تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد VVER-1000

Transcript

1 نش رهی ات ب ش و فناوری ه ستهای نشریه تابش و فناوری هستهای دوره 4 شماره 4 زمستان 396 تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد VVER- در راکتور 3 نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده 3 رحمان قراری * دانشجوی دکتری گروه راکتور پژوهشگاه علوم و فنون هستهای سازمان انرژی اتمی تهران تهران ایران استادیار گروه ایمنی هستهای و حفاظت اشعه پژوهشگاه علوم و فنون هستهای سازمان انرژی اتمی تهران تهران ایران دکتری دانشکدهی فنی و مهندسی- دانشگاه شاهد تهران تهران ایران )تاریخ دریافت مقاله: 396/6/ - تاریخ پذیرش مقاله: 396/9/8( چکیده همانطور که میدانیم در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هستهای ارزیابی حوادث یکی از زمینههای بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت )نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده )LOFA گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل میدهند. از جمله حاالت گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده است که میتواند باعث کاهش میزان جریان خنک کننده در یک یا تعدادی از مجتمعهای راکتور شود. حادثه انسداد میتواند به دالئل مختلفی رخ دهد. یکی از مهمترین این عوامل شکست و فرو افتادن قطعاتی از اجزایی از مدار اول در مدار اول راکتور است. در این مطالعه حادثه انسداد موضعی مسیر جریان در ورودی یک مجتمع داغ در ضرایب مختلف توزیع توان نسبی مجتمع با استفاده از کد COBRA-EN و برنامهای که با نرم افزار متلب برای بررسی انسداد یک مجتمع داغ تدوین شده است بررسی شده است. ابتدا به منظور ارزیابی کد COBRA-EN و برنامه تدوین شده کارکرد شرایط عادی قلب راکتور VVER- مدل شده و نتایج با FSAR مقایسه شده است تا صحت مدلسازی توسط کد COBRA-EN و برنامه مذکور تایید گردد. در ادامه در ضرایب توزیع نسبی توان مختلف و مقدار انسدادهای مختلف مدلسازی انسداد مجتمع انجام شده است. نتایج نشان داده است که همراه با در نظر گرفتن سایر عوامل موثر در تولید و توزیع توان در قلب نظیر توزیع شار نوترونی و ضریب تکثیر ( eff K( مجتمعهای داخل قلب راکتور باید طوری چیده شوند تا مقدار ضریب توزیع توان نسبی مجتمع داغ همواره بین دو مقدار /7 و /85 باشد. دراینصورت وقوع حادثه انسداد در مجتمع داغ اثر خاصی در عمکرد راکتور ندارد. واژههای کلیدی: ایمنی انسداد مسیر جریان مجتمع داغ کد COBRA-EN محدوده مجاز ضریب توزیع نسبی توان * تهران تهران پژوهشگاه علوم و فنون هستهای گروه راکتور کد پستی: پست الکترونیکی: Arya95@chail.ir

2 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده مقدمه. یکی از جنبههای مهم عملیاتی راکتورهای هستهای تحلیل ایمنی است. بررسی و مطالعه ایمنی راکتورهای هستهای از زمان ساخت اولین راکتور هستهای )Feri pile( در سال 94 آغاز شد. پس از ساخت این راکتور راکتورهای دیگری نیز با معیارهای ایمنی مطابق با درک علمی فنی روز ساخته و به کار گرفته شدند. امروزه به خاطر پیشرفت در فناوری های موثر از جمله توسعه ابزارهای محاسباتی پیشرفته تحلیل ایمنی راکتورهای هستهای با دقت بیشتری انجام میگیرد. همچنین نرم افزارها و بستههای نرم افزاری و شبیهسازهای راکتورهای هستهای گسترش یافته است که توانایی مدلسازی انواع حوادث هستهای به صورت نسبتا دقیق را دارند[ ]. در تحلیل ایمنی اغلب به بررسی حوادث در دو گروه اصلی پرداخته میشود که عبارت اند از حوادث مربوطه به راکتیویته و حوادث مربوط به نقص در سیستم انتقال حرارت راه اندازی و از دست رفتن خنک کننده([ 3 ]. )کاهش جریان خنک کننده 3 کاهش جریان خنک کننده میتواند از منابع مختلفی سرچشمه بگیرد: ( انسداد در قلب که موجب انسداد جریان در یک یا چند مجتمع داخل قلب میشود و ( انسداد در مسیر جریان خنک کننده در بیرون از قلب که موجب کاهش یکنواخت جریان در همه یا بخشی از قلب راکتور میشود. این حادثه نوعی حادثه کاهش جزئی جریان خنک کننده در اثر انسداد در قلب راکتور میباشد که عدم تعادل بین توان تولیدی و جریان خنک کننده ورودی به یک یا چند مجتمع مسدود شده ایجاد میشود. به طور کلی حوادثی که موجب انسداد موضعی مسیر جریان در راکتور میشود در دو گروه کلی تقسیم بندی میشوند: - انسداد موضعی مسیر جریان بر اثر ورودی اشیا خارجی نظیر پیچ و مهره و تسمه و نخالههای فلزی - انسداد موضعی مسیر جریان بر اثر خمیدگی میله و تورم غالف [ 3 4]. 4 حادثه کاهش موضعی جریان در قلب حادثه مرسومی نیست اما ممکن است اتفاق بیافتد. برای اولین بار در سال 975 حادثه کاهش موضعی جریان در مرکز تحقیقات هستهای بلژیک در راکتور تحقیقاتی BR گزارش شد. در این حادثه دو صفحه بر اثر انسداد در جریان خنک کننده ذوب شدند. این حادثه بر اثر قرار گرفتن یک شی خارجی در قلب در هنگام گذاری مجدد قلب اتفاق افتاد[ 5 ]. همچنین با توجه به نشستهای اخیر IAEA در زمینه بررسی این حوادث اهمیت بررسی این حادثه به خوبی نمایان است[ 6 ]. تحقیقات زیادی در زمینه کاهش موضعی جریان در قلب صورت گرفته است. کینگ و همکارانش به بررسی انسداد موضعی جریان در راکتور MTR پرداختند[ ]. صالح الدین و همکارانش با جفت سازی دو کد نوترونیکی NK/TH و کد ترموهیدرولیکی RELAP5 به تحلیل حادثه کاهش موضعی جریان پرداختند[ 7 ]. تیان و همکارانش در سال 6 کاهش موضعی جریان در راکتور تحقیقاتی پیشرفته چین را بررسی کردند 7 ونکسی و در سال و همکارانش پارامترهای ترموهیدرولیکی را در راکتور مزبور مطالعه کردند[ 9 8 ]. در زمینه تحلیل ایمنی راکتورهای هستهای کدهای فراوانی وجود دارند. از جمله این کدها میتوان به کدهای RELAP5 THAC-PRR محاسباتیRELAP5 و کد COBRA-EN اشاره کرد. کد یک کد گسترش یافته آنالیز راکتور آب سبک بوده که در کتابخانه ملی ایالت آیداهو آمریکا ابداع شده و قدرت پیش بینی رفتار گذرا را در شرایط عادی و حادثه 4 Clad balloning Reactivity insertion accident(ria) 3 Loss of flow accident(lofa)

