بررسی پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده نوع شکست کوچک در راکتور VVER-1000 بوشهر

Authors

  • تابان محمد علیزاده دانشجوی دکتری، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات،گروه مهندسی هسته ای، تهران، ایران
  • سید محمود آل طه باشگاه پژوهشگران جوان و نخبگان، واحد تبریز، دانشگاه آزاد اسلامی، تبریز، ایران
Abstract:

در این تحقیق پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده در نوع شکست کوچک در راکتور هسته‌ای VVER-1000 مورد بررسی قرار گرفته است. حادثه مورد نظر حادثه شکست 25 و 100 میلی متر در خط سرد بعد از پمپ اصلی مدار اولیه نیروگاه هسته‌ای بوشهر می‌باشد. جهت گره بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446 از کد RELAP5/Mod3.2 برای شبیه سازی استفاده شد. مدل کامل و توسعه یافته ای از نیروگاه بوشهر با مدلسازی محفظه تحت فشار و قلب راکتور، خطوط اصلی لوله مدار اول، پمپهای اصلی مدار اولیه، محفظه کنترل فشار، مولدهای بخار و شیرهای ایمنی مدارهای اولیه و ثانویه بدست آمد. در مدل‌سازی حادثه، محدودیت‌های محافظه‌کارانه‌ای از جمله از دست دادن برق شبکه هنگام رخداد حادثه، و خرابی دو سیستم دیزل ژنراتور در نظر گرفته شدند. نتایج نشان دهنده احتمال بالای این پدیده در شکست 100 میلی متر می‌باشدکه پس از 294 ثانیه مشاهده ‌شد و سرعت سیال به 3- متر بر ثانیه رسید. مدت زمان رخ دادن این پدیده تا زمانی است که نصف قلب راکتور از آب پر شود(1175 ثانیه). همچنین در شکست 25 میلی متر با افت سطح آب داخل راکتور به پائین‌تر از خروجی خط داغ سرعت سیال در حلقه 2 منفی شد(1/0-متر بر ثانیه). بنابراین با تبدیل بخار به‌ مایع پس از خاموشی راکتور مقداری از حرارت ناشی از پسماند به‌ مدار ثانویه منتقل شده و همچنین محفظه راکتور زودتر پر از آب می‌شود. این عوامل باعث ایمنی بهتر برای میله های سوخت و راکتور می‌شود.

Upgrade to premium to download articles

Sign up to access the full text

Already have an account?login

similar resources

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

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 حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در م...

full text

مدل‌سازی جریان آب جوش در مولد بخار VVER-1000

مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000 ، که در صنعت هسته‌ای کشور از آن استفاده می­‌شود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدل­سازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدل‌­سازی سه بعدی طرف ثانویه­‌ی مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440 ، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لوله­‌ه...

full text

محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی

محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محف...

full text

محاسبات نوترونیک قلب راکتور vver-1000 بوشهر توسط کد mcnp

یکی از موارد مهم در طراحی راکتور های هسته ای، لحاظ کردن فاکتور های ایمنی در آنها می باشد. از جمله مهمترین این فاکتورها، کنترل توان راکتور و خاموش سازی آن در هنگام وقوع حادثه است که میله های کنترل نقش بسیار موثری در این زمینه دارند. باتوجه به پیشرفت روز به روز کدها ی هسته ای، استفاده از کد mcnp به عنوان یک کد پیشرفته باعث هر چه واقعی تر شدن نتایج حاصل از شیبه سازی می شود. در این تحقیق اطلاعات لا...

15 صفحه اول

My Resources

Save resource for easier access later

Save to my library Already added to my library

{@ msg_add @}


Journal title

volume 52  issue 4

pages  101- 110

publication date 2019-02-09

By following a journal you will be notified via email when a new issue of this journal is published.

Hosted on Doprax cloud platform doprax.com

copyright © 2015-2023