2024-03-28T22:19:44Z
https://jonsat.nstri.ir/?_action=export&rf=summon&issue=44
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
شبیهسازی پاسخ آشکارساز سوسوزن مایع NE213به نوترونهای چشمهی 241Am-Be با تلفیق کارت PTRAC کد MCNPX و کد ترابرد PHOTRACK
مجتبی
تاجیک
نیما
قلعه
غلامرضا
اطاعتی
حسین
آفریده
با هدف شبیهسازی پاسخ آشکار سوسوزن 213NE به نوترونهای چشمهی Am-Be، محاسبههای ترابرد نوترون و ذرات باردار ثانویه با استفاده از برنامهای که خروجی کارت PTRAC کد MCNPX را پسپردازش میکند (برنامهی MCNPX-PHOTRACK) و محاسبهی مقدار نور سوسوزنی هر کدام از ذرات باردار از طریق منحنیهای نوری معتبر، و در نهایت، محاسبهی ترابرد نور سوسوزنی نیز با استفاده از کد PHOTRACK به انجام رسید. به منظور بررسی صحت عملکرد کد تلفیقی MCNPX-PHOTRACK، پاسخ تجربی آشکارساز 213NE به نوترونهای چشمهی Am-Be با استفاده از مدار جداسازی نوترون- گاما به روش گذر از صفر به دست آمد. مقایسهی نتایج شبیهسازی و تجربی همخوانی بسیار خوبی را نشان داد.
Simulation
NE213 Liquid Scintillator Detector
241Am-Be Neutrons
MCNPX-PHOTRACK Hybrid Code
2013
11
22
1
7
https://jonsat.nstri.ir/article_322_6a3145ce34972a480841bea439aef5d5.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
بررسی اثر قدرت میدان مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی- پلیمری MAGICA
سیدمحمد مهدی
ابطحی
سیدمحمودرضا
آقامیری
حسین
خلفی
مهمترین مزیت دزیمترهای ژلی توانایی منحصر به فرد آنها در تعیین توزیع سهبعدی دز است. دزیمترهای ژلی- پلیمری در حقیقت مونومرهایی هستند که در یک شبکهی ژلاتینی به طور یکنواخت توزیع شدهاند. در اثر پرتودهی، مونومرهای موجود در ژل به پلیمر تبدیل شده و برخی خواص دزیمتر ژلی تغییر میکنند که قابل آشکارسازی است. یکی از این تغییرها، خواص مغناطیسی دزیمتر ژلی- پلیمری است که از طریق تصویربرداری تشدید مغناطیسی (MRI) قابل آشکارسازی است. در این پژوهش سعی شده است اثر تغییر قدرت میدان مغناطیسی سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی بر پاسخ دزیمتر ژلی MAGICA مورد بررسی قرار گیرد. برای این منظور دزیمتر ژلی- پلیمری MAGICA پس از ساخته شدن در آزمایشگاه، توسط نوترونهای گرمایی در ستون گرمایی رآکتور تهران مورد پرتودهی قرار گرفت و سپس به وسیلهی دو سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرتهای مغناطیسی 0.5 و 1.5 تسلا با پارامترهای نرمافزاری بهینه مورد تصویربرداری قرار گرفت. پارامترهای دزیمتری بررسی شد. حساسیت دزیمتر در تصویربرداری با سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 1.5 تسلا (ساخت شرکت زیمنس)، 005/0±17/0 گری بر ثانیه و برای سیستم تصویربرداری تشدید مغناطیسی با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا (ساخت شرکت فیلیپس)، معادل 005/0±16/0 گری بر ثانیه به دست آمد. مقدار 2R در تمام نقاط برای سیستم با قدرت مغناطیسی 0.5 تسلا بیشتر بود. قدرت تفکیک دز برای تصویرهای حاصل از سیستمهای با قدرت مغناطیسی 1.5 و 0.5 تسلا تا دزهای حدود 17.5گری تفاوت چندانی نداشت و در ورای آن تفاوت قدرت تفکیک دز قابل توجه میشد. چنین نتیجه گرفته شد که در کاربردهایی که حداکثر دز جذبی در آنها 17.5گری است، میتوان از سیستم تصویربرداری مغناطیسی با قدرت میدان مغناطیسی 0.5 تسلا و 8 اکو استفاده نمود و در کاربردهایی که با دزهای بالای 17.5گری سروکار دارد لازم است از سیستم با قدرت میدان مغناطیسی 1.5 تسلا و 32 اکو استفاده شود.
