خرید و دانلود نسخه کامل کتاب Safety Significance Evaluation of Kewaunee Power Station Turbine Building Internal Floods

توضیحاتی در مورد کتاب

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.