بخشی از مقاله
چکیده
با توجه به مخاطرات ایمنی سامانه های هسته ای در خلال حوادث مختلف، بررسی شرایط ایمنی راکتور از اهمیت شایانی برخوردار می باشد. در این مقاله تحلیل ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران در شرایط حادثه از دست رفتن جریان خنک کننده مورد بررسی قرار گرفته است. با توجه به اینکه اولویت معیار های ایمنی، عدم ذوب سوخت و غلاف به عنوان اولین محافظ راکتور و اجتناب از دمای جوشش فیلمی خنک کننده به عنوان نقطه شروع حوادث می باشد، اجتناب از این محدودیت های بحرانی ایمنی مورد بررسی قرار گرفته اند. بررسی روی داده های خروجی کد TRANS برای چهار نوع حادثه از نوع حوادث از دست رفتن جریان خنک کننده "حادثه ی خرابی پمپ مدار اول و خاموش سازی مربوط به خرابی پمپ مدار اول"، "حادثه ی خرابی پمپ مدار اول و خاموش سازی مربوط به کاهش جریان خنک کننده"، "حادثه ی بازشدن نا خواسته فلاپر ولو و خاموش سازی مربوط به باز شدن نا خواسته فلاپر ولو"، "حادثه ی بازشدن نا خواسته فلاپر ولو و خاموش سازی مربوط به کاهش سطح ارتفاع خنک کننده " صورت گرفته است. نتایج نمایانگر عدم گذر قلب از محدودیت های ایمنی مورد نظر برای سه حادثه نخست و تخدی از محدودیت ها برای حادثه نوع چهارم می باشد. نهایتا اطلاعات دریافتی از کد TRANS با داده های گزارش تحلیل ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران سازمان انرژی اتمی ایران مقایسه و اعتبار سنجی شده است. این نتایج برای ارزیابی راکتور تحقیقاتی تهران و راکتور های تحقیقاتی در حال ساخت - از جمله راکتور تحقیقاتی - IR-10 قابل استفاده می باشد.
واژه های کلیدی: تحلیل ایمنی – راکتور تحقیقاتی تهران – حادثه از دست رفتن جریان خنک کننده – کد . TRANS
مقدمه
با گسترش روز افزون تامین انرژی الکتریکی با استفاده از نیروگاه های هسته ای، بر تعداد راکتور های هسته ای مورد استفاده افزوده شده است. با توجه به مخاطرات ناشی از مواد رادیو اکتیو و تشعشعات پرتوی مورد استفاده، ایمنی راکتور های هسته ای از اهمیت شایانی برخوردار می باشد. مجموعه مباحث اختصاصی تحلیل ایمنی هر راکتور تحقیقاتی یا قدرت، برای شرایط راه اندازی اولیه آن، به صورت جداگانه در گزارش تحلیل ایمنی آمده است؛ تحلیل ایمنی در حوادث - علاوه بر آن چه در فصل 14 و 15 گزارش تحلیل ایمنی مطرح می شود - ، تحلیل ایمنی با تغییر نوع و چینش سوخت، تحلیل ایمنی در شرایط تغییر طراحی کانال ها، استفاده از روش های نوین برای تحلیل ایمنی نیز طی مطالعات ثانویه منتشر می گردد. هدایت برای شرایط حادثه فراتر از طراحی1 به بررسی تحلیل ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران در شرایط حادثه از دست رفتن جریان خنک کننده ناشی از شکست بزرگ با استفاده از کد محاسباتی ترموهیدرولیکی RELAP5/mode3 پرداخته است.[1] خلفی در پژوهش خود با استفاده از کد محاسباتی PARET به تحلیل حادثه تزریق راکتیویته پرداخته است .[2] آقایی با استفاده از کم محاسباتی COBRA-EN به بررسی ایمنی در شرایط رخداد شکست در صفحه مشبک نگهدارنده المان های سوخت پرداخته است.[3]
داوری طی مقاله ای با استفاده از کد محاسباتی CFD به تحلیل وقوع حادثه انسداد جریان در داخل کانال المان سوخت پرداخته است .[4] با توجه به این که اولین حفاظ در برابر نشت مواد رادیو اکتیو قلب و تشعشعات پرتوی، غلاف سوخت می باشد، در محاسبات ایمنی اولویت کاری اولا جلوگیری از ذوب سوخت و غلاف، و قبل از آن ممانعت از رسیدن دمای خنک کننده به نقطه ی جوشش فیلمی می باشد که موجب عدم برداشت حرارتی مناسب می گردد.