Éléments de l approche de sûreté et thèmes de R&D spécifiques pour les systèmes sélectionnés par le Forum International Generation IV

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1 Éléments de l approche de sûreté et thèmes de R&D spécifiques pour les systèmes sélectionnés par le Forum International Generation IV Gian Luigi FIORINI CEA/DEN/DDIN 1

2 Sûreté des systèmes nucléaires du futur Plan de l exposé 1. Projets Gen IV 2. Approche de sûreté : Objectifs techniques 3. Fondements de la démarche de conception/évaluation 4. Domaines de R&D 2

3 6 Concepts innovants avec des ruptures technologiques Sodium Fast reactor Closed Fuel Cycle Lead Fast Reactor Closed Fuel Cycle Closed Fuel Cycle Gas Fast Reactor Once Through Very High Temperature Reactor Once/Closed Supercritical Water Reactor Closed Fuel Cycle Molten Salt Reactor 3

4 Approche de sûreté : Objectifs techniques Maîtrise des réactions nucléaires et chimiques; Maîtrise de l'évacuation de l'énergie produite; Maîtrise du confinement des produits dangereux ; Maîtrise de la protection du personnel ; Maîtrise des effluents et des déchets, assurant la protection des populations et de l'environnement. Applicable à toutes les installations nucléaires du futur 4

5 Fondements de la démarche de conception/évaluation Utilisation simultanée des techniques déterministes et probabilistes : e.g. «Risk Informed». Critères à respecter : Accord avec les règles en vigueur Adoption intégrale de la défense en profondeur. Gestion simultanée des critères déterministes et probabilistes. Démarche globale commune pour le traitement des agressions et des événements initiateurs internes. Améliorer la démonstration dans les domaines où des lacunes existent dans l état de l art actuel. Démontrer la réduction effective du risque. Objectif : optimisation de l architecture de sûreté en termes de performances, fiabilité Classification optimisée des composantes de cette architecture. 5

6 Domaines de R&D en relation avec l Approche de sûreté Six domaines de R&D : Modes d application et évolution des méthodes d analyse ; Identification et classification des Lignes de défense ; Situations à considérer pour l évaluation de sûreté ; Modes de gestion des situations graves et plans d urgence ; Sûreté et fiabilité pour les systèmes mettant en œuvre des procédés à haute température. Maîtrise des effluents et des déchets 6

7 Modes d application des méthodes d analyse L architecture de sûreté des systèmes Gen IV se caractérise par une mise en œuvre et une utilisation accrue de caractéristiques intrinsèques et de systèmes passifs pour le contrôle et la gestion de situations anormales. Problèmes spécifique pour l analyse de sûreté. Besoin d homogénéiser l approche à travers des notions permettant de traiter simultanément et sur un même plan ces composantes de l architecture «ligne de défense - LDD» La mise en œuvre de caractéristiques intrinsèques et/ou systèmes passifs,: conduit à considérer des événements de faible probabilité qui entraînent la défaillance de ce type de LDD ; doit prendre en compte le fait que les conséquences de ces événements sont gérées par la réponse phénoménologique de l installation influencée souvent par les conditions environnementales qui peuvent affecter le comportement de ces «défenses»; doit se confronter au manque de données sur la fiabilité de ces LDD innovantes et le caractère embryonnaire des méthodes d évaluation de cette fiabilité ; doit prendre en compte des durées de mission plus longues dues à l efficacité souvent moindre de ces LDD et aux possibilités d intervention limitées de l opérateur dans la gestion des séquences. Actions spécifiques de R&D. Exigences fortes de contrôlabilité et maintenabilité des LDD. 7

8 Processus pour l établissement des spécifications de sûreté (1/2) SAFETY OBJECTIVES General Nuclear Safety Radiation Protection Technical Safety FUNDAMENTAL SAFETY FUNCTIONS Confinement of radioactive material Control of reactivity Removal of the heat from the core Probabilistic Success Criteria IMPLEMENTATION OF DEFENCE IN DEPTH Level 1 (Prevention) Level 2 (Control and detection) Level 3 (Protection for DBA) Level 4 (Severe Accidents) Level 5 (Off-site Mitigation) Deterministic Success Criteria SAFETY REQUIREMENTS 8

