Assessment of safety issues in nuscale and gen II PWR under accident conditions using trace
Authors:   , Sánchez Torrijos Jorge 
Published: September 2024

First of all, the author of this work would like to express his gratitude for the technical support and the fundings received from Almaraz-Trillo AIE, Spanish Regulatory Body (SUBV-16/2021), Spanish Ministry of Science and Innovation (Project PID2019-108755RB-I00 funded by MCIN/AEI /10.13039/501100011033) and European Commission by means of the H2020 European McSAFER project (No 945063)

The main motivation of this work consists of evaluating the performance of the system code TRACE in different scenarios related to current hot topics in nuclear safety addressing the identified gaps covering from purely thermal hydraulic (TH) issues of Small Modular Reactors (SMRs), like the simulation of natural circulation under normal operation and transient conditions, helical steam generators performance, passive safety systems, or boron transport predictions, to the contribution of the thermomechanical (TM) phenomena in LOCA calculations performed with the TRACE code for conventional and Advanced Technology Fuels (ATFs). In particular, the following objectives are identified as crucial to have success in this research:

Modelling of the NuScale SMRs using conventional and cutting-edge approaches and analysing the boron dilution sequence using TRACE.

Simulating of LOCA sequences considering the feedback from the TM phenomena taking profit of the already implemented TM models in TRACE using it as an integral tool. To evaluate the impact of the selected ATF material for the cladding on the performed LOCA calculations, new capabilities are implemented in the TRACE code regarding the FeCrAl material properties and behavioural models.

The development of a new methodology of analysis based on the concept of time-dependent success criteria (SC) and the Extended Event Tree (EET) technique and its application to the analysis of the Anticipated Transient Without SCRAM (ATWS) sequences.

The first line of research is developed as part of the contribution of the research group of the `Universidad Politécnica de Madrid (UPM) to the `High-Performance Advanced Methods and Experimental Investigations for the Safety Evaluation of Generic Small Modular Reactors McSAFER H2020 European project launched in September 2020. Within that frame, the modelling of the NuScale SMR concept is performed using conventional and advanced computational tools (TRACE and TRACE coupled with SUBCHANFLOW(SCF)). Later, a full-scope analysis of the boron dilution accidental scenario in the NuScale SMR is carried out along with the final comparison of results.

In accordance with the conclusions drawn from this first line of research, the usage of the high-order numerical techniques with flux limiters for solving the spatial differences available in TRACE and TRACE/SCF computational tools is a must in order to properly capture the physics involved in the transport calculation of the boron concentration through the NuScale primary circuit. From the results of both one- and three-dimensional TH analyses of the NuScale behaviour under the boron dilution transient conditions, it is demonstrated that the design of the helically coiled heat exchanger in NuScale is able to avoid the development of asymmetrical TH conditions inside the RPV almost completely.

The second line of research consists of evaluating the performance of the system code TRACE regarding LOCA sequences simulations considering the thermomechanical feedback in the calculation results. In that sense, the Halden IFA 650.10 LOCA test and a Double Ended Guillotine Break LOCA (DEGB-LOCA) in a 3-loop PWR-WEC are simulated in order to validate the TH and TM models in TRACE for conventional fuel rods materials and to demonstrate the role played by the TM issues in safety analyses. The preliminary calculation of the Halden IFA 650.10 LOCA test with TRACE using the new modelling capabilities for the FeCrAl cladding material demonstrates the potential benefits that can be obtained from its improved mechanical and oxidation behaviour. In accordance with the results obtained for the FeCrAl calculation, the burst time is extended, and the cladding oxidation is strongly reduced.

Finally, the third line of work is based on the application of the TRACE code to perform the TH calculations needed to develop a new methodology related to the Probabilistic Safety Analysis (PSA) of the ATWS sequences. In that sense, the new approach applied in this work allows quantifying the evolution of the core damage probability and the minimal cut-sets during the whole fuel cycle under ATWS conditions obtaining a better estimation of conditioned core damage probability (CCDP) in ATWS sequences relying on the new concept of time-dependent success criteria. In fact, a reduction in the CCDP of one order of magnitude can be achieved by the application of this new methodology in comparison with the results obtained using the classical PSA approach.

