تحلیل ایمنی پرتودهی مجتمع سوخت آزمایشی HWRR در قلب رآکتور تحقیقاتی تهران با استفاده از تجهیز آزمون مدار باز

سال انتشار: 1400
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 216

فایل این مقاله در 9 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-42-3_011

تاریخ نمایه سازی: 8 دی 1400

چکیده مقاله:

مجتمع HWRR یک مجتمع سوخت از نوع میله­ای تجهیز شده می­باشد که با الگوگیری از طرح مفهومی برجام برای رآکتور اراک ساخته شده است. آزمایش­های درون قلب این سوخت به­منظور ارزیابی پارامترهای نوترونی و ترموهیدرولیکی در قلب رآکتور تحقیقاتی تهران و با استفاده از یک وسیله آزمایشی با عنوان تجهیز آزمون مدار باز انجام می­گردد. تحلیل ایمنی حوادث محتمل این تجهیز آزمایش یکی از مراحل ضروری پیش از عملیاتی شدن آن می­باشد. به همین منظور، تحلیل سه حادثه وخیم از حوادث محتمل، شامل دو سناریوی حادثه LOFA و سناریوی خنک­شوندگی مجتمع با استفاده از جریان طبیعی سیال در زمان خاموشی ناگهانی شبیه­سازی شده است. محاسبات نوترونی برای تعیین توان میله­های سوخت با استفاده از کد MCNPX و تحلیل ترموهیدرولیکی به روش CFD انجام شده است. نتایج تحلیل­ها نشان می­دهد در دو سناریوی LOFA با وجود فراتر رفتن دمای سطح غلاف و خنک­کننده از دمای اشباع و تشکیل بر روی غلاف حباب بخار، دمای سوخت و غلاف با حاشیه ایمنی مناسبی همچنان در بازه معیار طراحی قرار داشته و یکپارچگی سوخت به خوبی حفظ می­شود. در سناریوی خنک شوندگی با استفاده از جریان طبیعی سیال نیز دماها در تمام نقاط کم­تر از دمای اشباع هستند.

کلیدواژه ها:

مجتمع سوخت تجهیزشده HWRR ، تجهیز آزمون مدار باز ، رآکتور تحقیقاتی تهران ، تحلیل حادثه LOFA

نویسندگان

ابراهیم عابدی

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران- ایران

حسین خلفی

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران- ایران

سیدمحمد میروکیلی

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران- ایران

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • N. F. Harrison, AECL’S Experimental Fuel and Materials Test Loops ...
  • B.G. Kim, J. M. Sohn, K.N. Choo, Development Status of ...
  • W. Wiesenack, T. Tverberg, The OECD Halden reactor project fuels ...
  • M. Ishihara, and et al., Current Status Of Jmtr. ۶th ...
  • M.A. Fütterer, and et al., Next generation fuel irradiation capability ...
  • S. Ahn et al., Development of Fuel Test Loop in ...
  • AEOI, Final Safety Analysis Report of Tehran Research Reactor, (۲۰۰۹) ...
  • S.S. Arshi, H. Khalafi, and M.M. Mirvakili, Assessment of safety ...
  • S.S. Arshi, H. Khalafi, and M.M. Mirvakili, Preliminary thermal-hydraulic safety ...
  • Iran and E۳+۳, Joint Comprehensive Plan of Action-JCPOA, (۲۰۱۵) ...
  • D. B. Pelowitz, MCNPX User’s Manual, Version ۲.۶.۰, (۲۰۰۸) ...
  • Daxesoft Ltd., PIPE FLOW EXPERT User Guide, http://www.pipeflow.co.uk, (۲۰۱۶) ...
  • ANSYS, ANSYS-fluent User's Guide. Release ۱۷.۰, (۲۰۱۶) ...
  • A. G. Grofft, A user manual for the ORIGEN۲.۱ computer ...
  • Ministry of Russian Federation of Atomic Energy, Final Safety Analysis ...
  • Grofft, A. G., A user manual for the ORIGEN۲.۱ computer ...
  • نمایش کامل مراجع