چکیده راکتورهای تحقیقاتی در سرتاسر جهان به منظور برآورد اهداف گوناگونی مورد استفاده قرار می گیرند. از جمله کاربردهای این راکتور ها می توان به مواردی نظیر تحقیقات، آزمایشات، آموزش، تولید رادیوایزوتوپ و تست مواد اشاره کرد. در مرکز تحقیقات هسته ای هند، راکتور تحقیقاتی چند منظوره (mprr)، جهت افزایش ظرفیت تولید رادیوایزتوپ توسط راکتور تحقیقاتی dhruva، طراحی شده است. البته بر طبق اطلاعاتی که در 28 آوریل 2011 منتشر شده است، ساخت آن هنوز انجام نگرفته است. این راکتور تحقیقاتی از نوع استخری با قدرت mwt20 و مشخصاتی مشابه راکتور طراحی شده در این پژوهش دارد. آب سبک در این راکتور نقش خنک کننده و آب سنگین نقش بازتابنده را بر عهده دارد. سوخت راکتور، سوخت جامد اورانیوم (u3si2-al) با غنای 19.75% و از نوع صفحه ای است. حادثه کمبود خنک کننده (loca)، یکی از مهم ترین حوادث پایه طرح، محسوب می شود. این حادثه در اثر ایجاد شکستگی در لوله های مدار خنک کننده ی اولیه رخ می دهد. با وقوع شکستگی میزان سیال خنک کننده در استخر راکتور کاهش می یابد که منجر به از بین رفتن توانایی برداشت حرارت از صفحات سوخت خواهد شد. اگرچه احتمال وقوع یک شکستگی بزرگ در راکتورهای تحقیقاتی بسیار پایین است، جهت اطمینان از ایمنی راکتور لازم است که این حادثه مورد بررسی قرار گیرد. در این پایان نامه، حادثه loca در mprrمورد بررسی قرار گرفته است. روش کار به چهار گام اصلی تقسیم می شود. در مرحله ی اول طراحی ترموهیدرولیکی مبدل های حرارتی، پمپ ها و خطوط لوله انجام گرفته است. در مرحله دوم به منظور انجام محاسبات نوترونیک راکتور و مدلسازی دو بعدی و سه بعدی قلب از کدهای wims-d4 و ‍‍citation-pc استفاده شده است. کد wims-d4 به منظور تولید ثابت های گروهی (سطح مقطع ها) در بسته سوخت استاندارد و کنترل، کربن، آب سنگین و آب سبک مورد استفاده قرار گرفته است. ضریب تکثیر موثر و توزیع شار نوترونی با استفاده از کد ‍‍citation-pc و در نظر گرفتن پنج گروه انرژی محاسبه شده است. در مرحله ی سوم شبیه سازی نیروگاه به وسیله ی کد relap5/mod3.2 در حالت پایدار صورت گرفته است و در مرحله ی پایانی حادثه ی کاهش خنک کننده در قسمت های مختلف مدار اولیه خنک کننده بررسی شده است. وقایع گوناگونی ممکن است منجر به بروز حادثه کاهش خنک کننده در این راکتور تحقیقاتی شود. به عنوان مثال می توان به مواردی نظیر شکستگی و نشت سیال از خطوط لوله و شیرهای قرار گرفته در سیستم خنک کننده اولیه،شکستگی در لوله های مخصوص پرتوافکنی و همچنین شکستگی در دیواره استخر که ممکن است در اثر وقوع حوادث وخیم مانند زلزله های شدید رخ دهد، اشاره کرد. تمامی این وقایع را می توان در دو گروه اصلی دسته بندی کرد. دسته اول حوادث مربوط به یک شکستگی بزرگ در بالای صفحه نگهدارنده قلب است که ممکن است در اثر وقوع شکستگی در لوله های مخصوص پرتوافکنی رخ دهد. دسته دوم در ارتباط با شکستگی های بزرگ در زیر صفحه نگهدارنده قلب است که ممکن است در خطوط لوله یا شیر های مربوط به سیستم خنک کننده اولیه اتفاق بیفتد. بر اساس نتایج به دست آمده در هر دو مورد داغترین دمای کانال داغ، زیر نقطه ذوب غلاف که 587 درجه سیلسیوس است، باقی می ماند. بنابراین می توان گفت این راکتور تحقیقاتی چند منظوره در برابر حادثه کاهش خنک کننده از ایمنی مناسبی برخوردار است. واژگان کلیدی: - راکتور های تحقیقاتی چند منظوره - حادثه کمبود خنک کننده - کد wims-d4 - کد ‍‍citation-pc - کد relap5/mod3.2

