بخشی از مقاله
مقدمه
قلب راکتور هسته ای دارای حجم قابل توجهی از موارد رادیواکتیو می باشد که باید از نشت خارج از کنترل آن به محیط اطراف که میتواند منجر به خطر افتادن جان هزاران انسان گردد و خسارات جبرانناپذیری به محیطزیست وارد کند، جلوگیری به عمل آید. با توجه به فلسفه دفاع در عمق، سدهای فیزیکی چند گانه محافظ در برابر نشت مواد رادیواکتیو به بیرون در طراحی نیروگاههای هسته ای در نظر گرفته می شود تا در شرایط کارکرد عادی و حادثه از نشت این مواد به محیط بیرون جلوگیری به عمل آید .[1] وقوع حوادث مختلف می تواند منجر به آسیب به هر یک از این سدها گردد. بنابراین مهمترین حوادث محتمل برای یک نیروگاه
هستهای از پیش توسط کدهای کامپیوتری شبیهسازی شده و میزان خسارات وارده در صورت بروز و زمان مورد نیاز توسط اپراتور برای جلوگیری یا کاهش آسیب محاسبه میگردد .[2]
782
8SBLOCA
انواع حوادث محتمل را می توان به دو دسته کلی تقسیمبندی کرد: دسته اول حوادثی هستند که در طراحی در نظر گرفته میشوند (DBA1) و به وسیلهی عملکرد اپراتور و سیستمهای ایمنی نیروگاه میتوان از آسیب ناشی از آنها جلوگیری کرد و یا مقدار آنها را به حداقل رساند. دسته دوم حوادثی میباشند که احتمال وقوع آنها نسبت به حوادث DBA کمتر بوده (2BDBA) اما در صورت وقوع می توانند منجر به حوادث شدید (SA3) شامل پدیدههایی مانند ذوب قلب، اکسیداسیون شدید غلاف سوخت، تولید هیدروژن و نشت کسر قابل توجهی از مواد رادیواکتیو به بیرون گردند. حوادث پیشآمده در رآکتورهای چرنوبیل، TMI و فوکوشیما از این قبیل هستند .[1]
از جمله مهمترین حوادث محتمل برای رآکتورهای هستهای حادثه 4LBLOCA است که به معنای بروز شکستگی در مدار اول نیروگاه و از دست رفتن حجم قابلتوجهی از خنککننده می باشد. در این حادثه سیستم حفاظت راکتور با تریپ راکتور و به کار انداختن سیستم خنککننده اضطراری 5(ECCS) که خود دارای دو قسمت اکتیو (پمپهای سیستم خنککننده اضطراری فشار بالا و فشار پایین) و پسیو یعنی تانکهای مرحله اول6 و مرحله دوم7 است، سعی در جلوگیری از افزایش بیرویه دمای قلب رآکتور میکند.
به دلیل اهمیت بالای حادثه شکستگی در مدار خنککننده رآکتور، آنالیز و بررسی این حادثه از زمان ساخت اولین رآکتورها مورد توجه بوده و مطالعات عدیدهای در این راستا برای انواع مدلهای رآکتور صورت گرفته است .[3-5] از جمله Yang و همکارانش آنالیز حادثه LBLOCA را برای رآکتور آب تحت فشار Maanshan توسط کد TRACE/SNAP انجام دادهاند.[6] همچنین Kim و همکارانش این حادثه را توسط کد RELAP5
برای رآکتور [7] APR-1400 و Georgieva و همکارانش حادثه را برای رآکتور
VVER-1000V320 توسط کد ASTEC و MELCOR آنالیز کردهاند.[8]
با توجه به اهمیت و نقش این حادثه ترموهیدرولیکی رآکتور VVER-1000 سیستم خنککننده اضطراری توسط کد
در آنالیز ایمنی راکتورهای آبی، در این تحقیق قصد داریم وضعیت بوشهر را در صورت بروز حادثه LBLOCA و قطعی قسمت اکتیو RELAP5 بررسی کنیم.
1 Design basis accident 2 Beyond design basis accident 3 Severe accident 4 Large break loss of coolant accident
5 Emergency core cooling system 6 ECCS 1st stage accumulators 7 KWU 2nd stage accumulators 8 Small break loss of coolant accident
783
-2 روش کار
در این تحقیق قصد داریم حادثه بروز شکستگی کامل در لوله ورودی قلب رآکتور ( CL1 ) را در حالت کار نکردن پمپهای سیستم خنککننده اضطراری رآکتور توسط کد RELAP5 بررسی کنیم. این کد یک کد توسعهیافته آنالیز گرمایی- هیدرولیکی رآکتورهای آب سبک است که در کتابخانه ملی ایالت آیداهو آمریکا ابداعشده و توانایی پیشبینی رفتار ترموهیدرولیکی نیروگاه هستهای در شرایط عادی و حادثه را داراست .[9] در گره بندی استفاده شده اجزا مدارهای اولیه و ثانویه برای هر چهار حلقه کاری رآکتور، قلب به صورت چهار کانال با ضرایب شعاعی توان متفاوت با حداکثر ضریب توان شعاعی 1/6 برای داغترین کانال و شکستگی به قطر 850 میلیمتر در فاصله یک متری از نازل ورودی CL مدل شده است.
