آنالیز اثرات انواع گردش طبیعی جریان بر میزان انتشار مواد رادیواکتیو در طی حادثه شدید نیروگاه PWR

سال انتشار: 1402
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 138

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-44-1_010

تاریخ نمایه سازی: 26 دی 1401

چکیده مقاله:

مکانیزم شکست ناشی از خزش در طی حادثه شدید یک رآکتور آبی تحت فشار به جهت انتقال مواد رادیواکتیو به محیط زیست از اهمیت ویژه ای برخوردار است. به دنبال یک حادثه شدید، حرارت واپاشی منتقل شده به سایر قسمت های سیستم خنک کننده رآکتور می تواند منجر به گرم شدن سازه های سیستم خنک کننده رآکتور (RCS) و خرابی نواحی تحت فشار آسیب پذیر شود. حادثه قطع کامل برق (SBO) بدون اقدامات اپراتور (توالی TMLB) یکی از محتمل ترین سناریوهایی است که ممکن است یکپارچگی RCS تحت فشار را تهدید کند. در این توالی، محل شکست RCS به نوع پدیده گردش طبیعی سیال مدار اولیه رآکتور بستگی دارد. در این تحقیق، علاوه بر مدل­سازی کامل نیروگاه،  تجزیه و تحلیل حساسیت شکست ناشی از خزش لوله های مولدبخار (SGTR) و خط لوله اصلی گرم خنک کننده رآکتور به نوع پدیده گردش طبیعی، یعنی جریان همسو و غیرهمسو، با استفاده از کد MELCOR بررسی شده است. نتایج حاصل از دو مدل جریان گردش طبیعی همسو و غیرهمسو نشان می دهد هنگامی که پدیده گردش طبیعی غیرهمسو غالب است، شکست ناشی از خزش خط لوله اصلی گرم خنک کننده رآکتور زودتر از دسته لوله های مولدبخار رخ می دهد. در صورتی که در اثر گردش طبیعی همسو لوله های مولدبخار زودتر از سایر بخش های خطوط اصلی سیستم خنک کننده رآکتور دچار شکست ناشی از خزش می شود. علاوه بر این، مقدار مواد رادیواکتیو منتشر شده به قسمت های مختلف نیروگاه و محیط زیست برای هر دو مدل برآورد شده است. نتایج نشان می دهد که براساس شکست، برای مدل های گردش طبیعی همسو و غیرهمسو به ترتیب ۱۸کیلوگرم و ۷۶/۱۴۵ کیلوگرم مواد رادیواکتیو به صورت آئروسل و بخار محصولات شکافت به محفظه ایمنی رآکتور تخلیه می شود. از طرف دیگر، در گردش طبیعی همسو، حدود ۳۳/۱۳۶ کیلوگرم مواد رادیواکتیو به صورت بخار و آئروسل، از طریق شیر ایمنی خط اصلی بخار به محیط زیست منتشر می شود.

کلیدواژه ها:

نویسندگان

عارف الدین زرنوشه فراهانی

بخش مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، کدپستی: ۷۱۹۳۶۱۶۵۴۸، شیراز - ایران

فرامرز یوسف پور

پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۸۴۸۶-۱۱۳۶۵، تهران- ایران

محمدرضا نعمت اللهی

بخش مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، کدپستی: ۷۱۹۳۶۱۶۵۴۸، شیراز - ایران

احمد پیروزمند

بخش مهندسی هسته ای، دانشکده مکانیک، دانشگاه شیراز، کدپستی: ۷۱۹۳۶۱۶۵۴۸، شیراز - 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 :
  • S.A. Eide, et al., Reevaluation of Station Blackout Risk at ...
  • R.O. Gauntt, et al., State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project, MELCOR ...
  • M. Lee, J.S. Wu, Ex-Vessel Releases of Radionuclides During Molten ...
  • نمایش کامل مراجع