Reactor Safety- Fundamentals Safety goals, principles and - PowerPoint PPT Presentation

1 ¡ Reactor ¡Safety-­‑ ¡Fundamentals ¡ Safety ¡goals, ¡principles ¡and ¡implementa5on… ¡ Victor ¡Hugo ¡Sanchez ¡Espinoza ¡(Karlsruhe ¡Ins5tute ¡of ¡Technology-­‑KIT) ¡ Image ¡credits ¡go ¡here

2 ¡ Reactor ¡ Re ¡Safety: ¡ ¡Main ¡ ¡goals How ¡to ¡achieve ¡the ¡ § Control ¡of ¡reac6vity ¡ safety ¡goals? ¡ technical § Coolability ¡of ¡fuel ¡rods ¡ ¡ § Robust ¡design ¡ § Confinement ¡of ¡radioac6ve ¡material ¡ § Mul6-­‑barrier ¡ concept ¡ radiological § Defense-­‑in-­‑ Limit ¡emissions ¡of ¡radioac6ve ¡substances ¡and ¡ depth-­‑concept ¡ ¡ the ¡radiological ¡exposure ¡of ¡the ¡plant ¡operators ¡ ¡ Basic Safety Functions 2 ¡

3 ¡ How ¡ ¡to ¡ ¡Achieve ¡ ¡ ¡ ¡Safety ¡ ¡Fu Func;on ¡ ¡ ¡ ¡“CONFI FINEMENT”? ¡ ¡ Mul;-­‑ Mul;-­‑Barrier ¡C arrier ¡Conc ncep ept ¡(1/ t ¡(1/2) 2) § Func6ons: ¡ • Safe ¡confinement ¡of ¡radioac6ve ¡ materials ¡ • Shielding ¡ § Barriers: ¡ • 1: ¡Fuel ¡crystal ¡structure ¡ ¡ • 2: ¡Fuel ¡cladding ¡ • 3: ¡Primary ¡circuit ¡ • 4: ¡Concrete ¡shielding ¡ • 5: ¡Steel ¡liner ¡ • 6: ¡Armed ¡concrete ¡shell ¡ 3 ¡

4 ¡ How ¡ ¡to ¡ ¡Achieve ¡ ¡ ¡ ¡Safety ¡ ¡Fu Func;on ¡ ¡ ¡ ¡“CONFI FINMENT”? ¡ ¡ Imbalance between Mul;-­‑barrier ¡c Mul;-­‑ barrier ¡conc ncep ept ¡(2/ t ¡(2/2) 2) nuclear heat production § To prevent damage of safety and barrier following systems are heat removal designed • Robust design for normal Fuel rod damage operation may happen ! • Limiting and Protection DiD systems • Safety systems Local thermal hydraulic conditions Tc > Tc_limit ? Integrity ¡of ¡the ¡safety ¡barriers ¡ will ¡be ¡maintained ¡! ¡ Safety assessment 4 ¡

5 ¡ How ¡ ¡to ¡ ¡achieve ¡ ¡ ¡ ¡Safety ¡ ¡Fu Func;on ¡ ¡“SUBCRITICALITY ¡ ¡“? § Two ¡independent, ¡redundant ¡and ¡diversitary ¡shutdown ¡systems ¡ System ¡1: ¡ System ¡2: ¡ Control rods Control ¡and ¡shutdown ¡ Fast ¡running ¡boron ¡ ¡ Jnjection of Boron soluble B-10 system ¡(SCRAM) ¡ injec5on ¡system: ¡ ¡ consis5ng ¡of ¡Absorber ¡ assure ¡long ¡term ¡ Rod ¡Clusters ¡ subcri5cality ¡in ¡case ¡ reactor SCRAM ¡fails ¡ 5 ¡

6 ¡ How ¡ ¡to ¡ ¡achieve ¡ ¡Safety ¡ ¡Fu Func;on ¡ ¡“COOLABILITY”? ¡ ¡ ¡ ¡ In ¡ ¡the ¡ ¡short-­‑ -­‑term. m... Passive ACCU § In ¡case ¡of ¡Loss ¡of ¡ Coolant ¡Accidents ¡ Active HPIS (LOCA) ¡ ¡ • Emergency core cooling system (ECCS) § Ac5ve ¡redundant ¡ECCS: ¡ ¡ ¡ • High-pressure Injection system (HPIS) Active • Low-pressure Injection Active LPIS Sump Operation system (LPIS) ¡ § Passive ¡ECCS: ¡ Flooding Accumulators ¡ tank § Redundancy: ¡4x50 ¡% ¡ empty Sump 6 ¡

7 ¡ How ¡ ¡to ¡ ¡achieve ¡ ¡Safety ¡ ¡Fu Func;on ¡ ¡“COOLABILITY”? ¡ ¡ ¡ ¡ In ¡ ¡the ¡ ¡long ¡ ¡term ¡ m ¡... § Sump-­‑opera5on ¡mode: ¡ • Sump water gets hotter ¡ ¡ § Residual ¡heat ¡removal ¡system ¡ (RHRS) ¡ • Remove heat from Sump Water • Two circuits: - Nuclear intermediate circuit - Nuclear auxiliary coolant circuit § Ul5mate ¡heat ¡sink ¡is ¡the ¡river ¡ 7 ¡

8 ¡ De Defense ¡in ¡Dep ense ¡in ¡Depth ¡Co th ¡Concep ncept ¡( t ¡(DiD DiD): ¡ ): ¡ Sa Safety ¡ ty ¡Le Level ¡ l ¡of ¡ f ¡De Defense nse § Main pillar to achieve high Safety ¡Level ¡(SL) ¡ Goal ¡ safety grade of NPPs SL-­‑1: ¡Normal ¡ Preven5on ¡of ¡abnormal ¡ Opera5on ¡ opera5on ¡ § In case of accidental situations, SL-­‑2: ¡Opera5onal ¡ Preven5on ¡of ¡ ¡DBA ¡ DiD assures that a NPP will be occurrences ¡ lead to a SAFE STATE SL-­‑3: ¡Design ¡basis ¡ Control ¡of ¡accidents ¡and ¡ accidents ¡(DBA) ¡ preven5on ¡of ¡DBA ¡ § In the frame of the DiD- SL-­‑4: ¡Beyond ¡design ¡ Preven5on ¡of ¡core ¡ Concepts, measures and basis ¡accidents ¡ damage ¡and ¡Mi5ga5on ¡of ¡ radiological ¡ facilities are implemented for consequences ¡ each SAFETY LEVEL 8 ¡

9 ¡ De Defense-­‑in-­‑Dep ense-­‑in-­‑Depth ¡Co th ¡Concep ncept ¡( t ¡(DiD DiD) § Threefold ¡approach ¡(DiD): ¡ • Conservatism in design principles Ø Safety level 1 to 3 • Preventive safety principles Ø Safety level 1 to 3 • Mitigative safety principles Ø Safety level 4a and 4c 9 ¡

10 ¡ Design ¡ ¡Principles ¡ ¡of ¡ ¡Safety ¡ ¡Systems ms Principles Provision for • Redundancy • Single failure PWR Gen-II: Control rod design • Diversity • Common cause failures • Fail safe • Loss of power supply • Physical • Overlapping events separation and protection • Automation and • Human error Control EPR: Gen III Reactor 10 ¡