ارزيابي احتمالاتي ايمني قلب راكتور هسته اي تحت فشار آبي در اثر حادثه شكست خط لوله اصلي تغذيه آب مدار دوم در نتيجه خوردگي ناشي از جريان شتاب يافته

Probabilistic Safety Analysis of a Feedwater Piping Failure in a PWR due to FAC

شكست خط لوله اصلي تغذيه آب مدار دوم در نيروگاه هسته‌اي،يكي از رويدادهايي است كه در صورت عدم موفقيت كاركردهاي ايمني مورد نياز، ذوب قلب و نشت حجم عظيمي از مواد راديواكتيو به خارج محفظه راكتور را به دنبال خواهد داشت. تجربه نيروگاهSurryدر سال 1984، تأكيد كرد كه خوردگي‌ نشأت گرفته از جريان‌ شتاب‌يافته (FAC)، به واسطه افزايش نرخ خوردگي شيميايي، و به تبعِ آن، افزايش نرخ كاهش ضخامت لوله¬هاومحفظه¬ها،سببوقوعشكستپيش از نشتي در خط‌هاي لوله با جنس فولاد كربني، نظير خط تغذيه اصلي آب مدار دوم نيروگاه هسته¬اي تحت فشار آبي مي¬شود. ماهيت گسترش FAC، يعني شكست پيش از نشتي، در كنار پيآمدهاي وخيم محتمل از شكست خط لوله مدار دوم در نيروگاه هسته¬اي، سبب افزايش قابل ملاحظه سهم تحقيقاتِ مرتبط با شناساييFACو پيش‌بينيِ پيش از وقوع شكست ناشي از آن، در مطالعات خوردگي سال‌هاي اخير شده‌است. در اين مطالعه، ضمن شناسايي نقش اين مكانيسم خوردگي در شكست خط لوله اصلي تغذيه آب مدار دوم نيروگاه هسته‌اي تحت فشار آبي،سهمآن بر فركانس آسيب قلب راكتور هسته‌اي به دست آورده شده است. به اين منظور، ابتدا براي تعيين نرخ خوردگي ناشي از FAC، از شبيه‌سازيCFDاستفاده شده است؛ سپس، فركانس آسيب به قلب راكتور به كمك ارزيابي احتمالاتي ايمني (PSA)،بر مبناي ضريب انتقال جرم، تخمين زده شده‌است. اين محاسبات براي مدل اصلاح شده نيز انجام شده و نتايج دو مدل با هم مقايسه شده‌است. نتايج اين پژوهش مي¬تواند در تخمين فركانس رويداد آغازگر مربوط به شكست خط اصلي تغذيه آب مدار دوم و آسيب منتجه به قلب راكتور با در نظر گرفتن اثر FAC، به كار گرفته شود. همچنين، نتايجاهميتِ لزوم به كارگيري تكنيك‌هاي بازرسي و پيش‌گيري از اين پديده را نشان مي‌دهد.

Main feed waterpipingfailurein the second circuit water nuclear power plant is one of the events that in case of failure insafety functions,will followcore meltdown and leaking large amounts of radioactive material outside the reactor containment.Surry Power Station experienced in 1984, stressed that flow accelerated corrosion (FAC), due to increase the rate of chemical corrosion and consequently, reduction in the thickness of the tubing and the chamber, causes a leak before failure in carbon steel pipe lines, such as the main feed water piping in a Pressurized Water Reactor.Nature of extension of FAC, the failure before of leakage, along with possible serious consequences of the failure of the pipeline in the second circuit in nuclear power plants, due to a significant increase in research of FAC identify and predict failure before it happens, in corrosion studies recent years. In this study, after the identification of the corrosion mechanism of failure of the main feed water piping in the second circuit water of nuclear power plant, core damage frequency share of it in pressurized water nuclear reactor has been gained.For this purpose, first to determine the rate of corrosion caused by the FAC, CFD simulation is used, then the reactor core damage frequency using probabilistic safety assessment (PSA), based on the mass transfer coefficient, is estimated.Also, this calculation has been done for modification model and the results were compared. The results of this research can estimate the frequency of priming event of the main feed water pipingfailure into the second circuit of reactor core and resultant damage considering the FAC, to be employed. The results show the importance of applying the techniques of inspection and prevention of this phenomenon.