شبیه سازی اثرسطح قرارگیری تجهیزات اصلی نیروگاه هسته ای 1000-VVER بر روی گردش طبیعی خنک کننده، در طی شرایط گذرا

سال انتشار: 1391
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: فارسی
مشاهده: 854

فایل این مقاله در 5 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

EASTTEHRANMECH02_047

تاریخ نمایه سازی: 9 تیر 1392

چکیده مقاله:

در یک راکتور هسته ای آب سبک تحت فشار چه در حالت پایا و چه در حالت گذرا همواره طراحی سطح تجهیزات در گردش طبیعیجریان خنک کننده مدار اولیه می تواند باعث کاهش توان مورد نیازبرای پمپاژ و گردش آب در شرایط پایا میشود. همچنین در شرایطگذرا در بدترین حالت، در صورت فقدان یا نقص سیستم ایمنی در و نیز در شرایط BDBA باعث گردش طبیعی سیال خنک کننده شده و به خنک کردن قلب راکتور کمک شایانی می نماید. همانطور که از مبحث انتقال حرارت هسته ای مشخص است، خنک کننده در قلب راکتور گرم شده و حرارت برداشتی را به واحد مبدل بخار((SG(3) می رساند. در صورتی که تغیرات دانسیته خنککننده مدار اولیه در شرایط شبیهسازی مدار اولیه راکتور منظور شود، این پارامتر در حقیقت باعث حرکت و جریان طبیعی سیال (Natural Circulations) می گردد. از آنجایی که آب سرد به دلیل بالابودن دانسیته آن در قسمتهای تحتانی سیستم قرار می گیرد (بر عکس جریان گرم)، لذا طراحی مناسب سطح تجهیزات راکتور (Elevation Level) همانند RCP ،SG ،RPV و ... می تواند کمک بزرگی به افزایش حجم گردش طبیعی نماید. در این پروژه مدار اولیه راکتور 1000-( VVER(4 به طور کامل مدل ندیشدهو توسط کد RELAP5 به بررسی حالت پایدار با فرض مشخصات FSAR پرداختیم. سپس حادثه قطع پمپهای اصلی مدار اولیه بررسی شده و با نتایج FSAR مقایسه شد. در قدم بعدی با تغییرات ارتفاع سطوح تجهیزات اصلی مدار اول به محاسبه بهترین حالت گردش طبیعی سیال در طی یک حادثه هستهای مثل(LOFA(6 پرداختیم. در اثر محاسبات به عمل آمده مشخص شد که به ازای تغییر ارتفاع مولد بخار به میزان مشخصی از ارتفاع فعلی آن، گردش طبیعی سیال خنککننده بیشترین مقدار خود را داراست.

کلیدواژه ها:

گردش طبیعی سیال ، حادثه خاموشی پمپ های اصلی مدار اول ، سطح قرارگیری تجهیزات اصلی مدار اول

نویسندگان

صادق غفوری

شرکت تولید و توسعه انرژی اتمی ایران

مسعود منصوری

دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات تهران

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 :
  • Final Safety Analysis Report (FSAR), Chapter 4, Reactor, Atomic Energy ...
  • Final Safety Analysis Report (FSAR), Chapter 5, Primary Circuit and ...
  • Final Safety Analysis Report (FSAR), Chapter 6, Engineered Safety Features, ...
  • Final Safety Analysis Report (FSAR), Chapter 10, Systems of Steam ...
  • Final Safety Analysis Report (FSAR), Chapter 15, Accident Analysis, Atomic ...
  • نمایش کامل مراجع