نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته‌ای، بخش ایمنی، پژوهشگر

2 مدیر گروه پژوهشی پرتو فرآوری

3 پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‏ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران- ایران

4 پژوهشکده مواد و چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‏ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایران

10.24200/nst.2020.517.1346

چکیده

مدیریت حوادث شدید در نیروگاه‌های هسته‌ای از اهمیت ویژه ای برخوردار می باشد. برای مدیریت حوادث شدید نیاز است تا شرایط ترموهیدرولیکی راکتور هسته‌ای مورد ارزیابی قرار گیرد. در این مقاله حوادث شدید قطع برق، قطع برق به همراه شکست بزرگ و قطع برق به همراه شکست کوچک در راکتور WWER1000/V446 با کد MELCOR1.8.6 ارزیابی می‌شود. از کد RELAP3.2SCDAP به منظور ارزیابی دقت پارامترهای محفظه تحت فشار بهره گرفته شده است. هدف از این مطالعه بررسی ترموهیدرولیکی راکتور در حوادث مذکور به ویژه میزان تولید هیدروژن است. با ارزیابی نتایج مشاهده گردید که حادثه قطع برق نسبت به دیگر حوادث بیشترین مقدار تولید هیدروژن (2150 کیلوگرم) را طی فاز داخلی و خارجی حادثه شدید دارد و بیشینه دمای سوخت زودتر از بقیه حوادث (11800 ثانیه) رخ می‌دهد. نتایج شبیه سازی با کدهای مختلف و نتایج تحلیل گزارش نهایی ایمنی راکتور WWER1000/V446 تطابق خوبی دارند. با استفاده از نتایج ارایه شده، تحلیل مدیریت حادثه شدید امکان پذیر می‌باشد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Thermal hydraulic analysis and estimation of hydrogen generation in severe accidents in WWER1000

نویسندگان [English]

  • Rahman Gharari 1
  • Hossein Kazeminejad 2
  • Naimeddin Mataji Kojouri 3
  • Afshin Hedayat 3
  • Mohsen Hasanvand 4

1 پژوهشگر

3 Nuclear safety and Reactor Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 14155-1339, Tehran, Iran

4 Materials and Nuclear Fuel Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O. Box: 11365-8486, Tehran, Iran

چکیده [English]

Severe Accidents Management (SAM) in nuclear power plants is an important safety issue. SAMs requires the assessment of the thermal hydraulic conditions of the nuclear reactor during the accident. This paper investigates three accident scenarios, Station Black-Out (SBO), SBO with Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) and SBO with Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA) in the WWER1000/V446 reactor using the MELCOR1.8.6 code. The RELAP3.2-SCDAP code is also used to evaluate the accuracy of the reactor pressure vessel parameters. The purpose of this study was to determine the operating conditions of the reactor during the accident scenarios with emphasis on the hydrogen production. The results showed that the SBO has the highest amount of hydrogen production (2150 kg) compared to other accidents and the maximum fuel temperature occurred sooner than the other SAs (11800 seconds). The results obtained by the two codes and Final Safety Analysis Report (FSAR) of the WWER1000/V446 reactor showed good agreement. The results of this analysis are useful in making the appropriate decision in SAM.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Severe accidents
  • WWER1000/V446
  • MELCOR
  • RELAP3.2-SCDAP