Safety margin sensitivity analysis for model selection in nuclear power plant probabilistic safety assessment

The safety assessment of Nuclear Power Plants makes use of Thermal-Hydraulic codes for the quantification of the safety margins with respect to upper/lower safety thresholds, when postulated accidental scenarios occur. To explicitly treat uncertainties in the safety margins estimates within the Risk-Informed Safety Margin Characterization (RISMC) framework, we resort to the concept of Dynamic Probabilistic Safety Margin (DPSM). We propose to add to the framework a sensitivity analysis that calculates how much the Thermal-Hydraulic (TH) code inputs affect the DPSM, in support to the selection of the most proper probabilistic safety assessment method to be used for the problem at hand, between static or dynamic methods (e.g., Event Trees (ETs) or Dynamic ETs (DETs), respectively). Two case studies are considered: firstly a Station Black Out followed by a Seal Loss Of Coolant Accident (LOCA) for a 3-loops Pressurized Water Reactor (PWR), whose dynamics is simulated by a MAAP5 model and, secondly, the accidental scenarios that can occur in a U-Tube Steam Generator, whose dynamics is simulated by a SIMULINK model. The results show that the sensitivity analysis performed on the DPSM points out that an ET-based analysis is sufficient in one case, whereas a DET-based analysis is needed for the other case

Issues of the Seismic Safety of Nuclear Power Plants

Seismic safety of nuclear power plants became an eminent importance after the Great Tohoku earthquake on 11th of March, 2011 and subsequent disaster of the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant. Intensive works are in progress all over the world that include review of the site seismic hazard assessment, revision of the design bases, evaluation of vulnerability, and development of accident management capabilities of the plants. The lessons learned from the Fukushima-accident changed the paradigm of the design. Preparedness to the impossible, i.e. the development of means and procedures for ensuring the plant safety in extreme improbable situations became great importance. Main objective of the Chapter is to provide brief insight into the actual issues of seismic safety of nuclear power plants, provide interpretation of these issues, and show the possible solutions and scientific challenges. The “specific-to-nuclear” aspects of the characterisation of seismic hazard, including fault displacement are discussed. The actual design requirements, safety analysis procedures are briefly presented with main focus on the design extension situations. Operation aspects and problems for restart after earthquake are also discussed. The Chapter is more focusing on seismic safety of the inland plants, located on soil sites, in low-to-moderate (diffuse) seismicity regions

The safety case and the lessons learned for the reliability and maintainability case

This paper examine the safety case and the lessons learned for the reliability and maintainability case

Methodology for PSA Uncertainty Estimation and Application in Risk-Informed Decision-Making

Uncertainties are very important in risk analysis and should be considered in the decisionmaking process. This paper proposes the methodology for estimation of PSA uncertainties in riskinformed decision-making. The methodology allows solving the complex task of identifying the sources of uncertainties, assessing their range, and providing an approach for consideration of PSA results with uncertainties in combination with other factors underlying risk-informed decisionmaking. The levels of uncertainties are proposed to be classified using the variation factor. The authors applied the developed methodology to assess alternatives of post-Fukushima safety measures.Невизначеності є дуже важливими в імовірнісному аналізі безпеки (ІАБ) та мають бути враховані в процесі прийняття рішень. У статті запропоновано методологію оцінки невизначеності ІАБ у процесі різик-інформованого прийняття рішень і класифікацію рівня невизначеності введенням коефіцієнта варіації. Методологія дає змогу вирішити комплексне завдання з виявлення джерел невизначеності, оцінки їх значення та врахування невизначеності результатів ІАБ у поєднанні з іншими чинниками, що лежать в основі прийняття рішення. Автори застосували розроблену методологію для оцінки альтернатив пост-фукусімських заходівНеопределенности очень важны в вероятностном анализе безопасности (ВАБ) и должны учитываться в процессе принятия решений. В статье предлагаются методология оценки неопределенностей ВАБ при принятии риск-информированных решений и классификация уровней неопределенностей с использованием коэффициента вариации. Методология позволяет решить комплексную задачу по определению источников неопределенностей, оценке их величины и учету неопределенностей результатов ВАБ в сочетании с другими факторами, лежащими в основе принятия риск-информированных решений. Авторы применили разработанную методологию для оценки альтернативных постфукусимских мероприятий

