Recent analysis results with realistic assumptions provide the variability of operator allowable time for the initiation of aggressive cooldown under small break loss of coolant accident or steam generator tube rupture with total failure of high pressure safety injection. We investigated how plant risk may vary depending on the variability of operators' failure probability of timely initiation of aggressive cooldown. Using a probabilistic safety assessment model of a nuclear power plant, we showed that plant risks had a linear relation with the failure probability of aggressive cooldown and could be reduced by up to 10% as aggressive cooldown is more reliably performed. For individual accident management, we found that core damage potential could be gradually reduced by up to 40.49% and 63.84% after a small break loss of coolant accident or a steam generator tube rupture, respectively. Based on the importance of timely initiation of aggressive cooldown by main control room operators within the success criteria, implications for improvement of emergency operating procedures are discussed. We recommend conducting further detailed analyses of aggressive cooldown, commensurate with its importance in reducing risks in nuclear power plants.
This paper describes an attempt to improve and optimize the operational safety level of a domestic research reactor by conducting a probabilistic safety assessment (PSA) under full-power operating conditions. The PSA was undertaken to assess the level of safety at an operating research reactor in Korea, to evaluate whether it is probabilistically safe and reliable to operate, and to obtain insights regarding the requisite procedural and design improvements for achieving safer operation. The technical objectives were to use the PSA to identify the accident sequences leading to core damage, and to conduct sensitivity analyses based thereon to derive insights regarding potential design and procedural improvements. Based on the dominant accident sequences identified by the PSA, eight types of sensitivity analysis were performed, and relevant insights for achieving safer operation were derived. When these insights were applied to the reactor design and operating procedure, the risk was found to be reduced by approximately ten times, and the safety was significantly improved. The results demonstrate that the PSA methodology is very effective for improving reactor safety in the full-power operating phase. In particular, it is a highly suitable approach for identifying the deficiencies of a reactor operating at full power, and for improving the reactor safety by overcoming those deficiencies.
Several countries show interest in the Generation-IV power reactor innovative small module (PRISM), including: Canada, Japan, Korea, Saudi Arabia and the United Kingdom. Generation IV International Forum (GIF) has recommended the utilizing of probabilistic safety assessment (PSA) in evaluating the safety of Generation-IV reactors. This paper reviews the PSA performed for PRISM using SAPHIRE 7.27 code. This work shows that the core damage frequency (CDF) of PRISM for a single module is estimated by 8.5E-8/year which is lower than the Generation-IV target that is 1E-6 core damage per year. The social risk of PRISM (likelihood of latent cancer fatality) with evacuation is estimated by 9.0E-12/year which is much lower than the basic safety objective (BSO) that is 1E-7/year. The social risk without evacuation is estimated by 1.2E- 11/year which is also much lower than the BSO. For the individual risk (likelihood of prompt fatality), it is concluded that it can be considered negligible with evacuation (1.0E-13/year). Assuming no evacuation, the individual risk is 2.7E-10/year which is again much lower than the BSO. In comparison with other PSAs performed for similar sodium fast reactors (SFRs), it shows that PRISM concept has the lowest CDF.
Austenitic stainless steels (ASS) are extensively employed in various sectors such as nuclear, power, petrochemical, oil and gas because of their excellent structural strength and resistance to corrosion. SS304 and SS316 are the predominant choices for piping, pressure vessels, heat exchangers, nuclear reactor core components and support structures, but they are susceptible to stress corrosion cracking (SCC) in chloride-rich environments. Over the course of several decades, extensive research efforts have been directed towards evaluating SCC using diverse methodologies and models, albeit some uncertainties persist regarding the precise progression of cracks. This review paper focuses on the application of Acoustic Emission Technique (AET) for assessing SCC damage mechanism by monitoring the dynamic acoustic emissions or inelastic stress waves generated during the initiation and propagation of cracks. AET serves as a valuable non-destructive technique (NDT) for in-service evaluation of the structural integrity within operational conditions and early detection of critical flaws. By leveraging the time domain and time-frequency domain techniques, various Acoustic Emission (AE) parameters can be characterized and correlated with the multi-stage crack damage phenomena. Further theories of the SCC mechanisms are elucidated, with a focus on both the dissolution-based and cleavage-based damage models. Through the comprehensive insights provided here, this review stands to contribute to an enhanced understanding of SCC damage in stainless steels and the potential AET application in nuclear industry.
원자력발전소의 대체교류발전기는 소내정전에 대처하기 위하여 설치되고 있다. 국내 원자력발전소에서 사용되고 있는 대체교류발전기의 구동형식은 대부분 디젤발전기이다. 가스터빈은 디젤발전기보다 구조가 간단하고 유지정비주기가 길다는 장점이 있지만 국내 원자력발전소에 적용사례가 없다는 단점이 있다. 본 논문의 목적은 APR+ 대체교류발전기의 구동형식을 선정하기 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 민감도 분석을 하는 데 있다. 이를 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 물리적 특성과 국내의 대체교류발전기 적용현황, 그리고 US-APWR의 비상발전기 및 대체교류발전기의 가스터빈 적용사례를 조사하였다. 마지막으로 신뢰도 데이터에 대한 민감도 분석과 신형 노형인 APR+에 가스터빈 대체교류발전기를 적용하여 노심손상빈도의 민감도를 분석하였다.