9 Processus pour l établissement des spécifications de sûreté (2/2) CURRENT WATER REACTORS INNOVATIVE NPP Safety Fundamentals (SS No. 110) Safety Objectives Safety Principles Safety Objectives Safety Principles Critical Review Requirements (General) Requirements (General) Safety Requirements (SSS No. NS-R-1) Requirements (System Specific) Requirements (System Specific) Safety Guides (SSS NS-G-1 ) Recommendations for the Design DEFENCE IN DEPTH Recommendations for the Design Main Characteristics and Safety Features 9

10 Démarche de conception des systèmes innovants: le objective-provisions tree (ref. IAEATecdoc 1366) Level of Defence Level of Defence in depth (e.g. Level 1) Safety Function Objectives To be performed successfully (e.g. heat removal) To be achieved (e.g. prevention of deviation from Normal Operation Challenge Challenge To cope with (e.g. disruption of heath transfer path) Mechanism Mechanism Mechanism To be prevented or controlled (e.g. loss of coolant) Provisions Provisions Provisions Provisions Provisions To be implemented to prevent and/or control mechanisms (e.g. conservative design, seismic design) Provisions 10

11 IAEA Tecdoc Figure 10 MHTGR-LEVEL 1 OF DEFENCE IN DEPTH: Safety Function (3) - Confinement of radioactive materials Objective: Prevention of deviations from normal operation and failures Acceptance Criteria 1) concentration of radionuclides (including fission products) below the limits established for normal operation conditions in the reactor coolant system and inside containment 2) Guarantee the operability of control and safety system with the due reliability (maintain the equipment inside the technical spec.) Challenges CFP integrity inadequate for transient & accident conditions Failure rate of CFP above limits for normal operation Excessive inventory of radionuclides in reactor coolant High radiation levels in reactor building Mechanisms Inadequate fuel design defects in as-manufactured fuel Chemical attack on CFP exceeding fuel operating conditions Degraded capability of He purification system Excessive leakage of coolant pressure boundary lack of provisions in design and operation for radiation protection Excessive leakage of connected circuits Provisions Modelling capabilities Fuel qualification tests QA and QC of fuel design and manufacturing fuel qualification tests inert characteristics of helium helium purification system avoid ingress of water, air and oil diversity on manufacturing and operating histories adequate margins for service conditions Prediction and measurements of temperature, fluence & burnup clear definition of normal and abnormal conditions limit radionuclide inventory in He purification system design for external and internal hazards design margins to accomodate pressure changes coolant pressure boundary seismically designed design for internal hazards Use of proven materials for pressure boundary design and operation for ALARA design and operation to maintain access Design & operat. for ALARA in maintenance (Ag plateout) design margins to accomodate pressure changes coolant pressure boundary seismically designed design for internal hazards Use of proven materials for pressure boundary on going surveillance of quality compliance on going surveillance of quality compliance Adequate design of penetrations Adequate design of penetrations 11

12 Identification et classification des Lignes de défense Objectif : l optimisation vis à vis du risque La classification des LDD est définie sur la base de leur importance pour la sûreté du système. La fréquence d occurrence et les conséquences induites par leur défaillance sont à considérer R&D : exigence pour une qualité accrue dans la prédiction de leurs performances et leur fiabilité. 12

13 Situations à considérer pour l évaluation de sûreté Les objectifs Gen IV : exclusion de conséquences graves à l extérieur du site. Respect des pratiques actuelles en intégrant, de façon pertinente, les recommandations suivantes : Prise en compte les accidents graves à un stade précoce de la conception : traitement ou exclusion. Pour certains des réacteurs du futur l exclusion de la fusion du cœur Severe Plant Conditions - SPC. Le processus de sélection des scénarios plausibles est déterministe, appuyé par des considérations probabilistes et le jugement d experts. La sélection de ces scénarios doit intégrer le facteur humain. Des accidents à fort potentiel sont «pratiquement exclus» sur la base des mesures préventives et/ou de gestion mises en œuvre pour le traitement des situations amont, i.e. l ensemble des LDD sollicitées en cascade dont on doit pouvoir prouver l efficacité Approche «best estimate» pour l évaluation des situations graves et évaluation des incertitudes. Exigences et spécifications ad-hoc. Leurs performances doivent être démontrées, à intervalles réguliers et leur survie prouvées dans des conditions de fonctionnement caractéristiques des situations pendant lesquelles elles seraient sollicitées. Pour les situations que l on aura exclues, l on se limite à la démonstration qu il n y a pas de risques d effets falaise. Dans tous les cas, une diminution significative des conséquences radiologiques potentielles de toutes les situations d accident envisageables doit être affichée. 13