Polymer Gel Dosimeter
MAGICA
Magnetic Field Strength Effect
2013
11
22
8
16
https://jonsat.nstri.ir/article_328_7cf81766e797f7580fe4c2e061e43de0.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
پاسخ آشکارساز اتاقک نفوذی رادون با استفاده از روش جدید کالیبراسیون و نتایج آن در آزمون مقایسهای بینالمللی
سیدمهدی
حسینی پویا
مهران
طاهری
فرزانه
ترابی نبیل
مجتبی
شمسایی ظفرقندی
اندازهگیری گاز رادون به عنوان یکی از عناصر پرتوزا که استنشاق آن امکان ایجاد مخاطرههای ریه را در بر دارد همواره برای پژوهشگران از اهمیت ویژهای برخوردار بوده است. در این پژوهش پاسخ آشکارساز غیرفعال اتاقک نفوذی گاز رادون با استفاده از یک روش جدید کالیبراسیون براساس توسعهی روش کالیبراسیون جریان- عبوری تعیین شد. این آشکارساز شامل یک اتاقک است که براساس نفوذ گاز رادون به درون آن و ثبت ردپای ذرات آلفای گسیل شده از رادون و یا دختران آلفازای آن بر روی فیلم پلیکربنات انتهای اتاقک عمل مینماید. این روش کالیبراسیون شامل یک چشمهی استاندارد نوع جریان- عبوری متصل به یک محفظهی طراحی شدهی کالیبراسیون با قابلیت کنترل و تنظیم غلظت رادون درون آن است. بهترین تخمین اندازهگیری در این روش کالیبراسیون برابر 5% با سطح اطمینان 95% است. ضریب حساسیت آشکارسازی اتاقک نفوذی با این روش کالیبراسیون برابر 13.55 برحسب [tracks cm-2 (Bq lit-1 day)-1] به دست آمده است. نتایج حاصل از شرکت این آشکارساز در آزمون مقایسهای بینالمللی، اختلافی کمتر از 5% نسبت به مقادیر مرجع آزمون در سه سطح غلظت کم، متوسط و بالا نشان داد.
Radon
Diffusion Chamber
Calibration
2013
11
22
17
22
https://jonsat.nstri.ir/article_329_a451dc4e099112834ec4e00a71a63517.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
استخراج فاز جامد یونهای اورانیم و توریم با کارتریجهای اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده با سیانکس302
عبدالرضا
نیلچی
طاهره
شریعتیدهاقان
سمیه
رسولی گرمارودی
با استفاده از کارتریجهای اکتادسیل سیلیکای اصلاح شده، بستر جاذب جامدی برای جذب یونهای اورانیم و توریم از محلولهای آبی فراهم شد. اثرهای پارامترهای مختلف از قبیل pH و مقدار لیگاند جذب شده بر روی اکتادسیل سیلیکا، بر میزان جذب این بستر جاذب مورد بررسی قرار گرفت. نتایج به دست آمده حاکی از آن است که با استفاده از سیانکس302 برای اصلاح کارتریجهای اکتادسیل سیلیکا، حداقل میزان لیگاند لازم برای جذب قابل قبول یونهای اورانیم و توریم، 30 میلیگرم است که این مقدار سیانکس قابلیت جذب حداکثر 20 میلیگرم بر لیتر یون اورانیم و توریوم را دارا بوده و پس از جذب این مقدار از یونها، به دلیل اشباع شدن ظرفیت تبادل یونی سیانکس302 اولیه، امکان جذب بیشتر یونهای اورانیم و توریم باقیمانده در محلول، نیست.
