توسعه‌ی مدل معتبر MELCOR نیروگاه هسته‌ای IR-360 با استفاده از نرم‌افزار SNAP

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی و شرکت مسنا، سازمان انرژی اتمی،

2 گروه مهندسی هسته‌ای، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات تهران

3 دانشکده‌ی علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد تهران شرق

چکیده

توسعه‌­ی مدل ترموهیدرولیکی و معتبر حادثه­‌ی شدید برای تحلیل رفتار پویای نیروگاه‌های هسته‌ای در طراحی، بهینه‌سازی و ارزیابی ایمنی این نیروگاه‌ها حائز اهمیت است. برای نیروگاه بومی در حال طراحی IR-360 نیز توسعه­‌ی چنین مدلی، اولین گام در تحلیل ایمنی است. آنالیزهای ایمنی قطعی (DSA) بدون اعتبارسنجی مدل مورد نظر، قابل اعتماد نیست. در واقع لازم است صحت مدل توسعه‌ یافته ارزیابی شود تا اطمینان لازم در خصوص اعتمادپذیر بودن آنالیز‌های صورت گرفته تضمین‌ شود. این پژوهش تلاش دارد تا مدل MELCOR معتبر برای نیروگاه IR-360 را توسعه دهد. به این منظور و برای کمینه کردن خطای کاربر، از نرم‌افزار آنالیز هسته‌ای SNAP استفاده شده است. با انتخاب گره‌­بندی مناسب مسئله در ساختار این کد، پارامترهای کلیدی از جمله فشار و دمای سیال، دبی جرمی و مانند آن، در هر حجم‌کنترل و مسیر ‌جریان در نیروگاه هسته‌ای بررسی شده است. هم­چنین در این­­جا با
مقایسه‌­ی بین پارامتر‌های طراحی و مقادیر محاسبه شده، میزان خطای ناشی از مدل­سازی به دست آمده است. انحراف و خطای محاسباتی کم­تر از حدود تعیین شده در ضوابط و معیار‌های قابل پذیرش آژانس بین‌المللی انرژی اتمی است، که نشان‌­دهنده­‌ی اعتبار و کیفیت مدل موردنظر به منظور انجام تجزیه و تحلیل‌های بعدی است.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Development of a Qualified MELCOR Model for IR-360 NPP Using SNAP Software

نویسندگان [English]

  • F Yousefpour 1
  • A Zarnooshe Farahani 2
  • M RahGoshay 2
  • S. M Hoseyni 3
چکیده [English]

Development of a qualified thermal-hydraulics and the severe accident model of nuclear power plants (NPPs) is of crucial importance in their design, optimization and safety evaluation. This is also the first step in the safety analysis of the IR-360 NPP for which its design is domestically in process. Without an approved and “qualified" model, deterministic safety analysis (DSA) results are not reliable. In fact, the quality of the developed model should be assessed to ensure the reliability of the analysis results. This study attempts to develop a qualified MELCOR model for the IR-360 nuclear power plant in the SNAP nuclear analysis software. By selecting the appropriate nodalization of the problem and their proper connections, the most important thermo-hydraulics parameters such as pressure and temperature of the fluid, mass flow rate, direction and magnitude of the flow in the primary loop, etc are calculated. A comparison is made between the design parameters and calculated values to obtain the deviation of the model values from the design data. The calculated deviations shown to be below the acceptable limits, specified by the DSA practice including the suggestions of the International Atomic Energy Agency (IAEA). This confirms the qualification of the developed model for the safety analysis of the plant in the next steps.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Pressurized Nuclear Power Plant
  • Primary Loop
  • Modeling
  • MELCOR Code
  • SNAP Software
  • Nodalization

[1] IAEA, IAEA SSG-2, Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants, (2009).

 [2] A. Petruzzi, F. D’Auria, W. Giannotti, Description of the procedure to qualify the nodalization and to analyze the code results, University of Pisa, DIMNP NT. 557(05) (2005).