14 Safety Objectives Approche pour la conception et l évaluation de sûreté applicable, dans ses principes, à toutes les installations du cycle Identification Categorization Assessment Plausible plant conditions (PPC) : a coupling of an initiating event (PIE) with an initial plant state DESIGN BASIS DESIGN EXTENSION CONDITIONS CONVENTIONAL DESIGN PLANT CONDITIONS Design of Lines of defense for the Complementary Sequences Design of Lines of defense for the 4th level of the Defense in Depth 1. Normal conditions 2. Incidental conditions 3. Accidental conditions 4. Hypothetical accidental conditions Complexes sequences (highly hypothetical accidental conditions) Severe plant conditions managed by design Convervative approach for rules and hypothesis Best estimate approach for rules and hypothesis. Uncertainties assessment Best estimate approach for rules and hypothesis. Uncertainties assessment ICRP60 Safety objectives for operators, public and environment as a function of the category Safety objectives of the 4th category ICRP 63 BEYOND DESIGN BASIS RESIDUAL RISK Severe plant conditions excluded by design or «practically excluded» Verification that there are no risks for cliff edge effects Fig. 1 - Safety Approach for Plant Design and Assessment 14

15 Situations à considérer 1 : L exclusion de la fusion du cœur (1/2) L idée se fonde sur l exploitation d une recommandation de l autorité de sûreté européenne (initialement franco-allemande GPR/RSK, mais repris par l instance européenne TSO Technical Safety Organisations) qui s exprime de la manière suivante : Severe accident sequences should be either «practically eliminated» if sufficient preventive design and operation provisions are taken, or «dealt with», that is their consequences are evaluated and found within the capability of the design. There is a need to develop adequate guidance to clearly establish when "sufficient design and operation provisions" have been taken to practically eliminate a severe accident sequence. 1 En discussion au sein de CEA/DEN 15

16 Situations à considérer : L exclusion de la fusion du cœur (2/2) Conformément aux indications ci dessus l on pourrait viser - pour certains des réacteurs du futur - l exclusion de la fusion du cœur. La logique liée aux accidents graves est respectée par la prise en compte de situations graves pour l installation et le cœur (Severe Plant Conditions). Les scénarios à considérer pour cette démonstration sont tous ceux considérés comme étant plausibles. Les scénarios sont considérés comme étant «pratiquement exclus» sur la base des mesures préventives et/ou de gestion mises en œuvre pour le traitement des situations amont, i.e. l ensemble des LDD sollicitées. Pas de règles formelles, démonstration de l acceptabilité au cas par cas. La démonstration devra donc porter sur des critères ou des raisonnements d élimination basés sur des lignes de défense suffisantes en nombre, en diversité et en robustesse. Situations graves pour l installation : approche «best estimate» et estimation des incertitudes. Mise en place des dispositions constructives spécifiques avec des spécifications techniques ad-hoc. Performances et survie prouvées dans des conditions de fonctionnement caractéristiques des situations pendant lesquelles elles seraient sollicitées. Situations exclues : l on se limite à la démonstration qu il n y a pas de risques d effets de seuil. 16

17 Modes de gestion des situations graves et plans d urgence Logiques de confinement qui peuvent différer de celles conventionnelles (confinement statique). La logique du «confinement dynamique» peut permettre de garantir le respect des objectifs grâce en particulier à des incertitudes moindres sur les conditions de chargement du confinement. Optimisation de la qualité mise en œuvre pour chacun des niveaux de la DeP. L analyse de l architecture de sûreté doit permettre de vérifier la cohérence avec les recommandations énumérées ci dessus. Des efforts de R&D spécifiques sont à prévoir pour étayer les démonstrations requises. 17

18 Sûreté et fiabilité pour les systèmes mettant en œuvre des procédés à haute température Certains des systèmes Gen IV visent des très hautes températures (e.g. pour la production d hydrogène) risques de déflagration dans la partie conventionnelle de l installation. R&D spécifique pour définir les conditions et les caractéristiques de ces risques et les modes de chargement de l installation nucléaire. Les agressions potentielles correspondantes sont à considérer au même titre que celles conventionnelles. D autres besoins pourraient apparaître en fonction d applications innovantes. 18

