محاسبات مصرف سوخت قلب راکتور 1000-VVER با استفاده کد MCNP
سال انتشار: 1395
نوع سند: مقاله کنفرانسی
زبان: فارسی
مشاهده: 1,042
فایل این مقاله در 6 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_149
تاریخ نمایه سازی: 19 خرداد 1396
چکیده مقاله:
یکی از دغدغه های موجود در نیروگاههای هسته ای توجه به مسیله اقتصادی است. به منظور مدیریت سوخت و طراحی سیکلهای کاری قلب راکتور محاسبه اضمحلال سوخت یا به اصطلاح محاسبات Burnup سوخت باید انجام گیرد تا با توجه به نوع و مقدار سوخت مقدار انرژی تولیدی در طول سیکل کاری راکتور تعیین گردد. میزان تغییرات هر یک از اجزا سوخت و مواد درون قلب راکتور با انجام محاسبات Burnup تعیین میگردد که به نوبه خود در محاسبات میزان سموم راکتور، میزان هسته های سبک و سنگین تولیدی، میزان راکتیویته و... مورد استفاده قرار میگیرند. در این تحقیق راکتور 1000-VVER بوشهر در نظر گرفته شد و محاسبات مصرف سوخت با استفاده از کد MCNP انجام گرفت که نتایج بدست آمده دارای همخوانی بسیار خوبی با نتایج استخراج شده از مدارک FSAR و آلبوم نوترونیک قلب راکتور 1000-VVER بوشهر دارد .
کلیدواژه ها:
نویسندگان
یوسف شاهمیری
دانشگاه آزاد اسلامی واحد بوشهر، دانشکده فنی و مهندسی، دانشجوی دکترای مهندسی هسته ای – راکتور
داریوش مستی
استادیار، دانشگاه آزاد اسلامی واحد بوشهر، گروه مهندسی هستهای، بوشهر
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 :