بخشی از مقاله
عوامل انسانی و نقش آن در بهره برداری از سیستم های تولید قدرت در کنار تنظیم نقاط کارکرد می تواند تاثیرگذارترین فاکتور در خصوص حوادث متداول مانند حادثه ی از دست دادن کامل آب تغذیه برای مولد بخار در مبحث ایمنی نیروگاه های هسته ای باشد. در این پژوهش علاوه بر شبیه سازی کامل سیکل نیروگاهی، صحت سنجی داده های به دست آمده از حادثه ی از دست دادن کامل آب تغذیه به مولد بخار در مقایسه با داده های موجود در FSAR صورت پذیرفته که نتایج بدست آمده تطبیق خوبی را در شرایط زمانی و نقاط عملکردی نشان می دهد.
در ادامه نقش عملکرد اپراتور در طول فرآیند حادثه با انجام عملیات Feed & Bleed مورد ارزیابی قرار گرفت. مشاهده گردید که مهمترین عملکردی که به طور موثر باید در دوره کوتاه از وقوع حادثه انجام شود باز کردن مناسب شیرهای اطمینان و فعال سازی سیستم خنک کننده ی اضطراری نیروگاه می باشد به گونه ای که کاهش معنادار میزان پارامتر های هیدرولیکی میدان جریان اعم از فشار و دما را در بر خواهد داشت. نتایج این تحقیق می تواند در تهیه و تنظیم عملکرد مناسب توسط اپراتور در کنترل وضعیت حادثه مورد استفاده قرار گیرد.
.1 مقدمه
طیف وسیعی از شرایطی که نیروگاه تولید توان - هسته ای - بر اساس آن طراحی می شود طبق معیار های طرح پایه می باشد. در طرح پایه تعدادی از حوادث که شامل عوامل انسانی و خطای تجهیزات می باشد در نظر گرفته شده اند. اثرات یا عواقب بالقوه این حوادث از نظر ایمنی تاسیسات قابل چشم پوشی نمی باشد. بر طبق احتمال وقوع و پتانسیل اثرات حوادث، ممکن است یک حادثه به عنوان DBA یا حادثه پیش بینی شده شناخته شود. حوادث و رخداد هایی که بیرون از طرح پایه اتفاق می افتد **BDBA یا حوادث فراتر از طرح پایه نامیده می شوند.[1]
حادثه BDBA به عنوان یک معیار شناخته می شود. این حوادث بسیار غیر محتمل شمرده شده، بدین معنی که آنها فراتر از محدوده ای اتفاق می افتند که تاسیسات هسته ای در چهارچوب طراحی ملزم به رعایت آن می باشند. فارغ از تمامی مباحث مربوط به ابزار و سیستم ها و خطاهای ممکن به وسیله ی آنها، عوامل انسانی و نقش آن در بهره برداری از سیستم و یا اعمال شرایط اولیه و یا تنظیم نقاط کارکرد سیستم ها می تواند تاثیرگذارترین فاکتور در بررسی های مربوط به حوادث در نیروگاه های تولید توان - هسته ای - باشد. از این رو توجه بیشتر به آن می تواند شرایط اعمال مدیریت حوادث را بهبود ببخشد. در این زمینه پژوهش های بسیاری انجام شده است که در زیر به گوشه ای از این پژوهش ها پرداخته می شود.
