محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسنده

کارشناس طرح های تحقیقاتی-

چکیده

محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی

بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه می‌باشد.


بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه می‌باشد.


واژه های کلیدی: آنالیز حساسیت، محفظه ایمنی ساختمان راکتور ، نرم‌افزارVisualBasic، حادثهLOCA

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Calculated and Sensitivity Analysis of Thermohydraulics Parameters of Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP) Containment at LOCA Accident

نویسنده [English]

  • Arefeddin Zarnousheh Farahani
چکیده [English]

Calculated and Sensitivity Analysis of Thermohydraulics Parameters of Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP) Containment at LOCA Accident


Pressure investigation of air reactor containment at LOCA accident and sensitivity to inside and outside temperature of the reactor containment, include significant issues in the design of safety systems. In this study, the governing equations of different phenomena inside the reactor containment after accident has been modeled using visual basic. Following the results of modeling and sensitivity of temperature and pressure inside the BNPP containment is discussed, that represents insignificant effects of air changes in inside and outside temperature reactor containment on the pressure and temperature of the mixture of air and liquid is circuits caused by the accident.
Keywords: Sensitivity Analysis, Reactor Containment, Visual Basic, LOCA Accident


Pressure investigation of air reactor containment at LOCA accident and sensitivity to inside and outside temperature of the reactor containment, include significant issues in the design of safety systems. In this study, the governing equations of different phenomena inside the reactor containment after accident has been modeled using visual basic. Following the results of modeling and sensitivity of temperature and pressure inside the BNPP containment is discussed, that represents insignificant effects of air changes in inside and outside temperature reactor containment on the pressure and temperature of the mixture of air and liquid is circuits caused by the accident.

کلیدواژه‌ها [English]

  • sensitivity analysis
  • Reactor Containment
  • Visual Basic
  • LOCA Accident