3 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- داراست []. کد THAC-PRR برای تحلیل ترموهیدرولیکی های صفحهای و راکتورهای تحقیقاتی استفاده میشود. یکی از کدهایی که در تحلیل ترموهیدرولیکی قلب راکتور بر مالکهای مربوط به طراحی حرارتی مهمترین فاکتورهای ترموهیدرولیکی در تحلیل حادثه تغییرات و غالف DNBR و تغییرات سیال است[ 3 4 ]. هستهای آب سبک به کار میرود کد COBRA میباشد. در بخش بعدی نحوه مدلسازی انسداد در یک مجتمع داغ نیروگاه اتمی بوشهر با استفاده از کد COBRA- EN و برنامه نوشته شده با زبان متلب تشریح شده و نتایج حاصل از مدلسازی نیز در بخش نتایج شرح داده شده است. ویرایش و تولید اولیه این کد به دهه هفتاد میالدی برمیگردد. این کد هم برای راکتورهای آب جوشان و راکتورهای آب تحت فشار در حالت پایا و گذرا استفاده میشود[ ]. در این مقاله به منظور تحلیل ایمنی قلب راکتور VVER- بوشهر در در هر دو برنامه حادثه انسداد در مجتمع داغ با استفاده حالت گذرای ناشی از انسداد موضعی مسیر جریان بر اثر ورود اشیا فلزی در ورودی یک مجتمع داغ ابتدا با استفاده از کد COBRA-EN و سپس با استفاده از یک کد دیگر که با استفاده از نرم افزار متلب تدوین شده بررسی و مقایسه شده است. به دلیل اینکه شار حرارتی در مجتمع داغ نسبت به دیگر مجتمعها باالتر است و در اثر ایجاد انسداد در این مجتمع تغییرات غالف و سیال خنک کننده بیشتر تحت تاثیر این حادثه قرار میگیرد لذا فرض شده است که انسداد در این مجتمع رخ داده است.. مواد و روشها معیارهای مهم در طراحی و تحلیل حرارتی یک راکتور عبارت هستند از: - بیشینه و غالف نباید از حد مجاز خود بر طبق 5 FSAR نیروگاه اتمی بوشهر فراتر روند - متوسط سیال نباید از اشباع خود در فشار کاری راکتور باالتر رود و 3- شار حرارتی در دیواره غالف از شار از تغییر در دبی ورودی خنک کننده مجتمع مدل شده است همچنین توزیع توان نسبی در مجتمع داغ تغییر داده شده است و حادثه انسداد با تغییر دبی ورودی خنک کننده مدل شده است. -. مدلسازی با استفاده از کد COBRA-EN معادالت اساسی که در کد COBRA-EN بکار رفتهاند معادالت بقای جرم بقای انرژی و بقای مومنتوم محوری و عرضی میباشد. مدلهایی که برای انتقال حرارت بکار رفته است شامل مدل هدایت حرارتی و مدل انتقال حرارت از سطح میله به سیال میباشد[ ]. تعداد گرهها با توجه به شار نوترون در قلب و تغییرات سیال در نقاط مختلف مجتمع داغ در حالت بهینه گره در راستای محوری و شش پره در راستای شعاعی در نظر گرفته شده است. مدلسازی انجام شده در این حالت در شکل نشان داده شده است. حرارتی بحرانی کمتر باشد.) نسبت انحراف از نقطه جوشش 6 بیشتر از مقدار کمینه مجاز باشد یعنی سیال خنک کننده هستهای به نقطه بحرانی جوشش هستهای نرسیده باشد(. بنابراین با تکیه 6 Departure fro nucleate boiling ratio(dnbr) 5 Final safety analysis report (FSAR) 3

