آناليز حساسيت مدل ترموهيدروليك مدار اول نيروگاه تحت فشار ازنوع وستينگهاوس در حالت پايا

Sensitivity Analysis for Thermo-hydraulics Model of the Primary Loop for a Westinghouse Type PWR

توسعه مدل حالت پايا اولين گام در تحليل ايمني هستهاي مي‌باشد. مدل توسعه يافته مي‌بايست مورد تحليل كيفي قرارگيرد و همچنين لازم است آناليز حساسيت بر روي تعداد نودهاي سيستم‌هاي مختلف مدار اول صورت پذيرد، تا اطمينان لازم در خصوص قابل اعتماد بودن آناليز‌هاي صورت‌گرفته تضمين‌گردد. اين پژوهش بر مدل توسعه يافته واجد صلاحيتي براي مدار اول نيروگاه نوعي تحت فشار وستينگهاوس در كد MELCOR، تلاش دارد حساسيت نتايج مدلسازي نسبت به تعداد نودهاي مدل را نشان دهد. بدين منظور و براي كمينه‌كردن خطاي كاربر، از نرم‌افزار آناليز هسته‌اي SNAP بهره برده شده است. ابتدا با انتخاب حجم‌بندي مناسب مسئله و نيز نحوه‌ اتصال آنها، در ساختار اين كد، پارامترهاي مهم مسئله از جمله فشار و دماي‌سيال، دبي‌جرمي و... در هر حجم‌كنترل و مسير‌جريان درون مدار اول، در سيكل پايدار نيروگاه هسته‌اي مورد بررسي قرارگرفته است. در اينجا با مقايسه بين پارامتر‌هاي طراحي و مقادير محاسبه شده، ميزان خطاي ناشي از مدلسازي بدست آمده است. در ادامه نيز با ريزتر كردن نوداليزاسيون براي سيستم‌هاي مختلف مدار اول نيروگاه از جمله سمت مدار اول مولدبخار، سيستم خنك‌كننده راكتور و همچنين تعداد نودهاي مربوط به حجم‌كنترل قلب راكتور و برقراري جريان‌هاي عرضي دربين حجم‌كنترل‌هاي قلب راكتور مدل‌هاي «حساسيت» توسعه يافته است، با مقايسه نتايج حاصل از دو مدل «حالت پايه» با تعداد نود كمتر و مدل «حساسيت» با تعداد نود بيشتر، مشاهده مي‌شود كه اختلاف محسوسي وجود ندارد و با توجه به معيارهاي استاندارد، مي‌توان اذعان داشت كه نتايج درحالت پايا مستقل از افزايش تعداد نود است.

Development of steady-state model is the first step in nuclear safety analysis. The developed model should be qualitatively analyzed first then sensitivity analysis is required on the number of nodes for models of different systems to ensure the reliability of the obtained results. This article aims to show through sensitivity analysis, the independence of modeling results to the number of nodes in in a qualified MELCOR model for a Westinghouse type pressurized power plant. For this purpose and to minimize user error, the nuclear analysis software, SNAP, is employed. Different sensitivity cases were developed by modification of the existing model and refinement of the nodes for the simulated systems including steam generators, reactor coolant system and also reactor core and its connecting flow paths. By comparing the obtained results to those of the original model no significant difference is observed which is indicative of the model independence to the finer nodes.