgång
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Brand
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
107
10. Forts. PSA Resultat
Resultat PSA R4 Nivå 1 och 2
Effektdrift
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Inre- och
yttre
Brand
Brand
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
PSA Nivå 2 (Utsläppsfrekvens och utsläppsmängd)
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Inre- och
yttre
Avställning
Upp-och Nedgång
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Brand
Översvämning/Ånga
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
PSA Nivå 1 (Härdskadefrekvens)
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Översvämning/Ånga
Inre- och
yttre
Brand
Översvämning/Ånga
108
11. Summering
1.
Det är ett myndighetskrav att säkerhetsanalyserna ska innehålla PSA!
2.
Stöd och support kring PSA-frågor finns att hämta hos PSA Funktionen (RTAS),
kontakta mig eller berörd PSA-studie ansvarig!
3.
Hur PSA kommer in i RAB huvudprocesser finns att läsa i anvisningen: PSA i Ringhals
huvudprocesser (1817396)!
4.
Hur elkartläggning PSA ska hanteras specifikt framgår av instruktion: R1-R4 PSA
Vidmakthållande av dokumentation " Kartläggning av elsystem“, (1733064)!
5.
PSA ska och kan nyttjas som ett stöd i samband med konstruktions-framtagningen, dvs.
inte enbart som ett verifierande verktyg!
6.
Brand bidrar mest till den totala härdskadefrekvensen för RAB samtliga block,
bedömning är dock att det råder stora ”analysosäkerheter”!
109
9. Forts. PSA Resultat
PSA R1-R4 Nivå 1 och 2 resultat - Summerat:
¾ Satsa ”PSA nivå 1 pengar” på R1 och R4 samt ”PSA nivå 2 pengar” på
R2.
¾ Satsa ”PSA nivå 1 och 2 pengar” på IH-kategori brand på framförallt R3
och R4 (detta även om IH-kategori inre och yttre händelser tycks
dominera)!
¾ Satsa ”PSA nivå 1 och 2 pengar” på drifttillstånd avställning!
110
10. PSA och koppling till CCF
– Definition enligt SSMFS 2008:17:
• Fel som uppträder i två eller flera system eller
komponenter på grund av specifik händelse eller orsak
=> Fel med gemensam orsak – CCF
– CCF-risken har stor betydelse för totala
härdskadefrekvensen (ca 20%)
– PSA är ett bra verktyg för att värdera CCF-risker
111
10. Forts. PSA och koppling till CCF
•
FoU PSA-CCF projekt ICDE (ICDE = International
Common Cause Failure Data Exchange):
•
ICDE-projektet initierades av OECD/NEA för att uppmuntra internationellt
samarbete gällande insamling och analys av Common Cause Failure
(CCF) händelser.
•
ICDE-projektets mål är att samla in och analysera CCF-händelser över en
längre tidsperiod för att bättre förstå dessa händelser, anledningen till
dessa och hur de ska förebyggas.
•
Generera kvalitativa insikter om grundorsakerna till CCF
•
Etablera ett verktyg för effektiv återföring av vunna erfarenheter kopplade
till CCF
•
Samla in händelseattribut för att underlätta kvantifieringen av CCFfrekvenser när så beslutas av projektarbetsgruppen
112
10. Forts. PSA och koppling till CCF
•
Berörda komponentgrupper:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
•
Centrifugalpumpar (2000)
Dieselgeneratorer (2001)
Motorventiler (2001)
Säkerhetsventiler (2002)
Backventiler (2003)
Batterier (2003)
Nivåmätare (2008)
Brytare och frånskiljare (2007)
Styrstavar (NPSAG-rapport)
Värmeväxlare
Data insamlat för Barsebäck och Ringhals för åren fram
t.o.m 2001
113
10. Forts. PSA och koppling till CCF
•Följande 11 st CCF identifierades:
• MOV (4st)
• Säkerhetsventiler (3st)
• Centrifugal pumpar (4st)
•Det finns dock många ”Potentiella CCF” (63 st) - flertalet baserat på
”mänskliga faktorn”, många utav dessa har medfört ändrade ”rutiner”!
•Erfarenheter och insikter från ICDE-projektet har redan nyttjats (t ex i
samband med bytet av stationsbatterier på R3 och R4, 1971252), men mer
kan göras och ett uppdrag för att få ut det på RAB har påbörjats.
•”Uppdragsbekräftelse - Vidareutveckling av administrativa rutiner och åtgärder
för att minimera risker för fel med gemensam orsak (CCF) i samband med
anläggningsändringar samt drift och underhåll”, 2035547 /2.0"
114
8. Forts. Användningar av PSA på RAB - Forts.
Utvärdering av ny STF
Shutdown with component unavailable
fCDF
Continued power
operation with component
unavailable
Start-up from forced outage
Include the
probability of repair
into the equation:
Component
restored
Component
outage
Forced outage (comp.
