آمار

تعداد نشریات36
تعداد شماره‌ها1,192
تعداد مقالات8,578
تعداد مشاهده مقاله6,987,432
تعداد دریافت فایل اصل مقاله4,031,188
سوری, قاسم, عبداله زاده, مسعود, شایسته, محسن, باقری, اردشیر. (1400). انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000". پدافند الکترونیکی و سایبری, 12(2), 131-141.
قاسم سوری; مسعود عبداله زاده; محسن شایسته; اردشیر باقری. "انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000"". پدافند الکترونیکی و سایبری, 12, 2, 1400, 131-141.
سوری, قاسم, عبداله زاده, مسعود, شایسته, محسن, باقری, اردشیر. (1400). 'انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000"', پدافند الکترونیکی و سایبری, 12(2), pp. 131-141.
سوری, قاسم, عبداله زاده, مسعود, شایسته, محسن, باقری, اردشیر. انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000". پدافند الکترونیکی و سایبری, 1400; 12(2): 131-141.

انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000"

علوم و فناوریهای پدافند نوین
دوره 12، شماره 2 - شماره پیاپی 44، مرداد 1400، صفحه 131-141    اصل مقاله (722.9 K)
نوع مقاله: مقاله پژوهشی
نویسندگان
قاسم سوری* 1؛ مسعود عبداله زاده2؛ محسن شایسته3؛ اردشیر باقری3
1سپاه انصار الحسن ع
2دانشگاه امام حسین ع
3هیئت علمی
تاریخ دریافت: 09 اردیبهشت 1398،  تاریخ بازنگری: 03 خرداد 1400،  تاریخ پذیرش: 07 خرداد 1400 
چکیده
در یک حادثه فرضی در راکتور که ناشی از نقص در سیستم پمپ مدار اول می‌باشد، دبی جرمی خنک‌کننده به تدریج افت پیدا کرده که در این شرایط پدیده انحراف از جوشش هسته‌ای باعث کاهش حرارت و افزایش شار حرارتی بر روی غلاف سوخت می‌شود. در این مقاله ابتدا به روش بررسی قلب تحلیل گذرای مؤلفه‌های ترموهیدرولیکی قلب راکتور 1000VVER -  در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده با استفاده از کد COBRA-EN انجام گردید. در ادامه بر اساس کاهش تغییرات زمانی توان قلب راکتور و دبی ورودی خنک‌کننده  با استفاده از ترکیب بندی قلب راکتور با کد 5RELAP در حالت گذرای کاهش جریان خنک‌کننده به میزان 30% تغییرات زمانی DNBR و تعدادی از مؤلفه‌های ترموهیدرولیکی خنک‌کننده قلب راکتور در مدت زمان s 120 بررسی گردید و نتایج با کد COBRA-EN مقایسه گردید. سپس بر اساس نتایج خروجی کد COBRA-EN در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده قلب راکتور، برای داغ‌ترین کانال قلب راکتور بر اساس مقادیر FSAR راکتور، مؤلفه‌ انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) ارزیابی و تحلیل ایمنی قلب راکتور انجام گردید. جهت دقت بیشتر در محاسبات، تغییرات مؤلفه‌های طراحی و ایمنی برای سه حالت کاهش جریان در کانال داغ (30% و 60% و 90%) بررسی شده است. نتایج نشان می‌دهند با افزایش زمان جریان دوفازی می‌شود و محدودیت‌های DNBR ایجاد می‌شود ولی دمای سطح غلاف و میله سوخت از حد مجاز بیشتر نشده و قلب راکتور در محدوده ایمنی قرار دارد.
کلیدواژه‌ها
انحراف از جوشش هسته‌ای؛ تحلیل قلب؛ داغ‌ترین کانال سوخت؛ کد COBRA-EN
مراجع
  1. Basel, D.; Beghi, D.; Chierici M.; Salina, R.; Brega, E. “COBRA-EN: an Upgraded Version of the COBRA-3C/MIT Code for Thermal Hydraulic Transient Analysis of Light Water Reactor Fuel Assemblies and Cores”; ENELCRTN, Milano,  1999.##