[5] پس بررسی دما ها به عنوان معیار ایمنی انتخاب می گردد. از میان حوادث مختلف ممکنه برای قلب راکتور، حوادث ترموهیدرولیک نوع از دست رفتن جریان خنک کننده برای قلب مورد بررسی قرار گرفته است. به طور کلی، حوادث از دست رفتن جریان خنک کننده دو نوع، ناشی از باز شدن ناخواسته فلاپر ولو و ناشی از قطع پمپ مدار اول می باشند. در اثر وقوع یکی از حوادث فوق الذکر حرارت استحصالی از سوخت به مدار دوم به صورت مناسب انتقال نیافته و موجب افزایش دمای سوخت، غلاف و خنک کننده موجود می گردد. یک قلب ایمن در شرایط حوادث مذکور باید به موقع خاموش سازی انجام دهد و تولید انرژی ناشی از شکافت را به حداقل ممکن برساند. علاوه بر آن باید تنها با برقراری جریان هم رفت طبیعی، جریان تعادلی مورد نیاز برای استحصال کامل گرمای تولیدی ناشی از پاره های شکافت را تامین نماید. هدف اصلی هر دو مورد ذکر شده نهایتا جلوگیری از افزایش کنترل نشده دما ها، ذوب قلب، پخش مواد رادیو اکتیو و مخاطرات ایمنی ناشی از آن می باشد.[5]
در مقاله اخیر ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران در شرایط حادثه مذکور مورد بررسی قرار گرفته است. روند حرکتی دمایی مربوط به این راکتور، با شبیه سازی قلب راکتور و اعمال حادثه مذکور بر قلب، با استفاده از کد هسته ای محاسباتی TRANS مورد محاسبه قرار گرفته و قله های دمای بیشینه آن استخراج شده اند. سپس دما های مذکور با دمای ذوب سوخت، دمای ذوب غلاف و دمای جوشش فیلمی برای خنک کننده داخل قلب مورد مقایسه قرار گرفته و ایمن بودن راکتور با توجه به این محاسبات مورد بررسی قرار گرفته است. در آخرین گام، داده های مورد استفاده با گزارش تحلیل ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران سازمان انرژی اتمی ایران مورد مقایسه و اعتبار سنجی قرار گرفته است.[ 6] نتایج حاکی از عدم ایمنی راکتور تحقیقاتی تهران برای یک نوع از حوادث از دست رفتن جریان خنک کننده می باشد. در خصوص اعتبار سنجی نیز نتایج نشان گر مناسب دقت مناسب نتایج بدست آمده می باشد.
مواد و روش انجام کار
راکتور تحقیقاتی تهران
راکتور تحقیقاتی تهران راکتوری با قدرت 5 مگاوات از نوع استخری با خنک کنندگی،کند کنندگی آب سبک، با سوخت جامد اکسید اورانیوم با غنای % 19,75 است؛ آب و گرافیت به عنوان بازتاباننده مورد استفاده قرار می گیرند. استخر راکتور شامل دو قسمت است. در یک بخش استخر راکتور ، لوله ها و تاسیسات مخصوص آزمایش قرار داده شده اند و بخش دیگر مخصوص واپاشی سوخت های مصرف شده است. قلب می تواند توسط پل آلمینیومی در هر یک از این بخش ها منتقل گردد. کنترل این راکتور توسط وارد و خارج کردن چهار صفحه جاذب ایمنی و یک صفحه جاذب تنظیمی است که توسط سیستم کنترل از بخش فوقانی استخر هدایت می گردد. علاوه بر آن راکتور توسط فیدبک دمایی منفی، خود تنظیم می باشد.
مدار هیدرولیکی راکتور به فرم زیر است.
تصویر شماره 1 نقشه مدار ترموهیدرولیکی، جایگاه استخر، تانک واپاشی، تانک ذخیره و سایر المان ها را نمایان می سازد. پارامتر های دارای اهمیت از مدار هیدرولیکی مورد استفاده در مقاله در جدول شماره 1 آورده شده است.[1] در جدول 1 پارامتر های اساسی مورد نیاز برای انجام مدل سازی حوادث مذکور بیان شده است.
حوادث نوع از دست رفتن جریان خنک کننده
منشا حوادث نوع از دست رفتن جریان خنک کننده به طور کلی دو نوع حوادث ناشی از خرابی پمپ مدار اول و باز شدن نا خواسته فلاپر ولو می باشد . دسته بندی بعدی در نظر گرفته شده برای بررسی حوادث مذکور به زمان خاموش سازی قلب مربوط می گردد که در همان لحظه وقوع اتفاق، یا بعد از افت جریان خنک کننده به کمتر از % 90 جریان نامی و یا افت سطح ارتفاع به % 90 مقدار اولیه خاموش سازی صورت گیرد. نهایتا به تقسیم بندی زیر برای بررسی حوادث نوع از دست رفتن جریان خنک کننده می رسیم.