Unavailable)
Time
115
Dag 4 Sammanhang med PSA
Inledande händelser
Olyckor
Ex; Rörbrott i RC
Låst RCP-rotor
Utspädning av RC
Ännu fler händelser
Analyskrav
Händelsekatagori
Acceptanskriterier
Sannolikhet
H1-H5
PC1-PC6
Hot mot barriärer, utsläpp
Ex; Bränsleskada
RCPB-skada
PSA
Deterministiska Analyser
Verifiering
Typer av händelser
Ex; Massinnehållsförlust
Flödesminskning
Reaktivitetsproblem
Konstruktionsprinciper
Ex; Enkelfel
CCF
Rumshändelse
Analysförutsättningar
Vad analysen kan kreditera
Ex; Tillgängliga komponenter
Systemutformning
Fysiska förlopp
Driftsklassad utrustning
Säkerhetsklassad utrustning
Krediteras i Analyserna
Kravställs av STF
Ex; Säkerhets Insprutnings Pumpar
Reaktorns tripsystem
STF
PLS
Gränsvärden
Ex;
Reaktortrip164,4 bar
Utrustning som ska vara
tillgänglig
Processvärden att hålla sig
inom
Ex; 2 av 3 pumpar driftklara
DKV
Hur man avgör att utrustningen är tillgänglig
Vilken stödjande utrustning som måste vara tillgänglig
Ex; El, rumskylning, I&C, prestanda, driftläggning
Säkerhetsfunktioner
Hjälper till skydda barriärerna
Ex; Reaktivitetskontroll
Härdnödkylning
Barriärer
Skyddar mot utsläpp
Ex; Kuts
RCPB
116
Gå hem & gör nått kul!
2011-02-28
117
Vad är viktigt?
I olika sammanhang är olika saker viktiga på ett kärnkraftverk
•
Det är tex oerhört viktigt vi producerar el. Annars kvittar det
med allt det andra.
•
Producera elen säkert är nästa prioritet. Annars får vi inte
producera den.
Men vad som är säkert varierar.
•
Ur ett deterministikst perspektiv är utrustning antingen
krediterad (och därmed säkerhetsklassad) eller inte. Är den
säkerhetsklassad så är den viktig.
•
Ur ett djupförsvarsperspektiv är mycket mer viktigt. Exempelvis
är driftsystem viktiga då de förhindrar att man alls behöver
använda den säkerhetsklassade utrustningen.
•
Ur ett operatörsperspektiv är det vid en störning som regel
viktigt prova åtgärda den med all utrustning som finns, oavsett
säkerhetsklass.
118
Vad är viktigt?
Detta gör att man i projekt där alla har olika bakgrund ibland pratar
förbi varandra.
Man kan (kanske) illustrera det så här med hjälp av klassisk
mängdlära;
DSA: Detta behövs i Analyserna.
Detta är viktigt!
PSA: OK, men vi kikar även på
lite driftsystem och sånt som
kan orsaka problem. Tänk på
djupförsvaret.
Detta är viktigt!
All utrustning på Ringhals
Driften: Hmm. Vi bryr oss inte om
sånt där. Vi testar använda
allt som finns. Härden måste
hållas kyld!
Detta är viktigt!
119
Vad är viktigt?
Även vad som är viktigt under ett haveriförlopp skiftar med tiden
och utvecklingen av scenariot
Producera el
Se till säkerhetssystemen utför sina
uppgifter
Se till säkerhetssystemen utför sina
uppgifter
Gå ned till säkert läge
Gå ned till säkert läge
Troligen köra igång igen
Kanske köra igång igen
Hålla härden kyld
Minimera okontrollerbart
utsläpp
Ligga inom STF
Minska effekt
Troligen aldrig återstarta
Snabbstoppa
Köra igång igen
Händelseklass
H
PC
Design
Ursprungsdesign
Bortom ursprungsdesign
Driftmässigt läge
Normaldrift
Störning / transient
Haveri inom design
Haveri utanför design
Instruktioner för KR Driftsinstruktioner
Störningsinstruktioner
Haveriinstruktioner
E, FR, A (franska DT3>),
Svåra haveri-instruktioner
SAMG
STF
Haveriberedkapens
larmnivå
Höjd beredskap
Haverilarm
1
1
X
2
2
X
2
3
X
3
4
X
4
5
X
5
6
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
X
-
-
X - en
barriär
bruten
-
X - två
barriärer
brutna
120
Vila!
2011-02-28
121
Rörbrott
Joakim Ehrinton, RTAR
”Avbryt gärna och fråga!”
122
Rörbrott
Agenda
•
•
•
•
•
•
•
Regelverk, SSMFS 2008:17 §12
Rörbrottsanalys, arbetsgång
Postulering av rörbrottsställen
Lokala/globala dynamiska effekter
Säkerhetsvärdering
Hantering av avvikelser
Kort om §13 (LBB)
123
Rörbrott
Inledning
Varför analysera rörbrott och rörbrottseffekter?
Vi skall inte släppa ut radioaktivitet till 3:e person
Görs genom att påvisa att barriärena klarar
sig och att reaktorn kan tas till säkert läge
124
Rörbrott
Regelverk, SSMFS 2008:17 12 §
12 §
Kärnkraftsreaktorn skall vara tålig mot globala och lokala belastningar och andra
effekter som kan uppstå vid ett rörbrott.
Konsekvenserna av ett rörbrott som inledande händelse, skall analyseras och
värderas med avseende på hur sådana effekter påverkar barriärer och
de säkerhetsfunktioner som tillgodoräknas vid rörbrottet.
