نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران- ایران
چکیده
مجتمع HWRR یک مجتمع سوخت از نوع میلهای تجهیز شده میباشد که با الگوگیری از طرح مفهومی برجام برای رآکتور اراک ساخته شده است. آزمایشهای درون قلب این سوخت بهمنظور ارزیابی پارامترهای نوترونی و ترموهیدرولیکی در قلب رآکتور تحقیقاتی تهران و با استفاده از یک وسیله آزمایشی با عنوان تجهیز آزمون مدار باز انجام میگردد. تحلیل ایمنی حوادث محتمل این تجهیز آزمایش یکی از مراحل ضروری پیش از عملیاتی شدن آن میباشد. به همین منظور، تحلیل سه حادثه وخیم از حوادث محتمل، شامل دو سناریوی حادثه LOFA و سناریوی خنکشوندگی مجتمع با استفاده از جریان طبیعی سیال در زمان خاموشی ناگهانی شبیهسازی شده است. محاسبات نوترونی برای تعیین توان میلههای سوخت با استفاده از کد MCNPX و تحلیل ترموهیدرولیکی به روش CFD انجام شده است. نتایج تحلیلها نشان میدهد در دو سناریوی LOFA با وجود فراتر رفتن دمای سطح غلاف و خنککننده از دمای اشباع و تشکیل بر روی غلاف حباب بخار، دمای سوخت و غلاف با حاشیه ایمنی مناسبی همچنان در بازه معیار طراحی قرار داشته و یکپارچگی سوخت به خوبی حفظ میشود. در سناریوی خنکشوندگی با استفاده از جریان طبیعی سیال نیز دماها در تمام نقاط کمتر از دمای اشباع هستند.
کلیدواژه‌ها
عنوان مقاله [English]
Safety analysis of HWRR test fuel assembly in Tehran Research Reactor core using open loop test facility
نویسندگان [English]
- E. Abedi,
- H. Khalafi
- S.M. Mirvakili
Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 14155-1339, Tehran-Iran
چکیده [English]
HWRR element is an instrumented fuel assembly constructed based on JCPOA conceptual design parameters for Arak reactor. The in-core experiments of the fuel are carried out in TRR core to evaluate neutronic and thermal-hydraulic parameters using an experimental facility called Open Loop Test Facility (OLTF). Safety analysis of the OLTF anticipated incidents is one of the necessary steps before its implementation. Therefore, three severe anticipated accident scenarios have been simulated, including two LOFA scenarios and the instant post SCRAM cooling by natural circulation. The neutronic calculation has been carried out by MCNPX code to determine fuel rods power and thermal-hydraulic analysis using CFD method. The analysis results show that the clad surface temperature violates coolant saturation temperature and void will arise in both LOFA scenarios. However, both clad and fuel temperatures keep significant margins to their design criteria and fuel rod integrity would be retained completely. The results also show that the coolant temperature remains lower than saturation temperature in the case of decay heat removing via natural cooling scenario.
کلیدواژه‌ها [English]
- HWRR instrumented fuel assembly
- Open loop test facility
- Tehran research reactor
- LOFA analysis
)