نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
1 دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: 7193616548، شیراز ـ ایران
2 مرکز تحقیقات ایمنی دانشگاه شیراز، صندوق پستی: 7193616548، شیراز ـ ایران
3 پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی، صندوق پستی: 3486-11364، تهران ـ ایران
چکیده
با توجه به سهم قابل‌توجه Grid Related-LOOP (GR-LOOP) در فرکانس ذوب قلب نیروگاه‌های هسته‌ای، این تحقیق یک روش ترکیبی جهت شناسایی سناریوهای پساخطای منجر به آن در شبکه ارایه می‌نماید. در این روش، دنباله‌های مدل ارزیابی احتمالاتی ریسک با توجه به نتایج شبیه‌سازی پایداری گذرای سناریوهای پس از خطای اتصال‌کوتاه- سه‌‌فاز در شبکه انتقال متصل به نیروگاه هسته‌ای، شناسایی و فرکانس وقوع‌شان تخمین زده می‌شود. در این مقاله، با توسعه بیش از 2482 دنباله احتمالاتی و شبیه‌سازی 408 سناریوی پساخطا برای هر نیروگاه هسته‌ای، فرکانس GR-LOOP در سه نیروگاه موجود، با فرض وضعیت پیشخطای شبکه، مقادیر 4-10×87/5، 4-10×25/6 و 4-10×60/8 در سال‌کاری محاسبه شده است. بر اساس نتایج، وقوع GR-LOOP برای نیروگاه هسته‌ای نمی‌تواند مستقل از پارامترهای شبکه انتقال نظیر طراحی اجزا، پخش‌بار و پیکربندی پیشخطای آن بررسی شود. عدم قطعیت ناشی از به‌کارگیری فرکانس متوسط عام GR-LOOP در ارزیابی ریسک، با توجه به عامل فوق و تفاوت احتمالات و دنباله‌های GR-LOOP برای نیروگاه‌های هسته‌ای در نقاط مختلف شبکه، قابل‌تأمل می‌باشد. با توجه به ناکارآمدی سایر روش‌های ارزیابی قابلیت‌اطمینان شبکه از یک‌سو و مزایای روش PSA از سویی دیگر، روش ترکیبی حاضر علاوه بر محاسبه فرکانس GR-LOOP، می‌تواند برای شناسایی ساختاریافته نقاط ضعف طراحی و اولویت‌بندی وضعیّت‌های اضطراری، استفاده شود. ب، اگرچه، توسعه دقیق‌تر جزییات مدل‌سازی و ابزارهای محاسباتی برای بهبود آن ضروری است.
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
Estimation of the frequency of occurrence for grid-related loss of offsite power (GR-LOOP) to a nuclear power plant
نویسندگان [English]
- Sh. Kamyab 1 2
- F. Yousefpour 3
- M. Nematollahi 1 2
1 School of Mechanical Engineering, Shiraz University, P.O.Box: 7193616548, Shiraz – Iran
2 School of Mechanical Engineering, Shiraz University, P.O.Box: 7193616548, Shiraz – Iran
3 Nuclear Safety and Reactor Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 11364-3486, Tehran - Iran
چکیده [English]
According to the safety analyses, GR-LOOP holds the most significant contribution in the Core Damage Frequency of Nuclear Power Plants. Since this, in turn, depends on the GR-LOOP frequency of occurrence, an analytical method is presented to identify and evaluate the post-fault GR-LOOP scenarios. The probabilistic module of the hybrid method develops the post-fault sequences regarding the response of the line distance protection to 3-phase short circuit faults. Then, GR-LOOP consequences and frequency are identified by interpretation of the relevant parameters from the transient stability simulations of the post-fault (3Ph-SC) grid behavior. GR-LOOP frequency is estimated as 5.87E-04, 6.25E-04, and 8.60E-04/ (reactor-year) for three NPPs in New England Test System grid as a case study. To this end, 2482 probabilistic sequences and 408 dynamic post-fault scenarios were evaluated for each NPP. The results indicate that GR-LOOP occurrence depends on the real-time values of grid parameters, including the components specifications, pre-fault load flow quantities, and network configuration. Furthermore, the observed difference amongst the GR-LOOP sequences for differently-located NPPs in the grid questions the uncertainty of using mean generic frequencies. Regarding the inapplicability of the existing grid reliability assessment approaches, the hybrid method is recommended as an alternative for GR-LOOP evaluation. Besides, it can reveal the design weaknesses and prioritize the operational tasks via the competitive benefits of employing PSA techniques. Albeit, more precision needs more modifications in both modeling and calculation details, which, in turn, increases the complexity.
کلیدواژه‌ها [English]
- Grid-Related LOOP
- Probabilistic Risk Assessment
- Transient Stability Simulation
- Post-Fault
)