Händelser - ES
Transcription
Händelser - ES
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