19 Maîtrise des effluents et des déchets La réduction des effluents demeure un objectif prioritaire des activités futures. Elle concerne à la fois le réacteur et le cycle du combustible qui lui est associé. Pour le réacteur : traitement chimiques du caloporteur la technologie gaz est porteuse d avantages de principe. Pour le «cycle», les contraintes viendront de la localisation des installations. En relation avec l objectif de maîtrise des déchets Cinq concepts à spectre rapide sur les six retenus par Gen IV Ces systèmes incluent un cycle intégré L ensemble des activités, en cours ou prévues, relatives aux cycles avancés sont à inscrire dans ce cadre. 19

20 Conclusions La R&D pour Gen IV doit intégrer la notion de «système nucléaire» dans son ensemble : réacteur et les installations du cycle. Six systèmes ont été sélectionnés et feront l'objet d'un développement en coopération internationale à partir de La conception de ces systèmes présente des innovations significatives vis à vis des concepts actuels; l'amélioration du niveau de sûreté reste un objectif prioritaire. Pour les étapes futures, la comparaison entre les systèmes doit être possible et facile. Une approche homogène pour la conception et l'évaluation est nécessaire. La "LDD" est une notion clef de cette approche. CEA/DEN a développé les éléments d'une approche générique dans laquelle les approches déterministes et probabilistes doivent coexister. L'objectif est la conception d'une architecture de sûreté qui, tout en exploitant des caractéristiques intrinsèques favorables, aboutirait à la mise en oeuvre optimisée de systèmes actifs et passifs. L'efficacité, la simplicité, la robustesse et la fiabilité seront, avec l'économie, les critères essentiels pour l'évaluation des options choisies. 20

21 Back up slides 21

22 Introduction à l atelier sûreté Verrous : «tradition» REL Enjeux : Optimisation de la conception vis à vis : de l économie et de la sûreté, dans une démarche cohérente avec les exigences de la certification. R&D nécessaire et prioritaire : Modes d application et évolution des méthodes d analyse ; Identification et classification des Lignes de défense ; Situations à considérer pour l évaluation de sûreté ; Modes de gestion des situations graves et plans d urgence ; Sûreté et fiabilité pour les systèmes mettant en œuvre des procédés à haute température ; Maîtrise des effluents et des déchets Rôle/contribution des Directeurs de recherche : Réflexion sur les fondements de la démarche et les modes d applications aux installations innovantes Risk Informed Accidents graves Maîtrise des risques 22

23 GIF R&D Organization Policy Group Chair Experts Group Secretariat Chair* System Steering Committees Policy Director Technical Director* Crosscutting Evaluation Methodology Groups and Management Board Co-Chairs * Technical Director is Chair of the Experts Group Co-Chairs Project Management Boards (specific or common projects) Technical Secretariat NEA, Paris Reports to Provides Secretariat for Communicates closely with 23

24 Motivations et objectifs formulés par le Roadmap Gen IV Safety is closely linked to public confidence. Generation IV must be able to continue and improve upon best practices. Investment protection is increased by striving for a low likelihood and degree of core damage. Elimination of the need for offsite emergency response may eventually prove to be unachievable, but the goal will stimulate innovation. 24

25 Objectifs de sûreté et fiabilité SR-1: Generation IV nuclear energy systems operations will excel in safety and reliability. SR-2: Generation IV nuclear energy systems will have a very low likelihood and degree of reactor core damage. SR-3: Generation IV nuclear energy systems will eliminate the need for offsite emergency response. 25

26 Critères utilisés pour l analyse Safety and Reliability 1. Generation IV nuclear energy systems operations will excel in safety and reliability. SR1-1 Reliability SR1-2 Public and worker safety routine exposures SR1-3 Worker safety accidents Safety and Reliability 2. Generation IV nuclear energy systems will have a very low likelihood and degree of reactor core damage. SR2-1 Robust engineered safety features SR2-2 System models have small and well-characterized uncertainty (physical models / wellscaled experiments) SR2-3 Unique characteristics Safety and Reliability - 3. Generation IV nuclear energy systems will eliminate the need for offsite emergency response. SR3-1 Radioactive source/energy release magnitude and timing understood and bounded by inherent features SR3-2 Confinement or containment provides robust mitigation of bounding source and energy releases SR3-3 No additional individual risk SR3-4 Societal risk comparable to competing technology 26