Vidare anges i de allmänna råden till SSMFS 2008:17
Till 12 §
Exempel på globala effekter vid rörbrott är tryck- och temperaturbelastningar i det utrymme där rörbrottet inträffar
samt i angränsande utrymmen till vilka tryckavlastning sker, globala vibrationer på grund av kondensationslaster,
belastningar på grund av översvämning samt ångströmning inklusive övrig miljöpåverkan.
Exempel på lokala dynamiska effekter är rörslag, reaktionskrafter och jetstrålar. Tålighet mot sådana effekter, i
synnerhet då ett rörbrott kan medföra att en hel säkerhetsfunktion slås ut, bör åstadkommas genom
rörbrottsförankringar, missilskydd eller ändrade rördragningar.
Vid analys av vilka åtgärder som behöver vidtas, bör rörbrott antas inträffa där det har betydelse för säkerheten
samt
- där det finns förutsättningar för sådana skador som kan leda till rörbrott, och
-i enlighet med kriterierna i SRP 3.6.1 och 3.6.2
125
Rörbrott
Rörbrottsanalys, arbetsgång
En fullständig rörbrottsanalys kan övergripande indelas i följande steg:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
Postulering av rörbrottsställen.
Bestämning av lokala/globala dynamiska effekter vid rörbrott.
Säkerhetsvärdering och bedömning av åtgärdsbehov.
Utformning och införande av eventuellt erforderliga skyddsanordningar.
Dokumentering
Uppdatering av SAR/FSAR
Punkt 1 till 3 och 5 belyses i presentationen
126
Rörbrott
Postulering av Rörbrottsställen
• Steg 1. Rörbrott enligt SRP 3.6.1, 3.6.2
http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr0800/ch3/
Postulering av rörbrott görs enligt anvisningar i SRP 3.6.1, 3.6.2
för system i mekanisk kvalitetsklass 1 till 4.
För dessa postulerade rörbrott utreder man påverkan på
säkerhetsfunktioner med samtidigt beaktande av enkelfel.
Högenergisystem / lågenergisystem
I högenergisystem ( med T>95°C eller P>1.9 MPa) ansätts giljotinbrott/fläkbrott
i lågenergisystem ansätts läckagebrott.
Om drifttiden som ett HE-system är mindre än 2 % av drifttiden som ett LE-system så
anses drifttiden kort och man kan betrakta systemet som ett LE-system.
Rörbrottspositioner
Ansätts I sk “Terminal End”, dvs fixpunkter samt i de positioner där spänningsnivåer
(för normaldriftslaster) överstiger eller där delskadan (utmattning) överskrider ett visst
värde.
127
Rörbrott
Postulering av Rörbrottsställen
•
Steg 1. Rörbrott enligt SRP 3.6.1, 3.6.2 forts.
I genomföringsområdena kan man ”slippa” postulera rörbrott i
”terminal end” om man kan visa att ett antal kriterier är uppfyllds
(sk. ”Break Exclusion Criteria”)
Innebär bla. att man ställer krav på 100% volumetrisk provning,
ett postulerat rörbrott utanför genomföringsområdet skall inte
ge upphov till spänningar över en viss nivå samt att man inte har
räknat fram några rörbrottspunkter enligt kriterierna innan.
TE
128
Rörbrott
Postulering av Rörbrottsställen
•
Steg 2. Rörbrott där förutsättningar för skador finns
(degraderingsmekanismer)
Rörbrott skall även postuleras i mekanisk kvalitetsklass 1 till 3 system där det finns
förutsättningar för skador som kan leda till rörbrott.
Degraderingsmekanismer som avses är kända aktiva skademekanismer ( ex
termisk utmattning, spänningskorrosion, godsförtunning) vilka tas upp i dagens
kontrollprogram.
Brott på grund av aktiva skademekanismer behöver inte postuleras i skarvar som har
100% återkommande provning, dvs provas årligen.
För R2-4, som tillämpar RIVAL, provas de positioner
I vilka man har aktiva skademekanismer till 100%,
vilket ger att man inte behöver applicera ytterliggare
rörbrott.
För R1, som tillämpar PMT, så finns det områden
med aktiva skademekanismer som inte provas100%.
129
Rörbrott
Postulering av Rörbrottsställen
•
Steg 3. Rörbrott med betydelse för säkerheten
För att nå en hög grad av robusthet inom området rörbrottspostulering så ställs
även krav på att rörbrott skall postuleras där det har betydelse för säkerheten
dvs. rörbrott som om det uppkommer slår sönder en hel säkerhetsfunktion.
Rörbrott ansätts i skarvar/geometridiskontinuiteter i rörsystem i mekanisk
kvalitetsklass 1-3 där ett rörbrott riskerar att slå ut en hel säkerhetsfunktion. Vid
rörbrottspostulaten ska enkelfelskriteriet vara uppfyllt såvida inte man kan visa att
brottet är extremt osannolikt.
Tanken är inte här att man skall analysera fram
rörbrottssannolikheter utan avsikten är att
verkligen försäkra sig om att inga aktiva
skademekanismer finns i dessa områden med
allvarlig konsekvens.
