شماره ركورد :
1024024
عنوان مقاله :
ارزيابي گرمايي يك محفظه‌ي دو منظوره‌ي حمل و انبارش موقت سوخت‌هاي مصرف‌شده‌ي رآكتور اتمي بوشهر در شرايط عادي بهره‌برداري
عنوان به زبان ديگر :
Thermal Evaluation of a Dual Purpose Cask for Bushehr Nuclear Reactor Spent Fuels Under Normal Conditions
پديد آورندگان :
رضائيان، مهدي سازمان انرژي اتمي ايران، تهران - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - شركت ساخت تجهيزات نيروگاهي , كمالي، جمشيد سازمان انرژي اتمي ايران، تهران - شركت ساخت تجهيزات نيروگاهي (ستنا ) , احمدي، جواد سازمان انرژي اتمي ايران، تهران - پژوهشگاه علوم و فنون هسته اي - پژوهشكده ي مواد و سوخت هسته اي
تعداد صفحه :
8
از صفحه :
81
تا صفحه :
88
كليدواژه :
محفظه ي دو منظوره , ارزيابي گرمايي , سوخت مصرف شده , رآكتور اتمي بوشهر
چكيده فارسي :
از جمله­ ي مهم­ترين سيستم­ هاي امروزي و در حال گسترش براي حمل و انبارش موقت سوخت­ هاي مصرف شده­ ي رآكتور­هاي اتمي، محفظه ­هاي دو منظوره ­اند. در اين مقاله، محفظه ي دو منظوره ­اي كه با هدف حمل و انبارش موقت سوخت­هاي مصرف شده ­ي رآكتور اتمي بوشهر طراحي شده، مورد ارزيابي گرمايي قرار مي­گيرد. مدل­سازي هندسي محفظه­ ي دو منظوره با نرم ­افزار SolidWorks انجام شده و به منظور ارزيابي گرمايي آن در شرايط عادي زمان حمل و نگه­داري موقت، از نرم ­افزار Ansys Workbench 15 استفاده شده است. براساس نتايج به دست آمده، حداكثر دماي غلاف سوخت از مقدار مجاز بيش­تر نشده و در نتيجه يكپارچگي سوخت­ هاي مصرف شده در اين شرايط حفظ خواهد شد. هم­چنين حداكثر دماي اجزاي مختلف محفظه در شرايط عادي زمان حمل و در دوره­ي نگه­داري موقت در محدوده ­هاي مجاز و ايمن قرار داشته و الزام­ هاي ايمني محفظه براساس استانداردهاي ايمني آژانس بين­ المللي انرژي اتمي تأمين خواهد شد.
چكيده لاتين :
Dual purpose cask system is one of the most important developing systems of dry interim storage of nuclear spent fuels. Thermal evaluation of a dual purpose cask designed for transport and interim storage of spent fuels of Bushehr Nuclear Power Plant is carried out as appears in this paper. SolidWorks and ANSYS Workbench 15 are utilized for the modeling and thermal simulation of the cask under normal condition of transport, as well as, normal condition of interim storage, respectively. According to the results, the maximum temperature of the fuel cladding will not exceed the allowed limits and the fuel integrity will be maintainel. Furthermore, the temperatures of the other components are predicted in the range of allowed limits, demonstrating the safety of the cask under the normal conditions based on the IAEA safety standards.
سال انتشار :
1398
عنوان نشريه :
علوم و فنون هسته اي
فايل PDF :
7512716
عنوان نشريه :
علوم و فنون هسته اي
لينک به اين مدرک :
بازگشت