عناصر پرتوزا در قلب رآکتور پژوهشی تهران با استفاده از کد محاسباتی 2.1 ORIGEN بررسی شدند. ابتدا، برای اطمینان از نحوه­ی مدل­سازی، نتایج با نتایج «گزارش تحلیل ایمنی رآکتور پژوهشی تهران (SAR)» برای قلب مشابه، مقایسه شد. پس از اطمینان از درستی نتایج، محاسبه برای قلب C-57 رآکتور، انجام شد. براساس نتایج حاصل و با استفاده از کدهای مربوطه، امکان ارزیابی اثرهای پرتوشناختی ناشی از آزاد شدن عناصر پرتوزا د...

مدیریت پسماندهای تولید­شده در رآکتور، یک جنبه ­ی مهم از چرخه­ ی سوخت هسته­ ای است. در این پژوهش سعی شده است بدون ایجاد تغییر چشمگیری در ساختار اصلی قلب یک رآکتور تحقیقاتی­، مقدار پسماند تولیدشده در انتهای چرخه­ ی کاری به حداقل ممکن برسد، به گونه­ ای که گرمای حاصل از واپاشی عنصرهای پرتوزا در پسماند به کم­ترین مقدار ممکن کاهش یابد. برای محاسبه­ های میزان مصرف سوخت و پارامترهای نوترونیکی قلب رآکتو...

حل عددی معادله‌های ترموهیدرولیکی حاکم بر قلب رآکتور PBMR با استفاده از مدل ناحیه‌های متخلخل بررسی شد. در این بررسی ابتدا با توجه به وجود دماهای بسیار بالا در قلب، از کد NJOY برای تولید سطح مقطع در این دماها استفاده شد. سپس توسط کد MCNP4C قدرت حرارتی در راستای عمودی و شعاعی به دست آمد که این دو به عنوان منابع قدرت حرارتی در قلب رآکتور وارد نرم‌افزار CFX.12 شد و با توجه به وجود حدود 450000 مجتمع ...

پایش توزیع توان قلب رآکتور، یکی از اصلی‌ترین چالش‌ها در بهره‌برداری ایمن از رآکتورهای هسته‌ای است. تعداد و چیدمان آشکارسازهای یک سیستم پایش قلب باید به نحوی باشد تا ضمن استخراج بیش­ترین میزان اطلاعات از حالت قلب رآکتور، تا حد ممکن از گردآوری اندازه‌گیری‌های مشابه و وابسته اجتناب شود. تئوری اطلاعات از کارآمدترین روش‌های تعیین محل و تعداد بهینه ابزارهای اندازه‌گیری است. در این پژوهش، تأثیر عامل ف...

هدف این پژوهش تعیین روشی است که به وسیله‌ی آن بتوان رآکتورهای بزرگی هم چون VVER1000 را با مدل نقطه‌ای توصیف کرد و معادلات سینتیک نقطه‌ای را در آن‌ها به کار برد. با این روش می‌توان مقدار رآکتیویته‌ی درون قلب رآکتور را در حالت‌های گذرا با دقت بسیار خوبی به صورت لحظه‌ای بدون آن‌که بزرگی و ابعاد رآکتور تأثیری در معادلات سینتیک رآکتور و مقدار رآکتیویته‌ی اندازه‌گیری شده داشته باشد، تعیین نمود. در ای...

پس از سالها بهره‌برداری از نیروگاههای WWER 1000/320 روسی و آشکار شدن نقصهای رآکتور مدل V-320 بکار رفته در آنها، متخصّصان روسی به کمک کارشناسان آمریکایی و آژانس بین‌المللی انرژی اتمی و همچنین مراکز تحقیقاتی داخل و خارج، نیروگاه جدیدی از نوع WWER-1000 با رآکتور جدید مدل V-392 را معرفی کردند. اصلاحات در این رآکتور شامل سوخت، سیستمهای ایمنی هسته‌ای، طراحی نوترونی و گرمابی (هیدروترمال) قلب رآکتور، اب...