Nuclear power plant's safety against seismic events is evaluated as risk values by probabilistic seismic safety assessment. The risk values vary by the seismic failure correlation between the structures, systems, and components (SSCs). However, most probabilistic seismic safety assessments idealized the seismic failure correlation between the SSCs as entirely dependent or independent. Such a consideration results in an inaccurate assessment result not reflecting real physical phenomenon. A nuclear power plant's seismic risk should be calculated with the appropriate seismic failure correlation coefficient between the SSCs for a reasonable outcome. An accident scenario that has an enormous impact on a nuclear power plant's seismic risk was selected. Moreover, the probabilistic seismic response analyses of a nuclear power plant were performed to derive appropriate seismic failure correlations between SSCs. Based on the analysis results, the seismic failure correlation coefficient between SSCs was derived, and the seismic fragility curve and core damage frequency of the loss of essential power event were calculated. Results were compared with the seismic fragility and core damage frequency of assuming the seismic failure correlations between SSCs were independent and entirely dependent.
Probabilistic seismic hazard analysis (PSHA) is routinely conducted in the US for nuclear plants, for the determination of appropriate seismic design levels. These analyses incorporate uncertainties in earthquake characteristics in stable continental regions (where direct observations of large earthquakes are rare), in estimates of rock motions, in site effects on strong shaking, and in the damage potential of seismic shaking for engineered facilities. Performance goals related to the inelastic deformation of individual components, and related to overall seismic core damage frequency, are used to determine design levels. PSHA has the ability to quantify and document the important uncertainties that affect seismic design levels, and future work can be guided toward reducing those uncertainties.
KIM, HYEONMIN;LEE, SANG-HWAN;PARK, JUN-SEOK;KIM, HYUNGDAE;CHANG, YOON-SUK;HEO, GYUNYOUNG
Nuclear Engineering and Technology
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제47권2호
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pp.204-211
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2015
Probabilistic safety assessment (PSA) has had a significant role in quantitative decision-making by finding design and operational vulnerabilities and evaluating cost-benefit in improving such weak points. In particular, it has been widely used as the core methodology for risk-informed applications (RIAs). Even though the nature of PSA seeks realistic results, there are still "conservative" aspects. One of the sources for the conservatism is the assumptions of safety analysis and the estimation of failure frequency. Surveillance, diagnosis, and prognosis (SDP), utilizing massive databases and information technology, is worth highlighting in terms of its capability for alleviating the conservatism in conventional PSA. This article provides enabling techniques to solidify a method to provide time- and condition-dependent risks by integrating a conventional PSA model with condition monitoring and prognostics techniques. We will discuss how to integrate the results with frequency of initiating events (IEs) and probability of basic events (BEs). Two illustrative examples will be introduced: (1) how the failure probability of a passive system can be evaluated under different plant conditions and (2) how the IE frequency for a steam generator tube rupture (SGTR) can be updated in terms of operating time. We expect that the proposed model can take a role of annunciator to show the variation of core damage frequency (CDF) depending on operational conditions.
The correlations between Large Early Release Frequency (LERF) and Early Fatality need to be investigated for risk-informed application and regulation. In Regulatory Guide (RG) -1.174, while there are decision-making criteria using the measures of Core Damage Frequency (CDF) and LERF, there are no specific criteria on LERF. Since there are both huge uncertainties and large costs needed in off-site consequence calculation, a LERF assessment methodology needs to be developed, and its correlation factor needs to be identified, for risk-informed decision-making. A new method for estimating off-site consequence has been presented and performed for assessing health effects caused by radioisotopes released from severe accidents of nuclear power plants in this study. The MACCS2 code is used for validating the source term quantitatively regarding health effects, depending on the release characteristics of radioisotopes during severe accidents. This study developed a method for identifying correlations between LERF and Early Fatality and validates the results of the model using the MACCS2 code. The results of this study may contribute to defining LERF and finding a measure for risk-informed regulations and risk-informed decision-making.
This study developed a Safety Culture Impact Assessment Model (SCIAM) which consists of a safety culture assessment methodology and a safety culture impact quantification methodology. The SCIAM uses safety culture impact index (SCII) to monitor the status of safety culture of the NPPs periodically and it uses relative core damage frequency (RCDF) to present the impact of safety culture on the safety of the NPPs. As a result of applying SCIAM to the reference plant (Kori 3), the standard for the healthy safety culture of the reference plant is suggested. SCIAM might contribute to improve the safety of the NPPs (Nuclear Power Plants) by monitoring the status of safety culture periodically and presenting the standard of healthy safety culture.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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