هدیه احمدی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای-راکتو
کامران سپانلو - پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، گروه پژوهشی ایمنی و حفاظت پرتوی
احسان ظریفی - پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، پژوهشکده رآکتور
داریوش مستی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای-راکتور

حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر شکستگی کامل یکی از لوله های خنک کننده مدار اول رآکتور LB-LOCA یکی از مهم ترین حوادث مینای طراحی DBA در تحلیل ایمنی نیروگاه هسته ای ی باشد. در طی این حادثه انتشار انرژی حاصل از تخلیه آب پر فشار خنککننده مدار اول به داخل فضای پوشش ایمنی نیروگاه، در صورتی که پوشش ایمنی توان تحمل این افزایش ناگهانی فشار را نداشته باشد میتواند همراه با شکستگی آن با خروج مواد رادیواکتیو به محیطزیست، خسارات جبران ناپذیری ایجاد نماید. بنابراین محاسبه پیک فشار در طی این حادثه یکی از مهمترین موارد محاسبات ایمنی درنیروگاه میباشد. در این مقاله رفتار گذرای ترموهیدرولیکی راکتور VVER-1000بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5 مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده از تحلیل حادثه با استفاده از کد RELAP5 نشان داد که یک توافق منطقی با نتایج ارائه شده در گزارشات تحلیل ایمنی FSAR نیروگاه اتمی بوشهر وجود دارد. همچنین نتایج نشان دادند که با عملکرد موثر سیستم های حفاظتی در آغاز حادثه، راکتور همچنان حاشیه ایمنی خود را حفظ می نماید.

رآکتور VVER-1000 ، حادثه LB-LOCA ،پوشش ایمنی رآکتور ، کد RELAP5