بخشی از مقاله
خلاصه
در تحقیق حاضر پس از شناخت سیستمهای اولیه و ثانویه نیروگاه بوشهر، بر اساس معیارهای کد RELAP5 که یک کد استاندارد جهت محاسبه پارامترهای ترموهیدرولیکی راکتورهای آب سبک در شرایط پایدار و گذرا است، گره بندی نیروگاه بوشهر و نتایج پایدار حاصل از این شبیه سازی با اطلاعات موجود در گزارش نهایی آنالیز ایمنی نیروگاه بوشهر بررسی شد. سپس حادثه شکست خط اصلی بخار در داخل محفظه ایمنی در نیروگاه بوشهر، شبیه سازی شده و نتایج حاصل مورد تحلیل قرار گرفته است. بررسیهای انجام شده نشان میدهد که در خلال حادثه، پارامترهای سیستم از مقادیر تعیین شده توسط معیارهای ارزیابی ایمنی تجاوز نمیکنند.
.1 مقدمه
راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع راکتورهای WWER1 است. WWER نوعی راکتور هستهای با محفظه تحت فشار است که آب در آن به عنوان خنک کننده و کند کننده به کار میرود. عدد 1000 که در انتهای نوع راکتور میآید، نماینده توان الکتریکی واحد نیروگاهی بر حسب مگاوات است. تفاوت این نیروگاهها با راکتورهای PWR غربی در نوع مولدهای افقی آن است. شکل1 شماتیکی از مدار اول این نیروگاه را نشان میدهد.
حرارت تولید شده در اثر شکافت هستههای سوخت در قلب راکتور توسط سیال خنک کننده از قلب خارج میشود. پس از خروج از قلب که در محفظه تحت فشار قرار دارد، سیال از طریق پایه داغ به مولد بخار منتقل میشود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که در آن حرارت از مدار اولیه به آب تغذیه مدار ثانویه منتقل میشود تا تولید بخار کند. پس از مولد بخار سیال از طریق پایه سرد به محفظه راکتور برمیگردد.
چهار حلقه در مدار اولیه نیروگاه با راکتور نوع WWER-1000 وجود دارد. سیال خنک کننده از طریق چهار پمپ که هر پمپ در یکی از حلقهها نصب شده انتقال مییابد. در مدار ثانویه بخش اعظم بخار تولید شده به توربین منتقل میشود و بخش اندکی از آن برای گرمایش آب تغذیه به کار میرود. پس از توربین بخار به چگالنده منتقل شده و متراکم میشود. در خروج از چگالنده آب از طریق گرمکنهای فشار پایین به هوازدا منتقل میشود تا گازهای غیر قابل تراکم موجود در آن خارج شوند. در خروج از هوازدا آب تغذیه از طریق گرمکنهای فشار بالا به مولد بخار منتقل میشود.
1-1 حادثه MSLB1
چنین حوادثی میتوانند با شکست یا گسیختگی قسمت یا کل خط - لوله - بخار شروع شوند که ممکن است در داخل یا خارج محفظه ایمنی رخ دهند. این حادثه به طور همزمان منجر به کاهش فشار - سرد شدن - مدار ثانویه و از دست رفتن خنک کننده ثانویه میشود که خنک شدن 2RCS را به دنبال خواهد داشت. به طور معمول اثر سرد شدن منجر به خنک سازی نامتقارن دیواره محفظه فشار راکتور و ایجاد بهره راکتیویته مثبت میشود که در نتیجه آن قدرت راکتور با صرف نظر از 3SCRAM افزایش مییابد. [2]
کد آنالیز حالتهای گذرای راکتورهای آب سبک - RELAP5 - در آزمایشگاه ملی آیداهو برای کمیته نظام هستهای آمریکا توسعه داده شده است. کاربردهای ویژه کد شامل شبیه سازی حالتهای گذرا در راکتورهای آب سبک مانند اتلاف خنک کننده، حالتهای گذرای پیش بینی شده بدون خاموشی راکتور، و حالتهای گذرای عملکردی چون قطع آب تغذیه مدار ثانویه، قطع برق خارجی نیروگاه و قطع توربین میباشد. [3]
RELAP5 یک کد جامع است که علاوه بر تخمین رفتار سیستم خنک کننده راکتور در خلال حالتهای گذرا، میتواند برای شبیه سازی رنج گستردهای از حالتهای گذرای گرمایی و هیدرولیکی در سیستمهای هستهای و هیدرولیکی به کار رود. کد شامل مدلهای جامعی از اجزاست که با آن میتوان سیستمهای مختلف را مدل کرد. این مدلها شامل پمپ، شیر، لوله، ساختارهای جذب یا پخش گرما، دینامیک نقطهای راکتور، گرمکنهای الکتریکی، جت پمپ، توربین، جداکننده، انباشتگر و اجزا سیستم کنترلی میباشد.
سیستمهای کنترلی و اجزا امکان شبیه سازی کنترل کنندههای تجهیزات و تجهیزات بالانس نیروگاه - مانند توربین، پمپ و کندانسور - را فراهم میکنند. به علاوه کد شامل مدلهای فرآیندی ویژه برای تاثیراتی چون افت محلی جریان در تغییر مقطع ناگهانی، تقسیم جریان، جریان خفه شده و گازهای غیر قابل تراکم میباشد. هم چنین کد قابلیت بررسی فایل ورودی جهت کمک به کاربر در یافتن خطاها را دارد.
.3 روش کار
در قسمت های قبل به معرفی نیروگاه بوشهر پرداختیم. گره بندی استفاده شده در شکل2 آورده شده است. در این گره بندی جهت اختصار تنها حلقهای که فشارنده روی آن قرار گرفته نشان داده شده است. همچنین در این شکل تنها دو انباشتگر نشان داده شده و برای جلوگیری از شلوغی بیش از حد انباشتگرهای KWU - انباشتگرهای طرح آلمانی استفاده شده در نیروگاه بوشهر - نشان داده نشده اند.
برای به دست آوردن نتایج ابتدا شرایط اولیه نیروگاه شامل دما، فشار، سرعت و دبی خنک کننده در مدارهای اولیه و ثانویه به صورت تقریبی و نزدیک به شرایط کار نیروگاه به فایل ورودی داده شده که برای مدت طولانی اجرا میشود. سپس از مقادیر خروجی به عنوان شرایط اولیه نیروگاه ورودی جدید استفاده شده است. فایل ورودی جدید پس از گذشت کمتر از 100 ثانیه به شرایط پایدار میرسد. با توجه به مشاهده نمودارهای حاصل شده توسط کد، پارامترهای ترموهیدرولیکی مدارهای اولیه و ثانویه در شبیه سازی صورت گرفته در رنج مناسب و با درصد خطای قابل قبولی هستند. مقادیر مهمترین پارامترهای ترموهیدرولیکی پس از 100 ثانیه از اجرای کد به عنوان مقادیر حالت پایدار در جدول.1 آورده شده و با مقادیر موجود با FSAR1 مقایسه شده اند.
