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
)