Solid Phase Extraction
Modified Octadecyl Silica Cartridge
Uranium Ions
Thorium Ions
Absorption
2013
11
22
23
26
https://jonsat.nstri.ir/article_331_8fdb35dbdf4a8572328a8ee091b445e5.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
کروماتوگرافی کاغذی برای کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 به منظور استفادههای بالینی آن
علیرضا
خانچی
ندا
اکبری
اکرم
پورمتین
محمدحسین
مجربیتبریزی
بهرام
سلیمی
هدف این پژوهش توسعهی روشی مطمئن برای اندازهگیری دقیق مقدار استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 است. با توجه به این که ایتریم-90 تولید شده برای مقاصد بالینی، باید عاری از هرگونه ناخالصی باشد، روش کنترل کیفی مناسبی باید به کار گرفته شود. همچنین با توجه به نیم- عمر کوتاه ایتریم-90، سرعت عمل در تعیین میزان خلوص آن حایز اهمیت زیادی است. روش کروماتوگرافی کاغذی یک روش سریع، ساده و با دقت بالا است که میتواند برای تخمین زدن سریع میزان ناخالصی استرانسیم-90 همراه شده با ایتریم-90 به کار رود. در این پژوهش از دو استخراجکنندهی بیس (2- اتیل هگزیل) فسفات (HDEHP) و سیانکس272 استفاده شد و توانایی هیدروکلریک و نیتریک اسید در جداسازی ایتریم-90 از استرانسیم-90 مورد بررسی قرار گرفت. نتایج نشان داد که اختلاف بین مقادیر Rf دو رادیونوکلید استرانسیم-90 و ایتریم-90 با استخراجکنندهی HDEHP و فاز متحرک شامل سالین %0.9 و نیتریک اسید 0.1 مولار بیشتر بود. تحت این شرایط کنترل رادیوشیمیایی ایتریم-90 دست یافتنی است.
Yttrium-90
Strontium-90
Paper Chromatography
Clinical Uses
2013
11
22
27
33
https://jonsat.nstri.ir/article_332_061174f609df5d990b4567f5aebe1170.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
شناسایی فازهای گذار از بحران هستهای نیروگاه فوکوشیما- دایچی بر مبنای تحلیل زمانی حادثه
فریدون
میانجی
محمدرضا
کاردان
ژیلا
کریمی دیبا
اسد
باباخانی
حادثهی نیروگاه هستهای فوکوشیما- دایچی در ژاپن، باور برخورداری از ایمنی کافی در نیروگاههای هستهای موجود را به سختی به چالش کشید. تأسیسات پیشرفته و آمادگیهای ایجاد شده در پاسخگویی به بحران در نیروگاه مورد اشاره نتوانست مانع از گسترش سریع حادثه شود که پیآمد آن وقوع جدیترین بحران نیروگاهی در تاریخ جهان، پس از حادثهی چرنوبیل بود. این نوشتار با بررسی زمانی حادثهی نیروگاه فوکوشیما- دایچی و اقدامهای انجام شده برای مهار آن به شناسایی فازهای اصلی گذار از این بحران میپردازد. از میان پنج فاز اصلی شناسایی شده، سه فاز نخست عمدتاً به اقدامهای واکنشی موضعی (نه فراگیر)، ارزیابی وضعیت و گردآوری اطلاعات به منظور برنامهریزی برای انجام اقدامهای فراگیر اختصاص داشته است. بررسی تأثیر هر فاز بر گسترش دامنهی حادثه، بدون شک در آمادگی و برنامهریزی مناسب برای مقابله با حوادث مشابه بسیار ارزشمند و حیاتی است. همچنین، کاستیهای موجود در تدبیرهای پیشگیرانه که منجر به بروز حادثه شد و ناکارآمدی ساختار ایمنی هستهای ژاپن در ممانعت از گسترش سریع حادثه مورد بررسی قرار گرفتهاند. این نوشتار با تحلیل عوامل ریشهای، راه کارهایی را برای پیشگیری از حوادث مشابه و کوتاه نمودن فازهای اولیهی گذار از بحران پیشنهاد مینماید.