4 وQ دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده کننده ورودی به قلب مطابق سطح عبوری قلب راکتور hr A,FSAR 4/ 4 با است[ 5 ]. جایگذاری این مقادیر در رابطه دبی ورودی خنک کننده به یک مجتمع 458/38 به دست میآید. kg/( s) برای مدلسازی انسداد مثال درصد در ورودی یک مجتمع فرض شده است جریان خنک کننده به آن مجتمع کم شده است و چون که دبی کل ورودی به قلب ثابت است. این مقدار دبی بر روی سایر مجتمعهای کناری پخش شده است پس دبی ورودی به مجتمع داغ در انسداد = شکل. گروهبندی مجتمع در راستای محوری برای بررسی انسداد فقط در یک مجتمع تنها یک کانال به عنوان مجتمع داغ مدلسازی شده است. مقادیر مربوط به دادههای ورودی توان مجتمع داغ از نتایج FSAR برداشته شده است[ 5 ]و در ورودی کد در کارت مربوط به ورودی توان قرار گرفته است[ 5 ].با استفاده از این مقادیر نتایج کارکرد شرایط عادی راکتور مدلسازی و با نتایج FSAR مقایسه شد تا صحت مدلسازی انجام شده با استفاده از کد COBRA-EN تایید شود. در ادامه به مدلسازی حالت انسداد در ورودی مجتمع داغ پرداخته میشود. با توجه به سند FSAR راکتور بوشهر و مجتمع داغ با بیشینه مقدار ضریب توزیع نسبی توان شعاعی برابر /57 است لذا فرض شده است که انسداد در این مجتمع اتفاق افتاده است. سهم جریانهای کنار گذر که با میلههای در تماس نیستند ودر برداشت حرارت از قلب اثر ندارند 4 از کل دبی ورودی به قلب راکتور است. میتوان دبی ورودی به یک مجتمع ) G ( را با رابطه محاسبه کرد: Q G A /96 )( در رابطه چگالی آب ورودی در 564/5 کلوین و فشار بصورت زیر محاسبه شده و در ورودی کد لحاظ میگردد: g G ( ) )( مقدار دبی ورودی خنک کننده به مجتمع در مقدار 7 با توجه به رابطه s 346/74 kg/ به انسداد دست میآید. مقدار دبی کم شده بر روی مجتمعهای دیگر به صورت دستی در ورودی کد توزیع میشود چون که دبی کل ورودی به قلب ثابت میباشد. در جدول لیست تمامی نمادهای علمی بکار رفته در این مقاله آورده شده است. همچنین پارامترهای استفاده شده در کد COBRA-EN در جدول آورده شده است. در قسمت بعدی نحوه مدلسازی یک مجتمع داغ با استفاده از برنامهای که با نرم افزار متلب نوشته شده است شرح داده میشود. هدف از ارائه این برنامه ارزیابی جوابهای حاصل از دو کد در به دست آوردن محدوده مجاز ضریب توزیع نسبی توان میباشد. 743 kg 3 مگاپاسکال برابر با حجم کل خنک 5/7 7 Blockage intensity 4

5 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- T C p E in E out Q E s τ w h in h out f A T ci T Fo S Φ h gap α z -. محاسبات مجتمع داغ با استفاده از کد تدوین شده با نرم افزار متلب در بررسی یک مجتمع داغ از مدل تک کانال گرم شونده استفاده میشود[ 6 ].در این مدل یک مجتمع مشابه آنچه در شکل نشان داده شده در نظر گرفته و در جهت محوری به تعدادی حجم کنترل تقسیم بندی شد. سپس معادالت بقای جرم مومنتوم و انرژی برای تک تک حجم کنترلها به صورت عددی محاسبه میشود. --. موازنه جرم با توجه به شکل معادله موازنه جرم برای یک حجم کنترل در حالت پایدار به صورت زیر میباشد: ) A ( G A ) ( G که با z input output )3( فرض ثابت بودن سطح مقطع عبوری مقدار سطح مقطع) A ( از طرفین رابطه 3 حذف شده و دبی) G ( ورودی و خروجی برابر بوده و در طول کانال ثابت میماند[ ]. درجه حرارت چگالی ظرفیت گرمای ویژه انرژی ورودی انرژی خروجی میزان انرژی تولیدی در حجم کنترل انرژی تجمع یافته تنش دیواره آنتالپی ورودی آنتالپی خروجی ضریب اصطکاک سطح مقطع سطح داخلی غالف سطح خارجی نسبت لغزش ضریب افت فشار اصطکاکی دو فازی ضریب هدایت حرارتی گپ کسر حجمی بخار e in جدول نام واحد دیواره اشباع سیال فشار کیفیت بخار حجم ویژه بخار اشباع حجم ویژه مایع اشباع فشار بحرانی دبی خنک کننده. فهرست عالئم ضریب هدایت حرارتی حجم کنترل چگالی توان تولیدی در میله نماد --. معادله بقای مومنتوم فرم گسسته معادله بقای مومنتوم برای یک مجتمع داغ به صورت رابطه 4 است[ ]: )4( p out G in G ( ) f z g z p D, out, in بنابراین فشار سیال در خروجی حجم کنترل به دست میآید. در رابطه 4 جمله سمت چپ افت فشار شتابی و جمله های دوم و سوم افت فشار اصطکاکی و گرانشی میباشد[ ] معادله بقای انرژی T w T sat P x V g V f P C= 38(Psia) G K V ''' Q 5

