Safety Significance Evaluation of Kewaunee Power Station Turbine Building Internal Floods

دسته بندی: مهندسی مکانیک
ویرایش:  
 
سری:  
 
ناشر:  
سال نشر:  
تعداد صفحات: 1201 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 48 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 36,000

شماره سریال 05-746
2005, 1201p U. S. کمیسیون تنظیم مقررات هسته ای
واشنگتن، DC 20555 یک نقص عملکرد در گزارش بازرسی NRC 05000305/2005011 در رابطه با ویژگی های طراحی سیل داخلی شناسایی شد. بازرسان دریافتند که کنترل طراحی ناکافی برای اطمینان از محافظت تجهیزات کلاس I در برابر آسیب ناشی از پارگی لوله یا مخزن که منجر به جاری شدن سیل جدی یا انتشار بیش از حد بخار می شود تا حدی که عملکرد تجهیزات کلاس I مختل شده است وجود ندارد. به طور خاص، طراحی تضمین نمی کند که آب تغذیه کمکی (AFW)، اتوبوس های محافظ 480 ولتی (V)، پانل خاموش شدن ایمن، دیزل ژنراتورهای اضطراری (EDGs) 1A و 1B، و 4160-V باس های محافظ 1-5 و 1 -6 از خرابی های تصادفی یا ناشی از لرزه سیستم های غیر کلاس I در ساختمان توربین محافظت می شود. مسیرهای سیل وجود داشت که به آب سیلاب از ساختمان توربین اجازه می‌داد تا به داخل محفظه‌های کوچه حفاظتی حاوی تجهیزات کلاس I شناسایی‌شده جریان یابد. این مسیرهای سیل شامل زهکش های کف بدون دریچه های بازرسی، درهایی با فاصله کف کافی برای عبور آب و ترانشه های کف باز است که بین محفظه های کوچه محافظ ارتباط برقرار می کند. اهمیت ایمنی گذشته این نقص عملکرد با انجام یک ارزیابی خطر احتمالی (PRA) از سناریوهای سیل داخلی موضوع که منجر به آسیب اصلی می‌شود، ارزیابی شد. رویدادهای آغازگر سیل در نظر گرفته شده عبارتند از: شکست تصادفی لوله، خرابی درز انبساط کندانسور، شکست خط بخار با فعال کردن اسپرینکلر آتش، شکسته شدن خط آب تغذیه با فعال سازی اسپرینکلر آتش، شکستگی ناشی از لرزه، شکستگی ناشی از موشک توربین، و شکستگی ناشی از گردباد. سناریوها بر اساس موارد زیر تجزیه و تحلیل شدند: اندازه گیری کف نقشه بردار، تجزیه و تحلیل سطح سیل دینامیکی با استفاده از GOTHIC، ارزیابی بقای تجهیزات، محاسبات گرمایش اتاق با استفاده از GOTHIC، تمرینات شبیه ساز، بررسی مواد آموزشی اپراتور، آزمایش قطع کننده های 480 ولت در شرایط سیل شبیه سازی شده، و لرزه ای ارزیابی های شکنندگی منابع سیل ساختمان توربین که قادر به ایجاد خرابی تجهیزات کلاس I در کوچه حفاظتی هستند، تعیین شد: آب در گردش، آب سرویس، آب آتش، آب تغذیه، میعانات، و مخازن ذخیره آب ترکیبی میعانات و راکتور. سهم کل در فرکانس آسیب هسته (CDF) ناشی از این کمبود بر اساس طراحی نیروگاه در سال 2004، 5.9E-05 در سال ارزیابی شد که در تعیین اهمیت فرآیند نظارت بر راکتور NRC (ROP) به عنوان زرد متوسط ​​طبقه بندی می شود. تعیین ریسک فرآیند (SDP). مجموع فراوانی بزرگ انتشار زودرس (LERF) از این کمبود حداقل یک ضریب ده کمتر از CDF برآورد شد، و بنابراین در تعیین خطر SDP ROP NRC محدود نمی‌شود. ارزیابی‌های حساسیت برای تعیین تأثیر تغییرات در مفروضات کلیدی مانند شروع فرکانس رویداد و احتمال خطای انسانی انجام شد. تمام ارزیابی‌های حساسیت منجر به مشارکت CDF کمتر از 8.5E-05 در سال (زرد) شد.

Serial No. 05-746
2005, 1201p U. S. Nuclear Regulatory Commission
Washington, DC 20555 A performance deficiency was identified in NRC Inspection Report 05000305/2005011 regarding internal flooding design features. The inspectors found that there was inadequate design control to ensure Class I equipment was protected against damage from the rupture of a pipe or tank resulting in serious flooding or excessive steam release to the extent that the Class I equipment's function was impaired. Specifically, the design did not ensure that the auxiliary feedwater (AFW) pumps, 480-volt (V) safeguards buses, safe shutdown panel, emergency diesel generators (EDGs) 1A and 1B, and 4160-V safeguards buses 1-5 and 1-6 would be protected from random or seismically-induced failures of non-Class I systems in the turbine building. Flood paths were present which would allow flood water from the turbine building to flow into the safeguards alley compartments containing the identified Class I equipment. These flood paths included floor drains without check valves, doors with sufficient bottom clearances to allow water to pass through, and open floor trenches which communicate between safeguards alley compartments. The past safety significance of this performance deficiency was evaluated by performing a probabilistic risk assessment (PRA) of the subject internal flooding scenarios leading to core damage. The flood initiating events considered included: random pipe breaks, condenser expansion joint failures, steam line breaks with fire sprinkler actuation, feedwater line breaks with fire sprinkler actuation, seismic-induced breaks, turbine-missile induced breaks, and tornado-induced breaks. The scenarios were analyzed based on: surveyor floor measurements, dynamic flood level analysis using GOTHIC, equipment survivability evaluations, room heatup calculations using GOTHIC, simulator exercises, review of operator training materials, testing of 480-V breakers in simulated flooding conditions, and seismic fragility assessments. The turbine building flood sources capable of causing failure of Class I equipment in safeguards alley were determined to be: circulating water, service water, firewater, feedwater, condensate, and the condensate and reactor makeup water storage tanks. The total contribution to core damage frequency (CDF) from this deficiency based on the plant design in 2004 was evaluated to be 5.9E-05 per year, which would be classified as mid-Yellow in the NRC Reactor Oversight Process (ROP) Significance Determination Process (SDP) risk determination. The total large early release frequency (LERF) contribution from this deficiency was estimated to be at least a factor of ten below the CDF, and thus not limiting in the NRC ROP SDP risk determination. Sensitivity evaluations were performed to determine the impact of changes in key assumptions such as initiating event frequencies and human error probabilities. All the sensitivity evaluations resulted in a CDF contribution of less than 8.5E-05 per year (Yellow).