Transition Phases
Nuclear Crisis
Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant
Chronologic Study
Preventive Measures
Root Cause Analysis
2013
11
22
34
45
https://jonsat.nstri.ir/article_333_1b3aa17771eafe29f4c02c4478537f61.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
کنترل حالت لغزش پویای مولدهای بخار هستهای با استفاده از بازخورد خروجی بر مبنای یک مدل غیرخطی
غلامرضا
انصاریفر
حیدرعلی
طالبی
مولد بخار هستهای با لولههای U شکل، یک مؤلفهی مهم و حیاتی در نیروگاههای هستهای با رآکتور آب تحت فشار است. کنترل ضعیف سطح آب مولد بخار در مدار ثانویهی یک نیروگاه هستهای میتواند منجر به خاموشسازیهای متعدد رآکتور یا آسیب رسیدن به تیغههای توربین شود. مشکلهای طراحی یک کنترلکنندهی مؤثر سطح آب برای مولد بخار هستهای با لولههای U شکل، ناشی از دو عامل اساسی است: 1) غیرخطی بودن و پیچیدگی پویایی سیستم و 2) خاصیت ناکمینهی فاز سیستم به دلیل پدیدهی انقباض و انبساط. بنابراین، طراحی یک کنترلکنندهی مناسب، یک گام اساسی در جهت افزایش دسترسپذیری نیروگاه هستهای است. هدف این مقاله، طراحی، تحلیل و ارزیابی یک کنترلکنندهی سطح آب برای مولدهای بخار هستهای با لولههای U شکل با استفاده از کنترل حالت لغزش پویا بر مبنای یک مدل غیرخطی است. روش به کار گرفته شده، از نقطهنظر پیادهسازی عملی و سختافزاری ساده است و علاوه بر این، کنترل حالت لغزش پویا، مشخصات پویایی مطلوب در طول فرایند کنترل و تعقیب کامل مسیر را به طور مستقل از اغتشاشها و نایقینیها به دست میدهد. برای صحهگذاری کنترل طراحی شده، با شبیهسازی یک حادثه در نیروگاه هستهای واقعی از شبیهساز مولد بخار هستهای استفاده شده است. نتایج شبیهسازیها بیانگر کارآیی، مقاوم بودن و پایداری کنترل پیشنهادی در حضور اغتشاشهای خارجی است.
Nuclear Steam Generators
Dynamic Sliding Mode Control
Pressurized-Water Reactor
Nonlineer Model
2013
11
22
46
64
https://jonsat.nstri.ir/article_336_8e4aa1d82a0225d87bb28c0c584a36cd.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
اثر پرتو گاما بر برخی از ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی، ترکیبهای فراسودمند و خاصیت ضداکسایشی آب انار
حمیدرضا
علیقورچی
محسن
برزگر
محمدعلی
سحری
سلیمان
عباسی
فرآوری گرمایی تأثیر قابل توجهی برترکیبهای فراسودمند انار دارد. در این پژوهش اثر دزهای مختلف تابش گاما بر برخی از ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی، ترکیبهای فراسودمند، خاصیت ضداکسایشی و رنگ آب انار رقمهای ملس ممتاز ساوه و آلک ساوه مورد ارزیابی قرار گرفت. پرتودهی در دزهای ◦ تا 3 کیلوگری تغییر معنیداری در pH، قدرت اسیدی کل و مقدار مواد جامد محلول نمونهها ایجاد نکرد. کاهش مقدار ترکیبهای فنولی هم معنیدار نبود. مقدار آنتوسیانین کل نمونهها بعد از پرتودهی یک کاهش معنیدار نشان داد؛ میزان کاهش در آب انارهای دانهی انار ملس ممتاز و آلک ساوه به ترتیب، 34 و %29، و در آب انار میوهی کامل انار در حدود، به ترتیب، 32 و %30 بود. با افزایش دز پرتودهی، فعالیت ضداکسایشی نمونههای انار نسبت به کنترل روند کاهشی داشت اما معنیدار نبود. پرتودهی آب انارها تفاوت معنیداری در عاملهای رنگ هانترلب ایجاد کرد. در اثر پرتودهی مقدار L* نمونههای آب انار نسبت به کنترل به صورت معنیداری افزایش یافت، در حالیکه مقادیر a* و b* به صورت معنیداری کاهش یافتند. به طور کلی میتوان نتیجه گرفت که اثر تخریبی دزهای پایین پرتودهی بر ترکیبهای فراسودمند و ویژگیهای فیزیکی- شیمیایی آب انار ناچیز است.
