انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) در شرایط کاهش جریان "خنک‌کننده قلب راکتور VVER1000"

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 سپاه انصار الحسن ع

2 دانشگاه امام حسین ع

3 هیئت علمی

چکیده

در یک حادثه فرضی در راکتور که ناشی از نقص در سیستم پمپ مدار اول می‌باشد، دبی جرمی خنک‌کننده به تدریج افت پیدا کرده که در این شرایط پدیده انحراف از جوشش هسته‌ای باعث کاهش حرارت و افزایش شار حرارتی بر روی غلاف سوخت می‌شود. در این مقاله ابتدا به روش بررسی قلب تحلیل گذرای مؤلفه‌های ترموهیدرولیکی قلب راکتور 1000VVER -  در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده با استفاده از کد COBRA-EN انجام گردید. در ادامه بر اساس کاهش تغییرات زمانی توان قلب راکتور و دبی ورودی خنک‌کننده  با استفاده از ترکیب بندی قلب راکتور با کد 5RELAP در حالت گذرای کاهش جریان خنک‌کننده به میزان 30% تغییرات زمانی DNBR و تعدادی از مؤلفه‌های ترموهیدرولیکی خنک‌کننده قلب راکتور در مدت زمان s 120 بررسی گردید و نتایج با کد COBRA-EN مقایسه گردید. سپس بر اساس نتایج خروجی کد COBRA-EN در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده قلب راکتور، برای داغ‌ترین کانال قلب راکتور بر اساس مقادیر FSAR راکتور، مؤلفه‌ انحراف از جوشش هسته‌ای (DNBR) ارزیابی و تحلیل ایمنی قلب راکتور انجام گردید. جهت دقت بیشتر در محاسبات، تغییرات مؤلفه‌های طراحی و ایمنی برای سه حالت کاهش جریان در کانال داغ (30% و 60% و 90%) بررسی شده است. نتایج نشان می‌دهند با افزایش زمان جریان دوفازی می‌شود و محدودیت‌های DNBR ایجاد می‌شود ولی دمای سطح غلاف و میله سوخت از حد مجاز بیشتر نشده و قلب راکتور در محدوده ایمنی قرار دارد.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Deviation from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) in Flow Decreasing Conditions in the “Cooling Part of VVER1000 Reactor Core”

نویسندگان [English]

  • ghasem soori 1
  • masoud Abdollahzadeh 2
  • mohsen shaesteh 3
  • irdesher bagheri 3
1
2
3 دانشگاه امام حسین ع
چکیده [English]

In a hypothetical accident in a reactor, the coolant mass flow decreases gradually. In such a condition, the deviation from nucleate boiling ratio decreases the heat transfer from the fuel and increases the heat flux. In this paper, firstly, by means of a transient analysis, core analysis thermohydraulic parameters of the VVER-1000 reactor core were determined by
COBRA-EN code in the conditions of reduced coolant current. Then the time-based DNBR variations and a number of thermohydraulic parameters of reactor cooling heart in a 120 seconds time span were evaluated, based on the reduction of temporal changes of reactor heart power and the cooling inlet flow, using the RELAP5 code to model the reactor heart in the “30% cooling flow reduction” transient mode, and the results were compared with COBRA-EN code.  Then, based on the outputs of COBRA-EN code under conditions of reactor core coolant reduction, for the hottest reactor core channel based on the reactor FSAR values, the departure of nucleate boiling (DNBR) parameter was evaluated and the safety analysis of the reactor core was performed. To analyze the sensitivity of the changes, we investigated three modes of flow reduction in the hot channel (30%, 60%, and 90%). The results showed that as the time goes on, the flow becomes biphasic and DNBR limitations are established, but the surface temperature of the clad and the fuel rod do not exceed the safety limit and the reactor is within the safety range.

