نوع مقاله : مقاله پژوهشی
نویسندگان
1 پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، صندوق پستی: 55933-14399، تهران، ایران
2 دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 1458889694، تهران، ایران
چکیده
ارزیابی رفتار تابشی سوخت هسته‌ای و مواد ساختاری، با انجام آزمون‌های پس از پرتودهی در مکان هات‌سل انجام می‌شود. یکی از چالش‌های پیش‌روی انجام این آزمون‌ها، انتقال ایمن کسک حاوی سوخت‌های هسته‌ای و مواد ساختاری تابش‌دیده، از راکتور تا هات‌سل می‌باشد. از این‌رو در این مطالعه، ارزیابی ایمنی کسک سربی انتقالی برای یک صفحه سوخت راکتور تحقیقاتی، غلاف سوخت زیرکونیومی به همراه قرص‌های سوخت اکسیدی (UO2) در مقابل رخداد حادثه سقوط با آنالیز المان محدود با استفاده از نرم‌افزار شبیه‌ساز ANSYS انجام شد. حادثه سقوط کسک از ارتفاع 9 متری و برخورد آن به‌صورت عمودی، افقی و مایل از مرسوم‌ترین حوادث تعریف‌شده در استاندارد ایمنی شماره 6 سازمان بین‌المللی انرژی اتمی (SSR-6) می‌باشد. در این مطالعه، تنش تسلیم مواد داخل کسک از مراجع استخراج شد و با تنش بیشینه حاصل از نتایج شبیه‌سازی مقایسه شد. ازاین‌رو حد پذیرش ایمنی پس از حادثه به‌صورت تعیین ضریب ایمنی برای هر جزء درون کسک ارائه شد. نتایج شبیه‌سازی ANSYS نشان داد محتوی کسک با رخداد حادثه سقوط 9 متری بخصوص سقوط عمودی و افقی دچار آسیب جدی می‌شوند. بنابراین اقدام اصلاحی با تعبیه ضربه‌گیر از جنس فوم پلی‌یورتان در زیر و کناره‌های کسک انجام شد. درنهایت شبیه‌سازی مجدد با حضور ضربه‌گیر نشان‌دهنده پذیرش ایمنی کسک در مقابل حادثه سقوط بود.
کلیدواژه‌ها
موضوعات
عنوان مقاله [English]
Safety Assessment of the Lead Cask Transfer of Irradiated Fuel and Structural Materials in Drop Accident Conditions using ANSYS Simulation
نویسندگان [English]
- R. Gostariani 1
- N. Eqra 2
- J. Dabiri 1
1 Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI P.O.Box: 14399-55933, Tehran – Iran
2 School of Mechanical Engineering, Sharif University of Technology, P.O.Box: 1458889694 , Tehran – Iran
چکیده [English]
The assessment of the irradiation behavior of nuclear fuel and structural materials is carried out by conducting post-irradiation examination at the hot cell facility. One of the challenges in performing this examination is the safe transfer of cask containing irradiated nuclear fuel and structural materials from the reactor to the hot cell. Therefore, in this study, the safety assessment of the lead cask transfer of a fuel plate, a zirconium fuel cladding, and oxide fuel pellets (UO2) against the drop accident was conducted using finite element analysis with ANSYS software. The drop of the cask from a height of 9 meters in vertical, horizontal, and inclined directions is one of the most common accidents defined in IAEA Safety Standards No. 6 (SSR-6). In this study, the yield stress of the materials inside the cask was extracted from the references and compared with the maximum stress resulting from the finite element simulation results. Therefore, the safety acceptance limit after an accident was presented as determining the safety factor for each component inside the cask. The simulation results showed that the cask contents are particularly susceptible to serious damage in the drop accident of a 9-meter, especially vertical and horizontal drop. Therefore, a corrective action was taken by incorporating a shock absorber made of polyurethane foam under and around the cask. Finally, a re-simulation with the presence of the shock absorber demonstrated the safety acceptance of the cask against the drop accident.
کلیدواژه‌ها [English]
- Nuclear fuel Transfer Cask
- Irradiated Structural materials
- Safety assessment
- 9-meter drop accident
- ANSYS software
)