Pomegranate Juice
Gamma Ray
Functional Compounds
Antioxidant Activity
2013
11
22
65
75
https://jonsat.nstri.ir/article_339_2938ad9fc65eaaad4f26914ae8fd58ae.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
بررسی محصولهای شکافت، محصولهای فعالسازی و آکتینیدها در قلب رآکتور پژوهشی تهران
نفیسه
تهرانی
صمد
خاکشورنیا
عناصر پرتوزا در قلب رآکتور پژوهشی تهران با استفاده از کد محاسباتی 2.1 ORIGEN بررسی شدند. ابتدا، برای اطمینان از نحوهی مدلسازی، نتایج با نتایج «گزارش تحلیل ایمنی رآکتور پژوهشی تهران (SAR)» برای قلب مشابه، مقایسه شد. پس از اطمینان از درستی نتایج، محاسبه برای قلب C-57 رآکتور، انجام شد. براساس نتایج حاصل و با استفاده از کدهای مربوطه، امکان ارزیابی اثرهای پرتوشناختی ناشی از آزاد شدن عناصر پرتوزا در صورت بروز حادثهی فرضی محتمل در رآکتور پژوهشی تهران فراهم شد.
Fission Products
Activation Products
Tehran Research Reactor
ORIGEN 2.1 Code
Radiological Consequences
2013
11
22
76
81
https://jonsat.nstri.ir/article_342_2a8c2899e3510fd9e5861cbf04bbff86.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
تأثیر بهینهسازی نسل سوم رآکتور هستهای روسی مدل 446V- بر ایمنی هستهای
اصغر
جانیپور
کریم
رحیمزاده
مجموعه رآکتور هستهای 446-V به کار گرفته شده در طرح 91/99AES- به منزلهی پروژهی بهینه شدهی رآکتور 1000WWER- بر مبنای رآکتور مدل 320V-است. بهبود خواص نوترونی- فیزیکی قلب رآکتور همراه با تجدید ساختار قسمتهای اصلی آن که امکان بهکارگیری سوخت اورانیم- گادولینیمی را فراهم ساخته است و مد نظر قرار دادن ضریبهای منفی واکنشپذیری دمایی قرص سوخت، توان رآکتور و سیال خنککننده، طراحی خط کنترل تکمیلی در سیستم بازدارندهی افزایش فشار مدار اول هنگام بروز حوادث ماورای طراحی و در خلال آزمون هیدرولیک و همچنین پژوهش مفهوم «نشت قبل از شکستگی» به کمک سیستمهای جدید کنترل و عیبیابی ویژهی تجهیزات، شیرآلات و خط لولههای مدار اولیه تنها بخشی از اقداماتی است که باعث افزایش سطح ایمنی نسل جدید، در مقایسه با مدلهای 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 تصمیمهای فنی جدید از جمله برنامهی جدید نمونههای فلز شاهد، محدود نمودن مقدار نیکل در خطوط جوش و ناخالصیهای مضر در فلز پایه و خطوط جوش که امکان افزایش مدت زمان بهرهبرداری رآکتور را تا 60 سال فراهم نموده است، اقدامهایدیگری هستند که افزایش ایمنی نسل جدید را فراهم آوردهاند. رعایت الزامهای استانداردها و مدارک فنی آژانس بینالمللی انرژی اتمی، اتحادیهی اروپا، روسیه، قوانین و استانداردهای تدوین شده توسط نظام ایمنی هستهای کشورهای مقصد و تجارب بینالمللی در زمینهی طراحی، ساخت و بهرهبرداری از رآکتورهای هستهای موجب شده است که نسل جدید رآکتورهای روسی از سطح ایمنی بالایی برخوردار باشند.
