ارزیابی حالت گذار حوادث منجر به ذوب محلی بدون رخداد خاموش سازی اضطراری با تلفیق کدهای محاسباتی MCNPx و COBRA/En

سال انتشار: 1401
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 171

فایل این مقاله در 10 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-43-2_017

تاریخ نمایه سازی: 28 فروردین 1401

چکیده مقاله:

مخاطرات ناشی از رخداد ذوب محلی، به دلیل دشواری پایش، از نظر ایمنی نیروگاه های هسته ای دارای اهمیت ویژه ای می باشند. عدم برداشت حرارت، به صورت کلی و محلی می تواند ایمنی رآکتور را مختل نماید. حوادث محلی جریان که منجر به رخداد خاموشی اضطراری نشوند، می تواند باعث ایجاد بخار محلی بالای صفر درصد (حجمی) و ذوب محلی غلاف شود. در پژوهش اخیر، با هدف تحلیل حالت گذار و پایدار حوادث محتمل به رخداد ذوب محلی سوخت، حوادث اصلی منطبق بر رخدادهای ATWS شامل از دست رفتن پمپ، انسداد موضعی جریان و افزایش سطح توان و برخی ترکیبات بررسی شده اند. بعد از تلفیق کد های محاسباتی MCNPx و COBRA/En، محاسبات با در نظر گرفتن تحلیل زیرکانال و شرایط مرزی انجام شده و توسط FSAR اعتبارسنجی شده است. نتایج بررسی سناریوهای محتمل و معیارهای خاموشی اضطراری رآکتور برای شرایط بدبینانه نشان داد، به میزان حداقل ۱۸ %، ۴۷۰ کیلو پاسکال و ۲۰۴ درجه کلوین از حدود لازم برای رخداد خاموشی اضطراری در نتیجه ی، کاهش نرخ جریان خنک کننده، حداکثر میزان افت فشار کانال، و سقف دمای غلاف سوخت، حاشیه وجود دارد. نتایج پژوهش اخیر نشان می دهد، درصد حجمی بخار بالای صفر تا حدود ۷۰ % به مدت ۱۲ دقیقه در برخی از کانال ها رخ داده و در شرایط وخیم تر میزان نسبت بخار بالاتر می باشد. با توجه به فرکانس رخداد حوادث مورد بررسی، در شرایط عادی، نقاط خشک و تبعا ذوب محلی سوخت وجود دارد. فاصله کمیت ها از حدود خاموشی اضطراری، مقادیر عدم قطعیت و اعتبارسنجی مدل توسط مدارک معتبر صحه بر صحت نتایج دارد.

نویسندگان

بهزاد سلماسیان

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: ۸۴۳۳۴-۷۱۹۶۴، شیراز ایران

عطاءاله ربیعی

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: ۸۴۳۳۴-۷۱۹۶۴، شیراز ایران

محمدرضا نعمت اللهی

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: ۸۴۳۳۴-۷۱۹۶۴، شیراز ایران

احمد پیروزمند

گروه مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: ۸۴۳۳۴-۷۱۹۶۴، شیراز ایران

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 :
  • H. Nakamura, Particle Modeling of Fuel Plate Melting during Coolant ...
  • J. Zhang, S. Yu, Y. Yan, Fixed-time output feedback trajectory ...
  • E.E. Lewis, Nuclear power reactor safety, ۷۷۹۱ ...
  • R. Gharari, et al., Study of Flow Path Blockage Accident ...
  • H.N. Dehjurian, Analysis Of Conjugate Conduction-Convection Heat Transfer In Nuclear ...
  • Y. Guo, et al., Analysis of Flow Blockage of a ...
  • B.R. Sehgal, Nuclear safety in light water reactors: severe accident ...
  • I. Khamis, SAMG-D: The IAEA Training Toolkit on The Development ...
  • P. Constantin, C. Foias, Navier-stokes equations, University of Chicago Press ...
  • I. Kataoka, A. Serizawa, Basic equations of turbulence in gas-liquid ...
  • L. Ammirabile, Studies on supercritical water reactor fuel assemblies using ...
  • D. Reddy, S. Sreepada, A. Nahavandi, Two-Phase Friction Multiplier Correlation ...
  • L.S. Waters, MCNPX user’s manual, Los Alamos National Laboratory, (۲۰۰۲) ...
  • (AEOI), A.e.o.o.I., Inspection and Control Systems (I&A): Chapter ۷, in ...
  • S.S. Arshi, S. Mirvakili, F. Faghihi, Modified COBRA-EN code to ...
  • M. Avramova, et al., Uncertainty analysis of COBRA-TF void distribution ...
  • نمایش کامل مراجع