یکی از سیستم‌های مهم از نظر ایمنی، سیستم پاشش آب در پوشش ایمنی رآکتور است که در زمان حادثه برای محدود نمودن خروج مواد پرتوزا به ویژه ید از درون پوشش ایمنی رآکتور به بیرون و نیز کاهش فشار و دمای  درون کره‌ی فلزی طراحی شده است. عملکرد این سیستم توسط طراح نیروگاه با روش‌‌های احتمالاتی و با بهره‌گیری از نرم‌افزار ریسک اسپکتروم ارزیابی شده است. در این مقاله با کمک تحلیل احتمالاتی و با استفاده از نرم...

میله‌های کنترل و ایمنی، سیستم تخلیه‌ی اضطراری آب سنگین، سیستم اندازه‌گیری سطح آب و سیستم‌های مربوط به تنظیم توان رآکتور، سیستم‌هایی هستند که در رآکتور صفر- قدرت آب سنگین (HWZPR) برای کنترل رآکتیویته مورد استفاده قرار می‌گیرند. بنابراین مقدار رآکتیویته‌ی معادل میله‌های کنترل و ایمنی باید معیارهای لازم برای ایمنی رآکتور را فراهم نمایند. کاربرد میله‌های ایمنی، در خاموش کردن رآکتور به صورت معمول و ...

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...

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...

مجموعه رآکتور هسته­ای 446-V به کار گرفته شده در طرح 91/99AES- به منزله­ی پروژه­ی بهینه شده­ی رآکتور 1000WWER-<span style="font-...

حادثه از دست رفتن خنک‌کننده ناشی از کاهش حجم سیال خنک‌کننده مدار اول است. عامل مستقیم این حادثه، خرابی یا خستگی مکانیکی ماده تشکیل‌دهنده اجزای مدار اول در هنگام عملکرد نیروگاه است. این حادثه که یک حادثه‌ی مبنای طرح است و عامل مهمی در ارزیابی ایمنی نیروگاه هسته‌ای است. درصورتی‌که شکست در خط لوله اصلی مدار اول با قطر بیش از ۲۵ درصد سطح مقطع خط لوله رخ دهد، به آن شکست بزرگ اطلاق می‌شود. در این مقا...

از آنجایی که رآکتور -1000 VVER طرح روسی نیروگاه هسته‌ای بوشهر با در نظر گرفتن تغییر تکنولوژی آلمانی به روسی با تغییر ارتفاع در شاخه سرد طراحی و توسعه داده شده است، ارزیابی ایمنی این سیستم‌ها برای حادثه از دست‌رفتن خنک‌کننده (LOCA) در این شاخه برای یک رآکتور معین و مقایسه نتایج حاصل با حالت بدون تغییر در ارتفاع شاخه سرد (حالت متعارف طراحی رآکتورهای هسته‌ای)، حائز اهمیت و دارای پیامدهای سودمندی ا...

در این مقاله به اثر حضور میله­‌های کنترل روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران در شرایط ایستا و گذرا پرداخته شده است. در این تحقیق ابتدا اثر حضور میله­‌های کنترل بر روی قله توان در %70 حضور میله­‌های کنترل در قلب رآکتور تهران به صورت یک تابع نرمالیزه شده به جای تابع معمول کسینوسی در کد TERMIC به کار رفت. نتایج حاصل از آن روی پارامترهای ترموهیدرولیکی در شرایط ایستا و گذرا بررسی گردید. ...