27 Cohérence avec les niveaux de la défense en profondeur Levels of Defense in Depth O bjective E ssential M eans G en IV G oals Level 1 Level 2 Prevention of abnorm al operation and failures Control of abnorm al operation and detection of failures Conservative design and high q uality in construction and operation C o ntrol, lim itin g and protection system s and other surveillance features Safety and Reliability 1. G eneration IV nuclear energy system s operations w ill excel in safety an d reliab ility. Level 3 Control of accidents within the design basis Engineered safety features and accident procedures Safety and Reliability 2. G eneration IV nuclear energy system s w ill have a very low likelihood and degree of reactor core dam age. L evel 4 L evel 5 C on tro l of severe plant co nd ition s, in clu ding prevention of accident progression and m itigation of the consequences of severe accidents M itigatio n of radiolo gical consequences of significant releases of radioactive materials Complementary m easures and accident management O ff-site em ergency response Safety and Reliability 3. G eneration IV nuclear energy system s w ill elim inate the need for offsite em ergency response. 27

28 Liste préliminaire de domaines de R&D spécifiques pour les systèmes Steps : Identification of the R&D gaps that shall be closed to achieve the expected performances. Characterization of the R&D effort needed to achieve the gaps closure : R&D scope and content. Safety related technologies specific area*, e.g. : Water : in-vessel core retention strategies, hydrogen management. Gas : proof for the fuel and material performances at very high temperatures and fluences, search for reliable systems for the fast cooled reactors, severe plant conditions management, core melting exclusion strategies. Liquid Metal : core melting management strategies, e.g. minimization of risk from hypothetical core disruptive accidents, and proof for the recriticality free concepts for the Na concepts. Non classical : Postulated Initiating Events identification and needs for specific regulatory approaches. * List not exhautive 28

29 Thèmes de sûreté transverse (cf. The Roadmap) System Optimization and Safety Assessment Methodology, Licensing and Regulatory Framework Reactor physics and thermal-hydraulics Simplified PRA methodology & Risk management Emergency Planning Methods Radionuclide Transport and Dose Assessment Instrumentation & control, Operation & maintenance and human machine interface; Human Factors 29

30 System Optimization and Safety Assessment Methodology & Licensing and Regulatory Framework Design basis transients and accidents - Static & transient analysis Severe plant conditions identification and treatment Safety related architecture & economical evaluation Environmental impact assessment Licensing approach : Risk informed and performances based regulations 30

31 Reactor physics and thermal-hydraulics Specific areas of modeling that crosscut multiple concepts can be listed as follows : Energy and Mass Transport: Single and multi-phase flows Transient heat and mass transfer Material descriptions Neutronics : Transport equation, neutronics libraries Converged solution under complex fuel configurations Strong and continued coupling between power and material temperature/motion 31

32 Simplified PRA methodology& Risk management Conceptually risk analysis identifies a simple triplet: S i the scenario (i.e., what can go wrong), l i the likelihood of the scenarios occurring, and X i the consequences of the complete scenario Then the risk analysis is the assembly of all possible such triplets. The art of risk analysis comes in structuring the search for scenarios, S i, and in organizing the structure of the scenarios in a way that facilitates analysis. This can mean effectiveness of search, ease of calculation, clarity of presentation, etc. The science comes in the detailed analysis of the identified scenarios and their consequences. And tying it all together is the structure for identifying, quantifying, and explaining the uncertainty in the elements of the analysis. 32

33 Operations and Maintenance Three areas in Operations and Maintenance can be identified: advanced hardware including hardware for maintenance, Development Confirmation of reliability under various conditions advanced software/procedure for both operation and maintenance Development of advanced O&M procedures Verification of advanced O&M procedure interface between those advanced hardware and software. 33

34 Human Factors Objectives in the Design A multi-layers and globally sequential design process Man-Machine Interface Instrumentation & Control Plant Systems Process Technology Optimize man-machine dialog Optimize manmachine cooperation Avoid side -effects and utilization constraints Avoid complex physical interactions 34

35 Crosscut R&D Needs in the Human Factors Domain Synthetic and quantitative design-based HF criteria identify and characterize the plant and systems design features that influence human performance in operation Characterization and optimization of the positive role of humans in operation maintain humans in an active role in the management of future plants Human factors at the I&C and HMI design level effective minimization of process design-induced constraint 35

