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...

محاسبه و آنالیز حساسیت پارامترهای ترموهیدرولیکی محفظه ایمنی ساختمان راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر در اثر حادثه از دست دادن خنک کننده مدار اصلی بررسی رفتار فشار هوای درون محفظه ایمنی ساختمان راکتور (کانتینمنت) در اثر حادثه LOCA و حساسیت آن نسبت به دمای داخل و بیرون محفظه ایمنی راکتور از جمله موارد حائز اهمیت در طراحی سیستم‌های ایمنی می‌باشد. در این پژوهش معادلات حاکم بر پدیده‌های مختلف درون محف...

یکی از آثار تابش­های هسته­ای در مواد، جابه‌جایی اتم­ها از جایگاه خود در شبکۀ بلوری است. برای محاسبۀ آسیب تابش نوترون باید طیف انرژی اتم‌های پس­زدۀ اولیه و همچنین توزیع زاویه­ای و مکانی آن‌ها را محاسبه کرد. برنامۀ AMTRACK به منظور محاسبۀ این اطلاعات توسعه یافته است. این برنامه با استفاده از خروجی Ptrac کد MCNPX و تحلیل آن، اطلاعات مربوط به اتم­های پس­زده را به دست می‌آورد. در این مطالعه، فولاد ز...

طیف و توزیع شار نوترون از مهمترین پارامترهای فیزیکی برای بررسی رفتار قلب راکتور هسته ای است. در این پایان نامه، قلب راکتور هسته¬ای بوشهر مدل روسی vver-1000 (نسخه v-446) و راکتور آلمانی مدل pwr-1300 (biblis b) با استفاده از کد محاسباتی mcnpx 2.6 شبیه سازی شده اند. برنامه کامپیوتری به کمک تالی f4 و مش تالی اجراء گردیده و شار نوترون قلب هر کدام از راکتورهای مزبور در سه ناحیه¬ی حرارتی، فوق حرارتی و...

یکی از موارد مهم در طراحی راکتور های هسته ای، لحاظ کردن فاکتور های ایمنی در آنها می باشد. از جمله مهمترین این فاکتورها، کنترل توان راکتور و خاموش سازی آن در هنگام وقوع حادثه است که میله های کنترل نقش بسیار موثری در این زمینه دارند. باتوجه به پیشرفت روز به روز کدها ی هسته ای، استفاده از کد mcnp به عنوان یک کد پیشرفته باعث هر چه واقعی تر شدن نتایج حاصل از شیبه سازی می شود. در این تحقیق اطلاعات لا...

یکی از مهمترین مسائلی که در مبحث ایمنی راکتور مورد بحث قرار می گیرد، اندازه گیری مقدار دقیق توان راکتور می باشد. لذا استقرار سیستم های اضافی، باعث ارتقاء ایمنی راکتور می شود. در راکتور قدرت بوشهر ( bnpp) از آب سبک به عنوان کند کننده و خنک کننده استفاده می شود. یکی از ایزوتوپ های طبیعی اکسیژن، o17 است که 039/0 درصد از اکسیژن طبیعی را تشکیل می دهد]9 [. برهمکنش نوترون سریع با هسته o17 ایزوتوپ رادی...

آغاز کشف و گسترش انرژی هسته ای، به سال 1932 میلادی که نوترون توسط چادویک کشف شد بر می گردد. این کشف از چند نظر دارای اهمیت بود. اولا، تشریح ساختار اتم به شکل قابل قبول تری امکان پذیر شد و نشان داده شد که هر ویژه هسته می تواند چندین ایزوتوپ مختلف داشته باشد. ثانیا، نوترون ذره ی جدیدی بود که برای بمباران هسته ی اتم و ایجاد واکنش های مصنوعی در اختیار دانشمندان فیزیک هسته ای قرار گرفت. دانشمندانی چ...

عدم خاموشی راکتور به دنبال هر رخداد عملیاتی پیش بینی شده، منجر به حالت گذرای بدون خاموشی (atws) می شود که میتواند خسارت های جدی به سوخت وارد کند. به همین منظور برای خاموش سازی راکتور در زمان حادثه به یک سیستم حفاظتی با قابلیت اطمینان بالا نیاز است. مهمترین عامل در دسترس نبودن سیستم حفاظتی راکتور (rps) عملکرد ناموفق میله های کنترل برای وارد شدن به قلب در زمان حادثه می باشد. برای مثال در برخی م...

با توجه به اهمیت ایمنی راکتورهای هسته‌ای، در این مقاله مدل‌سازی عددی جریان خنک‌کننده عبوری از قلب راکتور VVER1000 در حالت گذرای کاهش دبی ورودی بررسی شده است. بدین منظور، پس از تقسیم قلب راکتور VVER1000 بوشهر به چهار کانال، پارامترهای ترموهیدرولیکی هر کانال از جمله، توزیع دمایی خنک کننده و سوخت و افت فشار دو سر کانال محاسبه شده است. برای این مدل‌سازی، برنامه‌ای به زبانFortran90 نوشته شده است. در...

حوادث هسته‌ای چرنوبیل و فوکوشیما نشان دادند که حادثۀ هسته‌ای مسئله‌ای در مقیاس منطقه‌ای نیست و هسته‌های پرتوزا تحت شرایط جوی، صدها و هزاران کیلومتر پخش و انتقال می‌یابند و تأثیر درازمدت نامطلوب و خطرناک روی محیط‌زیست و سلامتی انسان‌ها می‌گذارند. با توجه به اهمیت این موضوع، در این مقاله به شبیه‌سازی انتقال، پخش جوی و نهشت آلاینده‌های هسته‌ای رهاشده از حادثۀ فرضی نیروگاه بوشهر با استفاده از مدل H...