6 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده T q ci T R co T ci q R T co با نوشتن موازنه انرژی برای یک حجم کنترل به رابطه زیر )7( میرسیم که میتوان آنتالپی خروجی از هر حجم کنترل را به دست آورد[ ]. G ( h '' ph G hin) q z ( p A G pin) f D out out z e h out '' Ph G q z ( p Az out 3 G pin) f De G 3 z z h in )5( جدول. پارامترهای استفاده شده در کد COBRA-EN تعداد مجتمعهای تعداد انواع کانال تعداد گرههای محوری 5--. معادالت برای دم یا سطح دم یا محاسبه برای سطح خارجی به نیاز میله خارجی محاسبه مقدار ضریب انتقال حرارت گپ میباشد که میتوان باتوجه به منحنی موجود در سند مرجع نیروگاه بوشهر برحسب خطی توان محاسبه دم یا )8( میله ci از آن محاسبه استفاده نمود[ 8 7 ]. ci Fo gap درمعادله Fo ذیل gap h q T A برای q h A( T T ) T 6 564/5 5/7 3 /57 تعداد گرههای شعاعی خنک کننده ورودی) K ( فشار کاری راکتور) MPa ( توان قلب) MWth ( ضریب نسبی توان شعاعی مجتمع مدل ترموهیدرولیکی داغ چهار معادلهای 6--. معادالت توزیع دما در حالت پایا در میله برای نوشتن رابطه انتقال حرارت در مختصات استوانهای فرضیات زیر در نظر گرفته شده است: - از انتقال حرارت در جهت محوری صرف نظر میشود. - با ف ضر تقارن زاویه ای در جهت زاویه ای نیز انتقال حرارتی وجود ندارد. - شرایط در حالت پایا است و تغییرات زمانی دما صفر است. - ضریب 4--. معادالت برای سطح داخلی غالف با انجام تحلیل ترموهیدرولیکی کانال جریان دم یا سیال در هر حجم کنترل به دست از سطوح میله ه یا شود: )6( میآید توده و شار حرارت عبوری با قانون سرمایش نیوتن بیان می q '' h A ( T co T ) مقدارh )ضریب انتقال حرارت جابهجایی( با استفاده از رابطه در و آید می دست به ناسلت محاسبه می شود.با در نظر گرفتن راحتی به غالف میآید [8 7]. سطح دم یا دم یا نهایت مقاومت داخلی غالف خارجی معادل )R( برای دست به غالف حرارتی هدایت فرضیات فوق وابسته معادله به صورت زیر ساده میشود: )9( به توجه با است. حرارت درجه انتقال حرارت در مختصات استوانهای به '' ' T ( K r ) q r r r میتوان رابطه 9 را با روش تفاضل محدود گسسته سازی کرد و حل نمود. بنابراین و تعیین حجمهای کنترل معادالت بقای پس از گرهبندی در جهت شعاعی انرژی برای هر حجم کنترل نوشته میشود. دو گره روی سطوح یعنی روی سطح خارجی ق صر و سطح داخلی روی حفره مرکزی در نظر گرفته میشود و سایر گره ها نیز به فواصل مساوی از این گره ها قرار میگیرند. در شکل تقسیمبندی شعاعی در قرص 6

