محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی

نویسنده

چکیده مقاله:

محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه می‌باشد. بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محفظه ایمنی راکتور پس از وقوع حادثه مذکور با استفاده از برنامه VisualBasic مدلسازی شده است.در ادامه نتایج حاصل از مدلسازی و حساسیت فشار و دمای درون محفظه ایمنی راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر مورد بررسی قرارگرفته است، که نشان دهنده ناچیز بودن اثرات تغییر دمای هوای درون و بیرون محفظه ایمنی راکتور بر روی فشار و دمای مخلوط هوا و سیال انتقالی از مدار اولیه ناشی از حادثه می‌باشد. واژه های کلیدی: آنالیز حساسیت، محفظه ایمنی ساختمان راکتور ، نرم‌افزارVisualBasic، حادثهLOCA

برای دانلود باید عضویت طلایی داشته باشید

برای دانلود متن کامل این مقاله و بیش از 32 میلیون مقاله دیگر ابتدا ثبت نام کنید

اگر عضو سایت هستید لطفا وارد حساب کاربری خود شوید

منابع مشابه

بررسی پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده نوع شکست کوچک در راکتور VVER-1000 بوشهر

در این تحقیق پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده در نوع شکست کوچک در راکتور هسته‌ای VVER-1000 مورد بررسی قرار گرفته است. حادثه مورد نظر حادثه شکست 25 و 100 میلی متر در خط سرد بعد از پمپ اصلی مدار اولیه نیروگاه هسته‌ای بوشهر می‌باشد. جهت گره بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446 از کد RELAP5/Mod3.2 برای شبیه سازی استفاده شد. مدل کامل و توسعه یافته ای از نیروگاه بوشهر ب...

متن کامل

آنالیز عدم قطعیت و حساسیت سیستم‌های خنک‌کننده‌ی اضطراری نیروگاه اتمی بوشهر طی حادثه‌ی شکست کوچک در مدار اولیه

در این مقاله عدم قطعیت و حساسیت سیستم‌­های خنک­‌کننده­ی اضطراری مدارهای اولیه و ثانویه، در زمان حادثه­‌ی شکست کوچک مدار اولیه در نیروگاه اتمی بوشهر مطالعه شده است. این سیستم­‌ها شامل انباره­‌ها و سیستم‌­های خنک­‌کننده­ی اضطراری فشار بالا و پایین برای مدار اولیه، و سیستم تغذیه‌­ی آب اضطراری مدار ثانویه‌­اند. به منظور گره­‌بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446، از کد RELAP5/Mod3.2 در شبیه‌­س...

متن کامل

مدل‌سازی عددی کانال‌های خنک‌کننده راکتور VVER1000 در حالت گذرای دبی ورودی به قلب

با توجه به اهمیت ایمنی راکتورهای هسته‌ای، در این مقاله مدل‌سازی عددی جریان خنک‌کننده عبوری از قلب راکتور VVER1000 در حالت گذرای کاهش دبی ورودی بررسی شده است. بدین منظور، پس از تقسیم قلب راکتور VVER1000 بوشهر به چهار کانال، پارامترهای ترموهیدرولیکی هر کانال از جمله، توزیع دمایی خنک کننده و سوخت و افت فشار دو سر کانال محاسبه شده است. برای این مدل‌سازی، برنامه‌ای به زبانFortran90 نوشته شده است. در...

متن کامل

آنالیز اثر میله‌های کنترل بر روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران

در این مقاله به اثر حضور میله­‌های کنترل روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران در شرایط ایستا و گذرا پرداخته شده است. در این تحقیق ابتدا اثر حضور میله­‌های کنترل بر روی قله توان در %70 حضور میله­‌های کنترل در قلب رآکتور تهران به صورت یک تابع نرمالیزه شده به جای تابع معمول کسینوسی در کد TERMIC به کار رفت. نتایج حاصل از آن روی پارامترهای ترموهیدرولیکی در شرایط ایستا و گذرا بررسی گردید. ...

متن کامل

محاسبه و آنالیز ایمنی بحرانیت هسته ای محفظه حمل و نگهداری سوخت های مصرف شده در راکتور wwer-۱۰۰۰ برای دو حالت با و بدون برناپ

یکی از مشکلات نیروگاه های هسته ای در کنار تولید الکتریسته، تولید سوخت هسته ای مصرف شده است که بایستی به روش مناسب مدیریت گردند. از همین رو برخی از کشورها، نگهداری به روش خشک را برای سوخت های مصرفی انتخاب نمودهاند که از محفظه های دو منظوره برای حمل و نگهداری این سوخت های هسته ای استفاده می نمایند. یکی از انواع محفظه هایی که برای حمل و نگهداری سوخت های مصرف شده در راکتور wwer-1000 استفاده می شود،...

متن کامل

منابع من

با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید

ذخیره در منابع من قبلا به منابع من ذحیره شده

{@ msg_add @}


عنوان ژورنال

دوره 4  شماره 2

صفحات  12- 18

تاریخ انتشار 2017-06-22

با دنبال کردن یک ژورنال هنگامی که شماره جدید این ژورنال منتشر می شود به شما از طریق ایمیل اطلاع داده می شود.

میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com

copyright © 2015-2023