بخشی از مقاله
خلاصه
یکی از سیستم های کمکی نیروگاه که نقش بسیار مهمی در کنترل فشار مدار اول ایفا می کند محفظه کنترل کننده فشار - Pressurizer - می باشد. وظیفه اصلی محفظه کنترل کننده فشار حفظ فشار مدار اول و تثبیت آن در سطوح مختلف قدرت رآکتور و نیز محدود کردن انحرافات و نوسانات فشار در مواقع اضطراری و گذرا می باشد. با توجه به اهمیت محفظه کنترل کننده فشار در رآکتورهای آب تحت فشار، جهت اطمینان از حفظ فشار مدار اولیه خنک کننده، داشتن مدل محاسباتی مناسب جهت پیش بینی رفتار آن در شرایط عادی و گذرای نیروگاه بسیار ضروری است. در این مقاله به آنالیز و بررسی نتایج بهترین تخمین از محاسبات محفظه کنترل کننده فشار در رآکتور VVER-1000 با بکارگیری نُدبندی مناسب از کد RELAP5 پرداخته شده است. همچنین نتایج مربوط به عملکرد آن در طی حادثه LOFA با استفاده کد مذکور محاسبه و با گزارشات FSAR رآکتور VVER-1000 بوشهر مقایسه شده است.
.1 مقدمه
یکی از مسائل مهم در تمامی نیروگاههای هسته ای با رآکتور آب تحت فشار، بحث برروی واحدهای کنترل کننده فشارخصوصاً محفظه کنترل کننده فشار - محفظه کنترل کننده فشار - می باشد. محفظه کنترل کننده فشار جهت کنترل و پایداری فشار سیستم در رآکتورهای آب تحت فشار مورد استفاده قرار می گیرد. این محفظه نقشی کلیدی را در رفتار دینامیکی و عملکرد ایمنی نیروگاه ایفا می نماید .[1] در واقع کنترل کننده فشار یکی از مولفه های رآکتورهای آب تحت فشار بوده که با عث می گردد خنک کننده مدار اول در فشارهای کاری بالای رآکتور، در فاز مایع باقی مانده و به جوش نیاید. بنابراین با توجه به اهمیت این مولفه کلیدی در رآکتورهای آب تحت فشار، درک کاملی از رفتار دینامیکی گذرای آن برای حفظ ایمنی نیروگاه لازم و ضروری می باشد .[2]
با توجه به اهمیت و جایگاه محفظه کنترل کننده فشار، تا کنون مقالات کمی بخصوص در زمینه نقش آن در حوادث مختلف نیروگاه به چاپ رسیده است. لی و همکارانش [3] طی مقاله ای در سال 2014 در ژورنال Progress in Nuclear Energy با استفاده از کد MAAP 5 رفتار دینامیکی محفظه کنترل کننده فشار در طی حوادث شدید هسته ای مورد ارزیابی قرار دادند. بروان و گاببر [4] در سال 2014 طی مقاله ای در ژورنال Annals of Nuclear Energy با استفاده از منطق فازی به بررسی رفتار محفظه کنترل کننده فشار در نیروگاههای هسته ای پرداختند. ژانگ و همکارانش [5] طی مقاله ای در ژورنال Energy Procedia در سال 2012 به بررسی تغییرات سطح آب در محفظه کنترل کننده فشار در نیروگاههای هسته ای پرداختند. خانی مغانکی و رهگشای [6] طی مقاله ای در ژورنال Annals of Nuclear Energy در سال 2012 آنالیز عددی محفظه کنترل کننده فشار را با استفاده مدل 2 ناحیه ای مورد بررسی قرار دادند. چنگ و همکارانش [7] در سال 2009 طی مقاله ای در ژورنال Nuclear Engineering and Design با استفاده از کد TRACE به بررسی رفتار محفظه کنترل کننده فشار در نیروگاه هسته ای Maanshan پرداختند.
در این مقاله، رفتار ترموهیدرولیکی محفظه کنترل کننده فشار رآکتور VVER- 1000 در طی حادثه LOFA* مورد ارزیابی قرار گرفته است. حادثه LOFA یکی از حوادث مهم مبنای طرح در ایمنی نیروگاه های هسته ای می باشد که در طی آن جریان خنک کننده ورودی به قلب رآکتور کاهش می یابد .[8] این حادثه می تواند در اثر چند عامل اتفاق افتد برخی از این عوامل عبارتند از: خرابی مکانیکی پمپ، نقص مدار های کنترلی یا از دست دادن منبع تغذیه الکتریکی پمپ. در طی این حادثه کاهش جریان خنککننده منجر به افزایش ناگهانی دمای سوخت در قلب رآکتور میگردد. در این هنگام سیستمهای ایمنی وارد خط میشوند که تا حد امکان از پیشرفت حوادث مبنای طرح به حوادث ماورای مبنای طرح جلوگیری نمایند. محاسبه تغییرات پارامترهای ترموهیدرولیکی در طی این حادثه از آن جهت حائز اهمیت است که در صورت عدم عملکرد دقیق سیستمهای حفاظتی، میتواند عواقب جبران ناپذیری را ایجاد نماید و حادثه با ابعاد گستردهتر به حادثه ماورای مبنای طرح و سناریوی ذوب قلب رآکتور منجر گردد. اصول محاسبات و مدلسازی مورد استفاده در این تحقیق بر اساس اعمال حجم های کنترلی در مدار اولیه و ثانویه نیروگاه، محاسبه همزمان و وابسته به زمان معادلات بالانس جرم، ممنتوم و انرژی با بکارگیری کد [9] RELAP5 می باشد . در نهایت، نتایج حاصل از این مدلسازی با نتایج تجربی ارائه شده در گزارشات ایمنی - FSAR - نیروگاه اتمی بوشهر [8]، مقایسه شده است.
.2 روش تحقیق
در نیروگاههای هسته ای VVER-1000 ، محفظه کنترل کننده فشار یکی از اصل ترین تجهیزات کنترلی بوده که بر روی شاخه گرم مدار اول متصل می شود. شکل 1 موقعیت محفظه کنترل کننده فشار را در مدار این راکتور نشان می دهد - مولفه خط چین شده در سمت چپ شکل - . در جدول 1 مشخصات و ویژگیهای محفظه کنترل کننده فشار در رآکتور VVER-1000 ارائه شده است. همچنین در شکل 2 نمایی از محفظه کنترل کننده فشار به همراه قطعات داخلی آن نشان داده شده است. مطابق گزارشات [8] FSAR، محفظه کنترل کننده فشار دارای ارتفاع کل 10.16753 متر و قطر محفظه تقریبا 3 متر می باشد. در حالت کارکرد عادی تقریبا بیش از دو سوم آن با آب و بقیه محفظه با بخار پر می شود به طوریکه ارتفاع سطح آب در حالت نرمال 8.77 متر می باشد.