RESUMEN

La motivación principal de esta investigación se centra en la evaluación de las capacidades de modelado y simulación del código de sistemas TRACE frente a escenarios que se consideran actualmente relevantes en los cálculos relacionados con la seguridad nuclear. En ese sentido, se abordan temas de actualidad tratando de cubrir los huecos identificados desde la simulación de SMRs, tales como la circulación natural en operación normal y de transitorio, el comportamiento de los generadores de vapor helicoidales, sistemas de seguridad pasivos o el transporte del boro en el circuito primario, hasta la evaluación de la contribución de los fenómenos termomecánicos en secuencias accidentales de LOCA realizada con el código TRACE y teniendo en cuenta el comportamiento de los materiales convencionales y avanzados (ATF). En particular, se han identificado los siguientes objetivos:

Modelado y simulación de la secuencia de dilución de boro en el reactor NuScale con herramientas de cálculo convencionales y de última generación.

Simulación de secuencias de LOCA teniendo en cuenta la componente termomecánica a través de la activación de los modelos internos de TRACE. Para la simulación del material ATF FeCrAl se han implementado las nuevas propiedades y modelos correspondientes en TRACE.

Desarrollo de una nueva metodología de análisis basada en el concepto de criterios de éxito dependientes del tiempo y el método de árboles de sucesos expandidos y su aplicación a secuencias con fallo del sistema de protección del reactor (ATWS).

La primera línea de investigación de este trabajo se ha realizado como parte de la contribución del grupo de investigación de la Universidad Politécnica de Madrid dentro del contexto del proyecto europeo `High-Performance Advanced Methods and Experimental Investigations for the Safety Evaluation of Generic Small Modular Reactors McSAFER H2020 lanzado en 2020. En este contexto de trabajo, se ha abordado el modelado del reactor NuScale haciendo uso de herramientas convencionales y avanzadas (TRACE y el acoplamiento TRACE/SUBCHANFLOW (SCF)). A continuación, se ha realizado la simulación de la secuencia de dilución de boro en Nuscale junto con la comparación final de resultados.

De esta manera, las conclusiones extraídas de esta primera línea de trabajo destacan que el uso de técnicas numéricas de alto orden disponibles en TRACE y en SCF permiten capturar adecuadamente los fenómenos físicos que tienen lugar en la secuencia de dilución de boro. Además, los resultados muestran que los fenómenos termo-hidráulicos asimétricos en el circuito primario son prácticamente absorbidos por el diseño de los generadores de vapor helicoidales de NuScale.

La segunda línea de trabajo se basa en el análisis del comportamiento del código TRACE activando sus capacidades termomecánicas internas para el modelado de secuencias de LOCA teniendo en cuenta la realimentación de los fenómenos termomecánicos en los resultados del análisis. En ese sentido, la simulación del experimento de LOCA IFA 650.10 realizado en el reactor experimental Halden junto con una secuencia de LOCA en doble guillotina en un reactor PWR-WEC de tres lazos se ha llevado a cabo para validar los modelos TH y TM en el código TRACE para materiales convencionales y para demostrar la importancia de los fenómenos TM en los análisis de seguridad. Además, los resultados preliminares de la simulación del experimento IFA 650.10 utilizando las nuevas capacidades implementadas en TRACE con respecto al material FeCrAl ponen de manifiesto los potenciales beneficios que se obtienen de su incorporación como vaina de las barras de combustible. De hecho, de acuerdo con los resultados de la simulación, el tiempo de pinchazo en el citado experimento se ve extendido y la oxidación de vaina fuertemente reducida.

Finalmente, la tercera línea de investigación se basa en la aplicación del código TRACE para realizar las simulaciones correspondientes que dan soporte a los cálculos necesarios para el desarrollo de una nueva metodología de análisis de análisis probabilista de seguridad de secuencias de ATWS. De acuerdo con los resultados obtenidos, la aplicación de esta nueva metodología permite cuantificar la evolución de la probabilidad de daño al núcleo, así como los conjuntos mínimos de fallo durante todo un ciclo de combustible asociados a secuencias de ATWS dando lugar a una mejor estimación de la probabilidad condicionada de daño al núcleo (CCDP) debido al uso del nuevo concepto de criterios de fallo dependientes del tiempo. De hecho, se obtiene una reducción de un orden de magnitud en dicha CCDP en comparación con los resultados obtenidos mediante la metodología clásica del PSA de secuencias de ATWS.