در بررسی پایداری قلب رآکتور 3000 مگاواتی VVER-1000، با استفاده از متغییرهای حالت و معیار روث همراه با تعیین ضرائب دمایی رآکتیویته سوخت و کندکننده نشان داده‌ایم که قلب رآکتور در مقابل اعمال رآکتیویته یک دلار و زیر یک دلار پایدار است. ضرائب دمایی سوخت و کندکننده را برحسب غلظت اسید بوریک و دما حساب کرده‌ایم؛ نتایج حاصل نشان داد که هر چه غلظت اسید بوریک در کندکننده بیشتر باشد، به علت جابجایی طیف نو...

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 ا...

نکته ی بسیار مهم در توسعه ی نیروگاههای هسته ای در آینده، قابلیت انبارش ایمن مواد پسماند پرتوزاست. روشهای دورریزی پسماند نه تنها باید از نظر مهندسی و بهداشت پرتوشناختی بی خطر باشند، بلکه باید برای افراد اجتماع نیز بی خطر باشند. اگر نیاز اخیر برآورده نشود، قوانین بازدارنده و یا لااقل محدودکننده، مانع توسعه ی بیشتر نیروگاههای هسته ای خواهند شد. پس استفاده از سوختهایی که پسماند مفید و یا قابل کنترل...

در این تحقیق با استفاده از مدل طراحی شده راکتور vver-1000 بوسیله کدrelap5/mod3.2 جهت بررسی حوادث کاهش قدرت خنک کنندگی در مدار دوم ارائه شده است. در عملکرد نیروگاه های هسته ای pwr، مدار دوم نیروگاه نقش مهمی دارد. بنابراین ارزیابی سناریوهای مختلف حوادث مدار دوم در شرایط واقعی نیروگاه بسیار حائز اهمیت است و این نتایج به عنوان یک مبنای طراحی در نیروگاه های هسته ای، ایمنی و مدیریت حادثه مورد استفاده...

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...

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...