Dvs har man inga aktiva skademekanismer
så behöver inte enkelfelet appliceras.
130
Rörbrott
Rörbrottspostulering kortfattat
-
Postuleras enligt SRP 3.6.1, 3.6.2 (klass 1till 4 system)
-
Postuleras i klass 1 till 3 system där det finns hittills kända
skademekanismer
-
Postuleras i klass 1 till 3 system där det har betydelse
för säkerheten
131
Lokala dynamiska effekter vid rörbrott:
•
Rörslag
•
Reaktionskrafter
•
Jetstrålar
•
Läckagesprickor
•
Andra lokala effekter
–
–
–
–
Tryckpulser och strömningskrafter
Missiler
Vibrationer i komponenter och rörsystem vid rörbrott
Förlust av brottytans bärighet
132
Rörslag (analys):
133
Rörslag (analys):
134
Rörbrott
Globala dynamiska effekter vid rörbrott:
•
Tryck- och temperaturbelastningar i utrymmen där rörbrottet sker samt i
angränsande utrymmen till vilka tryckavlastning sker
•
Globala vibrationer i byggnadskonstruktioner på grund av kondensationslaster och
rörbrott.
•
Belastningar på grund av översvämning samt ångströmning
•
Miljöpåverkan t.ex. temperatur, fuktighet och radioaktivitet
•
Andra globala effekter
–
–
–
Tryckpulser och strömningskrafter som ger belastningar på reaktorns
interndelar vid LOCA.
Reaktorkylmedelsförlust från brottstället t.ex. för dimensionering av härdnödkylning och
reaktorinneslutning
Jetstrålars och rörslags påverkan på omgivande material i samband med studium av
härdnödkylning
135
Rörbrott
Säkerhetsvärdering:
Övergripande acceptanskriterier för skydd mot dynamiska effekter vid
rörbrott är att reaktorn alltid skall kunna tas till säkert läge, samt att
ingen av skyddsbarriärerna som förhindrar spridning av radioaktiva
ämnen går förlorad.
Det sista kravet innebär t ex att reaktorinneslutningens integritet och
täthet bibehålls och att möjligheten att isolera inneslutningen inte förloras.
136
Rörbrottsskydd (Dragstag)
•
Principen för förankringen är att stagen skall töjas och på så sätt bromsa upp
röret.
137
Rörbrottsskydd (Dragstag) forts.
•
Modell
Dragstag II
A
Ventil 326V1
321-rör
B
Dragstag I
y´
z´
z´
326-rör
FB
x´
y´
x´
138
Rörbrottsskydd (Dragstag) forts.
•
Analysen baseras på energi- och jämviktsekvationerna.
2.7 m
L=1.15 m
Dragstag I
FB×cos37°=94 kN
326-röret 168.3x11
B
Dragstag I
0.87 m
ϕ och ω
Plastisk led vid ventil
326V1, Mc
s =0.50 m
Dragstag I
Bygeln helt sträckt och
börjar bromsa.
139
Rörbrottsskydd (Dragstag) forts.
•
Analysen baseras på energi- och jämviktsekvationerna.
B
Dragstag I
Plastisk led vid ventil
326V1, Mc
Dragstag I
Dragstagen förlängs
Skall ta upp Mc /L samt
rotationsenergin
Tillförd energi skall vara lika stor som den upptagna, Wtill = Wut
Tillförd energi: Wtill =
J ⋅ ω2 M c
+
⋅x
2
L
⎛ x
2πd 2
Upptagen energi i dragstagen: Wut = ∫ A ⋅ σ dx = ∫
⋅ σ0 ⋅ ⎜
⎜l
4
0
0
⎝ eff
x
x
n
⎞
⎟ dx
⎟
⎠
140
Rörbrottsskydd (Dragstag) forts.
•
Energi tas upp genom att stagen töjs.
R50
dmin
Gänga
dtöjningszon
800
600
500
400
300
0.48
0.45
0.42
0.38
0.35
0.32
0.29
0.22
0.26
0.19
0.16
0.1
0
0
0.13
100
0.06
W
200
0.03
Spänning [MPa]
700
Töjning Epsilon
141
Rörbrott
•
Rörbrottsskydd.
Andra exempel.
142
Rörbrott
•
Rörbrottsskydd.
Andra exempel.
143
Rörbrott
Hantering av avvikelser:
Om man inte kan uppfylla § 12 så har man följande vägar att gå:
•
Bygga om systemet, ändra rördragning, ändra kabeldragning, införa rörbrottsskydd,
HELB-rör etc.
•
Genomföra förfinade detaljanalyser med ex. FE-program för att på så sätt mer i
detalj kunna studera effekterna. Exempelvis se hur rör slår, utreda vad för typ av
rörbrott det blir (giljotin- och eller uppfläkningsbrott), genom förfinade analyser få ned
utnyttjandenivåer och spänningsnivåer så att rörbrott inte behöver postuleras.
•
Se om man kan införa LBB (leak before break), uppfylla SSMFS §13, för att ej
behöva beakta lokala dynamiska effekter.
