بررسی تغییرات توزیع توان قلب راکتور بوشهر بر حسب فرسایش سوخت، در سیکل اول کار راکتور
پایان نامه
- وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه شهید بهشتی
- نویسنده حمید سرمایه
- استاد راهنما مجید شهریاری
- تعداد صفحات: ۱۵ صفحه ی اول
- سال انتشار 1386
چکیده
چکیده ندارد.
منابع مشابه
اثر تغییرات هندسی مجتمع‌های سوخت راکتور WWER-1000 بر پارامتر مصرف سوخت آنها
پیش‌بینی میزان مصرف سوخت مجتمع‌های سوخت در راکتورهای هسته‌ای از مهمترین مباحث مهندسی هسته‌ای و فیزیک راکتور است. محققان زیادی در کشورهای مختلف در زمینۀ بهبود میزان مصرف سوخت در راکتورهای هسته‌ای و افزایش شاخص‌های اقتصادی و ایمنی آن کار می‌کنند. کد DRAGON4 یک کد محاسبات سلولی و مصرف سوخت است که در دانشگاه پلی‌تکنیک مونترال کانادا توسعه یافته است. در پژوهش حاضر، ابتدا کد مذکور برای یک مجتمع سوخت ...
متن کاملبررسی رفتار مکانیکی داغ‌ترین میله سوخت راکتور 1000 مگاواتی بوشهر با استفاده از مدل قرص صلب
عملکرد ایمن و افزایش سطح مصرف سوخت از مواردی هستند که در صنعت ساخت سوخت رآکتورهای هسته‌ای مورد توجه طراحان و سازندگان قرارگرفته است. وقوع هرگونه آسیب در بدنه میله‌های سوخت ناشی از بادکردگی بیش از حد غلاف و یا فشار تماسی زیاد قرص سوخت و غلاف با یکدیگر منجر به ورود محصولات شکافت به خنک‌کننده موجود در قلب راکتور می‌شود که این اتفاق از نظر ایمنی یک امر غیرقابل‌قبول است. جهت پیش‌بینی کارکرد صحیح میل...
متن کاملتوزیع سه بعدی ایزوتوپهای حاصل از شکافت در طول سیکل اول راکتور بوشهر بوسیله کوپل کدهای cobra,citation,wims
چکیده ندارد.
15 صفحه اولبررسی فلوی نوترون یک راکتور هسته ای با مجتمع سوخت مکعبی مشابه راکتور بوشهر
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...
بررسی تغییرات راکتیویته راکتور MNSR اصفهان در اثر تغییر ضخامت لایه برلیوم سقف قلب راکتور با استفاده از کدهای محاسباتی WIMSD و MCNP و مقایسه با نتایج تجربی
In this work, the Isfahan Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) is first simulated using the WIMSD code, and its fuel burn-up after 7 years of operation ( when the reactor was revived by adding a 1.5 mm thick beryllium shim plate to the top of its core) and also after 14 years of operation (total operation time of the reactor) is calculated. The reactor is then simulated using the MCNP code,...
متن کاملبررسی و تصحیح اثرات تغییرات توان در راکتور صفر قدرت آب سنگین(HWZPR) بر روی اکتیویته نمونه های پرتودهی شده
در این مقاله، هدف بررسی اثر تغییرات شار نوترون در مدت زمان پرتودهی نمونه های مختلف بر روی اکتیویته نمونه ها و در نتیجه سایر پارامترهای فیزیکی راکتور می باشد. در راکتور HWZPR ، سیستم اتوماتیک جهت نقل و انتقال نمونه ها به درون راکتور وجود نداشته و در عمل پرتودهی نمونه ها در شار نوترونی کاملا ثابت امکان پذیر نیست. برای این منظور، ابتدا تغییری که مدت زمان افزایش توان، در پرتودهی تحت شار ثابت ایجاد ...
متن کاملمنابع من
با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید
ذخیره در منابع من قبلا به منابع من ذحیره شده{@ msg_add @}
نوع سند: پایان نامه
وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه شهید بهشتی
میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com
copyright © 2015-2023