هدیه احمدی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای راکتور
کامران سپانلو - پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
احسان ظریفی - پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
داریوش مستی - دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای راکتور

حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر شکستگی کامل یکی از لوله های خنک کننده مدار اول رآکتور (-LB LOCA (یکی از مهم ترین حوادث مینای طراحی (DBA (در تحلیل ایمنی نیروگاه هسته ای می باشد. در طی این حادثه انتشار انرژی حاصل از تخلیه آب پر فشار خنککننده مدار اول به داخل فضای پوشش ایمنی نیروگاه، در صورتی که پوشش ایمنی توان تحمل این افزایش ناگهانی فشار را نداشته باشد میتواند همراه با شکستگی آن با خروج مواد رادیواکتیوبه محیطزیست، خسارات جبرانناپذیری ایجاد نماید. بنابراین محاسبه پیک فشار در طی این حادثه یکی از مهمترین موارد محاسبات ایمنی در نیروگاه میباشد. در این مقاله رفتار گذرای ترموهیدرولیکی راکتور 1000-VVER بوشهر در طی حادثه LOCA-LB با استفاده از کد RELAP5 مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده از تحلیل حادثه با استفاده از کد RELAP5 نشان داد که یک توافق منطقی با نتایج ارایه شده در گزارشات تحلیل ایمنی (FSAR (نیروگاه اتمی بوشهر وجود دارد. همچنین نتایج نشان دادند که با عملکرد موثر سیستم های حفاظتی در آغاز حادثه، راکتور همچنان حاشیه ایمنی خود را حفظ می نماید.

رآکتور 1000-VVER ،حادثه LOCA-LB ،پوشش ایمنی رآکتور، کد RELAP5