شبیه سازی ترموهیدرولیکی فشارنده (pressurizer) نیروگاه wwer-1000 در حالات گذرا
پایان نامه
- وزارت علوم، تحقیقات و فناوری - دانشگاه شیراز
- نویسنده علی تخت اردشیر
- استاد راهنما
- تعداد صفحات: ۱۵ صفحه ی اول
- سال انتشار 1380
چکیده
نیروگاه هسته ای بوشهر که در سالیان آتی در ایران شروع به فعالیت خواهد کرد نیروگاهی از نوع wwer-1000 است. در این نوع نیروگاهها عمده ترین مسئله ایمنی پارامتر فشار در مدار اولیه راکتور primery loop است که توسط فشارنده کنترل می گردد در این پژوهش ضمن توصیف سیستم تنظیم فشار در مدار اولیه فشارنده و جایگاه آن در یک نیروگاه هسته ای از نوع wwer-1000 ، سعی شده است که یک الگوی ریاضی مناسب از رفتار فشارنده در حالات گذرا ( رفتار ترموهیدرولیکی فشارنده به هنگام ورود آب به داخل آن ویا خروج اب از فشارنده ) ارائه گردد. این نوع شبیه سازی بر پایه قوانین بقای جرم و انرژی استوار است . در این رساله محاسن مدل ارائه شده توصیف گردیده و نتایج حاصله مورد بحث قرار می گیرد.در ادامه روش سنجش کارایی مدل شبیه سازی شده، ارائه گردیده و روشهای بهبود شبیه سازی توضیح داده می شود.
منابع مشابه
ارزیابی نقش حفاظ ثانویه در نیروگاه (wwer-1000) بوشهر
میدان نوترونی قلب راکتور باعث تولید رادیوایزوتوپ هایی در خنک کننده جاری در مدار اولیه یک نیروگاه هسته ای می شودکه بعضاً تابش های پر انرژی وخطرناک از خود ساطع می کنند. انرژی تابش وهمچنین مقدار اکتیوته این رادیوایزوتوپ ها به عنوان چشمه های پرتوزای موجود در خنک کننده جاری در مدار اولیه چنان است که از دیدگاه حفاظت در برابر اشعه حایز اهمیت می باشد. ازاین رو میبایست تدابیری جهت حفظ و نگهداری کارکنان ش...
15 صفحه اولشبیه سازی قلب نیروگاه 1000-vver با استفاده از کد relap-5 در حالت پایا و گذرا
چکیده ندارد.
15 صفحه اولModal Analysis of Spent Fuel Cask for WWER-1000 Reactors
The Spent Fuel Assemblies (SFAs) of WWER-1000 reactors are planned to be transported by special containers which are supposed to be designed in a manner to stand against vibrations and impacts in order to protect the spent fuel from any possible damage. The vibration opposition of these containers shall be far beyond the critical resonance, because the resonances about the natural frequency of ...
متن کاملاثر 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 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
کلمات کلیدی
میزبانی شده توسط پلتفرم ابری doprax.com
copyright © 2015-2023