آنالیز عدم قطعیت و حساسیت سیستم‌های خنک‌کننده‌ی اضطراری نیروگاه اتمی بوشهر طی حادثه‌ی شکست کوچک در مدار اولیه

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

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

چکیده

در این مقاله عدم قطعیت و حساسیت سیستم‌­های خنک­‌کننده­ی اضطراری مدارهای اولیه و ثانویه، در زمان حادثه­‌ی شکست کوچک مدار اولیه در نیروگاه اتمی بوشهر مطالعه شده است. این سیستم­‌ها شامل انباره­‌ها و سیستم‌­های خنک­‌کننده­ی اضطراری فشار بالا و پایین برای مدار اولیه، و سیستم تغذیه‌­ی آب اضطراری مدار ثانویه‌­اند. به منظور گره­‌بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446، از کد RELAP5/Mod3.2 در شبیه‌­سازی استفاده شد. از روش GRS برای تعیین حداقل تعداد اجراهای کد RELAP5 به منظور ارزیابی سطح اعتماد و احتمال 95% بهره گرفته شد. در مدل‌­سازی حادثه، محدودیت­‌های محافظه­‌کاران‌ه­ای از جمله از دست دادن برق شبکه هنگام رخداد حادثه، و خرابی دو سیستم دیزل ژنراتور در نظر گرفته شدند. در نتیجه­‌ی این محدودیت­‌ها، دو کانال از چهار کانال سیستم­‌های اضطراری از کار می­‌افتند. هم­‌چنین، یکی از انباره­‌ها در زمان حادثه خراب در نظر گرفته شد. نتایج بررسی­‌ها نشان‌دهنده­‌ی ایجاد حساسیت بالای انباره­‌ها در طی حادثه بوده است. هم­چنین پمپ­‌های سیستم اضطراری فشار بالا تأثیر نسبتاً کمی روی حادثه‌­ی شکست کوچک می‌گذارند. چنان­چه نقاط تنظیم سیستم­‌های تحت بررسی، هم­‌زمان و با توزیع نرمال تغییر کنند، در یک مجموعه­‌ی خاصی از نقاط تنظیم، دمای بیشینه‌­ی غلاف از مقدار مشابه آن با نقاط تنظیم پیش‌­فرض کاهش پیدا می­‌کند و باعث ایمنی بیش­تر غلاف سوخت می­‌شود.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Uncertainty and Sensitivity Analyses of Emergency Cooling Systems in BNPP During the Small Break-LOCA in the Primary Circuit

نویسندگان [English]

  • M Mansouri
  • S. M Altaha
  • Gh. R Jahanfarnia
[1] Hauff Volker, Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke: Eine Untersuchung zu dem durch Störfälle in Kernkraftwerken verursachten Risiko, Bonn, Germany (1980).

 [2] B. Chatterjee, D. Mukhopadhyay, H.G. Lele, A.K. Ghosh, H.S. Kushwaha, P. Groudev, B. Atanasova, Analyses for VVER-1000/320 reactor for spectrum of break sizes along with SBO, Ann. Nucl. Energy 37 (2010) 359-370.

 [3] S.K. Mousavian, F. D’Auria, M.A. Salehi, Analysis of natural circulation phenomena in VVER-1000, Nucl. Eng. Des 229 (2004) 25-46.

 

[4] G. Heo, S.K. Lee, Design evaluation of emergency core cooling systems using Axiomatic Design, Nucl. Eng. Des 237 (2007) 38-46.

 

[5] RELAP5 Code Development Team, RELAP/MOD3 Code manual, Idaho national engineering and environmental laboratory, vol. 1-6. Idaho 83415 (1995).

 

[6] Atomic Energy Organization of Iran (AEOI), Final safety analysis report (FSAR) for BUSHEHR VVER-1000 reactor. Tehran, Iran (2007).

 

[7] S.M. Altaha, M. Mansouri, G. Jahanfarnia, Analysis of the small break loss of coolant accident in the VVER-1000/V446 reactor, Kerntechnik 80 (6) (2015) 545-556.

 

 

 

 

 

 

 

 

[8] Glaeser Horst, GRS method for uncertainty and sensitivity evaluation of code results and applications, Sci. Technol. Nucl. Ins. 2008 (2008) 1-7.

 

[9] USNRC, 10 CFR 50.46, Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light water nuclear power reactors, and Appendix K, ECCS evaluation models, to 10 CFR Part 50, code of federal regulations (1989).

 

[10] Glaeser Horst, Summary of existing uncertainty methods, Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH NEA/CSNI/R (2013)8/PART2.

 

[11] M.G. Cox, M.P. Dainton, P.M. Harris, Software Specifications for Uncertainty Calculation and Associated Statistical Analysis, NPL Report CMSC 10/01(2001).

 

[12] Lehman Ann, Jump For Basic Univariate and Multivariate Statistics: A Step-by-step Guide, Cary, NC: SAS Press. 123. ISBN 1-59047-576-3(2005).

 

[13] E. Burchill William, Physical phenomena of a Small-Break loss-of-coolant accident in a PWR, Nucl. Saf.  23 (5) (1982) 525-536.