مجله علوم و فنون هسته‌ای (Aug 2006)
تجزیه و تحلیل از دست رفتن آب خنک‌کننده در رآکتورهای هسته‌ای نوع PWR با تغییر ارتفاع در شاخه سرد بوسیله کد سیستم RELAP5/MOD3.2
Abstract
از آنجایی که رآکتور -1000 VVER طرح روسی نیروگاه هسته‌ای بوشهر با در نظر گرفتن تغییر تکنولوژی آلمانی به روسی با تغییر ارتفاع در شاخه سرد طراحی و توسعه داده شده است، ارزیابی ایمنی این سیستم‌ها برای حادثه از دست‌رفتن خنک‌کننده (LOCA) در این شاخه برای یک رآکتور معین و مقایسه نتایج حاصل با حالت بدون تغییر در ارتفاع شاخه سرد (حالت متعارف طراحی رآکتورهای هسته‌ای)، حائز اهمیت و دارای پیامدهای سودمندی از نقطه‌نظر بهره‌برداری ایمن رآکتور خواهد بود. در این مقاله سعی شده است با شبیه‌سازی به وسیله کد RELAP5/MOD3.2 در دو حالت مزبور برای یک رآکتور قدرت PWR، فرایند موردنظر در این دو حالت ارزیابی شده و نتایج دو رهیافت ضمن بحث و بررسی به رآکتور VVER بوشهر که دارای این نوع طراحی جدید و منحصربفرد است تعمیم داده شود. طراحی و شبیه‌سازی فرایند تغییر ارتفاع در شاخه سرد با کد مزبور برای رآکتور از نوع PWR، برای اولین بار در کشور انجام می‌شود و در این مقاله تنها به برخی از نتایج مهم آن اشاره شده است.
