RELIABILITY ANALYSIS OF EMERGENCY DECAY HEAT REMOVAL IN PWR REACTOR


Abstract

The aim of this work was to assess the failure probability of the Westinghouse PWR auxiliary feedwater system (AFWS). The reference facility for which the analysis has been made was Surry Nuclear Power Plant located in the United States. This work includes AFWS fault tree development and qualitative analysis using the SAPHIRE code, as well as the uncertainty assessment by applying the Monte Carlo techniques.


Keywords

Auxiliary Feedwater System (AFWS); Probabilistic Safety Assessment (PSA); Fault Tree Analysis (FTA); SAPHIRE; Monte Carlo Simulation

Borysiewicz M.: Wykorzystanie probabilistycznych analiz bezpieczeństwa (PSA) w tworzeniu wymogów bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych. Raport NCBJ, Warszawa 2010.

Borysiewicz M., Bronowska K., Kopka P., Kowal K., Kwiatkowski T., Prusiński A.M., Prusiński P.A., Siess G.: The PSA analysis of PWR emergency coolant injection availability following SBLOCA. Nukleonika 2/2013, 307.

Borysiewicz M. et. al.: Analiza niezawodności wybranych systemów bezpieczeństwa reaktora PWR przy użyciu programu SAPHIRE. Raport wewn. PAA, Warszawa 2013.

U.S. Nuclear Regulatory Commission: Reactor Safety Study – An assessment of accident risks in U.S. nuclear power plants. U.S. NRC, Washington 1975.

U.S. Nuclear Regulatory Commission: Nuclear Power for Electrical Generation. U.S. NRC, Washington 2012.


Published : 2015-09-02


Kowal, K., & Borysiewicz, M. (2015). RELIABILITY ANALYSIS OF EMERGENCY DECAY HEAT REMOVAL IN PWR REACTOR. Informatyka, Automatyka, Pomiary W Gospodarce I Ochronie Środowiska, 5(3), 59-64. https://doi.org/10.5604/20830157.1166556

Karol Kowal  k.kowal@ncbj.gov.pl
Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ), Zakład Energetyki Jądrowej  Poland
Mieczysław Borysiewicz 
Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ), Zakład Energetyki Jądrowej  Poland