طراحی نوترونیک قلب راکتور mnsr با سوخت های غنای کم (leu)
پایان نامه
- وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه شهید بهشتی
- نویسنده محمد کریم زارع درنیانی
- استاد راهنما مجید شهریاری بهزاد تیموری سیچانی
- تعداد صفحات: ۱۵ صفحه ی اول
- سال انتشار 1388
چکیده
چکیده ندارد.
منابع مشابه
طراحی نوترونیک مجتمع جدید سوخت کنترلی ویژه تست سوخت میله‌ای با غنای 5-3% در راکتور تحقیقاتی تهران
هدف از این مطالعه امکان سنجی تابش دهی سوخت میله ای UO2با غنای 5-3 درصد در راکتور تحقیقاتی تهران و بررسی معیارهای ایمنی از دیدگاه نوترونیک در شرایط بهره برداری راکتور می باشد. مجتمع سوخت کنترل میله ای دارای 12 میله سوخت به قطر خارجی cm36/1 وگام cm633/1بهصورت 4 3 می باشد. ابتدا به منظور تجزیه و تحلیل ارزش راکتیویته ی مجتمع سوخت میله ای، بارگذاری مجتمع سوخت میله ای با غنای 5-3% به قلب مرجع راکت...
متن کاملطراحی نوترونیک قلب راکتور گرافیک -گاز با سوخت اورانیوم طبیعی در حالت پایدار
محاسبات نوترونیک قلب رآکتور گازی تحقیقاتی با قدرت 20 مگاوات حرارتی و باشبکه گرافیکی (آرایه مربعی) و سوخت اورانیم طبیعی دراین پروژه صورت گرفته که انجام آن از سوی بخش مهندسی راکتور انستیتو آموزشی و پژوهشی سازمان انرژی اتمی پیشنهاد و دراین بخش نیز به اجراء درآمده است . نخست مشخصات عمومی، مزایا و محدودیت های راکتورهای دارای شبکه گرافیکی و سوخت اورانیوم طبیعی، بدون درنظرگرفتن نوع آن (تحقیقاتی یا قدر...
محاسبات مصرف سوخت راکتور چشمه نوترون مینیاتوری ایران (mnsr) در دوحالت heu و leu با استفاده از کد origen
در این تحقیق امکان سنجی تبدیل سوخت راکتور چشمه نوترون مینیاتوری (mnsr) به حالت leu انجام شده است. شبیه سازی دقیق اجزای اصلی راکتور با استفاده از کد mcnp5، امکان محاسبه ی ضریب تکثیر موثر را ایجاد نموده است. امکان جایگزینی سوخت heu با سوخت جدید leu با استفاده از کدهایorigen2.1 و mcnp5 مورد مطالعه و بررسی قرار گرفته است. نرم افزار matlab7.8به منظور تخمین طول عمر قلب راکتور در حالت leu، نتایج کد or...
15 صفحه اولتحلیل نوترونیک راکتور مینیاتوری اصفهان (mnsr) با در نظر گرفتن فرسایش سوخت توسط کدهای wims و citation
چکیده ندارد.
15 صفحه اولبررسی 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 کاملمحاسبات نوترونیک قلب راکتور vver-1000 بوشهر توسط کد mcnp
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...
15 صفحه اولمنابع 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