نوع مقاله : مقاله فنی

نویسندگان

گروه مهندسی هسته‌ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، صندوق پستی: 84334-71964، شیراز ـ ایران

چکیده

مخاطرات ناشی از رخداد ذوب محلی، به دلیل دشواری پایش، از نظر ایمنی نیروگاه‌های هسته‌‌ای دارای اهمیت ویژه‌ای می‌باشند. عدم برداشت حرارت، به‌صورت کلی و محلی می‌تواند ایمنی رآکتور را مختل نماید. حوادث محلی جریان که منجر‌به رخداد خاموشی‌اضطراری نشوند، می‌تواند باعث ایجاد بخار محلی بالای صفر درصد (حجمی) و ذوب محلی غلاف شود. در پژوهش اخیر، با هدف تحلیل حالت گذار و پایدار حوادث محتمل به رخداد ذوب محلی سوخت، حوادث اصلی منطبق‌بر رخدادهای ATWS شامل از دست رفتن پمپ، انسداد موضعی جریان و افزایش سطح توان و ‌‌برخی ترکیبات بررسی شده‌اند. بعد ‌‌‌‌‌از تلفیق کد‌های محاسباتی MCNPx و COBRA/En، محاسبات با در نظر گرفتن تحلیل زیرکانال و شرایط مرزی انجام‌ شده و توسط FSAR اعتبارسنجی شده است. نتایج بررسی سناریوهای محتمل و معیارهای خاموشی اضطراری رآکتور برای شرایط بدبینانه نشان داد، به‌میزان حداقل 18‌%، 470 کیلو پاسکال و 204 درجه کلوین از حدود لازم برای رخداد خاموشی‌اضطراری در نتیجه‌ی، کاهش نرخ جریان خنک‌کننده، حداکثر میزان افت فشار کانال، و سقف دمای غلاف سوخت، حاشیه وجود دارد. نتایج پژوهش اخیر نشان می‌دهد، درصد حجمی بخار بالای صفر تا حدود 70‌% به‌مدت 12 دقیقه در برخی از کانال‌ها رخ داده و در شرایط وخیم‌تر میزان نسبت بخار بالاتر می‌باشد. با توجه به فرکانس رخداد حوادث مورد بررسی، در شرایط عادی، نقاط خشک و تبعاً ذوب محلی سوخت وجود دارد. فاصله کمیت‌ها از حدود خاموشی‌اضطراری، مقادیر عدم قطعیت و اعتبارسنجی مدل توسط مدارک معتبر صحه بر صحت نتایج دارد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Transient parameters analysis of non-scrammed local melting accident scenarios using MCNPx and COBRA/EN

نویسندگان [English]

  • B. Salmassian,
  • A. Rabiee
  • M.R. Nematollahi
  • A. Pirouzmand

Department of Nuclear Engineering, School of Mechanical Engineering, Shiraz University, P.O.BOX: 71964-84334, Shiraz - Iran

چکیده [English]

The risk assessment of local nuclear fuel melting in nuclear power plants (NPPs) due to its localized nature and the difficulty in accurate monitoring is of vital importance for safe operation of nuclear reactors. Experiences have shown that flow blockage accident without safety control rod axe man (SCRAM) can lead to local nuclear fuel melting which consequently affect the safety of NPPs. The purpose of this study is to analyze the transient states leading to local fuel melting based on ATWS-related events given in FSAR of the VVER-1000/V446 nuclear reactor including pump failure, local blockage, power level increasing and their combinations. In this work, a coupling framework is first developed based on the MCNPx and the COBRA/EN codes. After validation with available data, the results showed that despite 18% deviation from the mass flow rate reduction limitation, 470 kPa from the channel pressure drop limitation, and 204K from the clad temperature limitation in the most pessimistic situation, the reactor SCRAM does not occur. However, in these conditions (where SCRAM does not occur), 70% void fraction for 12 minitues is observed in some channels. Therefore, there may be dry spots and local melting of fuel in normal operational and ATWS conditions that need to be identified. According to the results, the occurrence of the void fraction above zero is locally expectant and an appropriate monitoring system should be used to identify weakness points of the system.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Local melting accident
  • Un-scrammed ATWS
  • VVER1000
  • COBRA/En
  • MCNPX
1. H. Nakamura, Particle Modeling of Fuel Plate Melting during Coolant Flow Blockage in HFIR, (2014).
 
2. J. Zhang, S. Yu, Y. Yan, Fixed-time output feedback trajectory tracking control of marine surface vessels subject to unknown external disturbances and uncertainties, ISA Transactions, 93, 145-155 (2019).
 
3. E.E. Lewis, Nuclear power reactor safety, 7791.
 
4. R. Gharari, et al., Study of Flow Path Blockage Accident Around a Hot Fuel Rod, (2016).
 
5. H.N. Dehjurian, Analysis Of Conjugate Conduction-Convection Heat Transfer In Nuclear Reactor Fuel Assembly, In Mechanical. Shiraz University (2015).
 
6. Y. Guo, et al., Analysis of Flow Blockage of a Single Fuel Assembly in the JRR-3 20MW Research Reactor, In 2018 26th International Conference on Nuclear Engineering, ASMEDC (2018).
 
7. B.R. Sehgal, Nuclear safety in light water reactors: severe accident phenomenology, Academic Press (2011).
 
8. I. Khamis, SAMG-D: The IAEA Training Toolkit on The Development of Severe Accident Management Guidelines, (2017).
 
9. P. Constantin, C. Foias, Navier-stokes equations, University of Chicago Press (1988).
 
10. I. Kataoka, A. Serizawa, Basic equations of turbulence in gas-liquid two-phase flow, International Journal of Multiphase Flow, 15(5),  843-855 (1989).
 
11. L. Ammirabile, Studies on supercritical water reactor fuel assemblies using the subchannel code COBRA-EN, Nuclear Engineering and Design, 240(10), 3087-4903 (2010).
 
12. D. Reddy, S. Sreepada, A. Nahavandi, Two-Phase Friction Multiplier Correlation for High-Pressure Steam-Water Flow, EPRI NP-2522, Research Project, 813 (1982).
 
13. L.S. Waters, MCNPX user’s manual, Los Alamos National Laboratory, (2002).
 
14. (AEOI), A.e.o.o.I., Inspection and Control Systems (I&A): Chapter 7, in Final Safety Assurance Report 2007, Federal State Unitary Enterprise “Research, Design, and Engineering Survey Institute “Atomenergoproekt”: Moscow (2007).
 
15. S.S. Arshi, S. Mirvakili, F. Faghihi, Modified COBRA-EN code to investigate thermalhydraulic analysis of the Iranian VVER-1000 core, Progress in Nuclear Energy, 52(6), 589-595 (2010).
 
16. M. Avramova, et al., Uncertainty analysis of COBRA-TF void distribution predictions for the OECD/NRC BFBT Benchmark.