بررسی پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی راکتور در اثر حادثه شکسته شدن شاخه سرد خنک‌کننده

نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

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

2 دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه صنعتی ارومیه، ارومیه، ایران

3 دانشجوی دکتری، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه صنعتی ارومیه، ارومیه، ایران

چکیده

از زمانی‌که انرژی هسته‌ای به‌عنوان یک انرژی کاربردی و مفید شناخته شده است در راستای آن  مسائل ساختار، عملکرد و ایمنی نیروگاه‌ها و حفاظت محیط زیست نیز حائز اهمیت می‌باشند. سیستم‌های هسته‌ای به‌دلیل اینکه اگر حادثه‌ای رخ دهد ممکن است مواد رادیواکتیو به محیط زیست نشت پیدا کند و باعث آلودگی محیط زیست گردد، از اهمیت فوق العاده‌ای برخوردار هستند. در راکتورهای هسته‌ای یکی از خطرناکترین حوادثی که ممکن است اتفاق بیفتد حادثه از دست دادن خنک‌کننده می‌باشد که مهمترین این حوادث شکسته شدن گیوتینی شاخه خنک‌کننده سرد یا گرم 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 تک حجمی در نظر گرفته شده است و معادلات بقای جرم و انرژی 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 2016 انجام شده است. نمودارهای تغییرات فشار، دما، کیفیت و انتقال حرارت با زمان ترسیم گردیده  و سپس نتایج به دست آمده با نتایج موجود مقایسه شده است.

کلیدواژه‌ها

موضوعات

عنوان مقاله [English]

Investigation of Thermo-Hydraulic Parameters of Reactor Containment due to Cold-Leg Break Accident

نویسندگان [English]

  • Mohammad Bagher Mohammad Sadeghiazad 1 2
  • Farzad Choobdar Rahim 3
1 Associate Professor, Department of Mechanical Engineering, Azarbaijan Shahid Madani University, Tabriz, Iran. | Department of Mechanical Engineering, Urmia University of Technology, Urmia, Iran.
2 Associate Professor, Department of Mechanical Engineering, Azarbaijan Shahid Madani University, Tabriz, Iran. | Department of Mechanical Engineering, Urmia University of Technology, Urmia, Iran.
3 Ph.D. Candidate, Department of Mechanical Engineering, Urmia University of Technology, Urmia, Iran.
چکیده [English]

Since the nuclear energy has been recognized as a useful energy, the subject of structure, operation and safety and environmental protection have also been important. In the nuclear reactors, one of the most dangerous accidents that can occur is the loss of coolant accident, that the most important of these events is the guillotine breaking in cold or hot leg coolant, which, this will melt the reactor core if it is not stopped. This paper presents one of the most dangerous accidents in reactor containments known as loss of coolant accident in its worst condition which is called large break loss of coolant accident. The specific type of large break loss of coolant accident is double ended cold leg break which means totally guillotine type of break in cold leg pipe. This modeling is performed in single volume method in Advanced Pressurized water reactor which is one of the most sophisticated safe reactors that has ever been built. The conservation mass and energy equations have been used in this modeling and the modeling software applied in our analysis is MATLAB, and the results are compared with the Advanced Pressurized-1000 water reactor safety, security and environmental reports.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Reactor containment
  • Thermohydraulic
  • Single volume modeling
  • Guillotine fracture
  • Two phase

مراجع

[1] UK Compliance document for AP1000 design, Section A UK safety case Overview, A.2 AP1000 safety philosophy, A 50, (2007).
[2] The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant, Plant Description,Copyright 2003, Westinghouse Electric Co., LLC.,(2007) 17.
[3] UK AP1000 Safety, Security, and Environmental Report,Chapter6, 6.2.2.2.3 Component Description, (2007) 2-18.

[4] Heng Xie, Numerical simulation of AP1000 LBLOCA with SCDAP/RELAP 4.0 cod, Journal of Nuclear Science and Technology, 54)2017( 969-976.

[5] Eltayeb Yousif, Zhijian Zhang, Zhaofei Tian, 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, 45(2017) 13.

[6] Sh. Sheykhi, S. Talebi, M. Soroush, E. Masoumi, Thermal-hydraulic and stress analysis of AP1000 reactor containment during LOCA in dry cooling mode, Nuclear Science and Techniques,73(2017) 13.

[7] J. Yang, W. W. Wang, S. Z. Qiu, W. X. Tian, G. H. Su, and Y. W. Wu,  Simulation and analysis on 10-in. cold leg small break LOCA for AP1000,Annals of Nuclear Energy, 46(2012) 81–89.

[8] L. L. Zheng Limin, Analysis of reactor coolant system leak for AP1000 nuclear power plant, Nuclear Techniques, 39(2016) 9.

[9] Omid Noori-Kalkhoran, Amir Saied Shirani, Rohollah Ahangari, Simulation Of Containment Pressurization In ALarge Break-Loss Of Coolant Accident Using Single-Cell and Multicell Models and CONTAIN Code, Nuclear Engineering and Technology, 48(2016) 1140-1153.
 
[10] Neil E. Todreas, Mujid S. Kazimi, NUCLEAR SYSTEMS 1 Thermal Hydraulic Fundamentals, Massachusetts Institute of Technology,HEMISPHERE PUBLISHING CORPORATION 1990, Chapter 7, (2007) 239.
[11] F.P. Incropera, D.P. DeWitt, Fundamentals of Heat Transfer, Wiley, Hoboken, NJ, (1981).
[12] Omid Noori-Kalkhoran, Mohammad Rahgoshay, Abdolhamid Minuchehr, Amir Saied Shirani, Analysis of thermal–hydraulic parameters of WWER-1000containment in a large break LOCA, Annals of Nuclear Energy, 68(2014) 101-111.
[13] UK AP1000 Safety, Security, and Environmental Report, Chapter3,8-122, (2007) 3.
[14] UK AP1000 Safety, Security and Environmental Report, Chapter 6, Section LOCA, DECL, (2007).
[15] Matlab-2016a. Mathworks Company, March (2016).
نشریه مهندسی مکانیک امیرکبیر
دوره 53، شماره 3
خرداد 1400
صفحه 1591-1606

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار