آنالیز اثر میله های کنترل بر روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران

سال انتشار: 1399
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 171

فایل این مقاله در 9 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-41-2_005

تاریخ نمایه سازی: 8 دی 1400

چکیده مقاله:

در این مقاله به اثر حضور میله­ های کنترل روی پارامترهای ایمنی ترموهیدرولیکی رآکتور تهران در شرایط ایستا و گذرا پرداخته شده است. در این تحقیق ابتدا اثر حضور میله­ های کنترل بر روی قله توان در %۷۰ حضور میله­ های 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. نتیجه این بررسی ­ها در بخش ایستا با توان ۵MW، کاهش حاشیه ­های ایمنی نسبت به وضعیتی بود که میله ­های کنترل خارج از قلب بودند. در بخش گذرا نیز، تابع توزیع توان محوری در %۷۰ جای­گزین تابع کسینوسی محوری در کد PARET گردید. تاثیر مستقیم افزایش قله توان در اثر حضور میله کنترل باعث ایجاد جوشش نقطه­ ای در بخش­ هایی از کانال محوری سیال خنک­ کننده می ­گردد. تولید بخار (خلا) در جوشش نقطه ­ای و بازخورد آن باعث کاهش بیشینه قله توان و دماهای سوخت، غلاف و خنک کننده گردید. در بخش پایانی، اثر مستقیم میله ­های کنترل به همراه پارامترهای متاثر از حضور میله­ های کنترل (ضرایب راکتیویته دمایی) روی پارامترهای ترموهیدرولیکی بررسی گردید. افزایش بازخوردهای دمایی و خلا در اثر حضور میله های کنترل به همراه اثر مستقیم میله های کنترل، باعث افزایش چشمگیر تمام حاشیه ­های ایمنی ترموهیدرولیکی گردید.

نویسندگان

احمد لشکری

پژوهشکده ی رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران ایران

فرخ خوش احوال

پژوهشکده ی رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران ایران

مسعود امین مظفری

پژوهشکده ی رآکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: ۱۳۳۹-۱۴۱۵۵، تهران ایران

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • AEOI, Safety Analysis Report for the Tehran Research Reactor, Tehran-Iran, ...
  • A. Lashkari, Experimental and numerical analyses of control rods effect ...
  • A. Lashkari et al. Neutronic analysis for Tehran research reactor ...
  • M. Torabi, et al. Neutronic analysis of control rod effect ...
  • INVAP, MTR_PC V. ۳.۰. Neutronic, Thermal-Hydraulic and Shielding Calculations on ...
  • C.J. Taubman, J.H.L., WIMS-D۴ Code, A Genera description of the ...
  • E. Villarino, CITVAP v۳. ۱ Improved version of CITATION II. ...
  • INVAP, P.A. Termic V۴.۱, A Program for the thermal-Hydraulic Analysis ...
  • E., P.A.-I.S., CAUVAP v۳.۶۰, A computer program for flow distribution ...
  • A.E. Bergles, W.M. Rohsenow, Forced-Convection Surface Boiling Heat Transfer and ...
  • IAEA-TECDOC-۲۳۳, Research Reactor Core Conversion from the use of Highly ...
  • W.L Woodruff, A kinetics and thermal-hydraulics capability for the analysis ...
  • IAEA, Safety analysis for research reactors, Safety Reports Series No. ...
  • نمایش کامل مراجع