•
Begära undantag enligt SSMFS 2008:17 §28
144
Bakgrund LBB (Leak Before Break)
Bakgrunden till utvecklingen av LBB-konceptet är att
äldre generationens PWR, däribland Ringhals 2, inte
fullt ut beaktade alla effekter från rörbrott, såsom
asymmetrisk tryckuppbyggnad på utsidan av
reaktortanken vid rörbrott i anslutande svetsar.
Detta kan ge mycket stora krafter på RT och dess
stödpunkter.
Detta korrigerades till senare generationer reaktorer,
såsom Ringhals 3 och 4, som fick en annan
konstruktionsutformning i detta avseende.
Av denna anledning utvecklades i USA en metodik
för att kvalificera ett rörsystem för LBB som baserar
sig på den goda skadetåligheten och den mycket
låga rörbrottsannolikheten i aktuella system.
145
LBB; Omfattning & avgränsningar
• LBB utgör ett strukturerat sätt att visa att en spricka i ett rörsystem ger ifrån sig ett
detekterbart flöde innan ett brott uppstår.
• Metodiken kan endast tillämpas där det kan påvisas att aktiva skademekanismer ej
föreligger.
• Under förutsättning att LBB är uppfyllt behöver inte lokala dynamiska effekter av
rörbrott beaktas, såsom rörslag och jetstrålar.
• LBB tillämpas inte för globala effekter från ett rörbrott såsom härdnödkylning
(säkerhetsanalyser), tryckuppbyggnad i inneslutning eller miljökvalificering.
• LBB skall tillämpas på ett helt rörsegment, således inte på en enstaka svets, och på
rörsystem i mekanisk kvalitetsklass 1 och 2.
146
Rörbrott
Regelverk, SSMFS 2008:17 13 §
13 § LBB
Lokala dynamiska effekter behöver inte beaktas i de delar av anläggningen
där rörsystemen har givits en sådan utformning, sådana driftbetingelser
och miljöförhållanden att förutsättningarna för skador i rörsystemen,
till följd av kända och identifierbara degraderingsmekanismer,
har reducerats så långt som möjligt och där åtgärder har vidtagits så att
skador som trots detta kan uppkomma leder till detekterbara läckage innan
brott inträffar.
Ytterligare bestämmelser om konstruktion, tillverkning och kontroll
av rörsystem finns i Strålsäkerhetsmyndighetens föreskrifter (SSMFS
2008:13) om mekaniska anordningar i vissa kärntekniska anläggningar.
147
Rörbrott
LBB steg översiktligt
1)
Ett läckageövervakningssystem behöver finnas som uppfyller RG 1.45 som kan
detektera läckage och till vilket är kopplat tydliga nedgångskrav.
2)
Visa att aktiva skademekanismer inte föreligger
3)
Bestäm vilken sprickstorlek som vid normal drift ger ett utflöde motsvarande 10
gånger det som erfordras av 1).
4)
Via en brottmekanisk analys och analys av sprickstabilitet konstatera att denna
sprickstorlek är acceptabel även med hänsyn till dimensionerande level D last.
(typiskt SSE för PWR).
148
Läckagesprickan
En spricka postuleras i omkretsled vars spricklängd (läckagesprickan) bestäms av det läckageflöde som
under normala driftslaster inklusive svetsegenspänningar, är 10
gånger större än det läckageflöde som kan detekteras med rörsegmentets system för läckageövervakning.
Läckagesprickan ska postuleras både i högt och lågt påkända rörtvärsnitt (företrädesvis svetsar) längs
rörsegmentet.
q≥10xqdet
NN
NN
MN
PN
l
MN
Normaldriftslaster
(level A/B)
149
Kritisk spricklängd
Den kritiska spricklängden bestäms sedan under kombinationen normala driftslaster plus en av de värsta
lasterna enligt anmälda KFM.
ND
ND
MD
PD
lcr
MD
Värsta lastkombinationen enl KFM
(level D)
Krav:
-lcr ≥ 2 l
-Sprickan (lcr) skall vara stabil om lasterna skalas upp med en faktor 1.4
Det ska visas att en marginal på minst 2 föreligger mellan den kritiska spricklängden och läckagesprickan.
Dessutom ska visas att läckagesprickan är stabil när den utsätts för en last som är 1.4 gånger den last som
är bestämmande för den kritiska spricklängden.
150
Dessutom…
•
Dessutom skall alltid konsekvenserna av rörbrottet analyseras och värderas, bl a för att man
skall kunna avgöra om en hel säkerhetsfunktion kan slås ut.
•
Om man riskerar att slå ut en hel säkerhetsfunktion kan LBB ändå användas kompletterat
med probabilistisk analys. Dessutom skall visas att fysiska åtgärder inte är möjliga eller
rimliga.
•
Rörsegmentet behöver ha genomgått kvalificerad oförstörande provning (OFP) antingen vid
tillverkning och installation eller vid senare tillfälle och kvalificerad OFP bör även ske
framledes i lämplig omfattning.
151
Status LBB på Ringhals
Ringhals 1
Ringhals 1 har under 1998-2010 genomfört LBB analyser på 313 (HC-krets) och 411
(ångledningarna). Samt inför detekteringssystem (Flüss) på dessa system.
