تأثیر بهینه‌سازی نسل سوم رآکتور هسته‌ای روسی مدل 446V- بر ایمنی هسته‌ای

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 مرکز آموزش نیروگاه اتمی بوشهر، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 111-75181، بوشهر ـ ایران 2. دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، صندوق پستی: 7513938487، بوشهر ـ ایران

2 مرکز آموزش نیروگاه اتمی بوشهر، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 111-75181، بوشهر ـ ایران

چکیده

مجموعه رآکتور هسته­ای 446-V به کار گرفته شده در طرح 91/99AES- به منزله­ی پروژه­ی بهینه شده­ی رآکتور 1000WWER- بر مبنای رآکتور مدل 320V-است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمت­های اصلی آن که امکان به­کارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریب­های منفی واکنش­پذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنک­کننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارنده­ی افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و هم­چنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستم­های جدید کنترل و عیب­یابی ویژه­ی تجهیزات، شیرآلات و خط لوله­های مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدل­های پیشین 1000WWER- شده است. به کارگیری تجربیات حاصل از اجرای طرح 428V- (رآکتور تیان وان چین) هنگام طراحی مدل 446V- و استفاده از عایق حرارتی جدا شونده در کنار اتخاذ تصمیم­های فنی جدید از جمله برنامه­ی جدید نمونه­های فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصی­های مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهره­برداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدام­هایدیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آورده­اند. رعایت الزام­های استانداردها و مدارک فنی آژانس بین­المللی انرژی اتمی، اتحادیه­ی اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هسته­ای کشورهای مقصد و تجارب بین­المللی در زمینه­ی طراحی، ساخت و بهره­برداری از رآکتورهای هسته­ای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Effect of Modernization of the Third Generation Nuclear Reactors (Model V-446) on Nuclear Safety

نویسندگان [English]

  • A Janipour 1
  • K Rahimzadeh 2
چکیده [English]

A set of Nuclear Reactor model V-446 applied in design AES-91/99 is regarded as an optimized project of reactor VVER-1000 on the basis of reactor model V-320. Improving the neutron- physics characteristics of the active core along with the reconstruction of reactor basic sections made the implementation of uranium- gadolinium fuel possible. Furthermore, by taking into consideration the negative coefficients of thermal reactivity for fuel pellet, reactor power and coolant liquid, as well as by designing the supplementary control line special for beyond-design accidents and also by carrying out hydraulic tests in the system of preventing an increase in the pressure of the primary circuit and also by ensuring the concept ˝Jeakage before breakage˝ with the help of the new control systems and special trouble-shooting of primary circuit equipment, valves and lines, we have opened up a new vista which will increase the safety coefficient of new generation contrary to the old models of VVER-1000.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Nuclear Safety
  • Third Generation of V-446 Reactor
  • Modernization
Aтомная стртегия ноябрь, (2005), XXI.

 

  • AES-92 for Belene: The Mystery Reactor by Antonia Wenisch, (2007), www.ecolgy.at.

     

    Основные технические решения по повышению безопасности и экономичности оборудования реакторных установок для АЭС «Тяньвань», «Бушер» и II очереди НВ АЭС, А.И. Репин, С.Б. Рыжов, Ю.Л. Бочаров, А.Я. Веденьев, Е.В. Барамыков, Д.Н. Ермаков, М.П. Бурляев, О.В. Титов ОКБ «Гидропресс», г. Подольск (2001).

     

    OКБ “ГИДРОПРЕСС” РУ с ВВЭР-1000 (2008).

     

    Контроль свойств металла корпуса реактора РУ с ВВЭР в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям. В.М.Комолов, Г.Ф.Банюк, Ю.Л.Бочаров, Е.И.Капралов, Ю.М.Максимов, В.С.Резников, И.О.Трегубов, В.И.Цофин ОКБ «Гидропресс» г.Подольск (2001).

     

    Модернизация ИПУ КД УФ 50024-100 АЭС ВВЭР-1000 для работы в условиях запроектной аварии B.А. Ананьевский, В.0. Садовников КЦКБА, г. Киев; ОКБ “Гидропресс” г. Подольск Московская обл.

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

     

  • ПРИМЕНЕНИЕ КОНЦЕПЦИИ «ТЕЧЬ ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ» К ГЛАВНЫМ ЦИРКУЛЯЦИОННЫМ ТРУБОПРОВОДАМ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 Л. Соков, В. Пиминов (2001).

     

    Концепция безопасности “течь перед разруешнем для сосудови трубопровдов давления” А.Ф. Гетман Москва (1999).

     

    Скобелкина Татьяна Николаевна Моделирование и диагностика теплофизических характеристик быстросъемной теплоизоляции многоразового использования для атомных станций с реактором ВВЭР, Москва (2007).

     

    БЛОЧНАЯ ТЕПЛОВАЯ ИЗОЛЯЦИЯОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000 В.А. Лукьянов, Р.Г. Иванов, Н.Н. Климов, Подшибякин А. К. О. П. Архипов ОКБ “Гидропресс” 142103, г. Подольск, Московская область, ул. Орджоникидзе, 21.

     

    49BU.1 0.0.OO. FSAR.RDR001, Revision 1.