بخشی از مقاله
خلاصه
حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر شکستگی کامل یکی از لوله های خنک کننده مدار اول رآکتور LB- - - LOCA یکی از مهم ترین حوادث مینای طراحی - DBA - در تحلیل ایمنی نیروگاه هسته ای می باشد. در طی این حادثه انتشار انرژی حاصل از تخلیه آب پر فشار خنککننده مدار اول به داخل فضای پوشش ایمنی نیروگاه، در صورتی که پوشش ایمنی توان تحمل این افزایش ناگهانی فشار را نداشته باشد میتواند همراه با شکستگی آن با خروج مواد رادیواکتیو به محیطزیست، خسارات جبران ناپذیری ایجاد نماید. بنابراین محاسبه پیک فشار در طی این حادثه یکی از مهمترین موارد محاسبات ایمنی در نیروگاه میباشد. در این مقاله رفتار گذرای ترموهیدرولیکی راکتور VVER-1000 بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5 مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده از تحلیل حادثه با استفاده از کد RELAP5 نشان داد که یک توافق منطقی با نتایج ارائه شده در گزارشات تحلیل ایمنی - FSAR - نیروگاه اتمی بوشهر وجود دارد. همچنین نتایج نشان دادند که با عملکرد موثر سیستم های حفاظتی در آغاز حادثه، راکتور همچنان حاشیه ایمنی خود را حفظ می نماید.
.1 مقدمه
پوشش ایمنی بر اساس حادثه از دست دادن خنک کننده - - LOCA: Loss Of Coolant Accident توأم با وقوع زلزله که از حوادث مبنای طرح می باشد، طراحی می گردد. حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر یک شکستگی بزرگ - LB-LOCA: Large Break Loss Of Coolant Accident - یکی از مهمترین حوادث مبنای طرح می باشد که در اثر شکستگی کامل - قطع گیوتینی - یکی از لوله های خنک کننده مدار اول اتفاق می افتد. در طی حادثه، خنک کننده در مدت زمان بسیار کوتاه از محل شکستگی خارج می گردد و به دلیل فشار بسیار بالای مدار اول نسبت به پوشش ایمنی نیروگاه، فشار داخل گنبد نیروگاه سریعا افزایش می یابد. در هنگام وقوع حادثه، سیستمهای ایمنی پیش بینی شده وارد خط می شوند که تا حد امکان از پیشرفت حوادث مبنای طرح به حوادث ماورای مبنای طرح جلوگیری می نمایند. محاسبه پیک فشار در طی این حادثه از آن جهت حائز اهمیت است که در صورت عدم عملکرد دقیق سنسورهای حساس به فشار، این حادثه می تواند عواقب جبران ناپذیری را وارد نماید و به علت تحت فشار قرار گرفتن تجهیزات و محفظه فولادی، حادثه با ابعاد گسترده تر به حادثه ماورای مبنای طرح مبدل شود. لذا محاسبه این پیک فشار جهت تحمل بارهای وارده به سیستم و پیش بینی نتایج، بسیارضروری است.[1]
رهگشای و همکارش [2] طی مقاله ای در ژورنال Progress in Nuclear Energy با استفاده از کدهای CONTAIN و MELCOR توزیع فشار در فضای پوشش ایمنی رآکتور VVER-1000 را در ثانیه های اول حادثه LB-LOCA مورد بررسی و مقایسه قرار دادند. شوشتری و همکارانش [3] طی مقاله ای در ژورنال Annals of Nuclear Energy نقش و ترکیب انباره ها را در رآکتور بوشهر در طی حادثه LB-LOCA تجزیه و تحلیل نمودند. نوری کلخوران و همکارانش [5] [4] طی دو مقاله در ژورنالهای Progress in Nuclear Energy و Annals of Nuclear Energy با استفاده از کد CONTAIN به بررسی رفتار ترموهیدرولیکی پوشش ایمنی رآکتور-WWER 1000 پرداختند. یوآن و همکارانش [6] طی مقاله ای در ژورنال Progress in Nuclear Energy رفتار کاهش فشار پوشش ایمنی یک رآکتور 1000 مگاواتی چینی در طی حوادث شدید هستهای مورد بررسی قرار دادند. چوبدار رحیم و همکارانش [7] طی مقاله ای در ژورنال Progress in Nuclear Energy حادثه LB-LOCA در رآکتور AP-1000 مورد بررسی قرار دارند. وارپاسو [8] طی مقاله ای در ژورنال Nuclear Engineering and Design به بررسی پایداری ساختمان پوشش ایمنی نیروگاهVVER-1000 در طی ارتعاشات ناشی از زلزله پرداخت. در این تحقیق، برآوردی از ماکزیمم تاثیرات سوء ناشی از حادثه LB-LOCA بر روی مقاومت و پایداری پوشش ایمنی نیروگاه، انجام شده است. اصول محاسبات و مدلسازی مورد استفاده بر اساس اعمال حجم های کنترلی در مدار اولیه و فضای داخلی و خارجی پوشش ایمنی نیروگاه، محاسبه همزمان و وابسته به زمان معادلات بالانس جرم، ممنتوم و انرژی با بکارگیری کد [9] RELAP 5 بوده است. در نهایت نتایج حاصل از این مدلسازی با نتایج تجربی ارائه شده در گزارشات ایمنی - FSAR - نیروگاه اتمی بوشهر [10]، مقایسه شده است.
