पिछले कुछ वर्षों में, नियामक समीक्षा प्रक्रिया में सहयोग हेतु परमाणु ऊर्जा संयंत्रों के घटकों के भूकंपीय और संरचनात्मक विश्लेषण के अंतर्गत कई अध्ययन किए गए हैं। इनमें से कुछ महत्वपूर्ण अध्ययन इस प्रकार हैं:

• परमाणु ऊर्जा परियोजनाओं का भूकंपीय पुनर्मूल्यांकन

• विश्लेषण और परीक्षण द्वारा सुरक्षा प्रणाली का भूकंपीय मार्जिन मूल्यांकन

• गंभीर दुर्घटना के दौरान आरपीवी की संरचनात्मक अखंडता का आकलन

• पीएफबीआर के प्राथमिक सोडियम पंप के रोटर डायनामिक्स का विश्लेषण

• परमाणु ऊर्जा संयंत्र घटकों की विफलता संभाव्यता का मूल्यांकन

(a) FE model of AHX; (b) Shell model of header and tube junctions; (c) Von Mises stress during SSE

Integrated FE Model of secondary sodium system for seismic capacity assessment

एसआरआई में परमाणु ऊर्जा संयंत्रों में हाइड्रोजन उत्पादन, वितरण और उसके प्रभाव को कम करने के विभिन्न पहलुओं पर एक व्यापक अनुसंधान कार्यक्रम चल रहा है। इसमें नीचे वर्णित संख्यात्मक और प्रायोगिक गतिविधियाँ शामिल हैं। 

• आंतरिक सीएफडी मॉडल का विकास (एचडीएस कोड का समूह)

• मौजूदा और आगामी पीएचडब्ल्यूआर में एलसीडीए के दौरान शीतलक चैनल के ताप व्यवहार और हाइड्रोजन उत्पादन पर सुरक्षा अध्ययन।

• हाइड्रोजन वितरण अध्ययन

  • एआईएचएमएस सुविधा में आईआईटीएम के सहयोग से हीलियम वितरण प्रयोग किए जा रहे हैं।

  • किसी वितरण की मिश्रण और विस्फोट क्षमता के परिमाणीकरण के लिए मॉडल का विकास।

  • परमाणु रिएक्टर के भीतर शुष्क और वाष्पशील वातावरण में हाइड्रोजन वितरण का संख्यात्मक अध्ययन।

• हाइड्रोजन न्यूनीकरण अध्ययन

  • नवीन पीएआर अवधारणाओं का विकास

  • REKO-3 ज्यामिति के भीतर इन-हाउस CFD मॉडल का सत्यापन।

  • हाइड्रोजन न्यूनीकरण सुविधा (HYMIF) नामक आंतरिक प्रायोगिक सुविधा की स्थापना।

Contour plots for coolant channel heat-up during LOCA + failure of ECCS in 700 MW PHWR.

AIHMS experimental facility: (a) Layout; (b) Test enclosure with dimensions and locations of helium concentration sensors.

Hydrogen distribution in BWR Mark-1 containment for a DBA scenario: (a) Geometry of simplified primary containment; (b) contour plots obtained at different time instances.

Numerical studies on hydrogen mitigation within the REKO-3 geometry: (a) computational domain; (b) contour plots of velocity, temperature, hydrogen and steam mole fractions.

परमाणु ऊर्जा संयंत्रों और ईंधन चक्र सुविधाओं में अग्नि सुरक्षा संबंधी वे मुद्दे जो नियामक दृष्टि से महत्वपूर्ण हैं, उनका समाधान संख्यात्मक तकनीकों का उपयोग करके किया जाता है। मुख्य जोर आग के प्रसार और रोकथाम संबंधी पहलुओं की जांच पर है। ऐसे सुरक्षा आकलन के लिए एफडीएस (फायर डायनेमिक्स सिमुलेटर) जैसे सीएफडी कोड के साथ-साथ विशिष्ट परिदृश्यों के लिए विकसित आंतरिक मॉडल का उपयोग किया जाता है। सीएफडी उपकरणों का उपयोग सीएफटीएफ में आंतरिक प्रयोगों के अनुकरण के लिए भी किया जाता है। हाल की कुछ गतिविधियों का विवरण नीचे दिया गया है: 

