بخشی از مقاله
چکیده
ارزیابی احتمالاتی ایمنی یکی از دو معیار آنالیز ایمنی نیروگاههای اتمی بوده که برای تضمین رعایت شدن تمامی ضوابط و معیارهای مواردی که از لحاظ ایمنی دارای اهمیت هستند، استفاده میشود. در این مقاله رویداد بازشدن ناخواسته یکی از شیرهای ایمنی فشارنده نیروگاه اتمی بوشهر بهعنوان رویداد آغازگر درنظر گرفته شده و کلیه توالیهای حادثه شامل توالیهای منجر به ذوب قلب راکتور بر مبنای اطلاعات طراحی نیروگاه، برای نخستین بار با کد شناخته شده بینالمللی SAPHIRE مورد مدلسازی و تحلیلهای کیفی و کمی قرار گرفته است. ابتدا بدون درنظر گرفتن خرابیهای با عامل مشترک، فرکانس ذوب قلب ناشی از این رویداد آغازگر 3.263E-09 محاسبه گردید و سپس با اضافه کردن این نوع خرابیها، فرکانس ذوب قلب 8.00E-09 بهدست آمد که اهمیت این نوع خرابیها را نشان میدهد. در نهایت نیز تحلیل اهمیت برای شناسایی مهمترین رویدادهای پایه از دید حالت نهایی ذوب قلب انجام شده و پیشنهاداتی جهت کاهش احتمال خرابی آنها ارائه گردیده است.
-2 مقدمه
مهمترین مسئله در زمینه بهرهبرداری از نیروگاههای اتمی، ایمنی این نیروگاهها است. در طول تاریخ صنعت هستهای حوادث مهمی رخ داده است که زیانهای جسمی، محیط زیستی و مالی بسیاری به همراه داشتهاند. از جمله مهمترین این حوادث میتوان حادثه چرنوبیل مربوط به راکتور واحد 4 پایگاه هستهای چرنوبیل در اوکراین در سال 1986 را نام برد. بعد از این حادثه تا کیلومترها و تا جایی که چشم کار میکرد، دود و آتش بود و در اثر این انفجار مرگبار، تولیدات اتمی که جرم سنگینتری داشتند در اطراف مجتمع باقی ماندند و آنچه که از تولیدات اتمی و مواد رادیواکتیویته که جرم سبکتری داشتند به همراه گازهای سبکی که در اثر مجاورت هوا منفجر شده بودند تا شمال غرب مجتمع کشیده شدند. شدت این حادثه حتی از انفجار بمبهای اتمی در هیروشیما و ناکازاکی در جنگ جهانی دوم و در سال 1945 نیز بیشتر بود. اثرات مخرب این فاجعه آنقدر زیاد بود که حتی روی نسلهای بعد هم تأثیر گذاشت و کودکانی با معلولیت جسمی متولد شدند.[1]
یکی دیگر از فجایع بزرگ هستهای مربوط به حادثه تری مایل آیلند - پنسلوانیا - ، 1979 است. حادثه تری مایل آیلند تا پیش از وقوع فاجعه چرنوبیل، مشهورترین حادثه در تاریخ نیروی هستهای به شمار میرفت. این ماجرا موجب جابجا شدن دو هزار سکنه اطراف نیروگاه و برکناری فوری ریاست جمهوری شد. نیروگاه مورد بحث از نوع راکتور آب تحت فشار با قدرت 900 مگاواتی است که از یک سال پیش وارد خط شده بود. در ساعت چهار صبح، مدار اولیه آب خالی شد، یعنی دو شیر تغذیه یکی پس از دیگری شکست. چون چراغهای هشدار دهنده در پشت صفحه سرویس پنهان شده بود، مسئولان هشت ساعت بعد متوجه شدند. توربین خود به خود از حرکت باز ایستاد و دما و فشار در درون قلب نیروگاه شروع به بالا رفتن کردند. چند ثانیه بعد شیر فشار شکن، برای آزاد کردن فشار اضافی باز شد. هنوز شش ثانیه وقت لازم بود که دستههای کنترل پایین بیافتند تا راکتور از حرکت باز ایستد. تا این لحظهها همه چیز عادی بود. اما بد اقبالی هنگامی شروع شد که شیر فشارشکن، پس از آزاد کردن فشار اضافی، بسته نشد. بطوری که آب توانست همچنان روی حفاظ راکتور بریزد. بنابراین همان وضعیت از دست رفتن سرمایش به وقوع پیوست و طبیعتا سیستم سرمایش اضطراری به کار افتاد و ساعت شش صبح رئیس قسمت، گیج و مبهوت سر رسید و سریعا شیر فشار شکن را بست. اگر وی اینکار را نمیکرد، قلب راکتور به تدریج ذوب میشد و فاجعه واقعی رخ میداد. با این وصف اوضاع آنقدرها هم تحت کنترل قرار نگرفت. اولاً قفل خودکار حفاظ راکتور کار نمیکرد. در نیروگاه از قبل خبر داشتند که مخزن تخلیه آب بندی نیست، با وجود این تعمیر آن را به بعد موکول