A dynamic probabilistic safety margin characterization approach in support of Integrated Deterministic and Probabilistic Safety Analysis

The challenge of Risk-Informed Safety Margin Characterization (RISMC) is to develop a methodology for estimating system safety margins in the presence of stochastic and epistemic uncertainties affecting the system dynamic behavior. This is useful to support decision-making for licensing purposes. In the present work, safety margin uncertainties are handled by Order Statistics (OS) (with both Bracketing and Coverage approaches) to jointly estimate percentiles of the distributions of the safety parameter and of the time required for it to reach these percentiles values during its dynamic evolution. The novelty of the proposed approach consists in the integration of dynamic aspects (i.e., timing of events) into the definition of a dynamic safety margin for a probabilistic Quantification of Margin and Uncertainties (QMU). The system here considered for demonstration purposes is the Lead-Bismuth Eutectic- eXperimental Accelerator Driven System (LBE-XADS)

Leak-before-break: Global perspectives and procedures

Structural integrity of components containing fluids is critical for economic, environmental and safety issues. Any risk of catastrophic failure, in the form of either brittle or ductile manner, is not acceptable across the industries. Consequently, many efforts have been invested in the structural integrity aspect to improve the assessment methodologies. One of the ways to aid the decision whether or not to live with the defect is through the demonstration of Leak-Before-Break (LBB). LBB which is a well-established practice in the nuclear industry, albeit as a defence-in-depth argument or to justify the elimination of pipe whip restraints, also finds its applicability in other industries. A review of the available procedures, their associated limitations and the research carried out in the last thirty years is presented in this paper. Application of this concept within non-nuclear industries is also discussed

An extended BEPU approach integrating probabilistic assumptions on the availability of safety systems in deterministic safety analyses

[EN] The International Atomic Energy Agency (IAEA) produced guidance on the use of Deterministic Safety Analysis (DSA) for the design and licensing of Nuclear Power Plants (NPPs) in "DSA for NPP Specific Safety Guide, No. SSG-2", which proposes four options for the application of DSA. Option 3 involves the use of Best Estimate codes and data together with an evaluation of the uncertainties, the so called BEPU methodology. Several BEPU approaches have been developed in scopes that are accepted by the regulator authorities nowadays. They normally adopt conservative assumptions on the availability of safety systems. Option 4 goes beyond by pursuing the incorporation of realistic assumption on the availability of safety systems into the DSA. This paper proposes an Extended BEPU (EBEPU) approach that integrates insights from probabilistic Safety Analysis into a typical BEPU approach. There is an aim at combining the use of well-established BEPU methods and realistic ("probabilistic") assumptions on safety system availability. This paper presents the fundamentals of the EBEPU approach and the main results obtained for an example of application that focuses on an accident scenario corresponding to the initiating event "Loss of Feed Water (LOFW)" for a typical three-loops Pressurized Water Reactor (PWR) NPP.This work has been developed partially with the support of Programa de Apoyo a la Investigacion y Desarrollo of the Universitat Politecnica de Valencia (PAID UPV).Martorell Alsina, SS.; Sanchez Saez, F.; Villanueva López, JF.; Carlos Alberola, S. (2017). An extended BEPU approach integrating probabilistic assumptions on the availability of safety systems in deterministic safety analyses. Reliability Engineering & System Safety. 167:474-483. doi:10.1016/j.ress.2017.06.020S47448316

Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de una Central Nuclear. De acuerdo a las directrices establecidas por la Autoridad Nuclear, una Central Nuclear debe analizar una envolvente de escenarios hipotéticos y comprobar de manera determinista que los criterios de aceptación para dicho evento se cumplen. El Análisis Determinista de Seguridad utiliza herramientas de simulación que aplican la física conocida sobre el comportamiento de la Central Nuclear para evaluar la evolución de una variable de seguridad y asegurar que los límites no se sobrepasan. El desarrollo de la tecnología informática, de los métodos matemáticos y de la física que envuelve el comportamiento de una Central Nuclear han proporcionado herra-mientas de simulación potentes que son capaces de predecir el comportamiento de las variables de seguridad con una importante precisión. Esto permite analizar escenarios de manera más realista evitando asumir condiciones conservadoras que hasta la fecha compensaban la falta de conocimiento modelado en las herramientas de simulación. Las herramientas conocidas como De Mejor Estimación son capaces de analizar even-tos transitorios en diferentes escalas. Además, emplean modelos analíticos de las dife-rentes físicas más detallados, así como correlaciones experimentales más realistas y actuales. Un paso adelante en el Análisis Determinista de Seguridad pretende combinar las diferentes herramientas de Mejor Estimación que se emplean para analizar las dis-tintas físicas de una Central Nuclear, considerando incluso la interacción entre ellas y el análisis progresivo a diferentes escalas, llegando a analizar fenómenos más locales si es necesario. Para este fin, esta tesis presenta una metodología de análisis multi-físico y multi-escala que emplea diferentes códigos de simulación analizando el escenario propuesto a dife-rentes escalas, es decir, desde un nivel de planta que incluye los distintos componentes, hasta el volumen de control que supone el refrigerante pasando entre las varillas de combustible. Esta metodología permite un flujo de información que va desde el análi-sis a mayor escala hasta el de menor escala. El desarrollo de esta metodología ha sido validado con datos de planta para poder evaluar el alcance de esta metodología y pro-porcionar nuevas líneas de trabajo futuro. Además, se han añadido los resultados de los distintos procesos de validación y verificación que han surgido a lo largo de este trabajo.[CA] La tecnologia nuclear per a l'ús civil genera més preocupació per la seguretat que moltes altres tecnologies d'ús quotidià. L'Autoritat Nuclear defineix les bases de com ha de realitzar-se l'operació segura d'una Central Nuclear. D'acord amb les directrius establertes per l'Autoritat Nuclear, una Central Nuclear ha d'analitzar una envoltant d'escenaris hipotètics I comprovar de manera determinista que els criteris d'acceptació per a l'esdeveniment seleccionat es compleixen. L'Anàlisi Determinista de Seguretat utilitza eines de simulació que apliquen la física coneguda sobre el comportament de la Central Nuclear per avaluar l'evolució d'una variable de seguretat i assegurar que els límits no es traspassen. El desenvolupament de la tecnologia informàtica, els mètodes matemàtics i de la física que envolta el comportament d'una Central Nuclear han proporcionat eines de simulació potents amb capacitat de predir el comportament de les variables de seguretat amb una precisió significativa. Això permet analitzar escenaris de manera realista evitant assumir condicions conservadores que fins al moment compensaven la mancança de coneixement. Les eines de simulació conegudes com De Millor Estimació son capaces d'analitzar esdeveniment transitoris a diferent escales. A més, utilitzen models analítics per a les diferents físiques amb més detall així com correlacions experimentals més actualitzades i realistes. Un pas més endavant en l'Anàlisi Determinista de Seguretat pretén combinar les diferents eines de Millor Estimació que se utilitzen per analitzar les distintes físiques d'una Central Nuclear, considerant inclús la interacció entre ells i l'anàlisi progressiu a diferents escales, amb la finalitat de poder analitzar fenòmens locals. Per a aquest fi, esta tesi presenta una metodologia d'anàlisi multi-física i multi-escala que utilitza diferents codis de simulació analitzant l'escenari proposat a diferents escales, és a dir, des d'un nivell de planta que inclou els distints components, fins al volum de control que suposa el refrigerant passant entre les varetes de combustible. Esta metodologia permet un flux de informació que va des de l'anàlisi d'una escala major a una menor. El desenvolupament d'aquesta metodologia ha sigut validada i verificada amb dades de planta i els resultats han sigut analitzats a fi d'avaluar la capacitat de la metodologia i les possibles línies de treball futur. A més s'han afegit els principals resultats de verificació i validació que han sorgit en les distintes etapes d'aquest treball.[EN] The nuclear technology for civil use has generated more concerns for the safety than several other technologies applied to the daily life. The Nuclear Regulators define the basis of how the Safety Operation of Nuclear Power Plants is to be done. According to these guidelines, a Nuclear Power Plant must analyze an envelope of hypothetical events and deterministically define if the acceptance criteria for these events is met. The Deterministic Safety Analysis uses simulation tools that apply the physics known in the behavior of the Nuclear Power Plant to evaluate the evolution of a safety varia-ble and assure that the safety limits will not be exceeded. The development of the computer science, the numerical methods and the physics involved in the behavior of a Nuclear Power Plant have yield powerful simulation tools that are capable to predict the evolution of safety variables which significant accuracy. This allows to consider more realistic simulation scenarios instead of con-servative approaches in order to compensate the lack of knowledge in the applied prediction methods. The so called Best Estimate simulation tools are capable to analyze the transient events in different scales. Furthermore, they account more detailed analytical models and experimental correlations. A step forward in the Deterministic Safety Analysis intends to combine the Best Estimate simulation tools of the different physics considering the interaction among them and analyzing the different scales, considering more local approaches if necessary. For this purpose, this thesis work presents a multi-scale and multi-physics methodology that uses different physics codes and has the aim of modeling postulated scenarios in different scales, i.e. from system models representing the components of the plants to the subchannel models that analyze the behavior of the coolant between the fuel rods. This methodology allows a flow of information where the output of one scale is used as input in a more detailed scale to predict a more local analysis of parameters, such as the Critical Power Ratio, which are of great importance for the estimation of safety margins. The development of this methodology has been validated against plant data with the aim of evaluating the scope of this methodology and in order to provide future lines of development. In addition, different results of the validation and verifi-cation yielded in the development of the parts of this methodology are presented.Hidalga García-Bermejo, P. (2020). Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/160135TESI