36 Radionuclide Transport and Dose Assessment : Environmental impact assessment Improved phenomenological and real-time transport and dose modelling methods would support improved real-time emergency response, as well as optimised emergency planning methods and requirements. The differences in system characteristics of Generation IV systems should not require fundamentally new methods to assess radiation transport and dose. Generation IV systems will have different source term timing, aerosol characteristics or chemical compositions that will require additional research to adequately define the source term. The methodology to transport and evaluate dose implications, however, should look similar to the current approaches and improvements should fit within the current framework. 36

37 Conclusions Generation IV nuclear energy systems : will excel in safety and reliability. will have a very low likelihood and degree of reactor core damage. will eliminate the need for offsite emergency response. During the Roadmap phase, the Risk and Safety Crosscut Group (RSCG) has been chartered to examine the implementation of these goals, through : the consistency among the different systems assessment, the identification of the safety or reliability research areas that are common to many concept sets and that will participate to the definition of the R&D pathways that will be retained within the final Roadmap. Preliminary contacts have been established with the Safety Authorities during the GIF Policy Group in Toronto (Sept. 03). A crosscut activity on safety related aspects is under consideration in cooperation with the IAEA. Inputs from the Safety Authorities are expected to be essential to achieve these tasks. 37

38 Proposition de démarche de conception Plant Initial States (steady states and operational transients) Plausible Plant Conditions PROCESS (design starting point) Safety Objectives (radiological consequences) SAFETY FUNCTIONS e.g.: - radioactive products confinement - decay heat removal Plant Safe States see next Flow-chart n. 2 Failure of the Defences (others potential PIEs shall be considered) MISSIONS Design of defences (e.g. inherent features, equipment, procedures) needed for the General Safety Objectives Safety Criteria Reliability Objectives MISSIONS: - Performances - Autonomy Internal and environmental Reliability R(t) «Effective Defences» Design conditions (i.e. boundary conditions) Flow-chart n. 1 PRACTICAL METHOD FOR DESIGN Is the defence architecture satisfactory? YES NO DESIGN ACHIEVED Flow-chart n. 2 DETAILS FOR THE CONCEPTION WORK ORGANISATION OF THE LINES OF DEFENCE 38

39 Principe de classification des LDD dans EFR FREQUENCIES (events / year) cat.-ii Normal operation 10-2 EFR - Classification Scheme for Safety Functions SC-3 SC-1 cat.-iii 10-4 cat.-iv cat.-dec NC SC-2 SC-3 cat.-rr Accidents excluded by design or «practically excluded» verification that there are no risks for cliff edge effects i.e. INES Scale level 7 DESIGN RELEASE CONSEQUENCES 39

40 Proposition de démarche d exclusion de la fusion du cœur (1/2) Figure 1 - E xam ple of L O D im plem en tation fo r a cat. freq -II plausible plant condition (PPC), versus a safety function w hose failure leads to unacceptable consequences. The LO D 4 represents all the system s, the features, the procedures that concretise the C M ES im plem entation Plausible Plant C o n d itio n LOD1 OK The II nd cat. consequences a re v e rifie d LOD F a ilu re LOD2 OK The III rd cat. consequences a re v e rifie d Design basis Conditions LOD F a ilu re LOD3 Failure LOD3 LOD4 LOD4 F a ilu re Core melting OK The IV th cat. consequences are verified Severe plant conditions The core m elting is correctly OK prevented during the severe plant condition, i.e. the LOD4 operates in a satisfactory m anner and the CM ES is effective There is the risk for unacceptable consequences Sequences that shall be excluded by design or «practically excluded» Verification that there are no risks for cliff edge effect shall be achieved GLF - LOD implementation.ppt 40

41 Proposition de démarche d exclusion de la fusion du cœur (2/2) Successful CMES management Prevent core melting while managing the Severe Plant Conditions (SPC) Prevent uncontrolled thermomechanical core degradation (i.e. fuel melting ; risk for recriticality) Control the reactivity e.g. destructuring the core geometry under the considered SPC LOD4/1 LOD4 Prevent uncontrolled Maintain chemical core Coolable degradation, Geometry i.e. Protect the fuel LOD4/3 matrix against external hazards (e.g. chemical) LOD4/2 Confine FP maintaining the fuel matrix integrity and removing heat taking into account the boundary conditions created by the SPC (e.g. temperature, pressure, etc) Inject, and circulate coolant, if needed LOD4/4 Remove DH from the containment, i.e. maintain cold source LOD4/6 Maintain conduction and radiation characteristics and performances LOD4/5 Severe Plant ConditionsGLF - Functions.ppt 41

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