SOURCE TERM ON NPP SOURCE TERM ON NPP SAFETY ANALYSESSAFETY ANALYSES

Marino MazziniMarino Mazzini

Professore OrdinarioProfessore Ordinario

nel s.s.d. “Impianti Nucleari” nel s.s.d. “Impianti Nucleari”

Università di PisaUniversità di Pisa

Facoltà di IngegneriaFacoltà di Ingegneria

Dipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della ProduzioneDipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della Produzione

DOCUMENTAZIONE PER LA LEZIONEDOCUMENTAZIONE PER LA LEZIONESUL SOURCE TERMSUL SOURCE TERM

1. Slides (M. Mazzini)

2. Note sul problema del Source Term (F. Fineschi)

3. G. Petrangeli: “Nuclear Safety”

Elsevier Pub. 2006, reperibile anche su CD “NUCLEAR ENERGY” E-Book Collection

SUMMARYSUMMARY

• Miles-Stones in Source Term EvaluationMiles-Stones in Source Term Evaluation

• Inventory of Fission Products in the CoreInventory of Fission Products in the Core

• Calculation of the FP Release to GapCalculation of the FP Release to Gap

• Calculation of the FP Release in Case of Calculation of the FP Release in Case of Severe AccidentsSevere Accidents

• Comparison of Source Term Evaluation in Comparison of Source Term Evaluation in the Rasmussen Report and more Recent the Rasmussen Report and more Recent PSA AchievementsPSA Achievements

• ConclusionsConclusions

History of source term assessment

and relationship to regulatory process

Nominal Source Term Assumed in the Years 60.ies and 70.ies for the Regulatory Process

Release of:

• 100 % of Noble Gases

• 50 % of Iodine, of which 1/2 deposites onContainment Internal Structures.

The Remaining 25 % is 91% as I2, 4% as Organic Forms (CH3I and Others), 5% Particulate Matter

• 10 % of Cs and Other Volatile Metals

• 1% of Other Fission ProductsAssumptions of Regulatory Guides 1.3 and 1.4 for Evaluating Accomplishment of 10CFR Part 100 Dose Limits

BLOCK SCHEME OF FP SOURCE TERM AND DOSE EVALUATION

FISSION PRODUCT INVENTORY

Parameters determining FP inventory:

•Fission Power (1 W = 3. 1010 fissions/s) and Irradiation time or Burn-up

•Fission yield

•Possible formation due to precursor decay

•Decay constant

•Neutron capture

FISSION PRODUCT INVENTORY

Beattie Relationship:

a = 8.4 y P(1-e -∆t/) (1)Where:a = Activity of the considered radionuclide (kCi) y = Fission yield (%)P = Thermal power (MWt)t= Irradiation time (day) = Time constant of the radionuclide (day)

When t>>relationship (1) becomes: a = 8.4 y P

while, if t<<: a=8.4 y P t/= 8.4 y Bu/ Bu= Burn-up (MW.day)

U 235 Fission Yield

versus Mass Number

U 233 and

Pu 239 Fission Yield

versus Mass Number

Nuclidi, tempo di dimezzamento (giorni) e attività (MCi) per reattore da 3000 MWt (1/2)

Nuclidi, tempo di dimezzamento (giorni) e attività (MCi) per reattore da 3000 MWt (2/2)

FISSION PRODUCT RELEASES

More dangerous isotopes (due to inventory, volatility and radio-tossicity):

• Alogena (in particular 131I)

• Noble gases (isothopes of Kr and Xe)

• Alkali metals and similes (137Cs, 134Cs, 132Te,…)

• Alkali-earth metals (89Sr, 90Sr, 140Ba)

• Metals with volatile oxides (103Ru, 106Ru, 99Tc,….)

FP RELEASE TO GAP

The Main Mechanisms are:• FP Nuclei Recoil (T<1000 °C)

• Diffusion (1000< T <1600 °C)

• Grain Equi-axial Growing (1600< T <1800 °C)

• Grain Columnar Growing (1800< T <2850 °C)

• Diffusion in Liquid Metal (T>2850 °C)

FP RELEASE TO GAP

The Total Release is the Sum of the Releases from the Various Zones (Volumes) at Different Temperature Interval, Determined by the Conductivity Integral:

Where W = Linear Power

TS = Fuel Surface T

Tc = Central Fuel T C

S

T

T

WKdt 4

FP RELEASE TO GAP

mkW

cmWKdt 6.886

3133

273

31310675.2174

14.40T

TK

FP RELEASE TO GAP

C

S

C

ex

ex

d

d

r

r

S

T

T

T

T

col

T

T

ex

T

T

d

T

T

r

Kdt

KdtfKdtfKdtfKdtf

F

Where: F = Total Release Fraction

Lewis Method

Tr=1000°C, Td=1600°C, Tex=1800°C,

fr = 0,001, fd = 0,1, fex = 0,3, fcol = 0,95

Comparison of methods

for calculation of

fission-gas release from

UO2

Rilascio dei gas di

fissione nel gap e

plenum degli elementi di

combustibile (ORNL TM

2347)

