تحلیل ترموهیدرولیکی کنترل کننده فشار ایمنی نیروگاه اتمی بوشهر در طی حادثه LOFA
سال انتشار: 1395
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: فارسی
مشاهده: 554
فایل این مقاله در 10 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد
- صدور گواهی نمایه سازی
- من نویسنده این مقاله هستم
استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:
شناسه ملی سند علمی:
PENPP01_144
تاریخ نمایه سازی: 19 خرداد 1396
چکیده مقاله:
یکی از سیستم های کمکی نیروگاه که نقش بسیار مهمی در کنترل فشار مدار اول ایفا می کند محفظه کنترل کننده فشار (Pressurizer (می باشد. وظیفه اصلی محفظه کنترل کننده فشار حفظ فشار مدار اول و تثبیت آن در سطوحمختلف قدرت رآکتور و نیز محدود کردن انحرافات و نوسانات فشار در مواقع اضطراری و گذرا می باشد. با توجه به اهمیت محفظه کنترل کننده فشار در رآکتورهای آب تحت فشار، جهت اطمینان از حفظ فشار مدار اولیه خنک کننده، داشتنمدل محاسباتی مناسب جهت پیش بینی رفتار آن در شرایط عادی و گذرای نیروگاه بسیار ضروری است. در این مقاله به آنالیز و بررسی نتایج بهترین تخمین از محاسبات محفظه کنترل کننده فشار در رآکتور 1000-VVER با بکارگیری ن4دبندی مناسب از کد RELAP5 پرداخته شده است. همچنین نتایج مربوط به عملکرد آن در طی حادثه LOFA با استفاده کد مذکور محاسبه و با گزارشات FSAR رآکتور 1000-VVER بوشهر مقایسه شده است.
کلیدواژه ها:
نویسندگان
نجمه حمزه پورشرفند
دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای راکتور
کامران سپانلو
پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
احسان ظریفی
پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای
داریوش مستی
دانشگاه آزاد اسلامی واحد علوم و تحقیقات بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، گروه مهندسی هسته ای راکتور
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 :