ارزیابی مشخصات چشمه درون پوش ناشی از حادثه LOCA در استخر سوخت مصرف شده واحد 1 نیروگاه هسته ای بوشهر با استفاده از کد MELCOR
عنوان دوره: بیست و نهمین کنفرانس ملی هسته‌ای ایران
نویسندگان
1گروه آموزشی هسته‌ای راکتور-بخش هسنه‌ای-دانشکده مکانیک-دانشگاه شراز
2بخش مهندسی هسته ای، دانشکده مهندسی مکانیک، دانشگاه شیراز، شیراز، ایران
چکیده
آنالیز حوادث شدید در استخر ذخیره سوخت های مصرف شده نیروگاه‌های هسته ای بعلت حجم بسیار بالای مواد رادیواکتیو در استخر اهمیت بالایی از نقطه نظر ارزیابی نوع و نرخ مواد پرتوزا به محفظه ایمنی نیروگاه و محیط بیرون و در نتیجه تدوین برنامه اقدام اضطراری دارد. در این مقاله به آنالیز غلظت رادیونوکلئیدهای آزاد شده به درون محفظه ایمنی نیروگاه هسته‌ای VVER-1000/V446 ناشی از حادثه LOCA در استخر سوخت مصرف شده پرداخته می‌شود. شبیه‌سازی حادثه LOCA با مدلسازی استخر و محفظه ایمنی نیروگاه در کد MELCOR و اعمال سناریوی حادثه در ورودی اعمال می گردد. سپس با مدلسازی سیستم های تهویه محفظه ایمنی، مشخصات چشمه درون آن در دو حالت حضور و عدم حضور این سیستم ها مورد ارزیابی قرار می گیرد. نتایج بیانگر تأثیر قابل توجه سیستم‌های فیلتراسیون محفظه ایمنی بر روی غلظت مواد پرتوزا درون محفظه بوده و نشان می‌دهد غلظت رادیونوکلئیدها تا حد زیادی کاهش می‌یابد.
کلیدواژه ها