شماره ركورد كنفرانس :
4200
عنوان مقاله :
تحليل ترموهيدروليكي كنترل كننده فشار ايمني نيروگاه اتمي در طي حادثه LOFA
پديدآورندگان :
حمزه پور شرفند نجمه دانشگاه آزاد اسلامي واحد علوم و تحقيقات بوشهر، دانشكده فني و مهندسي، گروه مهندسي هسته اي-راكتور , سپانلو كامران پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي , ظريفي احسان پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي , مستي داريوش دانشگاه آزاد اسلامي واحد علوم و تحقيقات بوشهر، دانشكده فني و مهندسي، گروه مهندسي هسته اي-راكتور
كليدواژه :
محفظه كنترل كننده فشار , حادثه LOFA , رآكتور VVER-1000 , كد RELAP5
عنوان كنفرانس :
اولين همايش ملي مهندسي قدرت و نيروگاه هاي هسته اي
چكيده فارسي :
يكي از سيستم هاي كمكي نيروگاه كه نقش بسيار مهمي در كنترل فشار مدار اول ايفا مي كند محفظه كنترل كننده فشار (Pressurizer) مي باشد. وظيفه اصلي محفظه كنترل كننده فشار حفظ فشار مدار اول و تثبيت آن در سطوح مختلف قدرت رآكتور و نيز محدود كردن انحرافات و نوسانات فشار در مواقع اضطراري و گذرا مي باشد. با توجه به اهميت محفظه كنترل كننده فشار در رآكتورهاي آب تحت فشار، جهت اطمينان از حفظ فشار مدار اوليه خنك كننده، داشتن مدل محاسباتي مناسب جهت پيش بيني رفتار آن در شرايط عادي و گذراي نيروگاه بسيار ضروري است. در اين مقاله به آناليز و بررسي نتايج بهترين تخمين از محاسبات محفظه كنترل كننده فشار در رآكتور VVER-1000 با بكارگيري نُدبندي مناسب از كد RELAP5 پرداخته شده است. همچنين نتايج مربوط به عملكرد آن در طي حادثه LOFA با استفاده كد مذكور محاسبه و با گزارشات FSAR رآكتور VVER-1000 بوشهر مقايسه شده است.