Första LBB ansökan för 313 skickades till SKi i slutet på 90-talet, men SKi svarade att de inte tog
ställning. Öppning för LBB kom först i samband med SSMFS 2008:17.
Senare analyser av rörbrottspositioner och konsekvenser innebar att man kom till insikt att LBB ej
var nödvändigt att tillgripa för att hantera lokala effekter.
Ringhals 1 avser idagsläget inte att ansöka om LBB.
Ringhals 2
Ringhals 2 har från ÅG bytet 1988 använt LBB-konceptet, men med anledning av nya föreskrifter
så har man sedan 2006 genomfört nya LBB-analyser på RC-kretsarna, surge-line, RH,
ackumulatorledningen och 411. LBB för 411 släpptes tidigt
LBB analyserna är anmälda till SSM 2009 och accepterades men SSM ställde krav på ett lokalt
läckagedetekteringssystem (typ Flüss) på RH, Surge-line och ackumulatorledningen.
Ringhals 2 håller därefter på med att klara rörbrott enligt §12 på dessa ledningar.
Ringhals 2 har som nuvarande mål att tillämpa LBB-konceptet för RC-kretsarna.
152
Rörbrott
Dokument
• SRP 3.6.1, 3.6.2 , 3.6.3 gå via nätet
http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/staff/sr0800/ch3/
• RGF §12
” R1-R4 Ringhalsgemensamma förutsättningar för SKIFS 2004:2 §12
Lokala och globala effekter vid rörbrott”
Darwinid 1951591
• RGF §13
” R1-R4 Ringhalsgemensamma förutsättningar för SKIFS 2004:2 §13”
Darwinid 1964149
• SSM utredningsrapport 2008/200
” Riktlinjer för analys av skydd mot rörbrott i kärnkraftanläggningar”
• SSM utredningsrapport 2005/83
”Rörbrottsskydd och läckage före brott (LBB)”,
153
Vila!
2011-02-28
154
Reaktorinneslutningens
integritet
2011-02-28
155
20 ton - BWR
Bakgrund till 20‐tonskriteriet.
I Oskarshamn 1 finns det ca 20 ton vatten ovanför härdens övre kant vid voidkolaps efter snabbstopp.
Genom att begränsa utflödet till max 20 ton vid yttre rörbrott kommer vattennivån inte att sjunka under härdens övre kant, vilket i sin tur medför att några nödkylningsberäkningar inte behöver genomföras vid dessa brott. 20 ton
Bakgrund till 20‐tonskriteriet.
20 –tonskriteriet har bibehålIits även för alla senare svenska kokvattenreaktorer även om det finns mera vatten ovanför härden i dessa reaktorer. I dessa reaktorer behöver 20‐
tonskriteriet inte kombineras med enkelfel. Vid enkelfel gäller det ursprungliga kravet att vid yttre rörbrott får härdens övre inte friläggas. 20 ton
Automatisk isolering vid yttre rörbrott
20 –tonskriteriet i kombination med
rådrumsregeln medför att alla yttre rörbrott större än 10 kg/s skall isoleras automatiskt. Brottflödet 10 kg/s medför ett utflöde på 18 ton om det inte isoleras inom en halvtimme. I alla utrymmen som innehåller trycksatta rör från reaktortanken övervakas av tryck‐, temperatur‐ eller golvnivåvakter Man ska indikera brott större än 2kg/s
159
Ursprungligt krav
Aktivitetsinnehåll i RI vid LOCA
Kraven anges i RG 1.3 (BWR) och 1.4 (PWR)
Acceptanskriterier:
Begränsa påverkan på 3:e man vid LOCA till
mindre än 250 mSv
Nya krav på aktivitetsinnehåll i
reaktorinneslutningen vid LOCA enligt RG 1.183
Nya SSM-krav på utsläppsanalyser och
acceptanskriterier enligt brev till kraftbolagen
2009
160
Prov - läckage
161
Ringhals 2
Konstruktionstryck 514 kPa
Risk för ökat läckage
vid tryck över 800 kPa
Brottryck 1200-1300 kPa
Aktivering av 362 vid 500
kPa
+115.0
Ventiler i 362 stänger vid
400 kPa och öppnar
vid 450 kPa
+103
+104.25
+97.07
+93.0
162
Ringhals 3
Konstruktionstryck 514 kPa
Brottryck strax över 670 kPa
Enligt fördjupade analyser
brister inneslutningen vid 800
kPa
Aktivering av 362 vid 537kPa
Då trycket i inneslutningen
sjunkit till 400 kPa stänger
ventiler i 362. Dessa öppnar
igen om trycket stiger till 450
kPa
+103
+115.0
+104.25
+97.07
+93.0
163
Ringhals 4
Konstruktionstryck 514 kPa
Brottryck strax över 670 kPa
Enligt fördjupade analyser
brister inneslutningen vid 800
kPa
Aktivering av 362 vid 500 kPa
Då trycket i inneslutningen
sjunkit till 400 kPa stänger
ventiler i 362. Dessa öppnar
igen om trycket stiger till 450
kPa
+103
+115.0
+104.25
+97.07
+93.0
164
Parameter
Konstruktionstryck (kPa)
Max tryck för tät RI (kPa)
Antagen läckagearea
primär-sek. vid LOCA cm2
Fri gasvolym i primärutrymmet (m3)
Fri gasvolym i sekundärutrymmet (m3)
Kond.bassängens volym
vid normal nivå (m3)
Antal nedblåsningsrör
Nedsticksdjup (m)
Sprinklat utrymme
Öppning sprängbleck
Tryckavsäkring (kPa)
Plac. primär/sekundär
Öppning sprängbleck
Filtrerad tryckavlastn.(kPa)
Placering DW/WW
R1
520
750
5
5463
2834
2500
96
3
Primär
650
sekundär
520
primär
165
Vila!
