การประเมินความสามารถในการทำนายของโปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 อ้างอิงกับการทดลอง PBF SFD 1-4

ASSESSMENT OF RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 PREDICTION CAPABILITY BASED ON THE PBF SFD 1-4 TEST

Name: ณัฐวรา บาริศรี

Abstract: ในอดีตที่ผ่านมาได้เกิดอุบัติเหตุทางนิวเคลียร์ที่สร้างความเสียหายร้ายแรงและส่งผลกระทบต่อผู้คนและสิ่งแวดล้อม ยกตัวอย่างเช่น อุบัติเหตุที่เกิดขึ้นในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ทรีไมล์ไอส์แลนด์ โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิลและโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ฟุกุชิมะ ด้วยเหตุนี้ปัญหาด้านความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์จึงกลายเป็นประเด็นสำคัญและมีการริเริ่มดำเนินงานวิจัยที่เกี่ยวข้องกับความปลอดภัยในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ การวิจัยครั้งนี้จึงได้เลือกศึกษาประเด็นของการใช้โปรแกรมคอมพิวเตอร์เพื่อทำนายพฤติกรรมที่อาจจะเกิดขึ้นในแกนปฏิกรณ์ เนื่องจากโปรแกรมสามารถจำลองเหตุการณ์ ประเมินการเกิดอุบัติเหตุที่อาจจะเกิดขึ้นได้ และได้เลือกใช้โปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD3.4 ซึ่งสามารถทำนายพฤติกรรมของเชื้อเพลิงและระบบต่างๆของเครื่องปฏิกรณ์ในช่วงที่เกิดอุบัติเหตุระดับรุนแรงในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ได้ เช่น สามารถจำลองพฤติกรรมของระบบหล่อเย็น การปล่อยผลผลิตฟิชชัน อัตราการสร้างไฮโดรเจนภายใต้สภาวะชั่วคราว ความร้อน ความดัน อัตราการไหล การออกซิเดชันของแท่งเชื้อเพลิง การหลอมละลายของมัดเชื้อเพลิง ความเสียหายที่เกิดขึ้นกับโครงสร้างซึ่งเกิดจากการทรุดตัวและความไม่เสถียรในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ โดยได้ทำการประเมินความสามารถในการทำนายของโปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 อ้างอิงกับการทดลอง PBF SFD 1-4 (Power Burst Facility Severe Fuel Damage Test 1-4) และใช้เงื่อนไขจากการทดลองในการวิเคราะห์พร้อมทั้งเปรียบเทียบผลการคำนวณ ซึ่งได้แก่ ระดับน้ำในแกนปฏิกรณ์ อุณหภูมิของเชื้อเพลิง ปลอกเชื้อเพลิง และโครงห่อหุ้มแกนปฏิกรณ์ (shroud) และอัตราการเกิดก๊าซไฮโดรเจน จากผลการคำนวณพบว่าโปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 สามารถทำนายผลการทดลองได้ใกล้เคียงกับผลการทดลองจริงและมีความแม่นยำในการคำนวณผล อย่างไรก็ตามยังมีบางช่วงที่ไม่สอดคล้องกับผลการทดลองซึ่งอาจเป็นผลมาจากวิธีการป้อนข้อมูลในไฟล์ข้อมูลนำเข้าหรือโมเดลบางส่วนที่จำเป็นต้องได้รับการพัฒนาต่อไป

Abstract: The nuclear accidents at the Three Mile Island, Chernobyl, and Fukushima Daiichi nuclear power plants were the three most severe accidents in the history of nuclear power. These accidents brought about an unavoidable adverse impact on humans and the environment. The issue of nuclear power plant safety has become the top priority for the technology developer and the current user countries but also for the new countries currently planning or building new nuclear power plants. For this reason, some research works related to the safety of nuclear power plant has been initiated and implemented in Thailand. In this study, the prediction capability of RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 developed by Innovative Systems Software (ISS) is being assessed using the Severe Fuel Damage (SFD) Test 1-4 performed in the Power Burst Facility (PBF) at the Idaho National Engineering Laboratory. The objective of this work is to evaluate the effectiveness of RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 to predict severe core behavior, fission product release and hydrogen generation rates during 1.3 hours transient. The calculated results were compared to the available experimental data and the calculated results from the SCDAP/RELAP MOD1, MOD3.2 and MOD3.3. In general, the obtained results indicated that RELAP/SCDAPSIM MOD3.4 predicted reasonably well the experimental data and is more accurate than the SCDAP/RELAP MOD1, MOD3.2 and MOD3.3 prediction. Even though, some discrepancies, especially in the cladding temperatures during the beginning phase, were found from the comparison of the calculated results and test data, these discrepancies were due to the uncertainties in the boundary conditions and code nodalization.

จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย. สำนักงานวิทยทรัพยากร

Address: กรุงเทพมหานคร

Email: cuir@car.chula.ac.th

Name: สมบูรณ์ รัศมี

Role: ที่ปรึกษา

Name: กัมปนาท ซิลวา

Role: ที่ปรึกษาร่วม

Created: 2560

Modified: 2562-09-03

Issued: 2562-09-03

วิทยานิพนธ์/Thesis

application/pdf

URL: http://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/60128

tha

DegreeName: วิศวกรรมศาสตรมหาบัณฑิต

Level: ปริญญาโท

Descipline: วิศวกรรมนิวเคลียร์

Grantor: จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย

©copyrights จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย

ลำดับที่.	ชื่อแฟ้มข้อมูล	ขนาดแฟ้มข้อมูล	จำนวนเข้าถึง	วัน-เวลาเข้าถึงล่าสุด
1	5970164021[1].pdf	5.44 MB	1	2019-11-01 11:52:24

ใช้เวลา

0.020227 วินาที