مدل‌سازی ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی راکتور در اثر حادثه از دست دادن خنک‌کننده به روش چند حجمی

نوع مقاله : علمی پژوهشی

نویسندگان

1 دانشیار، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شهید مدنی آذربایجان، تبریز

2 دانشجوی دکتری، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه صنعتی ارومیه، ارومیه

3 استادیار، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه محقق اردبیلی، اردبیل

چکیده

یکی از خطرناکترین حوادثی که ممکن است در راکتورهای هستهای اتفاق بیافتد حادثه از دست دادن
خنککننده میباشد که مهمترین این حوادث، حادثه شکسته شدن گیوتینی شاخه خنککننده سرد یا گرم راکتور در
حین بهرهبرداری در قدرت بالا میباشد که در صورت مهار نشدن آن منجر به ذوب قلب راکتور میگردد. در این مقاله
شکستگی گیوتینی که در شاخه سرد خنککننده یک راکتور آب تحت فشار اتفاق میافتد مدلسازی شده است. در
مدلسازی انجام شده محفظه ایمنی به صورت چندحجمی لایهای عمودی در نظر گرفته شده است و معادلات بقای
جرم، انرژی و ممنتوم مربوط به آن نوشته شده و تاثیر انتقال حرارت و میعان بر روی آن بررسی شده است. لازم به
توضیح است که مدلسازی با نرم افزار متلب 9102 انجام شده است. نمودارهای تغییرات فشار، دما و انتقال حرارت با
زمان ترسیم گردیده و سپس نتایج به دست آمده با نتایج موجود مقایسه شده است.