2011-02-28
166
PS - Principen
167
PS - Principen
Det högsta trycket i inneslutningen vid ett rörbrott i
inneslutningen beror i huvudsak på volymförhållandet
mellan primärutrymmets fria gasvolym och
sekundärutrymmets fria gasvolym. Detta är PSprincipen, vilken gör att inneslutningstrycket kan hållas
lågt trots inneslutningens relativt lilla volym.
En viktig förutsättning är att läckaget mellan primärutrymmets och sekundärutrymmets gasfas är litet.
168
169
HOT MOT INNESLUTNINGEN
• Den stora energimängd som kan frigöras vid inre rörbrott medför att
trycket och temperaturen stiger i inneslutningen.
• Lokala dynamiska belastningar på inneslutningsbarriären kan vara rörslag
(pipe whip), missiler och strålkrafter (jet impingement).
• Lokala och globala belastningar till följd av gas- och ångblåsning till
kondensationsbassängen, så kallade pooldynamiska belastningar.
• Vätgasbrand. Vid metall/vattenreaktioner genereras vätgas. Det kan även
ske vid av sprinkling på varma metallytor och genom radiolys av vatten.
• Undertryck i inneslutningen
• Smälta-betongreaktion och genomsmältning av genomföringar i botten
av inneslutningen. Vid svåra haverier kan härden smälta igenom
reaktortankbotten och hamnar på botten av inneslutningen.
• Övertryckning av inneslutningen till följd av snabb upphettning av
inneslutningsatmosfären i samband med tankgenomsmältning, s k DCH eller
ångexplosion
• Övertryckning av inneslutningen på grund av tillförsel av icke
kondenserbara gaser t ex kvävgas i samband med felfunktioner vid
snabbstopp av reaktorn.
170
Inneslutningens barriärskyddande funktioner
•
PS-funktionen.
(BWR)
•
Stor inneslutning och sprinkling.
(PWR)
•
Sprinkling i inneslutningen.
(BWR &PWR)
•
Kylning av kondensationsbassängen.
(BWR)
•
Rörbrottsförankringar och missilskydd.
(BWR & PWR)
•
Konstruktioner mot pooldynamiska belastningar (BWR)
•
Kvävgasfylld inneslutning.
•
PAR (Passiv Autokatalytisk vätgasRekombinator). (PWR)
•
Rekombinering av vätgas och syrgas.
(BWR)
•
Tryckavsäkring av inneslutningen.
(BWR)
•
Vattentillförsel till inneslutningen.
(BWR&PWR)
•
Filtrerad tryckavlastning av inneslutningen.
(BWR&PWR)
(BWR)
171
Lunch
2011-02-28
172
Skalventilbestyckning
2011-02-28
173
Skalventiler
Grundprinciperna för skalventilsbestyckning
ges i
• GDC 54-57
• Regulatory Guide 1.11
• ANSI 56.2
• Standard Review Plan 6.2.4.
2011-02-28
174
Skalventiler
I nedanstående figurer visas en inneslutning
för en tryckvattenreaktor med ett antal olika rör som
passerar igenom inneslutningens vägg.
Lämna förslag till skalventilsbestyckning
baserat på ovanstående normer och kriterier.
2011-02-28
175
Skalventiler
DN 10
2011-02-28
176
Skalventiler i ledningar
som tillhör RCPB
GDC 55 - Reactor coolant pressure boundary penetrating
Containment
Each line that is part of the reactor coolant pressure boundary and
that penetrates primary reactor containment shall be provided with
containment isolation valves as follows, unless it can be
demonstrated that the containment isolation provisions for a specific
class of lines, such as instrument lines, are acceptable on some other
defined basis:
One automatic isolation valve inside and one automatic isolation
valve outside containment. A simple check valve may not be used as
the automatic isolation valve outside containment.
Isolation valves outside containment shall be located as close to the
containment as practical and upon loss of actuating power, automatic
isolation valves shall be designed to take the position that provides greater
safety.
2011-02-28
177
Skalventiler i ledningar som är
anslutna till atmosfären i RI
GDC 56 - Primary containment isolation
Each line that connects directly to the containment atmosphere and
penetrates primary reactor containment shall be provided with
containment isolation valves as follows, unless it can be
demonstrated that the containment isolation provisions for a specific
class of lines, such as instrument lines, are acceptable on some
other defined basis:
One automatic isolation valve inside and one automatic isolation
valve outside containment. A simple check valve may not be used as
the automatic isolation valve outside containment.
Isolation valves outside containment shall be located as close to the
containment as practical and upon loss of actuating power, automatic
isolation valves shall be designed to take the position that provides greater
safety.