• एक विशिष्ट फास्ट रिएक्टर के स्टीम जनरेटर भवन में संभावित लुब्रिकेंट तेल रिसाव के लिए अग्नि जोखिम विश्लेषण

• परिचालन स्थितियों के अंतर्गत हॉट सेल अग्नि सुरक्षा मूल्यांकन

• कम्पार्टमेंट फायर टेस्ट फैसिलिटी (सीएफटीएफ) में किए गए प्रयोगों का सीएफडी सिमुलेशन।

a) 3D model of the SG building;

Snapshots of fire development for various ventilation conditions in CFTF

कोर और कंटेनमेंट थर्मल हाइड्रोलिक्स के क्षेत्र में सुरक्षा विश्लेषण मौजूदा और नए रिएक्टर सिस्टम और घटकों की नियामक समीक्षा में सहायता के लिए किए जाते हैं। रिएक्टर सिस्टम ट्रांजिएंट प्राप्त करने के लिए RELAP जैसे वाणिज्यिक सॉफ़्टवेयर का उपयोग किया जाता है। कंटेनमेंट विश्लेषण मुख्य रूप से SRI में विकसित गणितीय मॉडलों द्वारा किया जाता है। इसके अलावा, विशिष्ट सिस्टम और घटकों की सुरक्षा समीक्षा और मूल्यांकन के लिए वाणिज्यिक CFD टूल का भी उपयोग किया जाता है। कुछ हालिया कार्यों का विवरण नीचे दिया गया है। 

• 700 मेगावाट पीडीएचआर प्रणाली की सुरक्षा समीक्षा और कार्यक्षमता का आकलन

• केएपीएस 1 और 2 के एजीएमएस चैनल में वलय गैस प्रवाह का सीएफडी सिमुलेशन

• RELAP 5/ MOD 3.4 का उपयोग करके 220 और 700 MWe PHWRs में LBLOCA अध्ययन।

• रोकथाम विश्लेषण के लिए आंतरिक संख्यात्मक मॉडल का विकास और उन्नयन

• केएपीएस-1 के शीतलक चैनल में रिसाव के आकार का अनुमान लगाने के लिए संख्यात्मक अध्ययन

• परिकल्पित दुर्घटना परिदृश्यों के अंतर्गत पीएचडब्ल्यूआर और बीडब्ल्यूआर रोकथाम प्रणाली में होने वाले क्षणिक परिवर्तन

• मौजूदा और आगामी रिएक्टरों के लिए प्रस्तावित कंटेनमेंट फिल्टर्ड वेंटिंग सिस्टम की सुरक्षा समीक्षा।

• एफबीआर में थर्मल स्ट्रिपिंग घटना का संख्यात्मक अनुकरण

• पीएफबीआर के एसजीडीएचआर सिस्टम पर सुरक्षा अध्ययन

नियामक समीक्षा के अंतर्गत एसआरआई में भू-पर्यावरण में रेडियोन्यूक्लाइड के स्थानांतरण पर अध्ययन किए जा रहे हैं। इसका मुख्य उद्देश्य किसी भी स्थल के लिए विस्तृत रेडियोलॉजिकल प्रभाव आकलन हेतु इनपुट प्रदान करना है। सुरक्षा आकलन के लिए वाणिज्यिक सॉफ़्टवेयर के साथ-साथ आंतरिक रूप से विकसित गणितीय मॉडल का उपयोग किया जाता है। हाल की गतिविधियों का संक्षिप्त विवरण नीचे दिया गया है: 

• कल्पक्कम में स्थित एनएसडीएफ और अन्य रेडियोधर्मी अपशिष्ट निपटान सुविधाओं का स्वतंत्र मूल्यांकन।

• इंजीनियरिंग द्वारा निर्मित कंक्रीट अवरोधों से कैल्शियम के रिसाव के लिए मॉडल का विकास।

• PORFLOW सॉफ़्टवेयर का उपयोग करके बेंचमार्किंग अभ्यास

Radio-nuclide migration in waste disposal facility: (a) Schematic model of the facility; (b) Concentration of Tc-99 at the end of 300 years of storage.