Rus tipi basınçlı su nükleer reaktörlerinin acil kor soğutma suyu sistemlerinin olasılıklı güvenlik analizinin yapılması
Probabilistic safety assessment of emergency core cooling system of water water pressurized nuclear power plant
Yazar: AŞKIN GÜLER
Danışman: YRD. DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2011
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu çalışmada, Rus tipi Basınçlı Su Reaktörü model 1000 için (VVER-1000) Acil Kor Soğutma (AKS) Sistemlerinin, Büyük Kırıklı Soğutucu Kaybı Kazası olması durumunda (LBLOCA) güvenlik analizinin Birinci Kademe Olasılıklı Güvenlik Analizi (OGA) metoduyla yapılması hedeflenmiştir. Analiz, santralin tam güçte çalıştığı varsayılarak yapılmış ve yalnızca dahili faktörlerin AKS sisteminin hatasına etkisi olduğu varsayılmıştır. Deprem, sel, hortum gibi harici faktörler analiz kapsamının dışında tutulmuştur. Analizde kullanılan çizimler ve tanımlamalar genel VVER-1000 reaktörleri içindir.İlk olarak, VVER-1000 santralinin AKS sistemi, sistem ekipmanları ve bu ekipmanların çalışma prensiplerinin tüm detayları belirlenmiştir. AKS sistemi arızası, hata ağaçları yardımıyla modellenmiştir. Ekipmanların, dolayısıyla sistemin arıza olasılıkları ve kesinsizlik verileri tanımlanmıştır.Analizde bir OGA kodu olan SAPHIRE yazılımı kullanılmıştır. Yazılım, hata ağaçlarının oluşturulması, uygun veriler kullanılarak sistem arıza olasılığının hesaplanması ve kesinsizlik analizleri için kullanılmıştır. Böylece, AKS sisteminin toplam arıza olasılığındaki kesinsizlik de hesaplanmıştır. Girilen verilerin AKS sistemindeki arıza üzerindeki etkisi belirlenerek, hangi verinin sistem arızasının doğru belirlenebilmesi için önem taşıdığı belirlenmiştir.Çalışma sonunda, AKS sistemi arızasına neden olacak ana sebepler belirlenmiş ve AKS hata sıklığı, konservatif varsayımlar temel alınarak, talep başına 7.714E-4 olarak bulunmuştur.

Abstract:
In this thesis, The PSA has been considered for full-power state of the Russian type Pressurized Water (VVER-1000) Nuclear Power Plant and this study represents a Level-1 PSA analysis for Emergency Core Cooling System (ECCS) of VVER-1000 in case of Large Break Loss of Coolant Accident (LLOCA). For the analysis, only internal events are considered and external events (e.g. flood, eartquake,hurricane) are excluded. This PSA systematically identified and quantified the frequency of scenarios involving ECCS failure that lead to core damage using VVER-1000 generic data.In this study, the models of ECCS failure were constructed by using fault tree modeling. For the analysis, System Analysis Programs for Hands-On Integrated Reliability Evaluations (SAPHIRE) software was used for quatification of top event frequency and uncertainty.Scenarios involving ECCS failure were analyzed using uncertainty analysis, since failure data and models contain uncertainty. By means of uncertainity data of input parameters for fault tree, contribution of them to the total failure frequency is predicted to provide guidance to where to improve the state of knowledge in order to reduce the output uncertainties most effectively.This PSA level-1 for VVER-1000 indicates that, based on conservative assumptions, the total frequency of accidents that would lead to core damage from internal initiating events is 7.714E-4 per demand.