کرده بودند. گازهای گزنون و کریپتون از گازهای نادر پرتوزا با عمر کوتاه مدتهای مدید و بدون شک از ساعت پنج صبح وارد هوای آزاد شده بودند و این در حالی است که برنامه حفاظت از محیط بین ساعتهای هفت تا هشت صبح به اجرا گذاشته میشد و خلاصه اینکه هیچگاه دقیقا میزان سمیت ابر پرتوزای ناشی از انفجار نیروگاه تری مایل آیلند، که بیتردید بسیار ضعیفتر و موقتیتر از ابر ناشی از انفجار نیروگاه چرنوبیل بود، آشکار نشد. در پی حادثه تری مایل آیلند، دهها هزار گزارش در مورد اصلاحاتی که باید در مورد تجهیزات، روشهای مدیریت، مراقبت و نگهداری و نیز آموزش اپراتورها انجام گیرد، تهیه شد.[2]
ارزیابی احتمالاتی ایمنی - PSA - یک روش سیستماتیک برای حصول اطمینان از چگونگی ساخت و کارکرد سیستمهای پیچیده است. این روش نشاندهنده چگونگی ارتباط انسان، اجزای نرمافزاری و سختافزاری سیستم است و با هدف تعیین مهمترین اجزایی که در ریسک سیستمها شرکت دارند، انجام میشود. به علاوه با استفاده از روشهای کمی، احتمال و یا فرکانس حوادثی را که منتهی به مخاطرات پرتودهی میشود، محاسبه میکند.[3] شیرهای ایمنی فشارنده در قسمت فوقانی فشارنده تعبیه شدهاند و وظیفه حفاظت از مدار اولیه نیروگاه را در مقابل افزایش فشار، از طریق تخلیه بخار به تانک تخلیه برعهده دارند. حادثه بازشدن ناخواسته شیرهای ایمنی فشارنده مربوط به زمانی است که فشار در شرایط عادی قرار داشته و ناگهان بهصورت ناخواسته شیرهای ایمنی فشارنده باز شده و دچار کاهش فشار در مدار اولیه میشویم. در این مقاله رویداد بازشدن ناخواسته شیرهای ایمنی فشارنده نیروگاه اتمی بوشهر بهعنوان رویداد آغازگر درنظر گرفته شده و کلیه توالیهای حادثه شامل توالیهای منجر به ذوب قلب راکتور بر مبنای اطلاعات طراحی نیروگاه، برای نخستین بار با کد شناخته شده بینالمللی SAPHIRE مورد مدلسازی و تحلیلهای کیفی و کمی قرار گرفته است. همچنین تأثیر خرابیهای با عامل مشترک در این حادثه نیز محاسبه شده است. در نهایت نیز تحلیل اهمیت برای شناسایی مهمترین رویدادهای پایه در این حادثه، از دید حالت نهایی ذوب قلب انجام شده است.
-2 روش انجام تحقیق
-1-2 نیروگاه اتمی بوشهر
نیروگاه اتمی بوشهر یک نیروگاه آب سبک تکواحدی با توان اسمی 1000 مگاوات الکتریکی، دارای راکتور آب تحت فشار به قدرت 3000 مگاوات حرارتی است و از نوع VVER-1000 و ساخت کشور روسیه میباشد. این نیروگاه از دو مدار اولیه و ثانویه - شکل - 2 تشکیل شده است. توان حرارتی تولیدی در قلب توسط آب برداشت شده و با انتقال از طریق پایه داغ، سیال مدار ثانویه را بخار میکند و سپس از طریق پایه سرد به راکتور باز میگردد. بخش اعظم بخار تولیدی در مدار ثانویه به توربین منتقل شده و اندکی از آن برای گرمایش آب تغذیه به کار میرود. پس از توربین، بخار در چگالنده متراکم شده و از گرمکنها عبور کرده و دوباره به مولد بخار منتقل میشود.
شکل:2 نمای کلی مدار اولیه نیروگاه اتمی بوشهر [4]
-2-2سیستم تنظیم فشار نیروگاه اتمی بوشهر
این سیستم از اجزای فشارنده، تانک تخلیه، لولههای تخلیه بخار، شیرهای ایمنی و شیرهای تخلیه، لولهی تزریق آب به مدار اولیه، لولهی پاشش آب به داخل فشارنده و گرمکنهای الکتریکی تشکیلشده است. شماتیکی از این سیستم را در شکل2 میبینیم. فشارنده تانک عمودی است که گرمکنهای الکتریکی در قسمت پایین آن مطابق با شکل 2 تعبیهشده است. فشارنده در مواقع راهاندازی و تغییر قدرت راکتور در کنترل فشار دخیل است. سیستم پاشش در بالای فشارنده قرار دارد و در صورت افزایش فشار مدار اولیه، با تزریق آب به حجم بخار، موجب تقطیر بخار و افت فشار میشود. گرمکنهای فشارنده نیز در صورت کاهش فشار در مدار اولیه فعالشده و با گرم کردن و تبخیر آب موجب افزایش فشار میشوند.