FP RELEASE FROM FUEL IN SA: Simple Model

CtBa

o

o

bBtaB

BT

BT

eCeAM

MM

BbCPosto

MeAdt

dM

btaT

MeAdt

dM

eATK

MTKdt

dM

1/exp1

)(

)(

FP RELEASE FROM FUEL IN SA: Smoothed Curves

FISSION PRODUCT RELEASE FROM FUEL Rate Constants

TBeAK

Keys to PWR Accident Sequence Symbol(1/2)

Keys to PWR Accident Sequence Symbol(2/2)

Core Behaviour Calculated

by MARCH

for the Sequence

AB

Calculation of Fission Product Release from Fuel for the Sequence AB

1

9

010

1

min/2302.5/)10002200(

1000

t

i

i IFF

Cb

Ca

tbaT

Radioactivity Releases

Calculated for the

Sequence AB

Core Behaviour Calculated by MARCH for the Sequence S2C

Calculation of Fission Product Release from Fuel for the Sequence S2C

5

9

010

1

min/8015/)10002200(

1000

t

i

i IFF

Cb

Ca

tbaT

Radioactivity Releases

Calculated for the

Sequence S2C

Comparison between Calculated Release Fractions

This Calculation WASH 1400 RSS

CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(1/3)

1. Fission Product Release from Fuel– Chemical Form of Iodine in Gap for

T>950°→CsI

2. Chemistry of Cs and I– Main Forms

I →I2, CsI, HI →at HighTemperature

Cs →CsOH, CsI, Cs

Reducing Atmosphere at Low TemperatureOxidant

Atmosphere

ReducingAtmosphere

CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(2/3)

3. Fission Product Transport through the Primary System:

– Ritention = 0 = 0-50%

– Ritention Depending from Accident SequenceHigh for Sequences TMLB’ or TC

20% for Sequence AD

Gas and Volatile Metals

If Core Melt is not complete

CONCLUSIONS OF NUREG-0772 (1981)(3/3)

4. Fission Product Transport through the Containment:

for 50% Core Melt and– Delay in ECCS Intervention– Containment Integrity– E.S.F. in Operation

the Dose Attenuation Factor of Containment is > 100.000 for All F. P.

Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (1/3)

Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (2/3)

SEQUENZA TE SE V

Sequenze con rilasci esterni più significativi in PSA recenti (3/3)

immediati

SEQUENZA TE SE V

Accident Source Terms for LWR NPP

US-NRC NUREG 1465 (1992)

 Intercapedine

Rilasci rapidi nel "vessel"

Rilasci fuori dal "vessel"

Rilasci tardivi nel "vessel"

Durata Ore 0,5 1,3 2 10

Gas Nobili 0,05 0,95 0,00 0,00

Iodio 0,05 0,35 0,29 0,07

Cesio 0,05 0,25 0,39 0,06

Tellurio 0,00 0,15 0,29 0,025

Stronzio 0,00 0,03 0,12 0,00

Bario 0,00 0,04 0,10 0,00

Rutenio 0,00 0,008 0,004 0,00

Lantanio 0,00 0,002 0,015 0,00

Accident Source Terms for LWR NPP

US-NRC NUREG 1465 (1992)Per un BWR i rilasci sono lievemente diversi. Per un BWR i rilasci sono lievemente diversi.

La nuova proposta deriva dalla considerazione La nuova proposta deriva dalla considerazione delle sequenze studiante e vuol rappresentare una delle sequenze studiante e vuol rappresentare una media dei casi significativi. media dei casi significativi.

I rilasci dovuti ad interazione del nocciolo fuso con I rilasci dovuti ad interazione del nocciolo fuso con il calcestruzzo (rilasci tardivi fuori dal “vessel”) il calcestruzzo (rilasci tardivi fuori dal “vessel”) sono quelli derivanti dall’ipotesi di assenza di sono quelli derivanti dall’ipotesi di assenza di acqua al di sopra dello strato fuso: se interessa il acqua al di sopra dello strato fuso: se interessa il caso in cui sia presente uno strato di acqua, allora caso in cui sia presente uno strato di acqua, allora il rilascio sarà minore a causa dell’effetto di il rilascio sarà minore a causa dell’effetto di abbattimento dell’acqua.abbattimento dell’acqua.

FP Releases at Various Accidents Involving Fuel Damage

Chernobyl Unit 4 Water 5 x 107 > 5 x 10 9 > 5 % Inventory Reactivity 26/4/1986 excursion

History of source term assessment

and relationship to regulatory process

BMI-2104 suite of codes as used in the source term reassessment

Radionuclides Contributions to Risks

Conclusioni sul tema del Source Term

• Quasi tutti gli impianti nucleari di potenza attualmente in esercizio sono stati licenziati sulla base di un Source Term nominale, relativamente semplice.

• Dopo il WASH 1400 è stato possibile valutare il Source Term in modo più realistico, dimostrando un livello di sicurezza migliore dei LWR.

• Oggi codici di calcolo come MELCOR ed ASTEC consentono valutazioni integrate e realistiche del Source Term, e sono validati a fronte di dati sperimentali.

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