اندازه گیری ضریب راکتیویته توان با استفاده از معادله Inhour در رآکتور تحقیقاتی تهران

سال انتشار: 1400
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 434

فایل این مقاله در 10 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JONSAT-42-4_010

تاریخ نمایه سازی: 8 دی 1400

چکیده مقاله:

در این مقاله از روش جدیدی برای اندازه ­گیری ضریب راکتیویته دمایی و توان استفاده شد. در این روش میزان تغییرات راکتیویته کل قلب رآکتور در اثر افزایش دما یا توان به ­طور مستقیم و مستقل از ارزش و موقعیت میله­ های کنترل محاسیه می­ گردد. این موضوع باعث کاهش خطا نسبت به روش اندازه­ گیری از طریق موقعیت میله ­های کنترل شد. استفاده از این روش کاملا جدید بوده و گزارش یا مقاله ­ای در این زمینه گزارش نشده است. افزایش توان قلب باعث اعمال راکتیویته منفی در اثر فیدبک­ های دمایی می­ شود و بالعکس خنک­­ کردن قلب باعث اعمال راکتیویته مثبت می ­شود. در این روش ابتدا رآکتور در حالت خنک­کنندگی طبیعی در یک توان ثابت بحرانی می ­شود، سپس بعد از مدتی که تعادل گرمایی نسبی برقرار شد، با باز کردن شیر پروانه­­ ای رآکتور رژیم خنک­کنندگی از حالت طبیعی به حالت اجباری تغییر داده می ­شود. بدیهی است با برقراری جریان خنک­ کنندگی در زمان کوتاه تمام گرمای تولید شده در قلب در اثر گردش طبیعی به یک­باره از بین رفته و یک راکتیویته مثبت معادل با توان رآکتور تزریق می­ شود. تزریق این مقدار راکتیویته باعث افزایش توان رآکتور می­ شود. با اندازه­ گیری زمان دو برابر شدن توان، مقدار راکتیویته تزریقی با استفاده از معادله inhour به ­دست می­ آید. متوسط ضریب راکتیویته توان در محدوده آزمایش های انجام شده در حدود pcm/KW ۰۲/۱ اندازه ­گیری شد که مقدار آن هم با نتایج مطالعات قبلی و هم نتایج شبیه­ سازی ­ها سازگار است.

نویسندگان

احمد لشکری

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

میثم علیخانی

دانشکده فنی مهندسی دانشگاه آزاد اسلامی، واحد علوم و تحقیقات، صندوق پستی: ۷۷۵-۱۴۵۱۵، تهران، ایران

روح الله آهنگری شادهی

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

رضا صابری

پژوهشکده 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 :
  • E. Simon, MTR-type nuclear reactor safety analysis , A ...
  • P. Souza, et al., reactivity power coefficient determination of ...
  • A. Lashkari, M. Alikhani, Measurement and calculation of power and ...
  • A. Lashkari, Reactivity power and temperature Coefficients Determination of ...
  • AEOI, Safety Analysis Report for the Tehran Research Reactor, ...
  • AEOI, Nuclear Reactor and Safety School, TRR experiments Guide ...
  • A. Lashkari et al, Effective delayed neutron fraction and ...
  • Pablo Abbate ,INVAP, CONVEX V ۳.۴۰,., A program for ...
  • Yari, Maedeh, et al, Three dimensional analysis of temperature ...
  • ۱۰. T . M A K M A et ...
  • نمایش کامل مراجع