نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
1 دانشکده‌ی مهندسی هسته‌ای، دانشگاه شهید بهشتی، کدپستی: 1983963113، تهران ـ ایران
2 دانشکده‌ی فنی و مهندسی، دانشگاه شاهد، کدپستی: 3319118651، تهران ـ ایران
چکیده
حادثه از دست رفتن خنککننده ناشی از کاهش حجم سیال خنککننده مدار اول است. عامل مستقیم این حادثه، خرابی یا خستگی مکانیکی ماده تشکیل‌دهنده اجزای مدار اول در هنگام عملکرد نیروگاه است. این حادثه که یک حادثه‌ی مبنای طرح است و عامل مهمی در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته‌ای است. درصورتی‌که شکست در خط لوله اصلی مدار اول با قطر بیش از ۲۵ درصد سطح مقطع خط لوله رخ دهد، به آن شکست بزرگ اطلاق می‌شود. در این مقاله، حادثه فوق با قطر شکست 850 میلی‌متر، با استفاده از کد TRACE در یک رآکتور 1000VVER- مدل‌سازی و تحلیل شده است. کد TRACE به صورت خاص برای حادثه از دسترفتن سیال خنککننده طراحی شده است. با این تحلیل می‌توان بهجای فرضیات محافظهکارانه در ارزیابی ایمنی رآکتور برآورد دقیقی از ایمنی رآکتور داشت و ملاحظات اقتصادی قابل توجهی بهدست آورد. در پایان، نتایج بهدست آمده از کد TRACE با دادههای گزارش نهایی تحلیل ایمنی نیروگاه و همچنین نتایج تحقیقات پیشین مبتنی بر 5RELAP مقایسه شده است. نتایج نشانگر دقت کدTRACE در مدل‌سازی حادثه شکست بزرگ است
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
LBLOCA accident investigation using TRACE code in a VVER-1000 reactor
نویسندگان [English]
- S. Ekbatani-Amlashi 1
- O. Safarzadeh 2
- A.S. Shirani 1
1 Faculty of Nuclear Engineering, Shahid Beheshti University, Postalcode: 1983963113, Tehran - Iran
2 Faculty of Engineering, Shahed University, Postalcode: 3319118651, Tehran - Iran
چکیده [English]
The loss of coolant accident is due to the reduction of the coolant fluid volume in the first circuit. The direct cause of this accident is the mechanical failure or fatigue in the material of the first circuit components during the power plant operation. This accident, which is a design-based accident, is an important factor in assessing a nuclear power plant safety. If the break occurs in the main circuit of the first circuit with a diameter greater than 25% of the cross-section area, it shall be referred to as a large break. In this paper, this accident with a break diameter of 850 mm is modeled and analyzed using the TRACE code in a VVER-1000 reactor. The TRACE code is specifically designed for coolant loss accidents. With the help of this analysis, it is possible to have an accurate estimate of the reactor's safety and to obtain significant economic considerations instead of conservative assumptions assessment. Finally, the results of the TRACE code have been compared with the final safety analysis report of the power plant as well as previous research by the RELAP5. The results indicate the accuracy of the TRACE code in modeling the large break accident.
کلیدواژه‌ها [English]
- VVER-1000 reactor
- LBLOCA
- TRACE code
)