7 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- نشان داده شده است. در شکل 3 حجم کنترل واقع در رابطه را میتوان با روش تکرار گوس سایدل و یا یک سطح داخلی حفره مرکزی نمایش داده شده است. با حلقه تکرار از گره تا گره n مقادیر ی همه گرهها به توجه به باالنس انرژی برای این سیستم داریم: E in E out Q E s )( با فرض عدم برداشت حرارت از سطح داخلی حفره مرکزی مقادیر واقعی خود همگرا میشوند. مقادیر ضریب هدایت حرارتی غالف از رابطه محاسبه میشود[ 8 7 ]: )( K clad T.45 T 7.67 T E in برابر صفر است[ 8 7 ]. در این رابطه دما بر حسب کلوین است. برای محاسبه ضریب هدایت حرارتی برای گستره ی بین 7 تا 87 درجه سانتیگراد: از رابطه Matpro برگرفته از منبع کد COBRA استفاده شده است[ ]. 4.4 w 464 T K fuel ( w.6 if ( w.94) w.94 4 e ( T ) ) )3( شکل. تقسیمبندی شعاعی در قرص ۷--. محاسبات مجتمع داغ برای به دست آوردن محدوده در توان نسبی توزیع ضریب مجاز طراحی قلب برای این منظور برنامهای با زبان متلب تدوین شده است و در ابتدا محاسبات مربوط یه حالت پایا و عادی قلب راکتور برای بوشهر یک مجتمع داغ با نتایج انجام سپس FSAR مقایسه شده است در ادامه حادثه انسداد موضعی مسیر شکل 3. موازنه انرژی در یک حجم کنترل جریان در مجتمع داغ در مقدار انسدادهای مختلف با استفاده از کد COBRA-EN بررسی شده سپس برای ارزیابی صحت نتایج حاصل شده با استفاده از کد COBRA-EN حادثه انسداد موضعی با استفاده از یرنامه نوشته شده با زبان متلب نیز مطالعه شده و نتایج دو برنامه با هم مقایسه شده است. طرحواره برنامه تدوین شده با زبان متلب در شکل 4 نشان داده شده است. dt T T Eout Q Eout K A K A dr r T T T T ''' Q K A, K F( ), Q Q V r ''' Q V T r T K A )( 7

8 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده شکل 4. طرح واره برنامه تدوین شده این برنامه شامل یک سری زیر برنامه ها برای محاسبات خصوصیات ترمودینامیکی آب در حالتهای مختلف و محاسبات ضریب هدایت حرارتی غالف و میباشد. در ابتدا شرایط ورودی سیال بررسی و با توجه به 8

9 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- فشار ورودی سیال اشباع از کتابخانه اشباع محاسبه فشار در هر مرز استفاده میشود ضمنا برای بررسی حالت شده و با خروجی مقایسه میشود و با توجه به شرایط دوفازی از آنجا نیاز به تعیین کیفیت داریم و از روی سیال مادون سرد و یا اشباع یا بخار فوق داغ مسیر حرکت خود را برای محاسبه ضرایب افت فشار اصطکاکی و تعیین آنتالپی و سیال در گرههای مختلف تعیین مینماید. این برنامه از شش حلقه تشکیل شده است که با هم پارامترهای مهم ترموهیدرولیکی قلب راکتور از جمله غالف انحراف از جوشش هستهای میزان ورودیهای دما و فشار نمیتوان کیفیت راتعیین نمود. لذا زیربرنامه دیگری نوشته شده که بر اساس به دست آمده حدسی برای آنتالپی میزند و با توجه به آنتالپی حاصله و فشار وارد برنامه شده و کیفیت و سایر پارامترهای مورد نیاز را تعیین مینماید و در هر مرحله آنتالپی جدید را حساب میکند و در صورتی اختالف فشار و آنتاپی تولید بخار و سیال را برای یک مجتمع حدسی با مقادیر حاصل شده برای هر دو کمتر از میزان محاسبه میکنند. خطای تعیین شده نباشد حلقه ادامه مییابد و کیفیت حلقه اول جدیدی محاسبه میگردد تا در نهایت این مقادیر همگرا این حلقه بیرونی ترین حلقه محاسباتی برنامه است که شوند)اختالف مقادیر حدسی و محاسبه شده کمتر از مربوط به حجم کنترل ه یا محوری است که در واقع با هر خطای تعیین شده توسط کاربر شود(. حجم برای هر الزم محاسبات تمام حلقه این گردش در حلقه سوم کنترل محوری انجام و سپس به حجم کنترل محوری باالتر داخلی دم یا حرارت درجه محاسباتی حلقه این در میرود.در هر حلقه ابتدا محاسبات جریان سیال انجام و غالف حرارتی هدایت.ضریب شود می محاسبه غالف معادالت بقای جرم انرژی و مومنتم انجام و در حجم کنترل به درجه وابسته حرارت است که مجهول برای است لذا دما و فشار خروجی محاسبه می شود و پس از آن دم یا داخلی سطح برای دما یک نهایی جوابهای به همگرایی غالف و حلقه دوم توزیع درجه حرارت محاسبه می شود. غالف حدس زده می شود و در نهایت در یک حلقه تکرار محاسبات به مقادیر نهایی همگرا می شود. خروجی دم یا و فشار محاسبه به مربوط حلقه این حلقه چهارم جرم بقای معادالت از استفاده با که است کنترل حجم پس از محاسبه دم یا غالف و داخلی محاسبه دم یا انرژی و مومنتم به دست میآید و علت نیاز به حلقه تکرار به گپ حرارت انتقال ضریب به توجه با سطح که است این محاسباتی خواص ترموفیزیکی که در سیال دست آمده از منحنی سند FSAR دم یا سطح به فشار و دما به وابسته خود است استفاده مورد معادالت میآید دست و سپس در یک حلقه محاسباتی درجه توزیع آنها نیز که است سیال مجهولاند در هر بخش برای حرارت در می به دست آید. علت نیاز به حلقه محاسبه ضرایب اصطکاکی با توجه به نوع جریان مایع سرد تکرار دستگاه حل دلیل به محاسباتی معادالت هدایت یا دوفازی و یا بخار آب فوق داغ که با توجه به فشار دما وابستگی و حرارتی به حرارتی هدایت ضریب یا آنتالپی سیال نوع جریان تعیین میشود از معادالت مختلفی برای به دست آوردن ضرایب اصطکاک و افت درجه حرارت است. حلقه پنجم 9

