الملخص

تمت في هذه الورقة محاكاة وتحليل للحالة العابرة المفترض حدوثها في قلب مفاعل تاجوراء مباشرة بعد إيقاف المفاعل نتيجة تعطل مضخات المبرد. هدف هذه الدراسة هو حساب العوامل الأساسية المتصلة بالسلامة وذلك بعد توقف المضخات والذي يؤدي مباشرة إلى انطفاء المفاعل وبدأ انسياب ماء التبريد خلال قلب المفاعل من حوض المفاعل إلى خزان الطوارئ والذى يوفر تبريد للمفاعل لمدة 89 ثانية بعد تعطل المضخات. قلب المفاعل بمركز البحوث النووية بتاجوراء هو من نوع IRT-4 ووقوده منخفض التخصيب (UO2-Al of 19.7 %) ومجموعات الوقود مصنعة على مجموعتين، احداهما تحتوي على 6 أنابيب والمجموعة الاخرى تحتوي على 8 أنابيب. الحد الأقصى للطاقة التشغيلية للمفاعل هو 10 ميجاوات. في هذه الدراسة للحالة العابرة تم تحليل وحدة الوقود الأكثر سخونة، حيث حددت الوحدة الأكثر سخونة بناء على نتائج دراسة سابقة للحالة المستقرة. أظهرت النتائج للحالة العابرة أن درجة حرارة مائع التبريد تزيد من 67.7 إلى حوالي 75 درجة مئوية في غضون 86.5 ثانية بعد إيقاف المفاعل كما أن درجة الحرارة للغلاف تنخفض من 105.5 إلى 70.6 درجة مئوية في غضون 12 ثانية من توقف المفاعل ثم تزيد إلى أقصى درجة حرارة لها مقدارها حوالي 89 درجة مئوية بعد 86.5 ثانية. تمت مقارنة نتائج الحالة العابرة أثناء ملء خزان الطوارئ مع النتائج التي تم الحصول عليها من مختبر أرجون الوطني ((ANL. وأوضحت المقارنة أن هناك اختلافات معتبرة بين درجات حرارة غلاف الوقود التي تم حسابها في هذه الدراسة وتلك المتحصل عليها من مختبر أرجون الوطني ((ANL حيث أن نتائج هذه الدراسة أكثر منطقية لأن النموذج الرياضي لهذه الدراسة أستخدم فرضيات قليلة لمحاكاة الحالة العابرة في مفاعل تاجوراء بالمقارنة بتلك التي استخدمها ANL، كما أن باحثو مختبر أرجون الوطني لم يقوموا بمحاكاة فترة العشرة ثواني الأولى التي تلت إيقاف المفاعل.

ABSTRACT

Simulation and analysis has been performed for the transient state after core scram caused by postulated cost-down of all three operating primary pumps of the Tajoura nuclear reactor. The scope of this study is to calculate the core important safety related parameters during the filling of the emergency tank after scram. The reactor at Tajoura Nuclear Research Center (TNRC) is a pool type and the core is IRT-4M type. The core fuel is LEU UO2-Al of 19.7 % U235 . The fuel assemblies include 6-tubes and 8-tubes. The maximum operating power for the reactor is 10 MW. The hottest fuel-assembly is used in the analysis and the initial conditions for the transient state is taken from the results of previous study which was established for the steady state core operation. The results from the analysis of the transient state showed that the fluid temperature increases from 67.7 oC to about 75 oC within 86.5 seconds from the core scram, where the clad temperature drops from 105.5 oC to 70.6 oC within 12 seconds from the scram, then increases to its maximum temperature of about 89 oC at 86.5 seconds from the core scram. The results of the transient state are compared with the results obtained from Argonne National Laboratory (ANL). The comparison shows significant differences between the temperatures calculated in this study and those obtained from Argonne National Laboratory (ANL). The results from this model appear more logical than those of ANL. This is because of the fewer assumption made in this study compared with that of ANL, moreover ANL does not simulate the first 10 seconds follows the scram.