سال انتشار: 1395
کد COI مقاله: RSTCONF03_020
زبان مقاله: فارسیمشاهده این مقاله: 629
فایل این مقاله در 7 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد
با استفاده از پرداخت اینترنتی بسیار سریع و ساده می توانید اصل این مقاله را که دارای 7 صفحه است به صورت فایل PDF در اختیار داشته باشید.
آدرس ایمیل خود را در کادر زیر وارد نمایید:
مشخصات نویسندگان مقاله ارزیابی ترموهیدرولیکی پوشش ایمنی راکتور VVER-1000 بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5
چکیده مقاله:
حادثه از دست دادن خنک کننده در اثر شکستگی کامل یکی از لوله های خنک کننده مدار اول رآکتور LB-LOCA یکی از مهم ترین حوادث مینای طراحی DBA در تحلیل ایمنی نیروگاه هسته ای ی باشد. در طی این حادثه انتشار انرژی حاصل از تخلیه آب پر فشار خنککننده مدار اول به داخل فضای پوشش ایمنی نیروگاه، در صورتی که پوشش ایمنی توان تحمل این افزایش ناگهانی فشار را نداشته باشد میتواند همراه با شکستگی آن با خروج مواد رادیواکتیو به محیطزیست، خسارات جبران ناپذیری ایجاد نماید. بنابراین محاسبه پیک فشار در طی این حادثه یکی از مهمترین موارد محاسبات ایمنی درنیروگاه میباشد. در این مقاله رفتار گذرای ترموهیدرولیکی راکتور VVER-1000بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5 مورد بررسی قرار گرفته است. نتایج به دست آمده از تحلیل حادثه با استفاده از کد RELAP5 نشان داد که یک توافق منطقی با نتایج ارائه شده در گزارشات تحلیل ایمنی FSAR نیروگاه اتمی بوشهر وجود دارد. همچنین نتایج نشان دادند که با عملکرد موثر سیستم های حفاظتی در آغاز حادثه، راکتور همچنان حاشیه ایمنی خود را حفظ می نماید.
کلیدواژه ها:
کد مقاله/لینک ثابت به این مقاله
کد یکتای اختصاصی (COI) این مقاله در پایگاه سیویلیکا RSTCONF03_020 میباشد و برای لینک دهی به این مقاله می توانید از لینک زیر استفاده نمایید. این لینک همیشه ثابت است و به عنوان سند ثبت مقاله در مرجع سیویلیکا مورد استفاده قرار میگیرد:https://civilica.com/doc/557351/
نحوه استناد به مقاله:
در صورتی که می خواهید در اثر پژوهشی خود به این مقاله ارجاع دهید، به سادگی می توانید از عبارت زیر در بخش منابع و مراجع استفاده نمایید:احمدی، هدیه و سپانلو، کامران و ظریفی، احسان و مستی، داریوش،1395،ارزیابی ترموهیدرولیکی پوشش ایمنی راکتور VVER-1000 بوشهر در طی حادثه LB-LOCA با استفاده از کد RELAP5،سومین کنفرانس بین المللی پژوهش در مهندسی، علوم و تکنولوژی،https://civilica.com/doc/557351
در داخل متن نیز هر جا که به عبارت و یا دستاوردی از این مقاله اشاره شود پس از ذکر مطلب، در داخل پارانتز، مشخصات زیر نوشته می شود.
برای بار اول: (1395، احمدی، هدیه؛ کامران سپانلو و احسان ظریفی و داریوش مستی)
برای بار دوم به بعد: (1395، احمدی؛ سپانلو و ظریفی و مستی)
برای آشنایی کامل با نحوه مرجع نویسی لطفا بخش راهنمای سیویلیکا (مرجع دهی) را ملاحظه نمایید.
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 :- Choobdar Rahim, F., Rahgoshay, M., Mousavian, S. K. (2012). A ...
- FSAR of BNPP-1. (2003). Final Safety Analysis Report of Bushehr ...
- No ori-Kalkhoran, Omid. Minuchehr, Abdolhamid. Rahgoshay, Mohammad. and Shirani, Amir ...
- No ori-Kalkhoran, Omid. Minuchehr, Abdolhamid. Rahgoshay, Mohammad. and Shirani, Amir ...
- Rahgoshay, M. and Has hemi -Tilehnoee, M. (2016). Pressure distribution ...
- Ransom, V.H. Wagner, R.J. Trapp, J.A. Johnsen, G.W. Miller, C.S. ...
- Shoushtari, M.M. Jafari, J. Aghaie, M. Vosoughi, N. and Nemati. ...
- Todreas, N. E., Kazimi and M.S. (1982). Nuclear system I, ...
- Varpasuo, P. (1996). The seismic reliability of VVER-1000 NPP prestressed ...
- Yuan, K. Qie, W.Q. Tong, L.L. Cao, X.W. (2013). Analysis ...
مدیریت اطلاعات پژوهشی
اطلاعات استنادی این مقاله را به نرم افزارهای مدیریت اطلاعات علمی و استنادی ارسال نمایید و در تحقیقات خود از آن استفاده نمایید.
علم سنجی و رتبه بندی مقاله
مشخصات مرکز تولید کننده این مقاله به صورت زیر است:
در بخش علم سنجی پایگاه سیویلیکا می توانید رتبه بندی علمی مراکز دانشگاهی و پژوهشی کشور را بر اساس آمار مقالات نمایه شده مشاهده نمایید.
مقالات پیشنهادی مرتبط
- پیل های سوختی پلیمری و موتورهای هیبریدی
- طراحی حفاظ برای یک راکتور یکپارچه مورد استفاده به عنوان پیشران هسته ای با استفاده از کد MCNPX
- تحلیل ایمنی حادثه LOFA در راکتور 1000-VVER با استفاده از کد RELAP5
- تحلیل ایمنی پوشش ایمنی نیروگاه اتمی بوشهر در طی حادثهLB-LOCA
- آنالیز احتمالاتی ایمنی سیستم تزریق بور به مدار اول TW در نیروگاه اتمی بوشهر ازنقطه نظر ذوب قلب راکتور و با استفاده از روش تحلیل درخت خطا
مقالات فوق بر اساس داده کاوی مقالات مطالعه شده توسط پژوهشگران محاسبه شده است.
به اشتراک گذاری این صفحه
اطلاعات بیشتر درباره COI
COI مخفف عبارت CIVILICA Object Identifier به معنی شناسه سیویلیکا برای اسناد است. COI کدی است که مطابق محل انتشار، به مقالات کنفرانسها و ژورنالهای داخل کشور به هنگام نمایه سازی بر روی پایگاه استنادی سیویلیکا اختصاص می یابد.
کد COI به مفهوم کد ملی اسناد نمایه شده در سیویلیکا است و کدی یکتا و ثابت است و به همین دلیل همواره قابلیت استناد و پیگیری دارد.