Evaluation of TH multi-scale coupling methods in BEPU analysis

The combined use of thermal-hydraulics system with sub-channel codes (TH-TH coupling) in transient analysis provides an integrated tool with the capability of modelling in detail both the core thermal-hydraulic conditions and the system behaviour. Different code coupling methods are often used in the nuclear industry to provide accuracy to the calculations while maintaining a sufficient degree of usage. In some cases, and for specific scenarios, the coupling method can be simplified to the off-line transfer of the the boundary conditions from plant models run by system codes to sub-channel codes (off-line coupling). The off-line coupling approach has been considered valid to evaluate the safety margins for limiting parameters such as the minimum departure from nucleate boiling ratio, which relates the local power with the critical heat flux. The off-line coupling is fast and sufficiently accurate in most situations, however, boundary conditions at the inlet and at the outlet of both solutions will present miss-matchings. In order to overcome the inconsistencies between system and sub-channel codes, advanced on-line coupling methods may be applied (e. g. semi-implicit coupling). These are methods that imply coherent boundary conditions between codes in all domain and are significantly more complex in mathematical terms. The selection of an appropriate coupling method between system and sub-channel codes is crucial. Recent sensitivity studies performed in sub-channel codes have shown a strong influence of the boundary condition's uncertainty to the major figure of merit. The present study aims to evaluate the implications of the coupling methods in safety analysis evaluations in two transients with strong system effects. For this purpose, CTF (a sub-channel code) and RELAP5 (system code) are coupled using two coupling techniques: the off-line coupling, where the boundary conditions are obtained from the RELAP5 model and imposed by table to CTF, and the semi-implicit coupling method, which has been applied to couple CTF and RELAP5, implementing the semi-implicit coupling methodology developed by Weaver in 2002. The selected cases for the study are a complete loss of forced flow and a pressurizer relief valve opening. The models used are, on one hand, a RELAP5 plant model that consists of a full plant model of a generic Westinghouse 3-loop nuclear power plant. On the other hand, a hybrid assembly sub-channel CTF core model has been developed using the same reference data as the RELAP5 model. In recent years, the application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) calculations, has gained importance in the scientific community. This method, far from adding conservatism by forcing non-physical conditions to the calculations, tries to take the uncertainties of the calculations into the process. The BEPU method used in the present study is the GRS BEPU method, which implements Wilks' method using order statistics. BEPU analysis can be considered an additional tool for coupling methods comparisons. Results show that base cases and sensitivity analysis present good agreement between the coupling methods with some minor discrepancies. For the first case, the Spearman's rank correlation coefficients and distributions of the BEPU analysis present similar results for the two approaches. On the contrary, the second case shows differences in the evaluation of the figures of merit, which can be explained and correlated to the boundary conditions deviations between codes. This suggests that non-imposed boundary condition values for the off-line coupling method is an important issue to take into account when applying this type of method for system-dependent transients that are extended in time.L'ús combinat de codis