در سال 1983 لوین و همکارانش به بررسی حادثه ی از دست رفتن آب تغذیه مولد بخار برای نیروگاه های تولید توان - هسته ای - پرداختند. این پژوهش اهمیت مدلسازی صحیح برای مولد بخار را نشان می دهد و تاثیرات دمایی را نیز مورد بررسی و پژوهش قرار داده است.[2] در ادامه ی این پژوهش ها و در سال 1998، اسونسون در یک مطالعه، دیدگاه نظری تصمیم گیری در یک توالی مدیریت حوادث مانند حادثه ی از دست دادن آب تغذیه که مستلزم کاهش فشار قلب بوسیله پرسنل عملیاتی بود را مورد مطالعه قرار داد.[3]
بر اساس پژوهش هایی که در زمینه ی اعتبار سنجی کد های مختلف انجام شده است در سال 2001، سابوتینوف و همکارانش، پژوهشی را برای بررسی کاربرد عملکرد اپراتور در حادثه ی از دست رفتن آب تغذیه ی مولد بخار برای نوع خاصی از نیروگاه تولید قدرت انجام دادند. این پژوهش علاوه بر اعتبار سنجی کد CATHARE ، فرآیند Feed and Bleed را نیز در جهت کارکرد مناسب برای خنک کردن راکتور مورد تجزیه و تحلیل قرار داده است.[4]
علاوه بر اعتبار سنجی، اطمینان از قابلیت عملکرد سیستم ها و پرسنل در نیروگاه نیز یکی از موارد بسیار مهم می باشد که بر همین اساس در سال 2005 پژوهشی توسط جعفریان و سپانلو بر روی آنالیز قابلیت اطمینان عملکرد اپراتور انجام شد. نتایج این پژوهش حاکی از این بود که عملکرد انسانی و اپراتوری که شامل باز کردن شیرهای PSD فشارنده و سیستم انتقال گاز اضطراری می باشد بر روی کنترل فرآیند حادثه بسیار موثر بوده است. در نتایج این پژوهش عنوان شده است که ارزش دمایی اسمی میله ی سوختی از 350 درجه سانتی گراد افزون نمی شود و این موقعیت ایده آلی برای دمای میله ی سوخت و شرایط کنترل شده ی بعد از حادثه می باشد.[5]
در سال 2008 پاولووا و همکاران پژوهشی را جهت استفاده و توسعه ی روش های عملیاتی اضطراری*، برای نیروگاه های تولید توان انجام دادند. این روش های عملیاتی برای فراهم نمودن پاسخ های مناسب به پارامترهای ثبت شده ی نیروگاه می باشد که به اپراتور ها اجازه ی کنترل نیروگاه در شرایط غیر منتظره و اضطراری را می دهد.[6] همچنین در سال 2012 طی پژوهشی که در دانشگاه شیراز و توسط حداد و عباسی صورت گرفت نتایج حاصل از حادثه ی کاهش انتقال حرارت از سمت ثانویه مورد بررسی قرار گرفت.
مقدار عددی DNBR به میزان 1,33 در 11 ثانیه و 1,03 در 46,3 ثانیه برای این پژوهش بدست آمده است که نشان از توانایی های کد RELAP5 و روش شبیه سازی در آن برای پیش بینی پارامترهای حرارتی و هیدرولیکی اصلی و رفتار آنها در طی حوادث مختلف دارد.[7] بر اساس بررسی اهمیت نقش اپراتور و پیامد های ناشی از عدم حضور آن و راهکار های مناسب در این شرایط در سال 2016 پژوهشی توسط پیروزمند و همکاران بدون در نظر گرفتن نقش اپراتور انجام شد که به بررسی حوادث نیروگاهی پرداخته است. در این پژوهش علاوه بر اعتبار سنجی، تاثیر سیستم ها یی مانند سیستم خنک کننده اضطراری نیز مورد بررسی قرار گرفته است.
با توجه به تاریخچه ی تحقیقات صورت گرفته در مورد حوادث نیروگاه های هسته ای که به آن اشاره شده است، حادثه ی از دست دادن کامل آب تغذیه یکی از مهم ترین حوادثی می باشد که ایمنی نیرروگاه های تولید توان را تهدید می کند. بنابراین در طراحی نیروگاه ها این حادثه باید به صورت مناسب و جدی در نظر گرفته شود و اقدامات موثر مرتبط با آن مورد مطالعه قرار بگیرد تا بتوان دستور العمل های مناسب را برای نیروهای عملیاتی ایجاد کرد تا در زمان مقتضی از وقوع حوادث شدید برای نیروگاه تولید توان جلوگیری به عمل آید که در این تحقیق تلاش گردیده است حادثه ی از دست دادن کامل آب تغذیه ی مولد بخار در حضور عملکرد اپراتور به صورت عددی و توسط کد RELAP5 مورد تحلیل و بررسی قرار گیرد.
.2 سناریو ی حادثه[9]
در این پژوهش آنالیز حادثه از دست دادن کامل آب تغذیه مولد بخار برای راکتور VVER-1000 انجام شده است.
