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.