تجزیه و تحلیل از دست رفتن آب خنک‌کننده در رآکتورهای هسته‌ای نوع PWR با تغییر ارتفاع در شاخه سرد بوسیله کد سیستم RELAP5/MOD3.2

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

دفتر امور ایمنی هسته‌ای کشور، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 111-75181، بوشهر - ایران

چکیده

از آنجایی که رآکتور -1000 VVER طرح روسی نیروگاه هسته‌ای بوشهر با در نظر گرفتن تغییر تکنولوژی آلمانی به روسی با تغییر ارتفاع در شاخه سرد طراحی و توسعه داده شده است، ارزیابی ایمنی این سیستم‌ها برای حادثه از دست‌رفتن خنک‌کننده (LOCA) در این شاخه برای یک رآکتور معین و مقایسه نتایج حاصل با حالت بدون تغییر در ارتفاع شاخه سرد (حالت متعارف طراحی رآکتورهای هسته‌ای)، حائز اهمیت و دارای پیامدهای سودمندی از نقطه‌نظر بهره‌برداری ایمن رآکتور خواهد بود. در این مقاله سعی شده است با شبیه‌سازی به وسیله کد RELAP5/MOD3.2 در دو حالت مزبور برای یک رآکتور قدرت PWR، فرایند موردنظر در این دو حالت ارزیابی شده و نتایج دو رهیافت ضمن بحث و بررسی به رآکتور VVER بوشهر که دارای این نوع طراحی جدید و منحصربفرد است تعمیم داده شود. طراحی و شبیه‌سازی فرایند تغییر ارتفاع در شاخه سرد با کد مزبور برای رآکتور از نوع PWR، برای اولین بار در کشور انجام می‌شود و در این مقاله تنها به برخی از نتایج مهم آن اشاره شده است.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Analyzing the Loss of Coolant Accident in PWR Nuclear Reactors with Elevation Change in Cold Leg by RELAP5/MOD3.2 System Code

نویسندگان [English]

  • H Kheshtpaz
  • C Alison
چکیده [English]

As, the Russian designed VVER-1000 reactor of the Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP) by taking into account the change from German technology to that of Russian technology, and with the design of elevation change in the cold legs has been developed; therefore safety assessment of these systems for loss of coolant accident (LOCA) in elevation change in the cold legs and comparison results for non change elevation in the cold legs for a typical reactor (normal design of nuclear reactors) is the main important factor to be considered for the safe operation. In this article, the main objective is the simulation of the loss of coolant accident scenario by the RELAP5/MOD3.2 code in two different cases; first, the elevation change in the cold legs, and the second, non change in it. After comparing and analyzing these two code calculations the results have been generalized for a new design feature of Bushehr reactor. The design and simulation of the elevation change in the cold legs process with RELAP5/MOD3.2 code for PWR reactor is performed for the first time in the country, where it is introducing several important results in this respect.

کلیدواژه‌ها [English]

  • RELAP5/MOD3.2 Code
  • Bushehr VVER-1000 Reactor
  • Loss of Coolant Accident (LOCA)
  • Model Nodalization in RELAP5 Code
  • Computerized Simulation
  • Reactor Safety
AEP “Preliminary safety analysis report,” PSAR, Chapter 5, Rev 1, (2000).

 

  • C.D. Fletcher, “Loss of offsite power scenarios for the Westinghouse Zion-1 Pressurizes Water reactor,” EGG-CAAP-5156, (1980).

     

  • C.D. Fletcher and M.A. Bolander, “Analysis of instrument tube ruptures in Westinghouse 4-loop PWRs,” UREG/CR-4672, EGG-2461, (1986).

     

  • C.D Fletcher and R.R. Schults, “RELAP5/MOD3.3 Code Manual,” NUREG/CR-5535, Volume III, (2001).