انحراف از جوشش هسته‌ای (Dnbr) در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده قلب راکتور Vver1000

در یک حادثه فرضی در راکتور که ناشی از نقص در سیستم پمپ مدار اول می‌باشد، دبی جرمی خنک‌کننده به تدریج افت پیدا کرده که در این شرایط پدیده انحراف از جوشش هسته‌ای باعث کاهش حرارت و افزایش شار حرارتی بر روی غلاف سوخت می‌شود. در این مقاله ابتدا به روش بررسی قلب تحلیل گذرای مولفه‌های ترموهیدرولیکی قلب راکتور 1000vver  در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده با استفاده از کد cobraen انجام گردید. در ادامه بر اساس کاهش تغییرات زمانی توان قلب راکتور و دبی ورودی خنک‌کننده  با استفاده از ترکیب بندی قلب راکتور با کد 5relap در حالت گذرای کاهش جریان خنک‌کننده به میزان 30% تغییرات زمانی dnbr و تعدادی از مولفه‌های ترموهیدرولیکی خنک‌کننده قلب راکتور در مدت زمان s 120 بررسی گردید و نتایج با کد cobraen مقایسه گردید. سپس بر اساس نتایج خروجی کد cobraen در شرایط کاهش جریان خنک‌کننده قلب راکتور، برای داغ‌ترین کانال قلب راکتور بر اساس مقادیر fsar راکتور، مولفه‌ انحراف از جوشش هسته‌ای (dnbr) ارزیابی و تحلیل ایمنی قلب راکتور انجام گردید. جهت دقت بیشتر در محاسبات، تغییرات مولفه‌های طراحی و ایمنی برای سه حالت کاهش جریان در کانال داغ (30% و 60% و 90%) بررسی شده است. نتایج نشان می‌دهند با افزایش زمان جریان دوفازی می‌شود و محدودیت‌های dnbr ایجاد می‌شود ولی دمای سطح غلاف و میله سوخت از حد مجاز بیشتر نشده و قلب راکتور در محدوده ایمنی قرار دارد.

Deviation from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) in Flow Decreasing Conditions in the “Cooling Part of VVER1000 Reactor Core”

In a hypothetical accident in a reactor, the coolant mass flow decreases gradually. In such a condition, the deviation from nucleate boiling ratio decreases the heat transfer from the fuel and increases the heat flux. In this paper, firstly, by means of a transient analysis, core analysis thermohydraulic parameters of the VVER1000 reactor core were determined by COBRAEN code in the conditions of reduced coolant current. Then the timebased DNBR variations and a number of thermohydraulic parameters of reactor cooling heart in a 120 seconds time span were evaluated, based on the reduction of temporal changes of reactor heart power and the cooling inlet flow, using the RELAP5 code to model the reactor heart in the “30% cooling flow reduction” transient mode, and the results were compared with COBRAEN code.  Then, based on the outputs of COBRAEN code under conditions of reactor core coolant reduction, for the hottest reactor core channel based on the reactor FSAR values, the departure of nucleate boiling (DNBR) parameter was evaluated and the safety analysis of the reactor core was performed. To analyze the sensitivity of the changes, we investigated three modes of flow reduction in the hot channel (30%, 60%, and 90%). The results showed that as the time goes on, the flow becomes biphasic and DNBR limitations are established, but the surface temperature of the clad and the fuel rod do not exceed the safety limit and the reactor is within the safety range.