این سایت در حال حاضر پشتیبانی نمی شود و امکان دارد داده های نشریات بروز نباشند
مهندسی مکانیک امیرکبیر، جلد ۵۲، شماره ۴، صفحات ۱۰۱-۱۱۰
عنوان فارسی بررسی پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده نوع شکست کوچک در راکتور VVER-۱۰۰۰ بوشهر
چکیده فارسی مقاله در این تحقیق پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده در نوع شکست کوچک در راکتور هسته‌ای VVER-1000 مورد بررسی قرار گرفته است. حادثه مورد نظر حادثه شکست 25 و 100 میلی متر در خط سرد بعد از پمپ اصلی مدار اولیه نیروگاه هسته‌ای بوشهر می‌باشد. جهت گره بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446 از کد RELAP5/Mod3.2 برای شبیه سازی استفاده شد. مدل کامل و توسعه یافته ای از نیروگاه بوشهر با مدلسازی محفظه تحت فشار و قلب راکتور، خطوط اصلی لوله مدار اول، پمپهای اصلی مدار اولیه، محفظه کنترل فشار، مولدهای بخار و شیرهای ایمنی مدارهای اولیه و ثانویه بدست آمد. در مدل‌سازی حادثه، محدودیت‌های محافظه‌کارانه‌ای از جمله از دست دادن برق شبکه هنگام رخداد حادثه، و خرابی دو سیستم دیزل ژنراتور در نظر گرفته شدند. نتایج نشان دهنده احتمال بالای این پدیده در شکست 100 میلی متر می‌باشدکه پس از 294 ثانیه مشاهده ‌شد و سرعت سیال به 3- متر بر ثانیه رسید. مدت زمان رخ دادن این پدیده تا زمانی است که نصف قلب راکتور از آب پر شود(1175 ثانیه). همچنین در شکست 25 میلی متر با افت سطح آب داخل راکتور به پائین‌تر از خروجی خط داغ سرعت سیال در حلقه 2 منفی شد(1/0-متر بر ثانیه). بنابراین با تبدیل بخار به‌ مایع پس از خاموشی راکتور مقداری از حرارت ناشی از پسماند به‌ مدار ثانویه منتقل شده و همچنین محفظه راکتور زودتر پر از آب می‌شود. این عوامل باعث ایمنی بهتر برای میله های سوخت و راکتور می‌شود.
کلیدواژه‌های فارسی مقاله
عنوان انگلیسی Analysis of Reflux condensation phenomena during small break loss of coolant accident in the Bushehr VVER-1000 reactor
چکیده انگلیسی مقاله In this study, the Reflux condensation phenomena are investigated during the small break loss of coolant accident in the VVER-1000 nuclear reactor. The accident is chosen as 25mm and 100mm of pipeline break in the cold leg between the main coolant pump and reactor inlet nozzle. The analysis is performed using the RELAP5/Mod 3.2 Code for nodalization and simulation of the nuclear power plant. The designed model for calculation is based on standardized performances of VVER-1000 reactor type. So, modeling of the reactor pressure vessel, the primary system (Main coolant pipeline, reactor coolant pumps, pressurizer and, emergency core cooling system), steam generators and secondary system (Steam-line, feed-water, safety valves) is carried out to achieve a complete model of the BNPP. For a conservative analysis of the accident, the loss of power to the NPP and the failure of two diesel generators are considered when SB-LOCA occurs. Those limitations cause the malfunctioning of two channels of emergency cooling systems. Also, by considering the single failure criteria, one accumulator is failed throughout the accident process. The results show a high probability of this phenomenon at the 100 mm break. Therefore, by converting steam to the liquid after the reactor shutdown, some of the decay heat is transferred to the secondary circuit and the reactor vessel is filled with water sooner. These factors provide better safety for the fuel rods and reactor core.
کلیدواژه‌های انگلیسی مقاله
نویسندگان مقاله سید محمود آل طه |
باشگاه پژوهشگران جوان و نخبگان، واحد تبریز، دانشگاه آزاد اسلامی، تبریز، ایران

تابان محمد علیزاده |
دانشجوی دکتری، دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات،گروه مهندسی هسته ای، تهران، ایران

نشانی اینترنتی https://mej.aut.ac.ir/article_3284_01b7b2a0518d27726352b97f4d375eda.pdf
فایل مقاله اشکال در دسترسی به فایل - ./files/site1/rds_journals/1252/article-1252-2205241.pdf
کد مقاله (doi)
زبان مقاله منتشر شده fa
موضوعات مقاله منتشر شده
نوع مقاله منتشر شده
برگشت به: صفحه اول پایگاه   |   نسخه مرتبط   |   نشریه مرتبط   |   فهرست نشریات