ارسل ملاحظاتك

ارسل ملاحظاتك لنا







The Calculation of Safety Parameters Followingloss of Coolant Accident in Pressurized Water Reactor

العنوان بلغة أخرى: حساب عوامل الأمان المصاحبة لحادثة فقد التبريد في مفاعل نووي من نوع الماء المضغوط
المؤلف الرئيسي: الزليطني، محمد الطيب (مؤلف)
مؤلفين آخرين: عريبي، بشير حسن (مشرف), عز الدين، عبدالله أحمد (مشرف)
التاريخ الميلادي: 2016
موقع: طرابلس
الصفحات: 1 - 126
رقم MD: 1018647
نوع المحتوى: رسائل جامعية
اللغة: الإنجليزية
الدرجة العلمية: رسالة ماجستير
الجامعة: جامعة طرابلس
الكلية: كلية الهندسة
الدولة: ليبيا
قواعد المعلومات: +Dissertations
مواضيع:
رابط المحتوى:
صورة الغلاف QR قانون
حفظ في:
المستخلص: لقد كان الغرض من هذا البحث، أولا: لتشغيل البرنامج الكودي (RELAP CODE) وثانيا: لتحليل ودعم النتائج المتحصل عليها من هذا البرنامج الكودي. لقد تم تطوير هذا الكود (RELAP CODE) بواسطة المنظمة الأمريكية للطاقة النووية (U.S.NRC) لدراسة وتقدير الانتقال الحراري عن طريق محاكاة هذا الانتقال لنظام التبريد في مفاعلات الماء الخفيف خلال حدوث حادثة تسرب للمبرد خارج أنابيب التبريد. النتائج المتحصل عليها من هذا الكود تم تحليلها ومقارنتها بنتائج متوفر ومتاحة تم حسابها بواسطة اختبارات عملية مستخدمة لدى معامل الهندسة التخصصية (INEL) تتبع ذات المنظمة لمحاكاة مفاعل نووي من نوع الماء المضغوط بقدرة ٥۰ ميجا وات. فرضية الحادث النووي بدأت بحدوث الكسر تبعه انخفاض متسارع للمبرد واستمر الحادث خلال تطبيق إجراء إعادة الملئ ثم تكون خليط البخار والسائل داخل قلب المفاعل مرورا بمعالجة الحالة بالتبريد المفاجئ. الأحداث الرئيسية وتوقيت حدوثها لحادث الكسر المضاعف لأنابيب التبريد باستخدام شروط الموديل (L2-5) تمت دراستها باستخدام البرنامج الكودي (RELAP CODE) وتم حساب معاملات الأمان المهمة مثل التغير في الضغط وكتلة الانسياب والتغير في درجات الحرارة وكثافة المائع فضلا عن التغير في مستوى المبرد (الماء الخفيف في هذه الحالة) تم حسابها وتم تأكيدها منطقيا بالمقارنة بنتائج الاختبارات العملية لذات الحادث وتحت نفس الشروط

عناصر مشابهة