جستجوی مقالات مرتبط با کلیدواژه « Nuclear Safety » در نشریات گروه « فیزیک »
تکرار جستجوی کلیدواژه «Nuclear Safety» در نشریات گروه «علوم پایه»-
در این پژوهش با استفاده از داده های واقعی نیروگاه اتمی بوشهر و به کارگیری روش های محاسبات نرم و بدون استفاده از داده های سنسورهای داخل قلب رآکتور به تخمین پارامتر نرخ بیشینه حرارت خطی می پردازیم. الگوریتم های یادگیری موثر شبکه عصبی مصنوعی شامل لونبرگ- مارکوارت و تنظیم بیزین در ترکیب با تکنیک های مختلف انتخاب ویژگی شامل پیرسون، اسپیرمن، و کندال برای تخمین پارامتر هدف مورد استفاده قرار می گیرند. نتایج مناسب بودن روش پیشنهادی برای تخمین پارامتر هدف را نشان می دهد. با توجه به اهمیت این پارامتر از لحاظ ایمنی و این که افزایش بیش از حد آن باعث ارسال سیگنال خاموشی رآکتور می گردد، استفاده از رویکردهای مناسب مانند مطالعه پیش رو، می تواند باعث افزایش ایمنی نیروگاه شده و دفاع در عمق را بهبود بخشد.
کلید واژگان: ایمنی رآکتور, محاسبات نرم, نرخ حرارت خطی, نیروگاه اتمی بوشهر}This study uses real data of Bushehr nuclear power plant (BNPP), and by soft computing methods and without using the data of self-powered neutron detectors (SPNDs), the maximum linear heat rate of BNPP is estimated. The efficient learning algorithms of artificial neural network (ANN), including Levenberg-Marquardt (LM) and Bayesian regularization (BR) in combination with different features selection techniques including Pearson, Spearman, and Kendall’s tau, are employed to estimate the target parameter. Results show that the proposed method is appropriate for estimating the maximum linear heat rate. Given the importance of this parameter in terms of safety and the fact that its excessive increase actuates the shutdown signal of the reactor, the use of the appropriated approaches such as the present study can increase the safety of the plant and improve Defense-In-Depth (DID).
Keywords: Nuclear Safety, Soft computing, Linear heat rate, Bushehr nuclear power plant} -
براساس مقررات IAEA و USNRC، محاسبه ی جنبش نیرومند زمین در هنگام زلزله، برای طراحی سازه های حاوی مواد پرتوزا، به ویژه نیروگاه های اتمی از اهمیت زیادی برخوردار است. در صورت عدم به کارگیری مطالعات دقیق لرزه خیزی و وقوع زلزله های شدید، آلاینده های بسیاری از انواع مواد پرتوزا در محیط رها می شوند و ضررهای جانی و مالی جبران ناپذیری به تاسیسات هسته ای، مردم و محیط زیست وارد خواهد شد. در این پژوهش به منظور ارائه ی روابط کاهندگی معتبر برای منطقه ی مهم بوشهر، از شبیه سازی جنبش نیرومند زمین به روش تصادفی (احتمالی) گسل محدود استفاده شده است. نتایج به دست آمده از شبیه سازی و نیز رابطه ی کاهندگی حاصل، با نتایج استخراج شده از روابط معتبر جهانی و روابط ارائه شده برای منطقه ی زاگرس مقایسه شده اند و هم خوانی خوبی را نشان می دهند. مدل پیشنهادی در این مطالعه، رابطه ی کاهندگی تئوری- تجربی برای منطقه ی حساس بوشهر است که می تواند برای ارزیابی ایمنی نیروگاه اتمی موجود، و برای طراحی واحدهای جدید نیروگاه اتمی در این منطقه استفاده شود.کلید واژگان: ایمنی هسته ای, نیروگاه اتمی بوشهر, شبیه سازی زلزله, روابط کاهندگی, روش تصادفی گسل محدود}According to the IAEA and USNRC (United State Nuclear Regulatory Commision) regulations, calculating a strong ground motion during an earthquake is of great importance for the design of nuclear facilities, especially nuclear power plants. In the absence of precise seismic studies and in case of severe earthquakes, many radioactive contaminants are released into the environment, with irreparable physical and financial losses, hazarding the nuclear facilities, people and the environment. In this research, in order to develop the earthquake attenuation relationships for Boushehr, an important region, simulation of the ground motion was used along with the stochastic finite fault method. The results obtained from the simulation have been compared with the results obtained from the valid world relations for the Zagros region. Evidently, they show good consistency. The proposed model is a theory-empirical relationship of the Bushehr susceptible region, which can be used to assess the safety of the existing nuclear power plant in Boushehr and to design new nuclear power plants in the future.Keywords: Nuclear Safety, Boushehr Nuclear Power Plant, Earthquake Simulation, Seismic Ground Motion, Attenuation Relation Ships, Stochastic Finite Fault Method}
-
مجموعه رآکتور هسته ای 446-V به کار گرفته شده در طرح 99/91AES- به منزله ی پروژه ی بهینه شده ی رآکتور 1000WWER- بر مبنای رآکتور مدل 320V- است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمت های اصلی آن که امکان به کارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریب های منفی واکنش پذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنک کننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارنده ی افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و هم چنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستم های جدید کنترل و عیب یابی ویژه ی تجهیزات، شیرآلات و خط لوله های مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدل های پیشین 1000WWER- شده است. به کارگیری تجربیات حاصل از اجرای طرح 428V- (رآکتور تیان وان چین) هنگام طراحی مدل 446V- و استفاده از عایق حرارتی جدا شونده در کنار اتخاذ تصمیم های فنی جدید از جمله برنامه ی جدید نمونه های فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصی های مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهره برداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدام های دیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آورده اند. رعایت الزام های استانداردها و مدارک فنی آژانس بین المللی انرژی اتمی، اتحادیه ی اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هسته ای کشورهای مقصد و تجارب بین المللی در زمینه ی طراحی، ساخت و بهره برداری از رآکتورهای هسته ای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.کلید واژگان: ایمنی هسته ای, نسل سوم رآکتور 446-V, بهینه سازی}A set of Nuclear Reactor model V-446 applied in design AES-91/99 is regarded as an optimized project of reactor VVER-1000 on the basis of reactor model V-320. Improving the neutron- physics characteristics of the active core along with the reconstruction of reactor basic sections made the implementation of uranium- gadolinium fuel possible. Furthermore, by taking into consideration the negative coefficients of thermal reactivity for fuel pellet, reactor power and coolant liquid, as well as by designing the supplementary control line special for beyond-design accidents and also by carrying out hydraulic tests in the system of preventing an increase in the pressure of the primary circuit and also by ensuring the concept ˝Jeakage before breakage˝ with the help of the new control systems and special trouble-shooting of primary circuit equipment, valves and lines, we have opened up a new vista which will increase the safety coefficient of new generation contrary to the old models of VVER-1000.Keywords: Nuclear Safety, Third Generation of V-446 Reactor, Modernization}
- نتایج بر اساس تاریخ انتشار مرتب شده‌اند.
- کلیدواژه مورد نظر شما تنها در فیلد کلیدواژگان مقالات جستجو شده‌است. به منظور حذف نتایج غیر مرتبط، جستجو تنها در مقالات مجلاتی انجام شده که با مجله ماخذ هم موضوع هستند.
- در صورتی که می‌خواهید جستجو را در همه موضوعات و با شرایط دیگر تکرار کنید به صفحه جستجوی پیشرفته مجلات مراجعه کنید.
©2000-2024 magiran.com All Rights Reserved.