کلیدواژه‌ها


[1] De Boeck, B., “A review of containment accidents”,
Nuclear Engineering Design, 145, 279e288, (1993).
[2] IAEA Safety Standards, Specific Safety Guide No.
SSG-53, Design of the Reactor Containment and
Associated Systems for Nuclear Power Plants,
International Atomic Energy Agencyvenna, (2019).
[3] Sadeghiazad, M. M., and Choobdar, F., Rahim,
“Investigation of Thermo-Hydraulic Parameters of
Reactor Containment due to Cold-Leg Break
Accident”, Amirkabir Journal Mechanical
Engineering, 53(5), (2021). (in Persian (فارسی
[4] UK Compliance document for AP1000 design,
Section a UK safety case Overview, A.2 AP1000
safety philosophy, A 50, (2007).
[5] The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant,
Plant Description, Copyright2003, Westinghouse
Electric Co., LLC. 17, (2007).
[6] UK AP1000 Safety, Security, and Environmental
Report, Chapter6, 6.2.2.2.3 Component Description,
A.2 AP1000 safety philosophy, A 50, pp2-18 (2007).
[7] Kljenak, I., Mavko, B., “Simulation of containment
thermalhydraulics in the Marviken Blowdown 16
experiment with ASTEC and CONTAIN codes”,
Nuclear Engineering Design. Vol. 241, No., PP.
1063-1070, (2011).
[8] Xie., Heng, “Numerical simulation of AP1000
LBLOCA with SCDAP/RELAP 4.0 code”, Journal
of Nuclear Science and Technology, Vol. 54. No.,
pp. 969-976, (2017(.
[9] Yousif, Eltayeb., Zhang, Zhijian, Tian, Zhaofei, and
Hao-ran, Ju., “Simulation and Analysis of Small
Break LOCA for AP1000 Using RELAP5-MV and
Its Comparison with NOTRUMP Code”, Science
and Technology of Nuclear Installations, Vol. 45,
No., pp. 13-25, (2017).
[10] Sheykhi, Sh., Talebi, S., Soroush, M., Masoumi, E.,
“Thermal-hydraulic and stress analysis of AP1000
reactor containment during LOCA in dry cooling
mode”, Nuclear Science and Techniques,Vol. 73,
No,. pp. 52-68, (2017).
[11] Yang, J., Wang, W. W., Qiu, S. Z., Tian, W. X., Su,
G. H., and Wu, Y. W., “Simulation and analysis on
10-in. cold leg small break LOCA for AP1000”,
Annals of Nuclear Energy, Vol. 46, No., pp. 81-89,
(2012).
[12] Zheng Limin, L. L., “Analysis of reactor coolant
system leak for AP1000 nuclear power plant”,
Nuclear Techniques, Vol. 39, No., pp. 25-36, (2016).
[13] Noori-Kalkhoran, O., Shirani, A. S., Ahangari, R.,
“Simulation Of Containment Pressurization In
ALarge Break-Loss Of Coolant Accident Using
Single-Cell and Multicell Models and CONTAIN
Code, Nuclear Engineering and Technology, Vol.
48, No., pp. 1140-1153, (2016).
[14]S.Jiménez,A.Cornejo,L.G.Barbu,A.H.Barbat,
S.Ollr, “Failure pressure analysis of a nuclear reactor
prestressed concrete containment building”,
Engineering Structures, Vol. 236, No., pp. 112052,
(2021).
[15] Bae, Byoung-Uhn., Lee, Jae Bong., Park, Yu-Sun.,
Kim, Jongrok, Kang, Kyoung-Ho., “Integral effect
test for steam line break with coupling reactor
coolantsystem and containment using ATLASCUBE
facility”, Nuclear Engineering and
Technology, Vol. 53, No. 8, pp. 2477-2487, (2021).
[16] Papini, D., Grgi_c, D., Cammi, A., Ricotti.,
“Analysis of different containment models for IRIS
small break LOCA”, using GOTHIC and RELAP5
codes, Nuclear Engineering Design, Vol. 241, No.,
pp. 1152-1164, (2011).
[17] Kim, T.-M., Park, J.-H., “A containment analysis for
SBLOCA in the refurbished Wolsong-1 nuclear
power plant”, Nuclear Engineering Design, Vol.
241, No., pp. 3804-3811, (2011).
[18] Ozdemir, O.E., George, T.L., Marshall, M.D.,
Daiichi, Fukushima., “Unit 1 power plant
containment analysis using GOTHIC”, Annals
Nuclear Energy, Vol. 85, No., pp.621-632, (2015).
[19] Noori-Kalkhoran, O., Rahgoshay, M., Minuchehr,
A., Shirani, A.S., “Analysis of thermalehydraulic
parameters of WWER-1000 containment in a large
break LOCA”, Annals Nuclear Energy, Vol. 68, No.,
pp. 101-111, (2014).
[20] Chen, Y.-S., Yuann, Y.-R., Dai, L.-C., “Lungmen
ABWR containment analyses during short-term
main steam line break LOCA using GOTHIC”,
Nuclear Engineering Design, Vol. 247, No., pp. 106-
115, (2012).
[21] Lin, A., Chen, Y.-S., Yuann, Y.-R., “Kuosheng
Mark III containment analyses using GOTHIC”,
Nuclear Engineering Design, Vol. 263, No., pp.
255-262, (2013).
[22] Jimenez, G., Serrano, C., Lopez-Alonso, E., Molina,
M.d.C., Calvo, D., Garcı´a, J., Queral, C., Zuriaga,
J.V., Gonz_alez, M., “BWR Mark III containment
analyses using a GOTHIC 8.0 3D model”, Annals
Nuclear Energy, Vol. 85, No., pp. 687-703, (2015).
[23] E. Sonntag, Richard Claus Borgnakke, Gordon J.
Van Wylen, “Fundamentals of Thermodynamics” ,
6th edition, Wiley, (2002).
[24] Neil E. Todreas, Mujid S. Kazimi, “NUCLEAR
SYSTEMS 1 Thermal Hydraulic Fundamentals”,
Massachusetts Institute of Technology,
HEMISPHERE PUBLISHING CORPORATION,
Chapter 7, pp. 239, (2021).
[25] F.P. Incropera, D.P. DeWitt, Fundamentals of Heat
Transfer, Wiley, Hoboken, (1981).
[26] UK AP1000 Safety, Security, and Environmental
Report, AP1000 safety philosophy, Chapter 3, pp. 8-
122, (2007).
[27] Noori-Kalkhoran, O., Rahgoshay, M., Minuchehr,
A., Shirani, A. S., Analysis of thermal–hydraulic
parameters of WWER-1000containment in a large
break LOCA, Annals of Nuclear Energy, Vol. 68, pp.
101-111, (2014).
[28] UK AP1000 Safety, Security and Environmental
Report, Chapter 6, Section LOCA, DECL, pp. 1255,
(2007).
[29] Matlab-2019. Mathworks Company, March
(2019).