10 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده به بررسی و محاسبه افت فشار و آنتالپی حالت دوفازی میپردازد. در این حالت برای محاسبه ضریب افت فشار اصطکاکی از رابطه VIPRE استفاده میشود که به است. ستهای صورت زیر است[ ]: C.357 x f C.357 x f V g. { } x c f V f (.36G) (.36G).45.45, p 6 psia c )4( p ( ), p 6 psia p حلقه ششم در این حلقه نیز حالت بخار داغ بودن سیال خنک کننده بررسی شده و از رابطه دیتوس برای محاسبه ضریب انتقال حرارت جابهجایی و برای محاسبه میزان بخار از رابطه EPRI استفاده شده است[ ]. این حلقه برای حالتی است که دبی خنک کننده به قلب خیلی کمتر شده و در سیستم بخار تولید میشود و در اثر افزایش بخار تولید شده به بخار فوق داغ تبدیل میشود. همچنین برای جریان متالطم در داخل لولهها از رابطه دیتوس-بولتر برای محاسبه ضریب انتقال حرارت جابهجایی گرمایشی استفاده میگردد که این رابطه به صورت زیر است[ ]: Nu.8.43 Re Pr.4 ) )5( و برای محاسبه ضریب انتقال حرارت جریان دوفازی نیز از رابطه Tho استفاده شده است[ 8]: H T ho e p ( T w T sat )6( برای محاسبات میزان تولید بخار نیز)رابطه 7 ( از رابطه Sith بهره گرفته شده است[ 8 7 ]: )7( '' q ست که گاوات اطراف ر شده ضرایب در ود الزم به حرانی ه بهره ی نتایج ح داده COBR و 9 الف و منظور مجتمع ی برای د تا در ت داغ ر ارتفاع عادی نتایج ا زبان

11 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- متلب آورده شده است که انطباق قابل قبولی با هم دارند. در شکل 6 تغییرات غالف بر حسب ارتفاع از انتهای پایین مجتمع داغ نشان داده شده است. همانطور که مشاهده میشود با افزایش ارتفاع از انتهای پایین مجتمع غالف زیاد میشود.در این نمودار نیز انطباق قابل قبولی بین نتایج حاصل از دو روش مشاهده میشود. در ادامه در شکلهای 7 و 8 نیز به ترتیب تغییرات DNBR شکل ۷. تغییرات DNBR بر حسب ارتفاع مجتمع و تغییرات سیال بر حسب ارتفاع از انتهای پایین مجتمع داغ نشان داده شده است. نتایج نشان میدهد که با افزایش فاصله از انتهای پایین مجتمع داغ سیال افزایش مییابد و مقدار DNBR کاهش مییابد. زیرا سیال با افزایش فاصله از انتهای پایین مجتمع داغ افزایش یافته و رفته رفته در انتها به نقطه جوشش هستهای نزدیکتر میشود و این یعنی اینکه شکل 8. تغییرات خنک کننده بر حسب ارتفاع مجتمع با توجه به جدول 3 نتایج بیان میکند که کد میزان DNBR کمتر میشود. EN و برنامه تدوین شده توانسته است شرایط کارکرد عادی و پایای قلب راکتور بوشهر را به درستی مدل نماید. با تکیه بر این مدلسازیها در ادامه نتایج حاصل برای یافتن محدوده مجاز ضریب توزیع نسبی توان برای مجتمع شکل 5. تغییرات بر حسب ارتفاع داغ در جدول 4 آورده شده است. جدول 3. محاسبات مجتمع در حالت پایا و شرایط پارامتر غالف کمینه عادی قلب FSAR 56/5 65/5 /3 Progra 4/45 63/ /36 COBRA- COBRA- EN 5/ 64/54 /34 DNBR شکل 6. تغییرات غالف بر حسب ارتفاع

