مطالعه‌ی واکنش مجتمع‌های سوخت قلب رآکتور VVER-1000 به تغییرات شار جرمی ناشی از حادثه‌ی از دست رفتن خنک‌کننده با استفاده از اثر صوت

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه مهندسی هسته‌ای، واحد علوم و تحقیقات، دانشگاه آزاد اسلامی، صندوق پستی: 775-14515، تهران ـ ایران

2 دانشکده‌ی مهندسی، دانشکده‌ی مهندسی انرژی، دانشگاه صنعتی شریف، صندوق پستی: 8639-11365، تهران ـ ایران

چکیده

هدف این مطالعه، شبیه­سازی گرمابی واکنش مجتمع­های سوخت قلب رآکتور 1000VVER- به تغییرات شار جرمی ناشی از حادثه­ی از دست رفتن خنک­کننده و افت فشار ناگهانی آن است. تحلیل این حادثه در بازه­ی زمانی بسیار کوتاه- در ابعاد میلی­ثانیه- با استفاده از اثر صوت صورت گرفته است. معادلات گرمابی وابسته به زمان با استفاده از روش سیال تراکم­پذیر در تک کانال گرم­شونده تحلیل و با نتیجه­های
حاصل از گذره­ی مورد نظر در یک رآکتور PWR اعتبارسنجی شده است. برای مقایسه، گذره­ی مورد نظر در کد 5RELAP نیز
شبیه­سازی شد و نتایج مورد مقایسه قرار گرفتند. سپس، با توجه به تقارن یک ششم قلب رآکتور 1000VVER- تعداد 28 مجتمع سوخت با توجه به ویژگی­های منحصربه­فرد هر مجتمع بررسی شد. افت شار جرمی پس از چند میلی­ثانیه در انتهای کانال احساس شد. مشاهده شد که افت شار جرمی به مقدار سهم هر مجتمع در تولید توان گرمابی قلب وابسته است. استفاده از اثر صوت منجر به شناسایی تفاوت در تغییرات شار جرمی ناشی از افت فشار ناگهانی، با توجه به ویژگی هر مجتمع سوخت خواهد شد.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Study of the VVER1000 reactor core fuel assemblies reaction to mass flux changes, caused by lose of coolant accident, by means of the sound effect

نویسندگان [English]

  • S Heidari 1
  • M Rahgoshay 1
  • N Vosoughi 2
  • M Athari 1
چکیده [English]

The article aims in the studying of thermal-hydraulic simulation of the VVER-1000 reactor core fuel assemblies’ reaction to the mass flux changes which are caused by the lose of coolant accident and its sudden pressure drop. The analysis of mentioned accident is performed in concise periods (mili second) by the use of the sound effect. Time-related thermal-hydraulic equations were analyzed by the method of a compressible fluid in a single heated channel and were evaluated by the results of the mentioned transient, in a PWR reactor. The mentioned transient was simulated in RELAP5 code and results were compared to the previous ones. Then, 28 reactor fuel assemblies were studied, considering the 1/6 symmetry of VVER-1000 reactor and unique features of every assembly. Mass flux drop was happened the end of the channel, after a few seconds. It was observed that mass flux is at dependent on the role of every assembly in the production of core heat power. The acoustic effect reveals some of the perturbations in mass flux changes, considering every fuel assembly features.

کلیدواژه‌ها [English]

  • fuel assembly
  • VVER-1000
  • mass flux
  • sound effect

 

P.K. Chan, IEEE Transaction on Computer Aided Design, 10, 8,  1078–1079 (1991).

  • C.K. Ooi, K.N. Seetharamu, Z.A.Z. Alauddin, G.A. Quadir, K.S. Sim, T.J. Goh, Fast transient solutions for heat transfer, 2003, in Proceedings of the Conference on Convergent Technologies for the Asia-Pacific Region (IEEE TENCON ’03), 1, 469–473 (2003).

  • P. Liu, H. Li, L. Jin, W. Wu, S.X.D. Tan, J. Yang, IEEE Transactions on Computer-Aided Design of Integrated Circuits and Systems, 25, 12, 2882–2892 (2006).

  • K.N. Proskuryakov, Recent Adv Petrochem Sci, Volume 2 Issue 1 (2017).

  • N.E. Todreas, M.S. Kazimi, Nuclear systems II: Elements of thermal hydraulic design (Vol. 2). Taylor & Francis (1990).

  • G. Forti, E. Vincenti, The codes costanza for the dynamics of liquid cooled nuclear reactor,  joint nuclear research center Ispra stablishment-Italy, reactor physics department reactor teory and analysis (1967).

  • M. Hosseini, H. Khalafi, S. Khakshournia, Progress in Nuclear Energy, 85, 108-120 (2015).

  • J.C.M. Leung, K.A. Gallivan, R.E. Henry, Critical Heat Flux Predictions During Blow down Transient, Argonne National Laboratory, Argonne, IL60439, U.S.A (1981).

  • AEOI, Reactor Final Safety Analysis Report VVER-1000 Bushehr, Chapter 4, Atomic Energy Organization of Iran (2005).

  • W. Wagner, H.J. Kretzschmar, International Steam Tables, Second edition, Faculty of Mechanical Engineering Chair of Thermo-dynamics (2007).

  • RELAP5/SCDAP//MOD3.2 Code Manuals, A Computer Code for Best-Estimate Transient Simulation of Light Water Reactor Coolant Systems During Severe Accidents, Prepared for the U.S. 1997, Nuclear Regulatory Commission, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, NUREG/CR-6150.