2011-02-28
178
Skalventiler i slutna system
GDC 57 - Closed system isolation valves
Each line that penetrates primary reactor containment and is neither part of
the reactor coolant pressure boundary nor connected directly to the
containment atmosphere shall have at least one containment isolation
valve which shall be either automatic, or locked closed, or capable of
remote manual operation.
This valve shall be outside the containment and
located as close to the containment as practical. A simple check valve may
not be used as the automatic isolation valve.
2011-02-28
179
Vila!
2011-02-28
180
Anläggningsändring
Hur arbetar vi med dessa ämnen på RAB?
Vad finns i DAP?
Är med mycket tidigt i projekten!
181
Anläggningsändring
2011-02-28
182
Anläggningsändring
”Klarställ Reaktorsäkerhetspåverkan” (Did 1926209)
Visa hur man upprätthåller eller förbättrar reaktorsäkerheten
Krävs förändring av befintliga eller nya Deterministiska Analyser
och/eller PSA?
Ta fram underlag för revidering av SAR, STF, PLS mm
2011-02-28
183
Anläggningsändring
Klarställ ändringens påverkan på
•
PSA
•
Deterministiska Säkerhetsanalyser
•
Säkerhetsfunktioner
•
Djupförsvar
•
Barriärer
•
MTO
•
Robusthet
•
Klassning
•
Konstruktionsförutsättningar
184
Anläggningsändring
Problem på R2
Hjälpmatarvattenpumpar
Vid driftklarhetsverifiering visade det sig att R2 inte kan uppfylla i
säkerhetsredovisningen stipulerat hjälpmatarvattenflöde för de
motordrivna pumparna. SSM har medgivit drift vid 94 %reaktoreffekt.
Lösning
Byta pumparna för att få högre kapacitet. Pumparna blir större och
kommer matas från 6,6kV-skena istället för 500V.
Projektmål
Återskapa säkerhetsmarginaler så att man åter kan få köra på 100%
reaktoreffekt.
185
Anläggningsändring
Vad säger 416-projektet om ändringens påverkan?
•
PSA
•
Deterministiska Säkerhetsanalyser
•
Säkerhetsfunktioner
•
Djupförsvar
•
Barriärer
•
MTO
•
Robusthet
•
Klassning
•
Konstruktionsförutsättningar
186
Anläggningsändring
Vad säger 416-projektet om ändringens påverkan?
•
PSA: Behöver uppdateras
•
Deterministiska Säkerhetsanalyser: Ingen förändring
•
Säkerhetsfunktioner: Återställs
•
Djupförsvar: Återställs
•
Barriärer: Återställs
•
MTO: Instruktioner för installation, underhåll, drift, Utbildning,
Mimik i kontrollrummet, Simulator
•
Robusthet: CCF beaktas vid installation, underhåll, rondning
samt vid analys av elförsörjning.
•
Klassning; Ingen förändring
•
Konstruktionsförutsättningar; Ingen förändring
187
Vila!
2011-02-28
188
Sammanfattning
189
Bränsle
Inledande händelser
Lagar
Barriärer
SSMFS
Acceptanskriterier
Djupförsvarsprincipen
Barriärskyddande
funktioner
Konstruktionsprinciper
Verifierande analyser
Klassning
SAR
Övriga krav
STF
Säkerhetsfunktioner
Säkerhetssystem
190
© 2010 får ej kopieras utan tillstånd av ES-konsult
Dag 4 Sammanhang med PSA
Inledande händelser
Olyckor
Ex; Rörbrott i RC
Låst RCP-rotor
Utspädning av RC
Ännu fler händelser
Analyskrav
Händelsekatagori
Acceptanskriterier
Sannolikhet
H1-H5
PC1-PC6
Hot mot barriärer, utsläpp
Ex; Bränsleskada
RCPB-skada
PSA
Deterministiska Analyser
Verifiering
Typer av händelser
Ex; Massinnehållsförlust
Flödesminskning
Reaktivitetsproblem
Konstruktionsprinciper
Ex; Enkelfel
CCF
Rumshändelse
Analysförutsättningar
Vad analysen kan kreditera
Ex; Tillgängliga komponenter
Systemutformning
Fysiska förlopp
Driftsklassad utrustning
Säkerhetsklassad utrustning
Krediteras i Analyserna
Kravställs av STF
Ex; Säkerhets Insprutnings Pumpar
Reaktorns tripsystem
STF
PLS
Gränsvärden
Ex;
Reaktortrip164,4 bar
Utrustning som ska vara
tillgänglig
Processvärden att hålla sig
inom
Ex; 2 av 3 pumpar driftklara
DKV
Hur man avgör att utrustningen är tillgänglig
Vilken stödjande utrustning som måste vara tillgänglig
Ex; El, rumskylning, I&C, prestanda, driftläggning
Säkerhetsfunktioner
Hjälper till skydda barriärerna
Ex; Reaktivitetskontroll
Härdnödkylning
Barriärer
Skyddar mot utsläpp
Ex; Kuts
RCPB
191
Kursutvärdering
192
Prov
193
Gå hem & gör nått kul!
2011-02-28
194