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

مکانیزم شکست ناشی از خزش در طی حادثه شدید یک رآکتور‌ آبی‌تحت‌فشار به‌جهت انتقال مواد رادیواکتیو به محیط‌زیست از اهمیت ویژه‌ای برخوردار است. به دنبال یک حادثه شدید، حرارت واپاشی منتقل‌شده به سایر قسمت‌های سیستم‌خنک‌کننده رآکتور می‌تواند منجر به گرم‌شدن سازه‌های سیستم خنک‌کننده رآکتور (rcs) و خرابی نواحی تحت‌فشار آسیب‌پذیر شود. حادثه قطع‌کامل‌برق (sbo) بدون اقدامات اپراتور (توالی tmlb) یکی از محتمل‌ترین سناریوهایی است که ممکن است یکپارچگی rcs تحت‌فشار را تهدید کند. در این توالی، محل شکست rcs به نوع پدیده گردش‌طبیعی سیال مدار اولیه رآکتور بستگی دارد. در این تحقیق، علاوه بر مدل سازی کامل نیروگاه،  تجزیه‌و‌تحلیل حساسیت شکست‌ناشی از خزش لوله‌های‌مولدبخار (sgtr) و خط‌لوله‌اصلی‌گرم خنک‌کننده رآکتور به نوع پدیده گردش‌طبیعی، یعنی جریان‌‌همسو و غیرهمسو، با استفاده از کد melcor بررسی شده است. نتایج حاصل از دو مدل جریان‌گردش‌طبیعی ‌همسو و غیرهمسو نشان می‌دهد هنگامی که پدیده گردش‌طبیعی‌غیرهمسو غالب است، شکست‌ناشی از خزش خط‌لوله‌اصلی‌گرم خنک‌کننده رآکتور زودتر از دسته‌لوله‌های مولدبخار رخ می‌دهد. در ‌صورتی‌که در اثر ‌گردش‌طبیعی همسو لوله‌های‌مولدبخار زودتر از سایر بخش‌های خطوط‌‌اصلی سیستم‌خنک‌کننده رآکتور دچار شکست‌ناشی از خزش می‌شود. علاوه بر این، مقدار مواد رادیواکتیو منتشر‌شده به قسمت‌های مختلف نیروگاه و محیط‌زیست برای هر دو مدل برآورد شده است. نتایج نشان می‌دهد که براساس شکست، برای مدل‌های گردش‌طبیعی‌همسو و غیرهمسو به‌ترتیب 18کیلوگرم و 145.76 کیلوگرم مواد رادیواکتیو به‌صورت‌ آئروسل و بخار ‌محصولات شکافت به محفظه‌ایمنی‌رآکتور تخلیه می‌شود. از طرف‌دیگر، در گردش‌طبیعی‌همسو، حدود 136.33 کیلوگرم مواد رادیواکتیو به صورت بخار و آئروسل، از طریق شیر‌ایمنی خط‌اصلی‌بخار به محیط‌زیست منتشر می‌شود.

analysis of natural circulation types’ effect on source term during pwr severe accident

creep rupture as a failure mechanism during a severe accident in a pwr is of particular importance as it can lead to releasing radioactive materials into the environment. following a severe accident, the decay heat transferred to other parts of the reactor cooling system can result in the heat-up of rcs structures and failure of vulnerable pressure boundaries. sbo without operator actions accident (tmlb sequence) is considered one of the most likely scenarios threatening the integrity of the rcs pressure boundary. in addition to pwr plant modeling, in this sequence, the location of rupture in the rcs depends on the type of natural circulation phenomenon of the reactor’s primary side. this research investigates the sensitivity analysis of steam generator tube rupture (sgtr) and rcs hot-leg to the type of natural circulation, i.e. con-current and countercurrent, using the melcor code. the results of two models of con-current and countercurrent natural circulation show when the countercurrent natural circulation phenomenon is predominant, the rcs hot leg creep rupture occurs earlier than sgtr. however, the sgtr occurs earlier than any other part of rcs due to the concurrent natural circulation phenomenon. moreover, the amount of materials released to different parts of the plant and the environment has been estimated for both models. the results show that about 18 kg and 145.76 kg of radioactive aerosol and fission product vapor materials are ejected to the containment following the rupture for con-current and countercurrent natural circulation models, respectively. on the other hand, in the con-current natural circulation, about 136.33 kg of radioactive aerosol and fission product vapor materials are released into the environment through the main steam line safety valve.