 [3] B. Clement, T. Haste, Thematic network for a Phebus FPT1 international standard problem (THENPHEBISP), Nucl. Eng. Des. 235 (2005) 347-357.

 [4] R. Ashley, M. EL- Shanawany, F. Eltawila, F. D’Auria, Good Practices for User Effect Reduction, NEA/CSNI/R(98)22 (1999).

 [5] R.O. Gauntt, M.T. Leonard, K. Ross, K.C. Wagner, State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project, MELCOR Best Modeling Practices, NUREG-1935 (2010).

 [6] INRA, Regulation for Licensing of IR-360 Nuclear Power Plant, INRA-NS-RE-052-10/1-1 (2007).

 [7] Dino Alfonso Arano, Realization of a Methodology for the Assessment of Best estimate codes for the analysis of the nuclear systems (2008).

 [8] IAEA, Accident Analysis for Nuclear Power Plant, IAEA-SRS-No.023 (2002).

 [9] Lars Nilsson, Development of an Input Model to MELCOR 1.8.5 for the Ringhals 3 PWR, SKI Repot,2004:55 (2004).

[10] Lars Nilsson, Development of an Input Model to MELCOR 1.8.5 for Oskarshamn 3 BWR,SKI Repot,2007:05 (2007).

 [11] J. Jafari, M. Boroushaki, F. D’Auria, S. Shahedi, Development of a qualified nodalization for small-break LOCA transient analysis in PSB-VVER integral test facility by RELAP5 system code, Nucl. Eng. Des. 240 (2010) 3309-3320.

 [12] M, Saghafi, M.B. Ghofrani, Development and qualification of a Thermal-hydraulic Nodalization for modeling Station Blackout Accident in PSB-VVER Test Facility, Nucl. Eng. Des. 303 (2016) 109-121.

 [13] V. Martinez-Quiroga, F. Reventos, The Use of System Codes in Scaling Studies: Relevant Techniques for Qualifying NPP Nodalizations, Sci. Technol. Nucl. Installations 138745 (2014) 1-16.

 [14] R.O. Gaunt, Fukushima Accident Study Using MELCOR, SANDIA Report2012-6173, (2013).

 [15] T. Sevon, Fukushima Daiichi Unit 2 Accident Analysis with MELCOR 2.1, SANDIA Report (2016).

 [16] USNRC, State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses (SOARCA) Report, Washington D.C., NUREG-1935 (2012).

 [17] US NRC, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants (1990).

[18] US NRC, State of the Art Reactor Consequence Analyses Project, 2 volumes, NUREG CR-7110 (2013).

 [19] A. Prosek, F. D'Auria, B. Mavko, Review of quantitative accuracy assessments with fast fourier transform based method (FFTBM), Nucl. Eng. Des. 217 (2002) 179-206.

 [20] F. Yousefpour, F. Shokri, H. Soltani, IR-360 nuclear power plant safety functions and component classification, Nucl. Eng. Des. 240 (2010) 2847-2861.

 [21] SURENA, IR-360 Detail Design Documents (2016).

 [22] SURENA, Verification & Validation of the MELCOR code for IR-360 Success Criteria Analysis (2013).

[23] R.O. Gaunt, J.E. Cash, R.K. Cole, C.M. Erickson, L.L. Humphries, B.R. Rodrigez, M.F. Young, MELCOR 1.8.6 Computer Code Manuals, 2 Volumes,SANDIA Lab. (2005).

 [24] SURENA, IR-360 Technical Specification, (2016).

 [25] J. Birchley, T.J. Haste, M. Richner, Accident Management following loss of residual heat removal during mid-loop operation of Westinghouse 2-loop PWR, Nucl. Eng. Des. 238 (2008) 2173-2181.

 [26] A. Petruzzi, F. D'Auria, Thermal-Hydraulics System Codes in Nuclear Reactor Safety and Qualification Procedure, Sci. Technol. Nucl. Installations. DOI:10.1115/2008/460795 (2008) 1-16.