A Reliability Assessment Methodology for the VHTR Passive Safety System

摘要

Derzeit wird geprüft, inwieweit passive Sicherheitssysteme eines VHTR (Very High Temperature Reactor) in der kommenden Generation von Kernkraftwerken in Korea zum Einsatz kommen können. Die Funktion passiver Systeme basiert auf Nutzung natürlicher Phänomene, ohne dass aktive Systeme, wie z.B. elektrische Systeme, zum Einsatz kommen müssen. Ein passives System für die Kernkühlung dient insbesondere der sicheren Nachwär-meabfuhr bei einem Notstromfall (Station-Blackout), wie er bei den Unfällen in den Fukushima-Anlagen vorlag. Eine Aufgabe besteht in der quantitativen Bewertung der Zuverlässigkeit von passiven Systemen im Rahmen der Risikoanalyse. Klassische Methoden der Zuverlässigkeitsbewertung sind in dieser Hinsicht begrenzt. Vorgestellt werden neue Ansätze zur Ermittlung von Zuverlässigkeitsdaten. Angewandt werden diese auf das Konzept eines VHTR. Das vorgeschlagene Verfahren ermöglicht die Bewertung von Unfallsequenzen neuer Reaktorsysteme und unterstützt die Auslegung sicherheitsrelevanter Komponenten der Reaktoranlage.%The passive safety system of a VHTR (Very High Temperature Reactor), which has recently attracted worldwide attention, is currently being considered for the design of safety improvements for the next generation of nuclear power plants in Korea. The functionality of the passive system does not rely on an external source of an electrical support system, but on the intelligent use of natural phenomena. Its function involves an ultimate heat sink for a passive secondary auxiliary cooling system, especially during a station blackout such as the case of the Fukusima Daiichi reactor accidents. However, it is not easy to quantitatively evaluate the reliability of passive safety for the purpose of risk analysis, considering the existing active system failure since the classical reliability assessment method cannot be applied. Therefore, we present a new methodology to quantify the reliability based on reliability physics models. This evaluation framework is then applied to of the conceptually designed VHTR in Korea. The Response Surface Method (RSM) is also utilized for evaluating the uncertainty of the maximum temperature of nuclear fuel. The proposed method could contribute to evaluating accident sequence frequency and designing new innovative nuclear systems, such as the reactor cavity cooling system (RCCS) in VHTR to be designed and constructed in Korea.