بررسی کد دراگن در مسائل استاندارد مهندسی هسته ای و کاربرد آن درمحاسبات بحرانی راکتور vver-1000
پایان نامه
- وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه شیراز - دانشکده مهندسی مکانیک
- نویسنده محسن اکبرزاده
- استاد راهنما کمال حداد فرشاد فقیهی احمد پیروزمند
- تعداد صفحات: ۱۵ صفحه ی اول
- سال انتشار 1391
چکیده
در این تحقیق کد محاسباتی دراگن به منظور شبیه سازی محاسبات تهی شدن سوخت در راکتور vver-1000 استفاده شده است. ابتدا کد دراگن برای اجرا، بر روی سیستم عامل ویندوز پیاده سازی گردید و کتابخانه های مورد نیاز آن، شامل iaea وdragon تهیه شده و سپس صحت سنجی این کد با استفاده از مسائل استاندارد تحلیلی به عمل آمد. پس از آن مجتمع های مختلف سوخت راکتور vver-1000 در کد دراگن پیاده سازی گشته و محاسبات تهی شدن بررسی گردیده است. نتایج صحت سنجی کد با نتایج قبلی حاصل از محاسبات با روشهای متفاوت مقایسه گردید و صحت مدلسازی کد تایید گردید. همچنین نتایج تهی شدن سوخت راکتور vver-1000 با مقادیر موجود در fsar مقایسه و دقت کد در محاسبات مصرف سوخت بررسی گردیده است.
منابع مشابه
محاسبات 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 اولمحاسبات نوترونیک قلب رآکتور VVER-1000 بوشهر و بررسی ارزش میله کنترل توسط کد MCNPX
In this research, required information to simulate and perform neutronic calculations for Bushehr nuclear power plant using the MCNPX code was provided. The results of the code were verified with at least one of the operational data from the reactor. In this work, by writing and implementing a comprehensive program to solve the equations of statistical distribution, neutron flux was obtained an...
متن کاملبررسی دقیق سیستمهای ایمنی - اضطراری نیروگاه های هسته ای نسل (vver-1000(v-320 و مقایسه آن با نیروگاه هسته ای بوشهر (vver-1000(v-446
چکیده ندارد.
15 صفحه اولتعیین محدوده مجاز تغییرات توان نسبی بافرض حادثه انسداد در راکتور VVER-1000
همانطور که میدانیم، در مطالعه و ارزیابی عملکرد ایمن راکتورهای هستهای، ارزیابی حوادث یکی از زمینههای بسیار حائز اهمیت است. پدید آمدن نقص در سیستم انتقال حرارت (نظیر ازدست رفتن خنک کننده LOCA و یا جریان خنک کننده LOFA) گروهی از حوادث ممکن در راکتورهای هسته ای را تشکیل میدهند. از جمله حالات گذرای ناشی از نقص در سیستم خنک کننده، حادثه انسداد موضعی مسیر جریان خنک کننده بر اثر ورود اشیا فلزی در م...
متن کاملکاربرد نانو سیال آلومینا به عنوان خنک کننده در راکتور هسته ای آب سبک در فشارفوق بحرانی (HPLWR)
هدف از این تحقیق، بررسی رفتار ترموهیدرولیکی نانوسیالات آلومینا به عنوان خنک کننده در بسته سو خت رآکتور HPLWR می باشد. راکتورهای آب سبک با بازده بالا (HPLWR) یکی از انواع راکتورهای آب سبک در فشارفوق بحرانی(SCWR) می باشد که توسط اتحادیه اروپا مورد مطالعه و طراحی قرار گرفته است. این نوع راکتور نسبت به سایر راکتورها دارای تکنولوژی ساده تر ، بازده بالا و دبی سیال خنک کننده کمتر می باشد. هیچ گونه جوش...
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 شیراز - دانشکده مهندسی مکانیک
کلمات کلیدی
میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com
copyright © 2015-2023