نتایج جستجو برای: کد انتگرالی RELAP5
تعداد نتایج: 7527 فیلتر نتایج به سال:
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...
The RELAP5/MOD3.2 R/T engineering quality plant simulation code has been developed based on the system thermal-hydraulics code RELAP5 and the nodal spatial kinetics code NESTLE. Preliminary validation of the code as an engineering simulator was performed using a series of NEA PWR control rod ejection and withdrawal problems. Real time performance for simulator applications was demonstrated for ...
در این مقاله با استفاده از دو مدل Calza-Bini و مدل گپ توصیف شده در کد Relap5 برای ضریب انتقال حرارتی گپ (فضای خالی بین قرص سوخت و غلاف) به محاسبهی ضریب هدایت گپ در فواصل محوری مختلف در مجتمعهای مختلف سوخت تابش ندیده در رآکتورهای نوع VVER-1000 پرداخته شده است. با توجه به وابستگی دو مدل فوق به دمای سطح خارجی سوخت و دمای سطح داخلی غلاف، ضریب هدایت گپ با استفاده از دو روش تزویج مدل ضریب انتقال حر...
در این مقاله عدم قطعیت و حساسیت سیستم‌های خنککنندهی اضطراری مدارهای اولیه و ثانویه، در زمان حادثه‌ی شکست کوچک مدار اولیه در نیروگاه اتمی بوشهر مطالعه شده است. این سیستم‌ها شامل انباره‌ها و سیستم‌های خنککنندهی اضطراری فشار بالا و پایین برای مدار اولیه، و سیستم تغذیه‌ی آب اضطراری مدار ثانویه‌اند. به منظور گره‌بندی نیروگاه بوشهر و راکتور VVER-1000/V446، از کد RELAP5/Mod3.2 در شبیه‌س...
در این کار، جریان جوشش فرو سرد در یک لوله عمودی به روش عددی شبیه‌سازی شده است. شبیه‌سازی در کد تجاری دینامیک سیالات محاسباتی با مدل دو سیالی به روش اولر- اولر انجام شده است. برای شبیه‌سازی جریان جوشش فرو سرد، معادلات ترکیبی این جریان، کد نویسی شده و اجرا شدند. پیش بینی درست و مناسب کسرهای حجمی در جریان جوشش فرو سرد یک مرحله مهم در مدل کردن آن است، زیرا کسرهای حجمی به شدت بر انتقال های الگوی جری...
Recent advances in the computational speed of engineering workstations have enabled the development of a real-time version of the RELAP5 [Beelman, 1996] nuclear plant simulation code with Laboratory Discretionary Research and Development (LDRD) funding. In addition, the INEL is also funding the development of an enhanced real-time version of the existing three-dimensional nodal neutron kinetics...
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...
.......................................................................................................................................................iii Summary ....................................................................................................................................................... v
The LSTF experiment simulating the SGTR accident at the Mihama Unit-2 reactor is analyzed using the RELAP5/MOD3.3 code. In the accident, and thus in the experiment, the ECC water was injected not only into the cold legs but into the upper plenum. Overall transients during the experiment such as pressures and fluid temperatures are simulated well by the code. The cold-leg fluid temperatures are ...
The nuclear community has coupled several three-dimensional Computational Fluid Dynamics (CFD) solvers with one-dimensional system thermal–hydraulic (STH) codes. This work proposes to replace the CFD solver by a reduced order model (ROM) reduce computational cost. code RELAP5-MOD3.3 and ROM of finite volume OpenFOAM are partitioned domain decomposition coupling algorithm using an implicit schem...
نمودار تعداد نتایج جستجو در هر سال
با کلیک روی نمودار نتایج را به سال انتشار فیلتر کنید