نتایج جستجو برای: vver 1000
تعداد نتایج: 70754 فیلتر نتایج به سال:
در این تحقیق پدیده چگالش بخار برگشتی در طی حادثه از دست رفتن خنک کننده در نوع شکست کوچک در راکتور هسته‌ای VVER-1000 مورد بررسی قرار گرفته است. حادثه مورد نظر حادثه شکست 25 و 100 میلی متر در خط سرد بعد از پمپ اصلی مدار اولیه نیروگاه هسته‌ای بوشهر می‌باشد. جهت گره بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446 از کد RELAP5/Mod3.2 برای شبیه سازی استفاده شد. مدل کامل و توسعه یافته ای از نیروگاه بوشهر ب...
This paper describes the results of an analysis of loss of coolant accidents (LOCA's) for the Soviet designed, light water cooled and moderated reactors referred to as VVERs. The VVER unit selected for this analysis is designated as VvER-440 Model 213. This plant generates 440 Mwe and is of current interest since meen are now operating and additional units are in various stages of construction ...
This work deals with the assessment of burnup capabilities Serpent Monte Carlo code to predict spent nuclear fuel (SNF) isotopic concentrations for low-enriched uranium (LEU) at different levels up 47 MWd/kgU. The irradiation six UO2 experimental samples in three VVER-1000 reactor units has been simulated and predicted actinides 244Cm have compared corresponding measured values. results show a ...
یکی از سیستم‌های مهم از نظر ایمنی، سیستم پاشش آب در پوشش ایمنی رآکتور است که در زمان حادثه برای محدود نمودن خروج مواد پرتوزا به ویژه ید از درون پوشش ایمنی رآکتور به بیرون و نیز کاهش فشار و دمای درون کره‌ی فلزی طراحی شده است. عملکرد این سیستم توسط طراح نیروگاه با روشهای احتمالاتی و با بهره‌گیری از نرم‌افزار ریسک اسپکتروم ارزیابی شده است. در این مقاله با کمک تحلیل احتمالاتی و با استفاده از نرم...
همانطور که می‌دانیم، در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هسته‌ای، ارزیابی حوادث یکی از زمینه‌های بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت (نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده LOFA) گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل می‌دهند. از جمله حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در م...
Feasibility of using Gd 2 O 3 particles in VVER-1000 fuel assembly for controlling excess reactivity
In this research, required information to simulate and perform neutronic calculations for Bushehr nuclear power plant using the MCNPX code was provided. The results of the code were verified with at least one of the operational data from the reactor. In this work, by writing and implementing a comprehensive program to solve the equations of statistical distribution, neutron flux was obtained an...
نمودار تعداد نتایج جستجو در هر سال
با کلیک روی نمودار نتایج را به سال انتشار فیلتر کنید