termohidràulics de sistema amb codis de subcanal (acoblament TH-TH) en l'anàlisi de transitoris proporciona una eina integrada amb la capacitat de modelar en detall tant les condicions tèrmico-hidràuliques bàsiques com el comportament del sistema complet. Sovint s'utilitzen diferents mètodes d'acoblament de codis a la indústria nuclear per proporcionar precisió als càlculs mantenint la facilitat d'ús dels codis. En alguns casos, i per a escenaris específics, el mètode d'acoblament es pot simplificar com a una transferència de les condicions de contorn des de models de planta executats per codis de sistema a codis de subcanal (acoblament fora de línia). L'enfocament d'aquest acoblament s'ha considerat vàlid per avaluar els marges de seguretat per a paràmetres limitants com la relació del límit d'ebullició nucleada, que relaciona la potència local amb el flux de calor crític. L'acoblament fora de línia és ràpid i prou precís en la majoria de les situacions, però, les condicions de contorn presenten diferències en certs paràmetres. Per tal d'evitar aquestes diferències, es poden aplicar mètodes avançats d'acoblament en línia (per exemple, l'acoblament semi-implícit). Aquests són mètodes que impliquen condicions de contorn coherents entre codis i són significativament més complexes en termes matemàtics. La selecció d'un mètode d'acoblament adequat entre codis de sistema i de subcanal és crucial. Estudis recents sobre sensibilitats realitzats en codis de subcanal han demostrat una forta influència de la incertesa de les condicions de contorn en els resultats. El present estudi pretén avaluar les implicacions dels mètodes d'acoblament en els anàlisis de seguretat en dos transitoris relacionats amb paràmetres de sistema. Amb aquesta finalitat, CTF (codi de subcanal) i RELAP5 (codi de sistema) s'acoblen mitjançant dues tècniques d'acoblament diferents: l'acoblament fora de línia, on les condicions de límit s'obtenen a partir del model RELAP5 i s'imposen per taula a CTF, i el mètode d'acoblament semi-implícit, implementant la metodologia desenvolupada per Weaver l'any 2002. Els casos seleccionats són una pèrdua completa de cabal forçat i una obertura de la vàlvula d'alleujament del pressionador. Els models utilitzats són, d'una banda, un model de planta completa d'una central nuclear genèrica de 3 llaços de Westinghouse realitzat amb RELAP5. D'altra banda, s'ha desenvolupat un model híbrid del nucli en CTF utilitzant les mateixes dades de referència que el model RELAP5. En els darrers anys, l'aplicació dels càlculs Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) ha guanyat importància dins la comunitat científica. Aquest mètode, lluny d'afegir conservadurisme forçant condicions no físiques als càlculs, intenta incorporar al procés les pròpies incerteses dels càlculs. El mètode utilitzat en el present estudi és el mètode GRS BEPU, que implementa el mètode de Wilks mitjançant estadístics d'ordre. L'anàlisi BEPU es pot considerar una eina addicional per a la comparació de mètodes d'acoblament. Els resultats mostren que els casos base i l'anàlisi de sensibilitats presenten una bona coincidència entre els mètodes d'acoblament amb algunes discrepàncies menors. Per al primer cas, els coeficients de correlació de rang de Spearman i les distribucions de l'anàlisi BEPU presenten resultats similars per als dos enfocaments. En canvi, el segon cas mostra diferències en l'avaluació de les magnituds d'interès, que es poden explicar i correlacionar amb les desviacions de les condicions de contorn entre codis. Això suggereix que els valors de les condicions de contorn no imposats per al mètode d'acoblament fora de línia són un tema important a tenir en compte quan s'aplica aquest tipus de mètode per a transitoris dependents del sistema que s'estenen en el temps.Postprint (published version