12 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده در جدول 4 در ضرایب توزیع نسبی توان مختلف مقادیر از مقدار مجاز خود مطابق که درجه FSAR بیشینه و سطح خارجی غالف آورده سانتیگراد است فراتر میرود و غالف ذوب میشود لذا /9 باالتر از نسبی توان توزیع ضرایب در شده است. طراحی و نحوه چینش در داخل راکتور باید طوری سیال به صورت بخار فوق داغ در میآید. نتایج مربوط به باشد که توان مسطح شده و توان مجتمع این قسمت نشان دهنده بخار فوق داغ سیال خنک بودن داغ از این مقدار کمتر باشد تا مشکل اساسی در سیستم کننده است. ایجاد نکند. جدول 4. محاسبات مجتمع داغ در مقدار انسداد 9 در ضرایب نسبی توزیع توان مختلف Progra COBRA-EN خطای نسبی ضری ب توزیع نسبی توان /85 9/ غالف 47/7 8 89/ غالف 47/ برای سوخ ت /34 برای غال ف /54 /3 /3 /6 /3 /79 /3 / / /3 /3 /6 /39 4/5 4 /6 4/ /3 85/4 6 / 69/ 5 4/49 9 8/56 69/9 9 58/ 5 95 / 4/ / 4 4/ 6 94/6 83/7 64 / 7/5 4/8 8/ 7/4 58/5 9 3 / /75 /57 /9 / /3 /7 در شکل 9 برای ضرایب توزیع نسبی توان مختلف در مقدار انسداد 9 آورده شده است. همانطور که در شکل 9 مشاهده میشود و با توجه به اینکه اشباع سیال در فشار کاری راکتور MPa( 5/7( 6 کلوین است بنابراین چون سیال با توجه به شکل 9 از اشباع خود باالتر رفته و به صورت بخار فوق داغ در آمده است. در جدول 4 نتایج نشان داده است در صورتی که مقدار ضریب توزیع نسبی توان /85 باشد در حالتی که انسداد 9 در مجتمع داغ اتفاق بیافتد غالف شکل 9. تغییرات سیال بر حسب ارتفاع از انتهای مجتمع در ضرایب نسبی توزیع توان مختلف در شدت انسداد 9 در صورتی که ضریب توزیع نسبی توان مجتمع داغ برابر این مقدار باشد و انسداد 9 در سیستم رخ دهد باید سریعا راکتور را خاموش نمود. در حالت بعدی ضریب توزیع نسبی توان برای مجتمع داغ کمتر در نظر گرفته شده است و مشاهده شده است که در صورتی که مقدار ضریب توزیع نسبی توان به /7 برسد حتی در مقدار انسداد 9 سیستم در شرایط ایمن به کار خود ادامه میدهد و و غالف از مقادیر مجاز خود خیلی اختالف دارند. به منظور بررسی و ارزیابی جوابهای کد COBRA-EN و برنامه تدوین شده در این محدوده با هم مقایسه شده است هر دو روش جوابهای تقریبا یکسانی ارائه داده است. برای بررسی بیشتر موضوع نتایج برای شدت انسداد 95 نیز در جدول 5 آورده شده است. در صورتی که ضریب توزیع نسبی توان مجتمع داغ برابر با یک باشد غالف به بیشینه حد مجاز خود مطابق ) ( FSAR میرسد. در این

13 نشریه تابش و فناوری هستهای تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER- حالت باید راکتور را سریعا خاموش نمود در غیر اینصورت در این بررسی سعی شده است تا محدودهای برای غالف ذوب خواهد شد. جدول 5 بیان میکند که با توجه ضریب توزیع توان نسبی برای کانال داغ تعریف شود تا در به اینکه در FSAR نیروگاه اتمی بوشهر توزیع ضریب صورت نبود جریان عرضی بین کانالها بر اثر انسداد از /57 مجتمع توان نسبی داغ میباشد و در بروز حوادث وخیم جلوگیری شود. برای این منظور از کد محاسبات نسبی توان توزیع ضریب مجتمع داغ COBRA-EN و برنامه تدوین شده با نرم افزار متلب مقدار یک به دست آمده است پس در صورتی که انسداد 95 درصدی در ورودی مجتمع داغ اتفاق بیافتد ( استفاده شد. بر طبق نتایج نحوه چینش مجتمعهای در کنار هم باید طوری باشد تا بیشترین ضریب توزیع توان دبی سیال ورودی به مجتمع مسدود شده 5 درصد نسبی مجتمع داغ از محدوده /85 تجاوز نکند. این دبی کل ورودی به مجتمع شود( راکتور باید سریعا خاموش شود. حال آنکه اگر راکتور با ضریب توزیع نس یب توان /57 کار کند و انسداد 95 درصدی رخ دهد یکپارچگی خود را از دست داده و غالف ذوب خواهد شد. مطابق جدول 5 اگر ضریب توزیع نسبی توان برابر با /7 امر را میتوان جز ایمنی ذاتی راکتور فرض کرد. چون چینش مجتمعهای طوری در نظر گرفته میشود تا بیشترین ضریب توزیع نسبی توان از این محدوده تجاوز نکرده و بر اثر حادثه انسداد )حتی در شرایط نبود جریان عرضی( مشکلی در سیستم رخ ندهد. باشد انسداد 95 اثری بر سیستم نخواهد گذاشت. اصوال چنین مقدار ضریب توزیع نسبی توان از نقطه نظر طراحی قابل قبول نیست چون توزیع توان در قلب مسطح نخواهد بود و مقدر ضریب توزیع نسبی توان را در طراحی سعی میکنند به یک نزدیک کنند. ضریب توزیع نسبی توان جدول 5. محاسبات مجتمع داغ در مقدار انسداد 95 در ضرایب نسبی توزیع توان مختلف Progra COBRA-EN / 3 /6 غالف 5 /3 37/5 غالف 57/3 خطای نسبی برای /9 برای غالف مراجع [] L. Qing, S. Qiu, G.H. Su, Flow blockage analysis of a channel in a typical aterial test reactor core, Ann. Nucl. Eng., 39, 45 5, 9. [] International Atoic Energy Agency (IAEA), Safety of Nuclear Power Plants: Design Requireents, Vienna,. [3] E.E. Lewis, Nuclear power reactor safety, A Wiley- Interscience publication, 977. [4] H. Kazeinejad, Reactivity insertion liits in a typical pool-type research reactor cooled by natural circulation. Ann. Nucl. Eng., 33, 5 6, 6. [5] A.A. Martina, Analysis of partial and total flow blockage of single fuel assebly of an MTR research reactor core, Ann. Nucl. Eng., 3, , 5. [6] IAEA, Technical Meeting on Foreign Material Manageent to Iprove the Perforance of Nuclear power Plants, 4. [7] U. D. Kh. Salah, U. D. Kh. Shahab, P. Minjun, Flow blockage accident or loss of flow accident by using coparative approach of NK/TH coupling codes and RELAP5 code, Ann. Nucl. Eng., 64, 3-39, 4. [8] C.L. Tian, J. Hua, L. YUAN, Flow blockage accident analysis for china advanced research reactor, 6. /9 /57 / /38 /78 9 / 64 / 558 /5 67 /4 98 /4 65 /4 564 /4 665 /5 /7 /36 4. نتیجه گیری 3

