تحلیل تجربی و عددی رفتارهای گذرای رآکتور تحقیقاتی تهران

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

پژوهشکده‌ی رآکتور، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران ـ ایران

چکیده

با استفاده از یک مدل عددی، رفتار گذرای ناشی از تزریق واکنش‌پذیری‌های مثبت و کاهش جریان خنک‌کنندگی رآکتور تهران بررسی و نتیجه‌های آن با داده‌های تجربی و کد PARET مقایسه شد. بخش نوترونیک مدل با استفاده از روش ویژه- مقدار، که در آن پارامترهای وابسته به زمان معادله-های سینتیک نوترون در بازه‌های زمانی کوچک ثابت فرض می‌شود، و بخش ترموهیدرولیک مدل با استفاده از مدل توده‌ای حل شد. محدودیت استفاده از این مدل نرسیدن دمای خنک‌کننده به دمای اشباع و باقی ماندن خنک‌کننده در فاز مایع است. مقایسه‌ی یافته‌ها نشان داد که هم‌خوانی خوبی بین داده‌های تجربی و نتیجه‌های حاصل از کد برقرار است. هدف اصلی این مطالعه به کارگیری روش‌های ساده‌ی محاسباتی و اعتبارسنجی آن با استفاده از داده‌های تجربی بود. استفاده از چنین مدل‌هایی توسط گروه بهره‌برداری رآکتور برای پیش‌بینی کیفی رفتارهای گذرای رآکتور و نیز مقاصد آموزشی بسیار مفید است.
 

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Experimental and numerical transient analysis of Tehran Research Reactor (TRR)

نویسندگان [English]

  • Ahmad Lashkari
  • Hossein Khalafi
  • Hossein Kazeminezhad
  • Samad Khakshournia
  • Arsalan Ezati
  • Mehdi Keyvani
  • Ashkan Hosnirokh
چکیده [English]

In this paper, a numerical model is presented to analyze a series of reactivity insertion and loss of flow transients in TRR. The model predictions are compared with the experimental data and PARET code results. The model uses the piecewise constant method and the lumped parameter methods for the coupled point kinetics and thermal-hydraulics modules, respectively. The advantages of the piecewise constant method are simplicity, efficiency and accuracy. A main criterion for the applicability range of this model is that the exit coolant temperature remains below the saturation temperature, i.e. no bulk boiling occurs in the core. The calculated values of power and coolant temperature, in both positive reactivity insertion and loss of flow scenario’s, are in good agreement with the experiment values. However, the model is a useful tool for the transient analyses of most researches encountered in reactors in practice. The main objective of this work is using simple calculation methods and benchmarking them with the experimental data. This model can also be used for training purposes.
 
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Tehran Research Reactor
  • Thermal-hydraulic
  • Reactivity insertion
  • Loss of flow

[1] S.M. Khaled, Numerical modeling of reactivity excursion accidents in small light water reactors, department of nuclear techniques institute of nuclear techniques budapest university of technology, PHD Thesis (2006).

[2] T. Hamidouche, A. Bousbia-Salah, M. Adorni, F. D’Auria, Dynamic calculations of the IAEA safety MTR research reactor benchmark problem using RELAP5/3.2 code, Annals of Nuclear Energy, 31, (2004) 1385-1402.

[3] W.L. Woodruff, A kinetics and thermal-hydraulics capability for the analysis of research reactors, Nuclear Technology, 64 (1984) 196–206.

[4] M.A. Gaheen, Simulation and analysis of IAEA benchmark transients, Annals of Nuclear Energy, 49 (2007) 217–229.

[5] H. Kazeminejad, Thermal-hydraulic modeling of flow inversion in a research reactor, Annals of Nuclear Energy., 35 (2008) 1813–1819.

[6] D.L. Hetrick, Dynamics of nuclear reactors, (1972).

[7] H. Kazeminejad, Reactivity insertion limits in a typical pool-type research reactor cooled by natural circulation, Annals of Nuclear Energy., 33 (2006) 252–261.

[8] M. Kinard, E.J. Allen, Efficient numerical solution of the point kinetics equations in nuclear reactor dynamics, Annals of Nuclear Energy, 31 (2004) 1039–1051.

[9] C. Housiadas, Lumped parameters analysis of coupled kinetics and thermal-hydraulics for small reactors, Annals of Nuclear Energy., 29 (2002) 1315-1325.

[10] F.W. Dittus, L.M.K. Boelter, Publications on engineering, University of California, Berkeley, 2 (1930) 443.

[11] A. Lashkari, H. Khalafi, S.M. Mirvakili, Neutronic analysis for Tehran Research Reactor mixed-core, Progress in Nuclear Energy., 60, (2012) 31-37.

[12] A. Lashkari, H. Khalafi, H. Kazeminejad, Effective delayed neutron fraction and prompt neutron lifetime of Tehran research reactor mixed-core, Annuals of Nuclear Energy, 55, (2013) 265-271.