تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER-۱۰۰۰

همانطور که می دانیم، در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هسته ای، ارزیابی حوادث یکی از زمینه های بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت (نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده LOFA) گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل می دهند. از جمله حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در مدار اول و قلب راکتور است که می تواند باعث کاهش میزان جریان خنک کننده در یک یا تعدادی از مجتمع های سوخت راکتور شود. در این مطالعه حادثه انسداد موضعی مسیر جریان در ورودی یک مجتمع سوخت داغ در ضرایب مختلف توزیع توان نسبی مجتمع سوخت با استفاده از کد COBRA-EN (سوخت های مرکز توپر) و برنامه ای که با نرم افزار متلب برای بررسی انسداد یک مجتمع سوخت داغ برای سوخت های مرکز توخالی تدوین شده است، بررسی شده است. ابتدا به منظور ارزیابی کدCOBRA-EN و برنامه تدوین شده، کارکرد شرایط عادی قلب راکتور VVER-۱۰۰۰ مدل شده و نتایج با FSAR مقایسه شده است تا صحت مدلسازی توسط کد COBRA-EN و برنامه مذکور تایید گردد. در ادامه در ضرایب توزیع نسبی توان مختلف و مقدار انسداد های مختلف مدلسازی انسداد مجتمع سوخت انجام شده است. نتایج نشان داده است که همراه با در نظر گرفتن سایر عوامل موثر در تولید و توزیع توان در قلب نظیر توزیع شار نوترونی و ضریب تکثیر (Keff)، مجتمع های سوخت داخل قلب راکتور باید طوری چیده شوند تا مقدار ضریب توزیع توان نسبی مجتمع سوخت داغ همواره در محدوده ۵۷/۰±۲۸/۱ باشد. دراینصورت وقوع حادثه انسداد در مجتمع سوخت داغ اثر خاصی در عمکرد راکتور ندارد. همچنین مطابق نتایج الگوریتم نوشته شده نتایج قابل قبولی در مقایسه با FSAR ارائه داده است.

کلیدواژه ها:

ایمنی ، انسداد مسیر جریان ، مجتمع سوخت داغ ، کد COBRA-EN ، محدوده مجاز ضریب توزیع نسبی توان