14 دوره 4 شماره 4 زمستان 396 نشریه تابش و فناوری هستهای رحمان قراری نعیمالدین متاجی کجوری امید صفرزاده [9] T. Wenxi, Therohydraulic analysis and safety analysis on china advanced research reactor under station black out accident, Ann. Nuc. Eng., 34, 88-96, 7. [] X.J. Liu, T. Yang, X. Cheng, Theral-hydraulic analysis of flow blockage in a supercritical watercooled fuel bundle with sub-channel code, Ann. Nucl. Eng., 59, 94-3, 3. [] RELAP5/MOD3. CODE MANUAL, INEEL, 995. [] D. Basile, M. Beghi, R. Chierici, E. Salina, E. Brega, COBRA-EN Manual, 999. [3] L. Yang, W.Z. Chen, Analysis of flow path blockage accident in cased assebly, Ann. Nucl. Eng., 45, 8-3,. [4] F. Pierro, Analysis of partial and total blockage of a single fuel assebly of an MTR research reactor by RELAP5/MOD3/3, th intenational conference on nuclear engineering, Virginia, USA, 4. [5] FSAR (Final Safety Analysis Report), BNPP, chapter 4, 5, Atoic Energy Organization of Iran NPP Bushehr Unit, 9. [6] N.E. Todreas, M.S. Kazii, Nuclear Systes I, Heisphere publishing corporation, New York, 99. [7] M.M. El-Wakil, Nuclear heat transport, The Aerican nuclear society, 7-3, 978. [8] M.M. El-Wakil, Nuclear Energy conversion, The Aerican nuclear society, , 97. 4

15 y, G. S. Foote, JRNT Journal of Radiation and Nuclear Technology Journal of Radiation and Nuclear Technology Journal of Radiation and Nuclear Technology / Vol. 4 / No. 4/ Winter 8 Deterination of the allowable range of the relative power coefficient distribution in the VVER for a blockage accident,* 3 R. GHARARI, N. MATAJI KOJOURI, O.SAFARZADEH. Ph.D. Student, departent of the reactor, nuclear science and research institute, atoic energy organization, Tehran, Tehran, Iran. Assistant Professor, departent of the nuclear safety and radiation protection, nuclear science and research institute, atoic energy organization, Tehran, Tehran, Iran 3. P.Hd., faculty of the engineering, University of Shahed, Tehran, Tehran, Iran ABSTRACT * Corresponding author s E-ail: Arya95@chail.ir (Received: /9/7u- Accepted: 9//7) As we know, accident analysis is one of the ost iportant field in the study and assessent of the nuclear reactor safety perforance. Failure occurrence in the heat transfer syste (such as LOCA and LOFA) are fored the group of the possible accidents in nuclear reactors. Including these transient states due to failure of the heat transfer syste is the flow path blockage accident which could be decreased the coolant flow in one or ore fuel asseblies. Blockage accident could be occurred due to different reasons. One of these iportant reasons is the crashing and falling soe external pieces (knots and so on) into first loop. In this study the flow path blockage accident at the entrance of a hot fuel assebly in the various relative power distribution coefficient using COBRA- EN and developed progra with MATLAB software for the analysis of the blockage in a hot fuel assebly. Firstly, for evaluating COBRA-EN code and developed progra, the VVER- reactor core is odeled and the results are copared for evaluating the accuracy of the odelling using two ethods. In the following, the blockage at the various intensities for different relative power distribution coefficients has been odeled. The results have been shown that with considering the other effective neutronic paraeters such as PPF and ultiplication factor, the fuel asseblies ust be arranged until the relative power distribution coefficient are between.75 and.85. Therefore the blockage accident in a fuel assebly does not have certain effect on the perforance of the reactor. Keywords: Safety, flow path blockage, hot fuel assebly, COBRA-EN code, allowable range of relative power distribution coefficie nt 5