Nuclear Safety
Third Generation of V-446 Reactor
Modernization
2013
11
22
82
92
https://jonsat.nstri.ir/article_344_edbc93cf6a696c7e6ae0209897945eb2.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
تأثیر فرایند نوردکاری سرد بر خواص مکانیکی، خوردگی و جهتگیری هیدرید در آلیاژ زیرکنیم- (%1) نیوبیم
مهدی
دادفر
مرتضی
انصاریپور
تشکیل هیدریدهای با جهتگیری شعاعی، تأثیر مخربی بر خواص مکانیکی و خوردگی آلیاژ زیرکنیم حاوی (%1) نیوبیم دارد. از جمله عوامل تأثیرگذار بر تشکیل این گونه هیدریدها فرایند سردکاری است. در این مطالعه تأثیر دو دسته مراحل متفاوت نوردکاری سرد برای تولید غلاف سوخت از این جنبه مورد بررسی قرار گرفته است. پارامترهای مختلف طراحی مراحل نوردکاری بررسی و در نهایت دو روش نوردکاری به صورت 4 مرحلهای (روش جدید) و 6 مرحلهای (روش متعارف پیشین) از نظر ریزساختار، خواص مکانیکی، خوردگی و جهتگیری هیدرید مقایسه شد. نتایج آزمایشگاهی نشان داد که طراحی پاس جدید نوردکاری سرد منجر به همگنی بیشتر ریزساختار تبلور مجدد، کاهش اندازهی دانه و افزایش همزمان استحکام و انعطافپذیری و کاهش نرخ خوردگی آلیاژ میشود.
Zr-1%Nb alloy
Cold Rolling Process
Hydride Orientation
2013
11
22
93
100
https://jonsat.nstri.ir/article_341_725081238302634123f240e3ab8e6bc8.pdf
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
Journal of Nuclear Science and Technology (JONSAT)
1735-1871
1735-1871
1392
34
3
مدلسازی جریان آب جوش در مولد بخار VVER-1000
امیر
صفوی
محمدرضا
عبدی
منصور
طالبی
محمدحسین
استکی
مدل عددی دو بعدی و سه بعدی مولد بخار VVER-1000 ، که در صنعت هستهای کشور از آن استفاده میشود، در این مقاله ارایه شده است. برای مدلسازی انتقال حرارت جوشان، جوشش و میعان از روش اویلر- اویلر و در مدلسازی سه بعدی طرف ثانویهی مولد بخار از یک مدل فضای متخلخل پیش از این گزارش شده توسط استوسیک و استوانوویچ برای مولد بخار VVER-440 ، استفاده شده است. مدل فضای متخلخل به این معنی است که بسته لولههای طرف ثانویه به طور جزیی و دقیق مدلسازی نمیشوند، بلکه به صورت منبعهای تکانه و انتالپی فرض میشوند. مدلهای ساخته شده به کمک تابعهایی که در ANSYS-CFX تعریف شدهاند، بهبود یافتهاند. نتایج این مدلسازی مربوط به حالتی است که مولد در حداکثر توان کار میکند. نتایج به دست آمده، توزیع درصد حجمی بخار و نقش جداکنندهی شناور را، که تنها در VVER-1000 وجود دارد، نشان میدهد. برای راستی آزمایی نتایج، از نتایج آزمایشگاهی استوانوویچ (1997) استفاده شد. مقایسه بین نتایج به دست آمده از مدل عددی و نتایج تجربی تطابق قابل قبولی را نشان داد. در مدل دو بعدی، توزیع سرعت بخار در مکانهای مختلف به دست آمد.
2013
11
22
101
108
https://jonsat.nstri.ir/article_340_9b39c869e96bcf246ce9907a306f8459.pdf