تحلیل ترموهیدرولیک و تخمین تولید هیدروژن در حوادث شدید WWER1000

قراری, رحمان; کاظمی نژاد, حسین; متاجی کجوری, نعیم‌الدین; هدایت, افشین; حسنوند, محسن

doi:10.24200/nst.2022.1356

تحلیل ترموهیدرولیک و تخمین تولید هیدروژن در حوادث شدید WWER1000

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

رحمان قراری ¹

حسین کاظمی نژاد ²

نعیم‌الدین متاجی کجوری ³

افشین هدایت ³

محسن حسنوند ⁴

¹ پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‏ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران- ایران

² پژوهشکده کاربرد پرتوها، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‏‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 3486-11365، تهران- ایران

³ پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌‏ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران- ایران

⁴ پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌‏ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایران

https://doi.org/10.24200/nst.2022.1356

چکیده

مدیریت حوادث شدید در نیروگاه‌های هسته‌ای از اهمیت ویژه‌ای برخوردار است. برای مدیریت حوادث شدید نیاز است تا شرایط ترموهیدرولیکی رآکتور هسته‌ای مورد ارزیابی قرار گیرد. در این مقاله حوادث شدید قطع برق، قطع برق به همراه شکست بزرگ و قطع برق به همراه شکست کوچک در رآکتور WWER1000/V446با کد MELCOR1.8.6 ارزیابی می‌شود. از کد RELAP3.2SCDAP برای ارزیابی پارامترهای محفظه تحت فشار بهره گرفته شد. هدف از این مطالعه بررسی ترموهیدرولیکی رآکتور در حوادث مذکور به ویژه میزان تولید هیدروژن است. با ارزیابی نتایج مشاهده گردید، حادثه قطع برق بیش‌ترین مقدار تولید هیدروژن (2150 کیلوگرم) را طی فاز داخلی و خارجی حادثه شدید دارد و بیشینه دمای سوخت زودتر از بقیه حوادث (11800 ثانیه) رخ می‌دهد. نتایج شبیه‌سازی با کدها و نتایج تحلیل گزارش نهایی ایمنی رآکتور WWER1000/V446 تطابق خوبی دارند. با استفاده از نتایج ارایه شده، تحلیل روندحادثه شدید امکا‌ن‌پذیر می‌باشد.

کلیدواژه‌ها

حوادث شدید

WWER1000/V446

MELCOR

RELAP3.2-SCDAP

20.1001.1.17351871.1401.43.1.13.6

عنوان مقاله English

Thermal hydraulic analysis and estimation of hydrogen generation in severe accidents in WWER1000

نویسندگان English

R. Gharari ¹

H. Kazeminejad ²

N. Mataji Kojouri ³

A. Hedayat ³

M. Hassan vand ⁴

¹ Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 14155-1339, Tehran – Iran

² Radiation Applications Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 11365-3486, Tehran –Iran

³ Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 14155-1339, Tehran – Iran

⁴ Nuclear Fuel Cycle Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 11365-8486, Tehran-Iran

چکیده English

Severe Accidents Management (SAM) in nuclear power plants is an important safety issue. SAMs require assessing the thermal-hydraulic conditions of the nuclear reactor during the accident. This paper investigates three accident scenarios, Station Black-Out (SBO), SBO with Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA), and SBO with Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA) in the WWER1000/V446 reactor using the MELCOR1.8.6 code. The RELAP3.2-SCDAP code is also used to evaluate the accuracy of the reactor pressure vessel parameters. The purpose of this study was to determine the operating conditions of the reactor during the accident scenarios with emphasis on hydrogen production. The results showed that the SBO has the highest hydrogen production (2150 kg) compared to other accidents and the maximum fuel temperature occurred sooner than the other SAs (11800 seconds). The results obtained by the two codes and the Final Safety Analysis Report (FSAR) of the WWER1000/V446 reactor showed good agreement. The results of this analysis help make the appropriate decision in SAM.

کلیدواژه‌ها English

Severe accidents

WWER1000/V446

MELCOR

RELAP3.2-SCDAP

1. R. Gharari, et al, A review on hydrogen generation, explosion, and mitigation during severe accidents in light water nuclear reactors, International Journal of Hydrogen Energy, 43 (4), 1939-1965 (2018).

2. R.M. Summers, et al., MELCOR computer code manuals, Sandia National Labs (1995).

3. D.T. Hagrman, C.M. Allison, G.A. Berna, SCDAP/RELAP5/MOD 3.1 code manual: MATPRO, A library of materials properties for Light-Water-Reactor accident analysis, Volume 4 (No. NUREG/CR-6150-Vol. 4; EGG-2720-Vol. 4). Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC (United States). Div. of Systems Technology; Lockheed Idaho Technologies Co., Idaho Falls, United States (1995).

4. M.A. Polo-Labarrios, G. Espinosa-Paredes, Comparative study of the hydrogen generation during short term station blackout (STSBO) in a BWR, Annals of Nuclear Energy, 83, 274-282 (2015).

5. G. Li, et al. MELCOR 2.1 analysis of melt behavior in a BWR lower head during LOCA and SBO accident, Annals of Nuclear Energy, 90, 195-204 (2016).

6. J. Yanez, M. Kuznetsov, A. Souto-Iglesias, An analysis of the hydrogen explosion in the Fukushima-Daiichi accident, International Journal of Hydrogen Energy, 40(25), 8261-8280 (2015).

7. L. Li, et al., Severe accident analysis for a typical PWR using the MELCOR code, Progress in Nuclear Energy, 71, 30-38 (2014).

8. P. Groudev, A. Stefanova, R. Gencheva, Investigation of VVER 1000 Core Degradation During SBO Accident Scenario in Case of Pressurizer SV Stuck in Open Position, Fuel Behavior and Modelling under Severe Transient and Loss of Coolant Accident (LOCA) coconditions, 367, (2013).

9. R.O. Gauntt, N.E. Bixler, K.C. Wagner, An uncertainty analysis of the hydrogen source term for a station blackout accident in Sequoyah using MELCOR1.8.5, Sandia National Laboratories Letter Report to US NRC (2002).

10. AEOI, Final Safety Analysis Report (FSAR) for BNPP Accident Analysis, (2007).

11. M. Salehi, G. Jahanfarnia, Investigation of LBLOCA in VVER-1000 NPP using RELAP5/SCDAP and CONTAIN codes, Annals of Nuclear Energy, 139, 107229 (2020).