توسعه ی مدل معتبر MELCOR نیروگاه هسته ای IR-۳۶۰ با استفاده از نرم افزار SNAP

سال انتشار: 1395
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 232

فایل این مقاله در 15 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-37-4_006

تاریخ نمایه سازی: 12 دی 1400

چکیده مقاله:

توسعه ­ی مدل ترموهیدرولیکی و معتبر حادثه­ ی شدید برای تحلیل رفتار پویای نیروگاه های هسته ای در طراحی، بهینه سازی و ارزیابی ایمنی این نیروگاه ها حائز اهمیت است. برای نیروگاه بومی در حال طراحی IR-۳۶۰ نیز توسعه­ ی چنین مدلی، اولین گام در تحلیل ایمنی است. آنالیزهای ایمنی قطعی (DSA) بدون اعتبارسنجی مدل مورد نظر، قابل اعتماد نیست. در واقع لازم است صحت مدل توسعه یافته ارزیابی شود تا اطمینان لازم در خصوص اعتمادپذیر بودن آنالیز های صورت گرفته تضمین شود. این پژوهش تلاش دارد تا مدل MELCOR معتبر برای نیروگاه IR-۳۶۰ را توسعه دهد. به این منظور و برای کمینه کردن خطای کاربر، از نرم افزار آنالیز هسته ای SNAP استفاده شده است. با انتخاب گره ­بندی مناسب مسئله در ساختار این کد، پارامترهای کلیدی از جمله فشار و دمای سیال، دبی جرمی و مانند آن، در هر حجم کنترل و مسیر جریان در نیروگاه هسته ای بررسی شده است. هم­چنین در این­­جا با مقایسه ­ی بین پارامتر های طراحی و مقادیر محاسبه شده، میزان خطای ناشی از مدل­سازی به دست آمده است. انحراف و خطای محاسباتی کم­تر از حدود تعیین شده در ضوابط و معیار های قابل پذیرش آژانس بین المللی انرژی اتمی است، که نشان ­دهنده­ ی اعتبار و کیفیت مدل موردنظر به منظور انجام تجزیه و تحلیل های بعدی است.  

کلیدواژه ها:

نیروگاه هسته ای تحت فشار ، مدار اول ، مدل سازی ، کد MELCOR ، نرم افزار SNAP ، گره بندی

نویسندگان

فرامرز یوسف پور

پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی و شرکت مسنا، سازمان انرژی اتمی،

عارف الدین زرنوشه فراهانی

گروه مهندسی هسته ای، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات تهران

محمد ره گشای

گروه مهندسی هسته ای، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات تهران

سیدمحسن حسینی

دانشکده ی علوم پایه، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد تهران شرق

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • IAEA, IAEA SSG-۲, Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants, ...
  • A. Petruzzi, F. D’Auria, W. Giannotti, Description of the procedure ...
  • B. Clement, T. Haste, Thematic network for a Phebus FPT۱ ...
  • R. Ashley, M. EL- Shanawany, F. Eltawila, F. D’Auria, Good ...
  • R.O. Gauntt, M.T. Leonard, K. Ross, K.C. Wagner, State-of-the-Art Reactor ...
  • INRA, Regulation for Licensing of IR-۳۶۰ Nuclear Power Plant, INRA-NS-RE-۰۵۲-۱۰/۱-۱ ...
  • Dino Alfonso Arano, Realization of a Methodology for the Assessment ...
  • IAEA, Accident Analysis for Nuclear Power Plant, IAEA-SRS-No.۰۲۳ (۲۰۰۲) ...
  • Lars Nilsson, Development of an Input Model to MELCOR ۱.۸.۵ ...
  • Lars Nilsson, Development of an Input Model to MELCOR ۱.۸.۵ ...
  • J. Jafari, M. Boroushaki, F. D’Auria, S. Shahedi, Development of ...
  • M, Saghafi, M.B. Ghofrani, Development and qualification of a Thermal-hydraulic ...
  • V. Martinez-Quiroga, F. Reventos, The Use of System Codes in ...
  • R.O. Gaunt, Fukushima Accident Study Using MELCOR, SANDIA Report۲۰۱۲-۶۱۷۳, (۲۰۱۳) ...
  • T. Sevon, Fukushima Daiichi Unit ۲ Accident Analysis with MELCOR ...
  • USNRC, State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses (SOARCA) Report, Washington D.C., NUREG-۱۹۳۵ ...
  • US NRC, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. ...
  • US NRC, State of the Art Reactor Consequence Analyses Project, ...
  • A. Prosek, F. D'Auria, B. Mavko, Review of quantitative accuracy ...
  • F. Yousefpour, F. Shokri, H. Soltani, IR-۳۶۰ nuclear power plant ...
  • SURENA, IR-۳۶۰ Detail Design Documents (۲۰۱۶) ...
  • SURENA, Verification & Validation of the MELCOR code for IR-۳۶۰ ...
  • R.O. Gaunt, J.E. Cash, R.K. Cole, C.M. Erickson, L.L. Humphries, ...
  • SURENA, IR-۳۶۰ Technical Specification, (۲۰۱۶) ...
  • J. Birchley, T.J. Haste, M. Richner, Accident Management following loss ...
  • A. Petruzzi, F. D'Auria, Thermal-Hydraulics System Codes in Nuclear Reactor ...
  • نمایش کامل مراجع