Energy Saving and Structural Safety of a Composite Vessel of Nuclear Power Reactor
| العنوان بلغة أخرى: |
دراسة التوفير الحراري والأمان التصميمي لوعاء مفاعل الطاقة النووي عند استخدام المواد المركبة |
|---|---|
| المؤلف الرئيسي: | الجيلانى، دعاء (مؤلف) |
| مؤلفين آخرين: | الحنيطي، ناصر شافع (مشرف) |
| التاريخ الميلادي: |
2015
|
| موقع: | عمان |
| الصفحات: | 1 - 59 |
| رقم MD: | 1045531 |
| نوع المحتوى: | رسائل جامعية |
| اللغة: | الإنجليزية |
| الدرجة العلمية: | رسالة ماجستير |
| الجامعة: | الجامعة الاردنية |
| الكلية: | كلية الدراسات العليا |
| الدولة: | الاردن |
| قواعد المعلومات: | Dissertations |
| مواضيع: | |
| رابط المحتوى: |
عدد مرات التحميل
7
| المستخلص: |
في هذه الرسالة، تم دراسة التأثير الحراري الميكانيكي على صفائح الستيل والمواد المركبة تحت ظروف التصميم والبيئة التشغيلية لوعاء الضغط لمفاعل الطاقة النووية. المواد التي تمت دراستها هي مادة الألمنيوم بيريليوم وألياف السيليكون كاربيد المعززة بالسيليكون كاربيد بالإضافة إلى مادة الستانليس ستيل L 316. تم اختبار تكنولوجيا المفاعل من نوع ماء -ماء مفاعل طاقة، وهو المفاعل الروسي تحت ظروف تشغيلية للحرارة والضغط ودرجة الإشعاع للوقود. تم استخدام برنامج الانسيس، تحليل التأثير المركب، كإحدى طرق التحليل المحدود للعناصر لدراسة التأثير على المواد الثلاثة. تم عمل التحليل لمعرفة التوزيع الحراري خلال جدار وعاء الضغط لمفاعل الطاقة، الفاقد الحراري، ضغط فإن ميسيس والتشويه أو التغير القطري المستعرض في الأبعاد لوعاء ضغط مفاعل الطاقة النووي. لقد وجد أن المادة المركبة "ألياف السيليكون كاربيد المعزز بالسيلكون كاربيد" هي أفضل مادة من بين المواد الثلاثة، وذلك لأن لها أقل ضغط فان ميسيس وأقل تشويه قطري ومستعرض خلال سماكة جدار وعاء الضغط لمفاعل الطاقة النووي. أكبر قيمة لضغط فان ميسيس ي مادة ألياف السيليكون كاربيد المعززة بالسيليكون كاربيد هي (0.117 E +10 Pa) وأكبر قيمة للتشويه القطري هي (0.000752 m) وأكبر قيمة للتشويه المستعرض هي (0.00063 m) |
|---|
عناصر مشابهة
-
Nuclear power plants containment structures
بواسطة: Abu Hamdeh, Muhannad S. منشور: (2010) -
Modeling Transient Thermalhydraulic Behavior of a Thermionic Fuel Element for Nuclear Space Reactors
بواسطة: Al Kheliewi, Abd Allah S. منشور: (1994) -
Stress Analysis of Piping Systems in Nuclear Power Plants
بواسطة: Haraza, Mahmoud Ahmed Shafy منشور: (1990) -
COMPARATIVE STUDY IN THE USE OF 316SS, V-20Ti, AND Nb-1Zr AS A STRUCTURAL MATERIAL IN THE FIRST-WALL OF A TOKAMAK REACTOR
بواسطة: Al Morished, Mutlaq Hamad منشور: (1981) -
Reliability Analysis of the Reactor Protection System of a small Teaching Research Reactor
بواسطة: Ezzeedin, A. A. منشور: (2014)
