Candu reaktörünün, Relap5 sistem kodu ile ısıl hidrolik güvenlik analizi.

Abstract

ÖZET Bu çalışmada, CANDU-6 reaktörünün, çeşitli geçiş durumlarındaki davranışı in celenmiştir. Sistemin benzeşimi RELAP5 termal-hidrolik bilgisayar programı ile yapılmıştır. AECL, CANDU reaktörünün geçiş durumlarının benzeşimini, CANDU sistemi için kendisi tarafından geliştirilmiş FIREBIRD ısıl hidrolik kodunu kullanarak gerçek leştirmektedir. CANDU ile ilgili yapılan tüm LOCA ve Acil Kor soğutma Sistemi analizlerinde FIREBIRD kodu kullanılmaktadır. CANDU sisteminin analizinin RE- LAP5 kodu ile yapılmasına dair çok az çalışma vardır. Sistemin normal çalışma koşulları sağlanmış ve bir döngüdeki çıkış kafalarını bir birine bağlayan borunun etkisi gözlenmiştir. Bu bağlantı borusu olduğu zaman sistemin perturbasyonlara karşı kararlı olduğu ve bu boru olmazsa ve çıkıştaki kalite değeri %l-8 aralığında ise ıraksayan basınç, akış ve kalite dalgalanmaları oluştuğu bulunmuştur. Analiz, giriş ve çıkış kafaları ve pompa girişindeki büyük (%100) ve küçük (%10) kırıklarla devam etmiştir. Sonuçlar girişteki bir büyük kırığın, çıkıştaki bir büyük kırıktan daha fazla yakıt bozulma olasılığı olduğunu göstermektedir. Fakat en kötü kırık yerinin pompa girişinde olduğu bulunmuştur. Büyük kırıklarda, küçük kırıklardan daha yüksek boşluk oranı, kalite ve zarf sıcaklığı gözlenmiştir. Küçük kırıklarda, girişteki bir kırık, çıkışa göre daha yüksek boşluk oranı, kalite ve zarf sıcaklığına neden olmuştur. Acil kor soğutma sisteminin (AKSS), incelenen durumlarda etkili olduğu bulunmuş tur. Kapatma ve AKSS 'yi başlatan paramatreler ve başlama zamanları da ince lenmiştir.

ABSTRACT In this study, the responses of CANDU-6 nuclear reactor to several transients are investigated. The simulation of the system is performed by using RELAP5 thermal- hydraulic system code. AECL performes the transient simulations of CANDU rector by using the FIRE BIRD code, developed by AECL for thermal hyraulic analysis of CANDU. All analy sis for LOCA and ECCS effectiveness were done by using the FIREBIRD code. The investigations concerning the RELAP5 analysis of CANDU systems are too few. After normal operating conditions are achived, the effect of pipe interconnecting the outlet headers in a loop is observed. It is found that, with the reactor outlet headers interconnected, the system is stable to perturbations but would exhibit divergent pressure, quality and flow oscillations if the interconnection is removed and if the quality at the reactor outlet header region is greater than 1-2% but less than 8%. Specific large (100% of flow area) and small (10% of flow area) breaks in both inlet and outlet headers and in the pump suction are analysed. Results indicate that, 100% break in the inlet header has more probability of fuel failure than the same size break in the outlet header. The worst break location is found to be the pump suction with a break size of 100%. Higher void fractions, higher outlet header quality and sheath temperatures are observed in the large break transients than that of small break transients. For small break transients, the break location in the inlet header results higher void fractions, outlet header quality and sheath temperatures than that of outlet header break transients. Emergency core cooling system (ECCS) is found to be effective for the cases anal ysed. Initiating trip parameters and time for scram and ECCS injection is also investigated.