تعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER-1000

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 بورسیه پژوهشگاه علوم و فنون

2 هیئت علمی پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای

3 عضو هیئت علمی دانشگاه شاهد تهران

چکیده

همانطور که می‌دانیم، در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هسته‌ای، ارزیابی حوادث یکی از زمینه‌های بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت (نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده LOFA) گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل می‌دهند. از جمله حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در مدار اول و قلب راکتور است که می‌تواند باعث کاهش میزان جریان خنک کننده در یک یا تعدادی از مجتمع‌های سوخت راکتور شود. در این مطالعه حادثه انسداد موضعی مسیر جریان در ورودی یک مجتمع سوخت داغ در ضرایب مختلف توزیع توان نسبی مجتمع سوخت با استفاده از کد COBRA-EN (سوخت‌های مرکز توپر) و برنامه‌ای که با نرم افزار متلب برای بررسی انسداد یک مجتمع سوخت داغ برای سوخت های مرکز توخالی تدوین شده است، بررسی شده است. ابتدا به منظور ارزیابی کدCOBRA-EN و برنامه تدوین شده، کارکرد شرایط عادی قلب راکتور VVER-1000 مدل شده و نتایج با FSAR مقایسه شده است تا صحت مدلسازی توسط کد COBRA-EN و برنامه مذکور تایید گردد. در ادامه در ضرایب توزیع نسبی توان مختلف و مقدار انسداد‌های مختلف مدلسازی انسداد مجتمع سوخت انجام شده است. نتایج نشان داده است که همراه با در نظر گرفتن سایر عوامل موثر در تولید و توزیع توان در قلب نظیر توزیع شار نوترونی و ضریب تکثیر (Keff)، مجتمع‌های سوخت داخل قلب راکتور باید طوری چیده شوند تا مقدار ضریب توزیع توان نسبی مجتمع سوخت داغ همواره در محدوده 57/0±28/1 باشد. دراینصورت وقوع حادثه انسداد در مجتمع سوخت داغ اثر خاصی در عمکرد راکتور ندارد. همچنین مطابق نتایج الگوریتم نوشته شده نتایج قابل قبولی در مقایسه با FSAR ارائه داده است.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Determination of the allowable range of the relative power coefficient distribution in the VVER1000 for a blockage accident

نویسندگان [English]

  • Rahman Gharari 1
  • Naeimaddin Mataji Kojouri 2
  • Omid Safarzadeh 3
چکیده [English]

As we know, accident analysis is one of the most important field in the study and assessment of the nuclear reactor safety performance. Failure occurrence in the heat transfer system (such as LOCA and LOFA) are formed the group of the possible accidents in nuclear reactors. Including these transient states due to failure of the heat transfer system is the flow path blockage accident by crashing and falling some external pieces (knots and so on) into first loop and reactor core which could be decreased the coolant flow in one or more fuel assemblies. In this study the flow path blockage accident at the entrance of a hot fuel assembly in the various relative power distribution coefficient using COBRA-EN and developed program with MATLAB software for the analysis of the blockage in a hot fuel assembly in hollow center fuel rods. Firstly, for evaluating COBRA-EN code and developed program, the VVER-1000 reactor core is modeled and the results are compared for evaluating the accuracy of the modelling using two methods. In the following, the blockage at the various intensities for different relative power distribution coefficients has been modeled. The results have been shown that with considering the other effective neutronic parameters such as PPF and multiplication factor, the fuel assemblies must be arranged until the relative power distribution coefficient are between 1.28±0.57. Therefore the blockage accident in a fuel assembly does not have certain effect on the performance of the reactor.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Safety
  • flow path blockage
  • hot fuel assembly
  • COBRA-EN code
  • allowable range of relative power distribution coefficient