با توجه به کاربردهای فراوان راکتورهای تحقیقاتی و هم چنین تعداد کم این راکتورها در داخل کشور، در این پژوهش به شبیه سازی و طراحی ترموهیدرولیکی یکی از جدیدترین مدل های این نوع راکتورها پرداخته شده است. در واقع علت اصلی انتخاب این موضوع، نیاز کشور به این دسته از راکتورها که کاربردهای فراوانی در زمینه های مختلف آموزشی، پزشکی، تحقیقاتی و ... دارند، می باشد. راکتوری که در این پژوهش مورد بررسی قرار گرفته از نوع چندمنظوره می باشد. شکل کلی، ساختار قلب، داده های نوترونیک و مقداری از اطلاعات ترموهیدرولیکی این راکتور مربوط به راکتور تحقیقاتی هندی mprr می باشد که قابلیت تولید توان 20 مگاوات را دارا است. اما سایر اجزا و اکثر داده های ترموهیدرولیکی مورد نیاز از جمله پمپ ها، مبدل های حرارتی، خط لوله ها و ... در این پژوهش طراحی شده اند. پس از طراحی های انجام گرفته، کل قلب و مدار اولیه ی این راکتور با استفاده از کد ?relap شبیه سازی شده و سپس عملکرد راکتور در حالت دائم و گذرا بررسی شده است. با توجه به نکات مشترک فراوان این راکتور با راکتور هندی در پایان نتایج حاصل با تحلیل های موجود از راکتور mprr مقایسه شده و نتایج قابل قبولی به دست آمده است. نتایج حاصل از تحلیل ترموهیدرولیکی این راکتور در حالت دائم، بیان گر کارکرد مناسب این راکتور و کاهش چند درجه ای دمای سوخت و هم چنین غلاف و سیال خنک کننده نسبت به راکتور هندی است. فاصله ی زیاد بیشینه ی دمای سوخت تا حدود مجاز و دمای شروع جوشش هسته ای یکی دیگر از نکات مثبت قابل ذکر می باشد. هم چنین در تحلیل حالت گذرا، به بررسی حادثه ی lofa پرداخته شده است. در این قسمت سیستم ایمنی راکتور مورد بررسی قرار گرفته و توانایی این راکتور در حفظ ایمنی خود در برابر حادثه ی مذکور مورد تأیید قرار گرفته است. در این حادثه نرخ جریان در داخل قلب به علت از کار افتادن پمپ های اصلی کاهش می یابد که با تمهیدات در نظر گرفته شده پمپ های کمکی به موقع وارد عمل می شوند و تا حدودی این افت را کنترل می کنند. هم چنین با ورود میله های کنترل به داخل قلب و خاموش شدن راکتور در مدت زمان کمتر از 4 ثانیه پس از وقوع حادثه، افزایش دمای ناشی از افت نرخ جریان به خوبی مهار می شود. نتایج به دست آمده از شبیه سازی حادثه بسیار مشابه خروجی های حاصل از بررسی همین حادثه برای راکتور هندی می باشد و البته بازهم به مانند حالت دائم بیشینه ی دماها در این راکتور کمتر از نمونه ی هندی است. به طور کلی حاصل تحلیل های ترموهیدرولیکی صورت گرفته بر روی این راکتور تحقیقاتی 20 مگاواتی رضایت بخش بوده و به نظر می رسد در بعضی موارد حتی کارآیی بهتری نسبت به راکتور هندی دارد.