Mitigation of external pressurized thermal shock in nuclear reactor pressure vessel

Abstract

The safety of reactor pressure vessel in nuclear power plant is significant because the reactor pressure vessel is the one component that has to withstand all the possible accident scenarios without failing. One accident scenario that challenges the reactor pressure vessel integrity under specific conditions is pressurized thermal shock. Overcooling causes thermal shock where large temperature gradient has an impact on the reactor pressure vessel. In the case of pressurized water reactor, the internal pressure together with temperature gradient can lead to fracture of the reactor pressure vessel if there are existing defects within the reactor pressure vessel. This work is focused on researching the impact of external pressurized thermal shock on the reactor pressure vessel. The goal is to investigate the mitigation of pressurized thermal shock by thermal insulation. For achieving the goal, this work utilizes a script that is capable of calculating heat transfer and temperature distributions within the reactor pressure vessel and thermal insulation. Temperature distributions can be used to estimate the integrity of the reactor pressure vessel.

Ydinreaktorin painesäiliön turvallisuus on merkittävä tekijä ydinvoimalaitoksissa, sillä painesäiliö on ainoa komponentti minkä täytyy kestää kaikki mahdolliset onnettomuudet tuhoutumatta. Onnettomuus, mikä voi haastaa painesäiliön kestävyyden tietyissä olosuhteissa, on paineistettu lämpöshokki. Ylijäähtyminen aiheuttaa lämpöshokin, jolloin painesäiliöön kohdistuu suuri lämpötilagradientti. Painevesireaktorin tapauksessa suuri sisäinen paine yhdessä lämpötilagradientin kanssa voi murtaa painesäiliön seinämän, jos painesäiliössä on valmiita haurasmurtumia. Tässä työssä keskitytään ulkopuolisen lämpöshokin tutkimiseen ja sen lieventämiseen käyttäen lämpöeristeitä. Tavoitteen saavuttamiseksi työssä käytetään numeerista mallia, mikä pystyy arvioimaan lämmön siirtymistä ja lämpötilojen jakaumia reaktorin painesäiliön seinämässä sekä lämpöeristeissä. Lämpöjakaumia voidaan käyttää painesäiliön kestävyyden määrittämisessä.