نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

• سارا گل نرگس ¹
• سیدخلیل موسویان ²

¹ دانشکده مهندسی، دانشگاه شهید بهشتی، صندوق پستی: 1983963113، تهران - ایران

² پژوهشکده‌ی‌ راکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران

چکیده

پس از حادثه فوکوشیما دایچی، حوادث مرتبط با استخر نگه‌داری سوخت‌های مصرفی به‌دلیل مقدار بالای رادیو‌نوکلئیدهای با نیمه‌­عمر بالا و نداشتن محفظه تحت فشار با وجود پایین بودن حرارت واپاشی آن اهمیت بیش‌تری یافته ‌است. با توجه به این موضوع، حادثه از دست دادن خنک‌کنندگی استخر سوخت نیروگاه بوشهر برای اولین بار در این پژوهش مورد تجزیه و تحلیل قرار ‌گرفت. برای شبیه‌سازی این حادثه از کدهای سیستمی 5RELAP (کد با بهترین تخمین) و کدMELCOR  (کد تحلیل حوادث شدید) استفاده شده ‌است. توان واپاشی سوخت‌های مصرفی توسط کد ORIGEN محاسبه شد. حجم‌بندی استخر نگه‌داری سوخت بر اساس داده‌ها و نقشه‌های موجود در مدرک آنالیز ایمنی نیروگاه بوشهر انجام شده ‌است. پدیده‌های افزایش دمای آب استخر، جوشش آب استخر و کاهش سطح آب، لخت شدن سوخت‌های مصرفی، افزایش دما و آغاز ذوب سوخت، تولید هیدروژن و آزاد‌ شدن رادیونوکلئید‌ها در اثر حادثه فوق در استخر سوخت نیروگاه بوشهر مورد بررسی قرار گرفت. نتایج حاصل در شرایط پایا با داده‌های نیروگاه بوشهر اعتبار‌سنجی گردید. برای صحت‌سنجی نتایج در حالت گذرا و حادثه نتایج دو کد 5RELAP و MELCOR با یک­دیگر مقایسه شد که توافق خوبی با یک­دیگر و داده‌های نیروگاه بوشهر نشان داد.

کلیدواژه‌ها

• نیروگاه بوشهر
• استخر نگه‌داری سوخت مصرفی
• شبیه‌سازی
• کدهای هسته‌ای
• از دست دادن خنک‌کنندگی

20.1001.1.17351871.1399.41.3.11.4

عنوان مقاله [English]

Thermal-hydraulic analysis of loss-of-cooling accident in spent fuel pool of Bushehr NPP using the RELAP5 and MELCOR

نویسندگان [English]

• S. Gol Narges ¹
• S.Kh. Mousavian ²

¹ Engineering Faculty, Shahid Beheshti University, P.O.Box: 1983963113, Tehran – Iran

² Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, P.O.Box: 14155-1339, Tehran - Iran

چکیده [English]

Following the Fukushima Daiichi accident, the simulation of accidents related to the Spent Fuel Pool (SFP) became more important due to the high content of long-lived radionuclides, and lack of the protection by the pressure vessel despite its low decay heat. Therefore, the loss-of-cooling accident in the SFP of the Bushehr NPP was first simulated in this paper. The RELAP5 (as the Best Estimate code) and MELCOR (as a Severe Accident code) codes were used for simulation of the loss-of-cooling accident. The decay heat power calculation was performed by the ORIGEN code. The nodalization of SFP was done by using the Final Safety Analysis Report (FSAR) of Bushehr NPP. Different phenomena such as increasing water temperature in the pool, water boiling and decreasing of pool water level, spent fuel uncovering, increasing fuel temperature and the onset of fuel melting, hydrogen production, and release of radio-nuclides were observed and investigated. The steady-state results were validated by Bushehr NPP operating data. Verification of transient and accident results was performed by code-to-code (RELAP5 & MELCOR) comparison approach and Bushehr NPP data, the results showed that a good agreement together.

کلیدواژه‌ها [English]

• Bushehr NPP
• Spent fuel pool
• Simulation
• Nuclear codes
• Loss-of-cooling