ارزیابی ترموهیدرولیکی پوشش ایمنی راکتورVVER-1000 بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5

هدیه احمدی¹ کامران سپانلو² احسان ظریفی³ داریوش مستی⁴

1) دانشگاه آزاد اسلامي واحد علوم و تحقيقات بوشهر، دانشکده فني و مهندسي، گروه مهندسي هسته اي-راکتور
2) پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، گروه پژوهشی ایمنی و حفاظت پرتوی،
3) پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، پژوهشکده رآکتور،
4) دانشگاه آزاد اسلامي واحد علوم و تحقيقات بوشهر، دانشکده فني و مهندسي، گروه مهندسي هسته اي-راکتور

محل انتشار : کنفرانس بین المللی پژوهش در مهندسی، علوم و تکنولوژِی(restconf.com)
چکیده :
حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر شکستگی کامل یکی از لوله های خنک کننده مدار اول رآکتور (LB-LOCA) یکی از مهم ترین حوادث مینای طراحی (DBA) در تحلیل ایمنی نیروگاه هسته ای می باشد. در طی این حادثه انتشار انرژی حاصل از تخلیه آب پر فشار خنک‌کننده مدار اول به داخل فضای پوشش ایمنی نیروگاه، در صورتی که پوشش ایمنی توان تحمل این افزایش ناگهانی فشار را نداشته باشد می‌تواند همراه با شکستگی آن با خروج مواد رادیواکتیو به محیط‌زیست، خسارات جبران‌ناپذیری ایجاد نماید. بنابراین محاسبه پیک فشار در طی این حادثه یکی از مهمترین موارد محاسبات ایمنی در نیروگاه می‌باشد. در این مقاله رفتار گذرای ترموهیدرولیکی راکتور VVER-1000 بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5 مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده از تحلیل حادثه با استفاده از کد RELAP5 نشان داد که یک توافق منطقی با نتایج ارائه شده در گزارشات تحلیل ایمنی (FSAR) نیروگاه اتمی بوشهر وجود دارد. همچنین نتایج نشان دادند که با عملکرد موثر سیستم های حفاظتی در آغاز حادثه، راکتور همچنان حاشیه ایمنی خود را حفظ می نماید.
کلمات کلیدی : رآکتور VVER-1000 حادثه LB-LOCA پوشش ایمنی رآکتور کد RELAP5