ارزیابی حالت گذار حوادث منجر به ذوب محلی بدون رخداد خاموش‌سازی اضطراری با تلفیق کدهای محاسباتی mcnpx و cobra/en

مخاطرات ناشی از رخداد ذوب محلی، به دلیل دشواری پایش، از نظر ایمنی نیروگاه‌های هسته‌‌ای دارای اهمیت ویژه‌ای می‌باشند. عدم برداشت حرارت، به‌صورت کلی و محلی می‌تواند ایمنی رآکتور را مختل نماید. حوادث محلی جریان که منجر‌به رخداد خاموشی‌اضطراری نشوند، می‌تواند باعث ایجاد بخار محلی بالای صفر درصد (حجمی) و ذوب محلی غلاف شود. در پژوهش اخیر، با هدف تحلیل حالت گذار و پایدار حوادث محتمل به رخداد ذوب محلی سوخت، حوادث اصلی منطبق‌بر رخدادهای atws شامل از دست رفتن پمپ، انسداد موضعی جریان و افزایش سطح توان و ‌‌برخی ترکیبات بررسی شده‌اند. بعد ‌‌‌‌‌از تلفیق کد‌های محاسباتی mcnpx و cobra/en، محاسبات با در نظر گرفتن تحلیل زیرکانال و شرایط مرزی انجام‌ شده و توسط fsar اعتبارسنجی شده است. نتایج بررسی سناریوهای محتمل و معیارهای خاموشی اضطراری رآکتور برای شرایط بدبینانه نشان داد، به‌میزان حداقل 18‌%، 470 کیلو پاسکال و 204 درجه کلوین از حدود لازم برای رخداد خاموشی‌اضطراری در نتیجه‌ی، کاهش نرخ جریان خنک‌کننده، حداکثر میزان افت فشار کانال، و سقف دمای غلاف سوخت، حاشیه وجود دارد. نتایج پژوهش اخیر نشان می‌دهد، درصد حجمی بخار بالای صفر تا حدود 70‌% به‌مدت 12 دقیقه در برخی از کانال‌ها رخ داده و در شرایط وخیم‌تر میزان نسبت بخار بالاتر می‌باشد. با توجه به فرکانس رخداد حوادث مورد بررسی، در شرایط عادی، نقاط خشک و تبعاً ذوب محلی سوخت وجود دارد. فاصله کمیت‌ها از حدود خاموشی‌اضطراری، مقادیر عدم قطعیت و اعتبارسنجی مدل توسط مدارک معتبر صحه بر صحت نتایج دارد.

transient parameters analysis of non-scrammed local melting accident scenarios using mcnpx and cobra/en

the risk assessment of local nuclear fuel melting in nuclear power plants (npps) due to its localized nature and the difficulty in accurate monitoring is of vital importance for safe operation of nuclear reactors. experiences have shown that flow blockage accident without safety control rod axe man (scram) can lead to local nuclear fuel melting which consequently affect the safety of npps. the purpose of this study is to analyze the transient states leading to local fuel melting based on atws-related events given in fsar of the vver-1000/v446 nuclear reactor including pump failure, local blockage, power level increasing and their combinations. in this work, a coupling framework is first developed based on the mcnpx and the cobra/en codes. after validation with available data, the results showed that despite 18% deviation from the mass flow rate reduction limitation, 470 kpa from the channel pressure drop limitation, and 204k from the clad temperature limitation in the most pessimistic situation, the reactor scram does not occur. however, in these conditions (where scram does not occur), 70% void fraction for 12 minitues is observed in some channels. therefore, there may be dry spots and local melting of fuel in normal operational and atws conditions that need to be identified. according to the results, the occurrence of the void fraction above zero is locally expectant and an appropriate monitoring system should be used to identify weakness points of the system.