  2. Toumi, I.; Bergeron, A.; Gallo Caruge, D. “FLICA-4: A Three-Dimensional Two-Phase Flow Computer Code with Advanced Numerical Methods for Nuclear Applications, Nuclear Applications”; Nuclear Engineering and Design 2000, 200, 139-155.##
  3. Yoo, J.; Oka, Y.; Ishiwatari, Y.; Yang, J.; Liu, J. “Subchannel Analysis of Supercritical Light Water-Cooled Fast Reactor Assembly”; Nuclear Engineering and Design 2007, 237, 1096-1105.##
  4. Liao, ; Xie, Z. “The Coupled Kinetic and Thermal-Hydraulic Three Dimensional Code System NLSANMT/COBRA-IV for PWR Core Transient Analysis”; Annals of Nuclear Energy 2003, 30, 405-412.##
  5. Ammirabile, L. “Studies on Supercritical Water Reactor Fuel Assemblies Using the Sub-Channel Code COBRA-EN”; Nuclear Engineering and Design 2010, 240, 3087-3094.##
  6. “FSAR (Final Safety Analysis Report) Chapter 4”; Atomic Energy Organization of Iran NPP Bushehr Unit 1.##
  7. Liu, X. J.; Yang, T.; Cheng, X. “Thermal-Hydraulic Analysis of Flow Blockage in a Supercritical Water-Cooled Fuel Bundle with Sub-Channel Code”; Annals of Nuclear and Engineering 2013, 59, 194-203.##
  8. Tong, L. S.; Tang, Y. S. “Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow”; Engineering & Technology, Mathematics & Statistics. 1997, 328-336.##
  9. Qing, L.; Qiu, S.; Su, G. H. “Flow Blockage Analysis of Achannel in a Typical Material Test Reactor Core”; Annals of Nuclear and Engineering 2009, 239, 5-45.##
  10. Gharari, R.;  Mataji Kojouri, N.;  Safarzaheh, O. “Determination of the allowable range of the relative power coefficientdistribution in the VVER1000 for a blockage accident”; Journal of Radiation and Nuclear Technology 2018, 04, 1-15.##
  11. Chelemer, H.; Weisman, J.; Tong, L. S. “Sub-channel Thermal Analysis of Rod Bundle Cores”; Nuclear and Engineering Des. 1972, 21, 35-45.##
  12. Tian, C. L.; Hua, J.; Yuan, L. “Flow Blockage Accident Analysis for China Advanced Research  Reactor”; Annals of Nuclear Energy 2006.##
  13. Safaei Arshi, S.; Mirvakili, S.M.; Faghihi, F. “Modified COBRA-EN code to investigate Thermal Hydraulics Analysis of the Iranian”; VVER-1000 core. Progress in Nuclear Energy 2010, 52, 589-595.##
  14. El-Wakil, M. M. “Nuclear Heat Transport”; The American Nuclear Societ, La Grange Park, USA, 1993.##
  15. Incropera, D.; Bergman, L. “Fundamentals of Heat and Mass Transfer”; John Wiley&Sons Inc., 2007.##
  16. Atomic Energy Organization of Iran (AEOI), 2005. Bushehr NPP Final Safety Analysis Report. Russia Federal Agency on Nuclear Energy, Moscow.##
  17. Qing, L.; Qiu, S.; Su, G. H. “Flow Blockage Analysis of Achannel in a Typical Material Test Reactor Core”; Annals of Nuclear and Engineering
    2009, 239, 5-45.##
  18. Lewis, E. E. “Nuclear Power Reactor Safety”; A Wiley-Interscience Publication, 1997.##
آمار
تعداد مشاهده مقاله: 510
تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 233