.2 روش تحقیق
به منظور بررسی اثرات حادثه LB-LOCA بر روی رفتار ترموهیدرولیکی پوشش ایمنی نیروگاه، با استفاده از کد [9] RELAP5، مدلسازی قسمتهای مختلف مدار اولیه وثانویه رآکتور و پوشش ایمنی نیروگاه با در نظرگرفتن مشخصات هندسی آن، پارامترهای هیدرودینامیکی و انتقال حرارت بین اجزاء و سیال خنک کننده انجام شد و شرایط حادثه مطابق گزارشات FSAR نیروگاه اتمی بوشهر [10] به عنوان شرایط مرزی لحاظ گردید. در اولین مرحله از محاسبات، باید حجم مفید درون محفظه فولادی محاسبه می گردید. با توجه به کروی بودن شکل محفظه فولادی، حجم کل آن محاسبه و با کسر حجم تجهیزات نصب شده، حجم کل محفظه فولادی و فضای مفید باقیمانده محاسبه گردید. پس از انجام این مراحل، حجم مفید محفظه ایمنی نیروگاه هسته ای بوشهر در حدود 71000 m 3 بدست آمد. در مدلسازی انجام شده مدار اولیه و ثانویه رآکتور بوشهر با در نظرگرفتن حجم های کنترلی شامل: محفظه تحت فشار رآکتور، مولدهای بخار، پمپ ها، محفظه کنترل کننده فشار و لوله های جریان خنک کننده شبیه سازی شد. شکل 1 ندبندی به کار رفته در کد RELAP5 جهت مدل نمودن مدار اولیه و ثانویه رآکتور را نشان می دهد. در ادامه جهت انجام محاسبات ترموهیدرولیکی در پوشش ایمنی نیروگاه، با اعمال حجم های کنترلی برای مدار اولیه رآکتور و همچنین فضای داخلی پوشش ایمنی انجام شد. جهت انجام محاسبات فشار اولیه و رطوبت نسبی در پوشش ایمنی رآکتور به ترتیب 1/01 MPa و 80% به عنوان شرایط اولیه در ورودی کد لحاظ گردید. شکل 2 نحوه مش بندی پوشش ایمنی نیروگاه در کد RELAP5 را نشان می دهد. همانطور که در شکل نشان داده شده است کل پوشش ایمنی بر حسب مکان قرارگیری تجهیزات رآکتور در داخل آن و تغییرات سطوح حجمی، در 12 سطح ارتفاعی با بکارگیری المانهایی از نوع BRANCH در کد RELAP مدلسازی شده است و بر این اساس، در کل با انتخاب 35 المان حجمی که توسط 38 اتصال عمودی و 23 اتصال عرضی که به یکدیگر مرتبط شده اند پوشش ایمنی نیروگاه مدلسازی شده است. همچنین شرایط حادثه LB-LOCA و محل شکستگی لوله مدار اول خنک کننده به عنوان شرط مرزی با انتخاب یک المان حجمی وابسته به زمان - Time Dependent Volume - در سطح چهارم ارتفاعی در نظر گرفته شده است.
