آناليز عدم قطعيت و حساسيت سيستم هاي خنك كننده ي اضطراري نيروگاه اتمي بوشهر طي حادثه ي شكست كوچك در مدار اوليه

Uncertainty and Sensitivity Analyses of Emergency Cooling Systems in BNPP During the Small Break-LOCA in the Primary Circuit

چكيده: در اين مقاله عدم قطعيت و حساسيت سيستم هاي خنك كننده ي اضطراري مدارهاي اوليه و ثانويه، در زمان حادثه ي شكست كوچك مدار اوليه در نيروگاه اتمي بوشهر مطالعه شده است. اين سيستمها شامل انباره ها و سيستم هاي خنك كننده ي اضطراري فشار بالا و پايين براي مدار اوليه، و سيستم تغذيه ي آب اضطراري مدار ثانويه اند. به منظور گرہ بندي نيروگاه بوشهر و راكتور 1000/446v-VVER، از كد RELAPS/Mod3.2 در شبيه سازي استفاده شد. از روش GRS براي تعيين حداقل تعداد اجراهاي كد RELAP5 به منظور ارزيابي سطح اعتماد و احتمال ۹۵٪ بهره گرفته شد. در مدل سازي حادثه، محدوديت هاي محافظه كارانه اي از جمله از دست دادن برق شبكه هنگام رخداد حادثه، و خرابي دو سيستم ديزل ژنراتور در نظر گرفته شدند. در نتيجه ي اين محدوديت ها، دو كانال از چهار كانال سيستم هاي اضطراري از كار مي افتند. همچنين، يكي از انباره ها در زمان حادثه خراب در نظر گرفته شد. نتايج بررسي ها نشان دهنده ي ايجاد حساسيت بالاي انباره ها در طي حادثه بوده است. هم چنين پمپ هاي سيستم اضطراري فشار بالا تأثير نسبتا كمي روي حادثه ي شكست كوچك مي گذارند. چنان چه نقاط تنظيم سيستم هاي تحت بررسي، همزمان و با توزيع نرمال تغيير كنند، در يك مجموعه ي خاصي از نقاط تنظيم، دماي بيشينه ي غلاف از مقدار مشابه آن با نقاط تنظيم پيش فرض كاهش پيدا مي كند و باعث ايمني بيش تر غلاف سوخت مي شود.

Abstract: In this paper, uncertainty and sensitivity of emergency cooling systems of the primary and secondary circuits are investigated in the VVER1000/V446 nuclear reactor during the small break (SB)-LOCA. The emergency systems include accumulators, high pressure and low pressure injection systems and emergency feed-water system. The analysis is performed using the RELAPS/Mod 3.2 Code for nodalization and simulation of the nuclear power plant. The GRS method is used for the calculation of the minimum number of the code to achieve 95% of the tolerance limit and confidence level. For a conservative analysis of the accident, the loss of power to the NPP and the failure of the two diesel generators are considered when SB-LOCA occurs. These limitations cause the malfunctioning of the two channels of the emergency cooling systems. Also, by considering the single failure criteria, one accumulator is failed throughout the accident process. The results show that the accumulators deuelop the most sensitivity of the maximum clad temperature. Also, the HPIS pumps have relatively little influence on the SB-LOCA. When all emergency cooling setpoints are altered, a new set is achieved, which causes to lower the maximum clad temperature, in comparison with a default setpoint of the emergency cooling systems.