کلیدواژه‌ها [English]

  • : COBRA-EN code
  • Departure of Nucleate Boiling
  • CoreAnalysis
  • Hottest Fuel Channel

مراجع

  1. Basel, D.; Beghi, D.; Chierici M.; Salina, R.; Brega, E. “COBRA-EN: an Upgraded Version of the COBRA-3C/MIT Code for Thermal Hydraulic Transient Analysis of Light Water Reactor Fuel Assemblies and Cores”; ENELCRTN, Milano,  1999.##
  2. Toumi, I.; Bergeron, A.; Gallo Caruge, D. “FLICA-4: A Three-Dimensional Two-Phase Flow Computer Code with Advanced Numerical Methods for Nuclear Applications, Nuclear Applications”; Nuclear Engineering and Design 2000, 200, 139-155.##
  3. Yoo, J.; Oka, Y.; Ishiwatari, Y.; Yang, J.; Liu, J. “Subchannel Analysis of Supercritical Light Water-Cooled Fast Reactor Assembly”; Nuclear Engineering and Design 2007, 237, 1096-1105.##
  4. Liao, ; Xie, Z. “The Coupled Kinetic and Thermal-Hydraulic Three Dimensional Code System NLSANMT/COBRA-IV for PWR Core Transient Analysis”; Annals of Nuclear Energy 2003, 30, 405-412.##
  5. Ammirabile, L. “Studies on Supercritical Water Reactor Fuel Assemblies Using the Sub-Channel Code COBRA-EN”; Nuclear Engineering and Design 2010, 240, 3087-3094.##
  6. “FSAR (Final Safety Analysis Report) Chapter 4”; Atomic Energy Organization of Iran NPP Bushehr Unit 1.##
  7. Liu, X. J.; Yang, T.; Cheng, X. “Thermal-Hydraulic Analysis of Flow Blockage in a Supercritical Water-Cooled Fuel Bundle with Sub-Channel Code”; Annals of Nuclear and Engineering 2013, 59, 194-203.##
  8. Tong, L. S.; Tang, Y. S. “Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow”; Engineering & Technology, Mathematics & Statistics. 1997, 328-336.##
  9. Qing, L.; Qiu, S.; Su, G. H. “Flow Blockage Analysis of Achannel in a Typical Material Test Reactor Core”; Annals of Nuclear and Engineering 2009, 239, 5-45.##
  10. Gharari, R.;  Mataji Kojouri, N.;  Safarzaheh, O. “Determination of the allowable range of the relative power coefficientdistribution in the VVER1000 for a blockage accident”; Journal of Radiation and Nuclear Technology 2018, 04, 1-15.##
  11. Chelemer, H.; Weisman, J.; Tong, L. S. “Sub-channel Thermal Analysis of Rod Bundle Cores”; Nuclear and Engineering Des. 1972, 21, 35-45.##
  12. Tian, C. L.; Hua, J.; Yuan, L. “Flow Blockage Accident Analysis for China Advanced Research  Reactor”; Annals of Nuclear Energy 2006.##
  13. Safaei Arshi, S.; Mirvakili, S.M.; Faghihi, F. “Modified COBRA-EN code to investigate Thermal Hydraulics Analysis of the Iranian”; VVER-1000 core. Progress in Nuclear Energy 2010, 52, 589-595.##
  14. El-Wakil, M. M. “Nuclear Heat Transport”; The American Nuclear Societ, La Grange Park, USA, 1993.##
  15. Incropera, D.; Bergman, L. “Fundamentals of Heat and Mass Transfer”; John Wiley&Sons Inc., 2007.##
  16. Atomic Energy Organization of Iran (AEOI), 2005. Bushehr NPP Final Safety Analysis Report. Russia Federal Agency on Nuclear Energy, Moscow.##
  17. Qing, L.; Qiu, S.; Su, G. H. “Flow Blockage Analysis of Achannel in a Typical Material Test Reactor Core”; Annals of Nuclear and Engineering
    2009, 239, 5-45.##
  18. Lewis, E. E. “Nuclear Power Reactor Safety”; A Wiley-Interscience Publication, 1997.##

فایل ها

سابقه مقاله

  • تاریخ دریافت: 09 اردیبهشت 1398
  • تاریخ بازنگری: 03 خرداد 1400
  • تاریخ پذیرش: 07 خرداد 1400
  • تاریخ انتشار: 01 مرداد 1400

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار