بررسی حادثهLBLOCAبا استفاده از کدTRACEدررآکتورVVER-1000

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 -

2 دانشکده مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، کدپستی: 1983963113، تهران-ایران

10.24200/nst.2019.470.1320

چکیده

حادثه از دست رفتن خنک‌کننده ناشی از کاهش حجم سیال خنک‌کننده مدار اول است. عامل مستقیم این حادثه، خرابی یا خستگی مکانیکی ماده تشکیل‌دهنده اجزای مدار اول در هنگام عملکرد نیروگاه است. این حادثه که یک حادثه‌ی مبنای طرح است و عامل مهمی در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته‌ای است. درصورتی‌که شکست در خط لوله اصلی مدار اول با قطر بیش از ۲۵ درصد سطح مقطع خط لوله رخ دهد، به آن شکست بزرگ اطلاق می‌شود. در این مقاله، حادثه فوق با قطر شکست 850 میلی‌متر با استفاده از TRACE در یک راکتور VVER-1000 مدل‌سازی و تحلیل شده است. کد TRACE به صورت خاص برای حادثه از دست رفتن سیال خنک کننده طراحی شده است. با این تحلیل می‌توان به جای فرضیات محافظه کارانه در ارزیابی ایمنی راکتور برآورد دقیقی از ایمنی راکتور داشت و ملاحظات اقتصادی قابل توجهی به دست آورد. در پایان، نتایج به‌دست آمده از کد TRACE با داده‌های گزارش نهایی تحلیل ایمنی نیروگاه و همچنین نتایج تحقیقات پیشین مبتنی بر RELAP5 مقایسه شده است. نتایج نشانگر دقت TRACE در مدل‌سازی حادثه شکست بزرگ است.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

LBLOCA accident investigation using TRACE code in aVVER-1000 reactor

نویسندگان [English]

  • a.s. shirani 2
  • s. ekbatani-amlashi 2
2 Faculy of Nuclear Engineering, ShahidBeheshti University, P.O.Box: 1983963113, Tehran-Iran
چکیده [English]

The loss of coolant accident is due to the reduction of coolant fluid volume in the primary circuit. The direct cause of this accident is the mechanical failure or fatigue of material of the components of the primary circuit components during power plant operation. The accident, which is a design-based incident, is an important factor in assessing the safety of a nuclear power plant. If the break occurs in the main circuit of the primary circuit with a diameter greater than 25% of the cross-section area, it shall be referred to as a large break. In this paper, this accident with break diameter of 850 mm is modeled and analyzed using the TRACE code in a VVER-1000 reactor. The TRACE is specifically designed for coolant loss accidents. By this analysis, in contrast to conservative assumptions in the reactor safety evaluation, the best estimation of the reactor safety can be achieved and significant economic considerations can be obtained. Finally, the results of TRACE code are compared with the final safety analysis report of the power plant as well as previous research by the RELAP5. The results indicate the accuracy of the TRACE in modeling the large break accident.

کلیدواژه‌ها [English]

  • VVER-1000 Reactor
  • LBLOCA
  • TRACE code