1. حادثه ی خرابی پمپ مدار اول و خاموش سازی مربوط به خرابی پمپ مدار اول در این حادثه بعد از خرابی پمپ مدار اول، ابتدا سیگنال قطع پمپ فعال می گردد. سپس فرمان خاموش سازی راکتور صادر می گردد و قلب با سقوط کامل میله های کنترلی به داخل قلب خاموش می گردد.
2. حادثه ی خرابی پمپ مدار اول و خاموش سازی مربوط به کاهش جریان خنک کننده در این حادثه بعد از خرابی پمپ مدار اول فرمان خاموش سازی راکتور صادر نمی گردد و راکتور در حالت کار عادی خود با کاهش مسمتر سطح جریان خنک کننده مواجه می گردد. نهایتا با کاهش مقدار جریان خنک کننده از % 90 مقدار نامی آن فرمان خاموش سازی فعال گردیده و قلب با سقوط کامل میله های کنترلی به داخل قلب خاموش می گردد.
3. حادثه ی بازشدن نا خواسته فلاپر ولو و خاموش سازی مربوط به کاهش سطح ارتفاع خنک کننده در این حادثه بعد از بازشدن نا خواسته فلاپر ولو فرمان خاموش سازی راکتور صادر نمی گردد و راکتور در حالت کار عادی خود با کاهش مسمتر سطح جریان خنک کننده مواجه می گردد. نهایتا با کاهش سطح ارتفاع خنک کننده از % 90 مقدار نامی آن فرمان خاموش سازی فعال گردیده و قلب با سقوط کامل میله های کنترلی به داخل قلب خاموش می گردد.
.4 حادثه ی بازشدن نا خواسته فلاپر ولو و خاموش سازی مربوط به باز شدن نا خواسته فلاپر ولو در این حادثه بعد از بازشدن نا خواسته فلاپر ولو ، ابتدا سیگنال بازشدن نا خواسته فلاپر ولو فعال می گردد. سپس فرمان خاموش سازی راکتور صادر می گردد و قلب با سقوط کامل میله های کنترلی به داخل قلب خاموش می گردد .[6]
همان گونه که مشهود است چهار سطح برای خاموش سازی اضطراری راکتور مد نظر می باشد:
❖ افت سرعت خنک کننده به کمتر از %80 جریان نامی
❖ افت سطح ارتفاع خنک کننده بیش از %20 مقدار نامی
❖ خاموشی سیگنال وارده از ادوات الکترونیکی که در این سری حوادث خاموشی پمپ مد نظر است
❖ باز شدن ناخواسته فلاپر ولو
کد محاسباتی TRANS
کد هسته ای محاسباتی TRANS برای محاسبات گذار های معمول ترموهیدرولیکی و حادثه از دست رفتن جریان خنک کننده مربوط به راکتور های استخری با کند کنندگی و خنک کنندگی آب، که عامل جریان خنک کننده از داخل قلب، نیروی جاذبه و عامل بازگشت آن پمپ مدار اول می باشد، کاربرد دارد. نحوه عملکرد کد بر مبنای محاسبه شرایط گذار تا حالت پایا از شرایط اولیه وارد شده می باشد. معادلات مورد استفاده در محاسبات کد، معادلات گشتاور تجمعی اصلاح شده و معادلات تک بعدی انتقال حرارت می باشد. کد TRANS جریان هم رفت طبیعی، فلاپر ولو زیرین قلب، پر شدن تانک واپاشی در طی حوادث از خنک کننده را در محاسبات خود در نظر می گیرد و قادر به محاسبه جریان بازگشتی به قلب، ضریب ایمنی قلب، تغییرات دمایی غلاف، سوخت و خنک کننده می باشد .[7]
معادلات مورد استفاده برای مدل سازی
برای مدل سازی مدل انتقال حرارتی راکتور از مدل معادلات تک نقطه ای به فرم معادلات 1و 2 استفاده می کنیم: مدل دیفرانسیلی مورد استفاده برای محاسبات هیدرولیکی به فرم معادله 3 و 4 می باشد؛ برای جریان خنک کننده رو به پایین که مثبت گرفتیم تغییرات سطح دما به صورت معادله 3 است:
