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

در این تحقیق پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده در نوع شکست کوچک در راکتور هسته‌ای بوشهر مورد بررسی قرار گرفته است. حادثه مورد نظر حادثه شکست 25 و 100 میلی‌متر در خط سرد بعد از پمپ اصلی مدار اولیه می‌باشد. جهت گره بندی نیروگاه و راکتور از کد ریلپ 5 برای شبیه‌سازی استفاده شد. در مدل‌سازی حادثه، محدودیت‌های محافظه‌کارانه‌ای از جمله از دست دادن برق شبکه هنگام رخداد حادثه و خرابی دو دیزل ژنراتور در نظر گرفته شدند. نتایج نشان دهنده احتمال بالای این پدیده در شکست 100 میلی متر می‌باشدکه پس از 294 ثانیه مشاهده شد و سرعت سیال به 3 متر بر ثانیه رسید. مدت زمان رخ دادن این پدیده تا زمانی است که نصف قلب راکتور از آب پر شود ) 1175 ثانیه(. همچنین در شکست 25 میلی‌متر با افت سطح آب داخل راکتور به پائین‌تر از خروجی خط داغ سرعت سیال در حلقه 2 منفی شد ) 1/ 0متر بر ثانیه(. بنابراین با تبدیل بخار به مایع پس از خاموشی راکتور مقداری از حرارت ناشی از پسماند به مدار ثانویه منتقل شده و همچنین محفظه راکتور زودتر پر از آب می‌شود. این عوامل باعث ایمنی بهتر برای میله‌های سوخت و راکتور می‌شود.

Analysis of Reflux Condensation Phenomena During small Break Loss of Coolant Accident in Bushehr Reactor

In this study, the reflux condensation phenomena are investigated during the small break loss of coolant accident in the VVER1000 nuclear reactor. The accident is chosen as 25mm and 100mm of pipeline break in the cold leg between the main coolant pump and reactor inlet nozzle. The analysis is performed using the RELAP5/Mod 3.2 Code for nodalization and simulation of the nuclear power plant. The designed model for calculation is based on standardized performances of VVER1000 reactor type. The results showed the high probability of this phenomenon in the 100 mm break, which was observed after 294 seconds and the fluid velocity reached 3 m/s. The duration of this phenomenon is until half of the reactor core is filled with water (1175 s). Also, in the 25 mm break, when the water level of reactor pressure vessel dropped below the reactor outlet, the liquid velocity was negated in the hot leg of loop no.2. Therefore, by converting steam to the liquid after the reactor shutdown, some of the decay heat  is transferred to the secondary circuit and the reactor vessel is filled with water sooner. These factors provide better safety for the fuel rods and reactor core.