بخشی از مقاله
خلاصه
تجزیه و تحلیل حوادث یکی از مهمترین و پیچیده ترین فرآیندها در ارزیابی ایمنی تاسیسات هسته اي خصوصا نیروگاههاي هسته اي می باشد. حادثه Aًقع یکی از حوادث مهم مبناي طرح در ایمنی نیروگاههاي هسته اي می باشد که در اثر ناکارائی پمپ هاي مدار اول جریان خنک کننده ورودي به قلب رآکتور کاهش می یابد. در این مقاله با استفاده از قابلیتهاي کد زبAعغل رفتار ترموهیدرولیکی قلب رآکتور تتتذسلغبب بوشهر در طی حادثه Aًقع مورد تجزیه و تحلیل قرار گرفته و نتایج با گزارشات لAحً نیروگاه اتمی بوشهر مقایسه شده است. با توجه به نتایج بدست آمده از محاسبات، ملاحظه می گردد که عملکرد سیستم حفاظتی در شروع حادثه باعث می شود تا رآکتور همچنان در حاشیه ایمنی خود را حفظ نماید.
.1 مقدمه
حادثه جصغک2طططw Aپئً سق ککپعض Aًقع یکی از حوادث مهم مبناي طرح در ایمنی نیروگاه هاي هسته اي می باشد 3]،[12 که در طی آن جریان خنک کننده ورودي به قلب رآکتور کاهش می یابد. این حادثه می تواند در اثر چند عامل اتفاق افتد که عبارتند از: خرابی مکانیکی در پمپ، نقص مدار هاي کنترلی یا از دست دادن منبع تغذیه الکتریکی پمپ. در طی این حادثه کاهش جریان خنککننده منجر به افزایش ناگهانی دماي سوخت در قلب رآکتور میگردد. در این هنگام سیستمهاي ایمنی وارد خط میشوند که تا حد امکان از پیشرفت حوادث مبناي طرح به حوادث ماوراي مبناي طرح جلوگیري نمایند. محاسبه تغییرات پارامترهاي ترموهیدرولیکی در طی این حادثه از آن جهت حائز اهمیت است که در صورت عدم عملکرد دقیق سیستمهاي حفاظتی میتواند عواقب جبرانناپذیري را وارد کند و حادثه با ابعاد گستردهتر به حادثه ماوراي مبناي طرح و سناریوي ذوب قلب رآکتور منجر گردد. لذا محاسبات ترموهیدرولیکی قلب رآکتور و پیشبینی نتایج آن در طی این حادثه بسیار ضروري است. هپکأپئک[1] B در سال 2011 طی مقاله اي به تحلیل ایمنی قلب رآکتور سغع هطسپح س 1لع در حادثه کاهش دبی خنک کننده پرداخت. غأپغطهد و همکارانش [4] در سال 2010 با اسفاده از کد A1حلغق به تحلیل ایمنی حادثه از دست دادن خنک کننده در رآکتور مرجع آژانس بین المللی انرژي اتمی پرداختند. که2هطکأپد [5] در سال 2000 رفتار گذراي از دست دادن خنک کننده در یک رآکتور تحقیقاتی را شبیه سازي نمود. هصهعهل و همکارانش [6] در سال 2013 حادثه قطع کامل خنک کننده با جریان جدید خنک کننده در لً طکژأح مورد تجزیه و تحلیل قرار دادند. الیحیی و همکارانش [7] در سال 2013 به تحلیل حرارتی حادثه از دست
دادن خنک کننده در رآکتور 10 مگاوات ل1ق آژانس بین المللی انرژي اتمی پرداختند. صلاح الدین خان و همکارانش [9] در سال 2014 حادثه قطع جریان خنک کننده را مورد ارزیابی قرار دادند. هئککلاکهyطلاصهح و همکارانش [10] در سال 2011 مطالعات جامعی در مورد حادثه قطع خنک کننده در قلب هاي رآکتورهاي 500 و 1000 مگاوات قسلBً انجام دادند. در این تحقیق ابتدا بر اساس گزارشات ایمنی نیروگاه اتمی بوشهر شرایط این حادثه استخراج و به عنوان شرط مرزي در محاسبات لحاظ می گردد. سپس با استفاده از کدهاي زبAعغل [8] تغییرات پارامترهاي ترموهیدرولیکی قلب رآکتور در طی این حادثه محاسبه و با نتایج تجربی ارائه شده در گزارشات ایمنی نیروگاه مقایسه می شود..
.2 روش تحقیق
به منظور بررسی اثرات حادثه Aًقع بر روي پارامترهاي ترموهیدرولیکی قلب رآکتور، با استفاده از کد بنم زبAعغلمدلسازي قسمتهاي مختلف محفظه تحت فشار راکتور با در نظرگرفتن مشخصات هندسی آن، پارامترهاي هیدرودینامیکی و انتقال حرارت بین اجزاء و سیال خنک کننده انجام شده و شرایط حادثه مطابق گزارشات لAحًنیروگاه اتمی بوشهر به عنوان شرایط مرزي لحاظ شده است. در این مدل، محفظه تحت فشار راکتور بوشهر با در نظرگرفتن 126 حجم کنترل شامل: ورودي محفظه جصکئغط کطپهض ، فضاي بین محفظه اصلی و محفظه داخلی جطکعپطسغwپخض، ناحیه پایین محفظه اصلی راکتور جعأغکئژ طکwپعض، قسمت ابتدایی سوخت طکwپعض ج2کصهکلاغأ، ناحیه فعال سوخت، قسمت انتهایی سوخت ج2کصهکلاغأ طکژژسض ، ناحیه بالاي سوخت ؟غطxطقض جکعأئپه، ناحیه بالاي محفظه اصلی راکتور جعأغکئژ طکژژسض و خروجی محفظه اصلی راکتور جصکئصأپ کطپهض شبیه سازي شده است. شکل - 1 - ندبندي به کار رفته در کد زبAعغل جهت مدل نمودن محفظه تحت فشار رآکتور
.3 نتایج
درشکل هاي - 4 - الی - 6 - به ترتیب نرخ تغییرات فشارخنک کننده در خروج، دماي خنک کننده خروجی و دماي خنک کننده ورودي به قلب رآکتور، با نتایج ارائه شده در لAحً مقایسه شده است.
